Персонал группы а и б по радиационной безопасности определение

Вопросы к экзаменам по радиационной безопасности

Вопросы к экзаменам по радиационной безопасности

1. Чем обеспечивается радиационная безопасность персонала?

2. Чем обеспечивается РБ населения?

3. Определение санитарно-защитной зоны.

4. Определение зоны наблюдения.

5. Определение зоны радиационной аварии.

6. Источник радионуклидный закрытый. Определение.

7. Источник радионуклидный открытый. Определение.

8. Персонал: группа А и группа Б. Определение.

9. Четыре категории объектов по потенциальной радиационной опасности. Определение.

10. Поставка, учет, хранение и перевозка источников излучения.

11. Вывод из эксплуатации радиационных объектов.

12. Работа с закрытыми источниками излучения.

13. Работа с открытыми источниками излучения.

14. Обращение с радиоактивными отходами.

15. Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения.

16. Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены.

17. Радиационная безопасность при радиационных авариях.

18. Медицинское обеспечение радиационной безопасности.

19. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях при нормальных условиях эксплуатации источников излучения.

20. Планируемое повышенное облучение.

21. Радиационная безопасность при проведении работ в экспериментальных залах реактора ИБР-2.

22. Основные источники радиационной опасности для персонала в экспериментальных залах ИБР-2.

23. Зоны радиационного воздействия.

24. Оргмероприятия при производстве работ в экспериментальных залах ИБР-2.

25. Технические средства обеспечения радиационной безопасности персонала при производстве работ в экспериментальных залах.

26. Порядок выполнения работ.

1. Чем обеспечивается радиационная безопасность персонала?

Радиационная безопасность обеспечивается:

• ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту, полу, состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и другим показателям;

• знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения;

• достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников излучения;

• созданием условий труда, отвечающих требованиям Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99);

• применением индивидуальных средств защиты;

• соблюдением установленных контрольных уровней;

• организацией радиационного контроля;

• организацией системы информации о радиационной обстановке;

• проведением эффективных мероприятий по защите персонала, при планировании повышенного облучения с случае угрозы и возникновении аварии.

1. Чем обеспечивается РБ населения?

Радиационная безопасность населения обеспечивается:

• созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99;

• установлением квот на облучение от разных источников излучения;

• организаций радиационного контроля;

• эффективностью планирования и проведения мероприятий по радиационной защите в нормальных условиях и в случае радиационной аварии;

• организацией системы информации о радиационной обстановке.

1. Определение санитарно-защитной зоны

Санитарно-защитная зона – территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения.

3.1. Вокруг радиационных объектов I и II категорий устанавливается санитарно-защитная зона, а вокруг радиационных объектов I категории – также и зона наблюдения. Санитарно-защитная зона для радиационных объектов III категории ограничивается территорией объекта, для радиационных объектов IV категории установления зон не предусмотрено.

3.2. В отдельных случаях по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, санитарно-защитная зона радиационных объектов I и II категорий может быть ограничена пределами территории объекта.

3.3. Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг радиационного объекта устанавливаются с учетом уровней внешнего облучения, а также величин и площадей возможного распространения радиоактивных выбросов и сбросов.

3.4. При расположении на одной площадке комплекса радиационных объектов санитарно-защитная зона и зона наблюдения устанавливаются с учетом суммарного воздействия объектов.

3.5. Внутренняя граница зоны наблюдения всегда совпадает с внешней границей санитарно-защитной зоны.

1. Определение зоны наблюдения

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

4.1. Вокруг радиационных объектов I и II категорий устанавливается санитарно-защитная зона, а вокруг радиационных объектов I категории – также и зона наблюдения. Санитарно-защитная зона для радиационных объектов III категории ограничивается территорией объекта, для радиационных объектов IV категории установления зон не предусмотрено.

4.2. В отдельных случаях по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, санитарно-защитная зона радиационных объектов I и II категорий может быть ограничена пределами территории объекта.

4.3. Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг радиационного объекта устанавливаются с учетом уровней внешнего облучения, а также величин и площадей возможного распространения радиоактивных выбросов и сбросов.

4.4. При расположении на одной площадке комплекса радиационных объектов санитарно-защитная зона и зона наблюдения устанавливаются с учетом суммарного воздействия объектов.

4.5. Внутренняя граница зоны наблюдения всегда совпадает с внешней границей санитарно-защитной зоны.

1. Определение зоны радиационной аварии

Зона радиационной аварии – территория, на которой установлен факт радиационной аварии.

1. Источник радионуклидный закрытый

Источник радионуклидный закрытый – источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения износа, на которые он расчитан.

1. Источник радионуклидный открытый

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

1. Персонал: группа А и группа Б

Персонал – лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

1. Четыре категории объектов по потенциальной радиационной опасности

9.1. К I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите.

9.2. У объектов II категории радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией санитарно-защитной зоны.

9.3. К III категории относятся объекты, радиационное воздействие при аварии которых ограничивается территорией объекта.

9.4. К IV категории относятся объекты, радиационное воздействие при аварии от которых ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения.

1. Поставка, учет, хранение и перевозка источников излучения

10.1. Поставка организациям источников излучения и изделий, содержащих их, проводится по заказам-заявкам. Поставка источников излучения, предназначенных для градуировки и проверки дозиметрической и радиометрической аппаратуры, проводится без специальных разрешений, если их характеристики соответствуют требованиям Правил.

10.2. Передача из одной организации в другую источников излучения указанных изделий с характеристиками, превышающими значения, указанные в п.1.8 Правил, производится с обязательной информацией органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора по месту нахождения как передающей, так и принимающей источники излучения организации.

10.3. Согласование и регистрация заказов-заявок на передачу источников излучения и изделий, их содержащих разрешается только для организаций, имеющих лицензию на деятельность в области обращения с источниками излучения.

10.4. Организация, получившая источники излучения, извещает об этом органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора в 10-ти дневный срок.

10.5. Эксплуатирующая организация обеспечивает сохранность источников излучения и должна обеспечить такие условия получения, хранения, использования и списания и учета всех источников излучения, при которых исключается возможность из утраты или бесконечного использования.

10.6. Лицо, назначенное ответственным за учет и хранение источников излучения, осуществляет регулирование их приема и передачи по установленным формам.

10.7. Все поступившие в организацию источники излучения должны учитываться в приходно-расходном журнале, а сопроводительные документы должны передаваться в бухгалтерию для оприходования.

10.8. Радионуклидные источники излучения учитываются по радионуклиду, наименованию препарата, фасовке и активности, указанным в сопроводительных документах. Приборы, аппараты и установки, в которых используются радионуклидные источники излучения, учитываются по наименованиям и заводским номерам с указанием активности и номера каждого источника излучения, входящего в комплект.

10.9. Генераторы короткоживущих радионуклидов учитываются по их наименованиям и заводским номерам с указанием номинальной активности материнского нуклида.

10.10. Устройства, генерирующие ионизирующее излучение, учитываются по наименованиям, заводским номерам и году выпуска.

10.11. Радионуклиды, полученные в организации с помощью генераторов, ускорителей, ядерных реакторов и т.п., учитываются по фасовкам, препаратам и активностям в приходно-расходном журниле.

10.12. Источники излучения выдаются ответственным лицом из мест хранения по требованиям с письменного разрешения руководителя организации или лица, им уполномоченного. Выдача и возврат источников излучения регистрируется в приходно-расходном журнале.

10.13. В случае увольнения (перевода) лиц, допущенных к работам с источниками излучения, администрация принимает по акту все числящиеся за ними источники излучения.

10.14. Ежегодно комиссия, назначенная руководителем организации, производит инвентаризацию радиоактивных веществ, радиоизотопных приборов, аппаратов, установок. В случае обнаружения хищений и потерь источников излучения администрации следует немедленно информировать вышестоящую организацию и органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

10.15. Источники излучения, не находящиеся в работе, должны храниться в специально отведенных местах или в оборудованных хранилищах обеспечивающих их сохранность и исключающих доступ к ним посторонних лиц. Активность радионуклидов, находящихся в хранилище, не должна превышать значений, указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении.

10.16. При создании временных хранилищ источников излучения вне территории организации, в том числе для гамма-дефектоскопических аппаратов, используемых в полевых условиях, необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора на соответствие условий работы с источниками излучения (физическими факторами воздействия на человека) санитарным правилам. Мощность дозы на наружной поверхности такого хранилища или его ограждения, исключающего доступ посторонних лиц, не должна превышать 1,0 мкГр/ч.

10.17. Временное хранилище упаковок с радиоактивными веществами на открытых площадках и общих складах транспортных организаций допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на соответствие санитарным правилам.

10.18. Специально оборудованные помещения-хранилища должны, как правило, размещаться на уровне нижних отметок здания (незатопляемый подвал, I этаж).

10.19. Отделка и оборудование помещения для хранения открытых источников излучения должны отвечать требованиям, предъявляемым к помещениям для работ соответствующего класса, но не ниже II класса.

10.20. Устройства для хранения радионуклидных источников излучения (ниши, колодцы, сейфы) должны быть сконструированы так, чтобы при закладке или извлечении отдельных источников излучения персонал не подвергался облучению от остальных источников излучения. Дверцы секций и упаковки с радиоактивными веществами (контейнеры и др.) должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку с указанием наименования радионуклида и его активности. Лицо, ответственное за учет и хранение источников излучения, должно иметь карту-схему их размещения в хранилище.

10.21. Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости, должны быть помещены в металлические или пластмассовые упаковки.

10.22. Радионуклиды, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров и аэрозолей, должны храниться в вытяжных шкафах, боксах, камерах с очистными фильтрами на вентсистемах, в закрытых сосудах, выполненных из несгораемых материалов, с отводом образующихся газов.

10.23. Хранилище должно быть оборудовано круглосуточно работающей вытяжной вентиляцией.

10.24. При хранении радиоактивных веществ с высокой активностью должна предусматриваться система их охлаждения. При хранении делящихся материалов должны быть обеспечены меры ядерной безопасности. При хранении легко воспламеняющихся или взрывоопасных материалов должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие из взрыво- и пожаро безопасность.

10.25. Радионуклидные источники излучения, непригодные для дальнейшего использования, должны своевременно списываться и сдаваться на переработку или захоронение. Копия акта о приеме источников излучения на захоронение передается в органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

10.26. Транспортирование радионуклидных источников излучения внутри помещений, а также на территории организации должно производиться в контейнерах и упаковках на специальных транспортных средствах, с учетом физического состояния источников излучения, их активности, вида излучения, габаритов и массы упаковки, с соблюдением условий безопасности.

10.27. Транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и ядерных материалов за пределами организации, должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение. Требования безопасности при транспортировании радионуклидных источников излучения за пределами организации регламентируются отдельными санитарными правилами.

1. Вывод из эксплуатации радиационных объектов

11.1. Решение о продлении срока эксплуатации или выводе радиационного объекта (источника излучения) их эксплуатации, а также выбор его варианта принимаются после комплексного обследования радиационного и технического состояния технологических систем и оборудования, строительных конструкций и прилегающей территории объекта.

11.2. На радиационных объектах I категории не позднее, чем за 5 лет до назначенного срока окончания эксплуатации, должен быть разработан детальный проект вывода из эксплуатации всего объекта или отдельной его части, согласованный с органами государственного надзора за радиационной безопасностью. Для объектов II категории проект вывода из эксплуатации должен быть разработан не позднее, чем за 3 года до окончания срока эксплуатации, а для объектов III категории за 1 год.

11.3. В проекте вывода радиационного объекта из эксплуатации должны быть предусмотрены мероприятия по обеспечению безопасности на различных этапах вывода его из эксплуатации: остановке, консервации, демонтаже, перепрофилировании, ликвидации или захоронении, а также при проведении ремонтных работ.

11.4. Проект вывода из эксплуатации должен содержать:

• подготовку необходимого оборудования для проведения демонтажных работ;

• методы и средства дезактивации демонтируемого оборудования;

• порядок утилизации радиоактивных отходов.

11.5. При выводе радиационного объекта из эксплуатации следует оценить ожидаемые индивидуальные и коллективные дозы облучения персонала и населения.

11.6. Работы по выводу радиационного объекта из эксплуатации должны выполняться специально подготовленным персоналом объекта или персоналом других организаций, имеющих соответствующую лицензию. В необходимых случаях подготовка персонала должна проводиться на макетах и тренажерах с имитацией основных операций предстоящих работ.

11.7. Вопрос о возможном продлении срока эксплуатации источников излучения должен решаться комиссией в составе представителей организации, использующей источник излучения, и органов государственного надзора за радиационной безопасностью, а при необходимости и представителей предприятия-изготовителя. В заключении комиссии определяются возможность, условия и срок дальнейшего использования источника излучения.

1. Работа с закрытыми источниками излучения

12.1. Использование закрытых источников излучения и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, регламентируется требованиями Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности, государственных стандартов и технической документации на источники излучения, имеющие санитарно-эпидемиологическое заключение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

12.2. Контроль герметически закрытых источников излучения должен проводиться в порядке и в сроки, установленные соответствующими стандартами и технической документацией на них. Не допускается использование закрытых источников излучения в случае нарушения из герметичности, а также по истечении установленного срока эксплуатации.

12.3. Устройство, в которое помещен закрытый источник излучения, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.

12.4. В нерабочем положении закрытые источники излучения должны находиться в защитных устройствах, а установки, генерирующие ионизирующие излучения должны быть обесточены.

12.5. Для извлечения закрытого источника излучения из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными приспособлениями. При работе с источником излучения, извлеченным из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником излучения, создающим мощность дозы более 2 мГр/ч* на расстоянии 1 м, – специальные защитные устройства (боксы, шкафы и др.) с дистанционным управлением.

* для нейтронных источников излучения регламентируются такие же численные эквивалентной дозы в м 3в/ч и мк 3в/ч.

12.6. Мощность дозы излучения от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов и других установок, действие которых основано на использовании радионуклидных источников излучения, не должно превышать 20 мкГр/ч на расстоянии 1 м от поверхности защитного блока с источником излучения. Для радиоизотопных приборов, предназначенных для использования в производственных условиях, мощность дозы излучения у поверхности блока с источником излучения не должно превышать 100 мкГр/ч, а на расстоянии 1 м от нее – 3 мкГр/ч.

12.7. Мощность дозы излучения от устройств, при работе которых возникает сопутствующее неиспользуемое рентгеновское излучения, не должна превышать 1 мкГр/ч на расстоянии 0,1 м от любой поверхности.

12.8. Требования по защите от рентгеновского излучения рентгенофлюорографических, рентгенодиагностических, рентгенотерапевтических аппаратов регламентируются специальными правилами.

12.9. При использовании установок (аппаратов), мощность дозы излучения от которых в рабочем положении и при хранении источников излучения не превышает 1 мкГр/ч на расстоянии 1м от доступных частей поверхности установки, специальные требования к помещениям не предъявляются.

12.10. Рабочая часть стационарных аппаратов и установок с неограниченным по направлению пучком излучения должна размещаться в отдельном помещении (преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания), материал и толщина стен, пола, потолка этого помещения при любых положениях источника излучения в смежных помещениях и на территории организации до допустимых значений.

12.11. Пульт управления таким аппаратом (установкой) должен размещаться в отдельном от источника излучения помещении. Входная дверь в помещение, где находится аппарат, должна блокироваться механизмом перемещения источника излучения или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала.

12.12. Помещения, где проводятся работы на стационарных установках с закрытыми источниками излучения, должны быть оборудованы системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников). Кроме того, должно быть предусмотрено устройство для принудительного дистанционного перемещения источника излучения в положение хранения в случае отключения энергопитания или в случае любой другой нештатной ситуации.

12.13. При подводном хранении закрытых источников излучения должны быть предусмотрены системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне, сигнализации об изменении уровня воды и повышении мощности дозы в рабочем помещении.

12.14. При работе с закрытыми источниками излучения специальные требования к отделке помещений не предъявляются. Исключения составляют помещения, в которых проводится перезарядка, ремонт и временное хранение демонтированных приборов и установок, которые должны быть оборудованы в соответствии с требованиями для работ с открытыми источниками III класса.

12.15. При использовании мощных радиационных установок и хранении закрытых источников излучения в количествах, приводящих к накоплению в воздухе рабочих помещений сверхнормативных концентраций токсических веществ, необходимо предусматривать приточновытяжную вентиляцию в соответствии с требованиями специальных санитарных правил.

12.16. При использовании приборов с закрытыми источниками излучения и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, вне помещений или в общих производственных помещениях должен быть исключен доступ посторонних лиц к источникам излучения и обеспечена сохранность источников.

12.17. В целях обеспечения радиационной безопасности персонала и населения следует:

• направлять излучение в сторону земли и туда, где отсутствуют люди;

• удалять источники излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;

• ограничивать время пребывания людей вблизи источников излучения;

• вывешивать знак радиационной опасности и предупредительные плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 м.

1. Работа с открытыми источниками излучения

13.1. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения разделяются по степени радиационной опасности на четыре группы в зависимость от минимально значимой активности (МЗА):

• Группа А – радионуклиды с минимально значимой активностью 103 Бк;

• Группа Б – радионуклиды с минимально значимой активностью 104 Бк и 105 Бк;

• Группа В – радионуклиды с минимально значимой активностью 106 Бк и 107 Бк;

• Группа Г – радионуклиды с минимально значимой активностью 108 Бк и более.

Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с приложением П-4 НРБ-99. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч, не приведенные в этом приложении, относятся к группе Г.

13.2. Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по таблице 1 в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте, при условии, что удельная активность превышает значение, приведенное в приложении П-4 НРБ-99.

Таблица 1

Класс работ открытыми источниками излучения

Класс работ	Суммарная активность на рабочем месте, приведенная к группе А, Бк
I класс	более 108
II класс	от 105 до 108
III класс	от 103 до 105

Примечание: 1. При простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа и т.п.) допускается увеличение активности на рабочем месте в 10 раз.

2. При простых операциях по получению (элюированию) и расфасовке из генераторов короткоживущих радионуклидов медицинского назначения допускается увеличение активности на рабочем месте в 20 раз. Класс работ определяется по максимальной одновременно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида.

3. Для предприятий, перерабатывающих уран и его соединения, класс работ определяется в зависимости от характера производства и регламентируется специальными правилами.

4. При хранении открытых источников излучения допускается увеличение активности в 100 раз.

1. Обращение с радиоактивными отходами

14.1. Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в положении П-2 НРБ-99.

К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, а при радионуклидном составе удельная активность больше:

• 100 кБк/кг – для источников бета-излучения;

• 10 кБк/кг – для источников альфа-излучения;

• 1,0 кБк/кг – для трансурановых радионуклидов.

К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99.

14.2 Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на 3 катагории – низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (таблица 2).

14.3. В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов таблицы 2 отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается наиболее высокое значение категории отходов.

Таблица 2

Классификация жидких и твердых отходов

Категория отходов	Удельная активность, кБк/кг
Бета-излучающие радионуклиды	Альфа-излучающие нуклиды	Трансурановые радионуклиды
Низкоактивные	менее 103	менее 102	менее 10
Среднеактивные	от 103 до 107	от 102 до 106	от 10 до 105
Высокоактивные	более 107	более 106	более 105

14.4. Система обращения с радиоактивными отходами в местах из образования определяется проектом для каждой организации, планирующей работы с открытыми источниками излучения. Проведение работ с радиоактивными веществами без наличия условий для сбора и временного хранения радиоактивных отходов не допускается.

14.5. Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения из активности до уровней, регламентируемых допустимым выбросом, после чего могут быть удалены в атмосферу.

14.6. Система обращения с жидкими и твердыми радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение.

14.7. Сбор радиоактивных отходов в организациях должен производиться непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:

• категории отходов;

• агрегатного состояния (жидкие, твердые);

• физических и химических характеристик;

• природы (органические, неорганические);

• периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток);

• взрыво- и огнеопасности;

• принятых методов переработки отходов.

14.8. Для сбора радиоактивных отходов в организации должны быть специальные сборники. Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов могут быть использованы пластиковые или бумажные мешки, которые затем загружаются в сборники-контейнеры. Места расположения сборников при необходимости должны обеспечиваться защитными приспособлениями для снижения излучения за из пределами до допустимого уровня.

14.9. Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма-излучения более 2 мГр/ч, должны использоваться специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение сборников отходов из колодцев и ниш необходимо производить с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала.

14.10. Жидкие радиоактивные отходы должны собираться в специальные емкости. Их следует, по возможности, концентрировать и отверждать в организации, где они образуются или специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами, после чего направлять на захоронение.

В организациях, где возможно образование значительного количества жидких радиоактивных отходов (более 200 л в день), проектом должна быть предусмотрена система спецканализации. В спецканализацию не должны попадать нерадиоактивные стоки.

14.11. Запрещается сброс жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-бытовую и ливневую канализацию, водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли.

14.12. Временное хранение радиоактивных отходов различных категорий в организации должно осуществляться в отдельном помещении, либо на специально выделенном участке, оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ II класса. Хранение радиоактивных отходов следует осуществлять в специальных контейнерах.

14.13. Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения активности до уровней, не превышающих приведенных в п.13.1 ОСПОРБ-99. После такой выдержки твердые отходы удаляются как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно-технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно-бытовую канализацию с учетом требований п.13.1. ОСПОРБ-99.

Сроки выдержки радиоактивных отходов с содержанием большого количества органических веществ (трупы экспериментальных животных и т.п.) не должны превышать 5 суток в случае, если не обеспечиваются условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах.

14.14. Транспортировка радиоактивных отходов должна проводиться в механически прочных геометрических упаковках на специально оборудованных транспортных средствах при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий и способов транспортировки санитарным правилам.

14.15. Детальный порядок обращения с радиоактивными отходами на всех этапах регламентируется специальными правилами.

1. Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения

15.1. Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.

Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.

15.2. Контроль с использованием индивидуальных дозиметров является обязательным для персонала группы А. Индивидуальный контроль за облучением персонала в зависимости от характера работ включает:

• измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне;

• измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;

• определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

• измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

• определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

15.3. Система радиационного контроля объектов I и II категорий должна использовать следующие технические средства:

• непрерывного контроля на основе стационарных автоматизированных технических средств;

• оперативного контроля на основе носимых и передвижных технических средств;

• лабораторного анализа на основе стационарной лабораторной аппаратуры, средств отбора и подготовки проб для анализа.

Автоматизированные системы должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации.

15.4. В помещениях, где ведутся работы с делящимися материалами в количествах, при которых возможно возникновение самопроизвольной цепной реакции деления, а также на ядерных реакторах и критических сборках и при других работах I класса, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, необходимо устанавливать приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал должен быть обеспечен аварийными дозиметрами.

15.5. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 59 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной дозы за весь период профессиональной работы.

15.6. Индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных в организациях. Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, должна передаваться на новое место работы, оригинал должен храниться на прежнем месте работы.

15.7. Лицам, командируемым для работ с источниками излучения, должна выдаваться заполненная копия индивидуальной карточки о полученных дозах облучения. Данные о дозах облучения прикомандированных лиц должны включаться и их индивидуальные карточки.

15.8. В организациях, проводящих работы с техногенными источниками излучения, администрацией должны устанавливаться контрольные уровни.

15.9. При установлении контрольных уровней следует исходить из принципа оптимизации с учетом:

• неравномерности радиационного воздействия во времени;

• целесообразности сохранения уже достигнутого уровня радиационного воздействия на данном объекте ниже допустимого;

• эффективности мероприятий по улучшению радиационной обстановки;

• при изменении характера работ перечень и числовые значения контрольных уровней подлежат уточнению.

При установлении контрольных уровней объемной и удельной активности радионуклидов в атмосферном воздухе и в воде водоемов следует учитывать возможное поступление их по пищевым цепочкам и внешнее излучение от радионуклидов, накопившихся на местности.

15.10. Результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. Превышения контрольных уровней должны анализироваться администрацией организации. О случаях превышения пределов доз для персонала, установленных НРБ (п.3.1.2.) или квот облучения населения, администрация организации информирует органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

1. Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены

16.1. Все работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, должны обеспечиваться средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ.

16.2. При работах с радиоактивными веществами в открытом виде I класса и при отдельных работах II класса персонал должен иметь комплект основных средств индивидуальной защиты, а также дополнительные средства в зависимости от уровня и характера возможного радиоактивного загрязнения.

Основной комплект средств индивидуальной защиты включает: спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), спецобувь, шапочку или шлем, перчатки, полотенца и носовые платки одноразовые, средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха).

При работах II класса и при отдельных работах III класса персонал должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, легкой обувью и при необходимости средствами защиты органов дыхания.

16.3. Средства индивидуальной защиты для работ радиоактивными веществами должны изготовляться из хорошо дезактивируемых материалов, либо быть одноразовыми.

16.4. Работающие с радиоактивными растворами и порошками, а также персонал, проводящий уборку помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами, кроме комплекта основных средств индивидуальной защиты, должны иметь дополнительно спецодежду из пленочных материалов с полимерным покрытием: фартуки, нарукавники, полухалаты, резиновую и пластиковую спецобувь.

16.5. Персонал, выполняющий работы по сварке или резке металла, загрязненного радионуклидами, должен быть снабжен специальными средствами индивидуальной защиты из искростойких хорошо дезактивируемых материалов.

16.6. Средства защиты органов дыхания (фильтрующие или изолирующие) необходимо применять при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений радиоактивными веществами (работа с порошками, выпаривание радиоактивных растворов и т.п.).

16.7. При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами (ликвидация аварий, ремонтные работы и т.п.) или применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, следует применять изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях – автономные изолирующие аппараты).

16.8. При переходах из помещений для работ более высокого класса в помещения для работ более низкого класса необходимо контролировать уровни радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты, а при переходе из 2-й в 3-ю зону необходимо снимать дополнительные средства защиты.

16.9. Загрязненные выше допустимых уровней спецодежда и белье должны направляться на дезактивацию в спецпрачечные. Смена основной спецодежды и белья должна осуществляться персоналом не реже 1 раза в 10 дней.

Дополнительные средства индивидуальной защиты (пленочные, резиновые, с полимерным покрытием) после каждого использования должны подвергаться предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или в другом специально отведенном месте. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает допустимый уровень, дополнительные средства индивидуальной защиты должны быть направлены на дезактивацию в спецпрачечную.

16.10. Следует исключить радиоактивное загрязнение личной одежды и обуви. В случае обнаружения такого загрязнения личная одежда и обувь подлежат дезактивации под контролем службы радиационной безопасности, а при невозможности ее очистки – захоронению.

16.11. В помещении для работ с радиоактивными веществами в открытом виде не допускается:

• пребывание сотрудников без необходимых средств индивидуальной защиты;

• прием пищи, курение, пользование косметическими принадлежностями;

• хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды, косметических принадлежностей и других предметов, не имеющих отношения к работе.

16.12. При выходе из помещений, где проводятся работы с радиоактивными веществами, следует проверить чистоту спецодежды и других средств индивидуальной защиты, снять их и при выявлении радиоактивного загрязнения направить на дезактивацию, а самому работнику – вымыться под душем.

16.13. Для приема пищи должно быть предусмотрено специальное помещение, оборудованное умывальником для мытья рук с подводкой горячей воды, изолированное от помещений, где ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде.

16.14. На радиационных объектах, где могут возникнуть случай радиоактивного загрязнения кожных покровов, должны использоваться в качестве средств из дезактивации препараты (моющие средства), эффективно удаляющие загрязнения и не увеличивающие поступление радионуклидов через кожу в организм. Последнее обстоятельство является определяющим при работах с высокотоксичными радионуклидами.

1. Радиационная безопасность при радиационных авариях

17.1. Система радиационной безопасности персонала и населения при радиационной аварии должна обеспечивать сведение к минимуму негативных последствий аварии, прежде всего – предотвращение возникновения детерминированных эффектов и минимизацию вероятности стохастических эффектов. При обнаружении радиационной аварии должны быть предприняты срочные меры по прекращению развития аварии, восстановлению контроля над источниками излучения и сведения к минимуму доз облучения и количества облученных лиц персонала и населения, радиоактивного загрязнения производственных помещений и окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных аварией.

17.2. В проектной документации каждого радиационного объекта должны быть определены возможные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или иных причин, которые могут привести к потере контроля над источниками излучения и облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению окружающей среды. Перечень возможных аварий для конкретных условий работы с источниками излучения согласовывается с органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

17.3. В проектной документации радиационных объектов I – II категорий должен быть раздел «Инженерно-технические мероприятия гражданской обороны. Мероприятия по предупреждению чрезвычайных ситуаций», включающий номенклатуру, объем и места хранения средств индивидуальной защиты, медикаментов, аварийного запаса радиометрических и дозиметрических приборов, средств дезактивации и санитарной обработки, инструментов и инвентаря, необходимых для проведения неотложных работ по ликвидации последствий радиационной аварии.

17.4. Администрация радиационных объектов I – II категорий обязана разработать, утвердить и согласовать с органами местного самоуправления, органами исполнительной власти, осуществляющими государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности, план мероприятий по защите персонала и населения в случае радиационной аварии. План должен содержать следующие основные разделы:

• прогноз возможный аварий на радиационном объекте с учетом вероятных причин, типов и сценариев развития аварии, а также прогнозируемой радиационной обстановки при авариях разного типа;

• критерии для принятия решений о проведении защитных мероприятий;

• перечень организаций, с которыми осуществляется взаимодействие при ликвидации аварии и ее последствий;

• организация аварийного радиационного контроля;

• оценка характера и размеров радиационной аварии;

• порядок введения аварийного плана в действие;

• порядок оповещения и информирования;

• поведение персонала при аварии;

• обязанности должностных лиц при проведении аварийных работ;

• меры защиты персонала при проведении аварийных работ;

• противопожарные мероприятия;

• мероприятия по защите населения и окружающей среды;

• оказание медицинской помощи пострадавшим;

• меры по локализации и ликвидации очагов (участков) радиоактивного загрязнения;

• подготовка и тренировка персонала к действиям в случае аварии.

17.5. На всех радиационных объектах должна быть «Инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях».

17.6. На производственных участках, в санпропускнике и здравпункте радиационного объекта должны находиться аптечки с набором необходимых средств первой помощи пострадавшим при аварии, а на объектах, где проводится работа с радиоактивными веществами и открытом виде, также и восполняемый запас средств санитарной обработки лиц, подвергшихся загрязнению.

17.7. В каждой организации, в которой возможна радиационная авария, должна быть предусмотрена система экстренного оповещения о возникшей аварии, по сигналам которой персонал должен действовать в соответствии с планом мероприятий по ликвидации радиационной аварии и должностными инструкциями.

17.8. Во всех случаях установления факта радиационной аварии администрация организации обязана проинформировать органы государственной власти, в том числе федеральные органы исполнительной власти, осуществляющие государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности, а также органы местного самоуправления.

17.9. Органы исполнительной власти субъекта РФ в соответствии с «Планом мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии» обеспечивают быстрое поступление данных о радиационной аварии специалистам в области радиационной защиты и их участие в информации населения о радиационной аварии, рекомендуемых способах и средствах защиты.

17.10. К проведению работ по ликвидации аварии и ее последствий должны привлекаться, прежде всего, члены специализированных аварийных бригад. При необходимости для выполнения этих работ могут быть привлечены лица предпочтительно из персонала старше 30 лет, не имеющие медицинских противопоказаний, при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Женщины могут быть допущены к участию в аварийных работах лишь в исключительных случаях.

17.11. Перед началом работ по ликвидации последствий аварии должен проводиться инструктаж персонала по вопросам радиационной безопасности с разъяснением характера и последовательности работ. При необходимости следует проводить предварительную отработку предстоящих операций.

17.12. Работы по ликвидации последствий аварии и выполнение других мероприятий, связанных с возможным переоблучением персонала, должны проводиться под радиационным контролем по специальному разрешению (допуску), в котором определяются предельная продолжительности работы, дополнительные средства защиты, фамилии участников и лица, ответственного за выполнение работ.

17.13. Регламентация планируемого повышенного облучения персонала при ликвидации аварии определяется разделом 3.2. НРБ-99. Планируемое повышенное облучение допускается для персонала радиационного объекта, участвующего в проведении аварийно-восстановительных работ, и специалистов аварийно-спасательных служб и формирований.

17.14. Порядок радиационного контроля определяется с учетом особенностей и условий выполняемых работ и согласовывается с органами, осуществляющими государственный надзор в области обеспечения радиационной безопасности.

17.15. Людей с травматическими повреждениями, химическими отравлениями или подвергшихся облучению в дозе выше 0,2 Зв, необходимо направлять на медицинское обследование и лечение. При радиоактивном загрязнении должна проводиться санитарная обработка людей и дезактивация загрязненной одежды.

17.16. При радиационной аварии с выбросом радионуклидов в окружающую среду, повлекшим за собой радиоактивное загрязнение обширных территорий, защита населения осуществляется в соответствии с критериями для принятия решений, приведенных в разделе 6 НРБ-99.

17.17. Ликвидация последствий аварии и расследование ее причин при необходимости проводится на федеральном, региональном, территориальном и объектовом уровнях в порядке, установленном законодательством РФ.

17.18. Органы и организации государственной санитарно-эпидемиологической службы должны принимать участи в выполнении следующих задач при расследовании и ликвидации последствий радиационной аварии:

• проведение предварительного радиационного контроля;

• выявление лиц, которые могли подвергнуться аварийному облучению;

• контроль за обеспечением радиационной безопасности лиц, принимающих участие в расследовании и ликвидации аварии;

• контроль за уровнями радиационного загрязнения производственной и окружающей среды;

• гигиеническая оценка радиационной обстановки и индивидуальных доз облучения и отдельных групп населения, а также лиц, принимавших участие в аварийных работах;

• оценка эффективности дезактивации и санитарной обработки;

• разработка предложений для органов исполнительно власти субъекта РФ и для организаций по защите персонала и населения с прогнозом радиационной обстановки;

• контроль за сбором, удалением и захоронением радиоактивных отходов.

17.19. Особые режимы проживания населения в зонах радиоактивного загрязнения, контроль за радиационной обстановкой на соответствующей территории, учет доз облучения населения устанавливаются органами исполнительной власти субъекта РФ по рекомендациям органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

17.20. На территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате радиационной аварии, должны осуществляться:

• радиационный контроль с оценкой доз облучения населения за счет радиоактивного загрязнения территории, если эта доза может превысить 10 мкЗв/год;

• радиационный контроль за другими основными видами облучения населения;

• оптимизированное снижение доз по всем основным видам облучения, если доза облучения населения за счет радиоактивного загрязнения территории превышает 1,0 мЗв/год;

• оптимизированные защитные мероприятия, не нарушающие нормальную жизнедеятельность населения, хозяйственное и социальное функционирование территории, если доза облучения за счет радиоактивного загрязнения территории превышает 0,1 мЗв/год, но не более 1,0 мЗв/год.

17.21. Администрация организации, осуществляющей хозяйственную деятельность на территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, обеспечивает условия работы, при которых облучение работников за счет радиоактивного загрязнения не превысит 5 мЗв/год. В организациях, где облучение работников за счет аварийного загрязнения превышает 1 мЗв/год, создается служба радиационной безопасности, которая осуществляет радиационный контроль и проводит мероприятия по снижению облучения работников в соответствии с принципом оптимизации. Порядок контроля согласовывается с органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

1. Медицинское обеспечение радиационной безопасности

18.1. Медицинское обеспечение радиационной безопасности персонала и населения, подвергающихся облучению, включает медицинские обследования (медосмотр), профилактику заболеваний, а в случае необходимости, лечение и реабилитацию лиц, у которых выявлены отклонения в состоянии здоровья.

18.2. Все работающие с источниками ионизирующего излучения (персонал группы А) должны проходить предварительные (при поступлении на работу) и периодические профилактические медицинские осмотры в соответствии со ст. 34 Федерального закона «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» в порядке, определяемом министерством здравоохранения РФ.

18.3. Работники, отказывающиеся от прохождения профилактических медицинских осмотров, не допускаются к работе.

18.4. При выполнении определенных видов деятельности в области использования атомной энергии в соответствии со ст. 27 Федерального законе «Об использовании атомной энергии» требования к проведению медицинских осмотров и психофизиологических обследований, перечень медицинских противопоказаний и перечень должностей, на которые распространены данные противопоказания, определяются Правительством РФ.

18.5. Лица, проживающие в населенных пунктах, для которых установлен статус зон радиоактивного загрязнения, проходят медицинское обследование в порядке, установленном законодательством.

18.6. В случаях, когда персонал может подвергаться воздействию других вредных факторов (физических, химических, биологических и др.), меры медицинской защиты должны проводиться с учетом суммарного воздействия всех вредных производственных факторов.

18.7. После проведения периодического профилактического медицинского осмотра целесообразно выделение групп диспансерного учета в соответствии с комплексом воздействующих неблагоприятных факторов.

18.8. При выявлении в состоянии здоровья лиц из персонала отклонений, препятствующих продолжению работы с источниками излучения, вопрос о временном или постоянном переводе этих лиц на работу вне контакта с ионизирующим излучением решается в каждом конкретном случае индивидуально, с учетом санитарно-гигиенической характеристики условий труда, стойкости и тяжести выявленной патологии, а также социальных мотивов.

18.9. При периодических медицинских осмотрах должны выявляться лица, требующие лечения, лица с высокой степенью риска возникновения радиационно-зависимых заболеваний, в отношении которых должна осуществляться система мер профилактики. Лица с выявленными заболеваниями должны быть направлены на амбулаторное или стационарное лечение, а при необходимости и на реабилитацию.

18.10. В медицинском учреждении, обслуживающем организацию, где проводятся работы с источниками излучения, на случай аварийного облучения должны быть:

• приборы радиационного контроля;

• средства дезактивации кожных покровов, ожогов и ран (при работах с радиоактивными веществами в открытом виде);

• средства ускорения выведения радионуклидов из организма;

• радиопротекторы.

18.11. Периодическое медицинское обследование лиц из персонала группы А после прекращения ими работы с источниками излучения проводятся в том же медицинском учреждении, что и во время указанных работ, или в другом медицинском учреждении ведомства, в котором они работали с источниками излучения.

18.12. Медицинское обслуживание лиц из населения, подвергшихся за год облучению в эффективной дозе более 200 мЗв или с накопленной дозой более 500 мЗв от одного из основных источников облучения, организуется территориальным управлением здравоохранения.

18.13. В целях оценки влияния ионизирующего излучения на здоровье персонала и населения министерством здравоохранения РФ ведется государственный радиационно-эпидемиологический регистр, порядок организации которого определяется Правительством РФ.

18.14. Причинно-следственные связи заболеваний, инвалидности или аварийного облучения устанавливаются экспертными советами и другими органами, определяемыми Правительством РФ.

18.15. Для укрепления здоровья персонала и населения, подвергшегося значительному облучению, следует включать в рацион питания пищевые добавки с антиканцерогенным и иммунопротекторным действием, рекомендованные к применению министерством здравоохранения РФ.

18.16. Необходимо также проводить интенсивную пропаганду здорового образа жизни, противодействовать распространению вредных привычек (курение, употребление алкоголя и др.).

1. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях при нормальных условиях эксплуатации источников излучения

19.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения.

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

• персонал (группы А и Б);

• все население, включая лиц из персонала, вне сферы условий их производственной деятельности.

19.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

• основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 3;

• допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.;

• контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечить условия. При которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 3

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз
Персонал группы А**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны ¼ значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категорий персонала приводятся только для группы А.

19.3. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части животе не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1мЗв.

Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину на работу не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня ее информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.

19.4. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значения, установленных для персонала группы Б.

1. Планируемое повышенное облучение

20.1. Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. таблицу 3) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

20.2. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе доя 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в таблице 3 допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора, облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значения эквивалентных доз по таблице 3 – только с разрешения федерального органа Госсанэпиднадзора.

20.3. Повышенное облучение не допускается:

• для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в таблице 3;

• для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работ с источниками излучения.

20.4. Лица, подвергшиеся облучения в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

20.5. Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться кА потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицами может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

1. Основные источники радиационной опасности персонала в экспериментальных залах ИБР-2

Основными источниками радиационной опасности для персонала в экспериментальных залах ИБР-2 являются:

• выведенные пучки нейтронов и гамма-излучение при работающем реакторе;

• гамма-излучение от зоны реактора при остановленном реакторе;

• наведенная активность оборудования и мишеней, находившихся в нейтронном пучке;

• наведенная активность и загрязнение оборудования бета- и гамма активными веществами за счет активации пыли.

1. Зоны радиационного воздействия в экспериментальных залах ИБР-2

Контролируемая зона – экспериментальные залы (на галерее и рабочих площадках пучков) при работающем и остановленном реакторе.

Зона специального допуска – помещение зоны вывода пучка, при закрытом шибере, при работающем и остановленном реакторе.

Зона запрета – помещение зоны вывода пучка, при открытом шибере, при работающем и остановленном реакторе.

1. Оргмероприятия при производстве работ в экспериментальных залах ИБР-2

Работы в экспериментальных залах сопряжены с радиационной опасностью для персонала, поэтому любые виды работ в зонах вывода пучков могут проводиться только по распоряжению административного лица (начальника отдела, сектора, группы).

Работы на выведенных пучках в объемах, предусмотренных инструкциями по радиационной безопасности при проведение эксперимента, проводятся по расписанию работ на пучках, подписанному начальниками научно-экспериментальных отделов и согласованному с главным инженером ИБР-2 и начальником группы № 2 ОРБ. Расписание утверждается заместителем директора лаборатории. В расписании для каждой физической установки (пучка) указывается время работы, ответственный экспериментатор и состав бригады, участвующей в выполнении эксперимента. Расписания работ хранится в течение 1 года в документах пульта ИБР-2. В расписании также приводится список сотрудников, осуществляющих техническое обслуживание экспериментов.

Ремонтные работы в зонах спецдопуска и работы, связанные с разборкой или демонтажем основных защитных средств, выполняются по наряду-допуску для работ с повышенной опасностью за исключением работ, выполняемых в порядке текущей эксплуатации в соответствии с перечнем работ от 08.09.80 г. Ремонтные работы в зонах вывода пучков выполняются по наряду-допуску.

Ответственный экспериментатор на каждом пучке назначается из числа опытных научных, инженерно-технических работников, имеющих достаточный стаж работы в радиационно-опасных условиях, аттестованных и допущенных к обслуживанию соответствующих физических установок. Лица, назначаемые ответственными экспериментаторами, определяются распоряжением по Лаборатории.

Ответственный экспериментатор несет ответственность за соблюдение всеми членами бригады мер общей и радиационной безопасности, их достаточность и соответствие характеру, месту и продолжительности выполняемых работ.

Членами бригады могут быть сотрудники Лаборатории и прикомандированные лица, прошедшие инструктаж на рабочем месте, прошедшие обучение и аттестацию на право работ в радиационно-опасных условиях и допущенные к обслуживанию соответствующих установок. Весь персонал во время работы в экспериментальных залах ИБР-2 должен иметь при себе средства индивидуального дозиметрического контроля, спецодежду и предусматриваемые инструкцией или нарядом дополнительные средства индивидуальной защиты и дозиметрического контроля.

Перед началом работ ответственный экспериментатор получает у начальника смены ИБР-2 ключ от пульта оперативного управления шибером (ПОУШ) и пульта оперативного управления заслонкой (ПОУЗ) под роспись в журнале учета работ на пучках, знакомится с особенностями режима работы реактора на период предстоящей работы. После этого начальник смены отдает распоряжение о подаче питания на соответствующий ПОУШ (ПОУЗ). С момента передачи ключа ответственность за радиационную безопасность на соответствующем пучке несет только ответственный экспериментатор (ответственный производитель работ).

Передача пучка от одного ответственного экспериментатора к другому в соответствии с расписанием работ должно проводиться через начальника смены с записью в журнале учета работ на пучках.

Шибер (заслонку) пучка имеют право открывать ответственный экспериментатор и члены бригады, имеющие право открытия шибера, оформленные распоряжением по Лаборатории. Не допускается открытие шибера с ПОУШ поручать другим членам бригады (сотрудникам Лаборатории или прикомандированному персоналу), не имеющим права открывать шибер. Передача права на ручное управление шибером через ПОУШ любого пучка должна быть согласована с начальником смены или лицом его замещающим по громкой связи. Начальник смены при необходимости может закрыть все шиберы, предварительно оповестив об этом по громкой связи.

По каналам технической связи и телефону ответственный экспериментатор и члены бригады могут отдать распоряжение на пульт реактора только о закрытии шибера. Открывать шибер с пульта реактора по распоряжениям экспериментаторов запрещается.

По окончании работ и при длительных перерывах в работе ответственный экспериментатор возвращает ключ ПОУШ начальнику смены реактора с записью в журнале регистрации работ на пучках. Ключ можно возвращать и в том случае, если в соответствии в действующей на установке инструкцией по эксплуатации в установке оставлены устройства, работающие в автоматическом режиме, или эксперимент продолжается без присутствия членов бригады. В этом случае ответственный экспериментатор или член бригады с правом управления шибером, покидая экспериментальный зал, в журнале учета работ на пульте реактора делает запись о характере продолжающихся работ и о передаче начальнику смены ИБР-2 права открытия шибера при сбросе и выходе реактора на мощность.

Резервные ключи от ПОУШ (ПОУЗ) и дверей в зоны спецдопуска должны храниться на пульте реактора в опечатанном виде. При утрате ключа следует произвести замену соответствующего замка. Изготовление новых ключей взамен утерянных не допускается. Категорически запрещается изготовление и применение самодельных ключей от ПОУШ или дверей в зоны вывода пучков.

На реакторе ИБР-2 осуществляется круглосуточный дозиметрический контроль. Дежурный дозиметрист входит в состав смены управления реактором. По всем вопросам, связанным с радиационной безопасностью, следует обращаться:

• к дежурному дозиметристу, пом. 402, тел. 64-950 и по громкой связи с переговорных устройств, обозначенных «Доз. пульт»;

• к начальнику смены, пом. 601, тел. 64-154.

Во время работы все члены бригады должны соблюдать требования действующих инструкций по радиационной безопасности и выполнять указания начальника смены реактора и сотрудников группы радиационного контроля.

При всех сомнениях и неясностях относительно радиационной обстановки ответственный экспериментатор и члены бригады должны прекратить работы в зоне спецдопуска и обратиться к группу радиационного контроля за разъяснениями. При срабатывании дозиметрической сигнализации (звуковой сигнал или красный свет светофора) необходимо немедленно всем членам бригады покинуть рабочее место до выяснения причин дежурным дозиметристом.

Уборка экспериментальных залов № 1 и № 2 проводится персоналом Отдела обслуживания при остановленном реакторе и при снятом напряжении с физических установок.

Уборка помещений зон вывода пучков и рабочих мест на физических установках производится под наблюдением и с разрешения ответственного за эксплуатацию установки.

1. Технические средства обеспечения радиационной безопасности персонала при производстве работ в экспериментальных залах ИБР-2

Основными техническими средствами, обеспечивающими радиационную безопасность персонала, являются:

• шибер, перекрывающий выведенный пучок;

• биологическая защита зон вывода пучков;

• ограждения и система электромеханических блокировок и дверных замков, исключающие попадание персонала в зоны запрета и открытие шибера во время работы персонала в зонах вывода пучка;

• средства звуковой и световой сигнализации об открытии шибера и о его состоянии;

• индивидуальные средства защиты: спецодежда и инструменты, соответствующие характеру выполняемых работ;

• приборы индивидуального дозиметрического контроля;

• пост выходного радиометрического самоконтроля и санитарный пропускник для дезактивации загрязненных участков тела работников и спецодежды;

• прибор для обнаружения загрязнений бета-, гамма-радиоактивными веществами и наведенной радиоактивности на выходе из санпропускника;

• непрерывный контроль радиационной обстановки на рабочих местах персонала в экспериментальных залах № 1 и № 2 и сигнализация (световая и звуковая) при превышении установленных уровней излучений;

• места для временного хранения радиоактивных деталей, материалов и оборудования. При оборудовании мест ля временного хранения должны быть приняты технические мероприятия, обеспечивающие достаточную защиту персонала и исключающие случайный доступ к активным материалам персонала или посторонних лиц и их сохранность.

Следует иметь в виду, что радиационную безопасность персонала обеспечивает только совокупность перечисленных технических средств. Поэтому ответственные экспериментаторы и члены бригады обязаны прекратить работы в зонах спецдопуска при отсутствии, технической неисправности или иной невозможности применения любого из перечисленных средств.

1. Порядок выполнения работ в экспериментальных залах ИБР-2

Вход в экспериментальные залы реактора ИБР-2 осуществляется через санпропускник здания117. Санпропускник является разделительной зоной и предназначен для переодевания, хранения личной одежды и спецодежды, санитарной обработки персонала.

В состав санпропускника входят:

• гардероб личной одежды;

• гардероб спецодежды;

• душевая;

• кладовые чистой и грязной спецодежды;

• радиометрический пост.

Перед входом в санпропускник необходимо:

• сдать пропуск на пост охраны;

• взять индивидуальный дозиметр ИФК-2,3 (кассету с детекторами ионизирующих излучений).

В санпропускнике необходимо:

• снять верхнюю одежду;

• надеть спецодежду (халат, шапочку, тапочки или сменную обувь);

• убедиться в наличии средств индивидуального дозиметрического контроля, основных и дополнительных средств индивидуальной защиты в соответствии с указанными в наряде-допуске и пройти в экспериментальный зал на рабочее место.

Если работа предстоит в зоне вывода пучка, перед началом работы необходимо закрыть шибер, извлечь из ПОУШ ключ от дверей, ведущих в зоны вывода пучка, и ключ от ПОУШ. Первый из них во время работы остается в открытых дверях, второй находится у ответственного экспериментатора (ответственного производителя работ).

Если работа предстоит в зонах вывода пучка с неизвестной радиационной обстановкой, перед началом работ на рабочее место следует пригласить дежурного дозиметриста, который производит измерения мощности дозы излучений на рабочем месте и сообщает ответственному экспериментатору о возможной продолжительности работ.

Перед началом работ с выведенным пучком ответственный экспериментатор или член бригады, имеющий право открывать шибер, обязан лично убедиться в отсутствии людей в зоне вывода пучка и в исправном состоянии биологической защиты, ограждений, дверей и дверных замков, предотвращающих проникновение людей в зону вывода пучка, и запереть дверь, ведущую в эту зону. Ключ от двери следует установить в приемное гнездо ПОУШ, после чего появляется техническая возможность открыть шибер.

Категорически запрещается открывать шибер при разобранных или неисправных защитах, ограждениях, дверях в зону вывода пучка, дверных замках, средствах предупредительной световой и звуковой сигнализации и при наличии людей в зоне вывода пучка.

Во время выполнения работ ответственному экспериментатору и членам бригады следует:

• выполнять только те работы и в тех местах, на которые получено разрешение;

• не допускать присутствия или участия в работах посторонних лиц;

• не находиться без необходимости в зонах с повышенной мощностью дозы излучений;

• не прикасаться незащищенными руками к узлам и деталям с наведенной активностью;

• при срабатывании предупредительной сигнализации (звонок, световая сигнализация) немедленно покинуть рабочее место и не возобновлять работу до выяснения радиационной обстановки;

• прекратить работы при повреждении индивидуальных средств защиты (перчатки, очки и др.).

В экспериментальных залах запрещается есть, пить, курить и применять косметические средства.

При перерывах в работе бригады для отдыха или приема пищи:

• ответственный экспериментатор (производитель работ) выводит людей из зон вывода пучка и запирает входную дверь;

• все члены бригады проходят дозиметрический контроль, в случае необходимости выполняют мероприятия по дезактивации рук и спецодежды;

• переодеваются в санпропускнике экспериментального зала и моют руки с мылом.

Не допускается возобновление работ в зоне вывода пучка после перерыва без присутствия или указания ответственного экспериментатора (производителя работ).

По окончании работ или в конце рабочего дня следует:

• убрать рабочее место;

• убрать радиоактивные отходы, узлы или детали в отведенные для них места хранения;

• проверить с участием дежурного дозиметриста загрязненность рабочего места и использованного инструмента, в случае необходимости произвести их дезактивацию;

• ответственному экспериментатору (производителю работ) следует лично убедиться в отсутствии людей в зонах вывода пучка, закрыть входную дверь и дверной ключ вернуть в приемное гнездо ПОУШ;

• всем членам бригады пройти дозиметрический контроль, снять спецодежду в санпропускнике и тщательно вымыть руки с мылом.

5. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Облучение (как химические и другие воздействия) может вызвать вредные изменения (мутации) в отдельных генах, в структуре хромосом или изменять нормальное число хромосом (в ядро клетки человека входит 23 пары хромосом, которые содержат 103 генов).

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья людей от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

Нормы радиационной безопасности НРБ-99относятся только к проблеме защиты человека от воздействия ионизирующего излучения.

В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

-персонал (группа А и Б);

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

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса

нормативов:

-основные пределы доз, приведенные в таблице 5.1;

-допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.д.;

-контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Контрольные уровни устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Основные пределы доз облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих обучение с использованием источников ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Облучение населения техногенными источниками при их нормальной эксплуатации ограничивается путем обеспечения сохранности источников ионизирующего излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников ионизирующего излучения.

		Таблица 5.1.
	Основные пределы доз
Нормируемые ве-	Дозовые пределы
личины	лица из персонала*	населения
	(группа А)
	20 мЗв в год в сред-	1 мЗв в год в среднем
	нем за любые по-	за любые последова-
Эффективная	следовательные	тельные 5 лет, но не
доза	5 лет, но не более	более 5 мЗв в год
	50 мЗв в год
Эквивалентная
доза за год:	150 мЗв	15 мЗв
в хрусталике**,	500 мЗв	50 мЗв
коже***,	500 мЗв	50 мЗв
кистях и стопах

* Дозы, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

**Относится к дозе на глубине 300мг/см2.

***Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2.

При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений АRn экв + 4,6×АTn экв не превышала 100 Бк/м3, а

мощность эффективной дозы гамма-излученияне превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ ч.

Удельная эффективная активность (Аэфф) естественных радионуклидов в строительных материалах, добываемых на их месторождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.) или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна превышать:

- для материалов, используемых во вновь строящихся

жилых и общественных зданиях (I класс):
Аэфф =АRa +1,3АTh +0,09АK ≤ 370 Бк/кг,	(5.1)

где АRa иАTh — удельные активностиRа-226иТh-232,находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого семейств,АK — удельная активностьК-40(Бк/кг);

-для материалов, используемых в дорожном строительстве

впределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс):

- для материалов, используемых в дорожном строительстве

вне населенных пунктов (III класс):
Аэфф ≤ 1,5 кБк/кг;	(5.3)
При 1,5 кБк/кг < Аэфф ≤ 4,0 кБк/кг (IV класс)	вопрос об

использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральным органом Госсанэпиднадзора.

При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не используются в строительстве.

При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год, не требуется проведение мероприятий по снижению ее радиоактивности.

Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей может быть дана по удельной суммарной альфа и бета активности, которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг, соответственно.

При возможном присутствии в воде 3H,14C,131I,210Pb,228Ra и232Th определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.

Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной для больного диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз, но используются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов.

Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно-опасныхобъектов. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками ионизирующего

излучения кроме тех, которые разрешены НРБ для использования без радиационного контроля (источники создающие при любых условиях обращения с ними индивидуальную годовую дозу не более 10 мкЗв; индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв; коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв,либо снижение коллективной дозы нецелесообразно исходя из оценки по принципу оптимизации, а также космическое излучение и внутреннее облучение за счет природного калия).

Радиационному контролю подлежат:

-радиационные характеристики источников, выбросов в атмосферу, жидких и твердых отходов;

-радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;

-радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным радиационным фоном;

-уровни облучения персонала и населения;

-источники медицинского облучения;

-природные источники.

Таблица 5.2. Допустимые уровни общего радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(мин×см2).

	Объект загрязнения			Альфа-активныенукли-	Бета-активные
					ды*		нуклиды
					отдельные**	прочие
	Неповрежденная	кожа,	2	2	200***
	спецбелье, полотенца, вну-
	тренняя поверхность лице-
	вых частей средств индиви-
	дуальной защиты
	Основная спецодежда, вну-	5	20	2000
	тренняя поверхность допол-
	нительных средств индиви-
	дуальной защиты, наружная
	поверхность спецобуви
	Поверхность	помещений	5	20	2000
	постоянного	пребывания
	персонала и находящегося
	в них оборудования
	Поверхность	помещений	50	200	10000
	периодического	пребыва-
	ния персонала и находяще-
	гося в них оборудования
	Наружная поверхность	до-	50	200	10000
	полнительных	средств	ин-
	дивидуальной защиты, сни-
	маемой в саншлюзах.
	Примечания: *Для поверхности	рабочих помещений	и оборудования,

загрязненных альфа-активнымирадионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение;

**К отдельным относятся альфа-активныенуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м3;

***Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для отдельных радионуклидов:

- для Sr-90+Y-90– 40 част/(см2*мин)

5.1. Нормы радиационной безопасности

В настоящее время для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения применяются Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), а также Санитарные правила (СП 2.6.1.758-99).

Санитарные правила НРБ-99 − это новое издание частично переработанных и дополненных НРБ-96.

Они являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона «О радиационной безопасности населения» − основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ИИ и другие требования по ограничению облучения человека.

Облучение − это воздействие на человека ИИ. Нормы распространяются на следующие виды воздействия ИИ на человека:

- при нормальной эксплуатации техногенных источников излучения,

- в результате радиационной аварии,

- от природных источников излучения,

- при медицинском облучении.

Требования по обеспечению радиационной безопасности (РБ) сформированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки эффективности.

Количественно суммарная доза измеряется следующими критериями:

Доза эффективная (Дэф) − величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий от облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы (Д экв.) в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (ВК органа).

Дэф= ΣД экв.* ВК орг.

Взвешивающие коэффициенты для органов и тканей при расчете эффективной дозы (ВК орг.) − множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей при возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады − 0,20

Костный мозг (красный) − 0,12

Легкие, желудок, толстый кишечник − 0,12

Печень, пищевод, щитовидная железа − 0,05

Грудная железа, мочевой пузырь − 0,05

Кожа, клетки костных поверхностей − 0,05

Остальное − 0,05

Доза эффективная (эквивалентная) годовая (Дэф) − 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). Нормами установлены категории облучаемых:

население − все лица, включая персонал, вне работы с источниками ионизирующего излучения;

персонал − лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

В них даны определения многим понятиям, в том числе:

радиационная безопасность населения − состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения;

предел дозы (ПД) − величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне;

предел годового поступления (ПГП) − допустимый 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.

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ИИ путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, науке и медицине.

Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в Нормах, составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение Международных основных норм безопасности, которые легли в основу Норм, надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риска возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экокомических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

Таблица 5

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз
Персонал (группа А)	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/г	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/г
Эквивалентная доза за год: - в хрусталике глаза - коже, кистях, стопах	150 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв

Примечание:

- допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам;

- основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А;

- основные пределы доз облучения не включают в себя дозы, полученной от природного и медицинского облучения, а также вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения;

- эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудвой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) 70 мЗв;

- при одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать установленных пределов доз;

- для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с ИИ, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за два месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину на работу, не связанную с ИИИ, со дня ее информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка;

- для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием ИИ, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б;

- лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Планируемое облучение персонала группы А выше указанных пределов доз при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения;

- планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет один раз за период их жизни лишь при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для их здоровья. Планируемое повышение облучения в эффективной дозе до 100 мЗв/год и эквивалентных дозах не более двукратных значений допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв/год и четырехкратных значений эквивалентных доз − только с разрешения федерального органа Госсанэпиднадзора.

Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с Дэф=200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с ИИ.

Лица, подвергшиеся облучению в Дэф более 200 мЗв в течение года при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год. Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с ИИ этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Эффективная доза облучения природными ИИ всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв/год в производственных условиях (любые профессии и производства, в том числе экипажи самолетов).

Основы радиационной безопасности 2 - Стр 2

11

10.Дозовые коэффициенты для легких и желудка. Их зависимость от

возраста.

11.Тканеэквивалентные дозиметры. Их применение. Погрешность определения дозы.

3. Нормирование дозовой нагрузки на человека

Принципы радиационной безопасности. «Нормы радиационной безопасности». Основные категории облучаемых лиц: персонал и население. Установленные пределы доз. Критическая группа населения. Радиационный контроль. Доза эффективная коллективная. Повышенное облучение при радиационной аварии.

Принципы радиационной безопасности сформулированы МКРЗ:

-непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

-запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

-поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

Основным нормативным документом по радиационной защите являются Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009.Они применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования Норм не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

-индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв; и

-коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел.-Зв,либо когда при коллективной дозе более 1чел.-Звоценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы;

-индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике глаза не более 15 мЗв.

Согласно НРБ-99/2009:для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1чел.-Звприводит к потенциальному ущербу, равному потере примерно 1чел.-годажизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1чел.-годажизни устанавливается отдельными документами федерального уровня в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

В соответствии с общепринятой в мире линейной беспороговой теорией зависимости риска стохастических эффектов от дозы, величина риска пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через линейные коэффициенты радиационного риска, приведенные в табл. 7.

Усредненная величина коэффициента риска, используемая для установления пределов доз персонала и населения, принята равной 0,05 Зв-1.

Уровень пренебрежимо малого риска составляет 10-6.

12

Таблица 7. Линейные коэффициенты радиационного риска

Облучаемая	Коэффициент риска	Коэффициент риска
группа	злокачественных	наследственных	Сумма,
населения	новообразований, ×10-2	эффектов,	×10-2 Зв-1
	Зв-1	×10-2 Зв-1
Все население	5,5	0,2	5,7
Взрослые	4,1	0,1	4,2

В условиях нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения пределы доз облучения в течение года устанавливаются исходя из следующих значений индивидуального пожизненного риска:

-для персонала – 1,0×10-3;

-для населения – 5,0×10-5.

При обосновании защиты от источников потенциального облучения в течение года принимаются следующие граничные значения обобщенного риска (произведение вероятности события, приводящего к облучению, и вероятности смерти, связанной с облучением):

-персонал - 2,0×10-4,год-1;

-население - 1,0×10-5,год-1.

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

-персонал (группы А и Б);

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

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов:

-основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 8;

-допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие.

Таблица 8. Основные пределы доз

Нормируемые	Пределы доз
величины*	персонал (группа А)**	Население
	20 мЗв в год в среднем за	1 мЗв в год в среднем за
Эффективная доза	любые последовательные	любые
	5 лет, но не более 50 мЗв	последовательные 5 лет,
	в год	но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за
год в хрусталике глаза***	150 мЗв	15 мЗв
коже****	500 мЗв	50 мЗв
кистях и стопах	500 мЗв	50 мЗв

Примечания:

*Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

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

***Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

13

**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2 . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик отбета-частиц.

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

НРБ-99/2009включают текстовой материал вместе с включенными в него таблицами, а также Приложения:

Приложение 1. Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала.

Приложение 2. Значения дозовых коэффициентов, пределов годового поступления с воздухом и пищей и допустимой объемной активности во вдыхаемом воздухе отдельных радионуклидов для критических групп населения.

Приложение 2а. Значения дозовых коэффициентов (мЗв/Бк) при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей с водой и уровни вмешательства УВ (Бк/кг) по содержанию отдельных радионуклидов в питьевой воде.

Приложение 3. Распределение соединений элементов по типам при ингаляции.

Приложение 4. Минимально значимые удельная активность радионуклидов (МЗУА) и активность радионуклидов в помещении или на рабочем месте (МЗА).

ВНРБ-99/2009приводятся значения ПГП и ДОА для персонала (Приложение 1), а также ПГП, ДОА (Приложение 2) и уровни вмешательства УВ для населения (Приложение 2а).

Внекоторых случаях допускается повышенное облучение персонала группы

Авыше установленных пределов доз (см. табл. 8) с целью предотвращения развития аварии или ликвидации ее последствий. Оно может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 8,

допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарноэпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 8 – допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологическийнадзор.

Повышенное облучение не допускается:

14

-для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 8;

-для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных

испасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Облучение природными источниками возможно как для персонала, так и для населения.

Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов изотопов радона (222Rn и220Rn) -218Po (RaA);214Pb (RaB);214Bi (RaC);212Pb (ThB);212Bi (ThC)

в единицах эквивалентной равновесной активности (для ПГП) и эквивалентной равновесной объемной активности ЭРОА (для ДОА) составляют:

ПГП: 0,10 ПRaA + 0,52 ПRaB + 0,38 ПRaC = 3,0 МБк 0,91 ПThB + 0,09 ПThC = 0,68 МБк

ДОА: 0,10 АRaA + 0,52 АRaB + 0,38 АRaC = 1200 Бк/м3 0,91 АThB + 0,09 АThC = 270 Бк/м3,

где Пi и Аi - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).

Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

-мощность эффективной дозы гамма-излученияна рабочем месте - 2,5

мкЗв/ч;

-ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м3;

-ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м3;

-удельная активность в производственной пыли урана-238,находящегося в

радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3 ;

-удельная активность в производственной пыли тория-232,находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, - 27/f, кБк/кг.

При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма

15

отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

Для населения допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, не устанавливается. Поэтому снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.

При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6ЭРОАTn не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозыгамма-излученияне превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых и общественных помещений ЭРОАRn + 4,6ЭРОАTn не должна превышать 200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозыгамма-излученияв помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), и готовой продукции не должна превышать:

- для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и

общественных зданиях (I класс):
Аэфф = АRa +1,3АTh +0,09АK 370 Бк/кг,	(12а)
где А и А	Th	- удельные активности 226Rа и232Тh, находящихся в
Ra
радиоактивном равновесии с остальными членами	уранового и ториевого

рядов, АK - удельная активностьК-40(Бк/кг);

- для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при

возведении производственных сооружений (II класс):
Аэфф 740 Бк/кг;	(12б)
- для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных
пунктов (III класс):
Аэфф 1500 Бк/кг	(12в)

При 1,5 кБк/кг < Аэфф ≤ 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно на основании санитарно-

эпидемиологического заключения федерального органа исполнительной власти,

уполномоченного осуществлять	государственный санитарно-эпидемиологический
надзор. При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не должны	использоваться в
строительстве.
Предварительная оценка	качества питьевой воды	по показателям

16

радиационной безопасности может быть дана по удельной суммарной альфа- (А ) и бета-активности(А ). При значениях А и А ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно, дальнейшие исследования воды не являются обязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых при этом радионуклидов в воде устанавливается в соответствии с санитарным законодательством .

Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:

где Аi – удельная активностьi-горадионуклида в воде, Бк/кг; УВi - соответствующие уровни вмешательства по Приложению 2а, Бк/кг, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.

При невыполнении указанного условия защитные мероприятия по снижению содержания радионуклидов в питьевой воде должны осуществляться с учетом

принципа оптимизации.
Уровень вмешательства УВ рассчитывается по уравнению
УВ = 0,0001/(ε·М)	(14)

где 0,0001 = 0,1·1 мЗв, 1 мЗв/год – допускаемая доза для населения в соответствии с табл. 8; ε – дозовый коэффициент для взрослого населения в соответствии с Приложением 2а; М – средняя масса питьевой воды для взрослых, равная 730 кг.

Критическим путем облучения людей за счет 222Rn, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности222Rn

в питьевой воде из подземных источников является обязательным.

При возможном присутствии в воде 3H,14C,131I,210Pb,228Ra и232Th (в зонах наблюдения радиационных объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.

НРБ-99/2099 требует ограничения медицинского облучения.Содержание этого раздела будет представлено ниже в разделе 5. Облучение населения.

Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения. Так как возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, то регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 8). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

При воздействии на население нескольких техногенных источников федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять

17

государственный санитарно-эпидемиологическийнадзор, устанавливаются величины воздействия для каждого источника с целью соблюдения основных пределов доз, указанных в табл. 8.

Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения, приведены в Приложении 2 НРБ-99/2009.

Критическая группа населения – группа лиц из населения (не менее 10 человек), 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 конкретного источника излучения.

Составы критической группы населения регулируются ОСПОРБ-99/2010и другими документами, определяющими проживание населения на территориях с повышенном облучением природными и техногенными источниками.

Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности как персонала, так и населения. Детали радиационного контроля приведены в ОСПОРБ 99/2010 и будут рассмотрены в последующих главах, но основные положения изложены в НРБ 99/2009.

Радиационному контролю подлежат:

-радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;

-радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;

-радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;

-уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие НРБ-99/2009.

Основными контролируемыми параметрами являются:

-годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 8);

-поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;

-объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах, строительных материалах и др.;

-радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

-доза и мощность дозы внешнего облучения;

-плотность потока частиц и фотонов.

Переход от измеряемых величин к нормируемым определяется методическими указаниями по проведению соответствующих видов радиационного контроля.

С целью оперативного радиационного контроля для всех параметров устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается

18

таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для выяснения причин этого превышения и разработки мероприятий по его устранению.

Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

-объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

-временем облучения t в течение календарного года;

-массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

-геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения. Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гражданами

при использовании источников ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, осуществляются в рамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения (ЕСКИД).

При планировании и проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятии решений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективности указанных мероприятий органами государственной власти, органами местного самоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, проводится оценка радиационной безопасности по следующим основным показателям:

-характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды;

-анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;

-вероятность радиационных аварий и их масштаб;

-степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;

-анализ доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;

-число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.

Эффективная коллективная доза – расчётная величина, введенная для

характеристики эффектов или ущерба для здоровья от облучения группы людей; единица — Зиверт·чел.

1.«Нормы радиационной безопасности». Их назначение, основные таблицы и применение.

2.Стохастические и соматические эффекты. Беспороговая концепция зависимости риска от величины дозы. Коэффициенты риска.

3.Основные принципы радиационной безопасности.

19

4.Категории облучаемых лиц. Основные пределы доз для нормальных условий эксплуатации источников ионизирующего излучения (ИИИ).

5.Планируемое повышенное облучение.

6.Облучение природными источниками. Строительные материалы.

7.Ограничение медицинского облучения.

8.Требования к питьевой воде.

9.Радиационная безопасность населения.

10.Критическая группа населения.

11. Радиационный контроль. Его задачи в различных условиях. 12. Эффективная коллективная доза.

4. Облучение персонала

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ. Требования к персоналу. Деление персонала на группы А и Б. Классы лабораторий и группы радиационной опасности. Понятия «минимально значимой активности» и «минимально значимой активности удельной». Определение класса работ. Меры радиационной безопасности в лаборатории. Защитная спецодежда. Вентиляция. Дозовые коэффициенты для различных типов соединений элементов при ингаляции. Объемная среднегодовая активность воздуха и предел годового поступления ПГППЕРС. Спецканализация и удаление отходов. Расчет эффективной мощности дозы в лаборатории.

Работа персонала и лабораторий с использованием ионизирующих источников излучения регулируется с помощью двух величин: МЗА и МЗУА, которые установлены в Приложении 4 к НРБ-99/2009:

Активность минимально значимая (МЗА) - активность 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.

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

Основы радиационного контроля представлены выше в разделе3.

Нормирование дозовой нагрузки на человека. Здесь же будут рассмотрены особенности радиационного контроля для персонала группы А.

Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров:

объемом вдыхаемого воздуха Vперс = 2,4 103 куб.м в год; время облучения tперс = 1700 ч в год; масса питьевой воды Mперс = 0.

В Приложении 1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс, допустимой среднегодовой объемной активности ДОАперс. В Приложение 1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с продуктами их

20

распада. Значения эквивалентной равновесной объемной активности ЭРОА для радона и торона приведены выше.

Расчет ПГПперс и ДОАперс проводится следующим образом. В табл. 8 приведена допустимая дозовая нагрузка на персонал – 20 мЗв или 0,020 Зв. Тогда

ПГПперс = 0,02/ε, где значения ε берутся из Приложения 1 кНРБ-99/2009,а некоторые из них приведены в табл. 6. Значения допустимой объемной активности

в воздухе ДОАперс = ПГПперс/ Vперс, которое приведено выше 2,4 103 куб.м в год. Требования по защите персонала и населения от вредного воздействия от всех

источников ионизирующего излучения регулируются «Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010».Утверждены Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 26.04.2010 N 40. Внесены изменения Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 16 сентября 2013 г. N 43. См. http://www.seogan.ru/osporb-99/2010-osnovnie-sanitarnie-pravila-obespecheniya-radiacionnoiy-bezopasnosti.html.

В ОСПОРБ-99/2010 имеется 6 основных глав и Приложения. Основные главы:

I. Область применения.

II. Общие положения.

III. Радиационная безопасность персонала и населения при эксплуатации техногенных источников излучения.

IV. Радиационная безопасность при медицинском облучении

V. Радиационная безопасность при воздействии природных источников излучения.

VI. Радиационная безопасность при радиационных авариях.

В ОСПОРБ-99/2010«по потенциальной опасности устанавливаются четыре категории объектов:

3.1.2.К I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите.

3.1.3.Во II категории объектов радиационное воздействие ограничивается территорией санитарно-защитнойзоны.

3.1.4.К III категории относятся объекты, радиационное воздействие при аварии которых ограничивается территорией объекта.

3.1.5.К IV категории относятся объекты, радиационное воздействие при аварии которых ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения».

Вокруг радиационных объектов I - III категорий устанавливается санитарнозащитная зона, а вокруг радиационных объектов I категории - также и зона наблюдения. Для радиационных объектов III категории санитарно-защитнаязона ограничивается территорией объекта, для радиационных объектов IV категории установления зон не предусмотрено.

«3.2.9. Размеры санитарно-защитнойзоны и зоны наблюдения вокруг радиационного объекта устанавливаются с учетом уровней внешнего облучения, а также величин и площадей возможного распространения радиоактивных выбросов

исбросов.

При расположении на одной площадке комплекса радиационных объектов санитарно-защитнаязона и зона наблюдения устанавливаются с учетом суммарного воздействия объектов.

---

Смотрите также

• 
  Ионизирующее излучение источники радиационной безопасности
• 
  Не могу отправить код безопасности в инстаграме
• 
  7 ключевых правил безопасности северсталь
• 
  Сп по пожарной безопасности русской парной
• 
  Правила безопасности в газовой и нефтяной
• 
  Люминесцентные знаки пожарной безопасности
• 
  Информационная безопасность в государственных органах
• 
  Отдел инспекций радиационной безопасности
• 
  Приказы по охране труда и технике безопасности
• 
  Охрана труда на предприятии и пожарная безопасность
• 
  Требования безопасности при эксплуатации грузоподъемных устройств