Контрольные уровни радиационной безопасности


Контроль радиационной безопасности

Контроль радиационной безопасности.

организация работ с источниками иониирующих излучений. Концепция защиты населения Республики Беларусь при авариях на ядерных физических установках. снижение дозовых нагрузок на организм

Широкое распространение и применение источников ионизирующего излучения в науке, промышленности, медицине и сельском хозяйстве диктует необходимость применения и постоянного совершенствования системы мер государственного и международного контроля обеспечения радиационной безопасности.

Мировая общественность проявляет серьезную озабоченность по поводу правового регулирования использования радиоактивных материалов, регламентации дозовых нагрузок на человека. Создан ряд межправительственных (МАГАТЭ, ЕВРАТОМ, ВОЗ, МОТ) и неправительственных (МКРЗ, ФИРЭ) международных организаций, на рекомендациях которых основано правовое регулирование использования источников ионизирующего излучения в различных странах. Основные экспертные органы:

1. МКРЗ (ICRP) — Международная комиссия по радиологической защите — независимый, неправительственный орган. Ее цель — установление основных принципов радиационной защиты и публикация соответствующих рекомендаций. Эти принципы и рекомендации образуют основу для регламентации облучения персонала и населения на национальном уровне с учетом научно-технического потенциала, социально-экономических и природных условий в этих странах. Этим занимаются национальные комиссии по радиологической защите — НКРЗ. Как правило, нормативно-правовая документация, издаваемая НКРЗ, по основным положениям не выходит за рамки рекомендаций МКРЗ и не противоречит им.

2. МАГАТЭ (IAEA) — Международное агентство по атомной энергии — это международная межправительственная организация для осуществления сотрудничества в использовании ядерной энергии в мирных целях. В настоящее время ее членами являются 122 государства, в том числе и Республика Беларусь. Агентство оказывает содействие в развитии ядерной инфраструктуры государств-членов путем передачи соответствующих данных, специальных знаний и технологий. Значительная часть деятельности агентства посвящена развитию ядерной энергетики, включая вопросы ее безопасности и обращения с отходами, проверке использования ядерных технологий исключительно для мирных целей. В середине 1994 г. была завершена работа над международной конвенцией о ядерной безопасности. Конвенция регулирует безопасность расположенных на суше гражданских атомных станций.

3. НКДАР ООН (UNSCEAR) — Научный комитет по действию атомной радиации, образованный Генеральной Ассамблеей ООН в 1955 г. Он предназначен для сбора, изучения и распространения информации по наблюдавшимся уровням ионизирующего облучения и радиоактивности (естественной и антропогенной) окружающей среды, а также по последствиям такого облучения для человека и окружающей среды.

Для предотвращения появления детерминированных эффектов облучения и сведения к минимуму вероятности появления соматико-стохастических последствий необходимо ограничивать дозы внешнего и внутреннего облучения персонала, отдельных лиц из населения и всего населения при применении, хранении и транспортировке радиоактивных веществ, использовании ядерных реакторов, ускорителей заряженных частиц, рентгеновских аппаратов и других источников ионизирующих излучений. Система радиационной безопасности предприятия призвана обеспечивать уменьшение радиоактивного загрязнения окружающей среды и снижение дозовых нагрузок на людей до соответствующих порогов.

Радиационная безопасность — это состояние защищенности настоящего и будущих поколений людей от вредного воздействия ионизирующих излучений. Обеспечение радиационной безопасности населения предусматривает проведение комплекса мероприятий (административных, технических, санитарно-гигиенических и других мероприятий), ограничивающих облучение различных категорий населения в пределах допустимых порогов и обеспечивающих снижение радиоактивного загрязнения окружающей среды до наиболее низких уровней, достигаемых приемлемыми для общества средствами (с учетом социальных и экономических факторов).

В настоящее время все страны, использующие атомную энергию, имеют национальные нормативные документы, регламентирующие обеспечение радиационной безопасности, базирующиеся на рекомендациях МКРЗ.

Основной документ, регламентирующий облучение различных категорий населения в Республике Беларусь - Закон «О радиационной безопасности населения» № 122 от 5 января 1998г. с соответствующими изменениями и дополнениями. Он определяет основы правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности населения; направлен на создание условий, обеспечивающих охрану жизни и здоровья людей от вредного воздействия ионизирующего излучения. В законе продекларированы основные принципы обеспечения радиационной безопасности при практической деятельности – принцип нормирования, принцип обоснования, принцип оптимизации (ст. 3); определены функции государства в области обеспечения радиационной безопасности (гл. 2, ст. 5) и регламентированы, соответственно, вопросы государственного управления, надзора и контроля, в т.ч. ст. 8 устанавливает основные допустимые пределы доз облучения персонала и населения на территории Республики Беларусь в результате воздействия источников ИИ. Закон регламентирует общие требования по обеспечению радиационной безопасности в условиях нормальной эксплуатации ИИИ и в случае радиационной аварии. Законом определены права и обязанности граждан и общественных объединений в области обеспечения радиационной безопасности, предусмотрена ответственность за невыполнение или нарушение требований по обеспечению радиационной безопасности. Выполнение требований Закона «О радиационной безопасности населения» регламентируется двумя основополагающими документами: НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-2000) и ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ОСП-2002).

НРБ-2000 и ОСП-2002 базируются на трех основных принципах обеспечения радиационной безопасности:

  1. Не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников излучения (принцип нормирования);

  2. Исключение всякого необоснованного облучения: 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);

  3. Снижение дозы излучения до возможно низкого уровня: 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). Доза должна быть настолько низкой, насколько это возможно и достижимо с учетом социально-экономического и научного потенциала страны.

Нормирование радиационного воздействия осуществляется дифференцированно для разных категорий облучаемых лиц. Категория облучаемых лиц — это условно выделяемая группа населения, отличающаяся по степени контакта с ионизирующим излучением.

Законом РБ «О радиационной безопасности населения» и НРБ-2000 установлены 2 категории облучаемых лиц:

  1. персонал (профессиональные работники), т. е. лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с ИИИ (пример: врач-рентгенолог, лаборант радиоизотопной лаборатории).

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

Уровень облучения лиц этих категорий определяется по критической группе. Критическая группа — небольшая по численности группа лиц из населения (не менее 10 человек) однородная по одному или нескольким признакам — условиям проживания, возрасту, полу, социальным или профессиональным условиям, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения.

Для категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов:

  1. основные пределы доз (ПД);

  2. 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;

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

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.

Уровень контрольный — значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды. Контрольные уровни устанавливаются администрацией учреждения и учитывают достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивают условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого. Контрольные уровни, принятые в учреждении, всегда ниже допустимых уровней.

Основные пределы доз облучения приведены в таблице 4-1. Основные пределы доз не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) — 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) — 70 мЗв.

Таблица 4-1

Основные пределы доз

Нормируемые величины*

Пределы доз

Персонал

Население

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза**

Коже***

Кистях и стопах

150 мЗв

500 мЗв

500 мЗв

15 мЗв

50 мЗв

50 мЗв

Примечания: * Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. ** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2. *** 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 от бета-частиц.

В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных НРБ-2000, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются методическими указаниями республиканского органа санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь.

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

  • индивидуальную годовую эффективную 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 когда при коллективной дозе более 1 чел.-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Требования Норм не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

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.

Ограничение облучения населения осуществляется регламентацией или контролем следующих параметров:

  • радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды (воды, воздуха, пищевых продуктов и т.п.);

  • радиационной безопасности технологических процессов, которые могут привести к загрязнению радионуклидами объектов окружающей среды;

  • доз облучения, полученных при проведении медицинских диагностических и лечебных процедур;

  • техногенно-повышенного фона, обусловленного строительными материалами, химическими удобрениями, сжиганием органического топлива и т.п.;

Регламентация и контроль за облучением населения — компетенция Министерства здравоохранения Республики Беларусь, и осуществляются они на основе информации ведомств и служб Государственного санитарного надзора.

В НРБ-2000 для населения предусмотрено ограничение природного облучения, обусловленного суммарным воздействием дочерних продуктов радона и торона. 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 не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений 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 дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

В соответствии с законом Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» одним из элементов обеспечения радиационной безопасности населения республики является создание и эффективное функционирование единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения, в рамках которой осуществляется контроль и учет индивидуальных доз облучения населения при проведении медицинских рентгенологических исследований. Этот вид радиационного воздействия определяет более 40–50 % дополнительно к фоновому облучению населения. В ст. 15 Закона «О радиационной безопасности населения» указано, что при медицинском облучении не должны превышаться установленные нормативы, должны использоваться средства защиты пациентов, врач должен проинформировать пациента о дозе облучения и возможных последствиях, пациент имеет право отказаться от медицинских рентгенорадиологических процедур. Эти положения находят дальнейшее развитие в 10 главе НРБ-2000 и 23 главе ОСП-2002.

В соответствии с постановлением Совета Министров Республики Беларусь «О единой государственной системе контроля и первичного учета индивидуальных доз облучения» организация контроля и первичного учета индивидуальных доз облучения при проведении рентгенологических исследований осуществляется администрацией лечебного учреждения.

Во избежание необоснованного переоблучения пациентов рекомендуются допустимые контрольные уровни для трех категорий обследуемых, нуждающихся в рентгенологической помощи разной степени. В зависимости от цели и показаний к проведению рентгенодиагностических исследований выделяют три категории пациентов: АД, БД, ВД. Отнесение обследуемых лиц к той или иной категории определяет индивидуальную предельную дозу, устанавливаемую по значению эффективной дозы.

Категория АД — пациенты, которым рентгенодиагностические исследования назначаются в связи с наличием или подозрением онкологического заболевания, а так же в ургентной практике (травмы, кровотечения и др.). Для этой категории дозовый контрольный уровень рекомендован таким образом, чтобы облучение не могло вызвать непосредственных лучевых поражений.

Категория БД — пациенты, которым рентгенодиагностические исследования проводятся по клиническим показаниям с целью установления (уточнения) диагноза или выбора тактики лечения при заболеваниях неонкологического характера. Для этой категории дозовый контрольный уровень рекомендован в 10 раз ниже, чем для категории АД, для предотвращения риска появления стохастических (соматических и генетических) последствий облучения.

Категория ВД — пациенты, которым рентгенодиагностические исследования проводятся с профилактической целью, а также периодические исследования после радикального лечения по поводу злокачественных опухолей. В категорию ВД также включены группы риска: работающие во вредных условиях, связанных с воздействием ионизирующих излучений, с предопухолевыми заболеваниями (фиброаденоматоз, лейкоплакия и др.).

Величины дозовых контрольных уровней, рекомендуемых для пациентов при рентгенодиагностических исследованиях, приведены в таблице 4-2.

Таблица 4-2

Категории пациентов

Рекомендуемый дозовый контрольный уровень, эффективная доза, мЗв/год

АД

150

БД

15

ВД

1,5

Допускается многократное обследование пациентов в течение года при условии, что суммарное значение эффективной дозы не превысит рекомендуемого контрольного уровня для данной категории. Рентгенодиагностические исследования не проводятся (за исключением жизненных медицинских показаний) женщинам, относящимся к категориям БД и ВД в период установленной или возможной беременности и детям до 15 лет, относящимся к категории ВД.

Необходимо отметить, что гигиеническое нормирование действия ионизирующих излучений на организм человека в странах бывшего Советского Союза основано на пороговой концепции. Вся философия и концепция радиационной защиты МКРЗ, национальных комитетов и экспертных комиссий экономически развитых европейских стран и США построена на понятии допустимого приемлемого риска. Основной постулат предложенной концепции: «Фактически, абсолютная безопасность невозможна. Поэтому необходимо определить не безопасные уровни облучения, а установить — какой безопасный уровень является достаточно безопасным». Таким образом, основной принцип радиационной защиты в соответствии с концепцией допустимого риска состоит в следующем: поддержание риска на обоснованно оцененном приемлемом уровне и означает безопасность. Категория приемлемого (допустимого) риска определяется в основном социально-экономическими, психологическими, нравственно-этическими и политическими факторами. Снижение же радиационного риска (как впрочем и другие виды антропогенных рисков) ниже значения, оцененного как социально приемлемое, наносит совершенно очевидный вред обществу в связи с косвенными необоснованными затратами, связанными с ужесточением регламентов. Однако сами величины дозовых пределов в странах бывшего Советского Союза не выходят за рамки рекомендаций МКРЗ.

ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ОСП-2002) являются документом, регламентирующим требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ИИ, на которые распространяется действие НРБ-2000. Выполнение требований ОСП-2002 обеспечивает непревышение установленных основных пределов доз. ОСП-2002 регламентируют требования к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при эксплуатации техногенных и природных источников ИИ и радиационных авариях. В частности:

  • требования к размещению и проектированию радиационных объектов, зонированию территорий;

  • правила организации работ с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений;

  • правила обращения с радиоактивными веществами и отходами;

  • требования к дезактивации помещений и оборудования;

  • мероприятия по предупреждению и ликвидации радиационных аварий;

  • правила использования средств индивидуальной защиты и личной гигиены;

  • порядок проведения радиационного контроля.

Основные требования безопасности при работе с источниками ионизирующего излучения зависят от типа используемого на предприятии источника: закрытый или открытый источник ионизирующего излучения.

Закрытый источник — радионуклидный источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Кроме радионуклидных источников к закрытым источникам ионизирующего излучения относят устройства, генерирующие ионизирующее излучение (например, рентгеновский аппарат).

При работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения человек подвергается только внешнему облучению.

Открытый источник — радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду. При работе с открытыми источниками ионизирующего излучения возможно загрязнение окружающей среды и попадание радионуклидов внутрь организма, поэтому человек подвергается не только внешнему, но и внутреннему облучению.

Все работы с открытыми радиоактивными веществами подразделяются на три класса. Класс работ устанавливается в зависимости от:

  • степени радиационной опасности нуклида как потенциального источника внутреннего облучения (по степени радиационной опасности в зависимости от минимально значимой активности нуклиды делятся на четыре группы — А, Б, В, Г);

  • фактической активности источника на рабочем месте.

Классом работ определяются требования к размещению, набору и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками. Наиболее жесткие требования по обеспечению радиационной безопасности предъявляются для помещений с первым классом работ. Все объекты, использующие источники ионизирующего излучения, находятся на учете в органах Государственного санитарного надзора и МЧС РБ (департамент по ядерной и радиационной безопасности – Госатомнадзор).

Радиационный дозиметрический контроль (контроль за соблюдением допустимых уровней облучения и индивидуальный дозиметрический контроль) проводится службой радиационной безопасности, либо специально выделенным лицом.

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-2000.

Основными контролируемыми параметрами являются:

  • годовая эффективная и эквивалентная дозы;

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

  • объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и других;

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

  • доза и мощность дозы внешнего излучения;

  • плотность потока частиц и фотонов.

При возникновении опасности повышенного, по сравнению с естественным фоном, облучения отдельных контингентов населения в результате радиационной аварии Министерство здравоохранения устанавливает временные дозовые пределы и допустимые уровни облучения населения для данного региона и участвует в выработке необходимых организационных мероприятий по обеспечению радиационной безопасности на данных территориях.

В настоящее время на планете работает более 400 атомных электростанций (АЭС), строится еще более 100. Кроме того, действует большое число отдельных ядерных реакторов. При выработке атомной энергии в них накапливается огромное количество радиоактивных веществ, образующихся при физическом распаде ядер атомов топлива. Поэтому именно реакторы и являются в первую очередь потенциальным источником радиационной опасности. К 1987 году в мире зарегистрированы 284 серьезные атомные аварии на АЭС, которые сопровождались выбросом в окружающую среду радиоактивных материалов.

Наряду с этим инциденты периодически возникают и в радиохимическом производстве, только на предприятиях бывшего СССР их произошло более 250, а самые тяжелые из них те, которые связаны с возникновением самоподдерживающейся цепной реакции. К 1994 году в США было 9 таких происшествий, в России — 7 (наиболее значительные из них на ПО «Маяк» в Челябинске–65, Сибирском химическом комбинате в Томске–7, горно-химическом комбинате в Красноярске–26).

studfiles.net

13.2. Контрольные уровни радиационных факторов

ПОСТАНОВЛЕНИЕ Главного государственного санитарного врача РФ от 28-12-2005 36 ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНИТАРНЫХ ПРАВИЛ СП 2-6-12040-05... Актуально в 2018 году

13.2.1. С целью оперативного контроля за радиационной обстановкой, предотвращения превышения основных пределов доз персонала и населения, закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности и обеспечения дальнейшего снижения уровней облучения персонала и населения, а также радиоактивного загрязнения окружающей среды на атомном судне устанавливаются контрольные уровни (далее - КУ) для всех контролируемых параметров.

Учитывая то обстоятельство, что поступление радионуклидов в организм персонала при нормальной радиационной обстановке практически отсутствует, а в случае ухудшения радиационной обстановки должно быть предотвращено своевременным использованием СИЗ органов дыхания, контрольное годовое поступление радионуклидов может не устанавливаться.

13.2.2. Перечень и числовые значения КУ разрабатываются СРБ в соответствии с условиями работы, согласовываются с органами, осуществляющими госсанэпиднадзор, и утверждаются капитаном атомного судна. При согласовании значений КУ в орган госсанэпиднадзора представляются обоснования и расчеты, подтверждающие непревышение предела дозы.

13.2.3. При установлении КУ радиационных факторов учитывается неравномерность радиационного воздействия во времени.

Если воздействие радиационного фактора относительно равномерно в течение всего года, КУ устанавливаются ниже допустимых уровней.

В тех случаях, когда время радиационного воздействия значительно меньше использованного при расчетах допустимых уровней, а снижение уровня радиационного фактора связано с существенными трудностями, КУ могут превышать допустимые уровни, установленные НРБ-99 и ОСПОРБ-99 (при условии непревышения годового предела дозы).

13.2.4. КУ устанавливаются на рабочих местах и в помещениях КЗ, ЗКД, ЗСвР атомного судна. Выбор мест (точек), в которых устанавливаются КУ, проводится с учетом расположения источников излучения и загрязнения, а также мест пребывания персонала.

13.2.5. Основными этапами разработки системы КУ являются:

- сбор, обобщение и анализ фактических данных о радиационной обстановке и дозах облучения;

- проведение специальных дозиметрических и радиометрических измерений (при необходимости);

- определение типичных вариантов радиационной обстановки и основных радиационных факторов для каждого этапа работ;

- определение перечня устанавливаемых КУ;

- уточнение фактического и планируемого времени работы персонала в условиях воздействия радиационных факторов на каждом этапе и за год в целом;

- установление, согласование и утверждение КУ радиационных факторов.

13.2.6. Во всех случаях КУ устанавливаются настолько низкими, насколько это практически возможно. При этом необходимо исходить из обязательного непревышения ранее достигнутых низких значений радиационных факторов.

Любое превышение КУ является основанием для немедленного выяснения причин ухудшения радиационной обстановки, принятия мер по их устранению, а также для разработки и осуществления дополнительных организационно-технических мероприятий по предотвращению в будущем подобных случаев.

При превышении КУ доз облучения персонала на отдельном этапе работ или месячных доз облучения принимаются меры по снижению доз облучения за последующие месяцы текущего года.

13.2.7. Для планирования и организации контроля профессионального облучения вводятся контрольные уровни эффективной дозы и эквивалентной дозы облучения отдельных органов (при необходимости):

- уровень исследования (далее - У_и), равный максимальному значению дозы, накопленной за операцию, для данной профессиональной группы, которое может иметь место при нормальном течении технологического процесса и достигнутом уровне защищенности;

- уровень действия (далее - У_д), равный квоте от годового предела дозы для персонала, устанавливаемой для данной профессиональной группы на данную операцию с учетом непревышения годового предела дозы.

13.2.8. Для различных радиационных факторов также устанавливаются соответствующие уровень исследования и уровень действия.

Для проникающего излучения устанавливаются:

- У_и, равный максимальному значению мощности дозы, которая может иметь место при нормальном течении технологического процесса;

- У_д, исходя из непревышения У_д дозы для данной операции (с учетом многофакторности воздействия), а также проектного уровня для данного оборудования или помещения (при его наличии).

Для аэрозолей в помещениях судна и на выбросе вентиляционного канала устанавливаются:

- У_и, равный максимальному значению объемной активности аэрозолей воздуха, которая может иметь место при нормальном течении технологического процесса и достигнутом уровне защищенности;

- У_д, превышение которого свидетельствует о серьезном нарушении технологического процесса (по опыту эксплуатации атомного судна). Для радиоактивного загрязнения устанавливаются:

- У_и, равный максимальному значению загрязнения, которое может иметь место при нормальном течении технологического процесса и достигнутом уровне защищенности;

- У_д, превышение которого свидетельствует о серьезном нарушении технологического процесса (по опыту эксплуатации) и который не может быть выше приведенного в таблице 8.9 НРБ-99.

Для объемной активности выбрасываемой газовой смеси системы газа высокого давления после разбавления рекомендуется У_д устанавливать равным 400 кБк/м3.

13.2.9. При превышении У_и для одного или нескольких радиационных факторов проводится исследование причин превышения и, при необходимости, проводятся мероприятия по улучшению радиационной обстановки.

При превышении У_д мероприятия по защите персонала, улучшению радиационной обстановки и восстановлению нормального течения технологического процесса проводятся в обязательном порядке.

13.2.10. КУ годовых доз внешнего облучения определяются на основании данных о фактических и расчетных дозах. Расчет доз производится исходя из значений КУ мощности эквивалентной дозы излучения и планируемого времени работы (пребывания) персонала в условиях воздействия радиационных факторов. КУ доз устанавливаются для различных профессиональных групп персонала, определяемых в зависимости от условий облучения.

13.2.11. КУ содержания радионуклидов в организме устанавливается для лиц, работающих в условиях возможного радиоактивного загрязнения воздуха, на основании результатов контроля внутреннего облучения.

13.2.12. КУ устанавливаются на срок не более трех лет. По истечении этого срока, а также при изменении характера (технологии) работ, времени воздействия радиационных факторов, существенных изменениях радиационной обстановки КУ должны уточняться и корректироваться по согласованию с органами, осуществляющими госсанэпиднадзор.

После ликвидации последствий радиационных аварий, если фактические значения радиационных факторов превышают ранее установленные КУ, необходимо разработать новые КУ.

www.zakonprost.ru

5.8. Требования к контролю за выполнением норм радиационной безопасности

Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектиро- вания радиационно опасных объектов. 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.

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;

•  уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих норм.

Основными контролируемыми параметрами являются:

•  годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 10);

•  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 т.д.;

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

•  доза и мощность дозы внешнего облучения;

•  плотность потока частиц.

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

С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы были гарантированы непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитываются 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.

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 системы контроля индивидуальных доз (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 ионизирующе- го 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.

Результаты этой оценки ежегодно заносятся в радиационногигиенические паспорта организаций и территорий и представляются в порядке, установленном Правительством Российской Федерации.

Государственный надзор за выполнением норм радиационной безопасности осуществляют федеральные органы исполнительной власти, уполномоченные осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, и другие органы, уполномоченные Правительством Российской Федерации в соответствии с действующими нормативными актами.

Контроль за соблюдением норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой органи- зации. Контроль за облучением населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации.

При возникновении радиационной аварии:

•  контроль за ее развитием, защитой персонала в организации и аварийных бригад осуществляется администрацией этой организации;

•  контроль за облучением населения осуществляется местными органами власти и государственного надзора за радиационной безопасностью.

Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на администрацию органов и учреждений здравоохранения.

Контрольные вопросы

1. Каковы дозовые пределы для лиц из населения, персонала категории А, персонала категории Б?

2. Какие основные факторы предопределяют радиотоксичность радионуклидов?

3. Сформулируйте понятие «эффективный период», используемое для характеристики скорости исчезновения радионуклида из организма.

4. Каковы требования к защите от облучения природными источниками в производственных условиях?

5. Каковы требования по ограничению облучения населения природными источниками?

6. Каковы требования по ограничению медицинского облучения населения?

7. Каковы требования по ограничению облучения персонала при радиационных авариях?

8. Каковы требования по ограничению облучения населения в условиях радиационных аварий?

studfiles.net

Контрольная работа: Основные принципы обеспечения радиационной безопасности

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности

Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», НРБ-99 и действующими санитарными правилами.

Контроль за реализацией основных принципов должен осуществляться путем проверки выполнения следующих требований:

1. Принцип обоснования должен применяться на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий и утверждении нормативно-технической документации на использование источников излучения, а также при изменении условий их эксплуатации (приложение 1).

В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. При этом в качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Однако мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, должны проводиться в обязательном порядке.

2. Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных НРБ-99), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов

В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.

3. Принцип нормирования, требующий непревышения установленных Федеральным законом «О радиационной безопасности населения» и НРБ-99 индивидуальных пределов доз и других нормативов радиационной безопасности, должен соблюдаться всеми организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.

4. Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными НРБ-99, вводится система дополнительных производных нормативов от пределов доз в виде допустимых значений: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.

Поскольку производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для однофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то их использование должно быть основано на условии непревышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.

5. Для предупреждения использования установленного для населения предела дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество должны применяться квоты на основные техногенные источники облучения.

Обоснование значений квот должно содержаться в проектах радиационных объектов. Рекомендации по установлению квот приведены в приложении 2.

Оценка состояния радиационной безопасности

1. Оценка действующей системы обеспечения радиационной безопасности в организации и в каждом регионе должна основываться на следующих основных показателях, предусмотренных Федеральным законом «О радиационной безопасности населения»:

— характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды;

— анализе обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;

— вероятности радиационных аварий и их масштабе;

— степени готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;

— анализе доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;

— числе лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.

2. Все вышеуказанные показатели необходимо представить в радиационно-гигиенических паспортах организаций и территорий, характеризующих уровень обеспечения радиационной безопасности работников данной организации или населения территории, которые разработаны и утверждены в порядке, установленном Правительством Российской Федерации.

3. Анализ данных, приведенных в радиационно-гигиенических паспортах организаций и территорий, следует проводить путем сопоставления их с требованиями НРБ-99 и настоящих Правил, с данными предыдущих лет и с аналогичными показателями других организаций и территорий.

4. Для оценки состояния радиационной безопасности используется показатель радиационного риска. В наибольшей степени этот риск характеризует суммарная накопленная эффективная доза от всех источников излучения. Значимость каждого источника излучения следует оценивать по его вкладу в суммарную эффективную дозу.

Пути обеспечения радиационной безопасности

1. Радиационная безопасность на объекте и вокруг него обеспечивается за счет:

— качества проекта радиационного объекта;

— обоснованного выбора района и площадки для размещения радиационного объекта;

— физической защиты источников излучения;

— зонирования территории вокруг наиболее опасных объектов и внутри них;

— санитарно-эпидемиологической оценки и лицензирования деятельности с источниками — условий эксплуатации технологических систем; излучения;

— санитарно-эпидемиологической оценки изделий и технологий;

— наличия системы радиационного контроля;

— планирования и проведения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при нормальной работе объекта, его реконструкции и выводе из эксплуатации;

— повышения радиационно-гигиенической грамотности персонала и населения.

2. Радиационная безопасность персонала 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, а также ограничением времени работы с источниками излучения;

— созданием условий труда, отвечающих требованиям НРБ-99 и настоящих Правил;

— 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 в случае угрозы и возникновении аварии.

3. Радиационная безопасность населения обеспечивается:

— созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям НРБ-99 и настоящих Правил;

— установлением квот на облучение от разных источников излучения;

— организацией радиационного контроля;

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

— организацией системы информации о радиационной обстановке.

4. При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала и населения следует исходить из следующих основных положений:

— индивидуальные дозы должны в первую очередь снижаться там, где они превышают допустимый уровень облучения;

— мероприятия по коллективной защите людей в первую очередь должны осуществляться в отношении тех источников излучения, где возможно достичь наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах;

— снижение доз от каждого источника излучения должно, прежде всего, достигаться за счет уменьшения облучения критических групп для этого источника излучения.

5. Применение радиоактивных веществ в различных областях хозяйства путем их введения в вырабатываемую продукцию (независимо от физического состояния продукции) разрешается при наличии санитарно- эпидемиологического заключения, выдаваемого федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Общие требования к контролю за радиационной безопасностью

1. Радиационный контроль охватывает все основные виды воздействия ионизирующего излучения на человека, перечисленные в п. 1.3 НРБ-99.

2. Целью радиационного контроля является получение информации об индивидуальных и коллективных дозах облучения персонала, пациентов и населения при всех условиях жизнедеятельности человека, а также сведений о всех регламентируемых величинах, характеризующих радиационную обстановку.

3. Объектами радиационного контроля являются:

— персонал групп А и Б при воздействии на них ионизирующего излучения в производственных условиях;

— пациенты при выполнении медицинских рентгенорадиологических процедур;

— население при воздействии на него природных и техногенных источников излучения;

— среда обитания человека.

4. Контроль за радиационной безопасностью в организации, где планируется обращение с источниками излучения, разрабатывается на стадии проектирования. В разделе «Радиационный контроль» определяются виды и объем радиометрического и дозиметрического контроля, перечень необходимых радиометрических и дозиметрических приборов, вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов и точек постоянного и периодического контроля, состав необходимых помещений, а также штат работников, осуществляющих радиационный контроль. На проект необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Контроль за радиационной безопасностью, определенный проектом, уточняется в зависимости от конкретной радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории, и согласовывается с органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

5. В организации, в зависимости от объема и характера работ, производственный контроль за радиационной безопасностью осуществляется специальной службой или лицом, ответственным за радиационную безопасность, прошедшим специальную подготовку.

6. Производственный контроль за радиационной безопасностью в организации, где происходит облучение работников природными источниками излучения в дозе более 1 мЗв в год, также осуществляется специальной службой или лицом, ответственным за радиационную безопасность.

7. Порядок проведения производственного контроля за радиационной безопасностью специальной службой (или лицом, ответственным за радиационную безопасность), определяющий ее задачи с учетом особенностей и условий выполняемых ею работ, согласовывается с органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

8. Радиационный контроль организаций и территорий предусматривает проведение контроля и учета индивидуальных доз облучения работников (персонала) и населения. Регистрация доз облучения персонала и населения должна проводиться в соответствии с единой государственной системой контроля и учета доз облучения.

9. Средства измерений должны применяться по назначению и периодически проходить поверку, калибровку и сличение в установленном порядке.

10. Анализ результатов производственного контроля за радиационной безопасностью осуществляется в каждой организации и результаты оценки ежегодно заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий.

11. Данные контроля за радиационной безопасностью используются для оценки радиационной обстановки, установления контрольных уровней, разработки мероприятий по снижению доз облучения и оценки их эффективности, ведения радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий.

12. Для лиц, у которых накопленная доза от одного из основных видов облучения (по п. 1.3 НРБ-99) превышает 0,5 Зв, должна, по возможности, проводиться реконструкция (восстановление) доз от остальных видов облучения.

Поставка, учет, хранение и перевозка источников излучения

1. Поставка организациям источников излучения и изделий, содержащих их, проводится по заказам-заявкам (рекомендуемая форма указана в приложении 5). Поставка источников излучения, предназначенных для градуировки и поверки дозиметрической и радиометрической аппаратуры, проводится без специальных разрешений, если их характеристики соответствуют требованиям п. 1.8 Правил.

2. Передача из одной организации в другую источников излучения и 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.

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

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

5. Эксплуатирующая организация обеспечивает сохранность источников излучения и должна обеспечить такие условия получения, хранения, использования и списания с учета всех источников излучения, при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования.

6. Лицо, назначенное ответственным за учет и хранение источников излучения, осуществляет регулирование их приема и передачи по установленным формам (приложения 6 — 8).

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

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.

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

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

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

10. Источники излучения выдаются ответственным лицом из мест хранения по требованиям с письменного разрешения руководителя организации или лица, им уполномоченного (приложение 6). Выдача и возврат источников излучения регистрируется в приходно-расходном журнале

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

11. Расходование радионуклидов, используемых в открытом виде, оформляется внутренними актами, составляемыми исполнителями работ с участием лиц, ответственных за учет и хранение источников излучения и за производственный радиационный контроль. Акты утверждаются администрацией организации и служат основанием для учета движения радиоактивных веществ (приложение 8).

12. 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, органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

13. 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.

14. При создании временных хранилищ вне территории организации, в т.ч. 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.

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

15. Специально оборудованные помещения-хранилища должны, как правило, размещаться на уровне нижних отметок здания (незатопляемый подвал, 1 этаж).

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

17. 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 радионуклидами (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.

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

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

Хранилище должно быть оборудовано круглосуточно работающей вытяжной вентиляцией.

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 их взрыво- и пожаробезопасность.

19. Радионуклидные источники излучения, не пригодные 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.

20. Транспортирование радионуклидных источников 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.

21. Транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и ядерных материалов за пределами организации, должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение (приложение 9). Требования безопасности при транспортировании радионуклидных источников за пределами организации регламентируются отдельными санитарными правилами.

22. Уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств не должны превышать значений, приведенных в таблице 3.5.1.

Допустимые уровни

радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, част/(см2 х мин)

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

| | Вид загрязнения |

| |———————————————————————————————————————————————————|

|Объект загрязнения | Снимаемое | Неснимаемое |

| | (нефиксированное) | (фиксированное) |

| | | |

| |—————————————————————————|—————————————————————————|

| | Альфа- | Бета- | Альфа- | Бета- |

| | активные | активные | активные | активные |

| |радионуклиды|радионуклиды|радионуклиды|радионуклиды|

|———————————————————|————————————|————————————|————————————|————————————|

|Наружная | Не | Не | Не | 200 |

|поверхность |допускается |допускается |регламенти- | |

|охранной тары | | руется | |

|контейнера | | | | |

|———————————————————|————————————|————————————|————————————|————————————|

|Наружная | Не | Не | Не | 200 |

|поверхность |допускается |допускается |регламенти- | |

|вагона-контейнера | | | руется | |

|———————————————————|————————————|————————————|————————————|————————————|

|Внутренняя | 1,0 | 100 | Не | 2000 |

|поверхность | | |регламенти- | |

|охранной тары | | руется | |

|контейнера | | | | |

|———————————————————|————————————|————————————|————————————|————————————|

|Наружная | 1,0 | 100 | Не | 2000 |

|поверхность | | |регламенти- | |

|транспортного | | | руется | |

|контейнера | | | | |

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

3.6. Вывод из эксплуатации радиационных объектов (источников излучения)

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

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.

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.

4. Проект вывода из эксплуатации радиационного объекта должен содержать:

— подготовку необходимого оборудования для проведения демонтажных работ;

— методы и средства дезактивации демонтируемого оборудования;

— порядок утилизации радиоактивных отходов.

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

6. Работы по выводу радиационных объектов 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, имитирующих основные операции предстоящих работ.

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 комиссией определяются возможность, условия и срок дальнейшего использования источника излучения.

www.ronl.ru


Смотрите также