ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ОСПОРБ-99). САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА. СП 2.6.1.799-99 (утв. Минздравом РФ 27.12.1999)


Утверждаю
Главный государственный
санитарный врач
Российской Федерации
Г.Г.ОНИЩЕНКО
27 декабря 1999 года
Дата введения -
1 июля 2000 года
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА
ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
(ОСПОРБ-99)
САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА
СП 2.6.1.799-99
1. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99 разработаны творческим коллективом специалистов Российской Федерации и Республики Беларусь в составе:
от Российской Федерации - д.м.н. Иванов Е.В. (руководитель), Баранов И.В., к.м.н. Батова З.Г., д.м.н. Голиков В.Я., Епихин А.И., к.м.н. Ермолина Е.П., к.м.н. Иванов С.И., Козлов Е.П., к.т.н. Константинов Ю.О., к.т.н. Кочетков О.А., д.т.н. Крисюк Э.М., Лебедев В.И., д.т.н. Либерман А.Н., к.м.н. Монастырская С.Г., Панфилов А.П., Перминова Г.С., д.м.н. Рамзаев П.В., Симаков А.В., к.х.н. Тихонова А.И., Филиппов М.П., Филиппова С.А., д.м.н. Цыб А.Ф., д.т.н. Шамов В.П., Шамов О.И., Яновская Н.С.
от Республики Беларусь - Васильева И.П., д.м.н. Кенигсберг Я.Э., д.м.н. Тернов В.И.
2. Утверждены Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 27 декабря 1999 г.
3. С введением настоящих основных санитарных правил ОСП-72/87 отменяются.
4. ОСПОРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации Минюстом России, поскольку носят нормативно - технический характер и новых правовых норм не содержат (письмо Минюста России от 01.06.2000 N 4214-ЭР).
Федеральный закон
"О санитарно - эпидемиологическом благополучии
населения" N 52-ФЗ от 30.03.99
"...Государственные санитарно - эпидемиологические правила и нормативы - нормативные правовые акты, устанавливающие санитарно - эпидемиологические требования (в том числе критерии безопасности и (или) безвредности факторов среды обитания для человека, гигиенические и иные нормативы), несоблюдение которых создает угрозу жизни или здоровью человека, а также угрозу возникновения и распространения заболеваний..." (Статья 1).
"Критерии безопасности и (или) безвредности условий работ с источниками физических факторов воздействия на человека, в том числе предельно допустимые уровни воздействия, устанавливаются санитарными правилами" (Статья 27).
"Соблюдение санитарных правил является обязательным для граждан, индивидуальных предпринимателей и юридических лиц" (Статья 39).
"За нарушение санитарного законодательства устанавливается дисциплинарная, административная и уголовная ответственность" (Статья 55).
Федеральный закон
"О радиационной безопасности населения"
N 3-ФЗ от 09.01.96
"Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения" (Статья 1).
"Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов" (Статья 22).
1. Область применения
1.1. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (далее - правила) устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения (далее - источников излучения), на которые распространяется действие НРБ-99.
1.2. Правила являются обязательными для исполнения на территории Российской Федерации всеми юридическими лицами, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администрации субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.
1.3. Правила распространяются на все организации, проектирующие, добывающие, производящие, хранящие, использующие, транспортирующие, перерабатывающие и захоранивающие радиоактивные вещества и другие источники излучения, организации, осуществляющие монтаж, ремонт и наладку приборов, установок и аппаратов, действие которых основано на использовании ионизирующего излучения, и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, а также организации, от деятельности которых зависит уровень облучения людей природными источниками излучения, и организации, выполняющие работы на территории, загрязненной радиоактивными веществами.
1.4. Правила являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации, реконструкции, перепрофилировании и выводе из эксплуатации радиационных объектов.
1.5. Настоящими правилами должны руководствоваться в своей работе органы исполнительной власти, уполномоченные осуществлять государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности (далее - органы надзора за радиационной безопасностью), специальные службы, осуществляющие контроль за безопасностью.
1.6. Нормативные правовые акты в области обеспечения радиационной безопасности, принимаемые федеральными органами исполнительной власти, органами исполнительной власти субъектов Российской Федерации, органами местного самоуправления, решения юридических лиц по указанным вопросам, государственные стандарты, строительные нормы и правила, правила охраны труда, ветеринарные правила не должны противоречить положениям настоящих правил.
1.7. Источники излучения подлежат обязательному учету и контролю. От радиационного контроля и учета полностью освобождаются:
- электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение с максимальной энергией не более 5 кэВ;
- другие электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение, в условиях нормальной эксплуатации которых мощность эквивалентной дозы в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от поверхности аппаратуры не превышает 1,0 мкЗв/ч;
- продукция, товары, содержащие радионуклиды, на которые имеется санитарно - эпидемиологическое заключение органов государственного санитарно - эпидемиологического надзора о том, что создаваемые ими дозы облучения не могут превышать значения, приведенные в п. 1.4 НРБ-99.
1.8. Организациям, индивидуальным предпринимателям, осуществляющим деятельность в области обращения с источниками излучения, необходимо иметь специальное разрешение (лицензию) на право проведения этих работ, выданное органами, уполномоченными на ведение лицензирования.
Разрешение на работу с источниками излучения не требуется в случаях, если:
- используются продукция, товары, перечисленные в п. 1.7 правил;
- на рабочем месте: удельная активность радионуклидов меньше минимально значимой удельной активности (МЗУА), или активность радионуклида в открытом источнике излучения меньше минимально значимой активности (МЗА), приведенных в приложении П-4 НРБ-99, или сумма отношений активности радионуклида к их табличным значениям меньше 1, а в организации: общая активность радионуклидов в открытых источниках излучения не превышает более чем в 10 раз МЗА или сумму отношений активности разных радионуклидов к их табличным значениям, приведенным в приложении П-4 НРБ-99;
- мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 м от поверхности закрытого радионуклидного источника излучения, не превышает 1,0 мкЗв/ч над фоном. При этом должна быть обеспечена надежная герметизация находящихся внутри устройства радиоактивных веществ, а его нормативно - техническая документация иметь санитарно - эпидемиологическое заключение органов государственного санитарно - эпидемиологического надзора.
2. Нормативные ссылки
В настоящих правилах нашли отражение следующие нормативные документы.
2.1. Федеральный закон "О санитарно - эпидемиологическом благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99.
2.2. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" N 3-ФЗ от 09.01.96.
2.3. Международные Основные Нормы Безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений, принятые совместно: Продовольственной и сельскохозяйственной организацией Объединенных Наций; Международным агентством по атомной энергии; Международной организацией труда; Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития; Панамериканской организацией здравоохранения и Всемирной организацией здравоохранения (серия безопасности N 115), 1996.
2.4. Нормы радиационной безопасности НРБ-99: СП 2.6.1.758-99.-М.: Минздрав России, 1999.
2.5. Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно - гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов: Руководство Р 1.1. 004-94. - М.: Госкомсанэпиднадзор России, 1994.
3. Термины и определения
Применительно к настоящим правилам приняты следующие термины и определения.
3.1. Авария радиационная проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.
3.2. Активность (A) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:
dN
A = --,
dT
где:
dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк).
Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри
10
(Ки) составляет 3,7 x 10 Бк.
3.3. Активность минимально значимая (МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов государственной санитарно - эпидемиологической службы на использование этих источников, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности.
3.4. Активность минимально значимая удельная (МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов государственной санитарно - эпидемиологической службы на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.
3.5. Активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:
A A
Am = - Av = -
m V
Единица удельной активности - беккерель на килограмм, Бк/кг.
Единица объемной активности - беккерель на метр кубический,
Бк/куб. м.
3.6. Активность эквивалентная равновесная объемная (ЭРОА)
222 220
дочерних продуктов изотопов радона - Rn и Rn - взвешенная
сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов
218 214 214 212
изотопов радона - Po (RaA); Pb (RaB); Bi (RaC); Pb
212
(ThB); Bi (ThC) соответственно:
(ЭРОА) Rn = 0,10 ARaA + 0,52 ARaB + 0,38 ARaC
(ЭРОА) Tn = 0,91 AThB + 0,09 AThC,
где:
Ai - объемные активности дочерних продуктов изотопов радона.
3.7. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования настоящих правил.
3.8. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR) - используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов
Фотоны любых энергий .................................... 1
Электроны и мюоны любых энергий ......................... 1
Нейтроны с энергией менее 10 кэВ ........................ 5
от 10 кэВ до 100 кэВ .............................. 10
от 100 кэВ до 2 МэВ ............................... 20
от 2 МэВ до 20 МэВ ................................ 10
более 20 МэВ ....................................... 5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи ... 5
Альфа - частицы, осколки деления, тяжелые ядра ......... 20
Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.
3.9. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (WT) - множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:
Гонады ........................................ 0,20
Костный мозг (красный) ........................ 0,12
Толстый кишечник .............................. 0,12
Легкие ........................................ 0,12
Желудок ....................................... 0,12
Мочевой пузырь ................................ 0,05
Грудная железа ................................ 0,05
Печень ........................................ 0,05
Пищевод ....................................... 0,05
Щитовидная железа ............................. 0,05
Кожа .......................................... 0,01
Клетки костных поверхностей ................... 0,01
Остальное ..................................... 0,05
Примечание. При расчетах учитывать, что "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.
3.10. Вмешательство - действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения.
3.11. Группа критическая - 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 данного источника излучения.
3.12. Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.
3.13. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:
__
de
D = -- ,
dm
где:
__
de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме,
dm - масса вещества в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и
в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной
объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная
-1
доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж x кг ), и
имеет специальное название - грей (Гр). Использовавшаяся ранее
внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.
3.14. Доза в органе или ткани (DT) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:
DT = (1 / mT) интеграл D x dm,
mT
где:
mT - масса органа или ткани,
D - поглощенная доза в элементе массы dm.
3.15. Доза эквивалентная (HT, R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:
HT,R = WR x DT,R,
где:
DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани T,
WR - взвешивающий коэффициент для излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения
HT = SUM HT,R.
R
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
3.16. Доза эффективная (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
E = SUM WT x HT,
T
где:
HT - эквивалентная доза в органе или ткани T,
WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани T.
Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).
3.17. Доза эквивалентная (HT(тау)) или эффективная (E(тау)), ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время тау, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:
t0 + тау
HT(тау) = интеграл HT(t)dt
t0
E(тау) = SUM WT x HT(тау),
T
где:
t0 - момент поступления,
HT(t) - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани T.
Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70 - t0) - для детей.
3.18. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - 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.
3.19. Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко - зиверт (чел.-Зв).
3.20. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.
3.21. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные НРБ-99.
3.22. Загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации.
3.23. Загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.
3.24. Заключение санитарно - эпидемиологическое - документ, разрешающий организации в течение установленного времени проводить регламентированные работы с источниками ионизирующего излучения в конкретных помещениях, вне помещений или на транспортных средствах.
3.25. Захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения.
3.26. Зона наблюдения - территория за пределами санитарно - защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.
3.27. Зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии.
3.28. Источник ионизирующего излучения - (в рамках данного документа - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, на которые распространяется действие НРБ-99.
3.29. Источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, на который распространяется действие настоящих правил.
3.30. Источник излучения техногенный - источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.
3.31. Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
3.32. Источник радионуклидный открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.
3.33. Категория объекта радиационного - характеристика объекта по степени потенциальной опасности объекта для населения в условиях возможной аварии.
3.34. Квота - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом).
3.35. Класс работ - характеристика работ с открытыми источниками ионизирующего излучения по степени потенциальной опасности для персонала, определяющая требования по радиационной безопасности в зависимости от радиотоксичности и активности нуклидов.
3.36. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).
3.37. Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно.
3.38. Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).
3.39. Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.
3.40. Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.
3.41. Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.
3.42. Облучение медицинское - облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения.
3.43. Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.
3.44. Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.
3.45. Облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения.
3.46. Облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
3.47. Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.
3.48. Облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов.
3.49. Обращение с отходами радиоактивными - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов.
3.50. Объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.
3.51. Органы государственного надзора за радиационной безопасностью - органы, которые уполномочены Правительством Российской Федерации или ее субъектов осуществлять надзор за радиационной безопасностью.
3.52. Отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные НРБ-99.
3.53. Паспорт радиационно - гигиенический организации - документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению.
3.54. Паспорт радиационно - гигиенический территории - документ, характеризующий состояние радиационной безопасности населения территории и содержащий рекомендации по ее улучшению.
3.55. Персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).
3.56. 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.
3.57. 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.
3.58. Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.
3.59. Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.
3.60. Работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.
3.61. Работа с радиоактивными веществами - все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль.
3.62. Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.
3.63. 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.
3.64. Санпропускник - комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала.
3.65. Саншлюз - помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты.
3.66. Средство индивидуальной защиты - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.
3.67. Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.
3.68. 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.
3.69. Устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение - электрофизическое устройство (рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор и т.д.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.
3.70. Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.
3.71. Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.
4. Общие положения
4.1. 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" N 3-ФЗ от 09.01.96 (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст. 141), НРБ-99 и действующими санитарными правилами.
Контроль за реализацией основных принципов должен осуществляться путем проверки выполнения следующих требований:
4.1.1. 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.
4.1.2. 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 (Приложение 1).
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.
4.1.3. 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.
4.1.4. 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.
4.1.5. 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.
4.2. Оценка состояния радиационной безопасности
4.2.1. 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;
- анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;
- вероятность радиационных аварий и их масштабе;
- 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.
4.2.2. 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.
4.2.3. 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.
4.2.4. 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.
4.3. Пути обеспечения радиационной безопасности
4.3.1. 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;
- условий эксплуатации технологических систем;
- санитарно - эпидемиологической оценки и лицензирования деятельности с источниками 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.
4.3.2. 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.
4.3.3. 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.
4.3.4. 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.
4.3.5. 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.
4.4. Общие требования к контролю за радиационной
безопасностью
4.4.1. Радиационный контроль охватывает все основные виды воздействия ионизирующего излучения на человека, перечисленные в п. 1.3 НРБ-99.
4.4.2. 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.
4.4.3. Объектами радиационного контроля являются:
- персонал групп А и Б при воздействии на них ионизирующего излучения в производственных условиях;
- пациенты при выполнении медицинских рентгено - радиологических процедур;
- население при воздействии на него природных и техногенных источников излучения;
- среда обитания человека.
4.4.4. 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 госсанэпиднадзора.
4.4.5. 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.
4.4.6. 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.
4.4.7. 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.
4.4.8. 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.
4.4.9. Средства измерений должны применяться по назначению и периодически проходить поверку, калибровку и сличение в установленном порядке.
4.4.10. Анализ результатов производственного контроля за радиационной безопасностью осуществляется в каждой организации и результаты оценки ежегодно заносятся в радиационно - гигиенические паспорта организаций, территорий.
4.4.11. 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.
4.4.12. 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.
4.5. Требования к администрации, персоналу и гражданам
по обеспечению радиационной безопасности
4.5.1. Министерствам (ведомствам) необходимо:
- осуществлять централизованное управление подведомственными организациями в области обеспечения радиационной безопасности;
- проводить анализ состояния радиационной безопасности в организациях, обмен опытом и доводить до них законодательную и нормативную информацию.
4.5.2. Администрации территорий необходимо:
- принимать участие в разработке нормативных правовых актов субъектов Российской Федерации в области радиационной безопасности с учетом требований Федерального закона "О радиационной безопасности населения", НРБ-99 и настоящих правил;
- ежегодно обеспечивать проведение работы по оценке состояния радиационной безопасности на подведомственной территории и информировать о ней население;
- планировать и осуществлять мероприятия по оптимизации системы обеспечения радиационной безопасности населения;
- создать, поддерживать и совершенствовать систему быстрого и эффективного реагирования на случай возникновения радиационных аварий на подведомственной и сопредельных территориях;
- обеспечивать реализацию прав граждан в области радиационной безопасности.
4.5.3. Эксплуатирующая организация несет ответственность за радиационную безопасность и обеспечивает:
- соблюдение требований Федерального закона "О радиационной безопасности населения", законов и иных нормативных правовых актов субъектов Российской Федерации в области обеспечения радиационной безопасности, НРБ-99 и настоящих правил;
- получение лицензии на проведение работ с источниками излучения и санитарно - эпидемиологического заключения на выпускаемую продукцию, содержащую источники излучения;
- разработку контрольных уровней воздействия радиационных факторов в организации и зоне наблюдения с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, а также инструкции по радиационной безопасности;
- перечень лиц, относящихся к персоналу групп А и Б;
- создание условий работы с источниками излучения, соответствующие настоящим правилам, правилам по охране труда, технике безопасности, другим санитарным нормам и правилам, действие которых распространяется на данную организацию;
- планирование и осуществление мероприятий по обеспечению и совершенствованию радиационной безопасности в организации;
- систематический контроль радиационной обстановки на рабочих местах, в помещениях, на территории организации, в санитарно - защитной зоне и в зоне наблюдения, а также за выбросом и сбросом радиоактивных веществ;
- контроль и учет индивидуальных доз облучения персонала;
- регулярное информирование персонала об уровнях излучения на рабочих местах и о величине полученных им индивидуальных доз облучения;
- подготовку и аттестацию по вопросам обеспечения радиационной безопасности руководителей и исполнителей работ, специалистов служб радиационной безопасности, других лиц, постоянно или временно выполняющих работы с источниками излучения;
- проведение инструктажа и проверку знаний персонала в области радиационной безопасности;
- проведение предварительных (при поступлении на работу) и периодических медицинских осмотров персонала;
- ежегодное в установленные сроки представление заполненного радиационно - гигиенического паспорта организации;
- своевременное информирование органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственное управление, государственный надзор и контроль в области радиационной безопасности, о возникновении аварийной ситуации или аварии;
- выполнение постановлений и предписаний должностных лиц органов исполнительной власти, осуществляющих государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.
4.5.4. Персоналу, работающему с источниками излучения (группа А), следует:
- знать и строго выполнять требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные настоящими правилами, инструкциями по радиационной безопасности и должностными инструкциями;
- использовать в предусмотренных случаях средства индивидуальной защиты;
- выполнять установленные требования по предупреждению радиационной аварии и правила поведения в случае ее возникновения;
- своевременно проходить периодические медицинские осмотры и выполнять рекомендации медицинской комиссии;
- обо всех обнаруженных неисправностях в работе установок, приборов и аппаратов, являющихся источниками излучения, немедленно ставить в известность руководителя (цеха, участка, лаборатории и т.п.) и службу радиационной безопасности (лицо, ответственное за радиационную безопасность);
- выполнять указания службы радиационной безопасности, касающиеся обеспечения радиационной безопасности при выполнении работ;
- по окончании смены покинуть свои рабочие места, если дальнейшее пребывание там не диктуется производственной необходимостью.
4.5.5. Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, обязаны соблюдать законодательные требования по обеспечению радиационной безопасности и выполнять требования федеральных органов исполнительной власти, органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации и органов местного самоуправления по обеспечению радиационной безопасности, в соответствии со ст. 27 Федерального закона "О радиационной безопасности населения".
5. Радиационная безопасность персонала и населения
при эксплуатации техногенных источников излучения
5.1. Классификация радиационных объектов
по потенциальной опасности
5.1.1. Потенциальная опасность радиационного объекта определяется его возможным радиационным воздействием на население при радиационной аварии.
Потенциально более опасными являются радиационные объекты, в результате деятельности которых при аварии возможно облучение не только работников объекта, но и населения. Наименее опасными радиационными объектами являются те, где исключена возможность облучения лиц, не относящихся к персоналу.
По потенциальной радиационной опасности устанавливается четыре категории объектов.
5.1.2. К I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите.
5.1.3. Во II категории объектов радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией санитарно - защитной зоны.
5.1.4. К III категории относятся объекты, радиационное воздействие при аварии которых ограничивается территорией объекта.
5.1.5. К IV категории относятся объекты, радиационное воздействие от которых при аварии ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения.
5.1.6. Категория радиационных объектов должна устанавливаться на этапе их проектирования по согласованию с органами государственного надзора в области обеспечения радиационной безопасности. Для действующих объектов категории устанавливаются администрацией по согласованию с органами государственного санитарно - эпидемиологического надзора.
5.2. Размещение радиационных объектов и зонирование
территорий
5.2.1. При выборе места строительства радиационного объекта необходимо учитывать категорию объекта, его потенциальную радиационную, химическую и пожарную опасность для населения и окружающей среды. Площадка для вновь строящихся объектов должна отвечать требованиям строительных норм проектирования и настоящих правил.
5.2.2. При выборе места размещения радиационных объектов I и II категорий должны быть оценены метеорологические, гидрологические, геологические и сейсмические факторы при нормальной эксплуатации и при возможных авариях.
5.2.3. При выборе площадки для строительства радиационных объектов I и II категорий следует отдавать предпочтение участкам:
- расположенным на малонаселенных незатопляемых территориях;
- имеющим устойчивый ветровой режим;
- ограничивающим возможность распространения радиоактивных веществ за пределы промышленной площадки объекта, благодаря своим топографическим и гидрогеологическим условиям.
5.2.4. Радиационные объекты I и II категорий должны располагаться с учетом розы ветров преимущественно с подветренной стороны по отношению к жилой территории, лечебно - профилактическим и детским учреждениям, а также к местам отдыха и спортивным сооружениям.
5.2.5. Генеральный план радиационного объекта должен разрабатываться с учетом развития производства, прогноза радиационной обстановки на объекте и вокруг него и возможности возникновения радиационных аварий.
5.2.6. Размещение радиационного объекта должно быть согласовано с органами государственного санитарно - эпидемиологического надзора с учетом перспектив развития как самого объекта, так и района его размещения.
5.2.7. Не допускается размещение организации или ее подразделения, осуществляющих работы с источниками излучения, в жилом здании или детском учреждении, кроме рентгеновских установок, применяемых в стоматологической практике, решение о возможности размещения которых в жилых зданиях принимается при наличии санитарно - эпидемиологического заключения органов государственного санитарно - эпидемиологического надзора.
5.2.8. 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 установление зон не предусмотрено.
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.
5.2.9. Размеры санитарно - защитной зоны и зоны наблюдения вокруг радиационного объекта устанавливаются с учетом уровней внешнего облучения, а также величины и площади возможного распространения радиоактивных выбросов и сбросов.
При расположении на одной площадке комплекса радиационных объектов санитарно - защитная зона и зона наблюдения устанавливаются с учетом суммарного воздействия объектов.
Внутренняя граница зоны наблюдения всегда совпадает с внешней границей санитарно - защитной зоны.
5.2.10. Радиационное воздействие на население, проживающее в зоне наблюдения радиационного объекта I категории, при нормальной его эксплуатации должно быть ограничено размером квоты для данного объекта.
5.2.11. Размеры санитарно - защитной зоны (полосы отчуждения) вдоль трассы трубопровода для удаления жидких радиоактивных отходов устанавливаются в зависимости от активности последних, рельефа местности, характера грунтов, глубины заложения трубопровода, уровня напора в ней и должны быть не менее 20 м в каждую сторону от трубопровода.
5.2.12. Санитарно - защитные зоны и зоны наблюдения вокруг судов и иных плавсредств с ядерными установками устанавливаются в местах их ввода в эксплуатацию, в портах стоянки и в местах снятия с эксплуатации.
5.2.13. Границы санитарно - защитной зоны и зоны наблюдения радиационного объекта на стадии проектирования должны быть согласованы с органами государственного санитарно - эпидемиологического надзора.
5.2.14. В санитарно - защитной зоне радиационных объектов запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к этому объекту. Территория санитарно - защитной зоны должна быть благоустроена и озеленена.
5.2.15. В зоне наблюдения, включающей в себя санитарно - защитную зону, органами государственного санитарно - эпидемиологического надзора могут вводиться ограничения на хозяйственную деятельность в соответствии с законодательством Российской Федерации.
Использование земель санитарно - защитной зоны для сельскохозяйственных целей возможно только с разрешения органов государственного санитарно - эпидемиологического надзора. В этом случае вся вырабатываемая продукция подлежит санитарно - эпидемиологической оценке и радиационному контролю.
5.2.16. В зоне наблюдения, на случай аварийного выброса радиоактивных веществ, администрацией территории должен быть предусмотрен комплекс защитных мероприятий в соответствии с требованиями раздела 6 НРБ-99.
5.2.17. В санитарно - защитной зоне и зоне наблюдения силами службы радиационной безопасности объекта должен проводиться радиационный контроль.
5.3. Проектирование радиационных объектов
5.3.1. Проектная документация на радиационные объекты должна содержать обоснование мер безопасности при конструировании, строительстве, реконструкции, эксплуатации, выводе из эксплуатации, а также в случае аварии. Утверждение этой документации допускается при наличии санитарно - эпидемиологического заключения органов государственного санитарно - эпидемиологического надзора.
5.3.2. В проектной документации радиационного объекта для каждого помещения (участка, территории) указывается:
- при работе с открытыми источниками излучения: радионуклид, соединение, агрегатное состояние, активность на рабочем месте, годовое потребление, вид и характер планируемых работ, класс работ;
- при работе с закрытыми источниками излучения: радионуклид, его вид, активность, допустимое количество источников на рабочем месте и их суммарная активность, характер планируемых работ;
- при работе с устройствами, генерирующими ионизирующее излучение: тип устройства, вид, энергия и интенсивность генерируемого излучения и (или) анодное напряжение, сила тока, мощность и т.п., максимально допустимое число одновременно работающих устройств, размещенных в одном помещении (на участке, территории);
- при работах с ядерными реакторами, генераторами радионуклидов, радиоактивными отходами и с другими источниками излучения со сложной радиационной характеристикой: вид источника излучения и его радиационные характеристики (радионуклидный состав, активность, энергия и интенсивность излучения и т.п.).
Для всех работ указываются их характер и ограничительные условия.
5.3.3. Проектирование защиты от внешнего облучения персонала и населения необходимо проводить с коэффициентом запаса по годовой эффективной дозе равным 2. При этом необходимо учитывать наличие других источников излучения и перспективное увеличение их мощности.
5.3.4. Проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений и в зависимости от категории облучаемых лиц и длительности облучения. При расчете защиты с коэффициентом запаса, равным 2, проектная мощность эквивалентной дозы излучения H на поверхности защиты определяется по формуле:
H = 500 Д/t, мкЗв/ч, (4)
где:
Д - предел дозы для персонала или населения, мЗв в год;
t - продолжительность облучения, часов в год.
Значения проектной мощности эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания в помещениях и на территориях персонала и населения с коэффициентом запаса 2 приведены в таблице 5.3.1.
Таблица 5.3.1
МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ, ИСПОЛЬЗУЕМАЯ
ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ ЗАЩИТЫ ОТ ВНЕШНЕГО
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
-----------------T-------------------------T----------T----------¬
¦ Категория ¦ Назначение помещений ¦Продолжи- ¦Проектная ¦
¦ облучаемых лиц ¦ и территорий ¦тельность ¦мощность ¦
¦ ¦ ¦облучения,¦эквивален-¦
¦ ¦ ¦ч/год ¦тной дозы,¦
¦ ¦ ¦ ¦мкЗв/ч ¦
+------T---------+-------------------------+----------+----------+
¦Персо-¦ ¦Помещения постоянного ¦ 1700 ¦ 6,0 ¦
¦нал ¦ ¦пребывания персонала ¦ ¦ ¦
¦ ¦группа А +-------------------------+----------+----------+
¦ ¦ ¦Помещения временного ¦ 850 ¦ 12 ¦
¦ ¦ ¦пребывания персонала ¦ ¦ ¦
¦ +---------+-------------------------+----------+----------+
¦ ¦ ¦Помещения организации и ¦ 2000 ¦ 1,2 ¦
¦ ¦группа Б ¦территория санитарно - ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦защитной зоны, где нахо- ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦дится персонал группы Б ¦ ¦ ¦
+------+---------+-------------------------+----------+----------+
¦Население ¦Любые другие помещения ¦ 8800 ¦ 0,06 ¦
¦ ¦и территории ¦ ¦ ¦
L----------------+-------------------------+----------+-----------
Примечания. 1. В таблице приведены значения мощности дозы от техногенных источников излучения, имеющихся в организации.
2. Переход от измеряемых значений эквивалентной дозы к эффективной дозе осуществляется по специальным методическим рекомендациям.
Для рентгеновских аппаратов и ускорителей расчет ведется с учетом радиационного выхода и рабочей нагрузки аппарата по методикам, утвержденным федеральным органом, уполномоченным осуществлять государственный санитарно - эпидемиологический надзор.
5.3.5. Расчет допустимых выбросов и сбросов радиационных объектов должен проводиться исходя из требования, чтобы эффективная доза для населения за 70 лет жизни, обусловленная годовым выбросом и сбросом, не превышала установленного значения квоты предела дозы.
5.3.6. При проектировании радиационных объектов и выборе технологических схем работ следует обеспечить:
- минимальное облучение персонала;
- максимальную автоматизацию и механизацию операций;
- автоматизированный и визуальный контроль за ходом технологического процесса;
- применение наименее токсичных и вредных веществ;
- минимальные уровни шума, вибрации и других вредных факторов;
- минимальные выбросы и сбросы радиоактивных веществ;
- минимальное количество радиоактивных отходов с простыми, надежными способами их временного хранения и переработки;
- звуковую и/или световую сигнализацию о нарушениях технологического процесса;
- блокировки.
5.3.7. Технологическое оборудование для работ с радиоактивными веществами должно удовлетворять следующим требованиям:
- конструкция должна быть надежной и удобной в эксплуатации, обладать необходимой герметичностью, обеспечивать возможность применения дистанционных методов управления и контроля за ходом работы оборудования;
- изготавливаться из прочных коррозионно- и радиационно - стойких материалов, легко поддающихся дезактивации;
- наружные и внутренние поверхности оборудования должны быть доступными для проведения дезактивации.
5.3.8. В проекте радиационного объекта должен быть предусмотрен комплекс организационных, технических и санитарно - гигиенических мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при проведении ремонтных работ.
5.4. Организация работ с источниками излучения
5.4.1. Радиационный объект (источник излучения) до начала его эксплуатации принимается комиссией в составе представителей заинтересованной организации, органов государственного надзора за радиационной безопасностью, а для объектов I - II категорий также и органа исполнительной власти субъекта Российской Федерации. Комиссия устанавливает соответствие принимаемого объекта проекту, требованиям действующих норм и правил, необходимым условиям сохранности источников излучения, на основе чего принимается решение о возможности эксплуатации объекта.
5.4.2. Деятельность организаций, связанная с использованием источников излучения, не допускается без наличия лицензии, выдаваемой в порядке, установленном законодательством Российской Федерации.
5.4.3. Получение, хранение источников излучения и проведение с ними работ разрешается только при наличии санитарно - эпидемиологического заключения о соответствии условий работы с источниками физических факторов воздействия на человека санитарным правилам (Приложения 3 и 4), которое выдает орган государственного санитарно - эпидемиологического надзора и по запросу организации. Основанием для выдачи санитарно - эпидемиологического заключения является акт приемки в эксплуатацию построенного (реконструированного) объекта или акт санитарного обследования действующего объекта.
Санитарно - эпидемиологическое заключение о соответствии условий работы с источниками физических факторов воздействия на человека санитарным правилам действительно на срок не более пяти лет. По истечении срока действия санитарно - эпидемиологического заключения орган государственного санитарно - эпидемиологического надзора по запросу администрации организации решает вопрос о продлении срока его действия.
5.4.4. Работа с источниками излучения разрешается только в помещениях, указанных в санитарно - эпидемиологическом заключении.
Проведение работ, не связанных с применением источников излучения, в этих помещениях допускается только в случае, если они вызваны производственной необходимостью. На дверях каждого помещения должны быть указаны его назначение, класс проводимых работ с открытыми источниками излучения и знак радиационной опасности.
5.4.5. Оборудование, контейнеры, упаковки, аппараты, передвижные установки, транспортные средства, содержащие источники излучения, должны иметь знак радиационной опасности.
5.4.6. Допускается не наносить знак радиационной опасности на оборудование в помещении, где постоянно проводятся работы с источниками излучения и которое имеет знак радиационной опасности.
5.4.7. Обеспечение условий сохранности источников излучения в организации осуществляет ее администрация.
5.4.8. При намечаемом вывозе источника излучения для проведения работ с ним вне организации, на которую распространяется действие санитарно - эпидемиологического заключения, следует поставить в известность (в письменной форме) органы государственного санитарно - эпидемиологического надзора по месту планируемого проведения работ. Оформление нового санитарно - эпидемиологического заключения по месту планируемого проведения работ не требуется, если не предусмотрена организация временного хранилища источника излучения.
5.4.9. При нарушении требований настоящих правил органы государственного санитарно - эпидемиологического надзора могут в установленном законодательством порядке полностью или частично приостановить в организации работу с источниками излучения, имеют право отозвать санитарно - эпидемиологическое заключение до истечения срока его действия, а, в случае крайней необходимости, поставить перед органом, выдавшим лицензию на проведение работ с источниками излучения, вопрос о приостановке ее действия или отзыве.
5.4.10. Обращение с источниками излучения, предусмотренное в ст. 27 Федерального закона "О санитарно - эпидемиологическом благополучии населения" в различных областях промышленности, науки, медицины, образования, сельского хозяйства, торговли и т.п., разрешается только при наличии санитарно - эпидемиологического заключения.
В случае изменения конструкции источника излучения или изделия, содержащего такой источник, следует получить новое санитарно - эпидемиологическое заключение.
5.4.11. Порядок проведения санитарно - эпидемиологических экспертиз устанавливается федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно - эпидемиологический надзор. На основании результатов санитарно - эпидемиологических экспертиз даются санитарно - эпидемиологические заключения.
5.4.12. К моменту получения источника излучения эксплуатирующая организация утверждает список лиц, допущенных к ра

РАСПОРЯЖЕНИЕ Минтранса РФ от 27.12.1999 n АН-5-р О ВОЗЛОЖЕНИИ ОТВЕТСТВЕННОСТИ ПО ВОССТАНОВЛЕНИЮ ОБЪЕКТОВ АВТОМОБИЛЬНОГО ТРАНСПОРТА, ПАССАЖИРСКИХ И ГРУЗОВЫХ ПЕРЕВОЗОК НА ТЕРРИТОРИИ ЧЕЧЕНСКОЙ РЕСПУБЛИКИ  »
Постановления и Указы »
Читайте также