Страница 3: СанПиН 2.6.6.1169-02. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса Российской Федерации (57344)

- мощность дозы гамма - излучения содержащихся в производственных отходах природных радионуклидов на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах (профессиональных маршрутах) на предприятии;

- среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и удельная активность природных радионуклидов в производственной пыли;

- ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны;

- снимаемое и неснимаемое (фиксированное) загрязнение поверхности транспортных средств и охранной тары альфа- и бета- активными природными радионуклидами;

- удельная активность природных радионуклидов в воде открытых водоемов и грунтовых водах;

- эффективные дозы облучения работников природными источниками излучения в производственных условиях и уровни облучения критических групп населения.

7.3. Методики радиационного контроля для оценки уровней облучения работников и населения, а также установления категории производственных отходов на предприятиях НГК должны обеспечивать:

- определение значений А_эфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%⁴;

______________

⁴ Методики выполнения измерений эффективной удельной активности природных радионуклидов должны обеспечивать определение численного значения А_эфф как для равновесных рядов урана и тория, так и для условий отсутствия радиоактивного равновесия в них. При этом требование, чтобы суммарная относительная погрешность определения не превышала 20%, обязательно для значений А_эфф, превышающих 1000 Бк/кг.

- измерение мощности дозы гамма - излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах с доверительным значением нижней границы не выше 0,1 мкГр/ч;

- измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30% для значений выше 25 Бк/м³ - для ЭРОА радона, и выше 5 Бк/м³ - для ЭРОА торона;

- достоверное определение снимаемого загрязнения рабочих поверхностей альфа- и бета- активными радионуклидами на уровне соответственно не выше 0,1 и 1,0 част/(см² · мин.);

- достоверное определение общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций с доверительным значением нижней границы не выше 1 мг/м³.

7.4. При установлении объема производственного радиационного контроля на предприятиях НГК с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками допускается осуществлять инструментальные измерения значений только тех радиационных факторов, вклад которых в суммарную дозу превышает 20%. При этом вклад неконтролируемых параметров в суммарную дозу облучения работников должен учитываться введением соответствующих коэффициентов.

7.5. Порядок организации и осуществления производственного радиационного контроля (виды измерений, объем и периодичность контроля) устанавливаются в программе, которая в соответствии с СП 1.1.1058-01⁵ должна быть согласована в установленном порядке с органами госсанэпиднадзора.

________________

⁵ Зарегистрированы в Минюсте России 30.10.2001. Регистрационный № 3000.

7.6. Требования к радиационному контролю при обращении с производственными отходами III категории должны устанавливаться в соответствии с указаниями ОСПОРБ-99 и санитарных правил обращения с радиоактивными отходами.

VIII. Требования к радиационно – гигиенической паспортизации организаций НГК

8.1. Ежегодное заполнение (ведение) радиационно - гигиенических паспортов организаций НГК по типовым формам, утвержденным в установленном порядке, является обязательным для организаций, на которых имеются или образуются в процессе их деятельности производственные отходы III категории.

Приложение № 1

ФОРМУЛЫ РАСЧЕТА ЗНАЧЕНИЙ А_ЭФФДЛЯ НЕРАВНОВЕСНЫХ РЯДОВ УРАНА И ТОРИЯ В МАТЕРИАЛАХ

П 1.1. В случае, когда все радионуклиды в рядах урана и тория находятся в радиоактивном равновесии, значение эффективной удельной активности природных радионуклидов (А_эфф) в материалах рассчитывается по формуле:

А_эфф = A_Ra + 1,3 · A_th + 0,09 · А_к, Бк/кг,

где A_Ra и A_th - удельные активности ²²⁶Ra и ²³²Th в материале, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А_к - удельная активность К-40 в материале (Бк/кг).

П 1.2. Эффективную удельную активность природных радионуклидов в производственных отходах при отсутствии равновесия в рядах урана и тория следует рассчитывать с учетом возраста отходов по формуле:

А_эфф = A_Ra + 1,3 · k · A_228Ra + 0,9 · A_k, Бк/кг,

в которой А_228Ra - удельная активность ²²⁸Ra в отходах (Бк/кг), а численное значение коэффициента k следует принимать по таблице:

При неизвестном возрасте производственных отходов значение поправочного коэффициента k должно приниматься равным 1,3.

П 1.3. Если возраст отходов заведомо больше 3 лет, то значение А_эфф следует рассчитывать по формуле:

А_эфф = A_Ra + 1,3 · А_224Ra + 0,09 · A_k, Бк/кг,

в которой А_224Ra - удельная активность ²²⁴Ra в отходах, Бк/кг.