---

7. Требования по обеспечению радиационной безопасности работников

организаций и населения

7.1. До начала использования материалов организации необходимо:

- получить от поставщика полную информацию о составе материала, включая количественные характеристики содержания природных радионуклидов;

- официально известить об этом органы госсанэпидслужбы Российской Федерации, предоставив следующую информацию:

точное наименование материала, название и адрес поставщика;

планируемые объем и периодичность поставок;

количественные данные о содержании природных радионуклидов в материале;

перечень рабочих мест в технологическом процессе использования материала, их количество и общую численность занятых здесь работников;

место складирования материала и способ его использования в производстве (технологическую карту производства);

степень механизации работ с материалом на отдельных этапах производства;

- разработать проект обращения с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием радионуклидов, в котором определены технология работ, обеспечивающая радиационную безопасность работников, радиационная характеристика продукции и отходов производства, порядок сбора и захоронения отходов производства, виды и объем радиационного контроля, перечень необходимых приборов и вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов и точек постоянного и периодического контроля в организации, а также штат работников, осуществляющих радиационный контроль. Условия складирования и временного хранения материалов должны исключать свободный доступ к ним посторонних лиц. На проект необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпидслужбы Российской Федерации.

Система радиационного контроля, определенная проектом, подлежит корректировке в зависимости от реально складывающейся радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории, и на нее также необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпидслужбы Российской Федерации.

7.2. В действующих организациях, в проектах которых не было предусмотрено выполнение перечисленных выше требований, разрабатывается новый проект, удовлетворяющий требованиям п.7.1, в сроки, согласованные с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации. Проект должен учитывать результаты обследования предприятия.

7.3. Если вклад одного или нескольких контролируемых источников в дозу производственного облучения работников организаций составляет 80% или более, то допускается осуществлять радиационный контроль только этих источников, учитывая вклад остальных введением соответствующих коэффициентов.

7.4. Радиационный контроль в организации, годовая эффективная доза производственного облучения работников которой за счет обращения с материалами может превышать 1 мЗв/год, необходимо осуществлять специальной службой.

7.5. Регистрация доз облучения работников предприятия должна проводиться в соответствии с требованиями единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения по форме, согласованной с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации.

7.6. Анализ результатов радиационного контроля должны осуществлять:

- в каждой организации - администрация организации по представлению службы радиационной безопасности организации;

- в организациях, имеющих ведомственную принадлежность, - руководство ведомства по представлению ведомственной службы радиационной безопасности;

- во всех организациях - органы госсанэпидслужбы Российской Федерации.

7.7. Данные радиационного контроля используются для оценки радиационной обстановки в организации, установления контрольных уровней, разработки мероприятий по снижению доз облучения и оценки их эффективности и ведения радиационно-гигиенического паспорта организации.

7.8. Администрации организаций, применяющих материалы или изделия из них, необходимо:

- соблюдать требования федерального закона "О радиационной безопасности населения", законов и иных нормативно-правовых актов субъектов Российской Федерации в области обеспечения радиационной безопасности, НРБ-99, ОСПОРБ-99 и настоящих правил;

- использовать в организации только материалы, имеющие санитарно-эпидемиологическое заключение Департамента госсанэпиднадзора Минздрава России;

- обеспечить получение санитарно-эпидемиологического заключения на производимые организацией материалы и получаемую из них продукцию;

- разработать и определить с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации параметры и порядок радиационного контроля, контрольные уровни в организации, для специальной службы, осуществляющей этот контроль.

7.9. Орган государственной санитарно-эпидемиологической службы в субъекте Российской Федерации контролирует обеспечение радиационной безопасности в ходе надзора.

8. Требования к организации и проведению радиационного контроля

8.1. Радиационный контроль материалов проводят аккредитованные в установленном порядке лаборатории радиационного контроля (ЛРК) по методикам, согласованным с Департаментом госсанэпиднадзора Минздрава России. Результаты контроля заносятся в протокол измерений.

8.2. К контролируемым в рамках настоящего документа параметрам сырья и материалов относятся:

- эффективная удельная активность природных радионуклидов *;

________________

* Эффективная удельная активность природных радионуклидов, определенная в п.3.3, характеризует внешнее облучение, для характеристики внутреннего облучения за счет ингаляции природных радионуклидов необходимо использовать другое определение этой величины:

Обозначения те же, что и в п.3.3.

- мощность дозы гамма-излучения;

- значение общей запыленности воздуха в условиях производства;

- ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны.

8.3. Для готовой к отправке упаковки с материалом (транспортной единицы или группы транспортных единиц) проводится измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности упаковки и определяется максимальное значение этой величины для каждой упаковки (транспортной единицы), которое заносится в сопроводительную документацию.

8.4. Определение значения производится по результатам гамма-спектрометрического анализа проб материала.

8.5. В организациях, использующих материалы, необходимо проводить входной радиационный контроль поступающих материалов и выходной радиационный контроль выпускаемой продукции.

8.6. Методики радиационного контроля должны обеспечивать:

- определение значений в пробах материала с суммарной относительной погрешностью не более 20%;

- измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности материала 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 более 25 Бк/м³ - для ЭРОА радона и более 5 Бк/м³ - для ЭРОА торона;

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

Приложение

Методика оценки доз облучения работников организаций

1. Годовая эффективная доза производственного облучения работников организаций, занятых обращением с материалами ( ), равна сумме доз внешнего облучения ( ) и внутреннего облучения, обусловленного ингаляционным поступлением долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью ( ) и вдыханием короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона ( - радон, - торон), - ( ):

2. Доза внешнего облучения работников организации оценивается по результатам измерений мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах. При определении мощности дозы гамма-излучения из показаний дозиметров ( ) необходимо вычесть собственный фон прибора ( ) и отклик на космическое излучение ( ):

, нГр/ч

Годовая эффективная доза внешнего облучения рассчитывается по формуле:

, мЗв/год, где

- мощность дозы в i-ой точке (при проведении i-ой операции);

- время нахождения работника в i-ой точке (проведения i-ой операции), ч/год;

- коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе, Зв/Гр, значение которого для гамма-излучения природных радионуклидов принимается равным 0,7 Зв/Гр.

3. Доза внутреннего облучения работников организации за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью оценивается по формуле:

_{,мЗв/год, где}

- удельная активность i-гo радионуклида в производственной пыли, Бк/кг;

- дозовый коэффициент для ингаляционного поступления i-гo радионуклида, Зв/Бк (табл. П-1 НРБ-99);

V - скорость дыхания, м³/ч (для работ средней тяжести принимается равной 1,2 м³/ч);

t - продолжительность работ в условиях повышенной запыленности, ч/год;

f - средняя общая запыленность воздуха в зоне дыхания работника в течение времени работы t, мг/м³.

Дозовые коэффициенты для радионуклидов уранового и ториевого радиоактивных рядов равны сумме дозовых коэффициентов для членов этих рядов. В условиях радиоактивного равновесия для наиболее токсичного типа соединения для всех членов ряда эти коэффициенты равны 5,2 10^-5 Зв/Бк для уранового ряда и 7,85 10^-5 Зв/Бк для ториевого ряда.

4. Доза внутреннего облучения за счет ингаляции короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона оценивается по формуле:

, мЗв/год, где

и - средние значения за время работы (t, ч/год) эквивалентных равновесных объемных активностей радона и торона соответственно, Бк/м³.

Библиографические данные

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): СП 2.6.1.758-99. СПб-1999.

2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99).

3. Правила безопасной транспортировки радиоактивных веществ (ПБТРВ-73).

4. ГОСТ 30108-94. Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов.

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.