"Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидаларын бекіту туралы

Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2019 жылғы 26 маусымдағы № ҚР ДСМ-97 бұйрығы. Қазақстан Республикасының Әділет министрлігінде 2019 жылғы 28 маусымда № 18920 болып тіркелді. Күші жойылды - Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2020 жылғы 15 желтоқсандағы № ҚР ДСМ-275/2020 бұйрығымен.

      Ескерту. Күші жойылды – ҚР Денсаулық сақтау министрінің 15.12.2020 № ҚР ДСМ-275/2020 бұйрығымен (алғашқы ресми жарияланған күнінен кейін күнтізбелік жиырма бір күн өткен соң қолданысқа енгізіледі).

      "Халық денсаулығы және денсаулық сақтау жүйесі туралы" Қазақстан Республикасының 2009 жылғы 18 қыркүйектегі Кодексі 144-бабының 6-тармағына сәйкес БҰЙЫРАМЫН:

      1. Қоса беріліп отырған "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидалары бекітілсін.

      2. "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің 2015 жылғы 27 наурыздағы № 261 бұйрығының (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 11205 болып тіркелген, "Әділет" ақпараттық-құқықтық жүйесінде 2015 жылғы 23 маусымда жарияланған) күші жойылды деп танылсын.

      3. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Тауарлар мен көрсетілетін қызметтердің сапасы мен қауіпсіздігін бақылау комитеті Қазақстан Республикасының заңнамасында белгіленген тәртіппен:

      1) осы бұйрықты Қазақстан Республикасы Әділет министрлігінде мемлекеттік тіркеуді;

      2) осы бұйрықты мемлекеттік тіркеген күннен бастап күнтізбелік он күннің ішінде оның қазақ және орыс тілдерінде ресми жариялау және Қазақстан Республикасының нормативтік құқықтық актілерінің Эталондық бақылау банкіне қосу үшін "Қазақстан Республикасының Заңнама және құқықтық ақпарат институты" шаруашылық жүргізу құқығындағы республикалық мемлекеттік кәсіпорнына жіберуді;

      3) осы бұйрықты Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің интернет-ресурсына орналастыруды;

      4) осы бұйрық Қазақстан Республикасы Әділет министрлігінде мемлекеттік тіркелгеннен кейін он жұмыс күні ішінде осы тармақтың 1), 2) және 3) тармақшаларында көзделген іс-шаралардың орындалуы туралы мәліметтерді Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Заң қызметі департаментіне ұсынуды қамтамасыз етсін.

      4. Осы бұйрықтың орындалуын бақылау Қазақстан Республикасының Денсаулық сақтау вице-министрі К. Надыровқа жүктелсін.

      5. Осы бұйрық алғашқы ресми жарияланған күнінен кейін күнтізбелік жиырма бір күн өткен соң қолданысқа енгізіледі.

      Қазақстан Республикасы
      Денсаулық сақтау министрі

      "КЕЛІСІЛДІ"

      Қазақстан Республикасының

      Ұлттық экономика министрлігі

      201__ жылғы "___" _________

      "КЕЛІСІЛДІ"

      Қазақстан Республикасының

      Энергетика министрлігі

      201__ жылғы "___" _________

  2019 жылғы 26 маусымдағы
№ ҚР ДСМ-97 бұйрығымен
бекітілген

"Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидалары

1-тарау. Жалпы ережелер

      1. Осы "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидалары (бұдан әрі – Cанитариялық қағидалар) жер учаскесін таңдау, иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу жүзеге асырылатын объектіні немесе объектінің құрылымдық бөлімшесін (бұдан әрі – радиациялық объект) жобалау, салу, реконструкциялау, күрделі жөндеу, пайдалануға енгізу, пайдалану және пайдаланудан шығару, иондаушы сәулелену көздерімен (жабық және ашық радионуклидтік көздермен, радиоактивті заттармен, радиоизотопты аспаптармен, иондаушы сәуле тудыратын құрылғылармен) жұмыс істеу, радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу, радионуклидтермен ластанған немесе олар құрамында бар материалдар мен бұйымдарды қолдану, радиациялық бақылауды жүзеге асыру, жеке қорғаныш және жеке гигиена құралдарын қолдану кезінде, медициналық сәулелену, табиғи иондаушы сәулелену көздерінің әсер етуі және радиациялық авариялар кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптарды белгілейді.

      2. Санитариялық қағидалар:

      1) радиациялық объектілерді жобалау, салу, реконструкциялау, күрделі жөндеу, пайдалануға енгізу, пайдалану және пайдаланудан шығаруды, радиоактивті заттарды және басқа иондаушы сәулелену көздерін шығару, өндіру, сақтау, пайдалану, тасымалдауды;

      2) радиоактивті қалдықтарды жинау, сақтау, қайта өңдеу, тасымалдау және көмуді;

      3) әсері иондаушы сәулелену көздерін және иондаушы сәулеленуді генерациялайтын қондырғыларды (көз) пайдалануға негізделген аспаптарды, қондырғылар мен аппараттарды монтаждау, жөндеу және реттеуді;

      4) иондаушы сәулеленудің техногенді көздерін радиациялық бақылауды жүзеге асыратын барлық жеке және заңды тұлғаларға қолданылады.

      Санитариялық қағидалар сондай-ақ адамдардың табиғи иондаушы сәулелену көздерімен сәулелену деңгейі қызметіне байланысты болатын жеке және заңды тұлғаларға және радиоактивті заттармен ластанған аумақта жұмыстарды орындайтын ұйымдарға қолданылады.

      3. Осы Cанитариялық қағидаларда мынадай ұғымдар пайданылады:

      1) ағзадағы немесе тіндегі доза (бұдан әрі – DT) – адам денесінің белгілі бір ағзасындағы немесе тініндегі орташа сіңірілген доза:



      мұнда: mT – ағзаның немесе тіннің массасы;

      D – dm массасының элементіндегі сіңірілген доза;

      2) араласу – сәулелену ықтималдығын не сәулелену дозасын немесе сәулеленудің қолайсыз салдарларын төмендетуге бағытталған іс-қимыл;

      3) араласу деңгейі (бұдан әрі – АД) – созылмалы немесе авариялық сәулелену ахуалдарының пайда болу жағдайларында қорғаныш немесе авариядан кейінгі шаралар қабылданатын, қол жеткізілген кезде жол берілмейтін дозалар шамасы;

      4) арнайы контейнер – еркін ашуға болмайтын жүктерді арасында қайта тиеусіз, орамаланған немесе орамаланбаған жүктерді бір немесе бірнеше көлік түрімен тасымалдау үшін конструкцияланған көлік жабдығы, көп рет қолдану мақсатында қатты және берік жасалады. Арнайы контейнерлер ретінде үлкен жүк контейнерлері және көліктік орама жиынтықтары болуы мүмкін;

      5) байқау аймағы – радиациялық бақылау жүргізілетін санитариялық-қорғаныш аймағынан тыс аумақ;

      6) бақылау деңгейі – қол жеткен радиациялық қауіпсіздік деңгейін бекіту, персонал мен халықтың сәулеленуін, қоршаған ортаның радиоактивті ластануын одан әрі төмендеуді қамтамасыз ету мақсатында жедел радиациялық бақылау үшін белгіленетін дозаның, доза қуатының, радиоактивті ластанудың және басқаларының бақыланатын шамасының мәні;

      7) эквивалентті доза (бұдан әрі – HT,R ) – сәулеленудің осы түрі үшін тиісті өлшеу коэффициентіне көбейтілген ағзадағы немесе тіндегі сіңірілген доза, WR:



      мұнда: DT,R – ағзадағы немесе тіндегі T орташа сіңірілген доза, ал WR – R сәулелену үшін өлшеу коэффициенті;

      Осы Санитариялық қағидаларға 1-қосымшаның 1-кестесінде келтірілген өлшеу коэффициенттері әртүрлі сәулелену түрлерінің әсер етуі кезінде эквивалентті доза нақты сәулеленудің осы түрлері үшін эквивалентті дозалардың соммасы ретінде айқындалады:



      Эквивалентті дозаның бірлігі Зиверт (бұдан әрі – Зв) болып табылады;

      8) белсенділік (бұдан әрі – А) – уақыттың осы сәтінде нақты энергетикалық жағдайдағы радионуклидтің қандай да бір мөлшерінің радиоактивті шамасы:



      мұнда: dN – dt уақыт аралығында болатын, нақты энергетикалық жағдайдан кенеттен ядролық түрге айналудың күтілетін саны. Белсенділік бірлігі Беккерель (бұдан әрі – Бк) болып табылады. Бұрын қолданылған жүйеден тыс белсенділік бірлігі кюри (бұдан әрі – Ки) 3,7x1010 Бк құрайды;

      9) дезактивациялау – қандай да бір беттен немесе қандай да бір ортадан радиоактивті ластануды жою немесе төмендету;

      10) детерминирленген сәулелену әсерлері – иондаушы сәулелену тудырған, оларға қатысты одан төмен болғанда әсер болмайтын, ал одан жоғары болғанда әсердің ауырлығы дозаға байланысты болатын шектің болуы болжанатын, клиникалық анықталатын зиянды биологиялық әсерлер;

      11) доза қуаты – уақыт бірлігі (секунд, минут, сағат) ішіндегі сәулелену дозасы;

      12) доза шегі (бұдан әрі – ДШ) – қалыпты жұмыс жағдайларында жоғарыламауы тиіс жылдық тиімді немесе эквивалентті техногендік сәулелену дозасының шамасы. Жылдық доза шегін сақтау детерминирленген әсерлердің пайда болуының алдын алады, ал бұл ретте стохастикалық әсердің ықтималдығы қолайлы деңгейде сақталады;

      13) жол берілмейтін доза – қорғау іс-шаралармен жол берілмейтін радиациялық авария салдарынан болжанатын доза;

      14) жоспарланатын арттырылған сәулелену – радиациялық авариялар дамуының немесе оның салдарларын ескерту мақсатында белгіленген негізгі дозалар шегінен асатын дозаларда персоналдың жоспарланатын сәулеленуі;

      15) жұмыс орны – еңбек қызметі процесінде еңбек міндеттерін орындаған кезде қызметкердің тұрақты немесе уақытша болатын орны;

      16) жұмыстар класы – персонал үшін қауіптілік дәрежесі бойынша нуклидтердің радиоуыттылығына және белсенділігіне байланысты радиациялық қауіпсіздік бойынша талаптарды айқындайтын ашық иондаушы сәулелену көздерімен жұмыстардың сипаттамасы;

      17) жылдық тиімді (эквивалентті) доза – күнтізбелік жыл ішінде алынған сыртқы сәулеленудің тиімді (эквивалентті) дозасының және осы жыл ішінде ағзаға радионуклидтердің келіп түсуіне негізделген ішкі сәулеленудің күтілетін тиімді (эквивалентті) дозасының жиынтығы. Жылдық тиімді дозаның бірлігі – Зиверт (Зв);

      18) жылдық түсу шегі (бұдан әрі – ЖТШ) – монофакторлық әсер кезінде шартты адамның жылдық дозаның тиісті шегіне тең күтілетін дозамен сәулеленуіне әкеп соғатын бір жыл ішінде нақты радионуклидтің ағзаға түсуінің рұқсат етілген деңгейі;

      19) иондаушы сәулелену көзі (бұдан әрі – сәулелену көзі) – радиоактивті заттар, радиоактивті заттары бар аппараттар немесе құрылғы, сонымен қатар иондаушы сәуле шығаратын немесе иондаушы сәуле шығаруға қабілетті электрофизикалық аппараттар немесе құрылғы;

      20) иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу – иондаушы сәулелену көздерін дайындаумен, жеткізумен, алумен, иеленумен, сақтаумен, пайдаланумен, берумен, қайта өңдеумен немесе көмумен, импорттаумен, экспорттаумен, тасымалдаумен, техникалық қызмет көрсетумен байланысты қызмет;

      21) иондаушы сәулеленуді генерациялайтын құрылғы (көз) – иондаушы сәулелену зарядталған бөлшектер жылдамдығының өзгеруі, олардың аннигиляциясы немесе ядролық реакциясы есебінен туындайтын электрлік-физикалық құрылғы (рентген аппараты, жылдамдатқыш, генератор және басқалар);

      22) иондаушы сәулеленудің ашық көзі – оны пайдалану кезінде оның құрамындағы радионуклидтердің қоршаған ортаға түсуі ықтимал сәулелену көзі;

      23) иондаушы сәулеленудің жабық көзі – бұл құрылғысы оған есептелген қолдану және тозу жағдайларында оның құрамындағы радионуклидтердің қоршаған ортаға түсуін болдырмайтын сәулелену көзі;

      24) квота – нақты техногендік сәулелену көзінен халықтың сәулеленуін шектеу үшін белгіленген доза шегінің бір бөлігі және сәулелену жолдары (сыртқы, сумен, тамақпен және ауамен келіп түсуі);

      25) көму – пайдаланылып болған ядролық отынды немесе радиоактивті қалдықтарды көму пунктіне оларды алып қою ниетінсіз орналастыру;

      26) маңыздылығы ең аз белсенділік (бұдан әрі – МАБ) – иондаушы сәулелену көзі артқан кезде есепке алуға және бақылауға жататын ашық немесе жабық иондаушы сәулелену көзінің белсенділігі;

      27) маңыздылығы ең аз үлесті белсенділік (бұдан әрі – МАҮБ) – иондаушы сәулелену көзі артқан кезде есепке алуға және бақылауға жататын ашық иондаушы сәулелену көзінің үлестік белсенділігі. Жабық сәулелену көздері үшін олармен жұмыс істеуге рұқсат алу қажеттілігі туралы шешім МАБ есепке алынбастан, оның белсенділігін МАҮБ-пен салыстыру жолымен айқындалады. МАҮБ өлшем бірлігі граммға беккерель Бк/г;

      28) персонал – иондаушы сәулелену көздерімен тұрақты немесе уақытша жұмыс істейтін ("А" тобы) немесе жұмыс жағдайлары бойынша олардың әсері аясында болатын ("Б" тобы) жеке тұлғалар;

      29) радиациялық авария – адамдардың белгіленген нормалардан артық сәулеленуіне немесе қоршаған ортаның радиоактивті ластануына әкеліп соғатын немесе әкеліп соғуы мүмкін радиоактивті өнімдердің және (немесе) иондаушы сәулеленудің жобада көзделген дұрыс пайдалану шекараларынан тыс шығуы болған атом энергиясын пайдаланатын объектіні қауіпсіз пайдалану шектерінің бұзылуы;

      30) радиациялық авария аймағы – радиациялық авария фактісі белгілі болған аумақ;

      31) радиациялық бақылау – халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы нормативтік құқықтық актілердің талаптарына сәйкес объектідегі, қоршаған ортадағы радиациялық жағдай туралы және адамдардың сәулелену деңгейлері туралы ақпарат алу (дозиметрлік және радиометрлік бақылауды қамтиды);

      32) радиациялық қауіптілік санаты – атом энергиясы пайдаланылатын объектімен жұмыс істеген кезде немесе ықтимал авария жағдайларында халық және (немесе) қоршаған орта үшін оның радиациялық қауіптілік дәрежесі бойынша атом энергиясы пайдаланылатын объектінің сипаттамасы;

      33) радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету – персонал мен халықтың сәулелену деңгейлерін төмендетуге бағытталған ұйымдастыру, технологиялық, техникалық, санитариялық-эпидемиологиялық және медициналық-профилактикалық іс-шаралар кешенін жүзеге асыру;

      34) радиоактивті зат – құрамында радионуклидтер бар кез келген агрегаттық күйдегі табиғи немесе техногенді кез келген материалдар;

      35) радиоактивті қалдықтар – құрамында алып қою деңгейінен жоғары радионуклидтер бар, одан әрі пайдаланылуы көзделмейтін радиоактивті заттар, ядролық материалдар немесе радионуклид көздері;

      36) радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу – радиоактивті қалдықтарды жинаумен, тасымалдаумен, қайта өңдеумен, сақтаумен және (немесе) көмумен байланысты барлық қызмет түрлері;

      37) радиоактивті ластану – радиоактивті заттардың материалдың үстіңгі бетінде, ішінде, ауада, адамның денесінде немесе басқа жерде Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің 2015 жылғы 27 ақпандағы № 155 бұйрығымен бекітілген "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" гигиеналық нормативтерінде (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 10671 болып тіркелген) (бұдан әрі – Гигиеналық нормативтер) және осы Санитариялық қағидалардың талаптарында белгіленген деңгейлерден асатын мөлшерде болуы;

      38) сәулелену – иондаушы сәулеленудің адамға әсері;

      39) стохастикалық сәулелену әсерлері – иондаушы сәулеленуден туындайтын, пайда болуының дозалық шегі жоқ, пайда болу ықтималдығы дозаға барабар және көріну ауырлығы дозаға тәуелді болмайтын зиянды биологиялық әсерлер;

      40) сындарлы топ – сәулелену көзінің барынша көп радиациялық әсеріне ұшырайтын бір немесе бірнеше белгілері (жынысы, жасы, әлеуметтік немесе кәсіптік жағдайлары, тұратын жері, тамақтану рационы) бойынша бір текті халық арасынан шыққан адамдар тобы (кемінде он адам);

      41) сіңірілген доза (бұдан әрі – D) – затқа берілген иондаушы сәулелену энергиясының шамасы:



      мұнда:

– элементарлық көлемдегі затқа иондаушы сәулелену арқылы берілген орташа энергия, ал dm – осы көлемдегі заттың массасы.

      Энергия кез келген белгілі бір көлем бойынша орташалануы мүмкін және бұл жағдайда, орташа доза көлемге берілген, осы көлемнің массасына бөлінген толық энергияға тең болады. Халықаралық бірліктер жүйесіндегі бірліктерде сіңірілген доза килограммға бөлінген джоульмен (Дж/кг-1) өлшенеді және грей деген (бұдан әрі – Гp) арнайы атауы бар. Бұрын қолданылған жүйеден тыс рад бірлігі 0,01 Гр тең;

      42) табиғи сәулелену көзі – Гигиеналық нормативтер және осы Санитариялық қағидалар қолданылатын, шығу тегі табиғи иондаушы сәулелену көзі;

      43) табиғи радионуклидтер – уран-238 және торий-232 қатарларының радиоактивті элементтері;

      44) тәуекел – сәулелену нәтижесінде адамда немесе оның ұрпағында қандай да бір зиянды салдарлардың пайда болу ықтималдығы;

      45) техногендік сәулелену көзі – оны пайдалы қолдану үшін арнайы құрылған немесе осы қызметтің жанама өнімі болып табылатын иондаушы сәулелену көзі;

      46) тиімді доза (бұдан әрі – Е) – олардың радио сезімталдықты ескере отырып, адамның бүкіл денесінің және оның жекелеген ағзалары мен тіндерінің сәулеленуінің кейінгі салдарларының пайда болу тәуекелінің өлшемі ретінде қолданылатын шама. Ол осы Санитариялық қағидаларға 1-қосымшаның 2-кестесінде келтірілген ағзалар мен тіндердегі эквивалентті дозаның тиісті өлшенетін коэффициенттерге қосындысын білдіреді:



      мұнда: HT - ағзадағы немесе тіндегі T эквивалентті доза, ал WT - ағза немесе тін T үшін өлшейтін коэффициент. Тиімді доза бірлігі – Зиверт (Зв);

      47) ұжымдық тиімді доза – сәулеленудің стохастикалық әсері туындауының ұжымдық тәуекелінің өлшемі, ол жеке тиімді дозалар жиынтығына тең. Ұжымдық тиімді доза бірлігі – адам-зиверт (бұдан әрі – а-Зв);

      48) үлестік (көлемдік) белсенділік – заттағы радионуклидтің А белсенділігінің заттың массасына m (көлеміне V) қатынасы:



      Үлестік белсенділік бірлігі – килограммға беккерель (бұдан әрі – Бк/кг). Көлемдік белсенділік бірлігі – текше метрге беккерель (бұдан әрі – Бк/м3);

      49) үстіңгі беттің алынбайтын ластануы (бекітілген) – байланыс кезінде басқа заттарға берілмейтін және дезактивациялау кезінде жойылмайтын радиоактивті заттар;

      50) үстіңгі беттің алынатын ластануы (бекітілмеген) – байланыс кезінде басқа заттарға берілетін және дезактивациялау кезінде кетірілетін радиоактивті заттар;

      51) халық – иондаушы сәулелену көздерінен тыс жерлерде жұмыс істейтін персоналды қоса алғанда барлық адамдар;

      52) халықтың радиациялық қауіпсіздігі – адамдардың қазіргі немесе келешек ұрпағының денсаулығына қауіпті иондаушы сәулелену әсерінен қорғалу жағдайы;

      53) ішкі сәулелену кезінде күтілетін эквивалентті (бұдан әрі – HT (

)) немесе тиімді (E(

)) доза – ағзаға радиоактивті заттар түскеннен кейін өткен уақыт t ішіндегі доза:


      мұнда: to – түсу сәті, ал – HT (t) - T ағзада немесе тінде t уақыт сәтіне эквивалентті дозаның қуаты.


айқындалмаған кезде оны ересектер үшін 50 жасқа тең және балалар үшін 70 жасқа тең деп қабылдау керек;

      54) D-шамасы – жоғарылаған кезде детерминирленген әсерлер анықталатын және радиоактивті көз қауіпті болып есептелетін жеке радионуклидтерге арналған белсенділіктің шекті мәні. Қауіптілік санаты Гигиеналық нормативтерде келтірілген;

      55) 222Rn және 220Rn – радон изотоптарының еншілес өнімдерінің эквивалентті тепе-тең көлемдік белсенділігі (бұдан әрі – ЭТКБ) – 218 Po (RaA); 214Pb (RaB); 214Bі (RaC); 212Pb(ThB); 212Bі (ThC) – радон изотоптарының қысқа мерзімдік еншілес өнімдерінің көлемдік белсенділігінің таразыланған жиынтығы, сәйкесінше:



      мұнда, ARA, ATn - радон изотоптарының еншілес өнімдерінің көлемдік белсенділігі.

      4. Сәулелену көздерін алуға, сақтауға және олармен жұмыстар жүргізуге "Халықтың санитарлық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы есепке алу мен есеп құжаттамасының нысандарын бекіту туралы" Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің 2015 жылғы 30 мамырдағы № 415 бұйрығына (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 11626 болып тіркелген) 17-қосымшаға сәйкес нысан бойынша осы Санитариялық қағидаларға 2-қосымшада баяндалған санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны толтыру жөніндегі нұсқаулықтарға сәйкес ресімделген оң санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды (бұдан әрі – санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды) және атом энергиясын қолдану саласындағы лицензия болған жағдайда жол беріледі. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік орган ведомствосының аумақтық бөлімшелері (бұдан әрі – аумақтық бөлімше) жеке және заңды тұлғалардың өтініші бойынша береді. Радиациялық бақылауды қоса алғанда, жұмыс орнында сәулелену көздерімен жұмыс істеу (бұдан әрі – сәулелену көзімен жұмыс істеу) шарттары (сәулелену көзінің түрі және сипаттамалары немесе жұмыс түрі мен сипаты) өзгерген кезде және сәулелену көздерін уақытша сақтауды ұйымдастыру кезінде жеке және заңды тұлғалар жаңа санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алады.

      5. Егер мына жағдайларда:

      1) иондаушы сәулеленуді генерациялайтын электрлі-физикалық құрылғылар ең жоғары энергиясы 5 кэВ аспаса және құрылғының сыртқы бетінен 0,1 метр қашықтықта кез келген қолжетімді нүктеде эквивалентті доза қуаты 1,0 мкЗв/сағ. аспайтын кез келген ықтимал режимде және пайдалану жағдайларында болса;

      2) ашық және жабық радионуклид көздері Гигиеналық нормативтерде белгіленген белсенділігі МАБ-дан төмен болса;

      3) жабық радионуклидтік сәулелену көзінің үстіңгі бетінен 0,1 метр қашықтықта орналасқан кез келген нүктедегі доза қуаты фоннан 1,0 мкЗв/сағ. аспайтын болса және берік герметизациялануы қамтамасыз етілсе;

      4) жұмыс орнында радионуклидтің үлестік белсенділігі МАҮБ-дан аз немесе ашық көздегі радионуклидтің белсенділігі Гигиеналық нормативтерге 26-қосымшада келтірілген МАБ-нен аз болса, бұл ретте жекелеген радионуклидтердің белсенділігі олардың кестелік мәндеріне қатынасының жиынтығы 1-ден аз болса;

      5) ұйымда ашық радионуклид көздерінің жалпы белсенділігі МАБ-нен 10 еседен аса артық болмаса немесе әртүрлі радионуклидтер белсенділігінің Гигиеналық нормативтерге 26-қосымшада келтірілген олардың кестелік мәндеріне қатынасының жиынтығы 1-ден аспайтын болса санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны алу және атом энергиясын қолдану саласындағы лицензия талап етілмейді.

2-тарау. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      6. Персоналдың, халықтың және қоршаған ортаның радиациялық қауіпсіздігі егер радиациялық қауіпсіздіктің негізгі қағидаттары (негіздеу, оңтайландыру, нормалау) және "Халықтың радиациялық қауіпсіздігі туралы" 1998 жылғы 23 сәуірдегі Қазақстан Республикасының Заңымен, Гигиеналық нормативтермен және осы Санитариялық қағидалармен белгіленген талаптары сақталған болса, қамтамасыз етілді деп саналады.

      Негіздеу қағидаты жаңа сәулелену көздері мен радиациялық объектілерді жобалау кезінде, лицензиялар беру, сәулелену көздерін қолдануға нормативті техникалық құжаттаманы бекіту кезінде, сондай-ақ оларды пайдалану шарттары өзгерген кезде қолданылады. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етудің негізгі қағидаттарын іс жүзінде іске асыру осы Санитариялық қағидаларға 3-қосымшада келтірілген тәсілдерге сәйкес орындалады.

      Радиациялық авариялар кезінде негіздеу қағидаты сәулелену көздері мен сәулелену жағдайларына емес, керісінше қорғау іс-шараларына жатады. Пайда шамасы ретінде осы іс-шарамен болдырылмаған дозаны бағалау қажет. Сәулелену көздерін бақылауды қалпына келтіруге бағытталған іс-шаралар міндетті түрде жүргізіледі.

      Оңтайландыру қағидаты осы Санитариялық қағидаларға 3-қосымшаға сәйкес сәулелену көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында қолданылады.

      Радиациялық авариялар жағдайларында доза шектерінің орнына араласудың неғұрлым жоғары деңгейлері қолданылатын жағдайларда оңтайландыру қағидаты жол берілмейтін сәулелену дозасын және араласуға байланысты зиянды ескере отырып, қорғаныш іс-шарасына қолданылады.

      Нормалау қағидаты адамдардың сәулелену деңгейіне байланысты болатын барлық жеке және заңды тұлғалармен қамтамасыз етіледі және барлық сәулелену көзінен азаматтардың сәулелену дозаларының Гигиеналық нормативтермен белгіленген жеке шектерден асырмауды көздейді.

      Гигиеналық нормативтерде регламенттелген тиімді және эквивалентті сәулелену дозаларын бақылау үшін дозалардың негізгі шегінен туынды болып табылатын: доза қуатының, радионуклидтердің ағзаға жылдық түсуінің және басқа да көрсеткіштердің монофакторлық әсерінің жол берілетін деңгейі (бір радионуклид үшін, түсу жолдары немесе сыртқы сәулеленудің бір түрі үшін) енгізіледі.

      Пациенттердің медициналық сәулеленуін қоспағанда, қалыпты, сондай-ақ авариялық жағдайлардағы техногендік көздерден сәулелену (бұдан әрі – техногендік сәулелену) кезіндегі туынды нормативтер монофакторлық әсерлерге есептелген және олардың әрқайсысы дозаның бүкіл шегін аяқтайды, оларды пайдалану барлық бақылаудағы шамалардың олардың жол берілген мәндеріне қатынасының жиынтығын бірліктен асырмау шартына негізделеді.

      Халық үшін белгіленген доза шегін тек бір техногендік сәулелену көзіне немесе олардың шектелген санына пайдаланудың алдын алу үшін негізгі техногендік сәулелену көздеріне квоталар қолданылады.

      Квоталар мәндерін негіздеу радиациялық объектілер жобаларында қамтылған. Халықтың жекелеген техногендік сәулелену көздерінен сәулеленуіне квоталарды белгілеу бойынша нұсқаулық осы Санитариялық қағидаларға 4-қосымшада келтірілген.

      7. Объектіде және әрбір өңірде радиациялық қауіпсіздікті бағалау:

      1) қоршаған ортаның радиоактивті ластануының сипаттамасы;

      2) радиациялық қауіпсіздік жөніндегі іс-шараларды және радиациялық қауіпсіздік саласындағы гигиеналық нормативтердің, қағидалар мен гигиеналық нормативтердің орындалуын қамтамасыз етуді талдау;

      3) радиациялық авариялардың ықтималдығы және олардың ауқымын анықтау;

      4) радиациялық авариялар мен олардың салдарларын тиімді жоюға дайындық дәрежесі;

      5) № 1 ДОЗ, № 2 ДОЗ регламенттелген нысандар нәтижелері бойынша "А" және "Б" тобы персоналының, сондай-ақ барлық сәулелену көзінен халықтың жекелеген топтары алатын сәулелену дозаларын талдау;

      6) сәулелену дозаларының белгіленген шектерінен артық сәулеленуге ұшыраған адамдар санының негізінде жүзеге асырылады.

      Жыл сайын осы тармақтың 1), 2), 3), 4), 5) және 6) тармақшаларында көрсетілген бағалау нәтижелері объектідегі радиациялық қауіпсіздіктің жай-күйін сипаттайтын және оны жақсарту бойынша ұсынымдар қамтылған құжат (бұдан әрі – радиациялық объектінің радиациялық-гигиеналық паспорты) нысанына жазылады және осы Санитариялық қағидаларға 5-қосымшада көрсетілген радиациялық объектінің радиациялық-гигиеналық паспортын жүргізу және пайдалану тәртібіне сәйкес аумақтық бөлімшелерге ұсынылады.

      8. Радиациялық объектінің радиациялық-гигиеналық паспорттарында келтірілген деректерге талдау жүргізу оларды Гигиеналық нормативтермен, осы Санитариялық қағидалардың талаптарымен және алдыңғы жылдардың деректерімен салыстыру арқылы жүргізу керек.

      9. Радиациялық объектіде және оның айналасындағы радиациялық қауіпсіздік:

      1) радиациялық объектіні орналастыру үшін аудан мен алаңды, сәулелену көздерін физикалық қорғау деңгейін таңдаудың негізделуін, осы Санитариялық қағидалардың 23-тармағына сәйкес белгіленген 1 және 2 санаттағы объектілердің айналасымен және ішкі аймағын аймақтарға бөлуді қамтитын радиациялық объектінің жобалық құжаттамасын дайындау кезінде нормативтік құқықтық актілер талаптарын сақтау;

      2) технологиялық жүйелерді пайдаланудың қауіпсіз шарттарын құру;

      3) сәулелену көздерімен қызметті санитариялық-эпидемиологиялық бағалау;

      4) радиациялық бақылауды ұйымдастыру және жүргізу;

      5) объектінің қалыпты жұмысы, оның реконструкциялау және пайдаланудан шығару кезінде, сондай-ақ радиациялық авариялар кезінде персоналдың және халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету жөніндегі іс-шараларды жоспарлау және жүргізу;

      6) "А" тобы персоналының біліктілігін және сәулелену көздерімен жұмыс істеу ережелері бойынша білімдерін арттыру есебінен қамтамасыз етіледі.

      10. Персоналдың радиациялық қауіпсіздігі:

      1) радиациялық бақылауды ұйымдастырумен;

      2) сәулелену көздерімен жұмыс істеу ережелерін білумен және сақтауымен;

      3) сәулелену көздерін есепке алуды және бақылауды ұйымдастырумен;

      4) жеке қорғау құралдарын пайдаланумен;

      5) жасы, жынысы, денсаулық жағдайы, деңгейі, алдыңғы сәулелену деңгейі және басқа да көрсеткіштері бойынша сәулелену көздерімен жұмыс істеуге рұқсат беруді шектеулермен;

      6) Гигиеналық нормативтердің және осы Санитариялық қағидалардың талаптарына жауап беретін еңбек шарттарын құрумен;

      7) жүкті әйелді жүктілігі туралы ақпаратты алған күннен бастап жүктілік және бала емізу кезеңінде сәулелену көздерімен байланысы жоқ жұмысқа ауыстырумен;

      8) қорғаныс кедергілерінің, экрандардың және сәулелену көздерінен арақашықтығының жеткіліктілігімен, сондай-ақ сәулелену көздерімен жұмыс істеу уақытын шектеумен;

      9) радиациялық объектідегі радиациялық факторлардың бақылау деңгейлерін сақтаумен;

      10) радиациялық жағдай туралы ақпарат жүйесін ұйымдастырумен;

      11) авариялар қаупі төнген және туындауы жағдайында жоғары сәулеленуді жоспарлау кезінде персоналды қорғау жөніндегі тиімді іс-шараларды өткізумен қамтамасыз етіледі.

      11. Халықтың радиациялық қауіпсіздігі:

      1) осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес адамдардың өмір сүру жағдайларын жасаумен;

      2) әртүрлі сәулелену көздерінен сәулеленуге квоталар белгілеумен;

      3) радиациялық бақылауды ұйымдастырумен;

      4) қалыпты жағдайларда және радиациялық авариялар кезінде радиациялық қорғану жөніндегі іс-шараларды жоспарлау мен өткізудің тиімділігімен;

      5) радиациялық жағдай туралы ақпарат жүйесін ұйымдастырумен қамтамасыз етіледі.

      12. Персоналдың және халықтың сәулелену дозаларын төмендету жөніндегі іс-шараларды әзірлеу кезінде мынадай негізгі жағдайларға сүйенеді:

      1) жеке сәулелену дозаларының экономикалық және әлеуметтік факторларын және үйретілетін адамдар санын ескере отырып, кез келген сәулелену көзін пайдалану кезінде жеке сәулелену дозаларын барынша төмен қол жетімді деңгейде ұстау;

      2) адамдарды ұжымдық қорғау жөніндегі іс-шаралар барынша аз шығынмен ұжымдық сәулелену дозасын неғұрлым төмендетуге қол жеткізу мүмкін болатын сәулелену көздеріне қатысты жүзеге асырылады;

      3) әрбір сәулелену көзінен алынатын дозаларды төмендету осы сәулелену көзі үшін шекті топтардың сәулеленуін төмендету есебінен қол жеткізіледі.

      13. Радиациялық бақылау өндірістік бақылаудың бір бөлігі болып табылады және адамға иондаушы сәулелену ықпалының барлық негізгі түрлерін қамтуы тиіс.

      14. Радиациялық бақылаудың мақсаты адам тіршілігінің барлық жағдайларында персоналдың, пациенттердің және халықтың жеке және ұжымдық сәулелену дозалары туралы ақпаратты, сондай-ақ радиациялық жағдайды сипаттайтын барлық регламенттелетін шамалар туралы мәліметтерді алу болып табылады.

      15. Радиациялық бақылау нәтижелері радиациялық жағдайды бағалау, бақылау деңгейлерін белгілеу, сәулелену дозаларын төмендету бойынша іс-шараларды әзірлеу және олардың тиімділігін бағалау үшін пайдаланылады.

      16. Радиациялық бақылау объектілері:

      1) өндірістік жағдайларда иондаушы сәулеленудің әсері кезінде "А" және "Б" топтарының персоналы;

      2) медициналық рентгендік-радиологиялық рәсімдерді орындау кезіндегі пациенттер;

      3) табиғи және техногенді сәулелену көздері ықпал еткен кездегі халық;

      4) адамның тіршілік ету ортасы болып табылады.

      17. Сәулелену көздерімен жұмыс істеу жоспарланған радиациялық объектідегі радиациялық бақылау бағдарламасы жобалау сатысында әзірленеді. Радиациялық объектінің жобасында бақылауды жүргізу түрлері, көлемі мен тәртібі, техникалық құралдарының тізбесі және оны жүзеге асыру үшін қажетті қызметкерлердің штаты белгіленуі тиіс.

      18. Радиациялық объект әкімшілігі орындалатын жұмыстардың ерекшеліктері мен шарттарын ескере отырып, радиациялық бақылау бағдарламасын әзірлейді және бекітеді.

      Радиациялық бақылаудың түрлері мен көлемі радиациялық объектідегі және іргелес аумақтағы нақты радиациялық жағдайға байланысты нақтыланады.

      19. Радиациялық объектіні радиациялық бақылауды қызметкерлердің (персоналдың) жеке сәулелену дозаларына бақылау жүргізуді және есепке алуды көздейді.

      20. Жұмыстың көлемі мен сипатына байланысты радиациялық бақылауды радиациялық қауіпсіздік қызметі немесе арнайы дайындықтан өткен радиациялық бақылауға жауапты адам жүзеге асырады.

      21. Радиациялық объектінің әкімшілігі мынадай талаптарды:

      1) оң санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны алуды;

      2) қол жеткізілген радиациялық қауіпсіздік деңгейін бекіту, персонал мен халықтың сәулелену деңгейлерін одан әрі төмендетуді, қоршаған ортаның радиоактивті ластануын төмендетуді қамтамасыз ету мақсатында радиациялық объектіде және жедел радиациялық бақылау үшін орнатылатын санитариялық-қорғау аймағында радиациялық факторлардың бақылау деңгейлерін әзірлеуді қамтамасыз етуді;

      3) осы Санитариялық қағидаларға 6-қосымшада көрсетілген сәулелену көздерімен жұмыс жасаған кезде радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулықты жүргізу тәртібіне қойылатын талаптарға сәйкес радиациялық қауіпсіздік жөніндегі нұсқаулықты әзірлеуді қамтамасыз етуді;

      4) "А" және "Б" топтарының персоналына жататын адамдар тізбесін анықтауды;

      5) осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес сәулелену көздерімен жұмыс істеу шарттарын құруды;

      6) радиациялық объектіде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету және жетілдіру жөніндегі іс-шараларды жоспарлау және жүзеге асыруды;

      7) жұмыс орындарында, үй-жайларда, ұйым аумағында, санитариялық-қорғаныш аймағында және бақылау аймағында радиациялық жағдайға, сондай-ақ радиоактивті заттардың сыртқа шығуы мен тасталуына жүйелі бақылауды қамтамасыз етуді;

      8) персоналдың жеке сәулелену дозаларын бақылауды және есепке алуды қамтамасыз етуді;

      9) жұмыс орындарында персоналға иондаушы сәулелену деңгейлері және олардың олар алған жеке сәулелену дозаларының көлемі туралы жүйелі түрде хабарлауды;

      10) персоналға алдын ала (жұмысқа тұру кезінде) және мерзімдік міндетті медициналық тексеріп-қарауды жүргізуді;

      11) жыл сайын радиациялық объектінің радиациялық-гигиеналық паспортын белгіленген мерзімде ұсынуды орындайды.

      22. Радиациялық объектінің персоналы мынадай талаптарды:

      1) осы Санитариялық қағидаларда, радиациялық қауіпсіздік жөніндегі нұсқаулықтарда және лауазымдық нұсқаулықтарда белгіленген радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету жөніндегі талаптарды білуді және орындауды;

      2) жеке дозиметрлік бақылау құралдарын және жеке қорғаныш құралдарын пайдалануды;

      3) персоналды және халықты радиациялық авариялар мен оның салдарынан қорғау жөніндегі шараларды сақтауды;

      4) сәулелену көздері болып табылатын қондырғылардың, аспаптар мен аппараттардың жұмысындағы барлық анықталған ақаулар туралы цехтың, учаскенің, зертхананың басшысына және тиісті лауазымды адамдарға және радиациялық қауіпсіздіктің қамтамасыз етілуін бақылауды жүзеге асыратын уәкілетті адамға дереу хабарлауды;

      5) жұмыстарды орындау кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қатысты радиациялық қауіпсіздік қызметінің (немесе жауапты адамның) нұсқауларын орындауды;

      6) ауысым аяқталған соң, егер одан әрі болуы өндірістік қажеттілікке байланысты болмаса, өздерінің жұмыс орындарын тастауды орындайды.

1-параграф. Әлеуетті радиациялық қауіптілігі бойынша радиациялық объектілерді сыныптауға қойылатын талаптар

      23. Радиациялық объектінің әлеуетті қауіптілігі радиациялық авариялар кезінде оның халыққа және персоналға тигізетін ықтимал радиациялық әсерімен белгіленеді.

      Қызметі нәтижесінде авариялар кезінде объект қызметкерлері ғана емес, халықтың да сәулеленуі мүмкін радиациялық объетілер әлеуетті аса қауіпті болып табылады. Персоналға жатпайтын адамдардың сәулелену мүмкіндігі болмайтын объектілер ең төмен радиациялық қауіпті объектілер болып табылады.

      Әлеуетті радиациялық қауіптілігі бойынша объектілердің төрт санаты белгіленеді:

      1) І санатқа авариялар кезінде халыққа радиациялық әсер етуі ықтимал және оны қорғау іс-шаралары талап етілуі мүмкін радиациялық объектілер жатады;

      2) объектілердің ІІ санатына авариялар кезінде радиациялық әсері санитариялық-қорғаныш аймағының аумағымен шектелетін объектілер жатады;

      3) ІІІ санатқа авариялар кезінде радиациялық әсері объектінің аумағымен шектелетін объектілер жатады;

      4) ІV санатқа авариялар кезінде радиациялық әсері сәулелену көздерімен жұмыс жүргізілетін үй-жайлармен шектелетін объектілер жатады.

      24. Радиациялық объектілердің санаты оларды жобалау сатысында белгіленеді. Қолданыстағы радиациялық объектілер үшін санатты радиациялық объект әкімшілігі белгілейді және багаж бен қол жүгін тексеретін жабдықтарды және иондаушы сәулеленуді генерациялайтын медициналық аспаптар мен қондырғыларды пайдаланатын объектілерді қоспағанда, атом энергиясын пайдалану саласындағы уәкілетті органмен келісіледі. Жобалау және пайдалану кезінде радиациялық объектілердің әлеуетті радиациялық қауіптілігі санаттарын анықтау жөніндегі өлшемшарттар осы Санитариялық қағидаларға 7-қосымшада келтірілген.

2-параграф. Жер учаскесін таңдауға, радиациялық объектілерді жобалауға, салуға, реконструкциялауға қойылатын талаптар

      25. Радиациялық объектіні орналастыру мүмкіндігін қарау кезінде объектінің санатын, оның халық және қоршаған орта үшін әлеуеттік радиациялық және химиялық қауіптілігі ескеріледі.

      26. Жер учаскесінде І және ІІ санаттағы радиациялық объектілерді орналастыру мүмкіндігін қарау кезінде қалыпты пайдалану және ықтимал авариялар жағдайында метеорологиялық, гидрологиялық, геологиялық және сейсмикалық факторлары бағаланады.

      27. І және ІІ санаттағы радиациялық объектілерді:

      1) аз қоныстанған су баспайтын аумақтарда;

      2) жел режимі тұрақты;

      3) өзінің топографиялық және гидрогеологиялық жағдайларының арқасында объектінің өнеркәсіптік алаңынан тыс радиоактивті заттардың таралу мүмкіндігін шектейтін жер учаскелерінде орналастырады.

      28. І және ІІ санаттың радиациялық объектілері көбіне жел тармағы ескеріле отырып, тұрғын аумаққа, емдеу-профилактикалық және балалар ұйымдарына, сондай-ақ демалыс орындары мен спорт құрылыстарына қатысты желдің ық жағында орналастырылады.

      29. Радиациялық объектінің бас жоспары объектіде және оның айналасында өндірістің дамуын, радиациялық жағдай болжамын және радиациялық авариялар туындау мүмкіндігін ескере отырып әзірленеді.

      30. Стоматологиялық практикада қолданылатын, рентген қондырғыларынан басқа, сәулелену көздерімен жұмысты жүзеге асыратын объектіні тұрғын үй ғимараттарында және қоғамдық ғимараттарда орналастыруға жол берілмейді.

      31. І және ІІ санаттағы радиациялық объектілердің айналасында санитариялық-қорғаныш аймағы, ал І санаттағы радиациялық объектінің айналасында да байқау аймағы орнатылады. ІІІ санаттағы радиациялық объектілерге арналған санитариялық-қорғаныш аймағы объектінің аумағымен шектеледі, ІV санаттағы радиациялық объектілер үшін аймаққа бөлу көзделмеген.

      32. Радиациялық объектінің айналасындағы санитариялық-қорғаныш аймағының және байқау аймағының өлшемдері сыртқы сәулелену деңгейлерін, сондай-ақ радиоактивті шығарындылар мен төгінділердің ықтимал таралу шамалары мен аудандары ескеріле отырып белгіленеді.

      33. Радиациялық объектілер кешенімен бір алаңда орналастырылған жағдайда, санитариялық-қорғаныш аймағы мен байқау аймағы объектілердің жиынтық әсер етуі ескеріле отырып белгіленеді.

      Байқау аймағының ішкі шекарасы санитариялық-қорғаныш аймағының сыртқы шекарасымен сәйкес келеді.

      34. І санаттағы радиациялық объектінің байқау аймағында тұратын халыққа радиациялық әсері оны дұрыс пайдалану кезінде осы объектіге арналған квота мөлшерімен шектеледі.

      35. Радиоактивті заттарды тасымалдауға және сұйық радиоактивті қалдықтарды жоюға арналған құбыр трассасының бойындағы санитариялық-қорғаныш аймағының (айыру жолағының) өлшемдері соңғының белсенділігіне, жергілікті жер бедеріне, топырақтың сипатына, құбырдың төселу тереңдігіне, ондағы қысым деңгейіне байланысты белгіленеді және құбырдың әрбір жағына қарай кемінде 20 метр болуы тиіс.

      36. Радиациялық объектінің айналасындағы санитариялық-қорғаныш аймағының және байқау аймағының шекаралары жобалау сатысында белгіленеді. Санитариялық-қорғаныш аймағы өлшемдерінің негізділігі барлық ластаушы заттар үшін бөлінетін шығарындылардың және радиациялық факторлардың атмосфераға таралуын есептеулермен расталады, объектілердегі санитариялық-қорғаныш аймағы мынадай реттілікпен әзірленеді: есептік (алдын ала), ластаудың атмосфералық ауаға таралуы және физикалық әсердің есептеулері бар жобаның негізінде; белгіленген (түпкілікті) – есептік параметрлерді растау үшін заттай зерттеулер мен өлшеулердің нәтижелері жылдық циклының негізінде орындалған.

      37. Радиациялық объектілердің санитариялық-қорғаныш аймағында тұрақты немесе уақытша тұруға, балалар ұйымдарын, ауруханаларды, санаторийлер мен басқа да сауықтыру ұйымдарын, сондай-ақ осы объектіге жатпайтын өнеркәсіптік және қосалқы үй-жайларды орналастыруға жол берілмейді. Санитариялық-қорғаныш аймағының аумағы абаттандырылған және көгалдандыру жобалық шешімге сәйкес жүргізіледі.

      38. Байқау аймағында радиоактивті заттар авариялық шығарылған жағдайда радиациялық объект әкімшілігі Гигиеналық нормативтерге және осы Санитариялық қағидаларға сәйкес қорғаныш іс-шаралары кешені жүргізіледі.

      39. Санитариялық-қорғаныш аймағында және байқау аймағында объектінің радиациялық қауіпсіздігі қызметінің күшімен радиациялық бақылау жүргізілуі тиіс.

      40. Радиациялық объектiлерге арналған жобалау құжаттамасы құрастыру, салу, күрделі жөндеу, реконструкциялау, пайдалану, пайдаланудан шығару, сондай-ақ авария жағдайы кезiндегi қауіпсіздік шараларының негіздемесін қамтиды.

      Радиациялық объектінің жобалау құжаттамалары Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің 2015 жылғы 27 ақпандағы № 150 бұйрығымен бекітілген Санитариялық-эпидемиологиялық сараптама жүргізу қағидаларына (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 10970 болып тіркелген) (бұдан әрі – № 150 бұйрық) сәйкес санитариялық-эпидемиологиялық сараптамадан өтуі тиіс.

      41. Радиациялық объектінің жобалау құжаттамасында әрбір үй-жай (учаске, аумақ) үшін:

      1) ашық сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде: радионуклид, қосынды, агрегаттық күйі, жұмыс орнындағы белсенділік, жылдық тұтыну, жоспарланатын жұмыстардың түрі және сипаты, жұмыстар класы;

      2) жабық сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде: радионуклид, оның түрі, белсенділігі, жұмыс орнындағы көздердің рұқсат етілген caны және олардың жиынтық белсенділігі, жоспарланатын жұмыстардың сипаты;

      3) иондаушы сәулеленуді генерациялайтын құрылғылармен жұмыс істеу кезінде: құрылғының типі, генерацияланатын сәулелену түрі, энергиясы және қарқындылығы және (немесе) анодтық кернеуі, тоқ күші, қуаты, бір үй-жайда (учаскеде, аумақта) орналастырылған бір уақытта жұмыс істейтін құрылғылардың барынша жол берілген саны;

      4) ядролық реактор, радионуклидтер генераторы, радиоактивті қалдықтармен және басқа да радиациялық сипаттамасы күрделі сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде: сәулелену көзінің түрі мен оның радиациялық сипаттамалары (радионуклидтік құрамы, белсенділігі, энергиясы мен сәулелену қарқындылығы) көрсетіледі. Барлық жұмыстар үшін олардың сипаты және шектеу шарттары көрсетіледі.

      42. Персоналды және халықты сыртқы сәулеленуден қорғауды жобалауды екіге тең жылдық тиімді доза бойынша қор коэффициентін және басқа сәулелену көздерінің бар болуы мен олардың қуатын перспективалық ұлғайтуды ескере отырып жүргізеді.

      43. Сыртқы иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау үй-жайлардың мақсатын, сәулеленуші адамдар санаттарын және сәулелену ұзақтығын ескере отырып орындалуы тиіс:

      1) қорғауды екіге тең қор коэффициентімен есептеу кезінде қорғау бетіндегі сәулеленудің эквивалентті дозасының жобалық қуаты (бұдан әрі – Н) мынадай формула бойынша айқындалады:



      мұнда: D – персонал немесе халық үшін доза шегі, жылына мЗв, t – сәулелену ұзақтығы, жылына сағат;

      2) сыртқы иондаушы сәулеленуден қоғауды жобалау кезінде пайдаланылатын эквивалентті доза қуатының мәндері осы Санитариялық қағидаларға 8-қосымшадағы келтірілген;

      3) рентген аппараттары мен жылдамдатқыштар үшін есептеу белгіленген тәртіппен бекітілген әдістемелер бойынша аппараттың радиациялық шығысын және жұмыс жүктемесі ескеріле отырып жүргізіледі.

      44. Радиациялық объектілердің жол берілген шығарындылары мен төгінділерін есептеу халық үшін өмірінің 70 жылы ішіндегі жылдық шығарындылар мен төгінділерге негізделген тиімді дозасы доза шегінің белгіленген квота мәнінен аспау талабының негізінде жүргізіледі.

      45. Радиациялық объектілерді жобалау және жұмыстардың технологиялық схемаларын таңдау кезінде:

      1) персоналдың барынша аз сәулеленуін;

      2) операцияларды барынша автоматтандыруды және механикаландыруды;

      3) технологиялық процестің барысын автоматтық және көзбен шолып бақылауды;

      4) уыттылығы мен зияндылығы неғұрлым аз заттардың қолданылуды;

      5) шу, діріл және басқа да зиянды факторлардың барынша аз деңгейлерін;

      6) радиоактивті заттардың шығарындылары мен төгінділерінің барынша аз мөлшерін;

      7) оларды уақытша сақтау және қайта өңдеудің қарапайым, сенімді әдістерімен радиоактивті қалдықтардың барынша аз мөлшерін;

      8) технологиялық процестің бұзушылықтары туралы дыбыстық және (немесе) жарықтық дабыл беруін;

      9) бұғаттауды қамтамасыз етеді.

      46. Радиоактивті заттармен жұмыс істеуге арналған технологиялық жабдық мынадай талаптарға сәйкес келуі тиіс:

      1) конструкциясы пайдалануда сенімді және ыңғайлы, қажетті тұмшалануы, жабдықтың жұмысын қашықтықтан басқару және бақылау әдістерін қолдану мүмкіндігін қамтамасыз етеді;

      2) дезактивациялауға бейім, тоттануға төзімді және радиацияға төзімді материалдардан жасалады;

      3) жабдықтың сыртқы және ішкі беттері дезактивациялау үшін қол жетімді болады.

      47. Радиациялық объектінің жобасында жөндеу жұмыстарын жүргізу кезінде персоналдың және халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету бойынша ұйымдастыру, техникалық және санитариялық-эпидемиологиялық іс-шаралар кешені көзделеді.

3-параграф. Сәулелену көздерімен жұмысты ұйымдастыруға қойылатын талаптар

      48. Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыда көрсетілген үй-жайлар мен аумақтарда ғана жол беріледі.

      Әрбір үй-жайдың есігінде оның мақсаты, ашық сәулелену көздерімен жүргізілетін жұмыстар класы және радиациялық қауіптілік белгісі көрсетіледі.

      49. Құрамында сәулелену көздері бар жабдықта, контейнерлерде, қаптамаларда, аппараттарда, жылжымалы қондырғыларда, көлік құралдарында радиациялық қауіптілік белгісі болуы тиіс.

      50. Радиациялық қауіптілік белгісін сәулелену көздерімен жұмыстар тұрақты жүргізілетін және радиациялық қауіптілік белгісі бар үй-жайлардағы жабдыққа жазбауға жол беріледі.

      51. Сәулелену көздерінің сақталу жағдайларын қамтамасыз етуді заңды тұлғаның әкімшілігі немесе жеке тұлға жүзеге асырады.

      52. Сәулелену көздерін болжамды шығару кезінде, онымен жұмыстарды жүргізуге келісілген орыннан тыс жерде жұмыстарды жүргізу үшін, оң санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды оны стационарлық емес жағдайларда пайдалануға жол береді, бұл ретте санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны берген аумақтық бөлімшені және жұмысты жүргізу жоспарланған орын бойынша аумақтық бөлімшені (жазбаша түрде) хабардар ету қажет.

      53. Иондаушы сәулелену көздерімен жұмысты бастау сәтіне қарай жеке немесе заңды тұлға оларды жұмыс істеуге жіберілген адамдардың тізімін бекітеді, оларға қажетті оқытуды қамтамасыз етеді, радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге, иондаушы сәулелену көздерін есепке алуға және сақтауға, радиоактивті қалдықтарды жинау, сақтау және тапсыруды ұйымдастыруға, радиациялық бақылауға жауапты адамдарды тағайындайды.

      54. Иондаушы сәулелену көздерімен жұмыстар тоқтатылған кезде жеке және заңды тұлғалар күнтізбелік 15 күн ішінде бұл туралы аумақтық бөлімшелерге хабарлайды.

      55. Иондаушы сәулелену көздерімен жасалатын жұмыс көлемі мен сипатына байланысты радиациялық объектілер радиациялық қауіпсіздік қызметін құрады немесе радиациялық қауіпсіздікке (бақылауға) жауапты адамды тағайындайды. Радиациялық қауіпсіздік қызметі туралы ережені (радиациялық қауіпсіздікке (бақылауға) жауапты адамның лауазымдық нұсқаулығы) радиациялық объектінің басшысы немесе ол уәкілеттік берген адам бекітеді және қызметтің (радиациялық қауіпсіздікке (бақылауға) жауапты адамның) құқықтары мен міндеттерін анықтайды.

      Қызметтің саны барлық радиациялық-қауіпті жұмыстар кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге болатындай етіп белгіленеді.

      56. Радиациялық қауіпсіздік қызметінің персоналы мен радиациялық қауіпсіздікке (бақылауға) жауапты адам ядролық және радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге жауапты персоналды арнайы даярлау жөніндегі қызметке лицензиясы бар ұйымдардан арнайы даярлықтан өткен қызметкерлер арасынан басшының бұйрығымен тағайындалады.

      57. Сәулелену көзімен жұмыс істеу бойынша жұмыстарды бастар бұрын радиациялық объектінің әкімшілігі Қазақстан Республикасы Энергетика министрінің 2017 жылғы 20 ақпандағы № 58 бұйрығымен бекітілген "Ядролық және радиациялық қауіпсіздік" техникалық регламентінің (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 15005 болып тіркелген) 193-тармағының талаптарын орындау үшін сәулелену көзін есепке алу және бақылау бойынша ұйымдастырушылық құрылымын құрады.

      58. Лауазымы бойынша персоналды сәулеленген адамдардың белгілі санатына жатқызуды персоналдың қорғаныш деңгейін және сәулелену дозаларын ескеру арқылы радиациялық объектінің әкімшілігі айқындайды.

      59. Кемінде 2 адам жұмыс істейтін сәулелену көздерімен жұмыс істеуге жіберілетін персоналға қойылатын талаптар өндірістік үдерістің сипатымен, қолданылатын жабдықтың түрімен және осы Санитариялық қағидалармен айқындалады.

      60. Иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеуге 18 жасқа толған, медициналық қарсы көрсетілімдері жоқ, радиациялық объекті басшысының бұйрығымен "А" тобындағы персонал санатына жатқызылған ядролық және радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге жауапты персоналды арнайы даярлау жөніндегі қызметке лицензиясы бар ұйымдардан радиациялық қауіпсіздік бойынша оқытудан және радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулықтан өткен адамдар жіберіледі. Сәулелену көздерімен жұмыстарды жүргізу сипаты өзгерген кезде кезектен тыс нұсқаулық жүргізіледі.

      61. Егер бұл әрекеттер жұмысшылардың денсаулығына қауіп төндіретін авариялар мен басқа да жайлардың алдын алу жөніндегі шұғыл шаралар қабылдауға бағытталмаған болса, сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілген кезде пайдалану және радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқауларда көзделмеген операцияларды орындауға жол берілмейді.

      62. Қорғаныш технологиялық жабдықтың (камералар, бокстар, сыртқа тарату шкафтары), сондай-ақ сейфтердің, радиоактивті қалдықтарға арналған контейнерлердің, көлік құралдарының, көліктік буып-түю жинақтарының, радиоактивті заттарды сақтауға және тасымалдауға арналған контейнерлердің, шаң мен газдан тазарту жүйелері сүзгілерінің, жеке қорғаныш және радиациялық бақылау құралдарының пайдалану шарттары белгіленетін дайындаушы заводтан құжаттары болады, қызмет көрсететін мекеме берген техникалық жарамдылығы туралы акті болған кезде кепілдік мерзімі өткенге дейін пайдаланылады.

      63. Қолданылуы иондаушы сәулеленуді пайдалануға негізделген аспаптарды, аппараттарды, қондырғылар мен басқа да бұйымдарды, жұмысы кезінде иондаушы сәулелену генерацияланатын радионуклидті сәулелену көздерін, аспаптарды, аппараттар мен қондырғыларды, сондай-ақ эталонды сәулелену көздерін шығаруға № 150 бұйрыққа сәйкес санитарлық-эпидемиологиялық сараптамадан өткен жобалау құжаттамасы бойынша ғана жол беріледі.

4-параграф. Сәулелену көздерін жеткізуге, есепке алуға, сақтауға және тасымалдауға қойылатын талаптар

      64. Сипаттамалары осы Санитариялық қағидалардың 5-тармағының талаптарында баяндалған мәндерден асатын сипаттамалары бар сәулелену көздері мен бұйымдарын бір жеке немесе заңды тұлғадан екінші жеке немесе заңды тұлғаға беру сәулелену көздерін беруші, сондай-ақ қабылдаушы жеке немесе заңды тұлғаның орналасқан жері бойынша аумақтық бөлімшесін және атом энергиясын қолдану саласындағы уәкілетті органды күнтізбелік 15 күн ішінде (жазбаша түрде) хабардар ете отырып, жүргізіледі.

      Сәулелену көздерін уақытша сақтауға немесе пайдалануға берген кезде қабылдау-табыстау актісі жасалады. Сәулелену көздерінің паспорттарының (сертификаттарының және басқа ілеспе құжаттардың) көшірмелерін қабылдайтын ұйымның есепке алуға және сақтауға жауапты адамына беріледі.

      65. Жеке немесе заңды тұлға сәулелену көздерінің сақталуын қамтамасыз етеді және сәулелену көздерінің жоғалуы немесе бақылаусыз пайдаланылу мүмкіндігін болдырмайтын барлық сәулелену көздерін оларды алу, сақтау, пайдалану және есептен шығару жағдайларды қамтамасыз етеді.

      66. Сәулелену көздерін есепке алуға және сақтауға жауапты болып тағайындалған адам оларды қабылдауды және тапсыруды осы Санитариялық қағидаларға 9 және 10-қосымшаларда көрсетілген белгіленген нысандар бойынша реттеуді жүзеге асырады.

      67. Радациялық объектіге келіп түскен барлық сәулелену көздері осы Санитариялық қағидаларға 10-қосымшаға сәйкес иондаушы сәулелену көздерін есепке алудың кіріс-шығыс журналында есепке алынады. Әрбір сәулелену көзінің түріне жеке беттер толтырылады. Радионуклидті сәулелену көздерімен жинақталған аспаптарды, аппараттарды және қондырғыларды есепке алу жеке журналда радиоактивті заттарды есепке алудан жүргізіледі. Есепке алу журналы тұрақты сақталуы тиіс.

      68. Радионуклидті сәулелену көздері ілеспе құжаттарға сәйкес радионуклид, препараттың атауы, орамасы мен белсенділігі бойынша есепке алынады. Радионуклидті сәулелену көздері пайдаланылатын аспаптар, аппараттар мен құрылғылар атаулары мен зауыт нөмірлері бойынша, жинаққа кіретін әрбір сәулелену көзінің белсенділігі мен нөмірі көрсетіле отырып, есепке алынады.

      Қысқа мерзімдік радионуклидтер генераторлары олардың атаулары мен зауыт нөмірлері бойынша бас нуклидтің номиналдық белсенділігі көрсетіле отырып, есепке алынады. Иондаушы сәулелену тудыратын құрылғылар атаулары, зауыт нөмірлері мен шығару жылы бойынша есепке алынады.

      Иондаушы сәулелену көздерін генерациялайтын құрылғылар атаулары, зауыт нөмірлері және шығарылған жылы бойынша есепке алынады.

      Ұйымда генераторлардың, жылдамдатқыштардың, ядролық реакторлардың көмегімен алынған радионуклидтер орамалары, препараттары мен белсенділіктері бойынша сәулелену көздерін есепке алудың кіріс-шығыс журналында есепке алынады.

      69. Радиациялық объектінің әкімшілігі радионуклидтік сәулелену көздерінің ілеспе құжаттарын олардың өмірлік циклінің барлық уақыты ішінде сақтауды қамтамасыз етеді. Ілеспе құжаттар жоғалған жағдайда, оларды қайта қалпына келтіру бойынша шаралар қабылданады.

      Ілеспе құжаттарды қайта қалпына келтіру мүмкін болмаған жағдайда, радионуклидтік сәулелену көздерін пайдалануға жол берілмейді.

      70. Сәулелену көздерін сақтау орындарынан жауапты адам осы Санитариялық қағидаларға 9-қосымшаға сәйкес радиоактивті заттарды беруге қойылатын талапқа сәйкес радиациялық объект басшысының немесе оған уәкілетті адамның жазбаша рұқсатымен береді.

      Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге жіберілген адамдар жұмыстан босатылған (ауыстырылған) жағдайда, олардың есебіндегі барлық сәулелену көздерін радиациялық объекті әкімшілігінің актісі бойынша қабылдайды.

      71. Ашық түрде пайдаланылатын радионуклидтерді шығындау сәулелену көздерін есепке алу мен сақтау және өндірістік радиациялық бақылау үшін жауапты адамдардың қатысуымен жұмысты атқарушылар жасайтын ішкі актілермен ресімделеді. Радиациялық объектінің радионуклидті сәулелену көздерін шығындау және шығысқа жазу туралы актілерді радиациялық объект әкімшілігі осы Санитариялық қағидаларға 11-қосымшаға сәйкес нысан бойынша бекітеді.

      72. Жеке және заңды тұлғалар сәулелену көзін алған сәттен бастап күнтізбелік 15 күн ішінде және одан әрі жыл сайын желтоқсанның 1-нен 30-на дейінгі кезеңде сәулелену көздеріне түгендеу жүргізуі тиіс.

      Иондаушы сәулелену көздерін ұрлау немесе жоғалту анықталған жағдайда, аумақтық бөлімшеге және атом энергиясын қолдану саласындағы уәкілетті органға дереу (жазбаша түрде) хабарлау керек.

      73. Сәулелену көздерін сақтауды және тасымалдауды заттар мен материалдардың біртектілігі қағидаты бойынша жүргізу қажет.

      74. Жұмысқа пайдаланылмаған сәулелену көздері олардың сақталуын қамтамасыз ететін және оларға бөгде адамдардың қол жеткізуіне жол берілмейтін арнайы бөлінген орындарда немесе жабдықталған қоймаларда сақталады. Қоймада сақталатын радионуклидтердің белсенділігі санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыда көрсетілген мәндерден аспауы тиіс.

      75. Радиациялық объектінің аумағынан тыс сәулелену көздерін, оның ішінде далалық жағдайларда пайдаланылатын гамма-дефектоскопиялық аппараттарды уақытша сақтау қоймаларын құрған кезде қойманың немесе оның бөгде адамдардың қол жеткізу мүмкіндігін болдырмайтын қоршауының бетіндегі дозаның қуаты 1,0 мкЗв/сағ аспауы тиіс.

      76. Арнайы жабдықталған қойма үй-жайлары ғимараттың астыңғы белгілерінің деңгейінде (cу баспайтын жертөледе, бірінші қабатта) орналастырылады.

      77. Ашық сәулелену көздерін сақтауға арналған үй-жайлардың әрленуі мен жабдықталуы тиісті кластағы жұмыстарға арналған үй-жайларға қойылатын, бірақ ІІ кластан төмен емес талаптарға жауап береді.

      78. Радионуклидтік сәулелену көздерін сақтауға арналған құрылғылар (қуыстар, құдықтар, сейфтер) жекелеген сәулелену көздерін салу немесе алу кезінде персоналдың басқа сәулелену көздерінің сәулесіне ұшырамайтындай етіп құрастырылған болуы тиіс. Радиоактивті заттар бар секциялардың есіктері мен қаптамалары (контейнерлері) оңай ашылуы және радионуклид атауы мен оның белсенділігін көрсететін айқын таңбасы болуы тиіс. Радиоактивті сұйықтар бар шыны сыйымдылықтар металл немесе пластмасса қаптамаларға салынады.

      Қоймада сәулелену көздерін орналастырудың карта-схемасын, сондай-ақ объекті аумағындағы және радиоизотоптық аспаптарды орналастыру орнын сәулелену көздерін есепке алуға және сақтауға жауапты адам жасайды және радиациялық объект басшысы бекітеді.

      Сақталу кезінде радиоактивті газдар, бу немесе аэрозольдар бөлініп шығуы мүмкін радионуклидтер жанбайтын материалдардан жасалған сыртқа тарату шкафтарында, бокстарда, камераларда түзілетін газдарды бұрғышы бар, желдету жүйелерінде тазартқыш сүзгілері бар жабық ыдыстарда сақталады. Қойма тәулік бойы жұмыс істейтін сыртқа тарату желдеткішімен жабдықталады.

      Белсенділігі жоғары радиоактивті заттарды сақтау кезінде оларды салқындату жүйecі көзделеді. Бөлінетін материалдарды сақтау кезінде радиациялық және ядролық қауіпсіздік шаралары қамтамасыз етіледі.

      79. Одан әрі пайдалануға жарамсыз (немесе қызмет ету мерзімі өткен) радионуклидті сәулелену көздері уақтылы есептен шығарылады және қайта өңдеуге, ұзақ уақыт сақтауға және (немесе) көмуге тапсырылады.

      Одан әрі пайдалануға жарамсыз (немесе қызмет ету мерзімі өткен) радионуклидті сәулелену көздері мен радиоизотоптық аспаптарды объектіде 6 айдан аспайтын мерзімге сақтауға жол беріледі.

      80. Радионуклидтік сәулелену көздерін үй-жайлардың ішінде, сондай-ақ радиациялық объектінің аумағында тасымалдау сәулелену көздерінің физикалық күйін, олардың белсенділігін, сәулелену түрін, қаптама көлемдері мен салмағын ескере, қауіпсіздік жағдайларын сақтай отырып, контейнерлер мен қаптамада жүргізіледі.

      81. Сәулелену көздерін тасымалдауға арналған көлік құралдары қолданыстағы стандарт талаптарына сәйкес жүктің радиациялық қауіптілігі белгілерімен, сондай-ақ Қазақстан Республикасы Энергетика министрінің 2016 жылғы 22 ақпандағы № 75 бұйрығымен бекітілген Радиоактивті заттарды және радиоактивті қалдықтарды тасымалдау қағидаларына (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 13586 болып тіркелген) сәйкес арнайы түстермен жабдықталады.

      82. Көлік құралдары экрандаушы радиациялық қорғау құрылғылармен, көмірқышқыл өрт сөндіргіштерінің орамасын бекітуге арналған құрылғылармен, авариялық жөндеуге арналған құрал-саймандар жинағымен, сіңіруші материалдар мен авариялар салдарларын жоятын басқа да құралдармен, шығарылатын белгілермен (дөңгелеуге қарсы тіректері бар "Авариялық тоқтау", "Радиациялық қауіп" "Қозғалысқа тыйым салынған"), жеке қорғаныш құралдарымен және арнайы киіммен, медициналық дәрі қобдишасымен, сыртқы және ішкі байланыс және хабарлау құралдарымен, сондай-ақ авариялық жұмыстарға арналған жабдықтармен, құрал-саймандармен және құрылғылармен қамтамасыз етіледі.

      83. Сәулелену көздерін бөлек салоны (кабина) және жүк бөлігі бар көлік құралдарымен тасымалдауға рұқсат етіледі. Жүк бөлігінің ішкі бетін әрлеу ылғалға төзімді және химиялық тұрақты жабынмен, одан дезактивациялау ерітіндіні ағызуға арналған құрылғымен көзделеді.

      84. Тасымалдаушылар жүзеге асыратын сәулелену көзін қайта тиеу тұрғын үйлерден, ойын-сауық, мәдени-ағарту, оқу, мектепке дейінгі, емдеу және емдеу-сауықтыру мекемелерінен 1000 метрден жақын емес қашықтықта орналасқан қатты жабыны бар алаңда рұқсат етіледі. Елді мекендердің шегінде радиоактивті сәулелену көздерін қайта тиеуге жол берілмейді.

      Қайта тиеу жөніндегі жұмыстарды жүргізу "А" тобының персоналына жатқызылған адамдармен жүзеге асырылады, алаңда бөгде адамдардың болуына жол берілмейді.

      Сәулелену көзі қаптамасында саңылау пайда болуына жол бермеу мақсатында барлық тиеу процестері барынша механикаландырылып, тікелей бір көлік құралынан екіншісіне жүзеге асырылады.

      Сәулелену көзін қайта тиеу жұмыстарын жүргізу сәтіне кемінде үш тәулік қалғанда, жүк тасымалдаушы қайта тиеу орнын көрсете отырып, аумақтық бөлімшеге (жазбаша түрде) хабарлайды.

      85. Көлік құралдары бетінің радиоактивті ластанудың жол берілетін деңгейлері осы Санитариялық қағидаларға 12-қосымшасында келтірілген.

5-параграф. Жабық сәулелену көздерімен және иондаушы сәулеленуді генерациялайтын құрылғылармен жұмыс істеу шарттарына қойылатын талаптар

      86. Жабық сәулелену көздерін және иондаушы сәулеленуді генерациялайтын қондырғыларды пайдалану осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес жүзеге асырылады.

      87. Сәулеленудің жабық көздеріне арналған қауіптіліктің бес санаты белгіленеді:

      1) I санатына радиациялық әсердің бірнеше минуттан бір сағатқа дейінгі олармен қатынаста болған мезгілдегі өлім-жітімге алып келетін сәулеленудің жабық көздері жатады (A / Doc >1000);

      2) II санатына радиациялық әсердің бірнеше сағаттан бірнеше күнге дейінгі олармен қатынаста болған мезгілдегі өлім-жітімге алып келетін сәулеленудің жабық көздері жатады (1000 ≥ A / Doc >10);

      3) III санатына радиациялық әсердің ықтималдығы аз болса да бірнеше күннен бірнеше аптаға дейінгі олармен қатынаста болған мезгілдегі өлім-жітімге алып келетін сәулеленудің жабық көздері жатады (10 ≥ A/Doc >1);

      4) IV санатына радиациялық әсердің болуы мүмкін, бірақ ықтималдығы аз болса да бірнеше аптаның ішінде олармен қатынаста болған кезеңдегі денсаулыққа уақытша зиян тигізетін сәулеленудің жабық көздері жатады (0,01 ≥ A / Doc > МЗА );

      5) V санатына радиациялық әсердің зияндылығы жоқ және денсаулыққа неғұрлым қауіп төндірмейтін сәулеленудің жабық көздері жатады (0,01 ≥ A / Doc > МЗА) .

      Жабық радионуклид көздерінің қауіптілік санатының шектері мөлшерсіз нормаланған қатынасты A / Doc енгізумен айқындалады, мұнда: A – жабық радионуклидтің ағымдағы белсенділігі, Doc – шекті белсенділік. Жабық көздер үшін қауіптілік санатын анықтауға арналған белсенділіктің шекті мәні гигиеналық нормативтерде көрсетілген.

      Егер радионуклидттер бірдей бірнеше радионуклид көздері бір радиозотопты аспапта (сәулелегіш құрылғыда) болатын болса, олардың жиынтық белсенділігі бір көздің белсенділігі болып есептеледі. Осы радионуклид көзінің санаты гигиеналық нормативтерге сәйкес A / D -мөлшері бойынша айқындалады.

      Егер әртүрлі радионуклидттерімен радионуклид көздері бар радиозотопты аспапта немесе сәулелегіш құрылғыда болатын болса, A / D -шамасы қатынасының сомасын мынадай формуламен есептеу қажет:



      мұнда: A i,n – n - радионуклид көзінің жеке i белсенділігі, Dn– 2-кестеде көрсетілген n радионуклидіне арналған мән. Қауіптілік санаты гигиеналық нормативтерге сәйкес A / Doc жиынтық қатынасы бойынша айқындалады.

      88. Жабық сәулелену көздерін олардың тұмшалануы бұзылған жағдайда, сондай-ақ белгіленген пайдалану мерзімі аяқталған соң оның қызмет мерзімін ұзарту туралы құжатынсыз пайдалануға жол берілмейді.

      89. Жұмыс істемей тұрған жабық сәулелену көздері қорғаныш құрылғыларында болады, ал иондаушы сәулеленуді генерациялайтын қондырғылар тоқтан ажыратылған болуы тиіс. Жабық сәулелену көзі салынған құрылғы механикалық, химиялық, температуралық және басқа да әсерлерге төзімді болып жасалады, радиациялық қауіптілік белгісі болады.

      90. Жабық сәулелену көзін контейнерден алу үшін қашықтықтан алатын құрал немесе арнайы аспап қолданылады. Қорғаныш контейнерден алынған IV санаттағы сәулелену көзімен жұмыс кезінде қорғаныш қалқалары мен манипуляторлар, ал бір метр қашықтықта 2 мЗв/сағ артық доза қуатын тудыратын I-III санаттардағы сәулелену көзімен жұмыс істеу кезінде қашықтықтан басқарылатын арнайы қорғаныш құрылғылары (бокстар, шкафтар және басқалары) қолданылады.

      91. Жұмысы радионуклидтік сәулелену көздеріне негізделген тасымалды, жылжымалы, стационарлық дефектоскопиялық, терапиялық аппараттар мен басқа да қондырғылардың сәулелену эквивалентті дозасының қуаты сәулелену көзінің қорғаныш блогының бетінен бір метр қашықтықта 20 мкЗв/сағ аспауы тиіс.

      Өндірістік жағдайларда қолдануға арналған радиоизотоптық аспаптардың сәулелену эквивалентті дозасының қуаты сәулелену көзінің қорғаныш блогының бетінде 100 мкЗв/сағ, ал одан бір метр қашықтықта 3 мкЗв/сағ аспауы тиіс.

      Жұмыс істеген кезде ілеспе пайдаланылмайтын рентгендік сәуле пайда болатын құрылғылардың сәулелену эквивалентті дозасының қуаты кез келген беттен 0,1 метр қашықтықта 1,0 мкЗв/сағ аспауы тиіс.

      92. Сәулелену дозасының қуаты жұмыс істеп тұрған және сәулелену көздерін сақтау кезінде қондырғының бетінің қол жетерлік бөліктерінен бір метр қашықтықта 1,0 мкЗв/сағ аспайтын қондырғыларды (аппараттарды) пайдаланған кезде үй-жайға арнайы талаптар қойылмайды.

      93. Бағыты бойынша сәуле шоғы шектелмеген стационарлық аппараттар мен қондырғылардың жұмыс бөліктері бөлек үй-жайда орналастырылуы тиіс (көбіне жеке ғимаратта немесе ғимараттың бөлек қанатында); бұл үй-жайлардың қабырғаларының, еденінің, төбесінің материалы мен қалыңдығы сәулелену көзінің кез келген қалпында және шоғының бағыты кезінде жапсарлас үй-жайлар мен радиациялық объект аумағында бастапқы және шашыраңқы сәуленің жол берілген мәндерге дейін әлсіреуін қамтамасыз етеді.

      Осындай аппаратты басқару пульті сәулелену көзінен бөлек үй-жайда орналастырылады. Аппарат тұрған үй-жайға кіретін есігі сәулелену көзін ауыстыру тетігімен немесе персоналдың кездейсоқ сәулелену мүмкіндігін болдырмау үшін жоғары (күшейткіш) кернеуді қосу арқылы бұғатталады.

      94. Жабық сәулелену көздері бар стационарлық қондырғыларда жұмыстар жүргізілетін үй-жайлар бұғаттау және көздің (көздер блогы) жағдайы туралы дабыл беру жүйелерімен жабдықталуы тиіс және қондырғыны энергиямен қуаттандыру ажыратылған жағдайда немесе басқа да кез келген оқыс жағдайларда сәулелену көзін сақтау қалпына мәжбүрлеп қашықтықтан ауыстыруға арналған құрылғы көзделеді.

      95. Жабық сәулелену көздері су астында сақталған жағдайда бассейндегі судың деңгейін автоматты түрде сақтау, су деңгейінің өзгергені және жұмыс үй-жайындағы доза қуатының жоғарылағаны туралы дабыл беру жүйелері көзделеді.

      96. Жабық сәулелену көздерімен жұмыс кезінде үй-жайларды әрлеуге арнайы талаптар қойылмайды. Сәулелену блоктарын қайта зарядтау, жөндеу жүргізілетін үй-жайлар ІІІ кластағы ашық сәулелену көздерімен жұмыс істеуге арналған талаптарға сәйкес жабдықталуы тиіс.

      97. Жұмыс үй-жайларының ауасында уытты заттардың нормативтен артық шоғырлануына әкеп соғатын мөлшерде қуатты радиациялық қондырғыларды пайдалану және жабық сәулелену көздерін сақтау кезінде жұмыс аймағы ауасында уытты заттардың жол берілетін концентрациясынан асырмауды қамтамасыз ететін ішке сору-сыртқа тарату желдеткіші көзделеді.

      98. Жабық сәулелену көздері бар аспаптар мен иондаушы сәулеленуді генерациялайтын құрылғыларды үй-жайлардан тыс немесе ортақ өндіpіcтік үй-жайларда пайдалану кезінде сәулелену көздеріне бөгде адамдардың кіруіне мүмкіндік болмауы және көздердің сақталуы қамтамасыз етілуі тиіс.

      Персонал мен халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету мақсатында:

      1) иондаушы сәулені жерге немесе адамдар жоқ жаққа бағыттау;

      2) сәулелену көздерін қызмет көрсететін персоналдан және басқа адамдардан мүмкіндігінше алысқа шығару;

      3) адамдардың сәулелену көздеріне жақын жерде болу уақытын шектеу;

      4) кемінде 3 метр қашықтықтан анық көрінетін радиациялық қауіптілік белгісі мен ескерту плакаттары ілу керек.

      99. Сәулелену көздерімен жұмыс басталғанға дейін персонал жабдықтардың жарамдылығына тексеру жүргізеді. Ақаулар анықталған жағдайда жұмысты тоқтата тұру қажет, радиациялық объектінің әкімшілігін хабардар етіп, техникалық қызмет көрсетуді және жабдықтарды жөндеуді жүзеге асыратын ұйым өкілін шақыруы тиіс.

6-параграф. Ашық сәулелену көздерімен (радиоактивті заттармен) жұмыс істеу шарттарына қойылатын талаптар

      100. Радионуклидтер ішкі сәулеленудің әлеуетті көздері ретінде ЕАМБ-ға байланысты радиациялық қауіптілік дәрежесі бойынша төрт топқа бөлінеді:

      1) А тобы – МАБ 103 Бк радионуклидтер;

      2) Б тобы – МАБ104 Бк және 105 Бк радионуклидтер;

      3) В тобы – МАБ 106 Бк және 107 Бк радионуклидтер;

      4) Г тобы – МАБ 108 Бк және одан артық радионуклидтер.

      Радионуклидтің радиациялық қауіптілік тобына тиістілігі Гигиеналық нормативтерде келтірілген МАБ сәйкес белгіленеді. Осы қосымшада келтірілмеген, жартылай ыдырау кезеңі кемінде 24 сағат қысқа мерзімдік радионуклидтер Г тобына жатады.

      101. Ашық сәулелену көздері қолданылатын барлық жұмыстар үш класқа бөлінеді. Ашық сәулелену көздерімен жүргізілетін жұмыстар класы оның МАҮБ радионуклидтің меншікті белсенділігі асқан жағдайда радионуклидтің радиациялық қауіптілік тобына және оның жұмыс орнындағы белсенділігіне байланысты осы Санитариялық қағидаларға 13-қосымшаға сәйкес белгіленеді. Сұйықтықтармен қарапайым операциялар жүргізу кезінде (булаусыз, айдаусыз, барботажсыз және басқа да) жұмыс орнында радионуклидтердің белсенділігін 10 есе ұлғайтуға рұқсат етіледі. Генераторлардан медициналық мақсаттағы қысқа мерзімдік радионуклидтерді өндіру (элюирлеу) және өлшеп орау бойынша қарапайым операциялар кезінде радионуклидтердің белсенділігін жұмыс орнында 20 есе ұлғайтуға жол беріледі. Жұмыстар класы еншілес радионуклидтің бір мезгілде барынша шайылатын (элюирленетін) белсенділігі бойынша анықталады. Уран және оның қосындыларын қайта өңдеуші кәсіпорындар үшін жұмыс класы өндіріс сипатына байланысты анықталады және арнайы ережелермен регламенттеледі. Ашық сәулелену көзін сақтау кезінде радионуклидтердің белсенділігін 100 есе ұлғайтуға рұқсат етіледі.

      102. Жұмыс орнында радиациялық қауіптілік топтары әртүрлі радионуклидтер болған жағдайда, олардың белсенділігі радиациялық қауіптіліктің "А" тобына мынадай формула бойынша келтіріледі:



      мұнда: СЭ – А тобының белсенділігіне келтірілген жиынтық белсенділік, Бк;

      СА – А тобы радионуклидтерінің жиынтық белсенділігі, Бк;

      ММАА – А тобы үшін маңыздылығы ең аз белсенділік, Бк;

      Сi – А тобына жатпайтын жекелеген радионуклидтердің белсенділігі;

      ЕАМБ – Гигиеналық нормативтерде келтірілген жекелеген радионуклидтердің маңыздылығы ең аз белсенділігі.

      103. Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін үй-жайларды орналастыруға және жабдықтауға қойылатын талаптар жұмыстар класымен айқындалады.

      104. Ашық сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде қалыпты пайдалану кезінде, сондай-ақ радиациялық авариялар салдарларын жою кезінде де персоналды ішкі және сыртқы сәулеленуден қорғау, жұмыс үй-жайлары ауасының және беттерінің, персоналдың тері жабыны мен киімінің, сондай-ақ қоршаған орта объектілерінің (ауаның, топырақтың, өсімдіктердің) ластануына шектеу қамтамасыз етіледі.

      105. Радионуклидтердің жұмыс үй-жайлары мен қоршаған ортаға түсуін шектеу статикалық (үй-жайлар жабдығы, қабырғалары мен жабындары) және динамикалық (желдету және газ тазарту) тосқауылдар жүйесін пайдалану арқылы қамтамасыз етіледі.

      106. Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін радиациялық объектілерде әр жұмыстар класына арналған үй-жайларды бір жерге жинақтау керек. Радиациялық объектілерде барлық үш класс бойынша жұмыстар жүргізілген жағдайда үй-жайлар оларда жүргізілетін жұмыстар класына сәйкес бөлінеді.

      107. Белсенділігі МАБ мәндерден төмен ашық сәулелену көздерімен жұмыстарды радиациялық қауіпсіздік бойынша қосымша талаптар қойылмайтын өндірістік үй-жайларда жүргізуге жол беріледі.

      108. ІІІ кластың жұмыстары химиялық зертханаларға қойылатын талаптарға сәйкес жеке үй-жайларда жүргізіледі. Осы үй-жайлардың құрамында ішке сору-сыртқа тарату желдеткіші және себезгі құрылғысы көзделеді. Ауаның радиоактивті ластану мүмкіндігіне байланысты жұмыстар (ұнтақпен операциялар, ерітінділерді булау, эманациялаушы және ұшпа және басқа заттармен жұмыс істеу) сыртқа тарату шкафтарында жүргізілуі тиіс. Үй-жайлардың жоғарғы беттері тегіс, зақымданбаған, жуып-тазалауға және дезактивациялауға рұқсат беруі тиіс.

      109. ІІ класс жұмыстары ғимараттың жеке бөлігінде құрастырылған басқа үй-жайлардан оқшауланған үй-жайларда жүргізіледі. Бір ұйымда біртұтас технологияға байланысты ІІ және ІІІ класс жұмыстары жүргізілген жағдайда ІІ класс жұмыстарына қойылатын талаптарға сәйкес жабдықталған үй-жайлардың ортақ блогын бөлуге жол беріледі.

      Жоспарлау кезінде персонал тұрақты және уақытша болатын үй-жайлар бөлінеді.

      Бұл үй-жайлардың құрамында санитариялық өткізгіш немесе санитариялық шлюз көзделеді. ІІ класс жұмыстарына арналған үй-жайлар сыртқа тарату шкафтарымен немесе бокстармен жабдықталады.

      110. І класс жұмыстары жеке ғимаратта немесе ғимараттың тек санитариялық өткізгіші арқылы жеке есігі бар оқшауланған бір бөлігінде жүргізіледі. Жұмыс үй-жайлары бокстармен, камералармен, каньондармен немесе басқа да тұмшаланған жабдықпен жабдықталады. Үй-жайлар үш аймаққа бөлінеді:

      1) бірінші аймақ – сәулелену және радиоактивті ластанудың негізгі көздері болып табылатын технологиялық жабдық пен байланыстар орналастырылатын қызмет көрсетілмейтін үй-жайлар. Технологиялық жабдық жұмыс істеп тұрған кезде персоналдың қызмет көрсетілмейтін үй-жайларда болуына жол берілмейді;

      2) екінші аймақ – жабдықты жөндеуге, технологиялық жабдықты ашуға байланысты басқа жұмыстарға арналған, радиоактивті материалдарды тиеу және түсіру, шикізат, дайын өнім мен радиоактивті қалдықтарды уақытша сақтау тораптарын орналастыруға арналған жүйелі түрде қызмет көрсетілетін үй-жайлар;

      3) үшінші аймақ – персонал барлық ауысым бойына тұрақты болатын үй-жайлар (оператор отыратын жерлер, басқару пульттері);

      Радиоактивті ластанудың таралуын болдырмау үшін аймақтардың арасында санитариялық шлюздер жабдықталады.

      І кластың жұмысы кезінде радиациялық объектінің мақсатына және қолданылатын тосқауылдардың тиімділігіне байланысты жұмыс үй-жайларын қызмет көрсетілмейтін үй жайлар және персонал тұрақты болатын үй-жайлар аймақтары енетін екі аймақтық жоспарлауға жол беріледі.

      111. І және ІІ класс жұмыстарының үй-жайларында жылытудың, газбен жабдықтаудың, сығылған ауаның, су құбырының жалпы жүйелерін басқару және топтық электр қалқандары жұмыс үй-жайларынан шығарылуы тиіс.

      112. Персоналдың ашық сәулелену көздерінен сыртқы сәулелену деңгейлерін төмендету үшін автоматтандыру және қашықтықтан басқару жүйелері, сәулелену көздерін қалқалау және жұмыс операцияларының уақытын қысқарту қолданылады.

      113. Радиациялық бақылауды қоса алғанда, жұмыс орнында радиоактивті заттармен жұмыс істеудің кез келген түрлері (бұдан әрі – радиоактивтік заттармен жұмыс) жүргізілетін радиациялық объектілерде өндірістік үй-жайлар мен жабдықты дезактивациялау бойынша іс-шаралар кешені көзделеді.

      114. ІІ кластың және І кластың 3-аймағының жұмыстарына арналған үй-жайлардың едендері мен қабырғалары, сондай-ақ І кластың 1 және 2-аймақтарының төбелері жуу құралдарына төзімді, сіңіргіштігі төмен материалдармен қапталуы тиіс. Әртүрлі аймақтар мен кластарға жататын үй-жайлар әртүрлі түстерге боялады.

      115. Есіктер, терезелер, жабдықтар мен жұмыс жиһазы радиоактивті ластануларынан тиімді жойылуын қамтамасыз ететін конструкциялы және материалдардан жасалуы тиіс. Еден жабындарының шеттері көтеріліп және қабырғалармен жіктестірілген болуы тиіс. Траптар болған жағдайда едендердің еңісі болуы тиіс.

      116. І және ІІ класс жұмыстарына арналған үй-жайдың бір жұмысшыға шаққандағы ауданы 10 шаршы метрден кем болмауы тиіс.

      117. Жабдық және жұмыс жиһазының беттері тегіс, конструкциялары қарапайым және радиоактивті ластанулардан тазартуды жеңілдететін сіңіргіштігі төмен жабындары болуы тиіс.

      118. Жабдық, құрал-сайман және жиһаз әр кластың (аймақтың) үй-жайларына бекітіледі және сәйкесінше таңбаланады. Оларды бір кластың (аймақ) үй-жайынан екіншісіне беруге жол берілмейді.

      119. Камералар мен бокстарда радиоактивті заттармен жүргізілетін өндірістік операциялар қашықтық құралдары арқылы немесе қасбет қабырғасына герметикалық орнатылған қолғаптарды қолдану арқылы орындалады. Өңделетін өнімді, жабдықты тиеу мен түсіру, камералық қолғаптарды, манипуляторларды ауыстыру камералардың немесе бокстардың тұмшалануын бұзбай жүргізіледі.

      120. Жұмыс орнындағы радиоактивті заттардың көлемі жұмысқа қажет ең аз шамада болады. Радиоактивті заттарды таңдау мүмкіндігі болған жағдайда радиациялық қауіптілік тобы төмен заттарды, ұнтақтарды емес, ерітінділерді, үлестік белсенділігі неғұрлым төмен ерітінділерді пайдаланады.

      Үй-жайлар мен қоршаған ортаның радиоактивті ластануы мүмкін болатын операциялар (ұнтақтарды басқа ыдысқа салу, құрғақтау) санын мейлінше азайту керек. Радиоактивті ерітінділермен қолмен жасалатын операциялар кезінде автоматты тамшуырлар немесе резеңке грушасы бар тамшуырлар қолданылады.

      121. Ашық көздермен жүргізілетін жұмыстарды ұйымдастыру технологиялық үдерістер (операциялар) кезінде түзілетін радиоактивті қалдықтарды мейлінше азайтуға бағытталған.

      122. Жұмыс беттерінің, жабдық пен үй-жайлардың радиоактивті заттармен зертханалық жағдайларда жұмыс істеу кезінде ластануын шектеу үшін сіңіргіштігі төмен материалдардан жасалған науалар мен табандықтар, пластик пленкалар, сүзгіш қағаз және бір реттік пайдаланылатын басқа да материалдар пайдаланады.

      123. Ашық сәулелену көздерімен жұмыс кезінде желдету және ауа тазарту құрылғылары жұмыс үй-жайлардың ауасы мен атмосфералық ауаны радиоактивті ластанудан қорғауды қамтамасыз етеді. Жұмыс үй-жайлары, сыртқа тарату шкафтары, бокстар, арналар және басқа да технологиялық жабдық ауа ағыны аз ластанған кеңістіктерден көбірек ластанған кеңістіктерге бағытталатын болып жасалады.

      124. Радиациялық объектілердің өндірістік ғимараттары мен құрылыстарында ауаны желдетуді, баптауды, сондай-ақ желдету ауасын атмосфераға шығаруды және оны шығару алдында тазартуды жобалауды осы санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес жүргізеді. Радиоактивті заттардың атмосфераға шығарындылары халықтың сыни тобында 10 мкЗв/жыл астам дозаны құрайтын радиациялық объектілер үшін рұқсат етілген шекті шығарындылары осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкестігі туралы санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде белгіленеді.

      125. Баспаналардан, бокстардан, камералардан, шкафтардан және бacқa да жабдықтан аласталатын ластанған ауа атмосфераға шығару алдында тазартылады. Бұл ауаны тазартқанға дейін сұйылтуға жол берілмейді.

      І кластың және ІІ кластың жұмыстары жүргізілетін радиациялық объектілерде биіктігі алаудың жерге түсу орнында атмосфералық ауада радиоактивті заттардың көлемдік белсенділігін халық үшін доза шегінің белгіленген квотасынан асырмауды қамтамасыз ететін мәндерге дейін төмендетуді қамтамасыз етуге тиіс сыртқа шығаратын құбырлар көзделеді.

      126. Егер ауаның жыл бойғы жиынтық шығарындысы радиациялық объекті үшін белгіленген рұқсат етілген шығарынды мәнінен аспайтын болса, оны сыртқы ауаға тазартусыз шығаруға жол беріледі. Бұл ретте халықтың ішкі және сыртқы сәулелену деңгейлері белгіленген квоталардан аспауы тиіс.

      127. Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізу үшін тек жалпы ауданның бір бөлігі ғана бөлінетін ғимараттарда бөлек желдету жүйелерін көздеу қажет.

      128. Ауаның рециркуляциясы жүйесін қолдану кезінде І және ІІ класс жұмыстарына арналған үй-жайларды радиоактивті және уытты заттардан тазарту және желдету қамтамасыз етіледі.

      129. Тұмшаланған камералар мен бокстарда жабық ойықтар болған кезде кемінде 20 миллиметр (бұдан әрі – мм) су бағанының сиретілуі қамтамасыз етілуі тиіс, камералар мен бокстар сирету дәрежесін бақылау аспаптарымен жабдықталады. Сыртқа тарату шкафтары мен баспаналардың жұмыс ойықтарындағы ауа қозғалысының есептік жылдамдығы секундына 1,5 метрге (бұдан әрі – м) тең қабылданады.

      Сиретуді су бағанының 10 мм-ге дейін қысқа уақытқа төмендетуге және ашық ойықтардағы ауа жылдамдығын секундына 0,5 м-ге дейін төмендетуге жол беріледі.

      130. Сыртқа тарату шкафтарын, бокстар мен камераларды қамтамасыз ететін желдеткіштерді жеке арнайы үй-жайларда орналастырады. І кластың жұмыстарына арналған үй-жайларда сыртқа тарату камерасы екінші аймақ үй-жайларының құрамына кіруі тиіс; І кластағы жұмыстарға арналған үй-жайларға қызмет көрсететін желдету жүйелерінде өнімділігі толық есептіктен кемінде 1/3 болатын резервтік агрегаттар болуы тиіс.

      Қозғалтқыштардың іске қосқыштарында жарық сигнализация болуы тиіс, оларды 3-аймақтың үй-жайларында орналастырады.

      131. Эманацияланатын және ұшпа радиоактивті заттармен жұмыстарға арналған қоймалардың, жұмыс үй-жайларының және бокстардың тұрақты әрекет ететін сыртқа тарату желдету жүйесі көзделуі тиіс. Жүйе өнімділігі толық есептіліктен кемінде 1/3 болатын резервтік сыртқа тарату агрегатымен қамтамасыз етіледі.

      132. І және ІІ кластардағы радиоактивті заттармен жұмыстар кезінде шаң-газ тазарту жүйелері мен қондырғыларын таңдау және құру кезіндегі негізгі талаптар мыналар болып табылады:

      1) шаң-газ тазарту жабдығы бірліктерінің ең аз саны;

      2) шаң-газ тазарту жабдығына қызмет көрсету, жөндеу және ауыстыру үдерістерін механикаландыру және автоматтандыру, ал қажет болған жағдайларда бұл жұмыстарды қашықтықтан жүргізу;

      3) тазарту аппараттары мен сүзгілер жұмысының тиімділігін бақылау және дабыл беру жүйелерінің болуы; көп сатылы шаң-газ тазарту жүйecі жағдайында барлық жүйенің, сондай-ақ оның жекелеген бөліктерінің (сатыларының) жұмысын автоматтандырылған бақылау және сигнализация көзделеді;

      4) шаң-газ тазарту жабдығын сәулелену көзі ретінде сенімді оқшаулау, қызмет көрсету кезінде персоналдың қауіпсіздігін қамтамасыз ету.

      133. Сүзгілер мен аппараттарды магистральдық ауа бұру жүйелерінің ластануын барынша төмендететіндей етіп тікелей бокстардың, камералардың, шкафтардың, баспаналардың жанына орнатады.

      134. Шаң-газ тазарту жабдығы бөлек үй-жайларда (ғимараттардың бір бөліктерінде, жеке ғимараттарда) орналастырылған жағдайда, оларға негізгі өндірістік үй-жайларға қойылатын талаптарға ұқсас талаптар қойылады. Шаң-газ тазарту жабдығын шатырда орналастырған жағдайда, ол техникалық қабат ретінде жабдықталады.

      135. Шаң-газ тазарту жабдығы үй-жайлары оқшауланған болуы және негізгі өндірістік үй-жайлармен және аймақтармен ауа арқылы араласпауы тиіс. Шаң-газ тазарту жабдығы үй-жайларына кіретін және шығатын жерлер санитариялық шлюз арқылы жүзеге асырылады.

      136. Шаң-газ тазарту жабдығы үй-жайларының кешенінде сүзгілерді, аппараттарды және олардың элементтерін жөндеуге, бөлшектеуге, уақытша сақтауға, сондай-ақ жинау және дезактивациялау құралдарын сақтауға арналған оқшауландырылған үй-жайлардың немесе тұмшаланған желдетілетін учаскелердің болуы көзделеді.

      137. І кластағы жұмыстар үшін учаскелерде шаң-газ тазарту жабдығын орталықтандырып орналастырылған кезде шаң-газ тазарту кешенін жоспарлау негізіне аймақтау қағидаты қойылған.

      138. І кластың жұмыстарына және ІІ кластың жекелеген жұмыстарына арналған үй-жайларда жабдықты аймақтандырып орналастыру кезінде персоналдың шлангалы оқшаулағыш жеке қорғаныш құралдарына (пневмокостюмге, пневмошлемге, шлангалы газтұтқыштарға) ауа жіберуді, сондай-ақ жылжымалы сыртқа тарату қондырғыларын сыртқа тарату желдеткіш жүйелеріне қосу мүмкіндігін көздеу қажет.

      Шлангалы қорғаныш құралдарына ауа жіберу үшін ауаның қажетті қысымы мен шығымын қамтамасыз ететін жеке пневможелі немесе жеке желдеткіштер орнатуға жол беріледі. Шлангтардың қосылу орындары шар немесе серіппелі автоматты қақпақтармен жарақталады.

      139. Ашық сәулелену көздері қолданылатын жұмыстарға арналған үй-жайларды жылыту су немесе электр жолымен көзделеді.

      140. Барлық кластардың ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін радиациялық объектілерде салқын және ыстық сумен жабдықтау және кәріз болуы тиіс. ІІІ кластағы жұмыстарды жүргізетін және елді мекендерден тыс немесе орталықтандырылған сумен жабдықтауы жоқ дала зертханалары үшін рұқсат беріледі.

      141. І және ІІ кластардағы жұмыстарға арналған үй-жайларда раковиналарға жіберілетін судың шүмектерінде араластырғыштар болуы және педальдық, шынтақтық немесе байланыссыз құрылғының көмегімен ашылуы тиіс. Унитаздарды шаю суды педальдық ағызу арқылы жүзеге асырылуы тиіс. Қолға арналған электрлі кептіргіштермен жабдықталады.

      142. Арнайы кәріз жүйесі ағын сулардың дезактивациялауды және оларды технологиялық мақсаттар үшін қайта пайдалану мүмкіндігін көздейді. Тазарту құрылыстары арнайы үй-жайларда немесе ұйым аумағының қоршалған учаскесінде орналастырылады. Кәріз жүйесі ағынды сулардың мөлшерін және белсенділігін бақылау құралдарымен қамтамасыз етіледі.

      Арнайы кәріз жүйесінде радиоактивті ерітінділерді ағызуға арналған қабылдағыштар (раковиналар, траптар) тоттануға төзімді материалдардан жасалады немесе ішкі және сыртқы беттерінің тоттануға төзімді белсенділігі жеңіл жойылатын жабындары болады. Қабылдағыштардың құрылымы ерітінділердің шашырау мүмкіндігін болдырмайды.

      143. Ауа жеткізгіштерді, су құбыры, кәріз және басқа да коммуникацияларды қабырғалар мен жабындарда салу иондаушы сәулеленуден қорғаудың әлсіреуіне әкеліп соқпауы тиіс.

7-параграф. Радиациялық объектілерді және сәулелену көздерін пайдаланудан шығаруға немесе пайдалану мерзімін ұзартуға қойылатын талаптар

      144. Радиациялық объектіні пайдалану мерзімін ұзарту немесе пайдаланудан шығару, сондай-ақ оның нұсқасын таңдау туралы шешім технологиялық жүйелер мен жабдықтың, құрылыс конструкцияларының және іргелес аумақтың радиациялық және техникалық ахуалын кешенді тексеруден кейін қабылданады.

      145. І санаттағы радиациялық объектілерде белгіленген пайдаланудың аяқталу мерзіміне дейін кемінде бес жыл бұрын радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету саласындағы мемлекеттік органдармен келісілген барлық объектіні немесе оның бір жеке бөлігін пайдаланудан шығарудың егжей-тегжейлі жобасы әзірленуі тиіс. ІІ санаттағы объектілер үшін пайдаланудан шығару жобасы пайдалану мерзімі аяқталардан 3 жылдан, ал ІІІ санаттағы объектілер үшін 1 жылдан кешіктірмей әзірленуі тиіс.

      146. Радиациялық объектіні пайдаланудан шығару жобасында оны пайдаланудан шығару әртүрлі кезеңдерде: тоқтату, консервациялау, бөлшектеу, бейінін өзгерту, жою немесе көму, сондай-ақ жөндеу жұмыстарын жүргізу кезінде қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша іс-шаралар көзделеді.

      147. Радиациялық объектіні пайдаланудан шығарудың жобасы:

      1) бөлшектеу жұмыстарын жүргізу үшін қажетті жабдық дайындауды;

      2) бөлшектенетін жабдықты дезактивациялау әдістері мен құралдарын;

      3) радиоактивті қалдықтарды кәдеге жарату тәртібін;

      4) объектіні пайдаланудан шығару жұмыстары кезінде қолданылатын радиациялық қорғау шараларының тізбесі мен сипатын;

      5) босатылатын алаңдар мен аумақтарды оңалтуды қамтуы тиіс.

      148. Радиациялық объектіні пайдаланудан алу жобасында персонал мен халықтың күтілетін жеке және ұжымдық сәулелену дозаларын бағалау керек.

      149. Радиациялық объектілерді пайдаланудан алу бойынша жұмыстарды радиациялық объектінің арнайы даярланған персоналы немесе атом энергиясын пайдалану саласындағы тиісті лицензиясы бар басқа ұйымдардың персоналы орындайды. Қажет болған жағдайларда персоналды даярлау алдағы жұмыстардың негізгі операцияларына ұқсас макеттер мен тренажерларда жүргізіледі.

      150. Сәулелену көздерін пайдалану мерзімін ұзарту мүмкіндігі туралы мәселені, егер пайдалану мерзімін ұзарту сәулелену көзінің техникалық құжаттамасында тыйым салынбаса, құрамында сәулелену көзін пайдаланатын жеке немесе заңды тұлға өкілдері бар, ал қажет болған жағдайда дайындаушы ұйым өкілдері бар комиссия қарауы және шешуі тиіс. Пайдалану мерзімін ұзарту немесе жабық сәулелену көзін пайдаланудан шығару туралы шешім жабық сәулелену көзін техникалық куәландыру нәтижелеріне сәйкес қабылданады. Техникалық куәландыру атом энергиясын пайдалану саласындағы радиоактивті заттарды, құрамында радиоактивті заттар бар аспаптар мен қондырғыларды дайындауға лицензиясы бар арнайы ұйым жүргізеді. Комиссия қорытындысында сәулелену көзін одан әрі пайдалану мүмкіндігі, шарттары мен мерзімі айқындалады.

      151. Генерациялайтын сәулелену көздерін, құрылғыларды пайдаланудан шығарғаннан кейін, олар сәулелену көздері ретінде пайдалану мүмкіндігін болдырмайтын жағдайға келтірілуі тиіс.

      Радионуклид сәулелену көздерін пайдаланудан шығарғаннан кейін, олар арнайы ұйымдарға көму және (немесе) ұзақ уақыт сақтау үшін жіберілуі тиіс.

10-параграф. Санитариялық өткізгіштерге және санитариялық шлюздерге қойылатын талаптар

      152. Санитариялық өткізгіш ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін ғимаратта немесе ғимараттың өндірістік корпуспен (зертханамен) жабық галерея арқылы жалғасқан жеке бөлігінде орналастырылады.

      Санитариялық өткізгіштің құрамына: себезгі бөлмелері, үй киімін ілетін орындар, арнайы киімді ілетін орындар, жеке қорғаныш құралдарын сақтауға арналған үй-жайлар, тері жабыны мен арнайы киімді радиометрлік бақылау пункті, ластанған арнайы киім қоймасы, таза арнайы киім қоймасы, дәретхана бөлмелері кіреді.

      Санитариялық өткізгіште ауыз су режимін қамтамасыз ету қажет.

      Санитариялық өткізгіш – киім, аяқ киім ауыстыруға, персоналды санитариялық өңдеуге, персоналдың тері жабынының, жеке қорғаныш құралдарының, арнайы және жеке киімінің радиоактивті ластануын бақылауға арналған жабдықтар мен үй-жайлар кешені.

      153. Санитариялық өткізгіштің жоспарлануы персоналдың жеке және арнайы киім ағындарының қиылысу мүмкіндігін болдырмауы тиіс. Еркін қол жеткізу аймағының үй-жайларынан санитариялық өткізгішке соқпай бақыланатын қол жеткізу аймағының үй-жайларына өту мүмкіндігі болмауы тиіс.

      154. Стационарлық санитариялық шлюздер жұмыс үй-жайларының екінші және үшінші аймақтарының арасында орналастырылады. Жүргізілетін жұмыстар көлеміне және сипатына байланысты санитариялық шлюздерде мыналар көзделеді:

      1) қосымша жеке қорғаныш құралдарын ауыстырып киюге, сақтауға және белсенділігін алдын ала жоюға арналған орындар;

      2) қол жуғыштар;

      3) радиациялық бақылау орны.

      Стационарлық санитариялық шлюздерден басқа тікелей жөндеу жұмыстары жүргізілетін үй-жайдың кіреберісінде орнатылатын тасымалы санитариялық шлюздерді қолдануға жол беріледі.

      Санитариялық шлюз – қосымша жеке қорғаныш құралдарының алдын ала дезактивациялауға және ауыстыруға арналған радиациялық объекті аймақтарының арасындағы үй-жай.

      155. Санитариялық-тұрмыстық үй-жайлардың еденінің, қабырғалары мен төбелерінің, сондай-ақ шкаф беттерінің ылғалға төзімді, радиоактивті заттарды сіңіргіштігі төмен және жеңіл тазартылатын және белсендігі жойылатын жабындары болады.

      156. Киім ілетін орындағы үй және жұмыс киімін сақтауға арналған орындар саны ауысымда тұрақты немесе уақытша жұмыс істейтін адамдардың ең жоғары санына сәйкес болады.

      157. Ластанған арнайы киімге арналған қойманы орналастыру жууға жіберілетін киімді таза үй-жайларға соқпай көшеге шығару арқылы жабық тасымалдануды қамтамасыз етеді. Қойма радиометрлік бақылау орындары мен ластанған арнайы киімді ілетін орынға жақын орналастырылады.

      Арнайы киімді сұрыптау оның түрі мен радиоактивті ластану дәрежесі бойынша жүргізілуі тиіс. Ластанған арнайы киім ілетін орыннан қоймаға буып-түйілген күйде кейін арнайы жуу орнына тапсыру үшін беріледі.

      158. Жеке қорғаныш құралдарын (алжапқыштар, көзілдіріктер, респираторлар, қосымша аяқ киім) сақтауға және беруге арналған үй-жайлар таза аймақта, таза арнайы киім ілетін орын мен жұмыс үй-жайларының ортасында орналастырылады.

      Санитариялық өткізгіштердің "таза" және "лас" аймақтарын тазлауға арналған жинау мүкаммалы арнайы үй-жайларда (қоймаларда) немесе арнайы шкафтарда бөлек сақталады.

      159. Тері жабындарын радиометрлік бақылау пункті себезгі бөлмесі мен үй киімін ілетін орынның арасында орналастырылады.

9-параграф. Радионуклидтермен ластанған немесе құрамында радионуклидтер бар материалдар мен бұйымдарды қолдануға қойылатын талаптар

      160. Құрамында радионуклидтердің деңгейі аз материалдар мен бұйымдарды жұмыста пайдалануға жол беріледі. Құрамында радионуклидтер бар шикізатты, материалдарды, бұйымдар мен өнімдерді ықтимал пайдалану туралы шешім қабылдау өлшемшарты оларды пайдалануды жоспарланған түрінде 10 мкЗв аспауы тиіс күтілетін жылдық жеке тиімді сәулелену дозасы болып табылады, жылдық ұжымдық тиімді доза бір а-Зв артық болмауы тиіс.

      161. Бетінде бекітілмеген (алынатын) радиоактивті ластануы бар материалдар мен бұйымдардың (металл, ағаш және басқалары) қолданылуына жол берілмейді.

      162. Гигиеналық нормативтерде келтірілген мәндерден кем техногендік радионуклидтердің меншікті белсенділігі кезінде, арнайы жұмыс істеуін талап ететін деңгейлерге дейін радионуклидтердің концентрациялануына әкеп соғатын пайдалануды қоспағанда, кез келген материалдарды, шикізатты, бұйымдарды және өнімдерді (басқа азық-түлік шикізатын, тамақ өнімдерін, ауыз су және жануарларға арналған жем) пайдалануға ешқандай шектеулер енгізілмейді.

      163. Техногендік радионуклидтердің меншікті белсенділігі бар шикізат, материалдар, бұйымдар мен өнімдер Гигиеналық нормативтерде келтірілген мәндерден МАҮБ мәндеріне дейін (бірнеше техногендік радионуклидтер болған жағдайда материалдағы барлық техногендік радионуклидтердің үлестік белсенділігінің қатынастар жиынтығы МАҮБ мәндеріне олар үшін бірден аз болуы тиіс) және осы Санитариялық қағидалардың 160-тармағының талаптарын сақтаған кезде шекті қолданылады. Одан әрі осы шикізаттан, материалдардан немесе бұйымдардан өндірілген өнім радиациялық бақылауға жатады.

      164. Құрамында шығу тегі табиғи радиоактивті заттар бар құрылыс материалдары мен тыңайтқыштарын пайдалану кезінде Гигиеналық нормативтер талаптарының сақталуы қамтамасыз етіледі.

      165. Құрамында осы Санитариялық қағидалардың 160-тармағында келтірілген деңгейлерден жоғары радиоактивті заттармен ластанған одан әрі пайдалануға арналған материалдар, бұйымдар мен өнімдердің Гигиеналық нормативтерде көрсетілген деңгейлерге дейін дезактивациялауға жатады.

      Дезактивациялауды шикізатта, материалдарда, бұйымдар мен өнімдерде ластану деңгейі оларды одан әрі қолдануды қамтамасыз ететін рұқсат етілген деңгейлерге дейін төмендетілуі мүмкін жағдайларда жүргізу керек.

      166. Радионуклидтердің құрамы туралы және радиациялық объектіден шығаруға арналған шикізатта, материалдарда, бұйымдар мен өнімдердегі алынатын радиоактивті ластанудың жоқтығы туралы құжатты осы объектінің радиациялық қауіпсіздігі қызметі (немесе жауапты адам) береді.

      167. Қайта өңдеу объектілеріне жөнелтугe арналған ластанған металл шикізат оның дезактивациялаудан кейін радиациялық объектілерде алдын ала қайта балқытуға немесе қайта балқытылған металды одан әрі пайдаланудың кез келген нұсқасында қайтадан радиоактивті қалдықтардың түзілуін болдырмайтын өзге бір түрде қайта өңдеуге жатады.

      168. Құрамында радионуклидтер бар материалдарды дезактивациялауды, қайта балқытуды немесе өзге бір түрде қайта өңдеуді жүргізу осы объектіге оң санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды болған жағдайда жол беріледі. Шикізатты қайта өңдеу және оны одан әрі пайдалану технологиясы әзірленеді және осы объектінің басшысы бекітеді.

      169. Металдарды және осы металдардан жасалған бұйымдарды алдын ала қайта балқыту немесе өзге бір түрде қайта өңдеуден кейін шектеусіз пайдалану үшін негізгі ұзақ мерзімді радионуклидтердің рұқсат етілген үлестік белсенділіктің сандық мәндері осы Санитариялық қағидаларға 14-қосымшада келтірілген. Металда жекелеген радионуклидтердің үлестік белсенділік мәндерінің радионуклид қоспасы болған кезде, мына

арақатынасты қанағаттандыруы тиіс:


      Мұнда:

– металдағы і радионуклидінің үлестік белсенділігі; ДУАi – і радионуклидінің рұқсат етілген үлестік белсенділігі.

      170. Осы Санитариялық қағидаларға сәйкес шектеулі пайдалану санатына жатқызылған шикізатты, материалдарды, бұйымдар мен өнімдерді пайдалану мүмкін емес немесе үйлесімсіз болған жағдайда, олар өнеркәсіптік қалдықтарды көму орындарындағы арнайы бөлінген учаскелерге жіберіледі. Бұл қалдықтарда алынатын радиоактивті ластанудың болуына жол берілмейді. Осындай шикізатты, материалдарды, өнімдерді және бұйымдарды көму тәртібі, шарттары, тәсілдері осы объектілерге жауап беретін ұйымдар немесе мамандандырылған ұйымдар белгілейді.

      171. Құрамында МАҮБ мәндерден жоғары радионуклидтер бар шикізатты, материалдар мен бұйымдарды одан әрі пайдалану мүмкін емес немесе үйлесімсіз болған жағдайда, олармен радиоактивті қалдықтар сияқты жұмыс істеу қажет.

10-параграф. Радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеуге қойылатын талаптар

      172. Қалдықтарды радиоактивтілерге жатқызу өлшемшарттары, оларды жіктеу, сондай-ақ радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеуге қойылатын талаптар Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрі міндетін атқарушының 2015 жылғы 27 наурыздағы № 260 бұйрығымен (бұдан әрі – № 260 бұйрық) бекітілген "Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидаларымен (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 11204 болып тіркелген) белгіленеді.

      173. Агрегаттық күйі бойынша радиоактивті қалдықтар сұйық және қатты болып бөлінеді. Сұйық және қатты радиоактивті қалдықтармен жұмыс жасау жүйесі оларды жинауды, залалсыздандыруды, қайта өңдеуді, сақтау және (немесе) көмуді, сондай-ақ радиоактивті қалдықтарды тасымалдауды қамтиды.

      174. Радиоактивті қалдықтарды объектіден мамандандырылған ұйымға өңдеуге, ұзақ уақыт сақтауға және (немесе) көмуге беру арнайы қаптамаларда (контейнерлерде) жүргізілуі тиіс.

      Қаптаманың (контейнердің) беттеріндегі радиоактивті ластану деңгейлері осы Санитариялық қағидалардың 12-қосымшасында келтірілген мәндерден аспауы тиіс.

      175. Радиоактивті қалдықтарды тасымалдауды мамандандырылған ұйымдар арнайы жабдықталған көлік құралдарында жүргізуі тиіс.

      176. Радиоактивті қалдықтарды көму орындарын таңдау гидрогеологиялық, геоморфологиялық, тектоникалық және сейсмикалық жағдайларды ескере отырып, жүргізілуі тиіс. Бұл ретте, ұзақ мерзімді болжауды ескере отырып, қалдықтарды оқшаулаудың бүкіл мерзімі ішінде халықтың және қоршаған ортаның радиациялық қауіпсіздігі қамтамасыз етілуі тиіс.

      177. Радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеуді жүзеге асыратын қызмет процесінде жеке немесе заңды тұлғадарда, радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету жөніндегі іс-шараларды жоспарлау және жүзеге асыру үшін осы объектінің басшысы бекітетін радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу схемасы болуы тиіс.

      Радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу схемасында мынадай негізгі мәселелер көрсетілуі тиіс:

      1) сұйық және қатты қалдықтарды олар пайда болатын орындарда тікелей жинауды ұйымдастыру;

      2) қалдықтарды есепке алу және оларды уақытша сақтауға қойылатын талаптар;

      3) қалдықтарды ұйым ішінде тасымалдау бағыттары;

      4) радиоактивті қалдықтарды уақытша сақтау үшін пайдаланатын ұйымға тиесілі жинау контейнерлерін дезактивациялау;

      5) құрамында қысқа өмір сүретін радионуклидтері бар радиоактивті қалдықтарды ұстау және жою;

      6) пайдаланылған көздерді сақтаудың нақты орны, эквивалентті доза қуаты және қалдық белсенділігі, сондай-ақ қалдықтарды көмуге беруге дайындау уақыты (басталуы мен аяқталуы) көрсетіледі;

      7) радиоактивті қалдықтармен жұмыс кезінде радиациялық бақылауды ұйымдастыру;

      8) авария, инцидент пайда болған жағдайда жұмысты ұйымдастыру;

      9) өте қысқа өмір сүретін радиоактивті қалдықтарды уақытша сақтау шарттары мен мерзімдері;

      10) радиоактивті қалдықтардың көлемі, мерзімдері және уақытша сақтау шарттары.

      178. Радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеудің барлық кезеңдерінде халықтың сәулеленуінің тиімді дозасы жылына 10 мкЗ-дан аспауы тиіс.

      179. Жауапты адам жұмыс істеу процесінде пайда болатын радиоактивті қалдықтарды жиналуын, уақытша сақталуын және жоюға дайындалуын жүйелі түрде бақылауды және есепке алуды жүргізеді. Көрсетілген мәліметтер № 260 бұйрыққа 40-қосымшада көрсетілген 1 және 2-нысан бойынша қатты және сұйық радиоактивті қалдықтарды есепке алу журналына енгізіледі.

      180. Радиациялық объектінің әкімшілігі тағайындайтын комиссия жылына бір рет мамандандырылған ұйымның көмуге тапсырған, сондай-ақ радиациялық объектіде орналасқан радиоактивті қалдықтардың санын есепке алудың дұрыс жүргізілуін тексереді.

      Көмуге (сақтауға) тапсырылатын радиоактивті қалдықтардың партиясына № 260 бұйрыққа 38-қосымшада көрсетілген нысан бойынша паспорттарды ресімдегеннен кейін күнтізбелік 15 күн ішінде жеке немесе заңды тұлғалар аумақтық бөлімшелерге паспорттардың көшірмесін ұсынады.

11-параграф. Техногендік иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде радиациялық бақылауға қойылатын талаптар

      181. Техногендік сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезіндегі радиациялық бақылау персонал мен халықтың сәулелену деңгейлерін айқындайтын барлық негізгі радиациялық көрсеткіштерге жүзеге асырылуы тиіс. Әрбір радиациялық объектіде радиациялық бақылау жүйecі бақылау түрлерінің, радиометрлік және дозиметрлік аппаратура типтерінің, өлшеу орындары мен бақылау кезеңділігінің нақты тізбесін көздейді.

      Радиациялық бақылау персоналды дозиметриялық бақылауды және радиациялық жағдайды бақылауды қамтуы тиіс.

      Өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену көздерінің персоналдың сәулеленуіндегі үлесі ол жылына 1 мЗв асатын жағдайларда бақыланады және есепке алынады.

      182. Жеке дозиметриялық бақылау персоналдың жылдық дозаларын анықтау мақсатында жүргізіледі және "А" тобының персоналы үшін міндетті болып табылады. Персоналдың сәулеленуін жеке дозиметриялық бақылауға жұмыстың сипатына байланысты мыналар кіреді:

      1) тері жабыны мен жеке қорғаныш құралдарының ластануын радиометрлік бақылау;

      2) тура және (немесе) жанама радиометрия әдістерін қолдану арқылы ағзаға радиоактивті заттардың түсу сипатын, динамикасын және деңгейлерін бақылау;

      3) жеке дозиметрлер қолдану арқылы немесе есептеу жолымен сырттай бета-, гамма- және рентгендік сәулелену, сондай-ақ нейтрон дозаларын бақылау. Радиациялық бақылау нәтижелері бойынша персоналдың тиімді дозаларының мәндері есептеледі, ал қажет болған жағдайда жекелеген ағзалардың эквивалентті сәулелену дозаларының мәндері айқындалады.

      183. Жүргізілетін жұмыстар сипатына байланысты радиациялық жағдайды бақылау мыналарды қамтиды:

      1) жұмыс орындарында, жапсарлас үй-жайларда, радиациялық объект аумағында, санитариялық-қорғаныш аймағы мен байқау аймағында рентген, гамма және нейтрондық сәулелену дозаларының қуатын, иондаушы сәулелену бөлшектері ағынының тығыздығын өлшеу;

      2) жұмыс беттерінің, жабдықтың, көлік құралдарының, персоналдың жеке қорғаныш құралдарының, тері жабындары мен киімінің радиоактивті заттармен ластану деңгейлерін өлшеу;

      3) жұмыс үй-жайларының ауасындағы газдар мен аэрозольдердің көлемдік белсенділігін айқындау;

      4) радиоактивті заттардың шығарындылары мен төгінділерінің белсенділігін өлшеу немесе бағалау;

      5) санитариялық-қорғаныш аймағы мен байқау аймағындағы қоршаған орта объектілерінің радиоактивті ластану деңгейлерін анықтау.

      184. І және ІІ санаттардағы объектілерді өндірістік радиациялық бақылау жүйесі мынадай техникалық құралдарды:

      1) стационарлық автоматтандырылған техникалық құралдар негізінде үзіліссіз бақылауды;

      2) бірге алып жүретін және жылжымалы техникалық құралдар негізінде жедел бақылауды;

      3) стационарлық зертханалық аппаратура, талдау үшін сынамалар сұрыптау және дайындау құралдары негізінде зертханалық талдауды пайдалануы тиіс.

      Автоматтандырылған жүйелер ақпаратты бақылауды, тіркеуді, бейнелеуді, жинауды, өңдеуді, сақтауды және беруді қамтамасыз етуі тиіс.

      185. Өздігінен бөлінудің тізбекті реакциясы туындауы мүмкін мөлшерде бөлінетін материалдармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайларда, сондай-ақ ядролық реакторлар мен шекті жинақтауларда және жұмыстар жүргізу кезінде радиациялық жағдайы елеулі өзгеруі мүмкін басқа да І кластағы жұмыстар кезінде дыбыс және жарық сигнализациясы құрылғылары бар радиациялық бақылау аспаптарын орнатады, ал персонал авариялық дозиметрлермен қамтамасыз етіледі.

      186. Персоналдың сәулелену дозаларын жеке бақылау нәтижелері 50 жыл бойы сақталады. Жеке бақылау жүргізу кезінде жылдық тиімді және эквивалентті дозалардың, соңғы 5 жылдағы тиімді дозаның, сондай-ақ бүкіл кәсіптік қызмет кезеңі ішінде жинақталған жиынтық дозаның есебі жүргізіледі. Персоналдың жеке сәулелену дозаларының деректері "Иондаушы сәулеленудің техногендік көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында персонал адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер" № 1-ДОЗ нысаны бойынша және "Радиациялық авариялар немесе жоспарланатын көтеріңкі сәулелену жағдайларында персонал адамдарының, сондай-ақ халық арасынан авариялық сәулеленуге ұшыраған адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер" № 2-ДОЗ нысаны бойынша толтырылып және осы Санитариялық қағидаларға 15-қосымшасында көрсетілген №1 ДОЗ нысанын және № 2 ДОЗ нысанын жүргізу және толтыру тәртібіне сәйкес аумақтық бөлімшелерге ұсынылады.

      187. Сәулелену көзімен жұмыс істейтін адамдардың сыртқы сәулеленуінің жеке дозасын есепке алу карточкасын (бұдан әрі – персоналдың жеке карточкасы) жалдаушы дозиметриялық бақылауда болатын барлық персоналға ашуы тиіс. Персоналдың жеке карточкасының нысаны осы Санитариялық қағидаларға 16-қосымшада келтірілген.

      Жеке сәулелену дозасы кейіннен персоналдың жеке карточкасына, сондай-ақ радиациялық объектілерде деректер базасын құру үшін машина тасымалдаушыға енгізе отырып журналда тіркеледі.

      Сәулелену көздерімен жұмыс жүргізілетін басқа ұйымға ауысқан жағдайда жұмыскердің жеке карточкасының көшірмесі жаңа жұмыс орнына табысталуы тиіс; еңбек қатынастары тоқтатылған жағдайда қызметкердің қолына беріледі; түпнұсқасы бұрынғы жұмыс орнында сақталады.

      188. Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге іссапарларға жіберілетін адамдарға алынған сәулелену дозалары туралы толтырылған жеке карточканың көшірмесі берілуі тиіс. Іссапарға жіберілген адамдардың сәулелену дозалары туралы деректер олардың жеке карточкаларына кіруі тиіс.

      189. Техногендік сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін радиациялық объектілерде бақылау деңгейлері белгіленеді.

      Бақылау деңгейлерінің тізбесі мен сандық мәндері жұмыс жағдайларына сәйкес айқындалады.

      190. Бақылау деңгейлерін белгілеу кезінде мыналарды ескере отырып оңтайландыру қағидатын басшылыққа алу керек:

      1) радиациялық әсер ету уақытының біркелкі еместігі;

      2) осы объектідегі радиациялық әсердің қол жеткізілген деңгейін рұқсат етілген деңгейден төмен сақтаудың орындылығы;

      3) радиациялық жағдайды жақсарту жөніндегі іс-шаралардың тиімділігі.

      Жұмыс сипаты өзгерген кезде бақылау деңгейлерінің тізбесі мен сандық мәндері нақтылануға жатады. Атмосфера ауасындағы және су қоймалары суындағы радионуклидтердің көлемдік және меншікті бақылау деңгейлерін айқындау кезінде олардың азық-түлік тізбектері бойынша түсу мүмкіндігін және сол жерде жиналған радионуклидтердің сыртқы сәулеленуін ескеру керек.

      191. Радиациялық бақылаудың нәтижелері дозалар шектерінің мәндерімен және бақылау деңгейлерімен салыстырылады. Бақылау деңгейлерінің жоғарылаған кезде радиациялық объектінің әкімшілігі талдау жүргізеді.

      Персонал үшін Гигиеналық нормативтерде белгіленген дозалар шектерінен немесе халықтың сәулелену квоталарынан асу жағдайлары туралы радиациялық объектінің әкімшілігі аумақтық бөлімшені (жазбаша түрде) хабардар етеді.

12-параграф. Жеке қорғаныш және жеке гигиена құралдарын пайдалануға қойылатын талаптар

      192. Сәулелену көздерімен жұмыс істейтін немесе осындай жұмыстар жүргізілетін учаскелерге баратын барлық адамдар жұмыстар түріне және класына сәйкес жеке қорғаныш құралдарымен қамтамасыз етілуі тиіс.

      193. Ашық түрде І кластағы радиоактивті заттармен жұмыстар кезінде және ІІ кластағы жекелеген жұмыстар кезінде персоналда негізгі жеке қорғаныш құралдары жиыны болуы, сондай-ақ ықтимал радиоактивті ластану деңгейі мен сипатына байланысты қосымша қорғаныш құралдарымен жабдықталады.

      Негізгі жеке қорғаныш құралдары жиынына: арнайы ішкиім және аяқ киім, шұлық, комбинезон немесе костюм (кеудеше, шалбар), қалпақ немесе дулыға, қолғаптар, бір рет қолданылатын сүлгілер мен бет орамалдар, тыныс алу органдарын қорғау құралдары (ауаның ластануына байланысты) кіреді.

      ІІ кластағы жұмыстар кезінде және ІІІ кластағы жекелеген жұмыстар кезінде персонал халаттармен, қалпақтармен, қолғаптармен, жеңіл аяқ киіммен және қажет болған жағдайда тыныс алу мүшелерінің қорғаныш құралдарымен қамтамасыз етіледі.

      194. Радиоактивті заттармен жұмыс істеуге арналған жеке қорғаныш құралдары белсенділікті жақсы жоятын материалдардан жасалады немесе бір рет пайдаланылатын құралдар қолданылады.

      195. Радиоактивті ерітінділермен және ұнтақтармен жұмыс істейтін адамдарда, сондай-ақ радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайларды жинайтын персоналда жеке қорғаныш құралдарының негізгі құралдары жиынынан басқа қосымша пленка материалдардан немесе полимерлі жабыны бар материалдардан жасалған арнайы киімі: алжапқыштар, жеңқаптар, кеудешелер, шалбарлар, резеңке немесе пластик арнайы аяқ киім болады.

      196. Радионуклидтермен ластанған металды дәнекерлеу немесе кесу бойынша жұмыстар атқаратын персонал ұшқынға төзімді белсенділігі жақсы жойылатын материалдардан жасалған арнайы жеке қорғаныш құралдарымен жабдықталады.

      197. Тыныс алу ағзаларының қорғаныш құралдарын (сүзгіш немесе оқшаулағыш) үй-жай ауасының радиоактивті заттармен ықтимал аэрозольді ластану жағдайларында (ұнтақтармен жұмыстар жүргізу, радиоактивті ерітінділердің булануы) қолданады.

      198. Үй-жай ауасының радиоактивті газдармен немесе булармен ластануы мүмкін жұмыстар кезінде (аварияларды жою, жөндеу жұмыстары) немесе сүзгіш құралдар қолдану радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етпейтін болса оқшаулағыш қорғаныш құралдарын (пневматикалық костюмдер, пневматикалық дулығалар, ал жекелеген жағдайларда – дербес оқшаулағыш аппараттар) қолданады.

      199. Тері жабындарының радиоактивті ластану ықтималдығы бар радиациялық объектілерде дезактивациялау құралдары ретінде жуу құралдары пайдаланылады.

      200. Жоғары кластағы жұмыстарға арналған үй-жайлардан төмен кластағы жұмыстарға арналған үй-жайларға өту кезінде жеке қорғаныш құралдарының радиоактивті ластану деңгейлері бақыланады. Екінші аймақтан үшінші аймаққа өту кезінде қосымша жеке қорғаныш құралдарын шешеді.

      201. Рұқсат етілген деңгейлерден жоғары ластанған арнайы киім мен ішкиім дезактивациялау үшін арнайы кір жуу орындарына жөнелтеді. Негізгі арнайы киім мен іш киімді ауыстыруды персонал кемінде жеті күнде бір рет жүзеге асырады.

      Қосымша жеке қорғаныш құралдары (пленка, резеңке, полимерлік жабыны бар) әрбір пайдаланудан кейін санитариялық шлюзде немесе басқа арнайы бөлінген жерде алдын ала дезактивацияланады. Егер дезактивациялаудан кейін олардың қалдық ластануы рұқсат етілген деңгейден жоғары болса, қосымша жеке қорғаныш құралдары арнайы кір жуу орнына жөнелтіледі.

      202. Ластану анықталған жағдайда, жеке киім мен аяқ киім радиациялық қауіпсіздік қызметінің бақылауымен дезактивациялауға, ал оны тазалау мүмкін болмаған жағдайда көмілуге жатады.

      203. Ашық түрде радиоактивті заттармен жұмыстарға арналған үй-жайларда:

      1) жұмыскерлердің жеке қорғаныш құралдарынсыз болуына;

      2) ас ішуге, темекі шегуге, косметикалық заттарды, әшекейлерді пайдалануға;

      3) азық-түлік өнімдерін, темекі бұйымдарын, үй киімін, косметикалық заттар мен жұмысқа қатысы жоқ басқа да заттарды сақтауға жол берілмейді.

      204. Ас ішу үшін ашық түрде радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайлардан оқшауланған ыстық су тартылған қолжуғышпен, тері жабындыларын радиациялық бақылау құралымен жабдықталған арнайы үй-жай көзделеді.

      Ас ішуге арналған үй-жайларда арнайы жұмыс киімінде болуға жол берілмейді.

      205. Радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайлардан шығар кезде арнайы киім мен басқа жеке қорғаныш құралдарының радиоактивті ластануына бақылау жүргізіледі, арнайы киім мен басқа жеке қорғаныш құралдарының радиоактивті ластануы анықталған жағдайда, дезактивациялауға жіберіледі.

3-тарау. Медициналық сәулелену кезінде радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      206. Пациенттер мен халықтың медициналық тексеру немесе емдеу нәтижесіндегі пациенттердің сәулеленуінің барлық түрлері (профилактикалық, диагностикалық, емдік, зерттеу) кезіндегі (бұдан әрі – медициналық сәулелену) радиациялық қауіпсіздік рентгендік-радиологиялық емшаралардың барынша көп пайдасына қол жеткізу және радиациялық зиянды азайту арқылы қамтамасыз етіледі.

      207. Диагностикалық ақпарат немесе терапиялық эффект алу мақсатында пациенттерді медициналық сәулелену дәрігердің тағайындауымен және пациенттің келісімімен жүргізіледі. Тиісті емшараны өткізу туралы түпкілікті шешімді рентгенолог дәрігер немесе радиолог дәрігер қабылдайды.

      208. Медициналық диагностикалық сәулелену басқа баламалы диагностикалық әдістер ақпарат тұрғысынан жеткіліксіз болса немесе қолдану мүмкін болмаған жағдайларда медициналық көрсетілімдер бойынша жүзеге асырылады.

      209. Емшаралар орындаудың оңтайлы режимдері және оларды орындау кезінде пациенттің сәулелену деңгейлері көрсетілетін сәулелік диагностика мен терапия әдістемесін денсаулық сақтау саласындағы уәкілетті орган бекітеді.

      210. Рентгендік-радиологиялық диагностикалық зерттеулердің барлық түрінің жүргізілу регламенттері детерминирленген сәулелік әсерлердің болмауына кепілдік береді.

      211. Адамдарды ғылыми медициналық ақпарат алу мақсатында сәулелендіру зерттелушілерге сәулеленудің ықтимал салдарлары туралы мәліметтер тапсырылғаннан кейін олар жазбаша келісім берген кезде жүзеге асырылады.

      212. Сәулелік терапия жүргізу кезінде сәулелік асқынулар қаупін төмендету мақсатында патологиялық ошақтың орналасуы ескеріледі.

      213. Рентгендік-радиологиялық медициналық зерттеулер мен сәулелік терапия үшін Дәрілік заттардың, медициналық мақсаттағы бұйымдар мен медициналық техниканың мемлекеттік тізіліміне енгізілген және оны пайдалану құқығына қорытындысы бар аппаратура пайдаланылады.

      214. Сәулелік терапия және диагностика бөлімдері (бөлімшелері) емдік-диагностикалық емшараларды орындау кезінде пациентті және персоналды радиациялық қорғаудың жылжымалы және жеке құралдарының міндетті жинағын қолданады.

      215. Рентгендік-радиологиялық диагностикамен және терапиямен айналысатын медициналық персонал пациенттердің сәулелену дозаларын мүмкіндігінше төмен деңгейде сақтай отырып, қорғауды қамтамасыз етеді.

      216. Пациенттің әрбір жүргізілген рентгендік-радиологиялық зерттеуден және сәулелік терапия емшараларынан алған сәулелену дозалары оның амбулаториялық картасына қосымша болып табылатын дербес медициналық сәулелену дозаларын есепке алу парағына енгізіледі, сондай-ақ медициналық ақпараттық жүйелер болған кезде сәулелену дозалары электрондық форматта қалыптастырылады.

      217. Пациенттің жинақталған медициналық диагностикалық сәулелену дозасы 0,5 Зв жеткен кезде, егер сәулелік емшаралар өмірлік мәні бар қажеттілікпен байланысты болмаса, оның сәулеленуін одан әрі шектеу бойынша шаралар қабылданады.

      218. Пациенттің талабы бойынша оған күтілетін немесе алынған сәулелену дозасы туралы және рентгендік-радиологиялық емшаралар жүргізудің ықтимал салдарлары туралы ақпарат ұсынылады.

      219. Медицина персоналына өзінің техногендік иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу процесінде сәулеленуін (бұдан әрі – кәсіптік сәулелену) қысқарту мақсатында пациенттің сәулеленуін ұлғайтуға жол берілмейді.

      220. Пациентке терапевттік мақсатта радиофармацевттік препарат енгізу кезінде дәрігер оған ұрпақ өсіруден уақытша бас тартуға кеңес береді.

      221. Радиофармацевттік құралдарды диагностика және терапия мақсатында жүкті әйелдерге енгізуге жол берілмейді.

      222. Диагностика немесе терапия мақсатында бала емізетін аналарға радиофармацевттік препараттар енгізу кезінде баланы емшекпен тамақтандыру уақытша тоқтатылады.

4-тарау. Табиғи сәулелену көздерінің әсер етуі кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      223. Өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену көздерінің әсері кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша талаптар жұмыскерлердің табиғи радионуклидтерден сәулеленуі жылына 1 мЗв-дан асатын кез келген объектілерге қойылады (жер асты жағдайларында жұмыстарды жүзеге асыратын табиғи радионуклидтердің құрамы жоғары минералдық және органикалық шикізат қазбалайтын және қайта өңдейтін объектілер).

      Урандық емес кеніштер мен басқа да жер асты құрылыстарының жобалық құжаттамасында радиациялық қауіпсіздік мәселелері сипатталған.

      224. Табиғи радионуклидтер (уран, радий, торий) алу мақсатында кен қазбалайтын және қайта өңдейтін объектілер, сондай-ақ осы радионуклидтерді пайдаланатын объектілер техногендік сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізетін объектілерге жатады.

      225. Өндірістік мақсаттағы ғимараттар салу үшін аумақтың топырақ үстінен гамма-фон 0,6 мкЗв/сағ аспайтын радон ағынының тығыздығы секундына шаршы метрге 250 микробеккерельден (бұдан әрі – мБк/(м2*с) аспайтын учаскелерін таңдайды. Ғимарат құрылысын топырақ үстінен радон ағынының тығыздығы 250 мБк/(м2*c) асатын учаскеде жобалау кезінде ғимараттың жобасында радоннан қорғану жүйесі көзделеді.

      226. Техногендік сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілмейтін объектілерде жұмыскерлердің өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену деңгейлері Гигиеналық нормативтерде келтірілген мәндерден аспауы тиіс. Жұмыс ұзақтығын өзгерту, радиациялық әсер деңгейін айқындайтын өндірістік шаңдағы радионуклидтердің радиоактивті тепе-теңдігінің бұзылу жағдайларында объектінің әкімшілігі қорытынды негізінде радиациялық әсерді бақылау деңгейлерін белгілейді.

      227. Табиғи сәулелену көздері себепші болған радиациялық жағдайды бақылау жүзеге асырылуға тиіс жұмыс жасайтын объектілердің, цехтардың немесе жеке жұмыс орындарының тізбесін құрастыру үшін оларға бастапқы тексеру жүргізіледі.

      228. Егер тексеру нәтижесінде объектіде жұмыскерлердің 1 мЗв/жыл сәулелену дозаларынан асу жағдайлары анықталмаған болса, онда оны одан әрі радиациялық бақылау міндетті болып табылмайды. Алайда жұмыскерлердің сәулеленуінің ұлғаюына әкеліп соғатын өндірістік технологияның елеулі түрде өзгеруі кезінде қайта тексеру жүргізіледі.

      229. Дозаның ұлғаюы 1 мЗв/жыл болып белгіленген, бірақ дозаның 2 мЗв/жылға ұлғаймаған объектілерде жұмыскерлердің сәулелену деңгейлері ең жоғары жұмыс орындарында іріктелген радиациялық бақылау жүргізіледі.

      230. Жұмыскерлердің сәулелену дозалары жылына 2 мЗв-дан аспайтын объектілерде сәулелену дозаларын тұрақты бақылау жүзеге асырылады және оларды төмендету бойынша іс-шаралар жүргізіледі.

      231. Гигиеналық нормативтерде белгіленген нормативтен (5 мЗв/жыл) жоғарылау анықталған жағдайларда, радиациялық объектінің әкімшілігі жұмыскерлердің сәулеленуін төмендету бойынша шаралар қабылдайды. Гигиеналық нормативтерде көрсетілген нормативті сақтау мүмкін болмаған жағдайда, объектіде тиісті жұмыскерлерді жұмыс жағдайлары бойынша техногендік сәулелену көздерімен жұмыс істейтін персоналға теңестіруге жол беріледі. Қабылданған шешім туралы объект әкімшілігі аумақтық бөлімшелерге (жазбаша түрде) хабарлайды. Жұмыс жағдайлары бойынша техногендік сәулелену көздерімен жұмыс істейтін персоналға теңестірілген адамдарға "А" тобының персоналы үшін белгіленген радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша барлық талаптар қолданылады.

      232. осы Санитариялық қағидалардың "Радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеуге қойылатын талаптар" 10-параграфы 2-тарауында келтірілген өлшемшарттар бойынша радиоактивті қалдықтар санатына жатқызылатын объектілерде оларды жинау, уақытша сақтау және көму ұйымдастырылады.

      233. Халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету бойынша талаптар реттелетін табиғи сәулелену көздеріне: радон изотоптарына және олардың үй-жайлары ауасында ыдырау өнімдеріне, құрылыс бұйымдарында болатын табиғи радионуклидтердің гамма-сәулеленуіне, ауыз суда, тыңайтқыштарда және пайдалы қазбаларда болатын табиғи радионуклидтерге қолданылады.

      234. Халықтың радиациялық қауіпсіздігінің салыстырмалы дәрежесін табиғи сәулелену көздерінің тиімді дозаларының мынадай мәндері сипаттайды: жылына 2 мЗв-дан кем – сәулелену елдің тұрғындары үшін табиғи сәулелену көздері дозаларының орташа мәндерінен аспайды; жылына 2-ден 5 мЗв-ге дейін – көтеріңкі сәулелену; жылына 5 мЗв-дан астам – жоғары сәулелену. Сәулеленудің жоғары деңгейлерін төмендету бойынша іс-шаралар бірінші кезекті тәртіпте жүзеге асырылуы тиіс.

      235. Тұрғын үйлер мен әлеуметтік-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттар салу үшін аумақтардың учаскелерін таңдау кезінде гамма-аясы 0,3 мкГр/сағ аспайтын және топырақ үстінен радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м2*с) артық емес учаскелер бөлінеді.

      Учаскеде гамма-сәулеленудің эквивалентті дозасының қуаттылығы 0,3 мкЗв/сағ, радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м2хс) артық ғимаратты жобалаған кезде ғимараттың жобасында гамма-сәулеленудің жоғары деңгейлерінен және радоннан қорғану жүйесін көздеу қажет. Топырақ үстінен радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м2*с) кем болған кезде радоннан қорғану іс-шараларының қажеттілігі әр жағдайда қорытынды негізінде айқындалады.

      236. Өндірістік радиациялық бақылау тұрғын үйлер мен әлеуметтік-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттардың құрылысы, реконструкциясы, күрделі жөндеу және пайдаланудың барлық кезеңдерінде жүзеге асырылады. Нормативтік мәндерден жоғарлағаны анықталған жағдайларда себептерге талдау жүргізілуі және гамма-сәулелену қуатын және (немесе) үй-жайлардың ауасындағы радон құрамын төмендетуге бағытталған қорғану іс-шаралары жүзеге асырылуы тиіс. Салынып, реконструкцияланып немесе күрделі жөнделіп жатқан ғимараттың гамма-сәулелену дозасының және үй-жайлардың ауасындағы радонның көлемдік белсенділігінің қуаты нормативтік мәндерге сәйкес келуі тиіс.

      237. Тұрғын үйлер мен әлеуметтік-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттарды өндірістік радиациялық бақылауды атом энергиясын пайдалану саласындағы тиісті лицензиясы бар жеке және заңды тұлғалар жүзеге асырады.

      238. Құрылыс материалдары мен бұйымдарындағы табиғи радионуклидтер құрамын бақылауды өндіруші ұйым жүзеге асырады. Табиғи радионуклидтердің үлестік белсенділігінің мәндері мен қауіптілік класы материалдар мен бұйымдардың әр партиясының ілеспе құжаттамасында көрсетіледі.

      239. Фосфорлы тыңайтқыштар мен мелиоранттардағы табиғи радионуклидтердің үлестік белсенділігінің мәндерін өнім берушілер ілеспе құжатта көрсетеді.

5-тарау. Радиациялық авариялар кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      240. Радиациялық авариялар кезіндегі халықтың және персоналдың радиациялық қауіпсіздігі жүйecі аварияның теріс салдарларын неғұрлым төмендетуге, детерминирленген әсерлердің туындауының алдын алу және стохастикалық әсерлердің ықтималдығын азайтуды қамтамасыз етеді. Радиациялық авариялар анықталған жағдайда, аварияның дамуын тоқтату, сәулелену көзін бақылауды қалпына келтіру мен сәулелену дозаларын және персонал мен халықтың қатарынан сәулеленген адамдардың санын, өндірістік үй-жайлар мен қоршаған ортаның радиоактивті ластануын, авариядан туындаған экономикалық және әлеуметтік шығыстарды неғұрлым төмендету бойынша шұғыл шаралар қабылданады.

      241. Әрбір радиациялық объектінің жобалық құжаттамасында жабдықтың ақаулығының, персоналдың жаңсақ әрекеттерінің, зілзала нәубеттерінің немесе сәулелену көздерін бақылаудан айырылу мен адамдардың сәулеленуіне және (немесе) қоршаған ортаның радиоактивті ластануына әкеліп соғатын өзге де себептердің салдарларынан туындайтын ықтимал авариялар айқындалады.

      242. І-ІІ санаттардағы радиациялық объектілерінің жобалық құжаттамасында:

      1) радиациялық авариялар салдарларын жою бойынша шұғыл жұмыстар жүргізу үшін қажетті жеке қорғаныш құралдарының, дәрі-дәрмектердің, радиометрлік және дозиметрлік аспаптардың, дезактивациялау және санитариялық өңдеу құралдарының, құрал-саймандар мен мүкәммалдың авариялық қорының номенклатурасы, көлемі және сақталу орындары кіретін "Азаматтық қорғаныстың инженерлік-техникалық іс-шаралары. Төтенше жағдайлардың алдын алу бойынша іс-шаралар" бөлімі;

      2) "Персонал мен халықты радиациялық авариядан және оның салдарларынан қорғау бойынша іс-шаралар жоспары" бөлімі болады.

      243. Ядролық қондырғылар мен І және ІІ санаттағы радиациялық объектілер әкімшілігі персонал мен халықты радиациялық авариядан және оның салдарларынан қорғау бойынша іс-шаралар жоспарын әзірлейді және бекітеді.

      Персонал мен халықты радиациялық авариядан және оның салдарларынан қорғау бойынша іс-шаралар жоспарында мынадай негізгі бөлімдер болуы тиіс:

      1) аварияның ықтимал себептерін, типтері мен даму сценарийлерін, сондай-ақ әртүрлі типтегі авариялар кезіндегі болжамды радиациялық жағдайды ескере отырып, радиациялық объектідегі ықтимал аварияларды болжау;

      2) халықты және қоршаған ортаны қорғау жөніндегі іс-шаралар және қорғаныш іс-шараларын жүргізу туралы шешім қабылдау үшін өлшемшарттар;

      3) аварияны және оның салдарларын жою кезінде өзара іс-қимылды жүзеге асыратын ұйымдар тізбесі;

      4) авариялық радиациялық бақылауды ұйымдастыру;

      5) радиациялық аварияның сипатын және мөлшерлерін бағалау;

      6) авариялық жоспарды қолданысқа енгізу тәртібі;

      7) хабар беру және ақпараттандыру тәртібі;

      8) персоналдың авариялар кезіндегі мінез-құлқы;

      9) лауазымды адамдардың авариялық жұмыстар жүргізу кезіндегі міндеттері;

      10) авариялық жұмыстар жүргізу кезіндегі персоналды қорғау шаралары;

      11) зардап шеккендерге медициналық көмек көрсету;

      12) радиоактивті ластану ошақтарын (учаскелерін) оқшаулау және жою бойынша шаралар;

      13) персоналды авариялар жағдайына дайындау және жаттықтыру.

      244. Персонал радиациялық авариялық жағдайларда әрекет етуге және осындай авариялардың салдарларын жою бойынша әрекет етуге дайын болуы тиіс. Барлық радиациялық объектілерде персоналдың авариялық жағдайларда әрекет етуі бойынша нұсқаулық болуы тиіс.

      245. Радиациялық объектінің өндірістік учаскелерінде, санитариялық өткізгіште және медициналық пунктте авариялар кезінде зардап шеккендерге алғашқы көмек көрсетудің қажетті құралдарының жинағы бар дәрі қобдишалары, ал ашық түрде радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін объектілерде ластануға ұшыраған адамдарды санитариялық өңдеу құралдарының толықтырылып отыратын қоры болады.

      246. Радиациялық авариялар болуы мүмкін әрбір объектіде персонал сигналдары бойынша персоналды және халықты радиациялық авариядан және оның салдарларынан қорғау жөніндегі іс-шаралар жоспарына және лауазымдық нұсқаулықтарға сәйкес әрекет етуі, туындаған авария туралы шұғыл хабарлау жүйесі көзделуі тиіс.

      247. Радиациялық аварияның болуы анықталатын барлық жағдайларда радиациялық объектінің әкімшілігі радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету саласындағы мемлекеттік басқаруды, қадағалауды және бақылауды жүзеге асыратын мемлекеттік органдарды жедел түрде (жазбаша түрде) хабардар етеді.

      248. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету саласындағы мемлекеттік органдар "Радиациялық авариялар жағдайында халықты қорғау бойынша іс-шаралар жоспарына" сәйкес мамандандырылған авариялық бригадаларына радиациялық аварияны жою жөніндегі іс-шараларды жүргізу қажеттігі туралы хабарлайды, сондай-ақ халықты радиациялық авария фактісі, ұсынылатын қорғаныш тәсілдері мен құралдары туралы хабарлайды.

      249. Аварияны және оның салдарларын жою бойынша жұмыстар жүргізуге алдымен мамандандырылған авариялық бригадалардың мүшелері тартылады. Қажет болған жағдайларда, осы жұмыстарды орындау үшін персоналдан отыз жастан асқан, медициналық қарсы көрсетілімдері жоқ адамдар ықтимал сәулелену дозалары және денсаулық үшін қаупі туралы хабардар етілгеннен кейін, олардың ерікті жазбаша келісімі бойынша тартылады. Әйелдер авариялық жұмыстарға қатысуға тек айрықша жағдайларда ғана жіберіледі.

      250. Аварияның салдарларын жою бойынша жұмыстардың алдында жұмыстар сипаты мен кезектілігі түсіндіріле отырып, радиациялық қауіпсіздік мәселелері бойынша персоналға нұсқау жүргізіледі. Қажет болған жағдайда алдағы операцияларды алдын ала жаттықтыру керек.

      251. Аварияның салдарларын жою бойынша жұмыстар және персоналдың ықтимал қайта сәулеленуімен байланысты басқа іс-шараларды орындау радиациялық бақылау бойынша жұмыстың шекті ұзақтығы, қосымша қорғаныш құралдары, қатысушылардың және жұмыстардың орындалуына жауапты адамның тегі айқындалатын арнайы рұқсат (рұқсаттама) бойынша жүргізіледі.

      252. Аварияны жою кезінде персоналдың жоспарланатын жоғары сәулеленуін регламенттеу Гигиеналық нормативтерде айқындалады. Жоспарланатын көтеріңкі сәулеленуге авариялық-қалпына келтіру жұмыстарына қатысатын радиациялық объектінің персоналы мен авариялық-құтқару қызметтері мен жасақтарының мамандары үшін жол беріледі.

      253. Радиациялық бақылау тәртібі авариялардың ауқымы мен ерекшеліктерін, орындалатын жұмыстардың сипаты мен жағдайларын ескере отырып айқындалады.

      254. Жарақатпен зақымданған, химиялық уланған немесе 0,2 Зв жоғары дозада сәулеленуге ұшыраған адамдарды медициналық тексеруге жіберу қажет. Радиоактивті ластану жағдайында адамдарға санитариялық өңдеу және киімге дезактивациялау жүргізіледі.

      255. Көлемді аумақтардың радиоактивті ластануына әкеліп соққан радионуклидтердің қоршаған ортаға шығуымен болған радиациялық авариялар кезінде халықты қорғау Гигиеналық нормативтерде шешімдер қабылдау үшін келтірілген өлшемшарттарға сәйкес жүзеге асырылады.

      256. Аварияның салдарларын жою және оның себептерін тергеу қажет болған жағдайда аймақ, аумақ және объект деңгейлерінде Қазақстан Республикасының заңнамасы белгілеген тәртіпте жүргізіледі.

      257. "Ядролық және радиациялық аварияларға ден қоюдың ұлттық жоспарын бекіту туралы" Қазақстан Республикасы Үкіметінің 2016 жылғы 19 тамыздағы № 467 қаулысына сәйкес, аумақтық бөлімшелер радиациялық аварияны тексеруге және салдарларын жоюға қатысады.

      258. Радиациялық авариялар нәтижесінде радиоактивті ластануға ұшыраған аумақтарда мыналар:

      1) аумақтың радиоактивті ластануы есебінен халықтың сәулелену дозалары 10 мкЗв/жыл асуы мүмкін болса, оларды бағалау жолымен радиациялық бақылау;

      2) халықтың сәулеленуінің басқа негізгі түрлерін радиациялық бақылау;

      3) егер аумақтың радиоактивті ластану есебінен халықтың сәулелену дозасы жылына 1,0 мЗв-дан асатын болса, сәулеленудің барлық негізгі түрлері бойынша дозаларды оңтайландырып төмендету;

      4) егер аумақтың радиоактивті ластану есебінен сәулелену дозасы жылына 0,1 мЗв-дан acaтын болса, бірақ жылына 1,0 мЗв-дан артық болмаса, халықтың қалыпты тұрмысын, аумақтың шаруашылық және әлеуметтік қызметін бұзбайтын оңтайландырылған қорғану іс-шаралары жүзеге асырылуы тиіс.

      259. Радиоактивті ластануға ұшыраған аумақта шаруашылық қызметті жүзеге асыратын радиациялық объектінің әкімшілігі жұмыскерлердің радиоактивті ластанудың есебінен сәулеленуі жылына 5 мЗв-дан аспайтын жұмыс жағдайларын қамтамасыз етеді. Радиоактивті ластану есебінен жұмыскерлердің сәулеленуі жылына 1 мЗв-дан асатын радиациялық объектілерде радиациялық бақылауды жүзеге асыратын және оңтайландыру қағидатына сәйкес жұмыскерлердің сәулелену дозаларын төмендету бойынша іс-шаралар жүргізетін радиациялық қауіпсіздік қызметі құрылады.

      260. Сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізетін ұйымға қызмет көрсететін медициналық ұйым ядролық немесе радиациялық авария нәтижесіндегі сәулелену (бұдан әрі – авариялық сәулелену) жағдайына:

      1) радиациялық бақылау аспаптарымен;

      2) тері жабындарын, күйіктер мен жараларының дезактивациялау құралдарымен (ашық түрдегі радиоактивті заттармен жұмыс істеу кезінде);

      3) ағзадан радионуклидтер шығаруды жылдамдату құралдарымен;

      4) радиопротекторлармен жабдықталады.

      261. "А" тобының персоналы ішіндегі адамдарды сәулелену көздерімен жұмыс істеуін тоқтатқаннан кейін мерзімдік медициналық тексеру көрсетілген жұмыстар кезінде медициналық ұйымда немесе ол сәулелену көздерімен жұмыс істеген ведомствоның басқа медициналық ұйымында жүргізіледі.

      262. Халықтың бір жыл ішінде 200 мЗв астам тиімді дозада сәулеленуге ұшыраған немесе негізгі сәулелену көздерінің бірінен 500 мЗв немесе барлық сәулелену көздерінен 1000 мЗв астам доза жинаған адамдарын медициналық тексеруді облыстардың, республикалық маңызы бар қаланың және астананың жергілікті денсаулық сақтау мемлекеттік басқармасының органдары ұйымдастырады.

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
1-қосымша

Эквивалентті дозаны есептеу кезінде сәулеленудің жекелеген түрлері үшін өлшемді коэффициенттер (WR)

  1-кесте

Р/с №

Сәулеленудің жекелеген түрлері үшін өлшемді коэфициенттер (WR)

Түрлі сәулеленудің салыстырмалы тиімділігі ескерілетін сіңірілген дозаның көбейткіштері

1

2

3

1

Кез келген энергиялардың фотондары

1

2

Кез келген энергиялардың электрондары мен мюондары

1

3

10-нан кем килоэлектронвольт (бұдан әрі – кэВ) энергиясы бар нейтрондар

5

4

10 кэВ-тен 100 кэВт дейін энергиясы бар нейтрондар

10

5

100 кэВ-тен 2 мегаэлектронВольт (бұдан әрі - МэВ) дейін энергиясы бар нейтрондар

20

6

2 MэB-тен 20 MэB дейін энергиясы бар нейтрондар

10

7

20 MэB астам энергиясы бар нейтрондар

5

8

Серпім протондарынан басқа 2 МэВ астам энергиясы бар протондар

5

9

Альфа-бөлшектер, бөліну жарықшақтары, ауыр ядролар

20

      Ескертпе: Барлық мәндер денеге түсетін, ал ішкі сәулелену жағдайында – ядролық түрлену кезінде шығатын сәулеленуге жатады.

Тиімді дозаны есептеуге арналған тіндер мен ағзалар үшін өлшемді коэффициенттер (WT)

  2-кесте

Р/с №

Тіндер мен ағзалар үшін тиімді дозаны есептеуге арналған өлшемді коэффициенттер (WT)

Ағзалар мен тіндердегі эквивалентті доза көбейткіштері

1

Гонадалар

0,20

2

Сүйек кемігі (қызыл)

0,12

3

Тоқ ішек

0,12

4

Өкпе

0,12

5

Асқазан

0,12

6

Қуық

0,05

7

Төс безі

0,05

8

Бауыр

0,05

9

Өңеш

0,05

10

Қалқанша безі

0,05

11

Тері

0,01

12

Сүйек беті жасушалары

0,01

13

Басқалары (бүйрекбез, бас миы, тыныс алу ағзаларының экстраторокальдық бөлімі, жіңішке ішек, бүйрек, бұлшық ет тіні, ұйқы без, көкбауыр, айырша без және жатыр)

0,05

      Ескертпе: Санамаланған ағзаларлардың немесе тіндердің бірі өлшеулі коэффиценттер айқындалған он екі ағзаның немесе тіннің кез келгенінен алынған ең үлкен дозадан асатын эквивалентті дозаны алған жағдайларда, осы ағзаға немесе тінге 0,025-ге тең өлшемді коэффициентті тіркеу керек, ал қалған ағзаларға немесе тіндерге "Басқалары" айдарынан 0,025-ге тең жиынтық коэффициент тіркеу керек.

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
2-қосымша

Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны толтыру жөніндегі нұсқаулық

      1. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 1-тармағында мемлекеттік тіркеу туралы куәлікке және санитариялық-эпидемиологиялық сараптаманы жүргізуге арналған негіздемеге (өтініш, ұйғарым, қаулы, ерекше тәртіп бойынша және басқалар (күні, нөмірі) сәйкес радиациялық объектінің, заңды тұлғаның толық атауы көрсетіледі.

      2. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 2-тармағында мемлекеттік тіркеу туралы куәлікке сәйкес шаруашылық қызметтің толық атауы (тиесілігі) және заңды мекенжайы (объектінің орналасқан жері), телефоны, басшының тегі, аты, әкесінің аты көрсетіледі.

      3. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 3-тармағында қызмет саласы, түрі, радиациялық объектінің орналасқан жері және мекенжайы көрсетіледі.

      4. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 4-тармағы қажет болған кезде толтырылады.

      5. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 5-тармағында "Халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік көрсетілетін қызметтер стандарттарын бекіту туралы" Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрі міндетін атқарушының 2017 жылғы 28 сәуірдегі № 217 бұйрығына (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 15217 болып тіркелген) 2-қосымшаның 9-тармағында көрсетілген ұсынылған құжаттар көрсетіледі.

      6. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 6-тармағы қажет болған кезде толтырылады.

      7. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 7-тармағы қажет болған кезде толтырылады.

      8. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 8-тармағында халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы нормативтік құқықтық актілердің және гигиеналық нормативтердің талаптарына сәйкес сараптама объектісінің (қызметтердің, процестердің, шарттардың, технологиялардың, өндірістердің, өнімдердің) толық санитариялық-гигиеналық сипаттамасы және бағасы көрсетіледі.

      9. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 9-тармағы қажет болғанда толтырылады.

      10. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 10-тармағында зертханалық және зертханалық-аспаптық зерттеулердің хаттамалары, сондай-ақ болған жағдайда, бас жоспарлардан, сызбалардан, фотолардан көшірмесі көрсетіледі.

      11. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындынының 11-тармағында реттік нөмір бере отырып әр сәулелену көзі (бірдей радиациялық сипаттамалары бар сәулелену көзінің түрі) көрсетіледі. Әр сәулелену көзіне (бірдей радиациялық сипаттамалары бар сәулелену көзінің түрі) қатысты 2-4 бағандары толтырылады.

      Радиациялық гигиена жөніндегі дәрігер-гигиенист мынадай мәліметтерді көрсетеді:

      1) "Сәулелену көзінің түрі және сипаттамасы" деген 1-бағанының жолдары мынадай мәліметтермен толтырылады:

      "Ашық сәулелену көзімен жұмыс істеу" деген 1-жол: радионуклид, зат, оның агрегаттық жай-күйі, жұмыс орнындағы ең жоғары рұқсат етілетін бір реттік белсенділігі, жылдық тұтынуы;

      "Жабық сәулелену көзімен жұмыс істеу" деген 2-жол: нуклид, көз түрі (қондырғылар, аппараттар, аспаптар үшін – типі, маркасы, шығарылған жылы; сәулелену көзінің сериялық немесе зауыттық нөмірі), сәулелену көзінің ең жоғары белсенділігі, жұмыс орнында сәулелену көзінің ең жоғары рұқсат етілетін бір реттік саны және жұмыс орнында жиынтық белсенділігі, жылдық тұтынуы (қысқа мерзімді нуклидтер үшін);

      "Сәулеленуді өндіретін құрылғылармен жұмыс істеу" деген 3-жол: көз түрі (қондырғылар, аппараттар, аспаптар үшін – 2-жолдағыдай сол мәліметтер), түрі, сәулелену энергиясы мен қарқындылығы (және (немесе) қысымды жылдамдататын тоқ күші, қуаты және басқасы), бір мезгілде жұмыс істейтін сәулелену көзінің ең жоғары рұқсат етілетін саны, бір орында орналасқан сәулелену көзінің саны;

      "Сәулелену көзімен басқа жұмыстар" деген 4-жол: радионуклидтер, ядролы реакторлар, радиоактивті қалдықтар генераторларымен жүргізілетін жұмыстарды қоса алғанда, 1-3-жолдарда көрсетілген жұмыстарға жатқызылмауы мүмкін жұмыстар, көшіру (иеліктен шығару) аймағы аумағында жұмыстарды жүргізу және сәулелену көзімен басқа жұмыс түрлері. Сәулелену көзінің түрі мен сипатына байланысты 1-3-жолдарындағыдай мәліметтер көрсетіледі. Радионуклидтер генераторлары үшін – аналық нуклид және еншілес өнімдер бойынша өнімділігі туралы деректер, сондай-ақ сәулелену көзін сақтау шарттары; радиоизотопты көздер мен радиоактивті қалдықтарды арнайы автокөлікпен тасымалдау бойынша жұмыстар үшін – автомашинаның түрі, маркасы және нөмірі;

      2) "Жұмыстардың түрі мен сипаты" деген 2-баған мынадай мәліметтермен толтырылады: жұмыстардың түрі және сипаты (стационарлық, стационарлық емес, зерттеу, өндіруші және соған сәйкес);

      3) "Жұмыстарды жүргізу орны" деген 3-бағанда жұмыстардың орны нақты белгіленеді: ғимарат, қабат, цех, учаске, бөлме, аумақ учаскесі (ұйымда және одан тыс);

      4) "Шектеу шарттары" деген 4-бағанның жолдарында мынадай мәліметтер келтіріледі:

      5) 1 және 4-жолдарда ашық сәулелену көзімен жұмыстар кезінде – осы үй-жайларда жүргізуге рұқсат етілген жұмыстар класы;

      6) 2-4-жолдарда қажетті шектеу шарттары – осы орында сәулелену көзін қолданумен байланысты емес басқа жұмыстарды жүргізуге (персоналмен немесе басқа жұмыскерлермен) рұқсат беру немесе тыйым салу, зиянды радиациялық емес және соған ұқсас факторлардың ықпалын жою немесе азайту.

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
3-қосымша

Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етудің негізгі қағидаттарын практикалық іске асыру

1-бөлім. Негіздеу қағидаты

      1. Неғұрлым қарапайым жағдайларда негіздеу қағидатын тексеру пайда мен зиянды салыстыру арқылы жүзеге асырылады:



      мұнда X – радиациялық қорғауға шығындарды қоспағанда, сәулелену көзін немесе сәулелену жағдайларын құруға және пайдалануға арналған барлық шығындарды шегергенде сәулелену көзін немесе сәулелену жағдайларын қолдану пайдасы;

      У1 – барлық қорғау түрлеріне арналған шығындар;

      У2 – адамдардың денсаулығына және қоршаған ортаға қорғау шараларымен жойылмаған сәулеленуден келетін зиян.

      2. Пайда (Х) мен зиян жиынтығының (У1 + У2) арасындағы айырмашылық нөлден көп болуға тиіс, ал пайдаға (Х) қол жеткізудің баламалы әдістері болған кезде бұл айырмашылық ең жоғары болуға тиіс. Пайданың зияннан асуына қол жеткізу мүмкін болмаған жағдайда, сәулелену көзінің осы түрін қолданудың қабылдауға жарамсыздығы туралы шешім қабылданады.

      Техникалық және экологиялық қауіпсіздік жақтары ескеріледі.

      3. Көбіне пайда мен зиян әртүрлі көрсеткіштер арқылы өлшенетін сәулелену көзінің пайдасы мен зиянын салыстырумен байланысты негіздеу қағидатын тексеру тек радиологиялық өлшемшарттармен ғана шектелмейді, сонымен бірге әлеуметтік, экономикалық, психологиялық және басқа факторларды қамтиды.

      4. Әртүрлі сәулелену көздері мен сәулелену жағдайлары үшін пайданың нақты шамаларының өз ерекшеліктері бар (атом электр станциясы (АЭС) өндірген энергия, диагностикалық және басқа ақпарат, қазбаланған табиғи ресурстар, баспанамен қамтамасыз етілу). Оларды бірдей уақыт аралықтарында адам санын-өмір сүру жылын қысқарту түрінде сәулеленуден болатын ықтимал залалмен салыстыру үшін пайданың жалпылама өрнегіне келтіру керек. Бұл ретте бір а-Зв ұжымдық тиімді дозасында сәулелену бір адамнан-өмір сүру жылынан айырылуға алып келеді деп қабылданады.

      5. Басымдық экономикалық пайдалармен салыстырғанда денсаулық көрсеткіштеріне беріледі. Пайда-зиян арақатынасының медициналық-әлеуметтік негіздемесі сәулеленумен байланысты қызметтің денсаулық үшін пайдасы мен зиянының сандық және сапалық көрсеткіштерінің негізінде жасалынуы мүмкін.

      6. Сандық бағалау үшін мына теңсіздікті пайдалану керек:



      мұнда У2 мәні (1) формуладағыдай,

      У 0 - сәулеленумен байланысты осы қызмет түрінен бас тарту нәтижесінде денсаулыққа келген зиян.

      Сапалық бағалау мына формуланың көмегімен орындалуы мүмкін:



      мұнда Z - сәулеленумен байланысты қызметтің нәтижесінде зиянды факторлардың әсер ету қарқындылығы;

      Z0- сәулеленумен байланысты қызметтен бас тарту кезінде персоналға немесе халыққа әсер ететін зиянды факторлар;

      DZ және DZ 0 , - Z және Z0 факторлары әсерінің рұқсат етілген қарқындылығы.

2-бөлім. Оңтайландыру қағидаты

      7. Оңтайландыру қағидатын іске асыру қорғау іс-шараларын жүргізу жоспарланатын уақытта әр кезде жүзеге асырылуы тиіс. Осы қағидатты іске асыру үшін жауапты радиациялық қорғау қажеттілігі туындайтын объектілерде немесе аумақтарда радиациялық қауіпсіздікті ұйымдастыруға жауапты қызмет немесе адамдар болып табылады.

      8. Сәулелену көзін немесе сәулелену жағдайларын қалыпты пайдалану жағдайларында оңтайландыру (қорғанысты жетілдіру) тиісті шектерден мардымсыз төмен - жеке доза жылына 10 мкЗв деңгейге қол жетер диапазондағы сәулелену деңгейлері кезінде жүзеге асырылуға тиіс.

      9. Оңтайландыру қағидатын іске асыру негіздеу қағидаты сияқты халықтың санитариялық–эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік органдардың ведмоствосы бекітетін арнайы әдістемелік нұсқаулар бойынша, ал олар басылып шыққанға дейін - негіздеуші құжаттардың радиациялық-гигиеналық сараптамасын өткізу арқылы жүзеге асырылуы тиіс. Бұл ретте Гигиеналық нормативтерге сәйкес тиімді дозаны бір а-Зв төмендететін қорғауды жетілдіру үшін ең аз шығын болып бір жылдық жанға шаққандағы ұлттық табысқа (халықаралық ұсынымдарда қабылданған альфа шамасы) тең шығын саналады.

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
4-қосымша

Жекелеген техногендік сәулелену көздерінен халықтың сәулеленуіне квоталар белгілеу бойынша нұсқаулық

      1. Квоталар белгілеудің мақсаты бірнеше радиациялық объектілерден сәулеленуге ұшырайтын халық үшін Гигиеналық нормативтерде белгіленген халықтың техногендік сәулелену дозасының шегінен (1 мЗв/жыл) асыруға жол бермеу және оңтайландыру қағидатына сәйкес халықтың техногендік көздерден сәулеленуін төмендету болып табылады.

      2. І санаттың радиациялық объектілерінің жобалық құжаттамасында объектінің қалыпты жұмысы кезінде халықтың сәулеленуіне квоталар айқындалады.

      3. Квоталар объектінің байқау аймағында тұратын халықтың сындарлы топтарының сәулеленуінің жеке тиімді орташа дозасының шамалары үшін белгіленеді.

      4. Квоталар радиациялық объектіні қалыпты пайдалану кезінде санитариялық-қорғаныш аймағының шектерінен тыс халықтың сындарлы тобының сәулеленуі маңыздылығы ең аз шамадан – 10 мкЗв/жыл артуы мүмкін барлық радиациялық факторлар (ауаға шығарындылар, суға тастандылар) үшін белгіленеді.

      5. Квотаның мөлшерлері халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етудің қол жеткен деңгейін ескере отырып радиациялық объектідегі сәулелену көздерін қалыпты пайдалану есебінен халықтың сындарлы топтарының ықтимал сәулелену деңгейінің жоғарғы шегін сипаттауы тиіс.

      6. Әртүрлі сәулелену көздерінің квоталар жиынтығы Гигиеналық нормативтерде белгілеген халықтың сәулелену дозасының шегінен аспауы тиіс. Халық үшін дозаның шегі мен квоталар жиынтығы айырмашылығының шамасы халықтың техногендік сәулелену көздерінен радиациялық қауіпсіздігінің дәрежесін сипаттайтын резерв ретінде қарастырылуы тиіс.

      7. Квоталардың мәндері жекелеген радиациялық факторлардың (санитариялық-қорғаныш аймағының шекарасындағы сәулелену дозасының қуаты, шығарындылар мен төгінділер қуаты, қоршаған орта объектілеріндегі радионуклидтер құрамы) рұқсат етілетін деңгейлерін есептеу үшін қолданылады.

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
5-қосымша
  Нысан
  БЕКІТЕМІН
__________________________
(Сәулелену көзін пайдаланатын
радиациялық объектінің
басшысы)
_______ __________________
(қолы) (тегі, аты, әкесінің аты
(болған жағдайда))
М.О.
_______________
(күні)

      _________________________________________________________________________

(Сәулелену көзін пайдаланатын радиациялық объектінің атауы) 20___ жылға арналған радиациялық объектінің радиациялық-гигиеналық паспорты

      1. Сәулелену көзін пайдаланатын радиациялық объектінің атауы, оның ведомстволық бағыныстылығы, мекенжайы, телефоны, факсы

      _______________________________________________________________

      _______________________________________________________________

      2. Тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда) және байланыс телефондары:

      2.1. Сәулелену көзін пайдаланатын радиациялық объекті басшысының

      _______________________________________________________________

      2.2. Сәулелену көзін пайдаланатын радиациялық объекті басшысымен радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге бақылауды жүзеге асыруға өкілеттік берілген лауазымды адамның ________________________________________________________________________

      ________________________________________________________________________________

      2.3. Сәулелену көзін пайдаланатын радиациялық объекті құрылымдық бөлімшесінің радиациялық қауіпсіздікке жауапты тұлғасының ______________________________________

      3. Сәулелену көзін пайдаланатын объектілердің жұмысын регламенттейтін рұқсат беру құжаттарының тізбесі (лицензия, санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды және басқалары):

Р/с №

Құжаттың толық атауы

Құжатты берген ұйымның атауы

Құжаттың қолданысының басталуы

Құжаттың қолданысының аяқталуы

1

2

3

4

5






      4. Сәулелену көзімен жүргізілетін жұмыстар тізбесі және оларды жүргізу орны:

Р/с №

Сәулелену көзін пайдаланатын объектінің құрылымдық бөлімшесінің атауы

Жүргізілетін жұмыстар тізбесі (ашық радионуклид көздерімен жұмыстар класы)

1

2

3




      5. Бөлінген жер учаскесін пайдалану және жер учаскесін пайдалану құқығын, өмір бойы мұраға қалдырып иелену құқығын, жер учаскесіне жеке меншік құқығын куәландыратын құжаттар туралы мәліметтер:

Р/с №

Бөлінген жер учаскесін тағайындау

Құжаттардың атауы және реквизиттері

Мөлшерлері немесе ауданы

1

2

3


1

Сәулелену көзімен жұмыс жүргізілетін объектілер мен құрылыстар



2

Санитариялық-қорғаныш аймағы



3

Бақылау аймағы



      6. Қызметкерлердің (персоналдың) саны:

Р/с №

Сәулелену көзін пайдаланатын объекті құрылымдық бөлімшесінің атауы

Адам саны (барлығы)

Жасы 45 дейінгі әйелдер саны

1

2

3

4





      7. Радиациялық авариялардың ықтималдығы және олардың болжамды ауқымы _____________

      ________________________________________________________________________________

      8. Сәулелену көзі тізбесі:

      8.1. иондаушы сәулеленуді өндіретін көздер:

Р/с №

Көздің түрі және атауы

Көздер саны

1

2

3




      8.2. радионуклид көздері:

      8.2.1. ашық радионуклид көздері:

Р/с №

Алынды, соның ішінде бұрын алынған

Тапсырылды

радионуклидтер

белсенділігі, Бк

радионуклидтер

белсенділігі, Бк

1

2

3

4

5






      8.2.2. жабық радионуклид көздері:

Р/с №

Алынды, соның ішінде бұрын алынған

Тапсырылды

белсенділігі, Бк

радионуклидтер

радионуклидтер

белсенділігі, Бк

1

2

3

4

5






      8.3. радиоактивті қалдықтар туралы мәліметтер:

      8.3.1. Сәулелену көзін пайдаланатын объектілерде сақталатын (көмілген):

Р/с №

Сыныптамасына сәйкес қалдықтардың шығу тегі мен түрі

Радионуклидтік құрамы

Жылдың 31 желтоқсанына радиациялық-гигиеналық паспортты құрастыру белсенділігі

1

2

3

4





      8.3.2. радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу кезінде желдетілген:

Р/с №

Қайта өңдеуге дейінгі радиоактивті қалдықтардың түрі

Қайта өңдеуден кейінгі радиоактивті қалдықтардың түрі

Қайта өңдеуге арналған жабдықтың атауы, оның өнімділігі

Жыл ішіндегі деректері

белсенділігі, Бк

көлемі, т. м

1

2

3

4

5

6







      8.3.3. жыл ішінде көмуге тапсырылған сәулелену көзін пайдаланатын радиациялық объектілер:

Р/с №

Сыныптамасына сәйкес қалдықтар түрі

Радионуклидтік құрамы

Тапсыру күніне белсенділігі

1

2

3

4





      9. Сәулелену дозаларының артулар саны (өткен жыл/алдыңғы жыл): 9.1. сәулелену дозаларының негізгі шектері:

Р/с №

Нормаланатын шамасы

Адамның сыни органы

Адам саны

жылына

5 жылда

1

2

3

4

5

1

Тиімді доза

барлық дене



2

Тиімді доза

көз бұршағы



3

Тиімді доза

тері



4

Тиімді доза

білезік және табан



      9.2. жасы 45-ке дейінгі әйелдер үшін қосымша шектеулерге арналған сәулелену дозалары

      _____________________________________________________________________________

      _____________________________________________________________________________

      9.3. жоспарланатын жоғары сәулелену кезіндегі дозалар _____________________________

      9.4. табиғи сәулелену көзімен сәулелену дозалары __________________________________

      9.5. бақылау деңгейлері _________________________________________________________

      10. Радиациалық бақылау нәтижелері:

Р/с №

Радиациялық бақылау түрі, орны, кезеңділігі

Радиациялық бақылау деңгейлері

Бақылау деңгейі

Радиациялық бақылауға арналған аспаптар туралы мәліметтер

Радиациялық бақылауды кім жүргізді

атауы

саны

тексеру күні

1

2

3

4

5

6

7

8









      11. Қоршаған ортаға радиоактивтік заттарды төгу (шығару):

Р/с №

Жыл (соңғы 5 жыл немесе төгу күнінен бастап)

Агрегаттық жай-күйі, радиоактивтік заттарды төгудің шығу тегі

Белсенділігі, Бк

Радиоактивтік заттардың түсу ортасы

ең жоғары, бір реттік

жылына жиынтық

1

2

3

4

5

6







      12. Сәулелену көзін пайдаланатын объектілер аумағының радиоактивтік ластану учаскелерінің сипаттамасы:

Р/с №

Бақылау жылы

Радиациялық бақылау түрі

Сынама алу орны және түрі

Радиациялық бақылау деректері

Дозаның қуаты, мкЗв/сағ

Беттік белсенділігі, Бк/ш. м

жылына орташаландырылған

жылына ең жоғары

жылына орташаландырылған

жылына ең жоғары

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      13. Иондаушы сәулеленудің ықпалынан сырқаттанған қызметкерлердің (персоналдың) саны, радиациялық қауіпсіздіктің тиімділігін арттыру бойынша қабылданған шаралар ____________

      ________________________________________________________________________________

      ________________________________________________________________________________

      14. Сәулелену көзін пайдаланатын радиациалық объектінің белгіленген бақылау деңгейінен артқан кезде қолданған шаралары ___________________________________________________

      ________________________________________________________________________________

      ________________________________________________________________________________

      15. Радиациялық аварияны және оның салдарларын жоюға дайындық деңгейі ______________

      ________________________________________________________________________________

      16. Радиациялық қауіпсіздік саласындағы нормативтік құқықтық актілердің және техникалық нормативтік құқықтық актілердің талаптарын сақтамауы туралы мәліметтер _______________

      ________________________________________________________________________________

      17. Сәулелену көзін пайдаланатын объектінің техникалық және радиациялық қауіпсіздігінің тиімділігін қамтамасыз ету бойынша жұмыс жоспарын және бақылаушы және қадағалау органдарының ұйғарымдарын орындау туралы белгі ___________________________________

      ________________________________________________________________________________

___________________________________
(Сәулелену көзін пайдаланатын радиациялық объектінің басшысы радиациялық қауіпсіздіктің қамтамасыз етілуін бақылауды жүзеге асыруға өкілеттік берген лауазымды адамның лауазымы, тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда))
___________________
(күні)

_____________________
(қолы)

Радиациялық объектінің радиациялық-гигиеналық паспортын жүргізу және пайдалану тәртібі

      1. Осы тәртіп радиациялық объектінің радиациялық-гигиеналық паспортын (бұдан әрі – паспорт) пайдалану және толтыру талаптарын айқындайды.

      2. Паспорт сәулелену көзін пайдаланатын барлық объектілер үшін міндетті болып табылады.

      3. Паспорт сәулелену көзін пайдаланатын объектілердің сәулелену көзімен жұмыс істеген кезде радиациялық қауіпсіздігі жағдайын куәландырады.

      4. Паспортты радиациялық объекті жыл сайын 31 желтоқсандағы жағдайы бойынша толтырады.

      5. Паспортқа сәулелену көзін пайдаланатын объектілердің радиациялық қауіпсіздігі жағдайын бағалау нәтижелері осы Санитариялық қағидалардың 2-тарауының 7 және 8-тармақтарына сәйкес енгізіледі.

      6. Паспорт дәйекті түрде тармақтар бойынша толтырылады.

      7. Паспорттың барлық тармақтарына ақпараттарды енгізу міндетті болып табылады.

      8. Радиациялық жағдайды аса тиімді және толық бағалау үшін паспортқа қосымша түріндегі қосымша ақпаратты енгізуге жол беріледі.

      9. Толтырылған паспортқа радиациялық объектінің басшысы радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге бақылауды жүзеге асыруға өкілеттік берген лауазымды адам қол қояды, радиациялық объектінің басшысы бекітеді.

      10. Паспортта толтырған күні барлық бар сәулелену көзі туралы нақты ақпарат болуы тиіс және сәулелену көзін пайдаланатын объектілерде сақталады.

      11. Сәулелену көзін пайдаланатын объектілер паспортты аумақтық бөлімшелерге жыл сайын 31 желтоқсаннан кешіктірмей ұсынады.

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
6-қосымша

Сәулелену көздерімен жұмыс жасағанда радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулықты жүргізу тәртібі

      1. Сәулелену көздерімен жұмыс жасау кезінде радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулық (бұдан әрі – Нұсқаулық) сәулелену көздерін пайдаланатын барлық объектілер үшін міндетті болып саналады.

      2. Нұсқаулық мынадай бөлімдерден тұрады:

      1) кіріспе;

      2) жалпы ережелер;

      3) ұйымдастыру іс-шаралары;

      4) сәулелену көздерімен жұмыс жасаған кездегі персоналдың қауіпсіздігіне қойылатын талаптар.

      3. "Кіріспе" бөлімінде Нұсқаулықты әзірлеуге негіз болған қолданыстағы нормативтік-құқықтық актілер тізбесі көрсетіледі.

      4. "Жалпы ережелер" бөлімінде орындалатын жұмыстардың және тиісті жұмыстарды орындаумен байланысты персонал үшін мүмкін болатын радиациялық тәуекелдердің қысқаша сипаттамасы беріледі.

      5. "Ұйымдастыру іс-шаралары" бөлімінде радиациялық қауіпсіздікке жауапты тұлғаны тағайындау тәртібі, персоналдың сәулелену көздерімен жұмыс істеуге рұқсат беруді рәсімдеу тәртібі сипатталады.

      6. "Сәулелену көздерімен жұмыс жасаған кездегі персоналдың қауіпсіздігіне қойылатын талаптар" бөлімінде қауіпсіз жұмыс жасау әдістері мен тәсілдері, жеке қорғаныш құралдарын қолдану, радиациялық бақылауды жүргізу тәртібі, радиобелсенді қалдықтарды жинау және жою тәртібі сипатталады.

      Осы бөлім мынадай бөлімшелерден тұрады:

      1) Сәулелену көздерімен жұмыс жасау алдында персоналдың әрекет ету тәртібі;

      2) Сәулелену көздерімен жұмыс жасау кезінде персоналдың әрекет ету тәртібі;

      3) Сәулелену көздерімен жұмыс жасағаннан кейін персоналдың әрекет ету тәртібі.

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
7-қосымша

Жобалау және пайдалану кезінде радиациялық объектілердің әлеуетті радиациялық қауіптілігі санаттарын анықтау жөніндегі өлшемшарттар

      1. Ең жоғары радиациялық авариялар кезінде радиациялық объектілердің санитариялық-қорғаныш аймағынан тыс жерде халық радиациялық авария нәтижесінде пайда болуы мүмкін сәулеленудің (бұдан әрі – әлеуетті сәулелену) 1,0 мЗв астам тиімді дозасын алуы мүмкін болған жағдайда қондырғыға 1 санат беріледі.

      2. Радиациялық объектілер І санатқа жатпаған жағдайда, бірақ радиациялық объектіні орналастыру алаңымен сәйкес келмейтін санитариялық-қорғаныш аймағында, ең жоғары радиациялық авариялар кезінде, радиациялық объектілерде белгіленген келу тәртібімен болуына жол берілетін сәулеленуге ұшырайтын тұлғалар санатының болмағанда біреуінің Гигиеналық нормативтерге 2-қосымшада көрсетілген шектерден жоғары әлеуетті сәулеленудің тиімді дозасы алынуы мүмкін қондырғыға ІІ санат беріледі.

      3. Радиациялық объектілер І санатқа не ІІ санатқа жатпаған жағдайда және оны ядролық материалдармен және (немесе) сәулелену көздерімен тікелей жұмыс жүзеге асырылатын үй-жайлардан тыс орналастыру алаңында, ең жоғары радиациялық авариялар кезінде, радиациялық объектілерде белгіленген келу тәртібімен болуына жол берілетін сәулеленуге ұшырайтын тұлғалар санатының болмағанда біреуінің Гигиеналық нормативтерге 2-қосымшада көрсетілген шектерден жоғары әлеуетті сәулеленудің тиімді дозасы алынуы мүмкін қондырғыға ІІІ санат беріледі.

      4. Қалған барлық жағдайларда радиациялық объектілерге әлеуетті радиациялық қауіптіліктің IV санаты беріледі.

Жобалау және пайдалану кезінде әлеуетті радиациялық қауіпсіздік санаттарының радиациялық объектілеріне өлшемшарттар

  Кесте

Р/с №

Өлшемшарттар

Радиациялық объектілердің әлеуетті радиациялық қауіптілігі санаты

I

II

III

IV

1

2

3

4

5

6

1

Радиациялық объектіні орналастыру алаңын таңдау

Заңнамаға сәйкес

Талаптары жоқ

Талаптары жоқ

2

СҚА болуы

Аумақтық бөлімшелермен келісуге жатады, радиациялық объектінің алаңы шегімен шектелуі мүмкін

Радиациялық объектілер алаңының шегімен шектеледі

СҚА көзделмейді

3

Байқау аймағының (БА) болуы

БА қажет. Аумақтық бөлімшелермен келісуге жатады

БА қажет емес

Көзделмейді

4

Радиациялық объектілердің қалыпты пайдалану кезінде халыққа әсері

Сәулеленуге квотамен шектелген

Әсері жоқ

Әсері жоқ

Көзделмейді

5

Қондырғыны пайдаланудан алу жоспарының болуы

Жобалау кезеңіндегі алдын ала жоспар

Жобалау кезеңіндегі алдын ала жоспар

Жобалау кезеңіндегі алдын ала жоспар

Көзделмейді

6

Радиациялық авария жағдайында халықты қорғау іс-шаралары жоспарының болуы

Қажет етіледі

Қажет етіледі

Қажет етілмейді

Қажет етілмейді

7

Жобада сыртқы әсерден қорғау бөлімінің болуы

Қажет етіледі

Қажет етіледі

Қажет етілмейді

Қажет етілмейді

8

Радиациялық жағдайды үздіксіз бақылаудың стационарлық автоматтандырылған құралдарын қолдану

Қажет етіледі

Қажет етіледі

Қажет етілмейді

Қажет етілмейді

9

Жүйелер мен жабдықтар сыныптамасы

Қажет етіледі

Қажет етіледі

Қажет етіледі

Қажет етілмейді

10

Пайдаланудың технологиялық регламентінің болуы

Қажет етіледі

Қажет етіледі

Пайдалану нұсқаулығы

Пайдалану нұсқаулығы

11

Радиациялық объектінің қауіпсіздігін талдау бойынша есептің болуы

Қажет етіледі

Қажет етіледі

Радиациялық қауіпсіздік бойынша жоба бөлімі

Радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулық

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
8-қосымша

Сыртқы иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау кезінде пайдаланылатын эквивалентті дозаның қуаты

Р/с №

Сәулеленетін адамдар санаты

Yй-жайлар мен аумақтардың қолдану мақсаты

Сәулелену ұзақтығы, сағ/жыл

Эквивалентті дозаның жобалық қуаты, мкЗв/с

1

2

3

4

5

1

Персонал

"А" тобы


"Б" тобы

Персонал тұрақты болатын үй-жай

1700

6,0

Персонал уақытша
болатын үй-жай

850

12

"Б" тобы персоналы болатын ұйымның үй-жайы және санитариялық-қорғаныш аймағының аумағы

2000

1,2

2

Халық

Кез келген басқа үй-жайлар және аумақтар

8800

0,03

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
9-қосымша
  Нысан
  Рұқсат етемін
_____________________
(радиациялық объекті
басшысының қолы)
_____ жылғы "___"________

Радиоактивті заттар беруге қойылатын талап (екі данада жасалады)

      Мына __________________________________________

      (нақты қандай жұмыс үшін екенін көрсету)

      радиоактивті заттар беруді өтінемін: ________________

      ________________________________________________

Р/с №

Қажет етіледі

Іс жүзінде берілді

Заттың атауы және қосылыстар түрі

Мөлшері (көздер көлемі немесе саны)

Жалпы белсенділігі

Мөлшері (көздер көлемі немесе саны)

Белсенділігі

Паспорт № және күні, көз № (партия №)

Паспорт бойынша

Затты беру сағатына есептегенде

1

2

3

4

5

6

7

8

1








2









талап еткен қызметкер
__________________________________
(тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда))
__________________________________
(зертхана немесе цех атауы)
___________жылғы "_____"_________
Алды ________________________
(қолы)
Сағаты _________(қысқа мерзімдік үшін)

Радиоактивті заттарды сақтауға жауапты адам берді
_________________________________
(тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда))
_________________________________
(ұйымның атауы)
_______________________________
(қолы)
_____жылғы "_____"__________

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
10-қосымша

Иондаушы сәулелену көздерін есепке алудың кіріс-шығыс журналы

р/с №

Кіріс

Өнім берушінің атауы

Кіріс жүк құжатының № және күні

Көз, аспап, аппарат, қондырғы атауы

Аспап, аппарат қондырғы

Көзі

Зауыттық №

Техникалық паспорт № және күні

Техникалық паспорт беру № және күні

Көздер саны (дана) №

Паспорт бойынша белсенділігі

Көздердің қызмет мерзімі

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

      Жалғасы

Шығыс

Қалдық

Ескертпе

Кімге берілді немесе берілген күні қойылды

Жүкқұжат немесе талаптың № және күні

Көздер саны және №

Берілген күнгі белсенділігі

Мөлшері

Белсенділігі

Растаушы құжаттарды көрсете отырып қайтару, есептен шығару және көму туралы белгі

11

12

13

14

15

16

17

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
11-қосымша
  Нысан
  Бекітемін
____________________________
(радиациялық объекті
басшысының қолы)
20 ___ жылғы "____" _________

Радиациялық объектінің радионуклидтік сәулелену көздерін тұтыну және есептен шығару туралы актісі

      __________________________________________________________

      (ұйым атауы)

      Осы актіні жасаған қызметкерлер _____________________________

      __________________________________________________________

      (тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда))

      Жұмыс басшысы ___________________________________________

      __________________________________________________________

      (тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда))

      № _____________ талап бойынша 20 __ жылғы "____" __________

      алынған радиоактивті заттар _________________________________

      __________________________________________________________

      (атауы, көздің нөмірі немесе партия нөмірі, паспорт нөмірі және күні)

      саны __________________ үлестік белсенділігі __________________

      ___________________________________________________________

      және жалпы белсенділігі _____________________________________

      ______________ сағат _________________минут өлшеулер бойынша

      (бастапқы құны __________________________________ теңге)

      20 __жылғы "____" ________________________үшін пайдаланылды.

      (жұмыс сипатын көрсету)

      Жұмыс жүргізген ___________________________________________

      (қызметкердің тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда))

      Жұмыс барысында __________________________________________

      (бастапқы нуклидке не болғаны туралы қысқаша сипаттама)

      Қалдықтар түрінде __________________________________________

      20__жылғы "____" ________ № ________ құжат бойынша көмуге тапсырылды.

      Заттың қалдығы ______мөлшерінде_____________________________

      жалпы белсенділігі ___________________________________________

      (қоймаға қайтарылды немесе жоқ)

      20 __жылғы "_____"__________________________________________

      Жұмыс басшысы _____________________________________________

      (қолы)

      Қызметкер __________________________________________________

      (қолы)

      Нуклидтерді сақтауға жауапты _________________________________

      (тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда))

      20___жылғы "____" ________ _________________________________

      (қолы)

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
12-қосымша

Көлік құралдары беттерінің радиоактивті ластануының рұқсат етілетін деңгейлері, минутына шаршы сантиметрге бөлшектермен (бұдан әрі – бөлш/см2x мин)

р/с №

Ластану объектісі

Ластану түрі

Алынатын (бекітілмеген)

Алынбайтын (бекітілмеген)

Альфа – активті радионуклидтер

Бета-активные радионуклиды

Альфа – активті радионуклидтер

Бета-активные радионуклиды

1

2

3

4

5

6

1

Контейнердің қорғау ыдысының сыртқы беті

Жол берілмейді

Жол берілмейді

Регламенттелмейді

200

2

Вагон-контейнердің сыртқы беті

Жол берілмейді

Жол берілмейді

Регламенттелмейді

200

3

Контейнердің қорғау ыдысының ішкі беті

1,0

100

Регламенттелмейді

2000

4

Көлік контейнерінің сыртқы беті

1,0

100

Регламенттелмейді

2000

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
13-қосымша

Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар класы

р/с №

Жұмыстар класы

"А" тобына келтірілген жұмыс орнындағы жиынтық белсенділік, Бк

1

1

3

1

І класс

108 артық

2

І класс

105-нан 108-дейін

3

ІІ класс

103-нан 105-дейін

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
14-қосымша

Металдарды алдын ала балқытқаннан немесе өзге де қайта өңдеуден кейін және осы металдар негізіндегі бұйымдарды шектеусіз пайдалану үшін негізгі ұзақ мерзімдік радионуклидтердің рұқсат етілген меншікті белсенділігі

р/с №

Радионуклидтер

Жартылай ыдырау кезеңі

Жеке радионуклидтің рұқсат етілген меншікті белсенділігі ДК, кБк/кг

1

2

3

4

1

1

2

3

2

54Мп

312 тәулік

1,0

3

60Со

5,3 жыл

0,3

4

65Zn

244 тәулік

1,0

5

94Nb

2,0 x 104 жыл

0,4

6

106Ru + 106mRh

368 тәулік

4,0

7

110mAg

250 тәулік

0,3

8

125Sb + 125mTe

2,8 жыл

1,6

9

134Cs

2,1 жыл

0,5

10

137Cs + 137mBa

30,2 жыл

1,0

11

152Eu

13,3 жыл

0,5

12

154Eu

8,8 жыл

0,5

13

90Sr + 90Y

29,1 жыл

10,0

14

226Ra

11,6 х 103 жыл

0,4

15

232Th

1 х 1010 жыл

0,3


U-табиғи


0,3

16

233U *

1,58×105 жыл

4,0

17

234U *

2,44×105 жыл

4,0

18

235U *

7,04×108 жыл

1,0

19

238U *

4,47 × 109 жыл

4,0

      Ескертпе: *Уранның осы радиоизотоптарына арналған деректер еншілес радионуклидтері бар олардың тепе-теңдігі жағдайларында келтірілген:

      234Th и 234mPa бар 238U үшін;

      231Th бар 235U үшін;

      234Th, 234mPa, 234U, 230Th, 226Ra, 222Rn, 218Po, 214Pb, 214Bi, 214Po, 210Pb, 210Bi, 210Po бар табиғи уран үшін.

  "Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
15-қосымша
  № 1-ДОЗ нысан
Радиациялық қауіпсіздікке
(бақылауға) жауапты адам
_______________________
(лауазымы)
_______________________
(тегі, аты, әкесінің аты (болған
жағдайда))
_______________________
(қолы)
"____" __________20__ ж.

Техногенді иондаушы сәулелену көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында персонал ішіндегі адамдардың сәулелену дозалары туралы 20__ жылғы мәліметтер

      Ұйымның атауы ______________________________________________

      Пошталық мекенжайы _________________________________________

      Есеп беретін ұйымның коды ____________________________________

      Есеп беретін ұйым қызметі түрінің коды __________________________

      Есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын аумақтың коды

      _____________________________________________________________

  1-кесте

р/с №

Персонал туралы мәліметтер

Тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда)

Жеке сәйкестендіру нөмірі

Туған жылы

Жынысы (ер, әйел)

Мәртебесі

1

2

3

4

5

6







      1-кестенің жалғасы

Сәулелену туралы мәліметтер

Тиімді доза, мЗв

Эквивалентті доза, мЗв

Иондаушы сәулелену түрі

Сыртқы сәулеленуден болған доза

Ішкі сәулеленуден болған доза

Ағзаның немесе тіннің коды

Дозасы

7

8

9

10

11






  2-кесте

р/с №

Облыс коды

Аудан коды

Ұйым коды

Қызмет түрінің коды

Ашық сәулелену көзімен жұмыс жасайтын персонал саны

Жабық сәулелену көзімен жұмыс жасайтын персонал саны

Ер

Әйел

Ер

Әйел

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      2-кестенің жалғасы

Генерациялайтын сәулелену көзімен жұмыс жасайтын персонал саны

Мына жаста персонал алған тиімді доза, мЗв.

Ер

Әйел

18-25 жас

26-35 жас

36-45 жас

46-55 жас

56-65 жас

66-75 жас

10

11

12

13

14

15

16

17









      Ескертпе: аумақтық бөлімшеге жіберілетін есепте 2, 3-бағандар бойынша жолдар толтырылмайды.

  № 2-ДОЗ нысан
Радиациялық қауіпсіздікке
(бақылауға) жауапты адам
________________________
(лауазымы)
_________________________
(тегі, аты, әкесінің аты (болған
жағдайда))
_________________________
(қолы)
"____" ____________20__ ж.

Радиациялық авария немесе жоспарланған көтеріңкі сәулеленуден персонал арасындағы адамдардың, сондай-ақ авариялық сәулеленуге ұшыраған халық арасындағы адамдардың сәулелену дозалары туралы 20___ жылғы мәліметтер

      Ұйымның атауы ____________________________________________

      Пошталық мекенжайы _______________________________________

      Есеп беретін ұйымның коды __________________________________

      Есеп беретін ұйым қызметі түрінің коды ________________________

      Есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын аумақтың коды

      ___________________________________________________________

  1-кесте

р/с №

Персонал туралы мәліметтер

Тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда)

Жеке сәйкестендіру нөмірі

Туған жылы

Жынысы (ер, әйел)

Мәртебесі

1

2

3

4

5

6







      1-кестенің жалғасы

Сәулелену туралы мәліметтер

Жоспарланған жоғары сәулеленуге екі рет ұшырағанкоды

Тиімді доза, мЗв

Эквивалентті доза, мЗв

Иондаушы сәулелену түрі

Сыртқы сәулеленуден болған доза

Ішкі сәулеленуден болған доза

Ағзаның немесе тіннің коды

Дозасы

7

8

9

10

11

12







  2-кесте

р/с

Облыс коды

Аудан коды

Ұйым коды

Қызмет түрінің коды

Ашық сәулелену көзімен жұмыс жасайтын персонал саны

Жабық сәулелену көзімен жұмыс жасайтын персонал саны

Ер

Әйел

Ер

Әйел

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      2-кестенің жалғасы

Генерациялайтын сәулелену көзімен жұмыс жасайтын персонал саны

Мына жаста персонал алған тиімді доза, мЗв.

Ер

Әйел

18-25 жас

26-35 жас

36-45 жас

46-55 жас

56-65 жас

66-75 жас

10

11

12

13

14

15

16

17









      Ескертпе: аумақтық бөлімшеге жіберілетін есепте 2, 3-бағандар бойынша жолдар толтырылмайды.

"Иондаушы сәулеленудің техногендік көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында персонал адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер" № 1-ДОЗ нысанын және "Радиациялық авария немесе жоспарланатын көтеріңкі сәулелену жағдайларында персонал адамдарының, сондай-ақ авариялық сәулеленуге ұшыраған халық адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер" № 2-ДОЗ нысанын жүргізу мен толтыру тәртібі 1-бөлім. Жалпы ережелер

      1. Сәулелену көзімен жұмыс жасайтын жеке немесе заңды тұлғалар және дозиметриялық бақылауда болатын персонал жыл сайын "Иондаушы сәулеленудің техногендік көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында персонал адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер" № 1-ДОЗ нысанын (бұдан әрі – № 1-ДОЗ нысаны) толтырады.

      2. Есепті жылы пероналдың жоспарланған артық сәулеленуі немесе радиациялық авария нәтижесінде сәулелену жағдайы болған жеке және заңды тұлғалар "Радиациялық авария немесе жоспарланатын көтеріңкі сәулелену жағдайларында персонал адамдарының, сондай-ақ авариялық сәулеленуге ұшыраған халық адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер" № 2-ДОЗ нысанын толтырады.

      Нысанға жоспарланған артық сәулеленумен және радиациялық авария нәтижесіндегі сәулеленумен байланысты жеке дозалары енгізіледі.

      3. № 2-ДОЗ нысанына енгізілетін жоспарланған артық және авариялық сәулеленумен байланысты дозалар, сондай-ақ есептеу әдісімен алынған персоналдың "Б" тобы адамдарының дозасы № 1-ДОЗ нысанына енгізілмеуі тиіс.

      4. Персоналға жеке дозиметриялық бақылау жүргізетін жеке және заңды тұлғалардың атом энергиясын пайдалану саласындағы тиісті лицензиясы болуы тиіс.

      5. Персоналдың жеке сәулелену дозаларын бақылауы және есепке алуы мынадай мақсатта жүргізіледі:

      1) сәулелену көздерімен жұмыс жасау, медициналық рентгендік емшаралар жүргізу, сондай-ақ радиациялық фон себебінен алынған персоналдың жеке сәулелену дозасы туралы объективті ақпарат алу;

      2) белгіленген шектерден жоғары сәулеленуге ұшырайтын адамдарды есепке алу;

      3) ұйым персоналының сәулелену дозалары туралы объективті және нақты ақпарат алу мүмкіндігін қамтамасыз ету;

      4) радиациялық фактордың персоналға әсерін бағалау;

      5) персоналдың сәулелену деңгейлерін төмендету бойынша шаралар қабылдау.

      6. Жеке немесе заңды тұлғалар жыл сайын № 1-ДОЗ, № 2-ДОЗ нысандарын толтырады және аумақтық бөлімшелерге 10 қаңтардан кешіктірмей ұсынады, олар, өз кезегінде, алынған мәліметтерді жинақтайды және "Қоғамдық денсаулық сақтау ұлттық орталығы" ШЖҚ РМК "Санитариялық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығы" филиалына (бұдан әрі – Филиал) ұсынады, бұл ретте азаматтардың жеке сәулелену дозаларының республикалық деректер базасы құрылады. Филиал алынған деректерді талдайды және оларды халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік органның ведомствасына 30 қаңтарда ұсынады.

      7. № 1-ДОЗ и № 2-ДОЗ нысандар А4 үлгісіндегі ақ қағазда және электронды көшірмелер түрінде ұсынылады. Құжаттың екеуі де (түпнұсқа және электронды көшірме) толықтай бірдей болып ұсынылады.

2-бөлім. № 1-ДОЗ нысанын толтыру тәртібі

      8. Жыл сайын "А" және "Б" тобындағы персоналдарды жеке дозиметриялық бақылау нәтижесі бойынша № 1-ДОЗ нысандары толтырылады.

      9. "А" тобындағы персоналдарда жеке дозиметриялық бақылау деректері болмағанда тиісті бағанға есептік әдіспен алынған деректер енгізіледі. "Б" тобындағы персоналдарда аспаптық өлшеулердің деректемелері болмағанда нысан толтырылмайды.

      10. № 1-ДОЗ нысанын толтыратын жеке немесе заңды тұлғалар есепті жылда сондай-ақ "А" тобындағы персоналын уақытша іссапарға жіберілген адамдарды есептерге қосады.

      11. "Ұйымның атауы" жолында ешбір қысқартусыз ұйымның толық атауы, пошталық индексі бар толық пошталық мекенжайы көрсетіледі. Ұйымның толық атауынан кейін жақшада егер ресми қысқартылған атауы бар болса, сол атауы көрсетіледі.

      12. "Пошталық мекенжай" деген жолда есеп беретін ұйымның пошталық индексі, мекен-жайы көрсетіледі.

      13. Нысанның тиісті бағандарға сыныптама бойынша ұйымның коды ретімен енгізіледі (ұйымның тұрақты кодтарын аумақтық бөлімшелер құрастырады).

      14. "Есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын аумақтың коды" деген жолда Санитариялық қағидалардың осы қосымшасының 1-кестесі бойынша көрсетіледі;

      15. "Есеп беретін ұйым қызметі түрінің коды" деген жол Санитариялық қағидалардың осы қосымшасының 2-кестесі бойынша көрсетіледі.

      16. 1-кесте 2-бөлімнен тұрады: персоналдар туралы мәліметтер (2 – 6 бағандар), сәулелену туралы мәліметтер (7 – 11 бағандар).

      17. 1-бағанда – "А" тобы персоналы адамдарының реттік нөмірі көрсетіледі.

      18. 2-бағанда – қызметкердің тегі, аты және әкесінің аты (болған жағдайда) толық көрсетіледі. Бағанға қызметкер атының бірінші әріптерін жазуға жол берілмейді.

      19. 3-бағанда – қызметкердің жеке сәйкестендіру нөмірі көрсетіледі.

      20. 4-бағанда – қызметкердің туған айы, күні, жылы жазылады. Ол туған күніне, айына және жылына сәйкес келетін, нүктелермен бөлініп тұратын сандармен толтырылады. Бұл ретте күні мен айы екі санмен қойылады (10-ға дейінгі санның алдына нөл қойылады), ал жылы толық төрт таңбалы санмен көрсетіледі (мысалы: 12.05.1984).

      21. 5-бағанда – қызметкердің жынысы жазылады: "Ер", "Әйел".

      22. 6-бағанда – қызметкердің мәртебесіне сәйкес Санитариялық қағидаларға осы қосымшаға 3-кестесі бойынша анықталатын кодтар көрсетіледі.

      23. 7-бағанда – иондаушы сәуле түріне сәйкес Санитариялық қағидаларға осы қосымшаға 4-кестесі бойынша таңдалатын кодтар қойылады. Бұл ретте бірден алтыға дейінгі реттік нөмірі барлар иондаушы сәулеленудің әртүрлі түрлерімен сыртқы сәулеленуге жатады, ал жетінші – жұмыскерлердің ағзасына радионуклидтердің түсуі есебінен ішкі сәулеленуге жатады.

      24. 8 баған – есепті жылы (мЗв) жұмыскердің сыртқы сәулеленуінің жеке дозиметриясының ресми мәліметтері бойынша толтырылады. Жеке дозиметриялық деректемелері болмаған кезде бағанға жылдық бағалау дозасын есептік әдіспен алынған маңызы бар дозаны енгізуге жол беріледі.

      25. 9-баған есепті жылы (мЗв) жұмыскердің ішкі сәулеленуінің жеке дозиметриясының ресми мәліметтері бойынша толтырылады. Персоналдың ішкі сәулеленуінің жылдық тиімді дозасын ашық күйдегі радиоактивті заттармен жұмыс істеу кезінде есепке алады және өндірістік үй-жайлардың жұмыс аймағының ауасындағы немесе жеке сынама алғыштарды пайдалана отырып тыныс алу аймағындағы радионуклидтердің көлемдік белсенділігін өлшеу, адамды сәулелеу есептегішінің көмегімен ағзадағы радионуклидтерді тікелей өлшеу және (немесе) бөлінділердің биосубстраттарын талдау нәтижелері бойынша анықтайды.

      26. 10-бағанда сәулелену көзінің әсеріне ұшыраған ағзаның немесе тіннің түріне сәйкес Санитариялық қағидаларға осы қосымшаға 5-кесте бойынша анықталатын кодтар көрсетіледі. Бұл ретте доза шегі Гигиеналық нормативтерде белгіленген ағзалар (тіндер) үшін ғана мәліметтер енгізіледі.

      27. 11-бағанға персоналдың көз бұршағындағы, қолдың буыны мен табандарындағы, іштің төменгі бөлігіндегі (45 жасқа дейінгі әйелдер үшін) осы ағзалардың жеке дозиметриясы нәтижесінде алынған эквивалентті доза (мЗв) мәндері жазылады. Бұл мәліметтер тек жоғарыда аталған ағзалардағы эквивалентті дозаны бақылау қажет болатын және жүргізілетін жағдайларда ғана енгізіледі.

      28. Егер сыртқы немесе ішкі сәулеленуді не ағзадағы (тіндегі) дозалар өлшенген шама қолданылатын өлшеу құралы үшін метрологиялық белгіленген ең аз өлшенетін мәннен аз болса, онда тиісті бағанға (8, 9, 11) "0" мәні қойылады. Бұл ретте 10-бағанға сызықша "-" енгізіледі.

      29. Жоғарыда аталған сәулелену түрлерінің біреуі тіркелген болса, бірақ тиісті дозаның сандық мәні белгісіз болса, тиісті бағанға (8, 9, 11) доза шамасының орнына "-1" коды қойылады.

      30. 2-кестенің тиісті торларына мыналар енгізіледі:

      1) 1-бағанғда реттік нөмірі көрсетіледі;

      2) 2-бағанда Санитариялық қағидалар осы қосымшаның 1-кестесі бойынша облыс кодтары көрсетіледі;

      3) 3-бағанда сәулелену көзін пайдаланатын ұйымдардың орналасқан аудандары (түсіндірілуін ескертпеде көрсету керек) көрсетіледі;

      4) 4-бағанда сәулелену көзін пайдаланатын ұйымның коды көрсетіледі (түсіндірілуін ескертпеде көрсету керек);

      5) 5-бағанда Санитариялық қағидаларға осы қосымшаға 2-кестесі бойынша ұйымның қызмет түрлері көрсетіледі;

      6) 6-7-бағандарда ашық сәулелену көзімен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны көрсетіледі;

      7) 8-9 бағандарда жабық сәулелену көзімен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны көрсетіледі;

      8) 10-11-бағандарда генерациялайтын сәулелену көзімен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны көрсетіледі;

      9) 12-17-бағандарда персоналдың жас ерекшелігі бойынша ең төмен және ең жоғары ауқымдағы алған тиімді дозасы мЗв-пен көрсетіледі.

3-бөлім. № 2-ДОЗ нысанын толтыру тәртібі

      31. №2-ДОЗ нысанына жоспарланатын жоғары сәулеленумен және радиациялық авария нәтижесіндегі сәулеленумен байланысты жеке дозалар енгізіледі.

      32. Персоналдың рұқсат етілетін тиімді дозасынан (жылына 20 мЗв) асып кеткен жағдайда, ескертпеде себебі, жоғары доза қай кезеңде және кім, қандай жағдайларда (тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда), жасы, тұратын жері) алғанын, ұйымның толық атауы (пошталық мекенжайы), әсер ететін иондаушы сәулелену түрі, жүргізілген іс-шаралар және тексеру бойынша ұсынымдар көрсетілуі қажет.

      33. Нысан жыл сайын персоналдың жоспарланатын жоғары сәулеленуінің және радиациялық авария жағдайындағы сәулеленудің, сондай-ақ есепті жылы авариялық сәулеленуге ұшыраған адамдардың жеке дозаларын өлшеу немесе есептеу нәтижелері бойынша толтырылады.

      34. Халықтың авариялық сәулелену дозалары осы радиациялық авариядан кейінгі бірінші жылға қатысты нысанға енгізіледі. Кейінгі жылдарда өткен радиациялық авариялар есебінен халықтың сәулелену дозалары енгізілмейді.

      35. Нысанды толтыратын жеке немесе заңды тұлғалар уақытша іссапарға келген адамдарды да есеп беруге енгізеді.

      36. Авариялық сәулеленуге ұшыраған адамдарды анықтауды және радиациялық авария болған кәсіпорын персоналының жеке сәулелену дозаларын бағалауды аумақтық бөлімшелер және (немесе) аварияның себептерін тексеретін тиісті комиссия жүргізеді. Бұл жұмысқа аварияның көлеміне байланысты аварияның салдарларын жоятын тиісті министрліктер және ведомстволардың мекемелері (кәсіпорындары) де қатыса алады.

      37. "Есеп беретін ұйым атауы" деген жолда ешбір қысқартуларсыз ұйымның толық атауы жазылады. Ұйымның толық атауынан кейін ұйымның ресми қысқартылған атауы болса, ол жақшаның ішіне жазылады.

      38. "Пошталық мекенжайы" деген жолда есеп беруші ұйымның пошталық индексі және толық пошталық мекенжайы көрсетіледі.

      39. "Есеп беретін ұйымның коды" деген жолда ұйымды тұрақты кодтауды аумақтық бөлімшелер құрастырады (түсіндіруді ескертпеде көрсету керек).

      40. "Есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын аумақтың коды" деген жол осы Санитариялық қағидаларға қосымшаның 1-кестесі бойынша көрсетіледі.

      41. "Есеп беретін ұйым қызметінің коды" осы Санитариялық қағидаларға қосымшаның 2-кестесінде белгіленген.

      42. 1-бағанда "А" тобындағы персоналдың және халықтың реттік нөмірі көрсетіледі.

      43. 2-бағанда қызметкердің тегі, аты әкесінің аты (болған жағдайда) толық жазылады. Бағанды қызметкердің атының бірінші әріптерімен толтыруға жол берілмейді.

      44. 3-бағанда жеке сәйкестендіру нөмірі көрсетіледі.

      45. 4-бағанда қызметкердің туылған күні көрсетіледі. Ол нүкте арқылы бөлінген туылған күніне, айына және жылына сәйкес келетін сандармен толтырылады. Бұл ретте күні және айы екі санмен (10-ға дейінгі санның алдына нөл қойылады), ал жылы төрт таңбалы санмен толық жазылады (мысалы: 12.05.1984).

      46. 5-бағанда қызметкердің жынысы жазылады: "Ер", "Әйел".

      47. 6-бағанда қызметкердің мәртебесіне сәйкес Санитариялық қағидаларға қосымшаның 3-кестесі бойынша кодтар көрсетіледі.

      48. 7-бағанда иондаушы сәуле түріне сәйкес Санитариялық қағидаларға қосымшаның 4-кестесі бойынша таңдалатын кодтар көрсетіледі. Бұл ретте, 1-6 реттік нөмірлерге дейінгілер иондаушы сәулеленудің әр түрлерімен сыртқы сәулеленуге, ал реттік нөмірі 7-ші – жұмыскерлердің азғасына радионуклидтердің түсуі есебінен ішкі сәулеленуге жатқызылады.

      49. 8-бағанға есепті жылы (мЗв) жұмыскердің сыртқы сәулеленуін жеке дозиметриялық бақылаудың ресми деректері енгізіледі. Жеке дозиметриялық деректемелері болмаған кезде, бағанға жылдық бағалау дозасын есептік әдіспен алынған маңызы бар дозаны енгізуге жол беріледі.

      50. 9-бағанға есепті жылы (мЗв) жұмыскердің ішкі сәулеленуін жеке дозиметриялық бақылаудың ресми деректері енгізіледі. Персоналдың ішкі сәулеленуінің жылдық тиімді дозасын ашық күйдегі радиоактивті заттармен жұмыс істеу кезінде есепке алады және өндірістік үй-жайлардың жұмыс аймағының ауасындағы немесе жеке сынама алғыштарды пайдалана отырып тыныс алу аймағындағы радионуклидтердің көлемдік белсенділігін өлшеу, адамның сәулеленуін есептегіштің көмегімен ағзадағы радионуклидтерді тікелей өлшеу және (немесе) бөлінділердің биосубстраттарын талдау нәтижелері бойынша анықтайды.

      51. 10-бағанда сәулелену көзі әсеріне ұшыраған ағзаның немесе тіннің түріне сәйкес Санитариялық қағидаларға қосымшаның 5-кестесі бойынша кодтар көрсетіледі. Бұл ретте, доза шегі Гигиеналық нормативтерде белгіленген ағзалар (тіндер) үшін ғана мәліметтер енгізіледі.

      52. 11-бағанға персоналдың көз бұршағындағы, терідегі, қолдың буыны мен табандарындағы, іштің төменгі бөлігіндегі (45 жасқа дейінгі әйелдер үшін) осы ағзалардың жеке дозиметриясы нәтижесінде алынған эквивалентті доза (мЗв) мәндері енгізіледі.

      Бұл мәліметтер тек жоғарыда аталған ағзалардағы эквивалентті дозаны бақылау қажет болатын және жүргізілетін жағдайларда ғана енгізіледі.

      Эквивалентті дозалар Қазақстан Республикасының аумағында қолданылатын арнайы әдістемелік құжаттарға сәйкес анықталуы тиіс органдар (тіндер) үшін ғана анықталады.

      53. 12-бағанға Санитариялық қағидаларға қосымшаның 6-кестесі бойынша үш позициядан тұратын код енгізіледі.

      54. Нысанға есепті жылы екі рет жоспарланатын жоғары сәулеленуге ұшыраған "А" тобындағы персоналға жататын адам үшін жылдық жеке дозаның мәні енгізіледі. Ол үшін 12-бағанға "1П2" коды қойылады.

      55. № 2-ДОЗ нысаны 2-кестесінің тиісті позицияларына мыналар енгізіледі:

      1) 1-бағанда реттік нөмірі көрсетіледі;

      2) 2-бағанда Санитариялық қағидаларға осы қосымшаға 1-кестесі бойынша облыс кодтары көрсетіледі;

      3) 3-бағанда сәулелену көзін пайдаланатын ұйымдардың орналасқан аудандары (түсіндірілуін ескертпеде көрсету керек) көрсетіледі;

      4) 4-бағанда сәулелену көзін пайдаланатын ұйымның коды (түсіндірілуін ескертпеде көрсету керек) көрсетіледі;

      5) 5-бағанға Санитариялық қағидаларға осы қосымшаға 2-кестесі бойынша ұйымның қызмет түрлері көрсетіледі;

      6) 6-7-бағандарда ашық сәулелену көзімен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны көрсетіледі;

      7) 8-9 бағандарда жабық сәулелену көзімен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны көрсетіледі;

      8) 10-11-бағандарда генерациялайтын сәулелену көзімен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны көрсетіледі;

      9) 12-17-бағандарда персоналдың жас ееркшелігі бойынша ең төмен және ең жоғары ауқымдағы алған тиімді дозасы мЗв-пен көрсетіледі.

      Қазақстан Республикасының жеке дозиметрлік бақылаумен қамтылған облыстарының кодтары

  1-кесте

р/с №

Облыс атаулары

код

1

2

3

1

Нұр-Сұлтан қ.

Z 001

2

Алматы қ.

A 002

3

Ақмола облысы

C 003

4

Ақтөбе облысы

D 004

5

Атырау облысы

B 005

6

Алматы облысы

E 006

7

Батыс Қазақстан облысы

L 007

8

Жамбыл облысы

H 008

9

Қарағанды облысы

M 009

10

Қостанай облысы

P 010

11

Қызылорда облысы

N 011

12

Маңғыстау облысы

R 012

13

Түркістан облысы

X 013

14

Павлодар облысы

S 014

15

Солтүстік Қазақстан облысы

T 015

16

Шығыс Қазақстан облысы

Z 016

17

Шымкент қ.

Y 17

      Техногенді сәулелену көзімен жұмыс жасайтын және "А" тобының персоналы бар ұйымдар қызметі түрлерінің кодтары

  2-кесте

р/с №

Ұйым атауы

коды

1

2

3

1

Медициналық мекемелер, оның ішінде медициналық бейіндегі ғылыми-зерттеу институттары

М 01

2

Өнеркәсіптік кәсіпорындар, оның ішінде ИИ пайдаланатын жабдықты жөндеуді, баптауды, мөлшерлеуді орындайтын ұйымдар

P 02

3

Ғылыми-зерттеу институттары, оның ішінде медициналық бейіндегілерден басқа жоғары оқу орындары

S 03

4

Өзге ұйымдар

Y 04

      Сәулелену көздері бар қызметкер мәртебесінің коды

  3-кесте

р/с №

Қызметкердің мәртебесі

Код

1

2

3

1

Есепті жыл бойы жұмыс істеді

001

2

Есепті жылы іссапарға жіберілді*

002

3

Есепті жылы жұмыстан шықты**

003

4

Есепті жылы зейнеткерлікке шықты

004

5

Есепті жылы қайтыс болды

005

      * көрсетілген мәртебесі бар қызметкер үшін дозалар іссапар уақытына көрсетіледі.

      * көрсетілген мәртебесі бар қызметкер үшін дозалар жыл басынан жұмыстан шыққан күнге дейін көрсетіледі.

      Ұйымдар өз қызметінде пайдаланатын сәулелену көздерінің кодтары

  4-кесте

р/с №

Әсер ететін иондаушы сәулелену түрі

коды

1

2

3

1

Рентгендік

R 101

2

Альфа

A 102

3

Бета

B 103

4

Гамма

G 104

5

Нейтрондық

N 105

6

Радионуклид

I 106

7

Басқалары

X 107

      Сәулелену көзінің әсеріне ұшыраған ағзалар мен тіндердің кодтары

  5-кесте

Сәулелену көзінің әсеріне ұшыраған ағзалар мен тіндердің түрі

Код

1

2

3

1

Жыныс бездері

01

2

Қызыл сүйек кемігі

02

3

Тоқ ішек

03

4

Өкпе

04

5

Асқазан

05

6

Қуық

06

7

Емшек бездері

07

8

Бауыр

08

9

Өңеш

09

10

Қалқанша безі

010

11

Көзбұршақ

011

12

Тері

012

13

Буындар мен табандар

013

14

Сүйектердің үстіңгі беттері

014

15

Басқалары

015

16

Іштің төменгі бөлігі *

016

      * - 45 жасқа дейінгі әйелдер үшін ғана белгіленеді.

      Сәулелену көзінің әсеріне ұшыраған адамдар кодтары

  6-кесте

Код позициясының №

Коды

Мәні

1

2

3

1

1

"А" тобындағы персонал

2

"Б" тобындағы персонал

3

Персоналға жатпайтын жұмыскерлер

4

Авариялық сәулеленуге ұшыраған басқа да тұрғындар

2

А

Авариялық сәулелену

П

Жоспарланатын көтеріңкі сәулелену

3

1-ден басталатын нөмірлер

Есепті жылы осы адамның жоспарланатын жоғары немесе авариялық сәулелену жағдайларының саны

  "Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
16-қосымша

Сәулелену көзімен жұмыс істейтін адамдардың сыртқы сәулеленулерінің жеке дозаларын есепке алу карточкасы

      1. Ұйымның атауы _______________________________________

      _______________________________________________________

      (атауы, мекенжайы, телефоны)

      2. Тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда) __________________

      ________________________________________________________

      3. Туған жылы ___________________________________________

      4. Жынысы ______________________________________________

      5. Жұмыс орны___________________________________________

      ________________________________________________________

      (цех, бөлімше, учаске, зертхана және т.б.)

      6. Лауазымы _____________________________________________

      7. Сәулелену көздерімен жұмыс өтілі:

      7.1. осы ұйымда __________________________________________

      (мекемеде жұмыс істей бастауы)

      7.2. жалпы қызмет өтілі ____________________________________

      (осы мекемеде жұмыс істегенге дейін және алынған жиынтық дозасы)

      8. Жұмыс шарттары _______________________________________

      _________________________________________________________

      (жұмыстың түрі мен сипаты, радионуклид, ашық және жабық сәулелену

      көздері, жұмыс класы, радиоактивті заттың агрегаттық жай-күйі, жұмыс

      орнындағы ең жоғары жол берілетін бір реттік белсенділігі)

      10. Дозиметрдің типі ______________________________________

      11. Сәулелену дозаларының мәліметтері:

р/с №

Жыл

Дозиметрдің орналасқан жері

Тоқсандық сәулелену дозасы, мЗв

Жылдық жиынтық доза, мЗв

Қолдары

I

II

III

IV

Радиациялық бақылауға жауапты

Персонал

1

2

3

4

5

6

7

8



1

20___ж.









2

20___ж.









3

20___ж.









4

20___ж.









5

20___ж.









6

20___ж.









7

20___ж.









8

20___ж.










On approval of the Sanitary rules “Sanitary and epidemiological requirements for radiation safety”

Order of the Minister of Health of the Republic of Kazakhstan dated June 26, 2019 No. ҚР ДСМ-97. Registered in the Ministry of Justice of the Republic of Kazakhstan on June 28, 2019 No. 18920. Abolished by the Order of the Minister of Health of the Republic of Kazakhstan dated 15.12.2020 No. KR DSM-275/2020

      Unofficial translation

      Footnote. Abolished by the Order of the Minister of Health of the Republic of Kazakhstan dated 15.12.2020 No. KR DSM-275/2020 (effective after twenty-one calendar days after the day of its first official publication).

      In accordance with paragraph 6 of Article 144 of the Code of the Republic of Kazakhstan dated September 18, 2009 "On people’s health and healthcare system", I HEREBY ORDER:

      1. To approve the attached Sanitary rules “Sanitary and epidemiological requirements for radiation safety”.

      2. To recognize as invalid the order of the Minister of National Economy of the Republic of Kazakhstan dated March 27, 2015 No. 261 “On approval of the Sanitary rules “Sanitary and epidemiological requirements for radiation safety” (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 11205, published on June 23, 2015 in the legal information system "Adilet").

      3. The Committee for control of quality and safety of goods and services of the Ministry of Health of the Republic of Kazakhstan, in the manner prescribed by the legislation of the Republic of Kazakhstan, to ensure:

      1) state registration of this order in the Ministry of Justice of the Republic of Kazakhstan;

      2) within ten calendar days from the date of registration of this order, its sending in the Kazakh and Russian languages to the Republican state enterprise on the basis of the right of economic management “Institute of Legislation and Legal Information of the Republic of Kazakhstan” for official publication and inclusion in the Reference Control Bank of regulatory legal acts of the Republic Kazakhstan;

      3) placement of this order on the Internet resource of the Ministry of Health of the Republic of Kazakhstan;

      4) within ten working days after the state registration of this order in the Ministry of Justice of the Republic of Kazakhstan, submission of information to the Department of Legal Services of the Ministry of Health of the Republic of Kazakhstan on implementation of measures provided for in subparagraphs 1), 2) and 3) of this paragraph.

      4. The Vice Minister of Health of the Republic of Kazakhstan K. Nadyrov shall be authorized to oversee the execution of this order.

      5. This order shall come into force twenty one calendar days after the day of its first official publication.

      Minister of health of the
      Republic of Kazakhstan

      "AGREED"

      Ministry of national economy of the

      Republic of Kazakhstan

      "___" _________ 201__

      "AGREED"

      Ministry of energy of the

      Republic of Kazakhstan

      "___" _________ 201__

  Approved by the order
dated June 26, 2019
No. ҚР ДСМ-97

Sanitary rules "Sanitary and epidemiological requirements for radiation safety"

Chapter 1. General provisions

      1. These Sanitary rules “Sanitary and epidemiological requirements for radiation safety” (hereinafter - the Sanitary rules) establish sanitary and epidemiological requirements for radiation safety when choosing a land plot, designing, construction, reconstruction, overhaul, commissioning, during operation and decommissioning of the facility or structural subdivision of the facility, where they handle sources of ionizing radiation (hereinafter - radiation facility), radioactive waste management, ionizing radiation sources management (closed and open radionuclide sources, radioactive substances, radioisotope means, devices, generating the ionizing radiation), the use of materials and products contaminated or containing radionuclides, radiation monitoring, the use of means of personal protection and personal hygiene, during medical exposure, exposure to natural sources of ionizing radiation and radiation accidents.

      2. Sanitary rules apply to all individual and legal entities engaged in:

      1) design, construction, reconstruction, overhaul, commissioning, operation and decommissioning of radiation facilities, extraction, production, storage, use, transportation of radioactive substances and other sources of ionizing radiation;

      2) collection, storage, processing, transportation and disposal of radioactive waste;

      3) installation, repair and set up of instruments, units and apparatuses, the operation of which is based on the use of ionizing radiation sources, and devices (source) generating ionizing radiation;

      4) radiation monitoring of manmade sources of ionizing radiation.

      Sanitary rules also apply to individual and legal entities, whose activities influence the level of exposure of people to natural sources of ionizing radiation, and organizations performing work in the territory contaminated with radioactive substances.

      3. The following concepts are used in these Sanitary rules:

      1) the dose in an organ or tissue (hereinafter - Dт) - the average absorbed dose in a specific organ or tissue of the human body:

     


      where: mT is the mass of an organ or tissue;

      D – the absorbed dose in the mass element dm;

      2) intervention - an action aimed at reducing the likelihood of exposure, or dose or adverse effects of exposure;

      3) the level of intervention (hereinafter - LI) - the value of the dose to be prevented, upon reaching which, in cases of chronic or emergency exposure, protective or post-emergency measures are taken;

      4) a special container - transport equipment designed to facilitate the transportation of packaged or unpacked goods by one or several types of transport without intermediate transshipment of goods placed in it, which prevents spontaneous opening, is sufficiently rigid and durable for repeated use. Large freight containers and transport packaging kits can be the special containers;

      5) surveillance zone - the territory outside the sanitary protection zone where radiation monitoring is carried out;

      6) control level - the value of the controlled dose, dose rate, radioactive contamination and others, established for operational radiation monitoring, in order to consolidate the achieved level of radiation safety, to ensure further reduction of exposure of personnel and the population, radioactive contamination of the environment;

      7) equivalent dose (hereinafter - HT,R) - is the absorbed dose in an organ or tissue multiplied by the corresponding weighting coefficient for a given type of radiation, WR:

     


      where: DT,R is the average absorbed dose in the organ or tissue T, and WR is the weighting coefficient for radiation R.

     


      When exposed to different types of radiation with different weighting coefficients, which are given in Table 1 of appendix 1 to these Sanitary rules, the equivalent dose is defined as the sum of equivalent doses for these types of radiation:

      The unit of equivalent dose is Sievert (hereinafter - Sv);

      8) activity (hereinafter - A) - a measure of the radioactivity of an amount of a radionuclide in a given energy state at a given time:

     


      where: dN - the expected number of spontaneous nuclear transformations from a given energy state occurring over a period of time – dt. The unit of activity is Becquerel (hereinafter - Bq). The previously used off-system unit of Curie activity (hereinafter referred to as Ci) is 3.7x1010 Bq;

      9) decontamination - the removal or reduction of radioactive contamination from any surface or from any environment;

      10) the determined radiation effects - clinically detectable harmful biological effects caused by ionizing radiation, for which there is a threshold, below which the effect is absent, and above - the severity of the effect depends on the dose;

      11) dose rate - radiation dose per unit of time (second, minute and hour);

      12) dose limit (hereinafter - DL) - the value of the annual effective or equivalent dose of anthropogenic radiation, which should not be exceeded in normal operation. Compliance with the annual dose limit prevents the determined effects, while the likelihood of stochastic effects remains at an acceptable level;

      13) preventable dose - the predicted dose due to a radiation accident, which is prevented by protective measures;

      14) the planned increased exposure - the planned exposure of personnel in doses exceeding the established basic dose limits in order to prevent the development of a radiation accident or to limit its consequences;

      5) workplace - a place of permanent or temporary stay of an employee during the performance of labor duties in the course of labor activity;

      16) class of work - the characterization of work with open sources of ionizing radiation according to the degree of potential danger to personnel, which determines the requirements for radiation safety depending on the radiotoxicity and activity of nuclides;

      17) annual effective (equivalent) dose - the sum of the effective (equivalent) dose of external exposure received in a calendar year and the expected effective (equivalent) dose of internal exposure due to the intake of radionuclides in the body for the same year. The unit of annual effective dose is Sievert (Sv);

      18) annual intake limit (hereinafter - AIL) - the admissible level of intake of a given radionuclide in the body during the year, which, during the mono-factored influence, leads to the exposure of a conditional person with an expected dose equal to the corresponding annual dose limit;

      19) a source of ionizing radiation (hereinafter - a source of radiation) - radioactive substances, apparatus or devices containing radioactive substances, as well as electrophysical apparatus or devices emitting or capable of emitting the ionizing radiation;

      20) handling of ionizing radiation sources - activities related to the manufacture, supply, receipt, possession, storage, use, transfer, processing or disposal, import, export, transportation, maintenance of ionizing radiation sources;

      21) a device (source) that generates ionizing radiation - an electrophysical device (x-ray machine, accelerator, generator, etc.), in which the ionizing radiation arises due to a change in the speed of the charged particles, their annihilation, or nuclear reactions;

      22) an open source of ionizing radiation - a radiation source, using which it is possible to release the radionuclides contained in it into the environment;

      23) a closed source of ionizing radiation - a radiation source, the structure of which excludes the flow of radionuclides contained in it into the environment under the conditions of use and wear, for which it is designed;

      24) quota - part of the dose limit established to limit the exposure of the population from a specific manmade source of radiation and the route of exposure (external, intake with water, food and air);

      25) disposal - placement of spent nuclear fuel or radioactive waste in a disposal site without the intention of removing them;

      26) minimum significant activity (hereinafter - MSA) - the activity of an open or closed source of ionizing radiation, exceeding which the source is subject to accounting and control. Unit of measurement of MSA is Becquerel (hereinafter - Bq);

      27) minimum significant specific activity (hereinafter - MSSA) - the specific activity of an open source of ionizing radiation above which the source is subject to accounting and control. For the closed radiation sources, the decision on the need to obtain permission for handling is determined by comparing its activity with the MSA, without taking into account the MSSA. The unit of measurement of the MSSA is Becquerel per gram (hereinafter - Bq / g);

      28) personnel - individuals who permanently or temporarily work with sources of ionizing radiation (group A) or who, under working conditions, are in the area of their influence (group B);

      29) radiation accident - violation of the limits of safe operation of the facility for the use of atomic energy, in which there was a release of radioactive products and (or) ionizing radiation beyond the boundaries stipulated by the normal operation project, which could lead to or led to exposure of people or radioactive contamination of the environment above the established standards;

      30) radiation accident zone - the territory in which the fact of a radiation accident is established;

      31) radiation monitoring - obtaining information about the radiation situation at the facility, in the environment and about the levels of exposure to people, in accordance with the requirements of regulatory legal acts in the field of sanitary and epidemiological welfare of the population (includes dosimetric and radiometric monitoring);

      32) category of radiation hazard - a characteristic of the object of use of atomic energy by the degree of its radiation hazard to the population and (or) the environment when handling it or in the event of a potential accident;

      33) ensuring radiation safety - the implementation of a set of organizational, technological, technical, sanitary and epidemiological and medical and preventive measures aimed at reducing the levels of exposure of personnel and the population;

      34) radioactive substance - any materials of natural or manmade origin in any state of aggregation containing radionuclides;

      35) radioactive waste - radioactive substances, nuclear materials or radionuclide sources with a radionuclide content higher than the seizure level, the further use of which is not provided for;

      36) handling of radioactive waste - all types of activities related to the collection, transportation, processing, storage and (or) disposal of radioactive waste;

      37) radioactive contamination - the presence of radioactive substances on the surface, inside the material, in the air, in the human body or elsewhere, in an amount exceeding the levels established by the Hygienic standards “Sanitary and epidemiological requirements for radiation safety”, approved by the order of the Minister of National Economy dated February 27, 2015 No. 155, (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 10671) (hereinafter - the Hygienic standard) and these Sanitary rules;

      38) radiation - the exposure of ionizing radiation to a person;

      39) stochastic irradiation effects - harmful biological effects caused by ionizing radiation that do not have a dose threshold for occurrence, the probability of occurrence of which is proportional to the dose and for which the severity of the manifestation is dose-independent;

      40) critical group - a group of people from the population (at least ten people), homogeneous by one or several characteristics (gender, age, social or professional conditions, place of residence, diet), which is exposed to the greatest radiation exposure from the radiation source;

      41) absorbed dose (hereinafter - D) - the amount of energy of ionizing radiation transferred to the substance:

     


      where :

     


      is the average energy transferred by ionizing radiation to a substance located in an elementary volume, and dm is the mass of a substance in this volume.

      Energy can be averaged over any given volume, and in this case the average dose will be equal to the total energy transferred to the volume divided by the mass of that volume. In the units of the International System of Units, the absorbed dose is measured in joules divided by kilogram (J / kg), and has a special name - gray (hereinafter - Gy). The previously used off-system unit rad is 0.01 Gy;

      42) natural source of radiation - a source of ionizing radiation of natural origin, which is governed by the Hygienic standards and these Sanitary rules;

      43) natural radionuclides - radioactive elements of the uranium-238 and thorium-232;

      44) risk - the probability of a person or his offspring to have any harmful consequences as a result of exposure;

      45) manmade radiation source - a source of ionizing radiation, specially created for its beneficial use or is a by-product of this activity;

      46) effective dose (hereinafter - E) - the value used as a measure of the risk of the long-term effects of irradiation of the entire human body and its individual organs and tissues, taking into account their radio-sensitivity. It represents the sum of the products of the equivalent dose in organs and tissues by the corresponding weighting factors, which are given in table 2 of appendix 1 to these Sanitary rules:

     


      where: HT is the equivalent dose in the organ or tissue T, and WT is the weighting coefficient for the organ or tissue T. The unit of effective dose is Sievert (Sv);

      47) collective effective dose - a measure of the collective risk of stochastic irradiation effects, it is equal to the sum of individual effective doses. The unit of effective collective dose is man-Sievert (hereinafter - man-Sv);

      48) specific (volumetric) activity - the ratio of the activity A of a radionuclide in a substance to the mass m (volume V) of a substance:

     


      The unit of specific activity is Becquerel per kilogram (hereinafter - Bq / kg). The unit of volumetric activity is Becquerel per cubic meter (hereinafter - Bq / m3);

      49) unremovable (fixed) surface contamination - radioactive substances that are not transferred upon contact to other objects and are not removed during decontamination;

      50) removable (unfixed) surface contamination - radioactive substances that are transferred upon contact to other objects and removed during decontamination;

      51) population - all persons, including personnel outside of work with sources of ionizing radiation;

      52) radiation safety of the population - the state of protection of present and future generations of people from the effects of ionizing radiation harmful to their health;

      53) equivalent (hereinafter - HT (

)) or effective (E(

)) dose expected with internal exposure – the dose over time t that passed after the intake of radioactive substances in the body:

     


      where: to - is the moment of intake, and HT (t) is the power of the equivalent dose by the time t in the organ or tissue T.

      When

is not defined, it should be taken equal to 50 years for adults and 70 years for children;

      54) D-value - activity threshold values for individual radionuclides, above which the determined effects are detected and a radioactive source is considered dangerous. Hazard categories are given in the Hygiene standards;

      55) equivalent equilibrium volumetric activity (hereinafter - EEVA) of the daughter products of radon isotopes - 222Rn and 220Rn - the weighted sum of volumetric activities of short-lived daughter products of radon isotopes - 218Po (RaA); 214Pb (RaB); 214Bi (RaC); 212Pb (ThB); 212Bi (ThC), respectively:

     


      where: ARa, ATn are the volumetric activities of daughter products of radon isotopes.

      4. The receipt, storage of radiation sources and work with them is allowed if there is a positive sanitary and epidemiological conclusion drawn up in accordance with appendix 17 of the order of the Minister of National Economy of the Republic of Kazakhstan dated May 30, 2015 No. 415 “On approval of the forms of accounting and reporting documentation in the field of sanitary and epidemiological welfare of the population” (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 11626) (hereinafter - the sanitary and epidemiological conclusion) in accordance with the instructions for filling out the sanitary and epidemiological conclusion, specified in appendix 2 of these Sanitary rules, and the license in the field of atomic energy use. The sanitary and epidemiological conclusion is issued by the territorial subdivisions of the department of the state body in the field of sanitary and epidemiological welfare of the population (hereinafter referred to as the territorial subdivisions) upon the applications of individual and legal entities.

      Individual and legal entities receive a new sanitary and epidemiological conclusion when changing the conditions for handling the radiation sources at the workplace (type and characteristics of radiation sources or type and nature of work), including radiation monitoring (hereinafter referred to as the work with a radiation source) and when organizing temporary storage of radiation sources.

      5. It is not required to obtain a sanitary-epidemiological conclusion and license in the field of the atomic energy use in the cases where:

      1) the maximum energy of electrophysical devices generating ionizing radiation of not more than 5 keV and under any possible modes and operating conditions of which the equivalent dose rate at any accessible point at a distance of 0.1 meters from the external surface of the device does not exceed 1.0 mSv / h;

      2) the activity of open and closed radionuclide radiation sources is below the MSA established in the Hygienic standards;

      3) the dose rate at any point located at a distance of 0.1 meters from the surface of a closed radionuclide radiation source does not exceed 1.0 mSv / h above the background, and its reliable pressurization is ensured;

      4) at the workplace, the specific activity of open radionuclide sources is less than the MSSA or the activity of an open radionuclide source of radiation is less than the MSA given in appendix 26 to the Hygienic standards, while the sum of the ratios of the activity of individual radionuclides to their tabulated values is less than 1;

      5) in the organization, the total activity of open radionuclide radiation sources does not exceed the MSA more than 10 times or the sum of the activity ratios of different radionuclides to their tabular values given in appendix 26 to the Hygienic standards does not exceed 1.

Chapter 2. Sanitary and epidemiological requirements for radiation safety

      6. Radiation safety of personnel, the population and the environment is considered to be ensured if the basic principles of radiation safety (justification, optimization, regulation) and the requirements established by the Law of the Republic of Kazakhstan dated April 23, 1998 “On the radiation safety of the population”, Hygiene standards and these Sanitary rules are observed.

      The justification principle is applied when designing new radiation sources and radiation facilities, when issuing licenses, approving regulatory and technical documentation for the use of radiation sources, as well as when changing operating conditions. The practical implementation of the basic principles of radiation safety is carried out in accordance with the approaches set forth in appendix 3 to these Sanitary rules.

      In a radiation accident, the justification principle applies not to radiation sources and exposure conditions, but to a protective measure.

      As a measure of benefit, the dose prevented by this measure should be evaluated. Activities aimed at restoring control over radiation sources are carried out without fail.

      The optimization principle is applied in the normal operation of radiation sources in accordance with appendix 3 to these Sanitary rules.

      In a radiation accident, when the higher levels of intervention are used instead of the dose limits, the optimization principle applies to the protective measure, taking into account the preventable dose of radiation and the damage associated with the intervention.

      The principle of standardization is ensured by all individual and legal entities, influencing the level of human exposure and provides for non-exceeding the individual dose limits of citizens, established by the Hygienic standards, from all radiation sources.

      To control the effective and equivalent radiation doses regulated by the Hygienic standards, the acceptable levels of mono-factored exposure (for one radionuclide depending on the route of entry or one type of external exposure) are introduced, which are derived from the basic dose limits: dose rate, annual intake of radionuclides in the body and other indicators.

      Derivative standards for irradiation from manmade radiation sources under both in normal and emergency conditions, with the exception of medical exposure to patients (hereinafter referred to as the manmade irradiation) are calculated for mono-factored exposure and each of them depletes the entire dose limit, their use is based on the condition of non-exceeding the unit by the sum of the ratios of all monitored values to their permissible values.

      To prevent the use of a dose limit established for the population for only one manmade radiation source or for a limited number, quotas are applied for the basic manmade radiation sources.

      The justification of the quotas is contained in the projects of radiation facilities. Instructions for establishing quotas for irradiation of the population from individual manmade radiation sources are given in appendix 4 to these Sanitary rules.

      7. Assessment of radiation safety at the facility and in each region is carried out on the basis of the:

      1) characteristics of radioactive contamination of the environment;

      2) analysis of the provision of measures for radiation safety and implementation of norms, rules and Hygienic standards in the field of radiation safety;

      3) determining the probability of radiation accidents and their scale;

      4) degree of preparedness for the effective elimination of radiation accidents and their consequences;

      5) analysis of radiation doses for the personnel of groups “A” and “B” according to the results of regulated forms No. 1 DOZ, No. 2 DOZ, as well as those received by certain groups of the population from all radiation sources;

      6) number of persons exposed to radiation above the established dose limits.

      The assessment results specified in subparagraphs 1), 2), 3), 4), 5) and 6) of this paragraph are annually recorded in the form of a document characterizing the state of radiation safety at the facility and containing recommendations for its improvement (hereinafter - the radiation-hygienic passport of a radiation facility) and submitted to the territorial subdivision in accordance with the procedure for maintaining and using the radiation-hygienic passport of a radiation facility specified in appendix 5 to these Sanitary rules.

      8. Analysis of the data provided in the radiation-hygienic passports of a radiation facility should be carried out by comparing them with the requirements of the Hygienic standards, these Sanitary rules and with data from previous years.

      9. Radiation safety at and around the radiation facility is ensured by:

      1) compliance with the requirements of regulatory legal acts in the preparation of design documentation for a radiation facility, including the justification of the selection of the area and site for placement of the radiation facility, the level of physical protection of radiation sources, zoning of the area around and inside the facilities of categories 1 and 2, established in accordance with paragraph 23 of these Sanitary rules;

      2) creation of safe operating conditions for technological systems;

      3) sanitary-epidemiological assessment of activities with radiation sources;

      4) organization and conduct of radiation monitoring;

      5) planning and implementation of measures to ensure radiation safety of personnel and the population during normal operation of the facility, its reconstruction and decommissioning, as well as in radiation accidents;

      6) the advanced training and knowledge of the rules by the personnel of group “A” for working with radiation sources.

      10. Radiation safety of personnel is ensured by:

      1) the organization of radiation monitoring;

      2) knowledge and observance of the rules for working with radiation sources;

      3) the organization of accounting and control of radiation sources;

      4) the use of personal protective equipment;

      5) restrictions of access to work with radiation sources by age, gender, health status, level of previous exposure and other indicators;

      6) the creation of working conditions that meet the requirements of Hygienic standards and these Sanitary rules;

      7) the transfer of a pregnant woman to a work not related to radiation sources, from the day of receiving information about the fact of pregnancy, for the period of pregnancy and breastfeeding of the child;

      8) the sufficiency of protective barriers, shields and the distance from radiation sources, as well as limiting the time of work with radiation sources;

      9) compliance with control levels of radiation factors at a radiation facility;

      10) the organization of an information system on radiation situation;

      11) carrying out effective measures to protect personnel when planning increased exposure in the event of a threat and an accident.

      11. Radiation safety of the population is ensured by:

      1) the creation of conditions for the life of people in accordance with the requirements of these Sanitary rules;

      2) the establishment of quotas for radiation from various radiation sources;

      3) the organization of radiation monitoring;

      4) the effectiveness of the planning and implementation of radiation protection measures under normal conditions and in the event of a radiation accident;

      5) the organization of an information system on radiation situation.

      12. When developing measures to reduce radiation doses to personnel and the population, the following main provisions are used:

      1) maintaining of individual radiation doses and the number of exposed persons when using any radiation source at a low and achievable level, taking into account economic and social factors;

      2) measures for the collective protection of people are carried out in relation to radiation sources, where it is possible to achieve the greatest reduction in the collective radiation dose at minimal cost;

      3) reduction of doses from each radiation source is achieved by reducing the exposure of critical groups for this radiation source.

      13. Radiation monitoring is part of production control and should cover all the main types of human exposure to ionizing radiation.

      14. The purpose of radiation monitoring is to obtain information on individual and collective radiation doses to personnel, patients and the population in all conditions of human life, as well as information on all regulated values, characterizing the radiation situation.

      15. The results of radiation monitoring are used to assess the radiation situation, establish control levels, develop measures to reduce radiation doses and evaluate their effectiveness.

      16. The objects of radiation monitoring are:

      1) the personnel of groups “A” and “B” when exposed to ionizing radiation in a production environment;

      2) patients when medical radiological procedures are performed;

      3) the population when exposed to natural and man-made sources of radiation;

      4) the human environment.

      17. The radiation monitoring program at a radiation facility where it is planned to handle radiation sources is being developed at the design stage. In the design of the radiation facility, the types, volume and procedure for control, a list of technical equipment and the staff of workers necessary for its implementation should be determined.

      18. The administration of the radiation facility develops and approves the radiation monitoring program taking into account the features and conditions of the work performed.

      The types and volume of radiation monitoring are specified depending on the specific radiation situation at the radiation facility and in the surrounding area.

      19. Radiation monitoring of a radiation facility involves the monitoring and accounting of individual doses of exposure of workers (personnel).

      20. Depending on the scope and nature of the work, radiation monitoring is carried out by the radiation safety service or by the person responsible for radiation monitoring who has undergone special training.

      21. The administration of the radiation facility fulfills the following requirements:

      1) obtaining a positive sanitary and epidemiological conclusion;

      2) ensuring the development of control levels of radiation factors at the radiation facility and sanitary protection zone established for operational radiation monitoring, in order to consolidate the achieved level of radiation safety, to further reduce the levels of exposure of personnel and the population, to reduce radioactive contamination of the environment;

      3) ensuring the development of radiation safety instructions when working with radiation sources, in accordance with the procedure for maintaining radiation safety instructions when working with radiation sources, specified in appendix 6 of these Sanitary rules;

      4) determination of the list of persons related to the personnel of groups “A” and “B”;

      5) creation of conditions for working with radiation sources that meet the requirements of these Sanitary rules;

      6) planning and implementation of measures to ensure and improve radiation safety at a radiation facility;

      7) ensuring systematic monitoring of the radiation situation at workplaces, in premises, on the territory of the organization, in the sanitary protection zone and in the surveillance zone, as well as over the release and discharge of radioactive substances;

      8) ensuring control and accounting of individual radiation doses of personnel;

      9) regular informing of personnel about the levels of ionizing radiation at their workplaces and about the amount of individual radiation doses received by them;

      10) the conduct of preliminary (upon admission to work) and periodic mandatory medical examinations of personnel;

      11) annual provision of the radiation-hygienic passport of the radiation facility on time.

      22. The personnel of the radiation facility comply with the following requirements:

      1) knowledge and compliance with the requirements for radiation safety established by these Sanitary rules, radiation safety instructions and job descriptions;

      2) the use of personal dosimetric control equipment and personal protective equipment;

      3) compliance with measures to protect personnel and the population from a radiation accident and its consequences;

      4) immediate notification of the head of the workshop, section, laboratory and relevant officials and the person authorized to monitor radiation safety, about all detected malfunctions in the operation of units, devices and apparatuses that are sources of radiation;

      5) implementation of the instructions of the radiation safety service (or the person responsible) regarding the provision of radiation safety during the performance of work;

      6) at the end of the shift, leaving their workplaces, if further stay there is not caused by production needs.

Paragraph 1. Requirements for classification of radiation
facilities by potential radiation hazard

      23. The potential danger of a radiation facility is determined by its possible radiation exposure to the population and personnel in a radiation accident.

      Potentially more dangerous are the radiation facilities, whose activities in case of accident may result in irradiation of not only the facility’s employees, but also the population. The least hazardous radiation facilities are those where the possibility of exposure to non-personnel is excluded.

      Four categories of facilities are identified for potential radiation hazard:

      1) category I includes radiation objects in the event of an accident in which their radiation exposure to the population is possible and measures for its radiation protection will be required;

      2) category II includes facilities whose radiation exposure in an accident is limited by the territory of the sanitary protection zone;

      3) category III includes objects whose radiation exposure during an accident is limited by the territory of the object;

      4) category IV includes objects whose radiation exposure during an accident is limited by rooms where work with radiation sources is carried out.

      24. The category of radiation objects is established at the stage of their design. For existing radiation facilities, the categories are established by the administration of the radiation facility and agreed with the authorized body in the field of atomic energy use, except for the facilities where luggage and baggage screening equipment and medical devices and units that generate ionizing radiation are used. Criteria for determining the categories of potential radiation hazard of radiation facilities during design and operation are given in appendix 7 to these Sanitary rules.

Paragraph 2. Requirements for selection of land plot, design,
construction and reconstruction of radiation facilities

      25. When considering the possibility of placing a radiation facility, the category of the facility and its potential radiation and chemical hazard to the population and the environment are taken into account.

      26. When considering the possibility of placing radiation objects of categories I and II on a land plot, meteorological, hydrological, geological and seismic factors are assessed during normal operation and during possible accidents.

      27. Radiation facilities of categories I and II are located on land plots:

      1) located in sparsely populated non-flooded territories;

      2) having a stable wind regime;

      3) restricting the possibility of the spread of radioactive substances outside the industrial site of the facility, due to its topographic and hydrogeological conditions.

      28. Radiation facilities of category I and II are located taking into account the wind rose mainly from the leeward side in relation to the residential area, medical and preventive and children's organizations, as well as to recreation and sports facilities.

      29. The master plan of a radiation facility is developed taking into account the development of production, a forecast of the radiation situation at and around the facility and the risk of radiation accidents.

      30. It is not allowed to place an object carrying out work with radiation sources in a residential and public building, except for X-ray machines with digital image processing used in dental practice.

      31. A sanitary protection zone is established around radiation facilities of categories I and II, and a surveillance zone is also established around radiation facilities of category I. The sanitary protection zone for radiation facilities of category III is limited by the territory of the facility, for radiation facilities of category IV the zoning is not provided.

      32. The dimensions of the sanitary protection zone and the observation zone around the radiation facility are established taking into account the levels of external exposure, as well as the values and areas of the possible spread of radioactive emissions and discharges.

      33. When located on the same site of the complex of radiation facilities, the sanitary protection zone and the surveillance zone are established taking into account the total impact of the facilities.

      The inner border of the surveillance zone coincides with the outer border of the sanitary protection zone.

      34. The radiation impact on the population living in the surveillance zone of a radiation facility of category I during its normal operation is limited by the size of the quota for that facility.

      35. The dimensions of the sanitary protection zone (right-of-way) along the pipeline route for transporting radioactive substances and removal of liquid radioactive waste are established depending on the activity of the latter, the terrain, the nature of the soil, the depth of the pipeline, and the pressure level in it and must be at least 20 meters to each side of the pipeline.

      36. The boundaries of the sanitary protection zone and the surveillance zone of a radiation facility are established at the design stage. The validity of the size of the sanitary protection zone is confirmed by calculations of dispersion of emissions into atmosphere for all pollutants and the spread of radiation factors, the sanitary protection zone of the facilities is developed sequentially: calculated (preliminary), performed on the basis of the project with calculations of dispersion of atmospheric air pollution and physical impact; established (final) - based on the results of the annual cycle of field studies and measurements to confirm the calculated parameters.

      37. Permanent or temporary residence, placement of children’s organizations, hospitals, sanatoriums and other health-improving organizations, as well as industrial and utility facilities not related to this object, are not allowed in the sanitary-protective zone of radiation facilities. On the territory of the sanitary protection zone, improvement and landscaping is carried out in accordance with the design decision.

      38. In the surveillance zone in the event of an accidental release of radioactive substances, the administration of a radiation facility carries out a set of protective measures in accordance with Hygienic standards and these Sanitary rules.

      39. In the sanitary protection zone and the surveillance zone, the radiation safety service of the facility must conduct radiation monitoring.

      40. The design documentation for radiation facilities contains a justification of safety measures during the design, construction, overhaul, reconstruction, operation, decommissioning, and also in case of an accident.

      The design documentation of the radiation facility must undergo a sanitary and epidemiological examination in accordance with the Rules for sanitary and epidemiological examination approved by the order of the Minister of National Economy of the Republic of Kazakhstan dated February 27, 2015 No. 150 (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 10970) (hereinafter – the Order No. 150).

      41. In the design documentation of the radiation facility for each room (site, territory) the following is indicated:

      1) when working with open sources of radiation: radionuclide, compound, state of aggregation, activity at the workplace, annual consumption, type and nature of the planned work, class of work;

      2) when working with closed sources of radiation: radionuclide, its type, activity, permissible number of sources at the workplace and their total activity, the nature of the planned work;

      3) when working with devices that generate ionizing radiation: type of device, type, energy and intensity of the generated radiation and (or) anode voltage, current strength, power, the maximum allowable number of simultaneously working devices located in one room (on a site, territory) ;

      4) during the operation of a nuclear reactor, a radionuclide generator, with radioactive waste and other radiation sources with a complex radiation characteristic: the type of radiation source and its radiation characteristics (radionuclide composition, activity, energy and radiation intensity). For all works, their nature and restrictive conditions are indicated.

      42. The design of protection against external exposure of personnel and the population is carried out taking into account the safety coefficient for an annual effective dose equal to two and the availability of other radiation sources and a prospective increase in their power.

      43. The design of protection against external ionizing radiation is carried out taking into account the purpose of the premises, categories of exposed persons and the duration of exposure:

      1) when calculating protection with a safety coefficient equal to two, the design power of the equivalent radiation dose (hereinafter - H) on the protection surface is determined by the formula:

     


      where: D – is the dose limit for personnel or the population, mSv per year;

      t - is the duration of exposure, hours per year;

      2) the equivalent dose rate used in the design of protection against external ionizing radiation is given in appendix 8 to these Sanitary rules;

      3) for X-ray machines and accelerators, the calculation is carried out taking into account the radiation output and the working load of the device according to the methods approved in the established manner.

      44. Calculation of permissible emissions and discharges of radiation facilities is based on the requirement that the effective dose for the population over 70 years of life, due to annual emissions and discharges, does not exceed the established value of the dose limit quota.

      45. When designing radiation facilities and choosing technological schemes of work, the following is provided:

      1) minimal exposure of personnel;

      2) maximum automation and mechanization of operations;

      3) automated and visual monitoring of the technological process;

      4) the use of the least toxic and harmful substances;

      5) minimum levels of noise, vibration and other harmful factors;

      6) minimum emissions and discharges of radioactive substances;

      7) minimum amount of radioactive waste with simple, reliable methods for their temporary storage and processing;

      8) sound and (or) light signaling about violations of the technological process;

      9) blocking.

      46. Technological equipment for working with radioactive substances must meet the following requirements:

      1) the structure is reliable and easy to use, has the necessary tightness, provides the ability to use remote control methods and to control the operation of the equipment;

      2) is made of corrosion-resistant and radiation-resistant materials that can be decontaminated;

      3) the external and internal surfaces of the equipment are made available for decontamination.

      47. The project of a radiation facility provides for a set of measures to ensure radiation safety of personnel and the population during the repair work.

Paragraph 3. Requirements for organization of work with radiation sources

      48. Work with radiation sources is allowed only in the premises and territories indicated in the sanitary-epidemiological conclusion.

      Its purpose, class of work performed with open radiation sources and a sign of radiation hazard are indicated on the doors of each room.

      49. Equipment, containers, packaging, apparatus, mobile units, vehicles containing radiation sources must have a radiation hazard sign.

      50. It is allowed not to put a radiation hazard sign on equipment in a room where work with radiation sources is constantly carried out and which has a radiation hazard sign.

      51. The security conditions for radiation sources are ensured by the administration of a legal entity or an individual.

      52. For the planned removal of radiation sources, for work with it outside the agreed place of work, a positive sanitary and epidemiological conclusion allows its use in non-stationary conditions, at that it is necessary to notify (in writing) the territorial subdivisions that issued the sanitary and epidemiological conclusion, and territorial subdivisions at the place of the planned work.

      53. At the time of starting work with radiation sources, an individual or legal entity approves the list of persons allowed to work with it, ensures their necessary training, appoints persons responsible for ensuring radiation safety, accounting and storage of radiation sources, for organizing collection, storage and delivery of radioactive waste, radiation monitoring.

      54. Upon termination of work with radiation sources, individual and legal entities inform the territorial subdivisions about this within 15 calendar days.

      55. Depending on the volume and nature of work with radiation sources, radiation facilities create a radiation safety service or appoint a person responsible for radiation safety (control). Regulations on the radiation safety service (job description of the person responsible for radiation safety (control)) are approved by the head of the radiation facility or a person authorized by him and determines the headcount, rights and obligations of the service (person responsible for radiation safety (control)).

      The headcount of the service is set in such a way as to ensure radiation control during all radiation hazardous works.

      56. The personnel of the radiation safety service and the person responsible for radiation safety (control) are appointed by the order of the head from among the employees who have passed special training in organizations licensed to carry out special training for the personnel responsible for ensuring nuclear and radiation safety.

      57. Prior to the start of work with radiation sources, the administration of the radiation facility creates an organizational structure for the accounting and control of radiation sources to fulfill the requirements of paragraph 193 of the Technical Regulation “Nuclear and radiation safety”, approved by the order of the Minister of Energy of the Republic of Kazakhstan dated February 20, 2017 No. 58 (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 15005).

      58. The assignment of personnel by posts to one or another category of exposed persons is determined by the administration of the radiation facility, taking into account the achieved level of protection and radiation doses to personnel.

      59. The requirements for personnel allowed for work of at least 2 people with radiation sources are determined by the nature of the production process, the type of equipment used and these Sanitary rules.

      60. The following persons are allowed to work with radiation sources, not younger than 18 years of age, without medical contraindications, assigned by the order of the head of the radiation facility to the category of personnel of group “A”, who passed training on radiation safety in organizations, licensed to carry out special training for personnel responsible for nuclear and radiation safety and were instructed on radiation safety. When changing the nature of work with radiation sources, an extraordinary training is carried out.

      61. When working with radiation sources, operations that are not provided for by the operating and radiation safety instructions are not allowed if these actions are not aimed at taking urgent measures to prevent accidents and other circumstances that threaten the health of workers.

      62. Protective technological equipment (chambers, boxes, fume hoods), as well as safes, containers for radioactive waste, vehicles, transport packaging, containers designed for storing and transporting radioactive substances, filters for dust and gas cleaning systems, personal protective equipment have documents from the manufacturer, indicating the technical operating conditions, are used before the expiration of the warranty period, if there is an act of technical service issued by the service organization.

      63. The release of devices, apparatuses, units and other products, the operation of which is based on the use of ionizing radiation, radionuclide radiation sources, devices, apparatus and units, during which the ionizing radiation is generated, as well as reference radiation sources, is allowed only according to the design documentation that passed the sanitary - epidemiological examination in accordance with the Order No. 150.

Section 4. Requirements for supply, accounting, storage
and transportation of radiation sources

      64. The transfer of radiation sources and products with characteristics exceeding the values set forth in paragraph 5 of these Sanitary rules from one individual or legal entity to another individual or legal entity is made with the notification (in writing) of the territorial subdivision and authorized body in the field of atomic energy use within 15 calendar days at the location of both the transmitter and receiver of radiation sources of individual or legal entity.

      When transferring radiation sources for temporary storage or use, an acceptance certificate is drawn up. Copies of passports (certificates and other supporting documents) to the radiation sources are submitted to the person, responsible for accounting and storage, of the receiving organization.

      65. Individual or legal entities ensure the safety of radiation sources and such conditions for the receipt, storage, use, deregistration of all radiation sources in which the possibility of their loss or uncontrolled use is excluded.

      66. A person responsible for accounting and storage of radiation sources regulates their reception and submission in accordance with the established forms specified in appendixes 9 and 10 to these Sanitary rules.

      67. All radiation sources received at a radiation facility are recorded in the issue and receipt register of ionizing radiation sources in accordance with appendix 10 to these Sanitary rules. Separate pages are filled out for each type of radiation source. The accounting of devices, apparatuses and units equipped with radionuclide radiation sources is carried out from the accounting of radioactive substances in a separate logbook. The logbook should be maintained regularly.

      68. Radionuclide radiation sources are registered by the radionuclide, the name of the preparation, packaging and activity according to the supporting documents. Devices, apparatuses and units that use radionuclide radiation sources are taken into account by names and serial numbers indicating the activity and number of each radiation source included in the kit.

      Generators of short-lived radionuclides are registered by their names and serial numbers indicating the nominal activity of the parent nuclide.

      Devices that generate ionizing radiation are registered by names, serial number and year of manufacture.

      Radionuclides obtained in the organization with the help of generators, accelerators, and nuclear reactors are registered by packing, preparations and activities in the issue and receipt register of radiation sources.

      69. The administration of a radiation facility ensures the safety of supporting documents for radionuclide radiation sources throughout the entire life cycle. In case of loss of supporting documents, measures are taken to restore them. If it is impossible to restore the supporting documents, the operation of radionuclide radiation sources is not allowed.

      70. Sources of radiation are issued from storage facilities by the responsible person with the written permission of the head of the radiation facility or a person authorized by him, in accordance with the requirements for the issuance of radioactive substances in the form in accordance with appendix 9 to these Sanitary rules.

      In the event of dismissal (transfer) of persons admitted to work with radiation sources, the administration of the radiation facility accepts all the radiation sources assigned to them by the act.

      71. The expenditure of radionuclides used in open form is documented by internal acts drawn up by contractors with the participation of persons responsible for accounting and storage of radiation sources and radiation control. Acts on the expenditure and write-off of radionuclide sources of radiation from a radiation facility are approved by the administration of the radiation facility in the form in accordance with appendix 11 to these Sanitary rules.

      72. Individual and legal entities must conduct an inventory of radiation sources within 15 calendar days from the receipt of radiation sources and then annually from December 1 to 30.

      In case of detection of theft or loss of radiation sources, the territorial subdivision and the authorized body in the field of atomic energy use should be immediately informed (in writing).

      73. Storage and transportation of radiation sources must be done according to the principle of homogeneity of substances and materials.

      74. Sources of radiation that are not in work are stored in specially designated places or in equipped storages that ensure their safety and exclude access of unauthorized persons to them. The activity of radionuclides in the storage should not exceed the values indicated in the sanitary-epidemiological conclusion.

      75. When creating temporary storages of radiation sources outside the territory of a radiation facility, including for gamma-ray radiographic apparatuses used in the field, the dose rate on the outer surface of such a storage or its enclosure, excluding access for unauthorized persons, should not exceed 1.0 µSv / h.

      76. Specially equipped storage facilities are located at the level of the lower elevations of the building (non-flooded basement, ground floor).

      77. Compliance of the finishing and equipment of the premises for storing open sources of radiation with the requirements for premises for work of the corresponding class, but not lower than class II, is ensured.

      78. Devices for storing radionuclide radiation sources (niches, wells, safes) are designed so that when laying or removing individual radiation sources, personnel are not exposed to radiation from other radiation sources. The doors of the sections and packaging with radioactive substances (containers) should be easy to open and clearly marked with the name of the radionuclide and its activity. Glass containers containing radioactive liquids are placed in metal or plastic packaging.

      A schematic map of the location of radiation sources in the storage facility, as well as at the locations of radioisotope devices and on the territory of the facility, is compiled by the person responsible for accounting and storage of radiation sources and approved by the head of the radiation facility.

      Radionuclides, during storage of which it is possible to release radioactive gases, vapors or aerosols, are stored in closed vessels made of non-combustible materials, with the removal of the resulting gases in fume hoods, boxes, chambers, with treatment filters on ventilation systems. The storage is equipped with round-the-clock working exhaust ventilation.

      When storing radioactive substances with high activity, a cooling system is provided. When storing fissile materials, radiation and nuclear safety measures are provided.

      79. Radionuclide radiation sources unsuitable for further use (or with an expired service life) are timely written off and delivered for processing, long-term storage and (or) disposal.

      Radionuclide radiation sources and radioisotope devices unsuitable for further use (or expired) may be stored at the facility for no more than 6 months.

      80. The transportation of radionuclide sources of radiation indoors and on the territory of a radiation facility is carried out in containers and packages on special vehicles, taking into account the physical condition of the radiation sources, their activity, type of radiation, dimensions and weight of the package, subject to safety conditions.

      81. Vehicles intended for the transportation of radiation sources are equipped with the signs of radiation hazard of the cargo, as well as signal colors in accordance with the Rules for transportation of radioactive substances and radioactive waste, approved by the orders of the Minister of Energy of the Republic of Kazakhstan dated February 22, 2016 No. 75 (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 13586).

      82. Vehicles are provided with radiation protection shielding devices, devices for attaching packages of carbon dioxide fire extinguishers, a set of tools for emergency repairs, sorbing materials and other means of eliminating the consequences of the accident, remote signs ("Emergency stop", "Radiation hazard" "No movement" with wheel blocks), personal protective equipment and special clothing, a first-aid kit, means of external and internal communication and warning, as well as equipment, instruments and devices for emergency work.

      83. Sources of radiation may be transported on vehicles having a separate compartment (cabin) and cargo compartment. Finishing of the inner surface of the cargo compartment has a moisture-resistant and chemically resistant coating, with a device for draining a decontamination solution from it.

      84. Transshipping of radiation sources carried out by carriers is permitted on a hard-surface site located no closer than 1000 meters from residential buildings, from entertainment, cultural and educational, preschool, medical and health-improving institutions. Transshipping of radioactive sources within the boundaries of settlements is not allowed.

      Transshipping is carried out by persons assigned to the personnel of group “A”, unauthorized persons are not allowed to be on the site.

      In order to avoid depressurization of the packaging of the radiation source, all transshipping processes are mechanized as much as possible and carried out directly from one vehicle to another.

      Not less than three days before the transshipping the radiation source, the carrier informs (in writing) the territorial subdivision indicating the place of transshipping.

      85. Permissible levels of radioactive contamination of the surface of vehicles are given in appendix 12 of these Sanitary rules.

Paragraph 5. Requirements for working conditions with closed radiation
sources and devices that generate ionizing radiation

      86. The operation of closed radiation sources and devices that generate ionizing radiation is carried out in accordance with the requirements of these Sanitary rules.

      87. Five hazard categories for closed radiation sources are identified:

      1) category I includes closed sources of radiation, the radiation exposure of which can be fatal when in contact with them for a period of time from several minutes to one hour (A / Doc> 1000);

      2) category II includes closed sources of radiation, the radiation exposure of which can be fatal when in contact with them for a period of time from several hours to several days (1000 ≥ A / Doc> 10);

      3) category III includes closed sources of radiation, the radiation exposure of which can be fatal, although it is unlikely, when in contact with them for a period of time from several days to several weeks (10 ≥ A / Doc> 1);

      4) category IV includes closed sources of radiation, the radiation exposure of which can, although it is unlikely, cause temporary damage to health when in contact with them for many weeks (1 ≥ A / Doc> 0.01);

      5) category V includes closed sources of radiation, the radiation exposure of which is not dangerous and cannot cause significant harm to health (0.01 ≥ A / Doc> MSA).

      The boundaries of the hazard categories of closed radionuclide sources are determined by the introduction of the dimensionless normalized ratio A / Doc, where: A is the current activity of the closed radionuclide, Doc - is the threshold activity. The threshold activity values for determining the hazard category for closed sources are given in the Hygienic standards.

      If several radionuclide sources with the same radionuclides are in the same radioisotope device (irradiation unit), their total activity is considered as the activity of one source. The category of this radionuclide source is determined by the ratio A / D – the value in accordance with Hygienic standards.

      In cases where radionuclide sources with different radionuclides are in the same radioisotope device or a single irradiation unit, it is necessary to calculate the sum of the A / D ratios – the value in accordance with the formula:




total




      where: Ai,n - is the activity of the individual i- source of radionuclide n, Dn - is the value for the radionuclide n, shown in Table 2. The hazard category is determined by the total A / Doc ratio in accordance with Hygienic standards.

      88. The use of closed radiation sources is not allowed in case of break of airtightness, as well as after the expiration of the specified period of operation without a document on the extension of its service life.

      89. When inoperative, the closed radiation sources are in protective devices, and the units that generate ionizing radiation must be de-energized. A protective device in which a closed source of radiation is placed must be resistant to mechanical, chemical, temperature and other impacts and have a sign of radiation hazard.

      90. To remove the closed source of radiation from the container, the remote tools or special devices are used. When working with a radiation source of category IV removed from a protective container, the protective shields and manipulators are used, and when working with a radiation source of category I-III or creating a dose rate of more than 2 mSv / h at a distance of one meter - special protective devices (boxes, cabinets and others) with remote control are used.

      91. The power of the equivalent dose of radiation from portable, mobile, stationary radiographic, therapeutic devices and other units, the operation of which is based on the use of radionuclide radiation sources, should not exceed 20 mSv / h at a distance of one meter from the surface of the protective unit with the radiation source.

      For radioisotope devices intended for use in a production environment, the equivalent dose rate at the surface of a unit with a radiation source should not exceed 100 mSv / h, and at a distance of one meter - 3 mSv / h.

      The power of the equivalent dose of radiation from devices, during operation of which there is a concomitant unused x-ray radiation, should not exceed 1.0 mSv / h at a distance of 0.1 meters from any surface.

      92. When using units (devices), the radiation dose rate from which in the working position and during storage of radiation sources does not exceed 1.0 mSv / h at a distance of one meter from accessible parts of the unit’s surface, special requirements are not imposed on the premises.

      93. The working part of stationary apparatuses and units with a beam of radiation unlimited in direction is located in a separate room (mainly in a separate building or a separate wing of the building); the material and thickness of the walls, floor, and ceiling of this room at any positions of the radiation source and beam direction ensure attenuation of the primary and scattered radiation in adjacent rooms and on the territory of the radiation facility to acceptable values.

      The control panel of such an apparatus (unit) is located in a separate room from the radiation source. The entrance door to the room where the apparatus is located is blocked with a mechanism for moving the radiation source or with the turn-on of high (accelerating) voltage so as to exclude the possibility of accidental exposure of personnel.

      94. The premises where work is carried out on stationary units with closed radiation sources are equipped with interlocking and signaling systems about the position of the source (source block) and provide a device for the forced remote movement of the radiation source to the storage position in the event of a power outage in the unit or in case of any other emergency situation.

      95. For underwater storage of closed radiation sources, the systems are provided to automatically maintain the water level in the pool, to signal about a change in the water level and about the increase of the dose rate in the working room.

      96. When working with closed radiation sources, special requirements for the finishing of premises are not imposed. The premises in which recharging and repair of radiation units are carried out are equipped in accordance with the requirements for work with open radiation sources of class III.

      97. When using powerful radiation units and storing the closed radiation sources in quantities that lead to the accumulation of excess concentrations of toxic substances in the air of working rooms, the inflow exhaust ventilation is provided to ensure that the permissible concentration of toxic substances in the air of the working zone is not exceeded.

      98. When using devices with closed radiation sources and devices that generate ionizing radiation, outdoors or in common production facilities, access for unauthorized persons to radiation sources must be excluded and their safety must be ensured.

      In order to ensure radiation safety of personnel and the population, one should:

      1) direct the ionizing radiation towards the earth or to places where there are no people;

      2) remove radiation sources from maintenance personnel and other persons as far as possible;

      3) limit the time of people’s stay near radiation sources;

      4) hang out a radiation hazard sign and warning posters that should be clearly visible from a distance of at least 3 m.

      99. Before starting work with radiation sources, personnel conduct a functional check of the equipment. In case of malfunctions, it is necessary to suspend work, inform the administration of the radiation facility and call the representative of the organization engaged in maintenance and repair of equipment.

Paragraph 6. Requirements for working conditions with open radiation
sources (radioactive substances)

      100. Radionuclides as potential sources of internal exposure are divided according to the degree of radiation hazard into four groups depending on the MSA:

      1) group A - radionuclides with MSA 103 Bq;

      2) group B - radionuclides with MSA 104 and 105 Bq;

      3) group C - radionuclides with MSA 106 and 107 Bq;

      4) group D - radionuclides with MSA 108 Bq or more.

      The affiliation of the radionuclide to the radiation hazard group is established in accordance with its MSA given in the Hygienic standards. Short-lived radionuclides with a half-life of less than 24 hours not listed in this appendix belong to group D.

      101. All works with the use of open radiation sources are divided into three classes. The class of work with open radiation sources is established in accordance with appendix 13 to these Sanitary rules, depending on the radiation hazard group of the radionuclide and its activity at the workplace, provided that the specific activity of the radionuclide exceeds its MSA. In simple operations with liquids (without evaporation, distillation, bubbling, etc.), an increase in the activity of radionuclides at the workplace by 10 times is allowed. In simple operations for the production (elution) and packaging of generators of short-lived medical radionuclides, an increase of the activity of radionuclides at the workplace by 20 times is allowed. The class of work is determined by the maximum simultaneously washed out (eluted) activity of the daughter radionuclide.

      For enterprises processing uranium and its compounds, the class of work is determined depending on the nature of production and is regulated by special rules. When storing open radiation sources, an increase in the activity of radionuclides by 100 times is allowed.

      102. If at the workplace there are radionuclides of different groups of radiation hazard, their activity is reduced to group A of radiation hazard according to the formula:

     


      where: Сэ is the total activity reduced to the activity of group A, Bq;

      СА - total activity of radionuclides of group A, Bq;

      MSAА - the minimum significant activity for group A, Bq;

      Сi - activity of individual radionuclides not belonging to group A;

      MSAi - the minimum significant activity of individual radionuclides given in the Hygienic standards.

      103. The class of work defines the requirements for the placement and equipment of the premises in which work with open sources of radiation is carried out.

      104. When working with open radiation sources, protection of personnel from internal and external radiation, limitation of air pollution and surfaces of working rooms, skin and clothing of personnel, as well as environmental objects (air, soil, vegetation) are ensured both during normal operation, and in carrying out work to eliminate the consequences of a radiation accident.

      105. The restriction of the entry of radionuclides into workrooms and the environment is ensured by the use of a system of static (equipment, walls and floors of rooms) and dynamic (ventilation and gas cleaning) barriers.

      106. At the radiation facilities where work with open sources of radiation is carried out, the premises for each class of work are concentrated in one place. In those cases when work is underway on radiation facilities in all three classes, the rooms are divided in accordance with the class of work carried out in them.

      107. Work with open radiation sources with activity below the MSA is allowed to be carried out in industrial premises, to which additional requirements for radiation safety are not imposed.

      108. Works of class III are carried out in separate rooms that meet the requirements for chemical laboratories. The structure of these rooms provides for the inflow exhaust ventilation and shower. Work associated with the possibility of radioactive air pollution (operations with powders, evaporation of solutions, work with emanating and volatile substances) should be carried out in fume hoods. The surfaces of the premises should be smooth, without damage and allow wet cleaning and decontamination.
109. Works of class II are carried out in rooms located in a separate part of the building in isolation from other rooms. When carrying out works of the II and III classes connected with a single technology in one organization, it is allowed to allocate a common block of premises equipped in accordance with the requirements for works of class II.

      When planning, rooms for permanent and temporary stay of staff are allocated.

      As part of these premises, a sanitary checkpoint or sanitary lock is provided. Class II workrooms are equipped with fume hoods or boxes.

      110. Works of class I are carried out in a separate building or in an isolated part of the building with a separate entrance through a sanitary checkpoint. Workrooms are equipped with boxes, cameras, canyons or other pressurized equipment. The premises are divided into three zones:

      1) the first zone - unmanned premises, where technological equipment and communications are located, which are the main sources of radiation and radioactive contamination. Stay of personnel in unmanned premises with operating technological equipment is not allowed;

      2) the second zone - periodically serviced premises intended for equipment repair and other works related to opening of technological equipment, placing of stations for loading and unloading of radioactive materials, temporary storage of raw materials, finished products and radioactive waste;

      3) the third zone - premises for the permanent stay of personnel throughout the entire shift (operator rooms, control panels).

      To prevent the spread of radioactive contamination between zones, sanitary locks are equipped.

      During works of class I, depending on the purpose of the radiation facility and the effectiveness of the barriers used, a two-zone layout of the working rooms is allowed, which includes the following areas: unmanned rooms and premises for permanent stay of personnel.

      111. In the premises for works of I and II classes, the management of common heating, gas supply, compressed air, water supply systems and group electrical panels is conducted in the working rooms.

      112. Automation and remote control systems, shielding of radiation sources and reduction of the time of work operations are used to reduce external exposure levels of personnel from open radiation sources.

      113. At radiation facilities where all kinds of radioactive substances are handled at the workplace, including radiation monitoring (hereinafter referred to as radioactive substances), a set of measures to decontaminate production facilities and equipment is provided.

      114. The floors and walls of rooms for work of the II class and the 3rd zone of the I class, as well as the ceilings in the 1st and 2nd zones of the I class, are coated with smooth slightly sorbing material resistant to detergents. Rooms belonging to different zones and classes are painted in different colors.

      115. Doors, windows, equipment and work furniture should be made of materials and have a structure to ensure the effective removal of radioactive contaminants. The edges of the floor coverings are raised and built in close flush with the walls. If there are ramps, the floor should have slopes.

      116. For works of classes I and II, the area of ​​the premises per worker should be at least 10 square meters.

      117. Equipment and work furniture have a smooth surface, simple construction and weakly sorbing coatings that facilitate the removal of radioactive contaminants.

      118. Equipment, tools and furniture are assigned to the premises of each class (zones) and are accordingly marked. Their transfer from the premises of one class (zone) to others is not allowed.

      119. Production operations with radioactive substances in chambers and boxes are carried out by remote means or using gloves hermetically mounted in the front wall. Loading and unloading of processed products, equipment, replacement of chamber gloves, manipulators is carried out without depressurization of chambers or boxes.

      120. The amount of radioactive substances in the workplace is kept to the minimum necessary for work. If it is possible to select radioactive substances, substances of a smaller group of radiation hazard, solutions, rather than powders, solutions with the lowest specific activity are used.

      The number of operations in which radioactive contamination of premises and the environment is possible (pouring powders, sublimation) should be minimized. In manual operations with radioactive solutions, the automatic pipettes or pipettes with syringes are used.

      121. The organization of work with open sources is aimed at minimizing the radioactive waste generated during technological processes (operations).

      122. To limit the contamination of work surfaces, equipment and premises, when working with radioactive substances in the laboratory, the trays and pallets made of weakly sorbing materials, plastic films, filter paper and other disposable materials are used.

      123. When working with open radiation sources, ventilation and air-cleaning devices provide protection against radioactive contamination of the air of working rooms and atmospheric air. Workrooms, fume hoods, boxes, canyons and other technological equipment are arranged so that the air flow is directed from less polluted spaces to more polluted ones.

      124. The design of ventilation and air conditioning in industrial buildings and structures of a radiation facility, as well as emissions of ventilation air into the atmosphere and its purification before discharge, is carried out in accordance with the requirements of these Sanitary rules. For radiation facilities whose emissions of radioactive substances into the atmosphere create a dose in a critical group of the population of more than 10 mSv / year, the maximum allowable emissions are established on the basis of the sanitary and epidemiological conclusion.

      125. Contaminated air removed from shelters, as well as from boxes, chambers, cabinets and other equipment, is cleaned before being emitted into the atmosphere. It is not allowed to dilute this air before cleaning it.

      At radiation facilities where works of classes I and II are being carried out, the exhaust pipes are provided whose height ensures a decrease in the volumetric activity of radioactive substances in the atmospheric air at the site of the torch landing to values ​​that ensure the non-exceeding of the established dose limit quota for the population.

      126. It is allowed to remove air into the environment without purification, if its total emission per year does not exceed the allowable emission value established for the radiation facility. Moreover, the levels of external and internal exposure of the population should not exceed the established quotas.

      127. In buildings where only part of the total area is allocated for work with open radiation sources, separate ventilation systems must be provided.

      128. When using an air recirculation system, radioactive and toxic substances are cleared and rooms for works of classes I and II are aerated.

      129. In airtight chambers and boxes with closed openings, an exhaustion of at least 20 millimeters (hereinafter - mm) of the water column is provided, chambers and boxes are equipped with devices for controlling the degree of exhaustion. The estimated air velocity in the working openings of fume hoods and shelters is assumed to be 1.5 meters per second (hereinafter - m / s).

      A short-term decrease in exhaustion to 10 mm of water column and a decrease in air velocity in openings up to 0.5 m / s are allowed.

      130. Ventilators, serving fume hoods, boxes and chambers, are located in special separate rooms. In rooms for work of class I, an exhaust chamber is part of the premises of the second zone; ventilation systems serving premises for work of class I must have backup units with a capacity of at least 1/3 of the full design.

      Motor starters have a light alarm; they are placed in rooms of the 3rd zone.

      131. For work with emanating and volatile radioactive substances, a permanent exhaust ventilation system for storage facilities, workrooms and boxes is provided. The system is equipped with a backup exhaust unit with a capacity of at least 1/3 of the full design.

      132. The main requirements for the selection and arrangement of systems and units for dust and gas cleaning when working with radioactive substances of classes I and II are:

      1) the minimum number of units of dust and gas cleaning equipment;

      2) mechanization and automation of the processes of maintenance, repair and replacement of dust and gas cleaning equipment, if necessary, remote performance of these works;

      3) the presence of monitoring systems and alarms for the effectiveness of the treatment apparatus and filters; in case of a multi-stage dust and gas cleaning system, an automated monitoring and alarm are provided, both for the operation of the entire system and its individual parts (steps);

      4) reliable isolation of dust and gas cleaning equipment as a radiation source, ensuring the safety of personnel during maintenance.

      133. Filters and devices are installed directly at the boxes, chambers, cabinets, shelters in order to minimize pollution of the main air drawoff systems.

      134. When placing dust and gas cleaning equipment in separate rooms (parts of buildings, separate buildings), they are subject to the same requirements as the main production facilities. In the case of placing dust and gas cleaning equipment in the roof space, it is equipped as a technical floor.

      135. The premises of dust and gas cleaning equipment must be isolated and not communicated by air with the main production facilities and areas. Entrance and exit to the premises of dust and gas cleaning equipment is carried out through a sanitary gateway.

      136. The complex of premises for dust and gas cleaning equipment provides for isolated rooms or pressurized ventilated areas for repair, disassembly, temporary storage of filters, apparatus and their elements, as well as for storage of cleaning and decontamination facilities.

      137. With the centralized placement of dust and gas cleaning equipment in areas for works of class I, the zoning principle is used as the basis for planning the dust and gas cleaning complex.

      138. In rooms for works of class I and individual works of class II in the zone placement of equipment, it is necessary to provide air supply to individual hose insulating personal protective equipment (pneumosuits, air helmets, hose gas masks), as well as the possibility of connecting mobile exhaust units to exhaust ventilation systems.

      To supply air to the hose protection means, it is allowed to install a separate pneumatic line or separate ventilators that provide the necessary pressure and air flow. Hose connections are supplied with ball or spring automatic valves.

      139. Heating of premises for work with the use of open radiation sources is provided by water or electricity.

      140. Radiation facilities where work is carried out with open sources of radiation of all classes should have cold and hot water supply and sewage. An exception is allowed for field laboratories conducting works of class III and located outside settlements or in settlements that do not have central water supply.

      141. In rooms for works of classes I and II, taps for water supplied to the sinks must have mixers and open with a pedal, elbow or non-contact device. Flushing the toilet is carried out by pedal flushing.

      Electric hand dryers are provided.

      142. The special sewage system provides for the decontamination of wastewater and the possibility of their reuse for technological purposes. Wastewater treatment plants are located in a special room or on an enclosed area of the organization. The sewage system is equipped with the means of monitoring the quantity and activity of wastewater. Receivers for draining radioactive solutions (sinks, drains) in a special sewage system are made of corrosion-resistant materials or have easily deactivated corrosion-resistant coatings of internal and external surfaces. The design of the receivers eliminates the possibility of spraying solutions.

      143. Laying of air ducts, water pipes, sewers and other communications in walls and ceilings should not lead to weakening of protection against ionizing radiation.

Paragraph 7. Requirements for decommissioning or extension of life
of radiation facilities and radiation sources

      144. The decision to extend the life or decommissioning of a radiation facility, as well as the selection of its option, is taken after a comprehensive examination of the radiation and technical condition of technological systems and equipment, building structures and the surrounding area.

      145. At the radiation facilities of category I no later than five years before the appointed term for termination of operation, a detailed project is being developed for decommissioning the entire facility or a separate part thereof. For facilities of category II, a decommissioning project is developed no later than three years before the end of the operational life, and for facilities of category III - one year.

      146. The project for decommissioning a radiation facility includes measures to ensure safety at various stages of its decommissioning: shutdown, conservation, dismantling, re-profiling, liquidation or disposal, as well as during repair works.

      147. The project for decommissioning a radiation facility should contain:

      1) preparation of the necessary equipment for dismantling;

      2) methods and means of decontamination of dismantled equipment;

      3) the procedure for the disposal of radioactive waste;

      4) a list and description of radiation protection measures that will be used during the decommissioning of the facility;

      5) rehabilitation of the released areas and territories.

      148. In the project of decommissioning a radiation facility, the expected individual and collective radiation doses to personnel and the population should be assessed.

      149. Works on the decommissioning of radiation facilities is carried out by specially trained personnel of the radiation facility or personnel of other organizations holding an appropriate license in the field of atomic energy use. When necessary, the training of personnel is carried out on mock-ups and simulators with imitation of the basic operations of the upcoming work.

      150. The issue of a possible extension of the operation life of radiation sources is considered if the extension of the operation life is not prohibited by the technical documentation for the radiation source, and should be decided by a commission composed of representatives of the individual or legal entity using the radiation source, and, if necessary, representatives of the manufacturer.

      The decision to extend the operation life or decommissioning of a closed radiation source is made in accordance with the results of a technical survey of a closed radiation source. Technical inspection is carried out by a specialized organization licensed in the field of atomic energy use for the manufacture of radioactive substances, devices and units, containing radioactive substances. The conclusion of the commission determines the possibility, conditions and term for further use of the radiation source.

      151. After the decommissioning of devices generating radiation sources, they must be brought into a state that excludes the possibility of using them as radiation sources.

      After the decommissioning of radionuclide radiation sources, they should be transferred to specialized organizations for long-term storage and (or) disposal.

Paragraph 8. Requirements for sanitary checkpoints and sanitary locks

      152. A sanitary checkpoint is located in a building where work with open radiation sources is carried out or in a separate part of the building connected to the production building (laboratory) by a closed gallery.

      The sanitary checkpoint includes: showers, a dressing room for home clothes, a dressing room for special clothing, rooms for storing personal protective equipment, a radiometric control point for skin and clothing, a store room for dirty clothing, a store room for clean special clothing, and toilet rooms.

      In the sanitary checkpoint a drinking regime must be provided.

      Sanitary checkpoint is a complex of premises and equipment intended for changing clothes, shoes, personnel sanitizing, monitoring radioactive contamination of the skin, personal protective equipment, special and personal clothing of personnel.

      153. The layout of the sanitary checkpoint should exclude the possibility of crossing the flows of personnel in personal and special clothing. The possibility of passage from the premises of the free access zone to the premises of the controlled access zone, bypassing the sanitary checkpoint, should be excluded.

      154. The fixed sanitary locks are located between the second and third zones of the workrooms. Depending on the volume and nature of the work carried out in sanitary locks, the following are provided:

      1) places for changing clothes, storage and preliminary decontamination of additional personal protective equipment;

      2) washbasins;

      3) radiation monitoring point.

      In addition to the fixed sanitary locks, it is allowed to use portable sanitary locks installed directly at the entrance to the room where repairs are carried out.

      Sanitary lock is a room between the zones of a radiation facility, designed for preliminary decontamination and change of additional personal protective equipment.

      155. The floor, walls and ceiling of the sanitary facilities, as well as the surfaces of the cabinets, have moisture resistant coatings that weakly absorb radioactive substances and allow easy cleaning and decontamination.

      156. The number of places for storing home and work clothes in the dressing room corresponds to the maximum number of people permanently and temporarily working in a shift.

      157. Placement of a store room for dirty special clothes provides for a closed transportation of clothes that are sent to the laundry, with access to the street, bypassing clean rooms. The store room is located near radiometric control points and a dressing room of contaminated special clothing.

      Sorting of special clothing should be made according to its type and degree of radioactive contamination. The contaminated special clothes from the dressing room are transferred to the store room in a packaged form for subsequent delivery to specialized laundries.

      158. Rooms for the storage and distribution of personal protective equipment (aprons, glasses, respirators, extra shoes) are located in a clean area, between the dressing room of clean special clothes and work rooms.

      Storage of cleaning equipment intended for cleaning the “clean” and “dirty” zones of sanitary checkpoints should be carried out separately in special rooms (store rooms) or in special cabinets.

      159. A radiometric skin monitoring station is located between the shower room and dressing room of home clothes.

Paragraph 9. Requirements for handling of materials and products
contaminated or containing radionuclides

      160. Materials and products with low levels of radionuclide content may be used in work. The criterion for decision making on the possible use of raw materials, materials, items and products containing radionuclides is the expected individual annual effective dose of radiation, which should not exceed 10 mSv for the intended use, the annual collective effective dose should not exceed 1 man-Sv.

      161. It is not allowed to use materials, items and products (metal, wood and others) that have unfixed (removable) radioactive contamination of the surface.

      162. No restrictions are imposed on the use of any materials, raw materials, items and products (except food raw materials, food products, drinking water and animal feed) with a specific activity of manmade radionuclides in them less than the values ​​given in the Hygienic standards, except for their use, leading to the concentration of radionuclides to the levels requiring special handling.

      163. Raw materials, materials, items, and products with a specific activity of manmade radionuclides from the values given in the Hygienic standards to the values ​​of MSSA are used to a limited extent (if there are several manmade radionuclides, the sum of the ratios of the specific activities of all manmade radionuclides contained in the material to the values ​​of MSSA for them should be less than one) and subject to the requirements of paragraph 160 of these Sanitary rules. In the future, products made of these raw materials, materials or items are subject to radiation monitoring.

      164. When using building materials and fertilizers containing radioactive substances of natural origin, compliance with the requirements of Hygienic standards is ensured.

      165. Materials, items and products intended for further use contaminated with radioactive substances above the levels specified in paragraph 160 of these Sanitary rules are subject to decontamination to the levels specified in the Hygiene standards.
Decontamination should be carried out in the cases where the level of contamination in raw materials, materials, items and products can be reduced to acceptable levels that ensure their further use.

      166. A document on the content of radionuclides and the absence of removable radioactive contamination in raw materials, materials, items and products intended for removal from a radiation facility is issued by the radiation safety service (or person in charge) of that facility.

      167. The contaminated metal raw material intended for shipment to processing facilities after its decontamination is subject to preliminary re-melting or other processing at radiation facilities, which excludes the formation of secondary radioactive waste in any options of further use of the remelted metal.

      168. The decontamination, re-melting or other processing of materials containing radionuclides is permitted if there is a positive sanitary and epidemiological conclusion on the facility. The technology for processing of raw material and its further use is developed and approved by the head of this facility.

      169. Numerical values of the permissible specific activity of the main long-lived radionuclides for unlimited use of metals after preliminary remelting or other processing and products based on these metals are given in appendix 14 to these Sanitary rules. If there is a mixture of radionuclides in the metal, the values of specific activities of individual radionuclides Qi must meet the ratio:

     


      where:

is the specific activity of the radionuclide i in the metal; PSAi – permissible specific activity of the radionuclide i.

      170. In case of impossibility or inappropriateness of using raw materials, materials, items and products assigned to the category of limited use, in accordance with these Sanitary rules, they are sent to specially designated areas in places of disposal of industrial waste. The presence of removable radioactive contamination on these wastes is not allowed. The procedure, conditions and methods for the disposal of such raw materials, materials, items and products are determined by organizations responsible for these objects or specialized organizations.

      171. In case of impossibility or inappropriateness of further use of materials, items and raw materials containing radionuclides with a specific activity greater than the MSSA, they must be treated as radioactive waste.

Paragraph 10. Requirements for handling the radioactive waste

      172. The criteria for classifying wastes as radioactive, their categorization, as well as requirements for handling the radioactive waste are established in accordance with the Sanitary rules “Sanitary and epidemiological requirements for radiation hazardous facilities”, approved by the orders of the Acting Minister of National Economy of the Republic of Kazakhstan dated March 27, 2015 No. 260 (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 11204) (hereinafter – the Order No. 260).

      173. Radioactive waste in accordance with the state of aggregation is divided into liquid and solid. The liquid and solid radioactive waste management system includes its collection, decontamination, processing, storage and (or) disposal, as well as transportation of radioactive waste.

      174. The transfer of radioactive waste from the facility for processing, long-term storage and (or) disposal in a specialized organization should be carried out in special packaging (containers).

      The levels of radioactive contamination on the surfaces of the package (container) must not exceed the values given in appendix 12 of these Sanitary rules.

      175. The transportation of radioactive waste should be carried out by specialized organizations in specially equipped vehicles.

      176. Selection of radioactive waste disposal sites should be based on hydrogeological, geomorphological, tectonic and seismic conditions. At that, radiation safety of the population and the environment should be ensured over the entire period of waste isolation, taking into account the long-term forecast.

      177. Individual or legal entities, whose activity includes radioactive waste management, for planning and implementing measures to ensure radiation safety, must have a radioactive waste management scheme, which is approved by the head of this facility.

      The following basic issues should be reflected in radioactive waste management schemes:

      1) the organization of collection of liquid and solid wastes directly in the places of their formation;
2) waste accounting and requirements for their temporary storage;

      3) waste transportation routes inside the facility;

      4) decontamination of containers belonging to organization, used for the temporary storage of radioactive waste;

      5) the storage and disposal of radioactive waste containing short-lived radionuclides;

      6) the exact storage location, equivalent dose rate and residual activity of spent sources, as well as the date (beginning and end) of the preparation of the waste for transfer to disposal is indicated;

      7) organization of radiation control when working with radioactive waste;

      8) organization of work in the event of an accident or incident;

      9) conditions and terms for temporary storage of very short-lived radioactive waste;

      10) volumes, terms and conditions of temporary storage of radioactive waste.

      178. The effective dose of exposure of the population due to radioactive waste at all stages of its handling should not exceed 10 µSv / year.

      179. The responsible person conducts systematic control and accounting of the collection, temporary storage and preparation for disposal of radioactive waste generated during the work. The specified information is entered in the register log of solid and liquid radioactive waste in the form 1 and 2 specified in appendix 40 of the Order No. 260.

      180. At least once a year, a commission appointed by the administration of a radiation facility verifies the correctness of keeping records of the amount of radioactive waste that has been transferred to a specialized organization for disposal and also located at a radiation facility.

      After issuing passports for a batch of radioactive waste, in accordance with the form specified in appendix 38 of the Order No. 260 delivered for disposal (storage), the individual or legal entities submit a copy of passports to territorial subdivisions within 15 calendar days.

Paragraph 11. Requirements for radiation control when working with
manmade radiation sources

      181. Radiation monitoring when working with manmade radiation sources should be carried out for all the main radiation indicators that determine the exposure levels of personnel and the population. At each radiation facility, the radiation monitoring system provides a specific list of types of control, types of radiometric and dosimetric equipment, measurement points and frequency of control.

      Radiation monitoring should include individual dosimetric monitoring of personnel and radiation situation monitoring.

      The contribution of natural radiation sources to personnel exposure under production conditions is monitored and taken into account when assessing doses in cases when it exceeds 1 mSv per year.

      182. Individual dosimetric monitoring is carried out in order to determine annual doses of personnel and is mandatory for the personnel of group “A”. Individual dosimetric monitoring of personnel exposure, depending on the nature of the work, includes:

      1) radiometric monitoring of contamination of the skin and personal protective equipment;

      2) control of the nature, dynamics and levels of the intake of radioactive substances into the body using direct and (or) indirect radiometry methods;

      3) control of doses of external beta, gamma and X-rays, as well as neutrons with the use of individual dosimeters or by calculation. Based on the results of radiation monitoring, the effective dose values for personnel are calculated, and if necessary, the values and equivalent doses of exposure of individual organs are determined.

      183. Monitoring of the radiation situation, depending on the nature of the work carried out, includes:

      1) measurement of the dose rate of x-ray, gamma and neutron radiation, the density of the fluxes of particles of ionizing radiation at workplaces, in adjacent rooms, on the territory of radiation facilities, in the sanitary protection zone and the observation zone;

      2) measurement of levels of radioactive contamination of work surfaces, equipment, vehicles, personal protective equipment, skin and clothing of personnel;

      3) determination of the volumetric activity of gases and aerosols in the air of working rooms;

      4) measurement or assessment of the activity of releases and discharges of radioactive substances;

      5) determination of the levels of radioactive contamination of environmental objects in the sanitary protection zone and the observation zone.

      184. The radiation monitoring system of facilities of category I and II should use the following technical means:

      1) continuous monitoring based on stationary automated technical means;

      2) operational control based on wearable and mobile technical means;

      3) laboratory analysis based on stationary laboratory equipment, sampling and preparation of samples for analysis.

      Automated systems provide control, registration, display, collection, processing, storage and delivery of information.

      185. In rooms where fissionable materials are being handled in quantities in which a spontaneous fission chain reaction may occur, as well as in nuclear reactors and critical assemblies and in other works of class I, where the radiation situation may change significantly during the work, the radiation monitoring devices with sound and light signaling devices are installed, and personnel are provided with emergency dosimeters.

      186. The results of the individual control of radiation doses to personnel are stored for 50 years. During individual control, the annual effective and equivalent doses, the effective dose for five consecutive years, as well as the total accumulated dose for the entire period of professional work are kept. The data on individual doses to personnel are compiled in the form No. 1-DOZ “Information on the doses of exposure of persons from among the personnel during normal operation of manmade sources of ionizing radiation” and form No. 2-DOZ “Information on the doses of exposure of persons from among the personnel during a radiation accident or planned increased exposure, as well as persons from among the population exposed to emergency exposure,” and are submitted to the territorial subdivisions in accordance with the procedure for maintaining and filling out the form No. 1-DOZ and the form No. 2-DOZ specified in the appendixes 15 to these Sanitary rules.

      187. An account card for individual doses of external exposure to persons working with radiation sources (hereinafter referred to as an individual personnel card) must be established by the employer for all personnel under individual dosimetric control. The form of an individual personnel card is given in appendix 16 to these Sanitary rules.

      An individual dose of radiation is recorded in the logbook with the subsequent entry in an individual personnel card, as well as in a machine medium for creating a database on radiation facilities.

      A copy of the employee’s individual card in the event of his transfer to another organization where work with radiation sources is carried out is transferred to a new place of work; in the event of termination of employment - it is handed over to the employee; the original is stored at the previous place of work.

      188. Persons seconded to work with radiation sources are issued a completed copy of an individual card on the radiation doses received. Exposure data of the seconded persons are included in their individual cards.

      189. At radiation facilities carrying out work with manmade radiation sources, the administration sets control levels.

      The list and numerical values ​​of control levels are determined in accordance with the working conditions.

      190. When establishing control levels, one should proceed from the optimization principle, taking into account:

      1) non-uniformity of radiation exposure over time;

      2) the advisability of maintaining the already achieved level of radiation exposure at this facility below acceptable;

      3) the effectiveness of measures to improve the radiation situation.

      When changing the nature of the work, the list and numerical values ​​of control levels are subject to adjustment. When establishing control levels of volumetric and specific activity of radionuclides in atmospheric air and in the water of reservoirs, one should take into account their possible supply through food chains and the external radiation of radionuclides accumulated on the ground.

      191. The results of radiation monitoring are compared with the values of dose limits and control levels. If control levels are exceeded, the administration of the radiation facility carries out an analysis. The administration of the radiation facility informs (in writing) the territorial subdivision about the cases of exceeding the dose limits for personnel established in the Hygienic standards or exposure quotas for the population.

Section 12. Requirements for the use of personal protective equipment and personal hygiene

      192. All those working with radiation sources or visiting areas where such work is carried out must be provided with personal protective equipment in accordance with the type and class of work.

      193. When working with radioactive substances in the open form of class I and in certain works of class II, personnel are provided with a set of basic personal protective equipment, as well as additional protective equipment, depending on the level and nature of the possible radioactive contamination.

      The basic set of personal protective equipment includes: special underwear and shoes, socks, a jumpsuit or suit (jacket, trousers), a hat or helmet, gloves, towels and disposable handkerchiefs, respiratory protection means (depending on air pollution).

      During the works of class II and in individual works of class III, personnel are provided with bathrobes, hats, gloves, light footwear and, if necessary, respiratory protection means.

      194. Personal protective equipment for working with radioactive substances is made of well-decontaminated materials, or disposable.

      195. Those working with radioactive solutions and powders, as well as personnel cleaning rooms where radioactive substances are being handled, in addition to a set of basic personal protective equipment, have additional clothing made of film materials or materials with a polymer coating: aprons, arm ruffles, jackets, trousers, rubber or plastic special shoes.

      196. Personnel performing welding or cutting works on metal contaminated with radionuclides are provided with special personal protective equipment made of sparkproof, well-decontaminated materials.

      197. Respiratory protection means (filtering or insulating) are used when working in conditions of possible aerosol pollution of room air with radioactive substances (work with powders, evaporation of radioactive solutions).

      198. During the works, when it is possible to contaminate the room air with radioactive gases or vapors (liquidation of accidents, repair work), or when the use of filtering devices does not ensure radiation safety, the insulating protective equipment (pneumosuits, air helmets, and in some cases - autonomous insulating devices) are used.

      199. At radiation facilities where there is a possibility of radioactive contamination of the skin, detergents are used as decontamination agents.

      200. During the transition from premises for work of a higher class to the premises for work of a lower class, the levels of radioactive contamination of personal protective equipment are monitored. Upon transition from the second to the third zone, additional personal protective equipment is removed.

      201. Work clothes and underclothing contaminated above acceptable levels are sent for decontamination to a special laundry room. The change of basic work clothes and underclothing is carried out by personnel at least once every seven days.

      Additional personal protective equipment (film, rubber, with a polymer coating) after each use is subject to preliminary decontamination in the sanitary lock or in another specially designated place. If after decontamination their residual contamination exceeds the permissible level, additional personal protective equipment is sent for decontamination to a special laundry.

      202. In the event that contamination is detected, personal clothing and shoes are subject to decontamination under the control of the radiation safety service, and if it is not possible to clean it – to disposal.

      203. In the premises for working with radioactive substances in open form it is not allowed:

      1) the stay of employees without the necessary personal protective equipment;

      2) eating, smoking, use of cosmetic accessories, jewelry;

      3) storage of food products, tobacco products, home clothes, cosmetic accessories and other items not related to work.

      204. For eating, a special room is provided, equipped with a wash basin for washing hands with hot water, isolated from the premises where work is carried out with the use of radioactive substances in open form.

      In the premises for eating, people are not allowed to be in special working clothes.

      205. When leaving the premises where work with radioactive substances was carried out, the radioactive contamination of protective clothing and other personal protective equipment is monitored; when radioactive contamination is detected, protective clothing and personal protective equipment are sent for decontamination.

Chapter 3. Sanitary and epidemiological requirements for radiation
safety during medical exposure

      206. Radiation safety of patients and the population is ensured for all types of exposure (preventive, diagnostic, therapeutic and research) of patients as a result of medical examination or treatment (hereinafter referred to as medical exposure) by maximizing the benefits of radiological procedures and minimizing radiation damage.

      207. Medical exposure of patients in order to obtain diagnostic information or therapeutic effect is carried out as prescribed by the doctor and with the consent of the patient. The final decision on the appropriate procedure is made by the radiotherapist or radiologist.

      208. Medical diagnostic irradiation is carried out according to medical indications in those cases when other alternative diagnostic methods are absent or impossible to use, or not sufficiently informative.

      209. The methods of radiation diagnostics and therapy are approved by the authorized body in the healthcare sector and reflect the optimal modes of procedures and acceptable levels of patient exposure.

      210. The regulations ensure the absence of determined radiation effects during all types of radiological diagnostic studies.

      211. Irradiation of people in order to obtain scientific medical information is carried out with the written consent of the subjects after providing them with information about the possible consequences of exposure.

      212. When conducting radiation therapy, the location of the pathological focus is taken into account in order to reduce the risk of radiation complications.
213. For X-ray medical research and radiation therapy, equipment is used that is included in the state register of medicines, medical devices and medical equipment.

      214. Departments (subdivisions) of radiation therapy and diagnostics use mobile and individual means of radiation protection of the patient and staff when performing diagnostic procedures.

      215. Medical personnel involved in radiological diagnostics and therapy protect patients by keeping radiation doses as low as possible.

      216. The patient’s radiation doses from each X-ray examination and radiation therapy procedures are entered in the personal sheet of medical radiation dose accounting, which is an appendix to his outpatient card, and if there are medical information systems, the radiation dose is generated in electronic format.

      217. Upon reaching the patient’s cumulative dose of medical diagnostic exposure to 0.5 Sv, measures are taken to further limit his exposure unless radiation procedures are lifesaving.

      218. At the request of the patient, he is provided with information about the expected or received dose of radiation and the possible consequences of radiological procedures.

      219. Medical personnel are not allowed to increase patient exposure in order to reduce their own exposure in the process of working with manmade radiation sources (hereinafter - professional exposure).

      220. When a radiopharmaceutical medicine is administered to a patient for therapeutic purposes, the doctor recommends that he temporarily abstains from reproduction.

      221. The introduction of radiopharmaceuticals for the purpose of diagnosis and therapy for pregnant women is not permitted.

      222. When nursing mothers receive radiopharmaceuticals for the purpose of diagnosis or therapy, breastfeeding is temporarily suspended.

Chapter 4. Sanitary and epidemiological requirements for radiation
safety when exposed to natural radiation sources

      223. Requirements for radiation safety when exposed to natural radiation sources under industrial conditions are imposed on any facilities in which workers are exposed to radiation exceeding 1 mSv / year (facilities operating in underground conditions, mining and processing mineral and organic raw materials with a high content of natural radionuclides and others).

      The design documentation for non-uranium mines and other underground structures reflects radiation safety issues.

      224. Objects mining and processing ores with the aim of extracting natural radionuclides (uranium, radium, thorium) from them, as well as objects using these radionuclides, are related to the objects that work with manmade sources.

      225. For construction of buildings of industrial purpose, the areas of the territory on which the gamma-ray background does not exceed 0.6 mSv / h, where the density of radon flux from the soil surface does not exceed 250 mBq per square meter per second (hereinafter mBq / (m2*s) are selected. When designing the construction of a building on a site with a radon flux density from the soil surface of more than 250 mBq / (m2*s), a radon protection system is provided for in the building design.

      226. At the facilities where work is not being carried out with manmade radiation sources, the levels of natural exposure of workers under production conditions should not exceed the values, ​​given in the Hygienic standards. When changing the duration of work, violating the radioactive balance of natural radionuclides in industrial dust, which determine the level of radiation exposure, the administration of the facility establishes control levels of radiation exposure.

      227. To compile a list of existing facilities, workshops or individual workplaces in which the radiation situation caused by natural radiation sources will be monitored, their initial examination is carried out.

      228. If, as a result of an examination at the facility, no cases of exceeding the radiation dose to workers of more than 1 mSv / year were detected, further radiation monitoring in it is not mandatory. However, with a significant change in production technology, which will lead to an increase in exposure of workers, a re-examination is carried out.

      229. At the facility where a dose excess of 1 mSv / year is established, but there is no dose excess of 2 mSv / year, selective radiation monitoring of workplaces with the highest exposure levels for workers is carried out.

      230. At the facility in which the radiation doses to workers exceed 2 mSv / year, the radiation doses are constantly monitored and measures are taken to reduce them.

      231. In case of detection of an excess, established in the Hygiene standards (5 mSv / year), the administration of the radiation facility takes measures to reduce the exposure of workers. If it is impossible to comply with the specified Hygienic standards at the facility, it is allowed to equate the relevant workers in terms of working conditions with personnel working with manmade radiation sources. The administration of the facility informs (in writing) the territorial subdivisions about the decision taken. Persons equated in terms of working conditions with personnel working with manmade radiation sources are subject to all radiation safety requirements established for the personnel of group “A”.

      232. At the facilities in which according to the criteria specified in paragraph 10 of chapter 2 “Requirements for management of radioactive waste” of these Sanitary rules the production wastes are classified as radioactive, their collection, temporary storage and disposal are organized.

      233. The requirements for radiation safety of the population apply to regulated natural sources of radiation: radon isotopes and products of their degradation in indoor air, gamma radiation of natural radionuclides contained in construction products, natural radionuclides in drinking water, fertilizers and minerals.

      234. The following values ​​of effective doses from natural radiation sources characterize the relative degree of radiation safety of the population: less than 2 mSv / year — irradiation does not exceed average doses for the country's population from natural radiation sources; from 2 to 5 mSv / year – an increased exposure; more than 5 mSv / year - high exposure. Measures to reduce high levels of exposure are carried out as a matter of priority.

      235. When choosing land plots for construction of residential buildings and social buildings, land plots with a gamma background not exceeding 0.3 mSv / h and a radon flux density from the soil surface of not more than 80 mBq / (m2*s) are allocated.
When designing a building on a site with an equivalent dose rate of gamma radiation above 0.3 mSv / h and a radon flux density of more than 80 mBq / (m2*s), a building protection system against the increased levels of gamma radiation and radon must be provided.

      236. Radiation monitoring is carried out at all stages of the construction, reconstruction, overhaul and operation of residential buildings and social buildings. In cases of detection of excess of standard values, an analysis of the causes associated with this should be carried out and protective measures aimed at reducing the dose rate of gamma radiation and (or) the content of radon in indoor air should be carried out. The dose rate of gamma radiation and the volumetric activity of radon in the air of the premises of a building under construction, under reconstruction or overhaul must correspond to standard values.

      237. Radiation monitoring of residential and social buildings is carried out by individual and legal entities that have an appropriate license in the field of atomic energy use.

      238. The manufacturer controls the content of natural radionuclides in building materials and products. The specific activity values of natural radionuclides and the hazard class are indicated in the accompanying documentation for each batch of materials and products.

      239. The specific activity values of natural radionuclides in phosphate fertilizers and ameliorants are indicated by suppliers in the accompanying document.

Chapter 5. Sanitary and epidemiological requirements for
radiation safety in radiation accidents

      240. The radiation safety system for personnel and the population in a radiation accident ensures that the negative consequences of the accident are minimized, the occurrence of determined effects is prevented, and the likelihood of stochastic effects is minimized. Upon detection of a radiation accident, urgent measures are taken to stop the development of the accident, to restore control over the radiation source and to minimize radiation doses and the number of exposed persons from among personnel and the population, radioactive contamination of production facilities and the environment, economic and social losses caused by the accident.

      241. The design documentation of each radiation facility defines the possible accidents, caused by equipment malfunctions, improper personnel actions, natural disasters, or other reasons that lead to loss of control over radiation sources and human exposure and (or) radioactive contamination of the environment.

      242. The following sections are reflected in the design documentation of radiation facilities of I-II categories:

      1) “Engineering and technical measures of civil defense. Measures for prevention of emergency situations”, including the emergency response plan, the availability of a specialized emergency brigade, nomenclature, volume and place of storage of personal protective equipment, medicines, emergency stock of radiometric and dosimetric devices, decontamination and sanitation means, tools and equipment necessary for urgent liquidation of the consequences of a radiation accident;

      2) "Action plan to protect personnel and the population from a radiation accident and its consequences."

      243. The administration of radiation facilities of categories I and II and nuclear units develops and approves an action plan for protection of personnel and the population from a radiation accident and its consequences.

      The action plans for protection of personnel and the population from a radiation accident and its consequences should contain the following main sections:

      1) the forecast of possible accidents at a radiation facility, taking into account the probable reasons, types and scenarios of the development of the accident, as well as the projected radiation situation in accidents of various types;

      2) measures to protect the population and the environment and the criteria for making decisions on the implementation of protective measures;

      3) a list of organizations with which interaction is carried out during the liquidation of the accident and its consequences;

      4) organization of emergency radiation monitoring;

      5) assessment of the nature and size of the radiation accident;

      6) the procedure for putting the emergency plan into effect;

      7) the procedure for notification and information;

      8) personnel behavior during an accident;

      9) duties of officials during emergency operations;

      10) personnel protection measures during emergency operations;

      11) providing medical assistance to victims;

      12) measures for localization and elimination of foci (sites) of radioactive contamination;

      13) preparation and training of personnel for actions in case of an accident.

      244. Personnel should be prepared for actions in case of radiation accidents and for actions to eliminate the consequences of such accidents. All radiation facilities should have instructions on personnel actions during radiation accidents.

      245. At production sites, in the sanitary checkpoint and at the medical station of the radiation facility, there are first-aid kits with a set of necessary first-aid equipment for the victims of the accident, and at facilities where radioactive substances are handled in open form, there is a replenished supply of sanitizing means for persons exposed to contamination.

      246. At each facility in which a radiation accident is possible, an emergency alert system should be provided on the occurrence of an accident, after the signals of which the personnel must act in accordance with the action plan to protect personnel and the population from a radiation accident and its consequences and job descriptions.

      247. When a fact of a radiation accident is established, the administration of the radiation facility immediately informs (in writing) the authorized state bodies in the field of radiation safety.

      248. State bodies in the field of radiation safety, in accordance with the “Action plan to protect personnel and the population from a radiation accident and its consequences,” inform the specialized emergency brigades about the need for measures to eliminate the radiation accident, as well as inform the population about the fact of a radiation accident, the recommended methods and means of protection.

      249. Members of specialized emergency brigades are involved primarily in the liquidation of the accident and its consequences. If necessary, people of over thirty years of age who have no medical contraindications are involved in these works, if they voluntarily agree in writing after informing them about possible radiation doses and health risks. Women are allowed to participate in emergency work only in exceptional cases.

      250. Before starting work on the liquidation of the consequences of the accident, personnel are briefed on radiation safety issues with an explanation of the nature and sequence of work. If necessary, preliminary testing of upcoming operations should be carried out.

      251. Work on liquidation of the consequences of the accident and other activities related to the possible re-irradiation of personnel is carried out under radiation control by special permission (admission), which defines the maximum duration of work, additional protective equipment, the names of the participants and the person responsible for the work.

      252. The regulation of the planned increased exposure of personnel during the liquidation of an accident is determined by the Hygienic standards. The planned increased exposure is allowed for the personnel of the radiation facility involved in the emergency recovery work, and specialists of emergency rescue services and units.


      253. The procedure for radiation monitoring is determined taking into account the scale and characteristics of the accident, the nature and conditions of the work performed.

      254. People with traumatic injuries, chemical poisoning, or exposed to radiation at a dose of more than 0.2 Sv should be sent to medical examination. In case of radioactive contamination, people are sanitized and the decontaminated clothes are decontaminated.

      255. In a radiation accident with the release of radionuclides into the environment, which entailed radioactive contamination of vast territories, the protection of the population is carried out in accordance with the criteria for decision-making, specified in the Hygienic standards.

      256. The liquidation of the consequences of the accident and the investigation of its causes, if necessary, is carried out at the regional, territorial and object levels in the manner prescribed by the legislation of the Republic of Kazakhstan.

      257. Territorial subdivisions take part in the investigation and liquidation of the consequences of a radiation accident in accordance with the Decree of the Government of the Republic of Kazakhstan dated August 19, 2016 No. 467 “On approval of the National response plan for nuclear and radiation accidents”.

      258. In the territories exposed to radioactive contamination as a result of a radiation accident, the following should be carried out:

      1) radiation monitoring with an assessment of the doses of exposure to the population due to radioactive contamination of the territory, if this dose can exceed 10 mSv / year;

      2) radiation monitoring of other main types of exposure of the population;

      3) an optimized dose reduction for all major types of exposure if the dose of exposure of the population due to radioactive contamination of the territory exceeds 1.0 mSv / year;

      4) the optimized protective measures that do not violate the normal life of the population, the economic and social functioning of the territory, if the dose of exposure due to radioactive contamination of the territory exceeds 0.1 mSv / year, but not more than 1.0 mSv / year.

      259. The administration of a radiation facility carrying out business activities in a territory exposed to radioactive contamination provides working conditions under which the exposure of workers due to radioactive contamination does not exceed 5 mSv / year. At radiation facilities, where the exposure of workers due to accidental contamination exceeds 1 mSv / year, a radiation safety service is being created, which carries out radiation monitoring and takes measures to reduce radiation doses to workers in accordance with the optimization principle.

      260. The medical organization, serving the organization where work with radiation sources is carried out, in case of exposure from a nuclear or radiation accident (hereinafter referred to as emergency radiation), is equipped with:

      1) radiation monitoring devices;

      2) means of decontamination of the skin, burns and wounds (when working with radioactive substances in open form);

      3) means of accelerating the elimination of radionuclides from the body;

      4) radioprotectors.

      261. A periodic medical examination of persons from the personnel of group “A” after they stop working with radiation sources is carried out in the same medical organization as during the specified work, or in another medical organization of the department in which he worked with radiation sources.

      262. A medical examination of people from among the population exposed during a year to an effective dose of more than 200 mSv or a cumulative dose of more than 500 mSv from one of the main sources of radiation, or 1000 mSv from all sources of radiation, is organized by the local public health authorities of the regions, the city of republican significance and the capital.

  Appendix 1
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Weighting coefficients for individual types of radiation when
calculating the equivalent dose (WR)

      Table 1

Weighting coefficients for individual types of radiation

Absorbed dose coefficients taking into account the relative effectiveness of different types of radiation

1

2

3

1

Photons of any energy

1

2

Electrons and muons of any energy

1

3

Neutrons with an energy of less than 10 kiloelectron-volts (hereinafter - keV)

5

4

Neutrons with energies from 10 keV to 100 keV

10

5

Neutrons with energies from 100 keV to 2 megaelectron-volts (hereinafter - MeV)

20

6

Neutrons with energies from 2 MeV to 20 MeV

10

7

Neutrons with energies above 20 MeV

5

8

Protons with an energy of more than 2 MeV, except for recoil protons

5

9

Alpha particles, fission fragments, heavy nuclei

20

      Note: All values refer to radiation falling on the body, and in the case of internal radiation – radiating during nuclear transformation.

Weighting coefficients for tissues and organs to calculate effective dose (WT)

      Table 2

Weighting coefficients for tissues and organs to calculate effective dose

Equivalent dose coefficients in organs and tissues

1

2

3

1

Genital gland

0,08

2

Bone marrow (red)

0,12

3

Colon

0,12

4

Lungs

0,12

5

Stomach

0,12

6

Urinary bladder

0,05

7

Breast

0,12

8

Liver

0,05

9

Esophagus

0,05

10

Thyroid

0,05

11

Skin

0,01

12

Bone surface cells

0,01

13

The rest (adrenal glands, brain, extra-thoracic respiratory organs, small intestine, kidneys, muscle tissue, pancreas, spleen, thymus and uterus)

0,12

      Note: In cases where one of the listed organs or tissues receives an equivalent dose exceeding the highest dose received by any of the twelve organs or tissues for which the weighting coefficients are determined, a weighting coefficient of 0.025 should be assigned to this organ or tissue and the total coefficient equal to 0.025 – to the remaining organs or tissues from the “Other” column.

  Appendix 2
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Instructions for filling out the sanitary and epidemiological conclusion

      1. In paragraph 1 of the sanitary and epidemiological conclusion, the full name of the radiation facility, legal entity is indicated in accordance with the certificate of state registration and the grounds for the conduct of a sanitary and epidemiological examination (at the petition, order, resolution, in a special order and others (date, number).

      2. In paragraph 2 of the sanitary and epidemiological conclusion, the full name of the business entity (affiliation) and legal address (location of the facility) are indicated in accordance with the certificate of state registration, telephone number, last name, first name, patronymic (if any) of the head.
3. In paragraph 3 of the sanitary and epidemiological conclusion, the scope, type of activity, location and address of the radiation facility are indicated.

      4. Paragraph 4 of the sanitary and epidemiological conclusion is filled out if necessary.

      5. In paragraph 5 of the sanitary and epidemiological conclusion, the submitted documents are indicated, specified in paragraph 9 of appendix 2 of the order of the acting Minister of Health of the Republic of Kazakhstan dated April 28, 2017 No. 217 “On approval of standards of public services in the field of sanitary and epidemiological welfare of the population” (registered in the Register of state registration of regulatory legal acts under No. 15217).

      6. Paragraph 6 of the sanitary and epidemiological conclusion is filled out if necessary.

      7. Paragraph 7 of the sanitary and epidemiological conclusion is filled out if necessary.

      8. In paragraph 8 of the sanitary and epidemiological conclusion, the full sanitary and hygienic characteristics and assessment of the object of expertise (services, processes, conditions, technologies, production, products) are indicated in accordance with the requirements of regulatory legal acts in the field of sanitary and epidemiological welfare of the population and hygienic standards.

      9. Paragraph 9 of the sanitary and epidemiological conclusion is filled out if necessary.

      10. In paragraph 10 of the sanitary-epidemiological conclusion, the protocols of laboratory and laboratory-instrumental studies and tests are indicated, as well as a fragment from the master plans, drawings, photos, if available.

      11. The table of paragraph 11 of the sanitary and epidemiological conclusion indicates each radiation source (type of radiation sources with the same radiation characteristics) with the assignment of a serial number. For each radiation source (type of radiation source with the same radiation characteristics), columns 2-4 are filled out.

      The radiation hygiene doctor indicates the following information:

      1) Lines of column 1 “Type and characteristics of the radiation source” are filled with the following information:

      line 1 “Works with open radiation sources”: radionuclide, substance, its state of aggregation, the maximum permissible one-time activity at the workplace, annual consumption;

      line 2 “Works with closed radiation sources”: nuclide, type of source (for units, apparatus, devices - type, brand, year of manufacture; serial or factory number of the radiation source), maximum activity of the radiation source, maximum allowable one-time number of radiation sources at the workplace and their total activity at the workplace, annual consumption (for short-lived nuclides);

      line 3 “Works with devices that generate radiation”: type of source (for units, apparatuses, devices - the same information as in line 2), type, energy and intensity of radiation (and (or) accelerating voltage, current, power and other), the maximum allowable number of simultaneously working radiation sources, the number of radiation sources located in one place;

      line 4 “Other works with radiation sources”: works that cannot be attributed to the work specified in lines 1-3, including works with radionuclide generators, nuclear reactors, radioactive waste, works in the evacuation (alienation) zone and others types of works with radiation sources. Depending on the type and nature of the radiation source, the same information is indicated as in lines 1 - 3. For radionuclide generators - data on the parent nuclide and performance for daughter products, as well as storage conditions for the radiation sources; for works for transportation of radioisotope sources and radioactive waste by special automobile transport - type, brand and number of the car;

      2) column 2 “Type and nature of work” is filled in with the following information: type and nature of work (stationary, non-stationary, research, productive and the like);

      3) column 3 “Place of work” clearly indicates the place of works: a building, a floor, workshop, section, room, section of territory (in the organization or outside it);

      4) in the lines of column 4 “Restrictive conditions” the following information is provided:

      in lines 1 and 4, when working with open sources of radiation, - the class of work permitted to be carried out in these rooms;

      in lines 2 - 4, the necessary restrictive conditions - permission or prohibition to carry out other works in this place that are not related to the use of radiation sources (by personnel or other employees), the exclusion or reduction of harmful non-radiation factors and the like.

  Appendix 3
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Practical implementation of the basic principles of radiation safety
Section 1. Justification principle

      1. In the simplest situations, verification of the justification principle is carried out by comparing the benefits and harms:

     


      where X is the benefit of using a radiation source or radiation conditions, minus all the costs of creating and operating a radiation source or radiation conditions, except for radiation protection costs;

      У1– costs of all protection measures;

      У2– harm to human health and the environment from exposure not eliminated by protective measures.

      2. The difference between benefit (X) and the amount of harm (У1 + У2) should be greater than zero, and if there are alternative ways to achieve benefit (X), this difference should also be maximum. In the case when it is impossible to achieve the excess of benefits over harm, a decision is made on the unacceptability of using this type of radiation source.

      The aspects of technical and environmental safety are taken into account.

      3. Verification of compliance with the justification principle associated with weighing the benefits and harms of the radiation source, when most often the benefits and harms are measured through various indicators, is not limited to radiological criteria, but includes social, economic, psychological and other factors.

      4. For various sources of radiation and irradiation conditions, specific values of benefit have their own characteristics (produced energy from a nuclear power plant (NPP), diagnostic and other information, extracted natural resources, housing provision). They should be reduced to a generalized expression of benefits for comparison with the possible damage from exposure for the same time periods in the form of a reduction in the number of man-years of life. Moreover, it is assumed that irradiation in a collective effective dose of one man-Sv leads to the loss of one man-year of life.

      5. Priority is given to health indicators compared to economic benefits. The medical and social justification of the benefit-harm ratio can be made on the basis of quantitative and qualitative indicators of the benefits and harm to health from activities related to radiation.

      6. To quantify, use the inequality:

     


      where У2 has the same meaning as in formula (1),

      У0 - harm to health as a result of abandonment of this type of activity related to radiation.

      Qualitative assessment can be performed using the formula:

     


      where Z is the intensity of exposure to harmful factors as a result of activities associated with exposure;

      Z0 – harmful factors affecting personnel or the population in case of abandonment of activities related to exposure;

      DZ and DZ0 – allowable intensity of exposure to factors Z and Z0.

Section 2. Optimization principle

      7. The implementation of the optimization principle is carried out every time when protective measures are planned. Those responsible for the implementation of this principle are the service or persons responsible for the organization of radiation safety at facilities or territories where there is a need for radiation protection.

      8. Under conditions of normal operation of the radiation source or radiation conditions, the optimization (improvement of protection) should be carried out at irradiation levels in the range from the appropriate dose limits to the attainment of a negligible level of 10 mSv per year of individual dose.

      9. The implementation of the optimization principle, as well as the justification principle, should be carried out according to special guidelines approved by the agency of the state body in the field of sanitary and epidemiological welfare of the population, and before their publication – through the conduct of radiation-hygienic examination of supporting documents. At the same time, according to the Hygienic standard, the minimum expenditure on improving protection that reduces the effective dose per man-Sv is considered to be expenditure equal to one annual per capita national income (alpha value adopted in international recommendations).

  Appendix 4
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Instructions for establishing quotas for exposure of population
from individual man-made radiation sources

      1. The purpose of establishing quotas is to prevent exceeding the dose limit for manmade exposure of the population (1 mSv / year) established in the Hygienic standards for the population exposed to radiation from several radiation facilities, and to reduce the exposure of the population from manmade sources in accordance with the optimization principle.

      2. In the design documentation of radiation facilities of category I, quotas for exposure of the population during normal operation of the facility are determined.

      3. Quotas are set for the values of the average individual effective dose to critical groups of the population residing in the area of observation of the object.

      4. Quotas are set for all radiation factors (air emissions, water discharges), from which the exposure of a critical group of the population outside the sanitary protection zone of a radiation facility during its normal operation can exceed a minimum significant value of 10 mSv / year.

      5. The quota size should characterize the upper limit of the possible level of exposure of critical groups of the population due to the normal operation of radiation sources at a radiation facility, taking into account the achieved level of radiation safety of the population.

      6. The amount of quotas from various sources of radiation should not exceed the dose limit of the exposure of the population given in the Hygienic standards. The difference between the dose limit for the population and the amount of quotas should be considered as a reserve, the value of which characterizes the degree of radiation safety of the population from manmade radiation sources.

      7. The values of quotas are used to calculate the permissible levels of individual radiation factors (radiation dose rate at the border of the sanitary protection zone, emission and discharge power, and radionuclide content in environmental objects).

  Appendix 5
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"
Form


APPROVE ______________________________________
(head of a radiation facility, using a radiation source) ________________ _______________________
(signature) (last name, first name, patronymic (if any))
Stamp here
_______________
(date)

Radiation-hygienic passport of a radiation facility
_______________________________________________________________________________
(name of the radiation facility using a radiation source)
for _________ year

      1. Name of the radiation facility using a radiation source, its departmental subordination, address, telephone, fax

      __________________________________________________________________________

      __________________________________________________________________________

      2. Surname, name, patronymic (if any), initials and contact numbers of:

      2.1. the head of a radiation facility using a radiation source

      __________________________________________________________________________

      2.2. an official authorized by the head of a radiation facility using a radiation source to monitor radiation safety

      ______ __________________________________________________________________

      2.3. a person, responsible for radiation safety of the structural subdivision of the radiation facility using a radiation source ______________________________________

      3. The list of permits regulating the operation of facilities using a radiation source (licenses, sanitary and epidemiological conclusions and others):

Full title of the document

Name of organization issuing the document

Commencement of document

Expiration of document

1

2

3

4

5






      4. The list of works carried out with radiation sources and the place of their performance:

The name of the structural subdivision of objects using a radiation source

The list of works (class of works with open radionuclide sources)

1

2

3




      5. Information on the use of the allotted land plot and documents certifying the right to use, the right of inherited lifetime possession of the land plot, and the right to private ownership of the land plot:

Appointment of allotted land plot

Name and details of documents

Dimensions or area

1

2

3


1

Objects and constructions where work with radiation sources is carried out



2

Sanitary protection zone



3

Surveillance zone



      6. The number of employees (staff):

The name of the structural subdivision of objects using radiation sources

Number of people (total)

Number of women under the age of 45

1

2

3

4





      7. Probability of radiation accidents and their estimated scale ______________________

      __________________________________________________________________________

      8. List of radiation sources:

      8.1. ionizing radiation sources:

Type and name of source

Number of sources

1

2

3




      8.2. radionuclide sources: 8.2.1. open radionuclide sources:

Received, including earlier

Submitted

radionuclides

activity, Bq

radionuclides

activity, Bq

1

2

3

4

5






      8.2.2. closed radionuclide sources:

Received, including earlier

Submitted

radionuclides

activity, Bq

radionuclides

activity, Bq

1

2

3

4

5






      8.3. information on radioactive waste: 8.3.1. stored (disposed) at objects using radiation sources:

The origin and type of waste according to their classification

Radionuclide composition

Activity as of December 31 of the compilation of a radiation hygiene passport

1

2

3

4





      8.3.2. air-conditioned when handling radioactive waste:

Type of radioactive waste before reprocessing

Type of radioactive waste after processing

Name of equipment for processing, its productivity

Data for the year

activity, Bq

volume, cubic meter

1

2

3

4

5

6







      8.3.3. transferred from a radiation facility using radiation sources during the year for disposal:

Type of waste according to its classification

Radionuclide composition

Activity on day of transfer

1

2

3

4





      9. The number of excesses of radiation doses (past year / previous year): 9.1. basic dose limits:

Standard value

Critical human organ

Number of persons

per year

per 5 years

1

2

3

4

5

1

Effective dose

whole body



2

Equivalent dose

lens of the eye



3

Equivalent dose

skin



4

Equivalent dose

hands and feet



      9.2. radiation doses for additional restrictions for women under the age of 45

      __________________________________________________________________________

      __________________________________________________________________________

      9.3. doses with planned increased exposure _______________________________________

      9.4. doses of exposure to natural radiation sources

      __________________________________________________________________________

      9.5. control levels ___________________________________________________________

      10. Radiation monitoring results:

Type of radiation control, place frequency

Radiation monitoring data

Control level

Information about radiation monitoring instruments

Who conducts radiation monitoring

name

quantity

date of inspection

1

2

3

4

5

6

7

8









      11. Discharge (release) of radioactive substances into the environment:

Year (last 5 years or from the day of discharge)

Physical state, origin of discharges of radioactive substances

Activity, Bq

Environment of release of radioactive substances

maximum, one-time

Total for the year

1

2

3

4

5

6







      12. Characterization of areas of radioactive contamination of the territory of objects using radiation sources:

Year of observation

Type of radioactive control

Place and type of sampling

Radioactive monitoring data

Dose rate, mSv / h

Surface activity, Bq / sq. m

averaged over the year

maximum for a year

averaged over the year

maximum for a year

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      13. The number of employees (personnel) who have become ill from ionizing radiation, the measures taken to increase the effectiveness of radiation safety

      __________________________________________________________________________

      __________________________________________________________________________

      14. Measures taken in excess of the established control levels of a radiation facility using radiation source ___________________________________________

      __________________________________________________________________________

      15. The degree of preparedness for elimination of a radiation accident and its consequences

      __________________________________________________________________________

      16. Information on non-compliance with the requirements of regulatory legal acts and technical regulatory legal acts in the field of radiation safety _______________________________

      __________________________________________________________________________

      17. A note about implementation of the work plan to ensure the effectiveness of technical and radiation safety of the facility using radiation source and recommendations of regulatory and supervisory authorities _____________________________________________________________

      __________________________________________________________________________

____________________________________________
(position, surname, name, patronymic (if any) of the person authorized by the head using the radiation source to monitor radiation safety)
________________________________________________
(date)

______________________________
(signature)

Procedure for maintaining and using a radiation-hygienic passport of a radiation facility

      1. This procedure defines the requirements for filling out and using a radiation-hygienic passport of a radiation facility (hereinafter – a passport).

      2. A passport is mandatory for all objects using radiation sources.

      3. A passport certifies the radiation safety status of objects using radiation sources when handling radiation sources.

      4. A passport is filled in by the radiation facility annually as of December 31.

      5. A passport contains the results of the assessment of the radiation safety status of facilities using radiation sources in accordance with paragraphs 7 and 8 of Chapter 2 of these Sanitary rules.

      6. A passport is filled out sequentially by points.

      7. Entering of information in all paragraphs of the passport is mandatory.

      8. For a more efficient and complete assessment of the radiation safety status, it is allowed to include additional information in the form of annexes to the passport.

      9. A completed passport is signed by an official authorized by the head of the radiation facility to monitor radiation safety, is approved by the head of the radiation facility.

      10. A passport must contain the actual information on the day of its filling in about all available radiation sources and be stored at the objects using radiation sources.

      11. A passport is presented by objects using a radiation source at the request of state bodies of supervision and control in the field of radiation safety, in the manner prescribed by law.

      12. Objects using a radiation source submit a passport to their territorial subdivisions annually no later than December 31 of the current year.

  Appendix 6
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Procedure for maintaining radiation safety instruction when working with radiation sources

      1. The Instruction on radiation safety when working with radiation sources (hereinafter referred to as the Instruction) is mandatory for all objects using radiation sources.

      2. The Instruction includes the following sections:

      1. introduction;

      2) general provisions;

      3) organizational activities;

      4) safety requirements for personnel when handling radiation sources. 3. In the “Introduction” section, a list of applicable regulatory legal acts on the basis of which the Instruction was developed is indicated.

      4. The "General provisions" section provides a brief description of the work performed and the possible radiation risks for personnel associated with the performance of the relevant work.

      5. The section "Organizational activities" describes the procedure for appointing a person responsible for radiation safety, the procedure for registration of personnel access to work with radiation sources.

      6. The section “Safety requirements for personnel when handling radiation sources” describes methods and techniques for the safe performance of work, the procedure for using personal protective equipment, radiation monitoring, and the procedure for collecting and disposing of radioactive waste.

      This section consists of the following subsections:

      1) The procedure for the actions of personnel before starting the work with radiation sources;

      2) The procedure for the action of personnel during the work with radiation sources;

      3) The procedure for the action of personnel after the work with radiation sources.

  Appendix 7
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Criterion for determining the category of potential radiation hazard of radiation
facilities during design and operation

      1. In the case when outside the established sanitary protection zone of radiation facilities in a maximum radiation accident, it is possible for the population to receive an effective dose of radiation that may occur as a result of a radiation accident (hereinafter - potential exposure) of more than 1.0 mSv, the unit is assigned to category I.

      2. In the case when radiation objects do not belong to category I, but in its sanitary protection zone, which does not coincide with the site of location of radiation objects, in a maximum radiation accident, it is possible to obtain an effective dose of potential exposure above the limits specified in appendix 2 of the Hygienic standards, at least for one of the categories of exposed persons, the presence in which is allowed in the visit regime established at radiation facilities, the unit is assigned to category II.

      3. In the case when radiation facilities are not classified in either category I or category II and on the outdoor site of its location, where nuclear materials and (or) radiation sources are directly handled, in a maximum radiation accident, at least one of categories of exposed persons, the presence of which in the unit is allowed by the established visiting regime, can receive an effective dose of potential exposure, above the limits specified in appendix 2 of the Hygienic standards, the unit is assigned to category III.

      4. In all other cases, radiation objects are assigned to category IV of potential radiation hazard.

Criterion for categories of potential radiation hazard of radiation facilities
during design and operation

Criterion

Category of potential radiation hazard of radiation facilities

I

II

III

IV

1

2

3

4

5

6

1

Selection of a site for location of a radiation facility

In accordance with the law

No requirements

No requirements

2

Availability of SPZ

To be agreed with the territorial subdivisions, may be limited to the limits of the site of the radiation facility

Limited to the site of radiation facilities

SPZ is not provided

3

Availability of surveillance zone (SZ)

SZ is needed. To be agreed with territorial subdivisions

SZ is not needed

Not provided

4

Impact on the population during normal operation of radiation facilities

Limited by exposure quota

No impact

No impact

Not provided

5

Availability of a unit decommissioning plan

Preliminary plan at the design stage

Preliminary plan at the design stage

Preliminary plan at the design stage

Not provided

6

Availability of an action plan to protect the population in the event of a radiation accident

Is required

Is required

Is not required

Is not required

7

Availability of the section for protection against external influences in the project

Is required

Is required

Is not required

Is not required

8

The use of stationary automated means for continuous monitoring of the radiation situation

Is required

Is required

Is not required

Is not required

9

Classification of systems and equipment

Is required

Is required

Is required

Is not required

10

Availability of technological operating procedures

Is required

Is required

User manual

User manual

11

Availability of a report on the analysis of safety of radiation facilities

Is required

Is required

Project section on radiation safety

Radiation safety instruction

  Appendix 8
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Equivalent dose rate used in designing protection against external ionizing radiation

Category of exposed persons

Appointment of premises and territories

Duration of irradiation, h / year

Design equivalent dose rate, mSv / h

1

2

3

4

5

1

Staff

Group A
 
Group B

Premises for permanent stay of staff

1700

6,0

Premises for temporary stay of staff

850

12

Premises of the organization and the territory of the sanitary protection zone where the personnel of group B are located

2000

1,2

2

Population

Any other premises and territories

8800

0,03

  Appendix 9
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological requirements for radiation security"
Form
I allow _____________________
(signature of the head of the
radiation facility)
"___"____________ ____

Requirement for the issue of radioactive substances
(compiled in duplicate)

      Please issue for __________________________________________________________

      (indicate for which specific work)

      the following radioactive substances: ___________________________________________

Required

Actually issued

Name of substance and type of compounds

Quantity (volume or number of sources)

Total activity

Quantity (volume or number of sources)

Activity

Passport number and date, source number (batch number)

by passport

per hour of issue of the substance

1

2

3

4

5

6

7

8

1








2








      Requested the employee

      Issued the person responsible for storage of radioactive substances

      ___________________________________ _______________________________________

      (name, surname, patronymic (name, surname, patronymic

      (if any)) (if any)) _____________________________ ______________________________

      (name of laboratory or workshop) (name of organization)

      "____" _____________ _______________ ______________________________________

      (signature)

      Received _______________________________

      (signature)

      Hours ______ (for short-lived) "_____"_____________ 20 ___

  Appendix 10
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Issue and receipt register of accounting for sources of ionizing radiation

Receipt

Supplier name

№ and date of receipt

Name of source, device, apparatus, unit

Device, apparatus, unit

Source

manufacturing number

№ and date of technical passport

№ and date of issue of the technical passport

Quantity (pieces) No. of sources

Activity by passport

Source life

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

1










2










      Continuation

Receipt

The remainder

Note

To whom issued or delivered, the date of issue

№ and date of invoice or requirements

Quantity of sources and numbers

Activity on the day of issue

Quantity

Activity

A note on the return, write-off and disposal, indicating supporting documents

11

12

13

14

15

16

17















  Appendix 11
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"
Form
I approve
_________________________
(signature of the head of the
radiation facility)
"___" ___________ 20 __

Act on expenditure and write-off of radionuclide radiation sources of a radiation facility
__________________________________________________________________________
(name of organization)

      This act is compiled by employees _____________________________________________

      (surname, name, patronymic (if any))

      The Head of works ___________________________________________________________

      (surname, name, patronymic (if any))

      that the radioactive substance received on demand on "___"________ 20 ___

      __________________________________________________________________________

      __________________________________________________________________________

      (name, source number or batch number, passport number and date)

      in the amount of ___________ with specific activity and total activity

      _________________________________________________________________________

      __________________________________________________________________________

      by measurements at _____ hours _____ minutes (initial cost __________ tenge)

      "___" ____________ 20 ____ was used for

      __________________________________________________________________________

      (indicate the nature of the work)

      Work was carried out ________________________________________________________

      (surname, name and patronymic (if any) of the employee)

      During the work ____________________________________________________________

      (a brief description of what happened to the original nuclide)

      Waste in the form of _________________________________________________________

      submitted for disposal under the document № _____________________________

      on "____"_____________ 20 ___

      Substance residue ____________ in the amount of _______________________ total activity

      __________________________________________________________________________

      (returned to storage or absent)

      "____"____________ 20 ___

      The head of works __________________________________________________________

      (signature)

      Employee _________________________________________________________________

      (signature)

      Person responsible for storage of nuclides _________________________________________

      (surname, name and patronymic (if any))

      __________________ "___" ___________ 20 ____

      (signature)

  Appendix 12
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Permissible levels of radioactive contamination of the surface of vehicles, in particles per
square centimeter per minute (hereinafter - part / (cm2 * min)

Object of contamination

Type of pollution

Removable (non-fixed)

Not removable (fixed)

Alpha active radionuclides

Beta active radionuclides

Alpha active radionuclides

Beta active radionuclides

1

2

3

4

5

6

1

The outer surface of the container's protective packaging

Not allowed

Not allowed

Not regulated

200

2

The outer surface of the container car

Not allowed

Not allowed

Not regulated

200

3

The inner surface of the protective packaging of container

1,0

100

Not regulated

2000

4

The outer surface of the transport container

1,0

100

Not regulated

2000

  Appendix 13
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Class of works with open sources of radiation

Class of works

Total activity at workplace reduced to group A, Bq

1

2

3

1

class I

over 108

2

class II

from 105 to 108

3

class III

from 103 to 105

  Appendix 14
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Permissible specific activities of the basic long-lived radionuclides for unlimited use of metals
after preliminary remelting or other processing and products based on these metals

Radionuclide

Half life

Permissible specific activity of radionuclide (PSA), kBq / kg

1

2

3

4

1

1

2

3

2

54Mn

312 days

1,0

3

60Co

5,3 yr

0,3

4

65Zn

244 days

1,0

5

94Nb

2,0×104 yr

0,4

6

106Ru+106mRh

368 days

4,0

7

110mAg

250 days

0,3

8

125Sb+125mTe

2,8 yr

1,6

9

134Cs

2,1 yr

0,5

10

137Cs+137mBa

30,2 yr

1,0

11

152Eu

13,3 yr

0,5

12

154Eu

8,8 yr

0,5

13

90Sr+ 90Y

29,1 yr

10,0

14

226Ra

11,6×103 yrs

0,4

15

232Th

1×1010 yrs

0,3


U-natural


0,3

16

233U *

1,58×105 yrs

4,0

17

234U *

2,44×105 yrs

4,0

18

235U *

7,04×108 yrs

1,0

19

238U *

4,47×109 yrs

4,0

      Note: * Data for these uranium radioisotopes are given under conditions of their balance with daughter radionuclides:

      for 238U with 234Th and 234mPa;

      for 235U with 231Th;

      for natural uranium with 234Th, 234mPa, 234U, 230Th, 226Ra, 222Rn, 218Po, 214Pb, 214Bi, 214Po, 210Pb, 210Bi, 210Po.

  Appendix 15
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"
Form № 1-DOZ
Responsible for
radiation safety (control)
____________________________
(position)
____________________________
(surname, name, patronymic (if any))
___________________________
(signature)
"___" ________________20___

Information on radiation doses to persons from among personnel under normal
operation of manmade radiation sources for 20 ___

      Name of reporting organization ________________________________

      Mailing address _______________________________________________________

      Reporting organization code _____________________________________________

      Code of type of activity of the reporting organization _________________________

      Code of territory where the reporting organization carries out its activity

      _____________________________________________________________________

      Table 1

Staff Information

Surname, name, patronymic (if any)

Individual identification number

Date of Birth
 

Gender (male, female)

Status

1

2

3

4

5

6







      Continuation of table 1

Exposure Information

Effective dose, mSv

Equivalent dose, mSv

Type of ionizing radiation

Dose from external exposure

Dose from internal exposure

Organ or tissue code

Dose

7

8

9

10

11






      Table 2

Code of region

Code of district

Code of organization

Code of type of activity

Number of personnel working with open radiation sources

Number of personnel working with closed radiation sources

Male

Female

Male

Female

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      Continuation of table 2

Number of personnel working with generating radiation sources

Effective dose received by staff at the age of, mSv.

Male

Female

18-25 years

26-35 years

36-45 years

46-55 years

56-65 years

66-75 years

10

11

12

13

14

15

16

17









      Note: in the table 2 sent to the territorial subdivisions, the lines in columns 3 and 4 are not filled out.

      Form № 2-DOZ

      Responsible for

      radiation safety (control)

      ____________________________

      (position)

      ____________________________

      (surname, name, patronymic (if any))

      ____________________________

      (signature)

      "___" ______________20___

Information on the doses to persons from among personnel in the conditions of a radiation
accident or planned increased exposure, as well as to people from
the population exposed to emergency radiation for 20 ___

      Name of reporting organization ________________________________________

      Mailing address _____________________________________________________

      Reporting organization code ___________________________________________

      Code of type of activity of the reporting organization _______________________

      Code of territory where the reporting organization carries out its activity

      _______________________________________________________________

      Table 1

Staff information

Surname, name, patronymic (if any)

Individual identification number

Date of Birth

Gender (male, female)

Status

1

2

3

4

5

6







      Continuation of table 1

Exposure Information

Code, twice exposed to the planned increased exposure

Effective dose, mSv

Equivalent dose, mSv

Type of ionizing radiation

Dose from external exposure

Dose from internal exposure

Organ or tissue code

Dose

7

8

9

10

11

12







      Table 2

Code of region

Code of district

Code of organization

Code of type of activity

Number of personnel working with open radiation sources

Number of personnel working with closed radiation sources

Male

Female

Male

Female

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      Continuation of table 2

Number of personnel working with generating radiation sources

Effective dose received by staff at the age of, mSv.

Male

Female

18-25 years

26-35 years

36-45 years

46-55 years

56-65 years

66-75 years

10

11

12

13

14

15

16

17









      Note: in the table 2 sent to the territorial subdivisions, the lines in columns 3 and 4 are not filled out.

Procedure for maintaining and filling out the form No. 1-DOZ “Information on radiation
doses to persons from among personnel in conditions of normal operation of man-made
sources of ionizing radiation” and the form No. 2-DOZ “Information on radiation doses to
persons from among personnel in conditions of a radiation accident or planned increased
exposure, and also persons from the population exposed to emergency exposure"
Section 1. General provisions

      1. Individual or legal entities working with radiation sources and having personnel under individual dosimetric control annually fill out the form No. 1-DOZ “Information on radiation doses to persons from among personnel in conditions of normal operation of man-made sources of ionizing radiation” (hereinafter – the form No. 1-DOZ).

      2. Individual or legal entities that have had cases of planned increased exposure to personnel or exposure as a result of radiation accidents in the reporting year, fill out the form No. 2-DOZ “Information on radiation doses to persons from among personnel in conditions of a radiation accident or planned increased exposure, and also persons from the population exposed to emergency exposure” (hereinafter – the form No. 2-DOZ).

      Individual doses associated with the planned increased exposure and exposure as a result of radiation accidents are entered in the form.

      3. Form No. 1-DOZ should not include doses associated with the planned increased and emergency exposure, which are included in form No. 2-DOZ, as well as the doses of persons from the personnel of group “B” received by the calculation method.

      4. Individual or legal entities carrying out individual dosimetric control of personnel must have an appropriate license in the field of atomic energy use.

      5. Control and accounting of individual doses of personnel is carried out in order to:

      1) obtain the objective information about the individual doses of radiation of personnel received when working with radiation sources, conducting medical radiological procedures, as well as due to the radiation background;

      2) account the persons exposed to radiation above established limits;

      3) provide the possibility of obtaining objective and reliable information about radiation doses to the organization’s personnel;

      4) assess the impact of the radiation factor on personnel;

      5) take measures to reduce exposure levels of personnel.

      6. Individual or legal entities, annually fill out the forms No. 1-DOZ, No. 2-DOZ and submit it to the territorial subdivisions no later than December 31, which, in turn, summarize the data received and submit it to the Branch of the “Scientific and Practical Center for Sanitary and Epidemiological expertise and monitoring” RSE on the basis of the right of economic management “National Public Healthcare Center” of the Ministry of Health of the Republic of Kazakhstan (hereinafter referred to as the Branch) by January 15, where a national database of individual doses of radiation is formed. The Branch analyzes the data obtained and submits it to the departments of the state body in the field of sanitary and epidemiological welfare of the population by January 30.

      7. Forms No. 1-DOZ and No. 2-DOZ are provided on A4 sheets of white paper and in the form of electronic copies. Both documents (original and electronic copy) are to be completely identical.

Section 2. Procedure for filling out the form No. 1-DOZ

      8. Form No. 1-DOZ is filled out annually according to the results of measurements of individual radiation doses for personnel of groups “A” and “B”.

      9. For the personnel of group “A”, in the absence of IDC data, it is allowed to enter the doses received by the calculation method in the appropriate columns of the form. For the personnel of group “B”, in the absence of instrumental measurement data, the form is not completed.

      10. Individual or legal entities filling out the form No. 1-DOZ also include temporarily seconded persons from the personnel of group “A” in the reports.

      11. The line “Name of organization” indicates the full name of the organization, the full mailing address with a postal code without any abbreviations. After the full name of the organization, its official abbreviated name, if any, is indicated in brackets.

      12. The line "Mailing address" indicates the postal code, address of the reporting organization.

      13. In the corresponding lines of the form, the organization codes by classifiers are sequentially entered (the territorial subdivisions make up the constant coding of organizations).

      14. The line “Code of territory where the reporting organization carries out its activity” is indicated in accordance with table 1 of this appendix of the Sanitary rules;

      15. The line “Code of the type of activity of the reporting organization” is indicated in accordance with table 2 of this appendix of the Sanitary rules.

      16. Table 1 contains two sections: staff information (columns 2–6) and exposure information (columns 7–11).

      17. Column 1 of table 1 indicates the serial number of the personnel.

      18. Column 2 of table 1 indicates full surname, name and patronymic (if any) of the employee. Entering of the employee’s initials in columns is not allowed.

      19. Column 3 indicates the individual identification number.

      20. Column 4 indicates the date of birth of the employee. It is filled with numbers corresponding to the date, month and year of birth, which are separated by dots. In this case, the date and month are put down in two digits (for numbers less than 10, zero is added on the left), and the year is indicated in full four-digit number (for example: 12.05.1984).

      21. Column 5 indicates the gender of the employee: “Male”, “Female”.

      22. Column 6 indicates the codes according to table 3 of this appendix of the Sanitary rules, in accordance with the status of the employee.

      23. Column 7 indicates the codes according to table 4 of this appendix of the Sanitary rules in accordance with the type of ionizing radiation. At that, with a serial number from 1 to 6, they refer to external exposure by various types of ionizing radiation, and the seventh - to internal exposure due to the intake of radionuclides into the body of employees.

      24. Column 8 is filled out according to the official data of the IDC of the employee's external exposure in the reporting year (mSv). In the absence of individual dosimetry data, it is allowed to enter in the column the values of doses obtained by the calculation method for estimating the annual dose.

      25. Column 9 is filled in according to the official data of the individual dosimetry of the internal exposure of the employee in the reporting year (mSv). The annual effective dose of internal exposure of personnel is taken into account when working with radioactive substances in open form and is determined by measuring the volumetric activity of radionuclides in the air of the working area of industrial premises or in the breathing zone using individual samplers, direct measurement of the content of radionuclides in the body using human radiation counters and (or) analysis of biosubstrates of excretions.

      26. Column 10 indicates the codes according to table 5 of this appendix of the Sanitary rules in accordance with the type of organ or tissue exposed to radiation by radiation sources. At the same time, data are recorded only for those organs (tissues) for which dose limits are determined in the Hygienic standards.

      27. Column 11 contains the values of the equivalent dose (mSv) in the lens of the eye, skin, hands and feet, lower abdomen (for women under the age of 45) of the personnel, obtained following the results of individual dosimetry of these organs. These data are entered only in cases where the control of equivalent doses in the above bodies is necessary and carried out.

      28. If, as a result of measurements of an individual dose of external or internal exposure, or a dose in an organ (tissue), the measured value is less than the minimum measured value, metrologically established for the measuring instrument used, then in the corresponding column (8, 9, 11) the value “0” is entered. At the same time, in column 10 a dash “-” is put down.

      29. If the fact of one of the above types of exposure was recorded, but the numerical value of the corresponding dose is unknown, then in the corresponding column (8, 9, 11), instead of the dose, the code “-1” is entered.

      30. In the corresponding cells of table 2 the following is entered:

      1) column 1 indicates the serial number of the personnel;

      2) column 2 indicates the codes of regions according to table 1 of this appendix of the Sanitary rules;

      3) column 3 indicates the districts, the located organizations using radiation sources (the decoding is indicated in the note);

      4) column 4 indicates the code of the organization using the radiation sources (the decoding is indicated in the note);

      5) column 5 indicates the code of the type of activity of the organization according to table 2 of this appendix 12 of the Sanitary rules;

      6) columns 6-7 indicate the total number of personnel working with open radiation sources;

      7) columns 8–9 indicate the total number of personnel working with closed radiation sources;

      8) columns 10-11 indicate the total number of personnel working with generating radiation sources;

      9) columns 12-17 indicate the received effective dose of personnel by age, in the range from the lowest to the highest radiation doses, in mSv.

Section 3. Procedure for filling out the form No. 2-DOZ

      31. The individual doses associated with the planned increased exposure and exposure as a result of radiation accidents are entered in the form No. 2-DOZ.

      32. In case of exceeding the permissible effective dose of personnel (20 mSv per year), it is necessary to indicate in the note the reason, the period, who (last name, first name, middle name (if any), age, place of residence) and in what conditions received the increased dose, full name of the organization (mailing address), type of exposure to ionizing radiation, measures taken and recommendations for investigation.

      33. The form is filled out annually based on the results of measurements or calculation of individual doses of the planned increased exposure of personnel and exposure in the event of a radiation accident, as well as the persons from among the population, exposed to emergency exposure in the reporting year.

      34. Doses of emergency exposure to the population are recorded only in the form relating to the first year after this radiation accident. In subsequent years, radiation doses to the population due to past radiation accidents are not recorded in the form.

      35. Individual or legal entities filling out the form also include temporarily seconded persons in the reports.

      36. Identification of persons from among the population exposed to emergency radiation, and the assessment of individual radiation doses to the personnel of the organization where the radiation accident occurred, is carried out by the territorial subdivisions, and (or) the appropriate commission investigating the causes of the accident. Depending on the extent of the accident, institutions (enterprises) of the relevant ministries and departments involved in the liquidation of the consequences of the accident may also participate in this work.

      37. The line “Name of the reporting organization” indicates the full name of the organization without any abbreviations. After the full name of the organization, its official abbreviated name, if any, is indicated in brackets.

      38. The line “Mailing address” indicates the postal code and full postal address of the reporting organization.

      39. In the line “Code of the reporting organization”, the permanent coding of the organization is made up by the territorial subdivisions (the decoding is indicated in the note).

      40. The line "Code of the territory where the reporting organization carries out its activity" is indicated in accordance with table 1 of this appendix of the Sanitary rules.

      41. The line "Code of the type of activity of the reporting organization" is indicated in accordance with table 2 of this appendix of the Sanitary rules.

      42. Column 1 indicates the serial number of the personnel and the population.

      43. Column 2 indicates in full the surname, name, patronymic (if any) of the employee. Filling in the column with the initials of the employee is not allowed.

      44. Column 3 indicates the individual identification number.

      45. Column 4 indicates the date of birth of the employee. It is filled with numbers corresponding to the date, month and year of birth, which are separated by dots. In this case, the date and month are put down in two digits (for numbers less than 10, zero is added on the left), and the year is indicated in full four-digit number (for example: 12.05.1984).

      46. Column 5 indicates the gender of the employee: “Male”, “Female”.47. Column 6 indicates the codes according to table 3 of this appendix of the Sanitary rules, in accordance with the status of the employee.

      48. Column 7 indicates the codes according to table 4 of this appendix of the Sanitary rules, in accordance with the type of ionizing radiation. In this case, with serial number 1-6 they refer to external exposure by various types of ionizing radiation, and 7 - to internal exposure due to the entry of radionuclides into the body of employees.

      49. Column 8 indicates the official data of the IDC of the external exposure of the employee in the reporting year (mSv). In the absence of individual dosimetry data, it is allowed to enter in the column the values of doses obtained by the calculation method for estimating the annual dose.

      50. Column 9 indicates the results of the assessment of the effective dose of the employee's internal exposure in the reporting year (mSv). The annual effective internal dose of personnel is taken into account when working with radioactive substances in open form and is determined following the results of measuring the volumetric activity of radionuclides in the air of the working area of industrial premises or in the breathing zone using individual samplers, direct measurement of the content of radionuclides in the body using human radiation counters and (or) analysis of bioprobes of excretions.

      51. Column 10 indicates the codes according to table 5 of this appendix of the Sanitary rules, in accordance with the type of organ or tissue exposed to radiation by radiation sources. At the same time, data are recorded only for those organs (tissues) for which dose limits are determined in the Hygienic standards.

      52. Column 11 indicates the values ​​of the equivalent dose (mSv) in the lens of the eye, skin, hands and feet, lower abdomen (for women under the age of 45) of the personnel, obtained following the results of individual dosimetry of these organs.

      These data are entered only in cases where the control of equivalent doses in the above bodies is necessary and carried out.

      Equivalent doses are determined only for those organs (tissues) for which their determination is carried out in accordance with special methodological documents in force on the territory of the Republic of Kazakhstan.

      53. Column 12 indicates a code that consists of three entries in table 6 of this appendix of the Sanitary rules.

      54. The value of the annual individual dose for a person belonging to the personnel of group “A” is entered in the form, who underwent the planned increased exposure twice in the reporting year. For him, in column 12 the code “1P2” is entered.

      55. In the corresponding cells of table 2 of the form No. 2-DOS, the following is entered:

      1) column 1 indicates the serial number;

      2) column 2 indicates the codes of regions according to table 1 of this appendix of the Sanitary rules;

      3) column 3 indicates the districts, the located organizations using radiation sources (the decoding is indicated in the note);

      4) column 4 indicates the code of the organization using the radiation sources (the decoding is indicated in the note);

      5) column 5 indicates the code of the type of activity of the organization according to table 2 of this appendix 12 of the Sanitary rules;

      6) columns 6-7 indicate the total number of personnel working with open radiation sources;

      7) columns 8–9 indicate the total number of personnel working with closed radiation sources;

      8) columns 10-11 indicate the total number of personnel working with generating radiation sources;

      9) columns 12-17 indicate the received effective dose of personnel by age, in the range from the lowest to the highest radiation doses, in mSv.

Codes of regions of the Republic of Kazakhstan covered by individual dosimetric control

      Table 1

Names of regions

Code

1

2

3

1

Nur-Sultan

Z 01

2

Almaty

A 02

3

Akmola region

C 03

4

Aktobe region

D 04

5

Almaty region

B 05

6

Atyrau region

E 06

7

West-Kazakhstan region

L 07

8

Zhambyl region

H 08

9

Karaganda region

M 09

10

Kostanay region

P 10

11

Kyzylorda region

N 11

12

Mangistau region

R 12

13

Turkestan region

X 13

14

Pavlodar region

S 14

15

North Kazakhstan region

T 15

16

East-Kazakhstan region

F 16

17

Shymkent

Y 17

Codes of the type of activity of the organization working with manmade
radiation sources and having personnel of group A

      Table 2

Name of organization

Code

1

2

3

1

Medical facilities, including medical research institutes

М 01

2

Industrial enterprises, including organizations performing repair, set up, calibration of equipment using a radiation source

P 02

3

Research institutes, including higher education institutions, except for a medical profile

S 03

4

Other organizations

Y 04

Code of status of employee with radiation sources

      Table 3

Status of employee

Code

1

2

3

1

Worked all reporting year

001

2

Seconded in the reporting year *

002

3

Quit the job in the reporting year **

003

4

Retired in the reporting year

004

5

Died in the reporting year

005

      Note: * for an employee with the indicated status, the doses are indicated for the whole time of the secondment;

      ** for an employee with the indicated status, the doses are indicated from the beginning of the year until dismissal.

Codes of radiation sources used by organizations in their activities

      Table 4

Type of affecting ionizing radiation

Code

1

2

3

1

X-ray

R 101

2

Alpha

A 102

3

Beta

B 103

4

Gamma

G 104

5

Neutron

N 105

6

Radionuclide

I 106

7

Others

X 107

Codes of organs and tissues exposed to a radiation source

      Table 5

Type of organ or tissue exposed to ionizing radiation

Code

1

2

3

1

Gonads

01

2

Red bone marrow

02

3

Colon

03

4

Lungs

04

5

Stomach

05

6

Urine bladder

06

7

Breast

07

8

Liver

08

9

Esophagus

09

10

Thyroid

010

11

Lens of eye

011

12

Skin

012

13

Hands and feet

013

14

Bone surface

014

15

Other

015

16

Lower abdomen*

016

      Note: * - determined only for women under the age of 45

Codes of persons exposed to a radiation source

      Table 6

№ of position of code

Code

Meaning

1

2

3

1

1

Group A staff

2

Group B staff

3

Workers not assigned to personnel

4

The rest of the population exposed to emergency exposure

2

А

Emergency exposure

P

Planned increased exposure

3

Numbers starting from 1.

Number of cases of planned increased or emergency exposure of the person in the reporting year.

  Appendix 16
to the Sanitary rules
"Sanitary-epidemiological
requirements for radiation
security"

Card for recording individual doses of external exposure to
persons working with radiation sources

      1. Name of organization _____________________________________________________

      (name, address, telephone)

      2. Surname, name, patronymic (if any) ________________________________________

      3. Year of birth ___________________________________________________________

      4. Gender ________________________________________________________________

      5. Place of work __________________________________________________________

      (workshop, department, section, laboratory and others)

      6. Position _______________________________________________________________

      7. Work experience with radiation sources:

      7.1. in this organization _____________________________________________________

      (the beginning of work in the institution)

      7.2. total work experience ____________________________________________________

      (before working in this institution and the total dose received)

      8. Working conditions _______________________________________________________

      _________________________________________________________________________

      (type and nature of work, radionuclide, open and closed sources of radiation, class of work, state of aggregation of the radioactive substance, maximum permissible one-time activity at the workplace)

      9. Dose data:

Year

Dosimeter location

Quarterly radiation doses, mSv

Total annual dose, mSv

Signatures

I

II

III

IV

Responsible for radiation monitoring

Personnel

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

1

20___









2

20___









3

20___









4

20___









5

20___









6

20___









7

20___









8

20___