"Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидаларын бекіту туралы" Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің міндетін атқарушының 2015 жылғы 27 наурыздағы № 260 бұйрығына өзгерістер мен толықтырулар енгізу туралы

Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2019 жылғы 12 желтоқсандағы № ҚР ДСМ-148 бұйрығы. Қазақстан Республикасының Әділет министрлігінде 2019 жылғы 13 желтоқсанда № 19735 болып тіркелді. Күші жойылды - Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2022 жылғы 25 тамыздағы № ҚР ДСМ-90 бұйрығымен.

      Ескерту. Күші жойылды - ҚР Денсаулық сақтау министрінің 25.08.2022 № ҚР ДСМ-90 (алғашқы ресми жарияланған күнінен кейін күнтізбелік алпыс күн өткен соң қолданысқа енгізіледі) бұйрығымен.
      ЗҚАИ-ның ескертпесі!
      Осы бұйрықтың қолданысқа енгізілу тәртібін 4 т. қараңыз

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

      1. "Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидаларын бекіту туралы" Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің міндетін атқарушының 2015 жылғы 27 наурыздағы № 260 бұйрығына (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 11204 болып тіркелген, "Әділет" ақпараттық-құқықтық жүйесінде 2015 жылғы 22 маусымда жарияланған) мынадай өзгерістер мен толықтырулар енгізілсін:

      көрсетілген бұйрықпен бекітілген "Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидаларында:

      1-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "1-тарау. Жалпы ережелер";

      1-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "1. Осы "Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" санитариялық қағидалары (бұдан әрі – Санитариялық қағидалар) радиациялық қауіпті объектілерде (бұдан әрі – объектілер) жер телімін таңдауға, жобалауға, сумен жабдықтауға, су бұруға, жарықтандыруға, желдетуге, күтіп-ұстауға және пайдалануға, жұмыс жағдайларына, радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге, радиоактивті қалдықтарды жинауға, пайдалануға, залалсыздандыруға, тасымалдауға, сақтауға және көмуге, радиациялық бақылауды ұйымдастыруға, жүргізуге, таратуға, консервациялауға және бейінін өзгертуге қойылатын талаптарды қамтиды.";

      2-тармақта:

      мынадай мазмұндағы 3-1) тармақшамен толықтырылсын:

      "3-1) бақыланатын қол жеткізу аймағы (бұдан әрі – БҚЖА) – объектінің өнеркәсіптік алаңы аумағының, оны қалыпты пайдалану жағдайында персоналға радиациялық факторлардың әсер етуі мүмкін объектінің ғимараты мен құрылысының бір бөлігі;";

      мынадай мазмұндағы 16-1) тармақшамен толықтырылсын:

      "16-1) жергілікті көз – беттің жанында кез келген шарт орындалатын зат:

      10 сантиметр қашықтықта сәулеленудің эквивалентті дозасының қуаты (табиғи радиациялық фонынан болатын үлесті шегергенде) сағатына 0,2 микрозиверттен асады;

      зат бетінің радиоактивті ластануы секундына шаршы сантиметрге 0,4 бета-бөлшектерден (бұдан әрі – бета-бөлшектер/(см2∙с) және (немесе) 0,04 альфа-бөлшектер /(см2∙с) асады;";

      17) тармақша мынадай редакцияда жазылсын:

      "17) иондаушы сәулелену көзі (бұдан әрі – сәулелену көзі немесе ИСК) – радиоактивті заттар, құрамында радиоактивті заттар бар аппараттар немесе құрылғылар, сондай-ақ иондаушы сәуле шығаратын немесе шығаруға бейім электрофизикалық аппараттар немесе құрылғылар.";

      мынадай мазмұндағы 27-1), 27-2), 27-3) және 27-4) тармақшалармен толықтырылсын:

      "27-1) металл сынығы (түсті және қара металдар сынығы) – бұл жарамсыз болған немесе тұтынушылық қасиеттерін жоғалтқан және тек қайта өңдеуге ғана жарамды өнеркәсіптік және тұрмыстық мақсаттағы бұйымдардан құралған, құрамында түсті немесе қара металл бар өндіріс және тұтыну қалдықтары;";

      "27-2) металл сынығының радиоактивті ластануы – құрамында радиациялық қауіпсіздіктің ГН-мен белгіленген мәндерден асатын радионуклидтер бар немесе олармен ластанған металл сынығының жеке фрагменті;";

      "27-3) металл сынығының партиясы – металл сынығының бөлек жиналған мөлшері (бір немесе бірнеше көлік бірліктеріне – платформаға, вагонға, автомашинаға, жүк контейнеріне тиелген металл сынығының мөлшері);";

      "27-4) мұнай-газ кешені объектілерінің өндірістік қалдықтары – технологиялық жабдықтарды жөндеу және тазарту барысында алынған тұзды шөгінділер және қоқыстар, мақсаты бойынша одан әрі пайдалануға арналмаған технологиялық жабдықтар мен құрылғылардың элементтері, кәсіпорын аумағындағы мұнай-газ кешені кәсіпорындарының өндірістік қызметі процесінде табиғи радионуклидтер жинақталуы мүмкін топырақ және жер;";

      2, 3 және 4-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "2-тарау. Эмальды альфа және бета-сәулелену көздері бар статикалық электрдің радиоизотоптық бейтараптандырғыштарын орнатуға және пайдалануға қойылатын талаптар";

      "3-тарау. Радон зертханаларын жобалауға, күтіп-ұстауға және пайдалануға қойылатын талаптар";

      "4-тарау. Радон терапиясы бөлімшесін күтіп-ұстауға және пайдалануға қойылатын талаптар";

      39-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "39. Радон терапиясы бөлімшесінде:

      1) радон су ванналарын, гинекологиялық сумен шаюды жүргізуге, ішетін радон емшараларын қабылдауға арналған, басты және қызыл иекті радон суымен шаюға арналған, ауа-радон ванналарын, радон ингаляциясын жүргізуге арналған, ішек жуу, микроклизма, сумен шаюды жүргізуге арналған үй-жайлар;

      2) радонның еншілес өнімдерін (бұдан әрі – РЕӨ) анықтау бойынша зертхана көзделеді.

      Радон терапиясы бөлімшесінде аптасына кемінде бір рет сиретпей радонның РЕӨ-ге радиациялық бақылау жүргізіледі.".

      61-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "61. Радонның концентрацияланған ерітіндісі кездейсоқ төгілген жағдайда жұмыс тоқтатылады, персонал желдеткішті қосып, 3-4 сағатқа зертханадан шығады, осы уақыт аяқталған соң төгілген ерітіндіні шүберекпен сүртіп алады.

      Жұмыс радиоактивтілікті бақылау өлшеулері жүргізілгеннен кейін Қазақстан Республикасы Ұлттық экономика министрінің 2015 жылғы 27 ақпандағы № 155 бұйрығымен бекітілген "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар" гигиеналық нормативтерінің (Қазақстан Республикасының Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 10671 болып тіркелген) (бұдан әрі – ГН) талаптарына сәйкес болған кезде ғана қайта басталады.";

      62-тармақ алып тасталсын;

      5-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "5-тарау. Радиоизотоптық диагностика зертханаларына қойылатын талаптар";

      80-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "80. Егер ұсталғаннан кейін қаптаманың бетіндегі дозаның қуаты табиғи фонның деңгейінен 0,6 мкЗв/сағ аспаса және қаптамадағы радионуклидтердің белсенділігі ГН-да келтірілген МАҮБ мәнінен аспаса, қалдықтарды қатты тұрмыстық қалдықтарға арналған полигонға шығаруға жол беріледі.";

      6, 7 және 8-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "6-тарау. Қуатты изотоптық гамма-қондырғыларды күтіп-ұстауға және пайдалануға қойылатын талаптар";

      "7-тарау. Зерттеу мақсатындағы ядролық реакторларға қойылатын талаптар";

      "8-тарау. Радиоизотоптық дефектоскоппен жұмыс жағдайларына қойылатын талаптар";

      136-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "136. Стационарлық дефектоскоптарды пайдалана отырып, дефектоскопиялық бақылау бойынша жұмысты санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыда көрсетілген үй-жайларда жүргізуге жол беріледі.";

      мынадай мазмұндағы 136-1-тармақпен толықтырылсын:

      "136-1. Радиациялық қауіпті аймаққа бөгде адамдардың кездейсоқ кіру мүмкіндігін болдырмау үшін дефектоскопиялық жұмыстарды екі қызметкер жүргізуі керек, олардың біреуіне радиациялық қауіпті аймақтың барлық периметрі бойынша режимнің қатаң сақталуын бақылау бойынша міндеттер жүктеледі.";

      137-тармақ алып тасталсын;

      140-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "140. Цехтарда, ашық алаңдарда және далалық жағдайларда дефектоскопиялық жұмыстарды жүргізу кезінде радиациялық қауіпті аймақты таңбалау және белгілеу керек, оның шектерінде сәулелену қуаты 2,5 мкЗв/сағ аспауы тиіс. Осы аймақтың шекарасын кемінде 3 метр қашықтықта жақсы көрінетін радиациялық қауіптілік белгілерімен және ескерту жазбалармен белгілеу қажет.";

      149-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "149. Дефектоскоптарды жөндеу сәулелендіру көздерін шығарылғаннан және оны қорғаныш контейнеріне орналастырғаннан кейін жүргізіледі. Зарядталған дефектоскоптарды жөндеу жұмыстарын мәжбүрлі жүргізген кезде, жұмыс радиациялық қауіпсіздік шараларын сақтай, қорғаныш құрылғыларын қолдана отырып орындалады.";

      9 және 10-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "9-тарау. Нейтрондардың ұңғыма генераторларымен жұмыс істеу шарттарына қойылатын талаптар";

      "10-тарау. Бұрғылау ұңғымалары разрездерін радиометриялық зерттеулер кезінде жабық иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу шарттарына қойылатын талаптар";

      164-тармақ алып тасталсын;

      173-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "173. Көздерді дала жағдайларында уақытша сақтауға оң санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болғанда жол беріледі.";

      176-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "176. Босатылған қаптамаларды және І көлік санатының қаптамаларын қоспағанда, көздерді тасымалдау осы мақсатта арнайы жабдықталған автомашинада (автотіркемеде), көтергіш-машинада, қарапайым жүк автомашиналарында көліктік және тасымалы контейнерлермен жүзеге асырылады. Босатылған қаптамаларды және І көлік санатының қаптамаларын қоспағанда, көздерді жеңіл автомобильде арнайы бекіткіштері бар қорғаныш контейнерінсіз, сондай-ақ адамдармен бірге тасымалдауға жол берілмейді.";

      177-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "177. Кабинадағы дозаның қуаты 12 мкЗв/сағ аспауы тиіс. Адамдарды жүк көлігінің шанағында немесе жеңіл автомашинаның кабинасында және көздері бар контейнерлерді автотіркемеде бірге тасымалдаған кезде тасымалданатын адамдар болатын жерлердегі дозаның қуаты 2,5 мкЗв/сағ аспауы тиіс. Контейнердің сыртқы беттерінің кез келген нүктесінде дозаның қуаты 2 мЗв/сағ-тан және осы беттерден 2 м қашықтықта 0,1 м3в/сағ-тан аспауы тиіс.";

      11, 12, 13, 14 және 15-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "11-тарау. Уран кенін өндіретін және байытатын кәсіпорындардың санитариялық-қорғаныш аймағына қойылатын талаптар";

      "12-тарау. Жер асты ұңғымалық сілтілеу әдісімен кен орындарының өндіру полигондарын пайдалануға қойылатын талаптар";

      "13-тарау. ЖС кен орынын қайта өңдеу кешенін пайдалануға қойылатын талаптар";

      "14-тарау. Табиғи уран кені мен концентратын тасымалдауға қойылатын талаптар";

      "15-тарау. Жер бетіндегі кешен объектілеріне қойылатын талаптар";

      257-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "257. Уран кенін өндіретін және байытатын барлық кәсіпорындарда арнайы қызмет осы Санитариялық қағидаларға 11-қосымшада көрсетілген қызметті орындайтын еңбек жағдайларын бақылау бойынша жұмыс тізбесіне сәйкес радиациялық бақылауды жүзеге асырады.";

      16, 17, 18, 19, 20, 21 және 22-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "16-тарау. Уран кенін өндіру және байыту объектілерін қайта бейіндеуге, консервациялауға және таратуға қойылатын талаптар";

      "17. Тау-кен кәсіпорындарын консервациялауға, қайта бейіндеуге, таратуға қойылатын талаптар";

      "18-тарау. Жер асты сілтілеу полигондарын, ГМЗ, БФ және ЖС-ның қайта өңдеу кешендерін таратуға қойылатын талаптар";

      "19-тарау. ГМЗ-ны және БФ-ны консервациялауға және қайта бейіндеуге қойылатын талаптар";

      "20-тарау. Қалдықтар қоймасын консервациялауға және таратуға қойылатын талаптар";

      "21-тарау. Рентгендік-дефектоскопиялық зертханасына қойылатын талаптар";

      "22-тарау. Сәулелік диагностика және терапия кабинеттеріне қойылатын талаптар";

      329-тармақ алып тасталсын;

      330-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "330. Рентген аппараттарын монтаждау бойынша жұмыстарды оң санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болған кезде ғана жүргізуге жол беріледі.";

      332-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "332. Комиссия құрамына мыналар: сәулелік диагностика немесе терапия бөлімшесінің (кабинетінің) меңгерушісі, монтаждау және аппараттың пайдалану параметрлеріне бақылау жүргізген ұйымдардың өкілдері кіреді.";

      333-тармақ алып тасталсын;

      335-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "335. Сәулелік диагностика кабинеттері мен бөлімшелері (бұдан әрі – кабинет) стационарлардың, амбулаториялық-емханалық ұйымдардың (медициналық орталықтардың) ғимараттарында орналастырылады, кабинет өтетін жер болмауы тиіс.

      Кабинеттерді осы Санитариялық қағидалардың талаптары сақталған жағдайда стационарлар, амбулаториялық-емханалық ұйымдар (медициналық орталықтар) ғимараттарының төменгі қабаты үй-жайларында орналастыруға жол беріледі.";

      338-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "338. Операциялық блоктарда және тасымалдауға жарамайтын науқастарға емшара жүргізу үшін палаталарда жылжымалы (палаталық) рентген аппараттарын пайдалануға жол беріледі. Оны пайдалану шарттарына қарамастан, жылжымалы (палаталық) рентген аппараттарын науқастарды жаппай тексеру үшін пайдалануға жол берілмейді.";

      349-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "349. Кабинеттерге және рентген аппараттарын басқару бөлмесінің кіреберісі қабырғасында еденнен 1,6-1,8 м биіктікте немесе есіктің үстінде пациент емшара бөлмесінде болған кезде персонал қосатын "Кіруге болмайды!" деген жарықты табло (белгі) орналастырылады. Жарық белгісіне радиациялық қауіптілік белгісін жазуға жол беріледі.";

      362-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "362. Сәулелік диагностика және терапия кабинеттері радиациялық объектілердің әлеуетті қауіптілік дәрежесі бойынша IV санатқа жатады.

      Кабинетте рентген аппараттарының схемасы, олардың сипаттамасы және пайдалану жөніндегі нұсқаулығы, дозиметриялық бақылау, рентген аппаратының пайдалану параметрлерін бақылау хаттамалары, кабинетті санитариялық-эпидемиологиялық тексеру актілері, электр өлшеу аспаптарын тексеру хаттамалары, кабинеттің техникалық паспорты, санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды болады, сондай-ақ көрінетін жерге пациенттерге арналған медициналық емшаралар кезіндегі дозалық жүктемелер туралы жадынамалар орналастыру қажет.";

      23 және 24-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "23-тарау. Сәулелік диагностика кабинетінде жұмыс істеу шарттарына қойылатын талаптар";

      "24-тарау. Персоналдың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын талаптар";

      мынадай мазмұндағы 379-1 және 379-2-тармақтармен толықтырылсын:

      "379-1. "А" тобындағы персоналды жеке дозиметриялық бақылау тұрақты жүзеге асырылады, дозиметрлердің көрсеткіштерін алу тоқсанына бір рет жүргізіледі. Персоналдың сәулеленуінің жеке жылдық дозасы жеке дозаларды есепке алу карточкасында тіркеледі. Карточканың көшірмесі қызметкер жұмыстан босатылғаннан кейін 50 жыл бойы ұйымда сақталады және ол басқа ұйымға ауысқан жағдайда жаңа жұмыс орнына беріледі.

      379-2. Арнайы рентгенологиялық зерттеулерге жүйелі түрде қатысатын адамдарды (хирургтар, анестезиологтар) жеке дозиметриялық бақылау "А" тобындағы персоналға жүргізілгендей жүргізіледі.";

      25-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "25-тарау. Пациенттердің және халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын талаптар";

      380 және 381-тармақтар алып тасталсын;

      382-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "382. Әрбір рентгенологиялық зерттеу үшін пайдаланылатын жұмыс жүктемесінің мәндерін және анодтық кернеуді есепке алу жүргізіледі. Жұмыс жүктемесі және анодтық кернеу мәндерін ескере отырып, пациенттердің сәулелену дозалары бағаланады. Пациенттің сәулелену дозасы оның амбулаториялық карточкасына, ауыру тарихына міндетті қосымша болып табылатын рентгенологиялық зерттеу кезінде пациенттің дозалық жүктемелерін есепке алу парағында және осы санитариялық қағидаларға 19-қосымшаға сәйкес күнделікті рентгенологиялық зерттеулерді есепке алу журналында тіркеледі, сондай-ақ медициналық ақпараттық жүйелер болған кезде сәулелену дозалары электрондық форматта қалыптастырылады. Науқасты стационардан шығару кезінде немесе рентгенологиялық зерттеуден кейін дозалық жүктеменің мәні шығару парағына жазылады.";

      26-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "26-тарау. Өндірістік бақылауды ұйымдастыруға қойылатын талаптар";

      398-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "398. Осы Санитариялық қағидаларға 21 және 22-қосымшаларға сәйкес өндірістік бақылауға радиациялық бақылау және пайдалану параметрлерін бақылау кіреді.

      Пайдалану параметрлерін бақылау:

      1) іске қосу-жөндеу жұмыстары жүргізілгеннен кейін сәулелі диагностика және терапия аппараттарын пайдалану басталғанға дейін қабылдау;

      2) сәулелі диагностика және терапия аппаратының әр типі үшін әзірленген қағидаларға сәйкес мерзімдік;

      3) рентген аппаратының негізгі тораптарын ауыстырған және жөндеу-баптау жұмыстарын жүргізген кезде жоспардан тыс болып бөлінеді.

      Радиациялық бақылау көлемі кабинетті пайдалану шарттарының өзгеру сипатымен анықталады.

      Радиациялық бақылау кезінде:

      1) екі жылда бір реттен жиі емес персоналдың жұмыс орнындағы, кабинеттің емшара бөлмесімен іргелес үй-жайлар мен аумақтағы сәулелену дозасының қуатын өлшеулер;

      2) екі жылда бір реттен жиі емес жылжымалы және жеке радиациялық қорғау құралдарының қорғаныш тиімділігін бақылау;

      3) жылына бір реттен жиі емес рентгендік медициналық жабдықтардың техникалық жағдайын бақылау (техникалық қызмет көрсету) жүргізіледі.";

      399-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "399. Рентген жабдықтарының барлық типтерінің пайдалану параметрлерін бақылау екі жылда бір рет, ал пайдалану мерзімі он жылдан астам рентген аппараттары үшін жылына бір рет жүргізіледі. Дентальдық аппараттардың пайдалану параметрлерін бақылау үш жылда бір рет жүргізіледі. Пленкаларды шығару жүйелері үшін параметрлерді бақылау жұмыс жүктемесіне қарай күніне бір реттен аптасына бір ретке дейін жүргізіледі (аптасына 3 рет жүргізу ұсынылады). Экспозицияны автоматты басқару жүйелері үшін параметрлерді бақылау екі жылда бір рет жүргізіледі.

      Жұмысында пайдалану параметрлерін бақылау (сапасын бақылау) нәтижелері бойынша ауытқулар анықталған рентен аппараттарын пайдалануға жол берілмейді.";

      27, 28, 29 және 30-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "27-тарау. Рентгендік стоматологиялық зерттеулер кезіндегі радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын талаптар";

      "28-тарау. Гамма-терапиялық аппараттарға және өндірістік үй-жайларға қойылатын талаптар";

      "29-тарау. Өндірістік үй-жайларды радиациялық қорғауға қойылатын талаптар";

      "30-тарау. Сәулелік терапия бөлімшелерінде техникалық жарақтауға және жұмысты ұйымдастыруға қойылатын талаптар";

      484-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "484. Қоймадағы радионуклидті көздердің жалпы белсенділігі санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыда көрсетілген мәннен аспауы тиіс.";

      31, 32, 33 және 34-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "31-тарау. Радиациялық авариялардың алдын алу және салдарларын жою";

      "32-тарау. Пациенттердің радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын талаптар";

      "33-тарау. Персоналдың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын талаптар";

      "34-тарау. Радиациялық қауіпсіздіктің қамтамасыз етілуін бақылауға қойылатын талаптар";

      508-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "508. Радиациялық бақылау жүргізу жоспары өлшеулер жүргізудің көлемін, кезеңділігін, сәулелі терапия бөлімшесінің үй-жайларының схемесында көрсетілген нақты нүктелерін қамтиды. Қажет болса (жөндеу, үй-жайлар мен жабдықтарды реконструкциялау, жаңа технологиялар, авариялық жағдайлар және т.б.) радиациялық бақылау жоспарына объекті әкімшілігімен келісім бойынша тиісті өзгерістер енгізіледі.";

      509-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "509. Радиациялық бақылауды жүзеге асыратын персонал осы нұсқаулар мен радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету саласындағы лауазымдық нұсқаулықтарды бұзушылықтар анықталған кезде анықталған бұзушылықтар жойылғанға дейін сәулелену көздерімен жұмысты уақытша тоқтата тұрады.";

      35, 36 және 37-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "35-тарау. Пайдаланылмайтын рентгендік сәулелену қондырғыларын пайдалануға қойылатын талаптар";

      "36-тарау. 100 МэВ дейінгі энергиясы бар электрондарды жеделдеткіштерді пайдалануға қойылатын талаптар";

      "37-тарау. Радиоактивті заттармен жұмыс істейтін өндірістік зертханалардағы жұмыс жағдайларына қойылатын талаптар";

      553-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "553. Зертханада алынған дозаны журналға тіркеу арқылы жеке дозиметриялық бақылау және жұмыс орындарында, аумақта радиациялық бақылау жүргізіледі.";

      38-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "38-тарау. Ядролық медицина объектілеріне қойылатын талаптар";

      603-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "603. Медициналық сәулелену кезіндегі диагностикалық референттік деңгейлер осы Санитариялық қағидалардың 42-қосымшасына сәйкес регламенттеледі.";

      636-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "636. Радиациялық бақылауға:

      1) персоналдың сыртқы сәулеленуін жеке дозиметриялық бақылау;

      2) радиациялық авария жағдайында персоналдағы радионуклидтер инкорпорациясы деңгейін жеке радиометриялық бақылау;

      3) жұмыс беттерінің, жұмысшылардың киімі мен тері жабынының радиоактивті ластану деңгейлерін өлшеу;

      4) персоналдың жұмыс орнында, оның ішінде радиоактивті газдармен жұмыс істеген кезде фотонды және бета-сәулелеудің сіңірілген дозасының қуатын өлшеу;

      5) жұмыс үй-жайлары ауасындағы радиоактивті аэрозольдардың көлемдік белсенділігін өлшеу;

      6) қатты радиоактивті қалдықтарды жинауды, сақтауды және жоюды бақылау;

      7) сарқынды суларды радиометриялық бақылау;

      8) желдету жүйелерінің сүзгілерін радиометриялық бақылау кіреді.";

      39 және 40-тараулардың тақырыптары мынадай редакцияда жазылсын:

      "39-тарау. Арнайы киімді және басқа да ЖҚҚ-ны дезактивизациялау бойынша арнайы кір жуу орындарын күтіп-ұстауға және пайдалануға қойылатын талаптар";

      "40-тарау. Объектілерден радиоактивті қалдықтарды жинауға, сақтауға және жоюға қойылатын талаптар";

      672-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "672. Объектілерде РАҚ жинау және тасымалдау үшін:

      1) қатты РАҚ (бұдан әрі – ҚРҚ) үшін – бастапқы қаптамамен жарақталған жинағыш-контейнерлер, дербес қаптамалар түріндегі пластик немесе қағаз қаптар (крафт қаптар) қолданылады.

      Пластик немесе крафт-қаптарды дербес қаптамалар ретінде (контейнерден тыс) құрамында эманациялайтын заттар бар қалдықтар немесе қаптардың механикалық зақымдалуына алып келуі мүмкін қалдықтар (өткір, шанышқы және кесетін заттар) үшін пайдалануға жол берілмейді;

      2) сұйық РАҚ (бұдан әрі – СРҚ) үшін – жинағыш-контейнерлер немесе арнайы цистерналар қолданылады.";

      677-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "677. Қалдықтарды жинау, қайта өңдеу және көму жөніндегі мамандандырылған ұйымдарда (бұдан әрі – МҰ) немесе РАҚ көму пунктінде (бұдан әрі – РҚКП) өңделуге жататын СРҚ рН=7 дейін бейтараптандырылады. Бейтараптау объектіде жүргізіледі. Жинау кезінде СРҚ жанатын немесе жанбайтын қалдықтар болып бөлінеді. Жанатын СРҚ өрт қауіпсіздігі талаптарына жауап беретін бөлек ыдыстарға жиналады.";

      693-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "693. Учаскенің шекаралары су қоймалары беттерінен және жерасты суларының су тоғаны орналасқан жерлерден 500 метрден кем емес қашықтықта, су баспайтын және батпақтанбайтын, радиоактивті қалдықтарды көметін ыдыс түбінің 10 және одан артық м тереңдікте орналасуын қамтамасыз ететін, жер асты суының деңгейі төмен жерлерде орнатылады. Жер асты суы деңгейінің ең аз тереңдігі ыдыс түбінен 4 м-ден кем болмауы тиіс. Учаскенің өлшемі кемінде 20 жыл есебімен перспективалық құрылысқа арналған резервтік алаңды қамтиды.";

      41-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "41-тарау. Қалдықтар қоймасына қойылатын талаптар";

      707-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "707. СҚА және қалдықтар қоймасының аумағында атмосфералық ауаның, жер асты суларының, ашық су қоймалары суының, топырақ пен өсімдіктің радиоактивті ластануын радиациялық бақылау жүргізіледі.";

      42-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "42-тарау. Радиоактивтілігі төмен қалдықтардың арнайы жер бетіндегі қорымдарына қойылатын талаптар";

      717-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "717. Жер бетіндегі қорым қалдық қоймалары сияқты радиациялық бақылауға жатады.";

      43-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "43-тарау. Объектілердің радиоактивті қалдықтарын қабылдауға қойылатын талаптар";

      721-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "721. РАҚ-тың әрбір партиясына осы Санитариялық қағидаларға 38-қосымшаға сәйкес екі данада паспорт ресімделеді. Паспорттың бір данасы қалдықтармен бірге МҰ немесе РҚКП-ға тапсырылады, ал екіншісі объектіде сақталады.";

      44-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "44-тарау. Радиоактивті қалдықтарды тасымалдауға қойылатын талаптар";

      724-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "724. Радиоактивті қалдықтарды тасымалдау арнайы жабдықталған көлік құралдарымен немесе оларды жүйелі тасымалдауға арналған МҰ мен РҚКП-ның автокөлігінде жүргізіледі.";

      726-тармақ алып тасталсын;

      45-тараудың тақырыбы мынадай редакцияда жазылсын:

      "45-тарау. Радиоактивті қалдықтарды қайта өңдеуге және көмуге қойылатын талаптар";

      739-тармақ мынадай редакцияда жазылсын:

      "739. ҚРҚ-ны және цементтелген, шыныланған, битумдалған СРҚ-ны мынадай шарттар сақталған жағдайда:

      1) қатты қалдықтардың меншікті бета-белсенділігі 370 кБк/кг-нан (10-5 Ки/кг), цементтелген блоктардың бета-белсенділігі 370 кБк/кг-нан (10-5 Ки/кг), шыныланған блоктардың бета-белсенділігі 370 кБк/кг-нан (10-5 Ки/кг), битумдалған блоктардың бета-белсенділігі 3,7 МБк/кг-нан (10-4 Ки/кг) аспауы тиіс;

      2) траншеяның тереңдігі кемінде 5 м және битумдық блоктарды төсеу қалыңдығы 3 м-ден артық емес болғанда;

      3) траншеяның астында құрғақ орташа, ұсақ және жұқа түйіршікті тұнба жыныстардың қалыңдығы кемінде 10 м болған кезде жер траншеяларына көмуге жол беріледі.";

      мынадай мазмұндағы 46, 47, 48, 49, 50, 51 және 52-тараулармен толықтырылсын:

      "46-тарау. Қалдықтардың РАҚ-қа жатқызу өлшемшарттарына қойылатын талаптар және олардың сипаттамасы";

      749. РАҚ-қа құрамындағы техногенді радионуклидтердің меншікті белсенділігі БАМБ-нен асатын (техногенді радионуклидтердің меншікті белсенділігінің олардың БАМБ-не қатынасының жиынтығы 1-ден асады) одан әрі пайдалануға жатпайтын заттар, материалдар, қоспалар, бұйымдар жатады. БАМБ мәндері ГН-ге 26-қосымшада келтірілген.

      750. РАҚ агрегаттық күйі бойынша сұйық және қатты болып бөлінеді.

      751. Мынадай өлшемшарттарға сәйкес келетін сұйық қалдықтар:

      1) бір радионуклидпен ластанған сұйық қалдықтардың радионуклидтік құрамы белгісіз болған кезде – осы Санитариялық қағидаларға 43-қосымшада келтірілген ауыз судағы радионуклид құрамының референттік деңгейі мәнінің 10 еседен асатын болса;

      2) сұйық қалдықтар 131-йодпен ластанған кезде, егер меншікті белсенділігі 0,62 Бк / г асатын болса;

      3) бірнеше радионуклидтермен ластанған сұйық қалдықтардың радионуклидтік құрамы белгісіз болған кезде – егер радионуклидтердің меншікті белсенділігінің ауыз судағы радионуклидтер құрамының тиісті референттік деңгейлерінің 10 еселенген мәніне қатынасы 1-ден асатын болса;

      4) сұйықтық қалдықтардың радионуклидті құрамы белгісіз болған кезде – егер меншікті белсенділік:

      альфа-сәулелейтін радионуклидтер үшін 0,05 Бк/г-нан;

      бета-сәулелейтін радионуклидтер үшін 0,5 Бк/г-нан асатын болса СРҚ-ға жатады.

      СРҚ-ны жер үсті және жер асты су объектілеріне, су жиналатын алаңдарға, жер қойнауларына және топыраққа шығаруға жол берілмейді.";

      752. Мынадай өлшемшарттарға сәйкес келетін қатты қалдықтар:

      1) бір радионуклидпен ластанған қатты қалдықтардың радионуклидті құрамы белгілі болған кезде – егер радионуклидтің меншікті белсенділігі ГН-ға 26-қосымшада келтірілген БАМБ-нен асатын болса;

      2) бірнеше радионуклидтермен ластанған қатты қалдықтардың радионуклидті құрамы белгілі болған кезде – егер радионуклидтердің меншікті белсенділігінің олардың БАМБ қатынасының жиынтығы 1-ден асатын болса;

      3) қатты қалдықтардың радионуклидті құрамы белгісіз болған кезде – егер:

      қалдықтардың бетінен 0,1 м қашықтықта гамма-сәулелену дозасының қуаты 0,001 мЗв/сағ-тан асатын болса;

      4) меншікті белсенділік: бета-сәулелейтін радионуклидтер үшін 100 Бк/г-нан; альфа-сәулелейтін және трансуранды радионуклидтер үшін 1 Бк/г-нан асқанда ҚРҚ-ға жатады.

      753. ҚРҚ-мен және СРҚ-мен жұмыс істеген кезде ұзақ уақыт қауіпсіздікті қамтамасыз ету үшін қысқа өмір сүретін, белсенділігі төмен, белсенділігі орташа, белсенділігі жоғары, сондай-ақ одан әрі пайдалануға жатпайтын істен шыққан жабық сәулелену көздерін, бақылаудан шығарылуға жататын РАҚ үшін сараланған тәсілдерді пайдалануы қажет.

      754. ҚРҚ-ны алдын ала сұрыптау осы Санитариялық қағидаларға 44-қосымшаның 1-кестесіне сәйкес ҚРҚ-ны санаттауды пайдалана отырып, беткі радиоактивті ластану деңгейі бойынша немесе РАҚ бетінен 0,1 м қашықтықта гамма-сәулелену дозасының қуаттылығы бойынша жүргізілуі тиіс:

      1) белсенділігі төмен РАҚ – 0,001 мЗв/сағ-тан 0,3 мЗв/сағ-қа дейін;

      2) белсенділігі орташа РАҚ –0,3 мЗв/сағ-тан 10 мЗв/сағ-қа дейін;

      3) белсенділігі жоғары РАҚ – 10 мЗв/сағ-тан артық.

      755. Белсенділігі белсенділігі төмен, белсенділігі орташа, белсенділігі жоғары РАҚ-ты көмген кезде ұзақ уақыт қауіпсіздікті қамтамасыз ету үшін осы Санитариялық қағидаларға 44-қосымшаның 2-кестесіне сәйкес радионуклидтердің меншікті белсенділігі бойынша ҚРҚ және СРҚ-ны санаттау пайдаланылуы тиіс. 44-қосымшаның 2-кестесінде келтірілген радионуклидтердің сипаттамалары бойынша РАҚ түрлі санаттарға жатқан жағдайда, олар үшін РАҚ санаттарының алынған мәндері ішінен барынша жоғары мәні белгіленеді.

      756. Қысқа өмір сүретін РАҚ-қа 100 тәуліктен аспайтын жартылай ыдырау кезеңіндегі радионуклидтермен ластанған қалдықтар жатады, олардың белсенділігі уақытша сақтау кезінде радионуклидтердің бақылаудан алу және босату деңгейлеріне дейін ыдырауына байланысты төмендейді.

      757. РАҚ-тың ұзақ мерзімді қауіпсіздігі мыналарды көму арқылы қамтамасыз етілуі тиіс:

      1) белсенділігі төмен РАҚ – бірнеше жүз жылға дейінгі мерзімге инженерлік-техникалық кедергілері бар үстіңгі беттегі РҚКП-да;

      2) белсенділігі орташа РАҚ – көметін жердің гидрогеологиялық сипаттамаларына байланысты оннан бірнеше жүз метрге дейінгі тереңдікте орналасқан РҚКП-да. Белсенділігі орташа РҚА-ға көмгеннен кейін жылу бөлуді қажет етпейтін немесе тек шектеулі қамтамасыз етуді қажет ететін қалдықтар жатады;

      3) белсенділігі жоғары РАҚ – жылу бөлуді қамтамасыз ететін инженерлік-техникалық кедергілермен және жүйелермен жабдықталған терең геологиялық формацияларда орналасқан РҚКП-да. Белсенділігі жоғары РАҚ-қа радиоактивті ыдырау нәтижесінде жылудың елеулі мөлшерін шығаратын және бірнеше жүз жылдар бойы жылу шығаруды жалғастыратын жоғары деңгейдегі оқшаулауды және оңашалауды талап ететін қалдықтар жатады.

      758. Істен шыққан жабық ИСК-ның сыныптамасы олардың ұзақ мерзімді қауіптілігіне сәйкес осы Санитариялық қағидаларға 44-қосымшаның 3-кестесіне сәйкес жүзеге асырылады.

      759. Істен шыққан жабық ИСК:

      1) құрамында жартылай ыдырау кезеңі 100 тәуліктен кем радионуклидтер бар ИСК қысқа өмір сүретін РАҚ-қа жатады және олар бақылаудан босатылғаннан кейін радиоактивті емес қалдықтар ретінде кәдеге жаратылуы тиіс;

      2) газ тәрізді және радионуклидтердің жартылай ыдырау кезеңі 30 жылдан кем белсенділігі 1 МБк-ден төмен ИСК белсенділігі төмен РАҚ-қа жатады және үстіңгі беттегі РҚКП-да көмілуі тиіс;

      3) құрамында ұзақ өмір сүретін радионуклидтер, сондай-ақ жартылай ыдырау кезеңі қысқа, белсенділігі 1 МБк асатын белсенділігі жоғары иондаушы сәулелену көздері бар ИСК белсенділігі орташа РАҚ сыныбына жатады және радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету үшін РҚКП-да терең геологиялық жүйелерде көміледі.

      47-тарау. РАҚ-пен жұмыс істеген кезде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету үшін объектіні жобалауға қойылатын талаптар

      760. Объектілерді жобалау кезінде ГН және осы Санитариялық қағидалардың талаптары сақталады және мыналар:

      1) РАҚ-пен жұмыс істегеннен халыққа теріс әсердің болмауы, оның ішінде РАҚ-пен жұмыс істеудің барлық кезеңдерінде халықтың сәулеленуінің тиімді дозасының 10 мкЗв/жылдан аспауы;

      2) сұйық РАҚ-ты қоршаған ортаға радиоактивті заттардың рұқсат етілетін шығарындылары мен төгінділерін регламенттейтін мәндерден аспайтын деңгейлерге дейін тазартудың тиімді жүйелері мен әдістері;

      3) әр түрлі РАҚ-пен және радиоактивті емес қалдықтармен жұмыс істеудің бөлек жүйелері, РАҚ-пен жұмыс істеуге арналған қажетті үй-жайлар мен жабдықтар;

      4) тәулігіне сұйық РАҚ-тың 200-ден астам литрі құрылған кезде конструкциясы радиоактивті ағындардың радиоактивті емес ағындарға түспеуін қамтамасыз етуі тиәс арнайы кәріз жүйесі (бұдан әрі – арнайы кәріз);

      5) РАҚ-ты уақытша сақтау үшін ГН және нормалау құжаттарында белгіленген II сыныптан төмен емес жұмыстарға арналған үй-жайларға қойылатын талаптарға сәйкес жабдықталуы тиіс жеке үй-жай немесе арнайы бөлінген орын;

      6) технологиялық үрлеуді жоюға арналған, жалпы алмасатын (сыртқа тартатын) жүйеден бөлек желдету жүйесі қамтамасыз етіледі.

      761. МҰ-ны жобалау кезінде осы Санитариялық қағидалардың 760-тармағында көрсетілген талаптар сақталуы тиіс, оның ішінде мынадай талаптар сақталуы тиіс:

      1) МҰ байланыс және хабарлау құралдарымен, ыстық және суық су қосылған су құбырымен, шаруашылық-тұрмыстық кәріз жүйелерімен жабдықталады;

      2) арнайы кәріз бақылау сыйымдылықтарымен жабдықталады;

      3) РАҚ-тың әр түрі үшін жинаудың, қайта өңдеудің, ауа баптаудың, уақытша сақтаудың (мерзімдерін көрсетіп), қаптамалаудың, тасымалдаудың, сақтаудың және (немесе) көмудің тиімді технологиялары қамтамасыз етіледі;

      4) осы Санитариялық қағидаларда белгіленген өзге талаптар.";

      762. Объектінің жобалау құжаттамасы ГН және осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес болуы және мынадай ақпаратты қамтуы тиіс:

      1) құрылатын РАҚ-тың сипаттамасы: РАҚ-тың жылдық мөлшері (салмағы, көлемі);

      2) агрегаттық жай-күйі; радионуклидті құрам; белсенділігі;

      3) РАҚ-пен жұмыс істеген кезде, оның ішінде радиациялық авария жағдайында қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша шаралар.

      763. МҰ-ның өнеркәсіптік алаңының (бұдан әрі – өнеркәсіптік алаң) орналасу ауданында орналасқан елді мекенге қатысты көбіне ық жағынан жобаланады, ақаусыз қатты жабыны бар (асфальтты және бетонды) абаттандырылған кіретін жолдар арқылы автомагистральдармен байланыс жүзеге асырылады.

      764. Өнеркәсіптік алаңның айналасында Қазақстан Республикасы заңнамасының талаптарына сәйкес СҚА және бақылау аймағы орнатылады.

      765. Өнеркәсіптік алаң аумағы мынадай талаптарға сәйкес келуі тиіс:

      1) абаттандырылған және көгалдандырылған, қоршалған және радиациялық қауіптіліктің ескерту белгілерімен белгіленген болуы, сондай-ақ күзетпен және физикалық қорғау жүйесінің басқа да элементтерімен қамтамасыз етілуі тиіс;

      2) еркін кіру аймағы және бақыланатын кіру аймағы белгілене отырып, радиоактивті ластану мүмкіндігіне қарай аймақтандырылуы тиіс;

      3) бақыланатын кіру аймағында мыналарды: РАҚ-ты ұзақ мерзімді сақтауға немесе көмуге арналған инженерлік құрылыстарды; РАҚ-пен жұмыс істеу бойынша қондырғыларды; қосалқы қызметтерді; арнайы көлікті дезактивациялау пунктін; контейнерлерді және жабдықтарды орнатуға жол беріледі;

      4) өнеркәсіптік алаң аумағында РАҚ-ты ұзақ мерзімді сақтау пункті (бұдан әрі, егер өзгеше белгіленбесе – РАҚ қоймасы) және (немесе) РҚКП орналастырылуы тиіс;

      5) адамдардың тұруына, демалыс аймағын орналастыруға, ауыл шаруашылығы жануарларын ұстауға, ауыл шаруашылығы өнімдерін өсіруге, сондай-ақ осы радиациялық объектіге жатпайтын ғимарттар мен құрылыстарды орналастыруға жол берілмейді.

      766. Дезактивациялауға арналған үй-жайлардағы едендер, қабырғалар, төбелер және есіктер дезактивациялауға тұрақты, сіңіргіштігі төмен материалдармен жабылуы, жабыны ақаусыз болуы және жеткілікті механикалық берік болуы тиіс.

      Еден жабындарының жиектері көтерілген және қабырғалармен беттестіріліп бітелген болуы тиіс.

      Едендерде еңістер және ағызатын жолдар жабдықталуы тиіс.

      Дезактивациялауға арналған үй-жайларда жабдықтардың сыртқы және ішкі беттерінің конструкциясы мен материалдары жеңіл дезактивацияланатын материалдардан орындалуы тиіс.

      767. РАҚ қоймасын жобалау кезінде мыналар:

      1) РАҚ-қа рұқсатсыз кіруге жол бермеу;

      2) атмосфералық жауын-шашынның, жер үсті және жер асты суларының енуіне жол бермейтін конструкцияның герметикалылығы;

      3) конденсаттың немесе авариялық ағулардың ішкі дренажы;

      4) РАҚ-тың белсенділік деңгейі бойынша жеке орналасуы;

      5) РАҚ-тың тұтанғыштығы бойынша жеке орналасуы;

      6) РАҚ бар каптамалардың немесе контейнерлердің ретпен сақталуы;

      7) РАҚ бар қаптамалар мен контейнерлердің алдын ала бұзылуын, РАҚ-тың физикалық, химиялық және басқа да параметрлерінің нашарлауын болдырмайтын сақтау шарттары;

      8) РАҚ қоймасынан РАҚ-ты алу және оларды персонал мен халықтың сәулелену дозаларын арттырмай, оның шегінен тыс тасымалдау мүмкіндігі;

      9) РАҚ бар қаптамалар мен контейнерлерді радиациялық бақылау мүмкіндігі;

      10) пайдаланудан шығарған кезде құрылыс конструкцияларын демонтаждау мүмкіндігі қамтамасыз етілуі тиіс.

      768. РҚКП-ны жобалау кезінде мынадай талаптар сақталуы тиіс:

      1) көмілетін РАҚ құрамында әрбір маңызды радионуклид белсенділігінің шекті мәнінің анықталуы тиіс;

      2) көмілген РАҚ-қа байланысты халықтың сәулеленуінің жобалық дозасы жылына 0,3 мЗв дозасынан аспауы тиіс;

      3) РҚКП-ның қорғаныш кедергілерін бұзатын табиғи процестер нәтижесінде болашақта сәулеленуге ұшырауы мүмкін репрезентативті адам үшін тәуекел жылына 10-5 тәуекелден аспауы тиіс;

      4) РҚКП-ны консервациялау бойынша жобада халықтың РАҚ-қа рұқсатсыз қол жеткізуін шектеу көзделуі тиіс. Адам РҚКП-ға рұқсатсыз енген жағдайда халықтың сәулеленуінің болжамды дозасы жылына 20 мЗв-тан аспауы тиіс.

      48-тарау. Мамандандырылған ұйымға бергенге дейін объектіде РАҚ-пен жұмыс істеу кезіндегі радиациялық қауіпсіздік талаптары

      769. РАҚ-ты жинау оның жиналған орындарында радиоактивті емес қалдықтардан бөлек олардың физикалық және химиялық қасиеттерін, сондай-ақ радиациялық объектіде қолданылатын қалдықтарды өңдеу әдістерін ескере отырып жүргізілуі тиіс.

      770. РАҚ-тың меншікті белсенділігін төмендету мақсатында оларды радиоактивті емес қалдықтармен араластыруға жол берілмейді. Объектіде қатты РАҚ-ты бастапқы жинау пластикалық (немесе қағаз) қаптарда жүргізілуі мүмкін, содан кейін олар қатты РАҚ-ты жинауға арналған контейнерлерге немесе бірден персоналдың сәулелену деңгейін төмендетуге арналған құралдармен жабдықталған қатты РАҚ-ты жинауға арналған контейнерлерге салынады. РАҚ-ты бастапқы жинауға арналған полимерлі қабықшадан жасалған қаптар механикалық берік, төмен температуралардың әсеріне барынша тұрақты және оның толғаннан кейін қаптың үстін тығыз байлауға арналған бауы болуы тиіс. Қалдықтарды қаптарға салған кезде барлық жағдайларда олардың өткір, үшкір және кескіш заттармен механикалық зақымдалу мүмкіндігін болдырмайтын шараларды қабылдаған жөн. Контейнерлердің РАҚ-пен толтыру олардың шашылу және төгілу мүмкіндігін болдырмайтын жағдайларда радиациялық бақылаумен жүргізілуі тиіс.

      771. РАҚ жинақтарын орналастыру орындары олардың шегінен тыс жерлерде сәулеленуді рұқсат етілген деңгейге дейін төмендету үшін қорғаныс құралдарымен қамтамасыз етілуі тиіс.

      ҚРҚ бар контейнер бетіндегі гамма-сәулелену дозасының қуаты 2 мЗв/сағ-тан асқан кезде олар қорғаныш құдықтарына немесе қуыстарына орналастырылуы тиіс. Құдықтардан және қуыстардан контейнерлерді шығаруды персоналдың қайта оқытылуын болдырмауға мүмкіндік беретін арнайы құрал көмегімен жүргізу қажет.

      772. Құрамында альфа-сәулелену мен трансурандық радионуклидтер бар РАҚ-қа жататын жабық істен шыққан ИСК және РАҚ-ты одан әрі ұзақ мерзімді сақтау және (немесе) көму арқылы өзге де РАҚ-тан жеке жиналуы және сақталуы тиіс.

      773. Қысқа өмір сүретін РАҚ басқа РАҚ-тан бөлек жинақталуы және осы Санитариялық қағидалардың 751 және 752-тармақтарында белгіленген РАҚ-қа жату өлшемшарттарынан аспайтын мәндерге дейін олардың белсенділігі төмендегенге дейін радиациялық объектіде уақытша сақтау орындарында ұсталуы тиіс.

      Қысқа өмір сүретін РАҚ-ты уақытша сақтау жағдайлары мен мерзімдері РАҚ-пен жұмыс істеу схемасымен анықталады.

      774. СРҚ-ны бастапқы жинау контейнерлерде жүргізілуі тиіс немесе тәулігіне 200 литрден астам СРҚ жиналған кезде олар арнайы кәрізге жіберілуі тиіс.

      СРҚ-ға жататын ағынды және сарқынды сулар арнайы кәріздің дренаж құбырлары арқылы жиналуы және РАҚ-ты уақытша сақтау орындарында ұстап жинақтау бактарында ұсталуы тиіс.

      Радионуклидтермен ластанған сарқынды суларды ұсталғаннан кейін шаруашылық-тұрмыстық кәрізге төгу осы Санитариялық қағидаларға 45-қосымшаға сәйкес нысан бойынша тазартылған сарқынды суларды төгу актісімен ресімделуі тиіс. СРҚ-ны жер үсті және жер асты су объектілеріне, су жинау алаңдарына, жер қойнауына және топыраққа төгуге тыйым салынады.

      775. Биологиялық қалдықтар және белсенділігі өте төмен РАҚ санатына жататын және қоршаған орта объектілеріне радиациялық бақылау және мониторинг жүргізу нәтижесінде құрылған қоршаған орта объектілері оларды сынама жинау (іріктеп алу) орнына қайтару жолымен кәдеге жаратылуы тиіс, ал оларды іріктеп алу орнына қайтару мүмкін болмаған жағдайда олармен одан әрі жұмыс істеу осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес жүзеге асырылуы тиіс.

      776. Жұмыс күнінің (жұмыс ауысымының) соңында СРҚ немесе ҚРҚ бар контейнерлер РАҚ-ты жинауға, есепке алуға, сақтауға және тапсыруға жауапты адамға (бұдан әрі – жауапты адам) тапсырылуы және РАҚ-ты уақытша сақтау орындарында орналастырылуы тиіс. Жауапты адам осы Санитариялық қағидаларға 40-қосымшаға сәйкес 1-нысан бойынша қатты РАҚ-ты есепке алу журналын және (немесе) осы Санитариялық қағидаларға 40-қосымшаға сәйкес 2-нысан бойынша сұйық РАҚ-ты есепке алу журналын жүргізуі тиіс.

      777. Объектіде РАҚ-ты уақытша сақтау арнайы ұйымдастырылған РАҚ-ты уақытша сақтау орындарында мынадай талаптарға сәйкес контейнерлерде жүзеге асырылады:

      1) олардың ішінде сақталатын РАҚ-тың қауіпсіздігі қамтамасыз етілуі;

      2) белсенділігі төмен РАҚ-тың қаптамаларын қолмен тиеуге және түсіруге және белсенділігі орташа және жоғары РАҚ-ты механикалық тиеуге және түсіруге мүмкіндік беруі;

      3) арнайы көлікке тиеу және одан түсіру мүмкіндігі қамтамасыз етілуі;

      4) сыртқы бетінде белгіленген нысандағы радиациялық қауіптілік белгісінің болуы, ал осындай белгіні жазу мүмкін болмаған кезде – радиациялық қауіптілік белгісі бар бирканың болуы тиіс. Радиациялық қауіптілік белгісі бақылаудан босатылған қалдықтары бар контейнерлерден алып тасталуы тиіс;

      5) контейнерлердің және РАҚ-ты уақытша сақтау орындарының конструкциясы радиоактивті заттардың ағыуына және қоршаған ортаға көшуіне жол бермеуі, сенімді гидроизоляцияны және контейнерлер астында орналасқан төсемге жиналатын ағуларды уақтылы жоюды қамтамасыз етуі тиіс; СРҚ-ға арналған контейнерлердің толтырылу деңгейі қосарланып бақылануы және сынаманы алуға және бір контейнерден екінші контейнерге ерітінділерді құюға арналған құралдармен жабдықталуы тиіс.

      778. РАҚ-тың көлемдері, уақытша сақтау мерзімдері және шарттары объектінің жобалау құжаттамасында белгіленеді және ИСК-ны қолданатын объекті әзірлеген РАҚ-пен жұмыс істеу схемасымен анықталады.

      779. Ішінде эманациялайтын радиоактивті заттар (радий, торий және басқа) бар контейнерлерді тек ауа қозғалысы секундына кемінде 1,5 м жылдамдықпен сорып шығаратын желдеткіш жүйесімен жабдықталған сорып шығару шкафтарында немесе жаппаларында ғана уақытша сақтауға жол беріледі.

      780. Қысқа өмір сүретін радионуклидтермен ластанған және температуралық сақтау режимін орындауды талап ететін органикалық шыққан РАҚ олар бақылаудан алынғанға дейін ИСК пайдаланатын арнайы бөлінген тоңазытқыштарға салынуы тиіс.

      Тоңазытқыш қондырғыларында немесе органикалық заттардың (эксперименттік жануарлардың өлекселері және басқалар) саны көп РАҚ-тың тиісті ерітінділерінде қажетті сақтау жағдайларын қамтамасыз ету мүмкіндігі болмаған жағдайда мұндай қалдықтарды уақытша сақтау 5 тәуліктен аспауы тиіс.

      781. РАҚ-ты МҰ-ға тапсыруға дайындықты РАҚ құрылған объектінің персоналы немесе МҰ персоналын тарта отырып жүргізілуі тиіс.

      782. Мынадай РАҚ:

      1) өздігінен жарылу немесе өздігінен тұтану мүмкіндігі есебінен қауіпті болып табылатын;

      2) I сыныпқа (өте қауіпті) және II сыныпқа (қауіптілігі жоғары) сәйкес келетін уытты сипатталатын химиялық заттарды құрайтын;

      3) газдар, булар, айдауда шығатын заттарды бөлуге қабілетті;

      4) сумен реакция кезінде жылу және жанғыш газдар бөлетін;

      5) персоналда және халықта ауру тудыруға қабілетті патогенді және инфекциялық материалдар МҰ-ға тапсырылуға жатпайды.

      Осы тармақтың бірінші бөлігінде санамаланған РАҚ олар құрылған объектіде қауіпсіз жағдайға келтірілуі тиіс.

      783. МҰ-ға тапсырар алдында объектідегі ірі габаритті РАҚ оларды кейін көліктік қаптамалау жиынтықтарына салу арқылы бұзуға және бөлшектерге фрагменттелуі тиіс.

      Ірі габаритті РАҚ-ты бұзуға және көліктік қаптамалау контейнерлеріне салу мүмкіндігі болмаған жағдайда бұзылмаған ірі габаритті РАҚ-ты конейнерлерсіз МҰ-ға тапсыруға жол беріледі, бірақ бұл ретте оларды тасымалдау МҰ арнайы жабдықталған көлік құралдарында және Қазақстан Республикасының қолданыстағы нормативтік құқықтық актілерінде белгіленген радиоактивті заттарды қауіпсіз тасымалдау қағидаларына сәйкес орындалуы тиіс.

      784. РАҚ санатына жатқызылатын істен шыққан жабық ИСК-ны МҰ-ға тапсыру осы ИСК-ны дайындаушы берген ИСК паспортын көрсеткен кезде жүзеге асырылады.

      Істен шыққан ИСК-ны МҰ-ға тапсыратын объекті ИСК паспорты болмаған жағдайда осы жабық ИСК-ның сипаттамасын растайтын құжатты ұсынуы тиіс.

      785. Мамандандырылған ұйымға берілетін РАҚ партияларының қаптамалары, контейнерлері және көліктік қаптамалау жиынтықтарының бетіндегі радиоактивті ластану деңгейлері ГН-ға 14-қосымшада келтірілген мәндерден аспауы тиіс.

      786. РАҚ-ты үй-жай ішінде және объектінің немесе МҰ аумағында тасымалдау және ауыстыру алдын ала белгіленген маршруттар бойынша контейнерлерде және қаптамаларда жүргізілуі тиіс.

      49-тарау. Мамандандырылған ұйымда РАҚ-пен жұмыс істеу кезіндегі радиациялық қауіпсіздікке қойылатын талаптар

      787. МҰ РАҚ-ты қабылдау МҰ-да РАҚ-пен жұмыс істеу кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ететін РАҚ-тың жарамдылығының белгіленген өлшемшарттарына сәйкес жүзеге асырылуы тиіс және ГН мен нормативтік құжаттардың талаптарына сәйкес белгіленеді.

      МҰ келіп түсетін, сақталатын және көмілетін РАҚ-тың есебін осы Санитариялық қағидаларға 40-қосымшаға сәйкес 1 және 2-нысан бойынша МҰ-да РАҚ-ты есепке алу журналында жүргізуі тиіс.

      788. МҰ-да РАҚ-ты қайта өңдеу, сақтау және көму:

      1) РАҚ-тың радионуклидті және химиялық құрамдарын;

      2) РАҚ-тың радиоактивтілігі мен жылу бөлу деңгейін;

      3) РАҚ мөлшерін;

      4) пайдаланылатын контейнерлердің сипаттамасын;

      5) РАҚ-пен одан әрі жұмыс істеу схемалары мен мамандандырылған ұйымдарда пайдаланылатын технологияларды;

      6) РАҚ-пен жұмыс істеудің барлық кезеңдерін;

      7) РАҚ-ты тасымалдау шарттарын;

      8) РАҚ-ты ұзақ уақыт сақтау шарттары мен ұзақтығын;

      9) РАҚ-ты көму тәсілдерін ескере отырып орындалуы тиіс.

      789. ҚРҚ-ны жағу әдісімен қайта өңдеу кезінде шығарылған газдардың тазартылуы қамтамасыз етілуі тиіс.

      790. Үстіңгі беті ластанған металл қатты белсенділігі төмен және белсенділігі орташа РАҚ дезактивациялануға жатады.

      Нормалау құжаттарында көрсетілген шамалардан аспайтын меншікті белсенділігі бар техногенді радионуклидтер бар металды қайта балқытылғаннан кейін қайта пайдалануға жол беріледі.

      791. РАҚ-ты ұзақ сақтауға және (немесе) көмуге арналған контейнерлердің конструкциясы, типі, өлшемі, материалы, герметизациялау тәсілі және төзімділігі контейнердің мақсатын есепке ала отырып, мынадай талаптарға сәйкес болуы тиіс:

      1) РАҚ-тың биологиялық қорғанышын және радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуі;

      2) қызметінің барлық мерзімінде материалдың диффузиялық өткізбеушілігін қоса алғанда, герметикалығын қамтамасыз етуі;

      3) механикалық берік болуы, оның ішінде контейнердің салу және тасымалдау кезіндегі жүктемесін есепке ала отырып;

      4) көлік құралдарының, РАҚ-ты сақтау және (немесе) көму пунктерінің мүмкіндіктеріне сәйкес салмағы мен көлемінің болуы;

      5) контейнерді пайдаланудың барлық кезеңдерінде ілмекті құрылғылардың беріктігін қамтамасыз етуі;

      6) ішкі, сонымен бірге сыртқы жағынан онымен жанасатын орталардың әсеріне тот басуға төзімділігінің болуы;

      7) РАҚ пен контейнердің термотөзімділігін, дезактивациясын, физикалық және химиялық үйлесімділігін қамтамасыз етуі;

      8) ішіндегі РАҚ-тың сипаттамасы көрсетілген таңбалаудың болуы тиіс.

      792. Жер үсті құрылыстарында РАҚ-ты сақтаған кезде контейнердің төзімділігі барлық сақтау мерзімі ішінде РАҚ-ты түпкілікті көмгенге дейін РАҚ-тың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуі және кемінде 50 жылды құрауы тиіс.

      793. Ұзақ мерзімді сақтауға және (немесе) көмуге жіберілетін ішінде РАҚ бар контейнерлерге көмілетін РАҚ-тың МҰ берген паспорты бірге берілуі тиіс, онда мыналар көрсетіледі:

      1) РАҚ-тың радионуклидті құрамы;

      2) РАҚ-тың меншікті белсенділігі және контейнер ішіндегінің жиынтық белсенділігі;

      3) контейнердің сыртқы бетінен 0,1 м және 1 м қашықтықта ауадағы гамма-сәулелену дозасының қуаттылығы;

      4) көмуге шығару күніндегі жағдай бойынша контейнердің белгіленбеген жоғарғы бетінің ластану деңгейі.

      794. МҰ-да контейнерлерді дезактивациялау үшін пункт (үй-жай немесе үй-жайдағы орын) жабдықталуы тиіс. Дезактивация жуу құралдары мен дезактивациялауға арналған құралдарды қолдана отырып орындалуы тиіс.

      795. Арнайы көлікке дезактивациялау жүргізгеннен кейін арнайы көліктің жоғарғы бетінен 0,1 м қашықтықтағы кез келген нүктедегі доза қуаттылығы 0,005 мЗв/сағ-тан аспауы тиіс.

      50-тарау. Мұнай-газ кешені объектілерін радиациялық бақылауға қойылатын талаптар

      796. Мұнай және газды өндіру, қайта өңдеу және тасымалдау кезінде қоршаған ортаға уран-238 (бұдан әрі – 238 U), торий -232 (бұдан әрі – 232 Th), сондай-ақ калий-40 (бұдан әрі – 40K) тобының табиғи радионуклидтері түседі. Радионуклидтер бірқатар жағдайларда жұмыскерлердің, халықтың жоғары сәулеленуі, сондай-ақ қоршаған ортаның ластануы мүмкін деңгейлерге дейін шоғырлана отырып, жабдықтардың (сорғы-компрессор құбырлары, резервуарлар және басқалар) ішкі беттеріне, ұйымның аумағына және жұмыс үй-жайларының беттеріне шөгеді.

      797. Минералды органикалық шикізатты өндіру және бастапқы қайта өңдеудің технологиялық процесі бойынша жұмыс орындарында мұнай-газ кешені (бұдан әрі – МГК) ұйымдары жұмыскерлерінің өндірістік жағдайларда негізгі табиғи сәулелену көздері мыналар:

      1) құрамында табиғи радионуклидтер бар кәсіптік сулар;

      2) мұнай-газ өндіретін және қайта өңдейтін ұйымдардың табиғи радионуклидтермен ластанған аумақтары (аумақтың жекелеген учаскелері);

      3) технологиялық жабдықтарда, ұйымның аумағында және жұмыс үй-жайларының бетінде құрамында жоғары деңгейде табиғи радионуклидтер бар тұз түзілімдері;

      4) құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтар;

      5) жөндеу, тазарту және уақытша сақтау орындарындағы табиғи радионуклидтермен ластанған көлік құралдары және технологиялық жабдықтар;

      6) құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар суларды себумен байланысты технологиялық процестер;

      7) айтарлықтай тиімді булану алаңдары бар (ашық қоймалар мен булану алаңдары, өнім мен технологиялық сулардың ағып кететін орындары, резервуарлар мен өнімді сақтау қоймасы) және мұнайдың жекеленген фракцияларының қарқынды булануы, судың аэрациялануы мүмкін технологиялық учаскелер;

      8) жұмыс үй-жайларының ауасына радон изотоптары (радон-222 мен торон-220) қарқынды түсуі мүмкін, сондай-ақ радон мен торонның ыдырауының қысқа өмір сүретін еншілес өнімдері (бұдан әрі – РЕӨ және ТЕӨ) түзілетін технологиялық процестер;

      9) жұмыс аймағының ауасында табиғи радионуклидтер жоғары деңгейде болатын өндірістік шаң болуы мүмкін;

      10) кейбір жағдайларда сыртқы сәулелену көзі сұйылтылған газы бар пайдаланылатын баллондар болуы да мүмкін (газда радон жоғары шоғырланған кезде гамма-сәулелену көздері радонның еншілес өнімдері – қорғасын-214 және висмут-214 болып табылады).

      798. Жұмыскерлердің өндірістік сәулеленуінің тиімді жиынтық дозасы табиғи радионуклидтердің сыртқы гамма-сәулеленуі есебінен және радон изотоптарының және олардың қысқа өмір сүретін еншілес өнімдері мен ұзақ өмір сүретін табиғи радионуклидтердің өндірістік шаңмен тыныс алуы арқылы түсуі кезінде ішкі сәулелену есебінен құралады.

      799. Халықтың және МГК ұйымдары жұмыскерлерінің радиациялық қауіпсіздігі:

      1) жұмыскерлердің және халықтың сыни топтарының табиғи сәулелену көздерінен жеке тиімді дозалардың белгіленген шектерінен аспауы;

      2) МГК объектілерін жобалау сатысында радиациялық қауіпсіздік жөніндегі іс-шараларды негіздеу және ұйымның қызметі процесінде құрамында жоғары деңгейдегі табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтармен жұмыс істеу бойынша, сондай-ақ объект аумақтарын пайдаланудан шығарғаннан кейін оңалту (консервация) кезіндегі талаптарды есепке алу;

      3) МГК ұйымдары жұмыскерлерінің жеке сәулелену дозаларын және санын және халықтың сыни тобының табиғи сәулелену көздерімен сәулелену деңгейлерін, сондай-ақ адамдардың тіршілік ету ортасы объектілерінің табиғи радионуклидтермен ластануын төмен деңгейде ұстап тұру жөніндегі іс-шараларды әзірлеу және жүзеге асыру есебінен қамтамасыз етіледі.

      800. МГК жұмыскерлерінің табиғи сәулелену көздерімен сәулеленуінің жылдық жеке тиімді дозасы өндірістік жағдайларда 5 мЗв аспауы тиіс.

      801. 5 мЗв тиімді дозаға сәйкес келетін, олардың әрқайсысы бөлек жылына жұмыс ұзақтығы 2000 сағат кезінде және жұмыскерлердің орташа тыныс алу жылдамдығы сағатына 1,2 текше метр (бұдан әрі – м3/сағ) болған кезде радиациялық факторлардың орташа жылдық мәндері мынаны құрайды:

      1) жұмыс орнындағы гамма-сәулеленудің тиімді дозасының қуаты – 2,5 мкЗв/сағ;

      2) тыныс алу аймағының ауасындағы радонның эквивалентті тепе-тең көлемдік белсенділігі (бұдан әрі – ЭТКБ) – текше метрге 310 Беккерель (бұдан әрі – Бк/м3);

      3) тыныс алу аймағының ауасындағы торонның эквиваленттік тепе-тең көлемдік белсенділігі – 68 Бк/м3;

      4) өз қатарындағы мүшелермен радиоактивті тепе-теңдікте уран-238-дің өндірістік шаңдағы меншікті белсенділігі килограммға 40/f килоБеккерель (бұдан әрі – кБк/кг), мұнда f – жұмыскерлердің тыныс алу аймағындағы ауаның орташа жылдық жалпы шаңдануы, текше метрге миллиграмм (бұдан әрі – мг/м3);

      5) өз қатарындағы мүшелермен радиоактивті тепе-теңдікте торий-232-нің өндірістік шаңдағы меншікті белсенділігі 27/f кБк/кг, мұнда f - жұмыскерлердің тыныс алу аймағындағы ауаның орташа жылдық жалпы шаңдануы, мг/м3 құрайды.

      Жұмыс орындарында бір мезгілде бірнеше радиациялық факторлар әсер еткен кезде әсер ететін факторлар шамаларының жоғарыда көрсетілген мәндерге қатынасының жиынтығы 1-ден аспауы тиіс;

      6) жұмыскерлер дозалар шектерінің және бақылау деңгейлерінің мәні айырмасы болған жағдайларда сәулеленген кезде радиациялық факторлардың орташа жылдық мәндері халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік орган ведомоствосының аумақтық бөлімшесімен келісім бойынша белгіленеді.

      802. Құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар мұнай-газ саласы ұйымдарының өндірістік қалдықтарымен жұмыс істеу кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету нормалау құжаттарына сәйкес жүзеге асырылады. Егер алғашқы зерттеп-қарау нәтижелері бойынша жұмыскерлердің жоғары деңгейде сәулеленуі анықталмаса, ал өндірістік қалдықтардағы табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті белсенділігі 1,5 кБк/кг аспайтын болса, онда одан әрі радиациялық бақылау міндетті емес.

      803. Мұнай-газ саласы ұйымдары жұмыскерлерінің өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену көздерімен сәулеленудің тиімді дозасы ГН-нен аспауы тиіс.

      Сәулелену дозасы 1 мЗв/жылдан асқан жағдайда жұмыскерлер табиғи сәулелену көздерімен өндірістік сәулеленудің жоғары дозасына ұшырайтын адамдарға жатады.

      804. Егер жұмыскерлердің табиғи радионуклидтерден сәулеленуі 1 мЗв/жылдан асатын болса немесе объектінің қызметі нәтижесінде табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті белсенділігі 1,5 кБк/кг-нан асатын өндірістік қалдықтар жиналатын болса (немесе бар болса), онда мұнайгаз саласы объектілерінде радиациялық қауіпсіздік сақталуы тиіс.

      805. Жұмыскерлердің табиғи көздермен сәулелену деңгейлері жоғары мұнай-газ саласы ұйымдарының немесе жекелеген жұмыс орындарының тізбесі, сондай-ақ ұйымдағы құрамында табиғи радионуклидтер бар (құрылып жатқан) өндірістік қалдықтар санаты алғашқы радиациялық тексеру нәтижелері бойынша белгіленеді.

      806. Егер ұйымда жұмыскерлердің сәулеленуінің артуына алып келуі мүмкін елеулі өзгерістер: жаңа көкжиектерді немесе кен орындарын игеру, өндіру технологиясын өзгерту, жеткізушілерді ауыстыру (шикізатты өңдеу және тасымалдау жөніндегі ұйымдар үшін) және басқасы болса, қайта бірақ кемінде 3 жылда 1 рет тексеру жүргізеді.

      807. Егер ұйымда жұмыскерлердің жоғары деңгейде сәулеленуі анықталмаса, бірақ І немесе одан жоғары санаттағы өндірістік қалдықтар болса немесе жиналса, онда радиациялық бақылау белгіленеді.

      808. Егер тексеру нәтижелері бойынша жұмыскерлердің табиғи көздермен өндірістік сәулеленуінің 1 мЗв/жылдан артқаны анықталса, онда дозалар құрылымын және жұмыскерлердің жиынтық сәулелену деңгейлерін бағалау мақсатында радиациялық жағдайды егжей-тегжейлі тексеру жүргізіледі.

      809. Жұмыскерлердің өндірістік сәулеленуінің тиімді дозалары 1 мЗв/жылдан бастап 2 мЗв/жылға дейін болатын ұйымдарда радиациялық бақылау жұмыскерлердің барынша жоғары деңгейде сәулеленетін жұмыс орындарында жүргізіледі.

      810. Жұмыскерлердің өндірістік сәулеленуінің тиімді дозалары 2 мЗв-жылдан асатын ұйымдарда радиациялық бақылау өндірістік бақылау бағдарламасына сәйкес тұрақты жүргізіледі, сондай-ақ сәулеленуді төмендету бойынша іс-шаралар жүзеге асырылады.

      Жұмыскерлердің сәулелену деңгейлерін ГН-да белгіленген деңгейден төмендету мүмкін болмаған жағдайда, жұмыскерлер еңбек жағдайлары бойынша "А" тобының персоналына теңестіріледі.

      811. Егер халықтың сыни тобының сәулеленуінің орташа жылдық тиімді дозасы ұйымның ағымдағы қызметі есебінен, сонымен бірге оның қызметі аяқталған соң ұйым аумағы сауықтырылғаннан кейін 0,1 мЗв/жылдан аспайтын болса, МГК ұйымдары әсер ететін аймақта тұратын тұрғындардың радиациялық қауіпсіздігі қамтамасыз етілген.

      812. Өндірістік бақылау бағдарламасын әзірлеу кезінде:

      1) жұмыскерлердің табиғи сәулелену көздерімен өндірістік сәулеленуінің барынша жоғары ықтимал дозаларын және ұйымда өндірістік қалдықтардың бар болуын есептей отырып, радиациялық жағдайды бастапқы бағалауды;

      2) жұмыскерлердің табиғи сәулелену көздерімен өндірістік сәулеленуінің дозалары құрылымын бағалауды қоса алғанда, радиациялық жағдайды толық бағалауды осы Санитариялық қағидаларға 46-қосымшаға сәйкес МГК ұйымдары жұмыскерлерінің табиғи көздермен сәулеленуінің дозаларын бағалау әдістемесі бойынша жүргізеді;

      3) жұмыскерлердің сәулеленуінің негізгі көздерін және сәулелену жолдарын, сондай-ақ өндірістік қалдықтар сыныптамасын анықтауды және радиациялық бақылау түрлері мен көлемін белгілеуді жүргізу қажет.

      813. Мұнай-газ саласы ұйымдарындағы радиациялық бақылау осы Санитариялық қағидаларға сәйкес жүзеге асырылады.

      814. МГК ұйымдарында жұмыскерлердің сәулелену деңгейлерін бағалау және өндірістік қалдықтардың санатын белгілеу үшін радиациялық бақылау мыналарды қамтамасыз етеді:

      1) меншікті салыстырмалы қателіктері 20% артық емес өндіріс қалдықтары сынамаларындағы Атиім мәнін анықтау, бұл ретте өлшеуді орындау әдістемелері уран және торийдың тепе-тең қатарлары үшін, сондай-ақ оларда радиоактивтік тепе-теңдік болмаған жағдайда да Атиім сандық мәнін анықтауды қамтамасыз етеді, ал анықтаманың жиынтық қателігі 20%-дан аспауы бойынша талап 1000 Бк/кг-дан артық Атиім мәні үшін міндетті;

      2) өндірістік қалдықтардың бетінен 0,1 м қашықтықта және жұмыс орындарында сағатына 0,1 микроГрей (бұдан әрі – мкГр/сағ) және одан жоғары гамма-сәулелену дозаларының қуатын дұрыс өлшеу;

      3) мәндер радонның ЭТКБ үшін – 25 Бк/м3 жоғары және торонның ЭТКБ үшін – 5 Бк/м3 жоғары болған кезде жиынтық қателігі 30%-дан артық емес ауадағы радонның ЭТКБ изотоптарын өлшеу;

      4) ұйым жұмыскерлерінің тыныс алу аймағындағы ауаның орташа жылдық жалпы шаңдануын 1 мг/м3 және одан жоғары деңгейде дұрыс анықтау;

      5) уран-238 және торий-232 қатарының негізгі радионуклидтері үшін жұмыскерлердің тыныс алу аймағында өндірістік шаңдағы табиғи радионуклидтердің меншікті белсенділігін анықтау (осы Санитариялық қағидаларға 47-қосымшаның 1, 2-кестелері).

      815. Радиациялық бақылау жүргізу кезінде жұмыскерлердің табиғи көздерімен өндірістік сәулелену дозаларын бағалау мақсатында жиынтық дозаларға үлесі 20%-дан асатын радиациялық факторлардың мәндерін аспаптық өлшеулерді жүзеге асыруға жол беріледі. Сәулеленудің жиынтық дозаларына бақыланбайтын параметрлердің үлесі тиісті коэффициенттерді енгізу арқылы ескеріледі.

      816. Өндірістік қалдықтарды алғашқы сұрыптау (сыныбын бағалау) стандартты жағдайларда қалдықтардың салмағы мен орналасу нысанын, өлшеу нүктелерінің орналасуын есепке ала отырып, гамма-сәулелену дозаларының қуатын өлшеу арқылы жүзеге асырылады. Осы өлшеулер үшін ауыспалы коэффициент қалдықтарды гамма-спектрометрлік талдау негізінде анықталады. Өндірістік қалдықтардың сыныбын түпкілікті белгілеу гамма-спектрометрлік талдаулардың қорытындысы бойынша жүргізіледі.

      51-тарау. Металл сынығын радиациялық бақылауды жүзеге асыруға қойылатын талаптар

      817. Металл сынықтарын жинаумен (дайындаумен), сақтаумен, қайта өңдеумен және өткізумен айналысатын жеке және (немесе) заңды тұлғалар ұйымға келіп түсетін барлық металл сынықтарын радиациялық бақылаумен қамтамасыз етуі тиіс.

      818. Радиациялық бақылау:

      1) металл сынықтары партиясы бетінің жанында гамма-сәулелену деңгейлерінің табиғи фоннан 0,05 мкЗв/сағ-қа артуын дұрыс анықтауды;

      2) металл сынықтары партиясында партияның бетінен (көлік құралының) 10 см қашықтықта гамма-сәулеленудің ЭДҚ-сын 0,2 мкЗв/сағ-тан артық құрайтын барлық жергілікті көздерді анықтауды;

      3) өлшеу жүргізетін орындарда альфа сәулелену ағыны тығыздығының болуын дұрыс анықтауды;

      4) өлшеу жүргізетін орындарда бета сәулелену ағыны тығыздығының болуын дұрыс анықтауды қамтамасыз етеді.

      819. Радиациялық бақылау:

      1) металл сынықтарын жинау орындарына, қоймаларға (алаңдарға) қабылдау кезінде;

      2) металл сынықтарының партиясын өткізуге дайындау кезінде;

      3) металл сынықтары тиелген көлік құралдарын тұтынушыға жөнелту алдында;

      4) тұтынушы металл сынықтарын алған кезінде;

      5) иондаушы сәулелену көздері бар аспаптар, аппараттар немесе басқа да жабдықтар бар көлік құралдарын кәдеге жарату кезінде;

      6) аспаптарының шкалаларында тұрақты әсер ететін радионуклидтерді қамтитын жарық құрамды болғанда көлік құралдарын кәдеге жарату кезінде;

      7) радиоактивті заттарды сақтауды немесе тасымалдауды жүзеге асырған көлік құралдарын кәдеге жарату кезінде жүргізіледі.

      820. Металл сынықтары партиясының радиоактивті ластануын өлшеу мынадай параметрлер бойынша жүргізіледі:

      1) гамма-сәулелену ЭДҚ-ы;

      2) альфа-бөлшектер ағынының тығыздығы;

      3) бета-бөлшектер ағынының тығыздығы.

      821. Радиациялық бақылау жүргізу үшін металл сынықтарында нормалау құжаттарында белгіленген деңгейлерден асатын радиоактивті ластануды анықтауды қамтамасыз ететін дозиметриялық және радиометриялық аппаратура пайдаланылады. Радиациялық бақылау аппаратурасының Мемлекеттік тексеру сертификаттары болуы тиіс.

      822. Радиациялық бақылау нәтижелері осы Санитариялық қағидаларға 48-қосымшаға сәйкес металл сынығын арнайы радиациялық бақылау журналында тіркелуі тиіс.

      823. Радиациялық бақылау осы Санитариялық қағидаларға 49-қосымшада көрсетілген металл сынықтарын радиациялық бақылау жүргізу әдістемесіне сәйкес жүргізіледі.

      824. Жабдықтар, көлік құралдары және басқа да түсті және қара металл бұйымдарын металл сынықтарына бөлшектеу алдында, олар радиациялық бақылаудан өтуі тиіс.

      825. Жабдықтар, көлік құралдары және басқа да түсті және қара металл бұйымдарының иесі құрамында радиоактивті көздер бар барлық аспаптардың, сондай-ақ тұрақты әсер ететін жарық құрамы бар аспаптардың демонтажын қамтамасыз етуі тиіс.

      826. Аспаптар мен жабдықтардың демонтажынан кейін радиациялық бақылау қайта жүргізіледі.

      827. Металл сынықтарын орналастыруға арналған алаңдар мен үй-жайлар оларды пайдалану алдында радиациялық бақылаудан өтуі тиіс.

      Алаңдар қоршалуы, олардың жарығы, қатты жабыны және атмосфералық суларды ағызуға арналған арналары болуы тиіс.

      828. Егер:

      1) сынықтардың бетіндегі гамма-сәулелену ЭДҚ-сы жергілікті жердің табиғи радиациялық фонынан 0,2 мкЗв/сағ-тан аспаса;

      2) альфа сәулелену ағынының тығыздығы 1 шаршы сантиметрге 0,04 беккерельден (бұдан әрі - Бк/см2) аспаса;

      3) бета сәулелену ағынының тығыздығы 04 Бк/см2-ден аспаса, металл сынықтарының партиясын өткізуге жол беріледі.

      829. Жеке және (немесе) заңды тұлғалар гамма-сәулелену деңгейі табиғи фоннан 0,2 мкЗв/сағ-тан асатын аймаққа бөгде адамдардың кіруін шектейтін шараларды қабылдайды.

      830. Металл сынықтарының радиоактивті ластануы анықталған жағдайда жеке және (немесе) заңды тұлғалар одан арғы жұмыстарды дереу тоқтатады және 24 сағат ішінде халықтың санитариялық-эпидемиологиялық саламаттылығы саласындағы мемлекеттік орган ведомствосының аумақтық бөлімшесіне хабарлайды.

      831. Металл сынықтары партиясының жекелеген учаскелерінде радиациялық ластану анықталған жағдайда радиациялық бақылау:

      1) гамма-сәулеленудің барлық жергілікті көздерін анықтау мақсатында металл сынықтарының барлық партиясын толық тексеруді;

      2) металл сынықтары партиясының бетіндегі гамма-сәулеленудің ЭДҚ-сына өлшеу жүргізуді;

      3) металл сынықтары бетінің альфа және бета активті радионуклидтермен ластанудың болуын міндетті және толық тексеруді;

      4) металл сынықтары құрамындағы гамма-сәулеленудің ЭДҚ-сын анықтаудың төменгі шекарасының (табиғи радиациялық фонның үстіндегі) сенімді мәні 0,05 мкЗв/сағ аспайтын радионуклидтердің гамма-сәулеленуінің болуын анықтауды;

      5) өлшеу жүргізілетін орындарда 0,04 Бк/см2-ден асатын альфа сәулелену ағыны тығыздығының болуын дұрыс анықтауды;

      6) өлшеу жүргізілетін орындарда 0,4 Бк/см2-ден асатын бета сәулелену ағыны тығыздығының болуын дұрыс анықтауды қамтиды.

      832. Металл сынықтарында анықталған барлық жергілікті көздер жойылады және кәдеге жаратылады.

      833. Металл сынығынан радиоактивті көзді алуды арнайы дайындалған қызметкерлер жүргізеді.

      834. Металл сынықтары партиясынан алынған жергілікті көздерді уақытша сақтау үшін олардың сақталуын және оларға бөгде адамдардың рұқсатсыз кіру мүмкіндігін болдырмайтын арнайы тағайындалған үй-жайларда орналастырылған металл контейнерлерге орналастырады. Алынған жергілікті көздер бар контейнер орналастырылған үй-жай қабырғаларының сыртқы бетіндегі гамма-сәулелену ЭДҚ-сы (табиғи фонды есепке алмағанда) 0,1 мкЗв/сағ-тан аспауы тиіс.

      52-тарау. Радиоизотопты аспаптармен жұмыс істеу жағдайларына қойылатын талаптар

      835. Радиоизотопты аспаптармен (бұдан әрі – РИА) жұмыс істеудің барлық кезеңдерінде халықтың және персоналдың техногенді сәулелену дозаларының белгіленген негізгі шектерінен жоғары сәулелену мүмкіндігін болдырмайтын жағдайлар қамтамасыз етіледі.

      836. Радиациялық қауіптілік дәрежесі бойынша олардың құрамында пайдаланылатын көздердің түріне және белсенділігіне байланысты РИА-ның 4 тобы белгіленеді:

      1) 1-топ – ГН-да келтірілген белсенділігі ЕАМБ-дан аспайтын альфа немесе бета-сәулелену көздері бар РИА;

      Белсенділігі ЕАМБ-дан аспайтын гамма-сәулелену көздері бар, көздің бетінен 0,1 м қашықтықта 1,0 мкГр/сағ-тан аспайтын ауадағы сіңірілген дозаның қуатын құрайтын РИА;

      2) 2-топ – белсенділігі ЕАМБ-дан асатын, бірақ 200 МБк-ден аспайтын альфа немесе бета-сәулелену көздері бар РИА;

      3) 3-топ – белсенділігі 200 МБк-ден асатын, бірақ 2000 МБк-ден аспайтын альфа және бета-сәулелену көздері бар РИА;

      Көздің бетінен 0,1 м қашықтықта 1,0 мкГр/сағ-тан артық, бірақ көздің бетінен 1,0 м қашықтықта 3,0 мкГр/сағ-тан аспайтын ауадағы сіңірілген доза қуатын құрайтын гамма-сәулелену көздері бар РИА;

      105 н/с-тан асырмай шығаратын нейтрон көздері бар РИА;

      4) 4-топ – белсенділігі 2000 МБк-ден асатын альфа немесе бета-сәулелену көздері бар РИА;

      Көздің бетінен 1,0 м қашықтықта 3,0 мкГр/сағ асатын ауадағы сіңірілген доза қуатын құратын гамма-сәулелену көздері бар РИА;

      105 н/с асатын нейтрон шығаратын көздері бар РИА;

      РИА алған кезде кәсіпорын ілеспе құжаттарға сәйкес әр блокта сәулелену көзінің іс жүзінде болуын тексереді. Тексеру кәсіпорын мамандарымен немесе мамандандырылған кәсіпорын күшімен жүргізіледі. Тексеру нәтижелері бойынша акт жасалады.

      РИА алған кәсіпорын блокқа бөгде адамдардың кіруін болдырмайтын және олардың сақталуын қамтамасыз ететін, осыған арнайы бөлінген орындарда сәулелену көздері блоктарын сақтауды ұйымдастырады.

      Тасымалданатын РИА-ны сақтау үшін ауданы кемінде 10 шаршы метр жеке үй-жай бөлінеді. Осы үй-жайдың қабырғалары мен есіктерінің сыртқы беттеріндегі сәулелену дозаларының қуаты 3 мкЗв/сағ-тан аспауы тиіс.

      Сәулелену көздері блоктарының сақталуын, оның ішінде РИА-ны орнату және жөндеу кезеңінде РИА тиесілі кәсіпорынның әкімшілігі жауапты болады.

      Сәулелену көздері блоктары орнатылған жабдықты жөндеу немесе жаңарту жүргізу кезінде РИА-ны есепке алуға және сақтауға жауапты адам сәулелену көздері блоктарын жылжытуды және сақтауды бақылауды жүзеге асырады.

      837. 2-4-топтағы РИА-мен тікелей жұмысқа (өндіріс, монтаж, жөндеу, қайта қуаттандыру, қызмет көрсету және бөлшектеу) "А" тобының персоналы санатына жататын, арнайы оқытудан өткен персонал жіберіледі.

      Өзінің қызметінің сипаты бойынша РИА иондаушы сәулеленуінің әсер ету саласына түсетін, бірақ тікелей РИА-мен жұмыс істемейтін жұмыскерлер объектінің басшысы бекіткен "Б" тобы персоналының тізіміне енгізіледі.

      838. 2-4-топтағы РИА-ны пайдалануға санитариялық-эпидемиологиялық оң қорытынды болған кезде жол беріледі.

      839. Ұйымда құрамындағы радионуклидті көздердің жиынтық белсенділігі 10 ЕАМБ-дан асатын мөлшердегі 1-топтағы РИА-мен жұмыс істеуге санитариялық-эпидемиологиялық оң қорытынды болған кезде жол беріледі.

      840. РИА-ның (тәжірибелік) үлгілерін дайындауға техникалық құжаттама бойынша жол беріледі.

      РИА-ның техникалық құжаттамасына және РИА құрамында пайдаланылатын радионуклидті көздерге қойылатын талаптар осы Санитариялық қағидаларға 50-қосымшада келтірілген.

      841. РИА-ны пайдалану шарттарының (қысым, температура, ылғалдылық, агрессиялық ортаның болуы) техникалық құжаттамаға сәйкестігі қамтамасыз етіледі.

      842. РИА конструкциясын әзірлеу кезінде:

      1) көздің блоктағы жағдайы ("жұмыс" немесе "сақталу" жағдайы) туралы ақпарат беретін құрылғының болуы;

      2) көз блогының шегінен тыс сәулеленудің тікелей шоғының шығуын жабу және көз "сақталу" жағдайында болған кезде сәулелену деңгейлерін регламенттелген шамаларға дейін төмендету мүмкіндігі;

      3) көздің "сақталу" жағдайынан "жұмыс" жағдайына арнайы кілтті пайдаланбай ауысу мүмкіндігін болдырмайтын, бірақ оны "жұмыс" жағдайынан "сақталу" жағдайына кедергісіз ауыстыруға мүмкіндік беретін көзді "жұмыс" және "сақталу" жағдайларында сенімді бекіту;

      4) арнайы құралды пайдаланбай және дайындаушының пломбасын бұзбай көзге қолжетімділіктің болмауы;

      5) бөгде адамдардың рұқсатсыз оны шешіп алу мүмкіндігін болдырмайтын стационарлық РИА-ны сенімді бекіту көзделеді.

      Осы тармақтың алғашқы үш талабы РИА корпусының шегінен тыс шығарылатын сәулелену шоғы болмайтын және көз қозғалмайтын РИА-ға қолданылмайды.

      843. Тұрақты жұмыс орындары бар үй-жайларда пайдалануға арналған 4-топтағы РИА көзінің блогын радиациялық қорғау көз блогының бетінде эквивалентті сәулелену дозасының қуатын 100 мкЗв/сағ-тан асырмай және одан 1,0 м қашықтықта 3,0 мкЗв/сағ-тан асырмай әлсіретуді қамтамасыз етеді. Тұрақты жұмыс орындары жоқ үй-жайларда пайдалануға арналған РИА үшін көз блогының бетінен 1,0 м қашықтықта эквивалентті сәулелену дозасының қуаты 20 мкЗв/сағ-тан аспауы тиіс. Бұл талаптар көздің "сақталу" жағдайында тұрған кезде барлық нүктелер үшін және көз "жұмыс" жағдайында тұрған кезде техникалық құжаттамада көрсетілген сәулеленудің жұмыс шоғы аймағынан тыс барлық нүктелер үшін орындалады.

      844. 1-топтағы РИА үшін сіңірілген сәулелену дозасының қуаты пайдаланудың кез келген қалыпты жағдайларында олардың бетінің кез келген қолжетімді нүктесінен 0,1 м қашықтықта 1,0 мкЗв/сағ-тан аспауы тиіс. 1-топтағы РИА үшін, сондай-ақ қорытындыға сәйкес радиациялық бақылау және есепке алу талабы етілмейтін РИА үшін радиациялық қауіптілік белгісін корпустың ішкі бетінде немесе көздің блогында қоюға жол беріледі.

      2-топтағы РИА үшін бұл талап көз "жұмыс" жағдайында тұрған кезде техникалық құжаттамада көрсетілген сәулеленудің жұмыс шоғы аймағын қоспағанда, барлық нүктелер үшін орындалады.

      845. РИА-ның (көздер блоктарының) радиациялық қорғаныш конструкциясы механикалық, химиялық, температуралық және басқа да әсерлерге төзімді болып орындалады.

      846. Беттің кез келген қолжетімді нүктесінен 0,1 м қашықтықта эквивалентті сәулелену дозасының қуаты кез келген қалыпты пайдалану жағдайларында 1,0 мкЗв/сағ-тан аспайтын тасымалданатын РИА-мен жұмыс кез келген өндірістік үй-жайларда және ашық ауада жүргізілуі мүмкін.

      Бұл талап орындалмайтын тасымалданатын РИА-мен жұмысқа осы Санитариялық қағидаларға сәйкес санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды болған кезде ғана жол беріледі.

      847. РИА-ның сыртқы бетінде (көз блогында) кемінде 3,0 м қашықтықтан анық көрінетін радиациялық қауіптілік белгісі жазылады. 1-топтағы РИА үшін, сондай-ақ қорытындыға сәйкес радиациялық бақылау және есепке алу талап етілмейтін РИА үшін корпустың ішкі бетіне немесе көздің блогында радиациялық қауіптілік белгісін жазуға жол беріледі.

      РИА-ның радиациялық қорғанышын жобалау кезінде барлық жағдайларда 2-ге тең қор коэффициенті пайдаланылады.

      848. 2-4-топтағы стационарлық РИА-ны орнату техникалық құжаттамаға және жобаға қатаң түрде сәйкестікте жүзеге асырылады. РИА-ны орнату және бекіту тәсілі оларды бөгде адамдардың рұқсатсыз пайдалану мүмкіндігін болдырмайды және көздердің сақталуын қамтамасыз етеді.

      849. 4-топтағы РИА-ны орнату кезінде олар тұрақты жұмыс орындарынан барынша алшақтатылады.

      850. 2-4-топтағы РИА-ны пайдаланған кезде мынадай талаптар орындалады:

      1) сәулелену шоғы осы үй-жайда жұмыс істейтін адамдар үшін барынша қауіпсіз жаққа бағытталады (жерге қарай, негізгі қабырға жаққа);

      2) РИА-ны орналастыруды қосымша радиациялық қорғаныш құралдарын (стационарлық немесе тасымалданатын) пайдалана отырып, тұрақты жұмыс орындарында және адамдардың болуы ықтимал орындарда дозаның қуаты 1,0 мкЗв/сағ-тан аспайтындай етіп жүзеге асыру керек;

      3) 3-4-топтағы стационарлық РИА көздері блогының бетінен 1,0 м кем қашықтықта тұрақты жұмыс орындарының болуына жол берілмейді және осы аймаққа бөгде адамдардың кіруін болдырмайды.

      851. 3-4-топтағы РИА-ны монтаждау және баптау, көздер блоктарын қайта қуаттандыру, сондай-ақ оларды жөндеу және техникалық қызмет көрсетуді пайдаланатын ұйымның немесе "Рұқсаттар және хабарламалар туралы" 2014 жылғы 16 мамырдағы Қазақстан Республикасының Заңына сәйкес лицензиясы бар өзге ұйымның тиісті даярлықтан өткен қызметкерлері жүзеге асырады.

      852. 3-4-топтағы стационарлық РИА-ны монтаждағаннан және баптағаннан кейін өлшеулердің тиісті түрлерін жүргізу құқығына аккредиттелген ұйым радиациялық қауіпсіздікке жауапты адамның қатысуымен:

      1) көз блогының сыртқы бетінде (РИА) және одан 1,0 м қашықтықта;

      2) жақын орналасқан жұмыс орындарында;

      3) РИА–ны және ол орнатылған жабдықты пайдалануға байланысты емес адамдардың қолжетімділігі ықтимал орындарында эквивалентті сәулелену дозасының қуаты өлшенеді;

      4) блок бетінің радиоактивті ластануына бақылау жүргізіледі.

      853. Жүргізілген өлшеулердің нәтижелері бойынша өлшеулер хаттамасының екі данасы ресімделеді. Бір данасы пайдаланатын ұйымда, ал екіншісі РИА-ға монтаждау және баптау жүргізген ұйымда қалады.

      854. 3-4-топтағы стационарлық РИА-ны монтаждау және баптау аяқталған соң және қажетті радиациялық бақылау жүргізілгеннен кейін оларды құрамына пайдаланатын ұйымның, РИА-ны монтаждау және баптауды жүзеге асыратын ұйымның және радиациялық бақылау жүргізетін ұйымның өкілдері кіретін комиссия пайдалануға қабылдайды. РИА-ны пайдалануға қабылдау актімен ресімделеді, оның бір данасы пайдаланатын ұйымда сақталады.

      855. 3-4-топтағы стационарлық РИА-ны пайдалануға қабылдау үшін ұйым комиссияға:

      1) РИА-ның техникалық құжаттамасын;

      2) санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысын;

      3) РИА көз блоктарында орнатылған көздердің паспортын;

      4) РИА-ны орналастыру жобасын (стационарлық РИА үшін);

      5) өлшеулер хаттамасын;

      6) радиациялық қауіпсіздікке жауапты адамды, сондай-ақ көздерді есепке алу және сақтауға жауапты адамдарды тағайындау туралы бұйрықтарды (ұйымда радиациялық қауіпсіздік қызметі болмаған жағдайда);

      7) РИА-ны пайдалану кезіндегі радиациялық қауіпсіздік жөніндегі нұсқаулықты;

      8) радиациялық авариялардың алдын алу жөніндегі нұсқаулықты;

      9) радиациялық қауіпсіздік қызметі туралы ережені немесе радиациялық қауіпсіздікке жауапты адамның лауазымдық нұсқаулығын;

      10) радиациялық бақылау жүргізу тәртібі туралы ережені;

      11) кіріс-шығыс журналын;

      12) ұйым басшысының бұйрығымен бекітілген "А" және "Б" тобы персоналына жатқызылған ұйым қызметкерлерінің тізімін;

      13) персоналға радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқама журналын ұсынады.

      856. Пайдалануға қабылданған 3-4-топтағы РИА-ны қолдануға санитариялық-эпидемиологиялық оң қорытынды болған кезде жол беріледі.

      857. Егер бұл пайдалану жөніндегі нұсқаулықта көзделмесе, РИА көздері блоктарынан көздерді алуға жол берілмейді.

      858. Көз блогын зарядтау (қайта зарядтау) тек РИА-ның техникалық құжаттамасында көрсетілген көздерге ғана жүргізіледі. Осы мақсатта техникалық құжаттамада көзделмеген, олардан физикалық параметрлері (белсенділігі, радионуклид, өлшемдері) бойынша ерекшеленетін немесе пайдалану мерзімі өтіп кеткен көздерді қолдануға жол берілмейді.

      859. Одан әрі пайдалануға жатпайтын барлық топтардың РИА-лары бөлшектеліп, МҰ көмуге тапсырылуы тиіс. 2-4-топтағы стационарлық РИА-ны демонтаждау "Рұқсаттар және хабарламалар туралы" 2014 жылғы 16 мамырдағы Қазақстан Республикасының Заңына сәйкес лицензиясы бар ұйымдардың күшімен орындалады.";

      17-қосымшаның 3-тармағы мынадай редакцияда жазылсын:

      "3. Балаларды қорғау құралдары:

      1) жөргектер (трусиктер) – бала денесінің төменгі бөлігін қорғауға арналған;

      2) жаялық – дененің әртүрлі бөліктері мен азғалары топтарын қорғауға арналған;

      3) саңылауы бар жаялық – қандай да бір рентгенологиялық зерттеулер жүргізу кезінде сәулеленетін дене бөліктерін қоспағанда, барлық денені қорғауға арналған.";

      көрсетілген бұйрыққа 7, 38 және 40-қосымшалар осы бұйрыққа 1, 2 және 3-қосымшаларға сәйкес жаңа редакцияда жазылсын;

      осы бұйрыққа 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11 және 12-қосымшаларға сәйкес редакцияда 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49 және 50-қосымшалармен толықтырылсын.

      2. 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 Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің интернет-ресурсында орналастыруды;

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

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

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

      Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрі
Е. Биртанов

      "КЕЛІСІЛДІ"

      Қазақстан Республикасының

      Ұлттық экономика министрлігі

      201__ жылғы "___" _________

      "КЕЛІСІЛДІ"

      Қазақстан Республикасының

      Энергетика министрлігі

      201__ жылғы "___" _________

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
1-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық
талаптар" санитариялық
қағидаларына
7-қосымша

Ажыратқаннан кейін ҰНГ-мен жұмыс режімінің қауіпсіздігін есептеу

      ҰНГ-ны ажыратқан соң онымен жұмыс істейтін оператордың сәулеленуінің эквивалентті дозасының шамасы, Н, мына формуламен есептеледі:



      мұнда, Ро - ҰНГ-ның қорғаныш қабығының активті бөлігінен гамма-сәулесінің эквивалентті доза қуатының мәні, мкЗв/сағ.;

      Ро тікбұрышты координат жүйесінде нейтрон трубкасы нысанасы ортасында орналасқан нүктеден бастап санағанда, жұмыс орнының Х,У координатасына тәуелді, 1 суретте көрсетілген номограмма бойынша анықталады.

      ЖQ – түзету коэффициент, ҰНГ-ның Q нейтрондары ағынын туындататын орташа мәнін есепке алатын өлшеусіз шама, келесі формула бойынша анықталады;



      мұнда, Qo = 1.10е9 нейтр/сек

      Ж tакт - ҰНГ-ның жұмысын тоқтатқанға дейін tакт ішінде үздіксіз жұмыс істеуін есепке алатын түзету коэффициенті, өлшеусіз шама, 2-суретте көрсетілген номограмма бойынша анықталады;

      Жt tұст – tұст ұстап тұру уақытын, оның аралығында оператор ҰНГ-ның қасындағы жұмыс орнына жайғасады есепке алатын түзету коэффициенті өлшеусіз шама, 2-суретте көрсетілген номограмма бойынша анықталады;

      Ж tжұм – tжұм ҰНГ-ның қосылған кезінде жұмыс істеп тұру уақытын есепке алатын түзету коэффициенті, 2-суретте көрсетілген номограмма бойынша анықталады

      ҰНГ-нан нейтрондардың шығуы туралы деректер жоқ болғанда Н мәні мына формула бойынша есептеледі

      Рөлш



      Жt tұст

      мұнда Рөлш — жұмыс орнындағы ҰНГ-ның корпусынан шығатын гамма-сәуле дозасы қуатының өлшенген мәні, мЗв/ч;Жt tұст* - ҰНГ-ның тоқтатылғаннан кейін доза қуатына өлшеу жүргізгенге дейінгі t tұст* уақытқа түзету;

      Жt tұст х Ж tжұм — (1) формулаға сай.

      Жұмыс орнындағы радиациялық жағдай радиациялық қауіпсіздік талаптарына жауап береді, егер мына шарттар орындалса:



      мұнда ДМД =1,18Зв/сағ

      Мұндай жағдайда жұмысы тоқтатылған ҰНГ-ның таңдалған параметрлеріне Q, tбелс, tұст, tжұм сәйкес ҰНГ-ның және персоналдың сәулелену алаңында жоспарланған жұмыс істеу тәртібі белгіленеді.



      онда жоспарланған жұмыс тәртібі келесі төмендегі тәсілдердің бірі арқылы түзетіледі

      1. ҰНГ-дан шығатын нейтрондардың орташа мәнінің төмендеуі Qк мәніне дейін:



      2. ҰНГ-ның жұмысының tбелс ұзақтығының қысқаруы 2-суретте көрсетілген номограмма бойынша анықталады, Ж tбелсмәнінің мына формула бойынша есептеледі:



      3. Ұстап тұру ұзақтығы мәніне дейін tұст.к 2-суретте көрсетілген номограмма бойынша анықталады, tұст.к мәні бойынша мына формула бойынша есептелген:



      4. Жұмысы тоқтатылған ҰНГ-мен жұмыс жасайтын оператордың жұмыс уақыты ұзақтығының қысқаруы tжұм 2-суретте көрсетілген номограмма бойынша Ж tжұм.к есептеледі:



      5. Операторға алдында тұрған міндеттерді орындау үшін анағұрлым сәйкес келетін режімді таңдауды қамтамасыз ету мақсатында жоғарыда санамаланған шараларды құрамдастыру (4).

      Жұмыс істеп тұрған ҰНГ сәулесінен персоналды қорғауды есептеу

      Ұңғымадан тыс жұмыс істеп тұрған ҰНГ шығаратын сәуледен қорғанудың қорғаныш қабатының қалыңдығы (d), іске қосу жұмыстарында мына формула арқылы анықталады:



      мұнда,

- нейтрондар ағыны тығыздығының релаксация ұзындығы, см;

      No -

денелік бұрышында ҰНГ шығаратын нейтрондар ағыны, нейтр/сек;

      С- түзету өлшемсіз коэффиценті;

      hm — меншікті максималды эквивалентті доза, Зв. см² / нейтр.;

      (энергиясы 14 МэВ нейтрондар үшін hm =4,3.10у10 Зв. См²/ нейтр;)

      R- нейтрон түтігі нысанасынан қорғаныштың сыртқы бетіне дейінгі қашықтық;

      Р – эквивалентті дозаның жобалық қуаты , Зв/час

      Кесте. Энергиясы 14 МэВ нейтрондар үшін

и С мәндері

Қорғаныш материалы


, см

С

Бетон

19,7

1,2

Парафин

17,5

1,3

Су

16,9

1,3

      (1) формула қалыңдығы 15см -ден 100см дейінгі болатын қорғанышты есептеу үшін қолданылады.

      Қорғаныш конструкцияларының сәуле шығарудың эквивалентті дозасының жобалық мәнін қамтамасыз етуі мүмкін болмаған жағдайда, нейтрон түтігінен жұмыс орнына дейін минимальды шектелген қашықтық R мин мына формуламен анықталады:



      мұнда ДППа - нейтрон ағыны рұқсат етілген тығыздығы, нейтр/сек;

      R мин ҰНГ тұрған орнынан аз қашықтықта орналасуы қажетті болғанда, ҰНГ бір жылдағы жұмыс істеудің шектелген уақыты мына қатынастармен анықталады:



      мұнда Т – бір жылдағы жұмыс уақыты, сағ. (персоналға арналған Т=1700сағ.)


— жұмыс орнындағы нейтрон ағынының тығыздығы, нейтр/ (см².С).

- өлшеу құралдарын қолдану арқылы немесе келесі формуламен есептеп анықталады:


      мұнда, R²1 - нейтрон түтігінен жұмыс орнына дейінгі қашықтық, см.



      1-сурет. Р0 эквивалентті дозасы қуатының номиналды мәнінің кеңістіктік таралуы ҰНГ қорғау қаптамасының белсендірілген бөлігінің гамма-сәулеленуі. Санаудың басы нейтрондық түтікшенің нысана ортасымен біріктірілген, х осі ҰНГ осімен сәйкес келеді. 1 қисық х = 0 см, 2-х = 10 см, 3-х = 20 см, 4-х = 30 см, 5-х = 40 см, 6-х = 50 см үшін есептелген.



      2-сурет. Түзету коэффициенттерін анықтауға арналған номограмма: сіз ұсталу уақытын есепке алатын Жtұст (1 қисық), сондай-ақ активтендіру уақытын есепке алатын Жtакт (2 қисық), сондай-ақ персоналдың жұмыс уақытын есепке алатын Жtжұм (3 қисық).

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
2-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
38-қосымша
  Нысан

      ______________________________________________________________________ -нан

      (ұйым атауы)

      ______________________________________________________________________ -ға

      (ұйым атауы)

      берілетін радиоактивті қалдықтардың партиясына 20 ____ж. ___ № ______________

      АКТІ

      РАҚ-тың барлық қаптамалары бойынша өлшеу нәтижелерінің ең үлкені:

      Дозаның қуаты:

      1 м қашықтықта_______мЗв/сағ

      Қаптаманың сыртқы бетінің ластануы:

      белгіленген

бөлш/см2 · мин.

      белгіленбеген

бөлш/см2 · мин.

р/с №

РАҚ сипаттамасы*

РАҚ мөлшерң

Контейнер (ыдыс) түрі

контейнер (ыдыс) №

ИСК паспортының №

Сұйық РАҚ үшін

Қоспалардың жалпы құрамы, г/л

Ортаның рН-ы

1

2

3

4

5

6

7

8









      кестенің жалғасы

Сәулелену түрі

Радионуклидті құрам

Радионуклидтердің меншікті белсенділігі**, Бк/г

Жиынтық белсенділігі**Бк, (н/с)

тритий

бета-сәулелендіретін

альфа-сәулелендіретін

трансурандық

9

10

11

12

13

14

15








      Жарылу қаупі бар, өздігінен тұтанатын және химиялық уытты заттардың болмауы (анықтамалық пен жіктеуіштерге сәйкес)________________________________________

      РАҚ-ы бар контейнерлер (көліктік қаптамалау жиынтықтары) ұйымның (мөрімен) №___________ пломбасымен бекітілген.

      РАҚ-ты тапсыруға жауапты ______________________________________________

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

      РАҚ-ты қабылдауға жауапты _____________________________________________

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

      Ескертпелер:

      1) * Паспортқа мәліметтер РАҚ-ы бар әрбір контейнерге енгізіледі;

      2) ** меншікті және жиынтық белсенділік әрбір радионуклид үшін жеке көрсетіледі.

      3) радиоактивті қалдықтарды көмуге қабылдаудан бас тартқан жағдайда, бас тарту себептері көрсетілген арнайы акті рәсімделеді.

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
3-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық
талаптар" санитариялық
қағидаларына
40-қосымша
  1-нысан

Қатты радиоактивті қалдықтарды есепке алу журналы

р/с №

РАҚ атауы (жабық иондаушы сәулелену көздері (ИСК) үшін № және ИСК паспортының күні)

Келіп түскен күні

Контейнер түрі мен нөмірі

Ортаның рН-ы

Радионуклидті құрамы және сәулелену түрі*

Мөлшері, кг

Меншікті белсенділігі,
Бк/г1

Белсенділігі, Бк1

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      кестенің жалғасы

Қалдықтарды тапсырған адамның тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда) және қолы

Қалдықтарды қабылдаған адамның тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда) және қолы

Ұстаудан кейінгі меншікті белсенділігі және жою күні**

Ұстаудан кейінгі белсенділігі, Бк2

РАҚ партиясына актінің күні және №

РАҚ қабылданған көліктік контейнердің атауы және №****

Есептен шығару актісінің № мен күні*****

Мамандандырылған ұйымға берілетін ***

Ұзақ мерзімді сақтауға және көмуге берілетін 4

10

11

12

13

14

15

16

17









      Ескертпе:

      1) * РАҚ-тың құрамы мен белсенділігі туралы шынайы ақпарат болмаған кезде толтырылмайды;

      2) РАҚ-ты мамандандырылған ұйымға тапсырған кезде және мамандандырылған ұйымда толтырылмайды **

      3) *** РАҚ туындаған объектіде толтырылады;

      4) **** мамандандырылған ұйымда толтырылады;

      5) ***** қалдықтарды радиоактивті емес қалдықтар ретінде ыдырауға ұстаудан кейін жойған кезде толтырылады.

  2-нысан

Сұйық радиоактивті қалдықтарды есепке алу журналы

р/с №

Ыдырату мақсатында сақтау үшін немесе мамандандырылған ұйымға келіп түсуі

Келіп түскен күні

Контейнер түрі және №

Радионуклидті құрамы

Көлемі, л

Меншікті белсенділігі, Бк/г

Белсенділігі, Бк

Ортаның рH-ы

Тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда), қолы

Қалдықтарды тапсырған

Қалдықтарды қабылдаған

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10











      кестенің жалғасы

Шаруашылық-тұрмыстық кәріз жүйесіне шығару*

РАҚ қабылданған көліктік контейнердің атауы және № 2

Есептен шығару актісінің № мен күні

Ұзақ мерзімді сақтауға және көмуге берілетін РАҚ партиясына актінің № және күні**

Шығару актісініңкүні және №

көлемі, л

Меншікті белсенділігі, Бк/г

Белсенділігі, Бк

Жауапты тұлғаның тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда), қолы

11

12

13

14

15

16

17

18









      Ескертпе: 1) * РАҚ жиналған объектіде толтырылады;

      2) **Мамандандырылған ұйымда толтырылады.

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
4-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге қойылатын
санитариялық-
эпидемиологиялық
талаптар" санитариялық
қағидаларына
42-қосымша

Типтік ересек пациент үшін медициналық сәулелену кезіндегі диагностикалық референттік деңгейлер

  1-кесте

Типтік ересек пациентке арналған диагностикалық радиография кезіндегі диагностикалық референттік деңгейлер

р/с №

Тексеру

Кіріс бетіндегі бір суретке1 доза, мГр

1

2

3

4

1

Омыртқаның бел аумағы

ААП
ЛАТ
ББП

10
30
40

2

Іш аумағы, көктамырішілік урография және холецистография

ААП

10

3

Жамбас аумағы

ААП

10

4

Жамбас буыны

ААП

10

5

Кеуде қуысы

ПАА
ЛАТ

0,4
1,5

6

Омыртқа кеуде аймағы

ААП
ЛАТ

7
20

7

Тістер

Периапикальды
ААП

7
5

8

Бассүйек

ПАА
ЛАТ

5
3

      Ескертпе: 1 Кері шашырауды ескере отырып ауада. Бұл шамалар салыстырмалы сезімталдығы 200 болған кезде пленка-экранның жалпы қабылданған комбинациялары үшін келтірілген. Сезімталдығы жоғары комбинациялар үшін пленка-экранның (400-600) шамалары 2-3 есе азайтылуы тиіс.

      2 ААП — алдыңғы-артқы проекция; ЛАТ — латеральды проекция; ПБП — бел-сегізкөз буынының проекциясы; ПАА – артқы-алдыңғы проекция.

  2-кесте

Типтік ересек пациентке арналған компьютерлік томография кезіндегі диагностикалық референттік деңгейлер

р/с №

Тексеру

Көп рет сканерлеу кезіндегі сәулеленудің орташа мөлшері 1, мГр

1

2

3

1

Бас

50

2

Омыртқаның бел аумағы

35

3

Іш

25

  3-кесте

Типтік ересек пациентке арналған маммография кезіндегі диагностикалық референттік деңгейлер

Сүт безіне сәулеленудің орташа мөлшері, краниокаудальды проекция 2
1 мГр (растромсыз)
3 мГр (растроммен)

  4-кесте

      Типтік ересек пациентке рентгеноскопия кезіндегі диагностикалық референттік деңгейлер

№ п/п

Жұмыс тәртібі

3 Кіріс бетіндегі доза қуаты, мГр/мин

1

2

3

1

Қалыпты

25

2

Жоғары деңгей 4

100

      Ескертпе: 1 ұзындығы 15 см және диаметрі 16 см су фантомына эквивалентті фантомдардағы айналу осіне өлшеулер негізінде есептелген: 16 см (бас) және 30 см (бел омыртқасы және іш аймағы).

      2 құрамы 50% – темір тіні және 50% – май тіні, пленка-экран жүйесі және MO-нысана және Мо-сүзгілері бар штаттық маммографиялық қондырғылар үшін 4,5 см тереңдікте анықталған.

      3 Ауада кері шашырауды ескере отырып.

      4 Инвазивті радиологияда жиі қолданылатын "жоғары деңгейдегі" факультативтік режимі бар аппараттар үшін.

  5-кесте

Типтік ересек пациентке арналған ядролық медицинадағы процедуралар кезіндегі диагностикалық референттік деңгейлер

р/с №

Зерттеу

Радионуклид

Химиялық нысаны

Зерттеуге ең жоғары әдеттегі белсенділік, МБк

1

2

3

4

5

1

Сүйектер




1.1

Сүйек сканерлеу

99Tcm

Фосфонатты және фосфатты қосылыстар

600

1.2

Бірфотонды эмиссиялық компьютерлік томография (бұдан әрі – ОФЭКТ) көмегімен сүйекті сканерлеу)

99Tcm

Фосфонатты және фосфатты қосылыстар

800

1.3

Сүйек кемігін сканерлеу

99Tcm

Қылқан коллоидты ерітінді

400

2

Сүйек кемігін сканерлеу




2.1

Бас миын сканерлеу (статикада)

99Tcm
99Tcm

TcO4-
Диэтилентриаминопентауксус қышқылы (бұдан әрі – ДТПА), глюконат және глюкогептонат

500
500

2.2

ОФЭКТ көмегімен ми сканерлеу

99Tcm
99Tcm
99Tcm

TcO4-
ДТПА, глюконат және глюкогептонат
Экзаметазин

800
800
500

2.3

Церебральды қан ағымын зерттеу

133Xe
99Tcm

Натрий хлоридінің изотониялық ерітіндісінде
Гексаметил пропилен аминооксим

400
500

2.4

Цистернография

111In

ДПТА

40

3

Көз жасы жолдары




3.1

Дренаж

99Tcm
99Tcm

Tco
Қылқан коллоидты ерітінді

4
4

4

Қалқанша безі




4.1

Қалқанша безін сканерлеу

99Tcm
123I

TcO4-
I-

200
20

4.2

Метастаздарды іздеу (жойылғаннан кейін)

123I

I-

400

4.3

Қалқанша безін сканерлеу

201Tl

Tl+ - хлорид

80

5

Өкпе




5.1

Өкпе желдеткішін сканерлеу

81Krm
99Tcm

Газ
ДТПА-аэрозоль

6000
80

5.2

Өкпе желдеткішін зерттеу

133Xe
127Xe

Газ
Газ

400
200

5.3

Өкпе перфузиясын сканерлеу

81Krm
99Tcm

Су ерітіндісі
Адами альбумин (макроагрегаттарда немесе микросфераларда)

6000
100

5.4

Өкпе перфузиясын сканерлеу (флебографиямен)

99Tcm

Адами альбумин (макроагрегаттарда немесе микросфераларда)

160

5.5

Өкпе перфузиясын зерттеу

133Xe
127Xe

Изотониялық ерітінді
Изотониялық хлоридті ерітінді

200
200

5.6

ОФЭКТ көмегімен өкпені сканерлеу

99Tc

Макро-біріктірілген альбумин

200

6

Бауыр және көкбауыр




6.1

Бауыр мен көкбауырды сканерлеу

99Tcm

Қылқан коллоидты ерітінді

80

6.2

Өт жүйесінің қызметін сканерлеу

99Tcm

Иминодиацетаттар және оларға балама заттар

150

6.3

Көкбауырды сканерлеу

99Tcm

Таңбаланған денатуратталған эритроциттер

100

6.4

ОФЭКТ көмегімен бауырды сканерлеу

99Tcm

Қылқан коллоидты ерітінді

200

7

Жүрек-тамыр жүйесі

7.1

Қан айналымының үлкен шеңберін зерттеу

99Tcm
99Tcm
99Tcm

TcO4-
ДТПА
Макро-агрегатталған глобулин-3

800
800
400

7.2

Қан депосын сканерлеу

99Tcm

Адам альбумин кешені

40

7.3

Жүрек-тамыр жүйесін сканерлеу/зондтау

99Tcm

Адам альбумин кешені

800

7.4

Миокардты сканерлеу/ зондтау

99Tcm

Таңбаланған қалыпты эритроциттер

800

7.5

Миокардты сканерлеу

99Tcm

Фосфонатты және фосфатты қосылыстар

600

7.6

ОФЭКТ көмегімен миокардты сканерлеу

99Tcm
201Tl
99Tcm
99Tcm

Изонитрилдер
Tl+ - хлорид
Фосфонатты және фосфатты қосылыстар
Изонитрилдер

300
100
800
600

8

Асқазан, асқазан-ішек жолы




8.1

Асқазан/сілекей безі сканерлеу

99Tcm

TcO4-

40

8.2

Мекел дивертикулын сканерлеу

99Tcm

TcO4-

400

8.3

Асқазан-ішек жолында қан кетуді зерттеу

99Tcm
99Tcm

Қылқан коллоидты ерітінді
Таңбаланған қалыпты эритроциттер

400
400

8.4

Гастроэзофагеальды рефлюксті және өтімділігін зерттеу

99Tcm
99Tcm

Қылқан коллоидты ерітінді
Сіңірілмейтін қосылыстар

40
40

8.5

Асқазан босауын зерттеу

99Tcm
111In
113Inm

Сіңірілмейтін қосылыстар
Сіңірілмейтін қосылыстар
Сіңірілмейтін қосылыстар

12
12
12

9

Бүйрек, несеп бөлу жүйесі және бүйрек үсті бездері

9.1

Бүйректі сканерлеу

99Tcm

Димеркаптоянтар қышқылы

160

9.2

Бүйректі сканерлеу / нефрография

99Tcm
99Tcm
123I

ДТПА, глюконат және глюкогептонат
Макро-агрегатталған глобулин-3
О-иодогиппурат

350
100
20

9.3

Бүйрек үсті бездерін сканерлеу

75Se

Селенохолестерин

8

10

Басқа

10.1

Ісікті немесе абсцессті сканерлеу

67Ga
201Tl

Цитрат
Хлорид

300
100

10.2

Ісікті сканерлеу

99Tcm

Димеркаптоянтар қышқылы

400

10.3

Нейроэктодерма ісігін сканерлеу

123I
123I

Мета-йодо-бензил гуанидин
Мета-йодо-бензил гуанидин

400
20

10.4

Лимфа түйінін сканерлеу

99Tcm

Қылқан коллоидты ерітінді

80

10.5

Абсцессті сканерлеу

99Tcm
111In

Қылқан лейкоциттер, дексаметазонмен өңделген
Қылқан лейкоциттер

400
20

10.6

Тромбаны сканерлеу

111In

Таңбаланған тромбоциттер

20

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
5-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
43-қосымша

Ауыз судағы радионуклидтер құрамының референттік деңгейлері 1, 2

Радионуклид

Референттік деңгей, Бк/л

Радионуклид

Референттік деңгей, Бк/л

1

2

1

2

3H

10 000

77As

1 000

7Be

10 000

75Se

100

14C

100

82Br

100

22Na

100

86Rb

100

32P

100

85Sr

100

33P

1 000

89Sr

100

35S

100

90Sr

10

36Cl

100

90Y

100

45Ca

100

91Y

100

47Ca

100

93Zr

100

46Sc

100

95Zr

100

47Sc

100

93mNb

1 000

48Sc

100

94Nb

100

48V

100

95Nb

100

51Cr

10 000

93Mo

100

52Mn

100

99Mo

100

53Mn

10 000

96Tc

100

54Mn

100

97Tc

1000

55Fe

1 000

97mTc

100

59Fe

100

99Tc

100

56Co

100

97Ru

1000

57Co

1 000

103Ru

100

58Co

100

106Ru

10

60Co

100

105Rh

1000

59Ni

1 000

103Pd

1000

63Ni

1 000

105Ag

100

65Zn

100

110mAg

100

71Ge

10 000

111Ag

100

73As

1 000

109Cd

100

74As

100

115Cd

100

76As

100

115mCd

100

111In

1000

155Eu

1 000

114mIn

100

153Gd

1 000

113Sn

100

160Tb

100

125Sn

100

169Er

1 000

122Sb

100

171Tm

1 000

124Sb

100

175Yb

1 000

125Sb

100

182Ta

100

123mTe

100

181W

1 000

127Te

1000

185W

1 000

127mTe

100

186Re

100

129Te

1000

185Os

100

129mTe

100

191Os

100

131Te

1000

193Os

100

131mTe

100

190Ir

100

132Te

100

192Ir

100

125I

10

191Pt

1 000

126I

10

193mPt

1 000

129I

1

198Au

100

131I

10

199Au

1 000

129Cs

1000

197Hg

1 000

131Cs

1000

203Hg

100

132Cs

100

200Tl

1 000

134Cs

10

201Tl

1 000

135Cs

100

202Tl

1 000

136Cs

100

204Tl

100

137Cs

10

203Pb

1 000

131Ba

1 000

210Pb *

0,1

140Ba

100

206Bi

100

140La

100

207Bi

100

139Ce

1 000

210Bi *

100

141Ce

100

210Po *

0,1

143Ce

100

223Ra *

1

144Ce

10

224Ra *

1

143Pr

100

225Ra

1

147Nd

100

226Ra *

1

147Pm

1 000

228Ra *

0,1

149Pm

100

227Th *

10

151Sm

1 000

228Th *

1

153Sm

100

229Th

0,1

152Eu

100

230Th *

1

154Eu

100

231Th *

1000

232Th *

1

241Am

1

234Th *

100

242Am

1000

230Pa

100

242mAm

1

231Pa *

0,1

243Am

1

233Pa

100

242Cm

10

230U

1

243Cm

1

231U

1000

244Cm

1

232U

1

245Cm

1

233U

1

246Cm

1

234U *

1

247Cm

1

235U *

1

248Cm

0,1

236U *

1

249Bk

100

237U

100

246Cf

100

238U *

10

248Cf

10

237Np

1

249Cf

1

239Np

100

250Cf

1

236Pu

1

251Cf

1

237Pu

1000

252Cf

1

238Pu

1

253Cf

100

239Pu

1

254Cf

1

240Pu

1

253Es

10

241Pu

10

254Es

10

242Pu

1

254mEs

100

244Pu

1



      Ескертпе: 1 Референттік деңгейлердің мәндері шаманың ең жақын тәртібіне дейін дөңгелектенеді.

      2 Осы кестеде жұлдызшалармен (*) табиғи радионуклидтер белгіленген.

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
6-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
44-қосымша
  1-кесте

Қатты радиоактивті қалдықтарды (РАҚ) беткі радиоактивті ластану деңгейі бойынша санаттау

РАҚ санаты

Беткі радиоактивті ластану деңгейі, бөлш./(см2 ×мин)

бета-сәулелендіретін радионуклидтер

альфа-сәулелендіретін радионуклидтер

Белсенділігі төмен

500-ден 104-ге дейін

50-ден 103-ға дейін

Белсенділігі орташа

104-нан 107-ге дейін

103-нан 106-ға дейін

Белсенділігі жоғары

107 –нан астам

106 – нан астам

  2-кесте

Қатты және сұйық РАҚ-ты радионуклидтердің меншікті белсенділігі бойынша санаттау

РАҚ санаты

Меншікті белсенділігі, Бк/г

тритий

бета-сәулелендіретін радионуклидтер (тритийді қоспағанда)

альфа- сәулелендіретін радионуклидтер (трансурандыларды қоспағанда)

трансуранды радионуклидтер

Қатты РАҚ

Белсенділігі төмен

107 бастап 108 дейін

от 103 до 104 дейін

от 102 до 103 дейін

101 бастап
102 дейін

Белсенділігі орташа

108 бастап 1011 дейін

от 104 до 107 дейін

от 103 до 106 дейін

102 бастап 105 дейін

Белсенділігі жоғары

1011 астам

107 астам

106 астам

105 астам

Сұйық РАҚ

Белсенділігі төмен

104 дейін

103 дейін

102 дейін

101 дейін

Белсенділігі орташа

104 бастап 108 дейін

103 бастап
107 дейін

102 бастап
106 дейін

101 бастап
105 дейін

Белсенділігі жоғары

108 астам

107 астам

106 астам

105 астам

      Ескертпе: * Атомдық энергияны қолданатын объектілерде жиналатын РАҚ үшін.

  3-кесте

Істен шыққан жабық йондайтын сәулелену көздерін (ИСК) олардың ұзақ мерзімді қауіптілігіне сәйкес санаттау

РАҚ-ты санаттау

Жартылай ыдырау кезеңі

Белсенділігі

Жабық ИСК*

Белсенділігі орташа

30 жылдан астам

10 ГБк кем

Am-241, Ra-226 (өлшеуіштер)

30 жылдан астам

40 МБк кем

Плутоний, америций, радий (антистатикалық құрылғылар)

30 жылдан астам

1 ПБк кем

Cs-137 (сәулелендіргіштер),
Sr-90 (қалыңдық өлшеуіштер, радиоизотопты термоэлектрлі генераторлар (РТЭГ))

15 жылдан кем

100 TБк кем

Co-60 (сәулелендіргіштер)

Белсенділігі төмен

30 жылдан астам

1 MБк кем

Cs-137 (брахитерапия, ылғал өлшеуіштер/тығыздық өлшегіштер)

15 жылдан кем

10 MБк кем

Co-60, H-3 (тритийлі нысана), Kr 85

Қысқа өмір сүретін

100 тәуліктен кем

5 TБк

Ir-192 (брахитерапия)

100 тәуліктен кем

100 MБк

Y-90, Au-198 (брахитерапия)

      Ескертпе: * Оның ішіне кестеде көрсетілмеген және жартылай ыдырау кезеңімен және тиісті сыныптың белсенділігімен сипатталатын ИСК жатады.

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
7-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
45-қосымша
  Нысан
  БЕКІТЕМІН
  Ұйым басшысы
__________________________
20__ ж. "____" _____________

      20__ ж. "____" ____________ № _________

      тазартылған сарқынды суларды шығару

      АКТІСІ

      Бiз, төменде қол қойғандар, __________________________________________________

                        (РАҚ-ты жинауға, есепке алуға, сақтауға және тапсыруға жауапты

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

      осы ______________________________________________________________________

      тазартылған сарқынды сулардың _________ литрі 20____ ж. "_____"_______________

      ______________________________________________________________________ -дан

      (шығару орны, резервуар атауы)

      шығарылғандығы туралы актіні жасадық.

      Тазартылған сарқынды сулардың меншікті белсенділігі:

      бета-сәулелендіргіш жиынтығы бойынша ______________ Бк/л;

      альфа-сәулелендіргіш жиынтығы бойынша ______________ Бк/л;

      жеке радионуклидтер бойынша ______________ Бк/л.

      Сарқынды сулардың жиынтық белсенділігі ________________ Бк

      Жауапты адамдардың тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда) және қолдары

      __________________________________________________________________________

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
8-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
46-қосымша

МГК ұйымдары жұмыскерлерінің табиғи көздермен сәулелену дозаларын бағалау әдістемесі

1-бөлім. Жұмыскерлердің сыртқы сәулеленуін бақылау

      1. Ұйым жұмыскерлерінің сәулеленуінің тиімді дозалары гамма-сәулелену дозасы қуатының орташа мәндерімен және жұмыскерлер сәулеленуге ұшырайтын уақытпен айқындалады.

      2. Жұмыскерлердің сыртқы сәулеленуінің тиімді дозасын бағалауды жұмыс орнында жер бетінен (еденнен) 1 м биіктікте сыртқы гамма-сәулеленудің өлшенген дозалары қуатының (бұдан әрі - Р) мәні және осы жұмыскердің қаралатын учаскеде (операция) 1 жыл бойы жұмыс істеу уақыты (бұдан әрі - Т) негізінде жүргізу керек.

      Сыртқы гамма-сәулеленудің жылдық тиімді дозасы (Е1сыртқы) мына формула бойынша есептеледі:



      мұнда: Ке – мәні мынаған тең болып қабылданатын дозалық коэффициент:

      1) 0,006 мЗв/мР, егер Рy – сағатына миллиРентгенмен (бұдан әрі – мР/сағ) экспозициялық дозаның қуаты;

      2) 0,0007 мЗв/мкЗв, егер Рy - эквиваленттік дозаның қуаты мкЗв/сағ.

      3. Гамма-сәулелену дозасының қуаты (Рy) дозиметрдің меншікті фонның деңгейі (Рф) және оның ғарыштық сәулеленуге (Рк) жауап беруін ескере отырып анықталады:



      мұнда: Р1 - өлшеу нүктесіндегі дозиметр көрсеткіштері.

      (Рфк) параметрінің сандық мәні әрбір дозиметр үшін жағадан 50 м немесе одан да көп қашықтықта тереңдігі кемінде 5 м судың бетінде орындалған көп мәрте өлшеу арқылы жеке анықталады.

      4. Әртүрлі технологиялық учаскелердегі жұмыс уақыты Тр (сағ) жылына 0-ден 2000 сағ-қа дейін ауытқуы мүмкін. Егер жұмыскер бір жылдың ішінде Р-дың мәні өзгеріп отыратын бірнеше учаскеде (№ жұмыс орны немесе жұмыс операциясы) жұмыс істесе, онда ол үшін сыртқы сәулелену есебінен жылдық тиімді доза мынаны құрайды:



      мұнда Рy - n - учаскенің бетінен 1 м биіктіктегі дозаның қуаты;

      Трn - n - учаскесінде 1 жылдың ішіндегі жұмыс уақыты.

      5. Жұмыскердің сыртқы сәулелену дозасын анықтау барысында мына шарт орындалады:



      мұнда Тр - жұмыскердің 1 жыл бойы штаттағы жұмысының ұзақтығы, сағ.

2-бөлім. Құрамында өндірістік шаң бар ұзақ мерзімді табиғи радионуклидтердің ингаляциялық түсуі есебінен жұмыскерлердің сәулеленуін бақылау

      6. Құрамында өндірістік шаң бар табиғи радионуклидтердің (бұдан әрі - ТРН) ингаляциялық түсуі есебінен ішкі сәулелену дозасы радионуклидтік құраммен және шаңданатын материал мен шаңның меншікті белсенділігімен, өндірістік аумақтағы ауаның жалпы шаңдануымен және нақты жағдайлардағы жұмыс уақытымен, тыныс алу ағзаларының жеке қорғаныш құралдарын қолдануы арқылы анықталады. Радионуклидтік құрам, шаңның меншікті белсенділігі және ауаның жалпы шаңдануы технологиялық процестердің параметрлеріне, жұмыстың температуралық режиміне, қолданылатын химиялық реагенттерге, материалдың дисперсиялығы мен көлеміне байланысты.

      7. Жұмыскердің бір тұрақты жұмыс орнында өндірістік шаңмен бір радионуклидтің ингаляциялық түсуі есебінен ішкі сәулеленуінің тиімді дозасы мына формула бойынша анықталады:



      мұнда kd – мәні уран мен торий қатарындағы негізгі радионуклидтер үшін 17-қосымшада келтірілген дозалық коэффициент (Зв/Бк);

      Cn - өндірістік шаңдағы радионуклидтердің меншікті белсенділігі кБк/кг;

      f - ауаның орташа шаңдануы, мг/м3;

      V - жұмыскерлердің тыныс алуының орташа жылдамдығы, м3/с;

      Т - жыл бойы шаңдану аймағында болу уақыты, сағ/жыл;

      Сn, f және V шамаларының мәндері тұрақты болған жағдайда сәулелену дозасын бағалау кезде (5) формуласы әділ.

      8. Бір немесе бірнеше параметрлердің уақытқа байланысты ауыспалы мәндері болған кезде сәулеленудің барлық уақытын бірнеше кезеңдерге бөлу қажет, олардың әрқайсысының ішіндегі параметрлер тұрақты болып саналады. Кейіннен сәулеленудің барлық кезеңі бойынша жиынтықтай отырып әрбір кезең үшін дозалар 5 формула бойынша бағаланады.

      9. Жұмыс аймағындағы радионуклидтердің қосынды түрлері белгісіз немесе ішкі сәулелену дозасын есептеу үшін радиоактивтік тепе-теңдік болмаған жағдайда осы Санитариялық қағидаларға 17-қосымша бойынша дозалық коэффициенттердің ең жоғары мәндерін қабылдау керек.

      10. Жұмыскерлер тыныс алу ағзалары үшін жеке қорғаныш құралдарын қолданатын жағдайда өндірістік шаңмен ұзақ өмір сүретін табиғи радионуклидтердің организмге ингаляциялық түсуі есебінен болатын ішкі сәулеленудің тиімді дозасы шаңды ұстау коэффициентінің орташа мәні h (салыс. бірлік) құрайтын болса n есеге төмендейді.

3-бөлім. Жұмыскерлердің радон изотоптарымен және олардың қысқа өмір сүретін еншілес өнімдерімен сәулеленуін бақылау

      11. Радон изотоптары және қысқа өмір сүретін радонның (РЕӨ) және торонның (ТЕӨ) еншілес өнімдерінің аэрозольдері көлемі шағын және ауа алмасу еселігі төмен үй-жайларда, құрамында жоғарғы көлемде табиғи радионуклидтер бар материалдардың үлкен салмағын сақтау немесе өңдеу кезінде жұмыс орнында жұмыскерлердің сәулеленуіне елеулі үлес қосады.

      12.Радон изотоптары және РЕӨ мен ТЕӨ-ның аэрозольдері есебінен ішкі сәулелену дозасы ауада болжам бойынша стандартты бір сағаттық тыныс алу көлемі 1,2 м3/с болған кезде, екі параметрмен – экспозиция уақытымен (тыныс алу) - t, сағ және осы уақыт ішіндегі ауадағы радон изотоптарының эквивалентті тепе-теңдігінің көлемдік белсенділігінің (ЭТКБ) орташа мәнімен

, Бк/м3 анықталады. Радон изотоптары есебінен ішкі сәулеленудің тиімді дозасы ЭТКБ радон изотоптарының туындысымен

уақытта анықталады - оны әдетте "экспозиция" (БкLс/м3) деп атайды.

      13. Өндірістік жағдайда радон изотопының экспозициясына 1сБк/м3 0,78 - 10-5мЗв тең болатын тиімді сәулелену дозасы сәйкес келеді.

      Егер ауадағы радон изотопының ЭТКБ орташа мәні және жұмыс уақыты - t белгілі болса, онда сәулеленудің тиімді дозасы мына формуламен есептеледі:



      мұнда дозалық коэффициенттің мәні d = 0,78 · 10-5мЗв/(сағ · Бк/м3), ал радон изотоптарының ЭТКБ -

мына формула бойынша есептеледі:


      оның ішінде Cequ(Rn) және Cequ(Tn) - t уақыттағы радон мен торонның тиісінше ЭТКБ орташа мәні.

      Өндірістік ұйымдардың жұмыскерлері үшін бір жылда 2000 сағат жұмыс істеген жағдайда d = 1,56 * 10-2мЗв/(Бк/м3) болады.

      14. Жұмыскерлердің өндірістік сәулеленуінің жылдық тиімді дозасы (Еөн) сыртқы (Е1сыртқы) және ішкі сәулелену дозалардың қосындысына тең болады (Е1сырт.+ Еrn):



  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
9-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
47-қосымша

Өндірістік шаңмен 238 U және 232Th қатары радионуклидтерінің ингаляциялық түсуі кезіндегі дозалық коэффициенттердің мәндері

  1-кесте

238 U қатары радионуклидтерінің дозалық коэффициенттері

Радионуклид

Жартылай ыдырау кезеңі

Ыдырау типі

Ингаляциялық түсу кезіндегі дозалық коэффициент, Зв/Бк

Қосылу типі-П

Ең жоғары

1

2

3

4

5

238U

4,77 ∙ 109 жыл



2,6 ∙ 10-6

7,3 ∙ 10-6

234Th

24,10 күн



6,3 ∙ 10-9

7,3 ∙ 10-9

234Pa

1,17 мин



3,8 ∙ 10-10

4,0 ∙ 10-10

234U

2,45105 жыл



3,1 ∙ 10-6

8,5 ∙ 10-6

230Th

7,70 ∙ 104 жыл



4,0 ∙ 10-5

4,0 ∙ 10-5

226Ra

1600 жыл



3,2 ∙ 10-6

3,2 ∙ 10-6

222Rn

3,824 күн



-

-

218Po

3,10 мин



-

-

214Pb

26,8 мин



-

2,9 ∙ 10-9

214Bi

19,9 мин



1,4 ∙ 10-8

1,4 ∙ 10-8

214Po

164 мкс



-

-

210Pb

22,3 жыл



-

8,9 ∙ 10-7

210Bi

5,013 күн



8,4 ∙ 10-8

8,4 ∙ 10-8

210Ро

138,4 күн



3,0 ∙ 10-6

3,0 ∙ 10-6

Жиынтығы

5,20 ∙ 10-5

6,30 ∙ 10-5

  2-кесте

232Th қатары радионуклидтеріне арналған дозалық коэффициенттер

Радионуклид

Жартылай ыдырау кезеңі

Ыдырау типі

Ингаляциялық түсу кезіндегі дозалық коэффициент, Зв/Бк

Қосылу типі -П

Ең жоғары

1

2

3

4

5

232Th

1,405 ∙ 1010жыл



4,2 ∙ 10-5

4,2 ∙ 10-5

228Ra

5,75 жыл



2,6 ∙ 10-6

2,6 ∙ 10-6

228Ас

6,15 сағ



1,6 ∙ 10-8

2,5 ∙ 10-8

228Th

1,913 жыл



3,1 ∙ 10-5

3,9 ∙ 10-5

224Ra

3,66 күн



2,9 ∙ 10-6

2,9 ∙ 10-6

220Rn

55,6 с



-

-

216Ро

0,145 с



-

-

212Pb

10,64 сағ



-

1,9 ∙ 10-8

212Bi

60,55 мин


(36%);

(64%)

3,0 ∙ 10-8

3,0 ∙ 10-8

212Po

0,299 мкс



-

-

208Ti

3,053 мин



-

-

Жиынтығы

7,85 ∙ 10-5

8,66 ∙ 10-5

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
10-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
48-қосымша

Металл сынықтарын радиациялық бақылау журналы

      Ұйымның атауы ____________________________________________________________

      Мекенжайы, телефоны ______________________________________________________

      Радиациялық бақылауға жауапты адамның тегі, аты, әкесінің аты (болған жағдайда)

      және лауазымы ____

      __________________________________________________________________________

      Журнал 20 __жылғы "____"_______________ басталды

      Журнал 20 __жылғы "____"_______________ аяқталды

      Беттер саны

р/с №

Күні

Металл сынығының атауы, мөлшері (кг)

Өнім беруші

Жүкқұжаттың нөмірі мен күні

Өлшеулерді жүргізу кезінде қолданылған құралдар (атауы, нөмірі)

1

2

3

4

5

6







      кестенің жалғасы

Радиациялық бақылау қорытындысы

Фондық мәндері

Бетінде фонның артуы

Бетіндегі ЕЖЭДҚ

Өлшеулер жүргізген тұлғаның қолы

7

8

9

10





  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
11-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
49-қосымша

Металл сынықтарына радиациялық бақылау жүргізу әдістемесі

      1. Өлшеу жағдайлары металл сынықтарында радиациялық ластану орын алған жағдайда, оны міндетті анықтауды қамтамасыз етеді. Ол үшін брикеттелген металл сынықтары қабатпен бір брикет болып орналастырылады. Брикеттің әрбір жағына гамма-сәулелену дозасының қуатына бір өлшеу, альфа және бета бөлшектері ағынының тығыздығына бір өлшеу жүргізіледі.

      2. Брикеттелмеген металл сынықтары аумақта қалыңдығы 0,5 м аспайтындай етіп жиналуы тиіс. Гамма-сәулеленудің қуатын өлшеу 1 м тор бойынша іздестіру радиометрі арқылы жүргізіледі, ал ЭДҚ деңгейі табиғи фоннан жоғары болған кезде, өлшеу торы сәулелену көзін анықтағанға дейін қоюланады. Альфа, бета бөлшектердің тығыздығын өлшеу бақылау профильдері арасындағы қашықтық 0,5 м болатын тексерілетін партияның ұзындығы немесе ені бойынша үздіксіз бақылау тәсілімен жүзеге асырылады, өлшеулер саны әрбір 0,5 м сайын белгіленген өлшеу нүктелері бойынша анықталады.

      3. Үлкен көлемді механизмдердің, станоктардың, көлік, жол, құрылыс техникаларының және басқа да салмағы 1 тоннадан асатын бұйымдардың радиациялық ластануын өндірістік бақылау кезінде өлшеу басқа басқару механизмдерінің арасындағы, сондай-ақ механизм ішіндегі қашықтықпен сыртқы беті бойынша жүргізіледі.

      4. Металл сынықтарын 0,5 м қалыңдықта алаңда жинауға мүмкіндік болмаған жағдайда, өлшеу жұмыстары оларды тиеген немесе түсірген кезде жүргізіледі. Бұл ретте ЭДҚ-ны және бөлшектер ағынының тығыздығын өлшеу көтеру механизмімен (кран, тельфер, экскаватор және т.б.) көтерілетін әрбір партиясына жүргізіледі. Өлшеу саны көтерілетін металл партияларының санымен анықталады.

      5. Металл сынықтарында ішкі жағында тұз түзілістері бар сыйымдылықтар мен құбырлар бар болған кезде өлшеулер осы бұйымдардың ішкі және сыртқы беттерінде жүргізіледі. ЭДҚ-ны өлшеу өлшейтін беттен 10 сантиметр (бұдан әрі - см) қашықтықта альфа, бета бөлшектері ағынының тығыздығын өлшеу өлшенетін беттерден 1 см қашықтықта жүргізіледі.

      6. Металл сынықтарына радиациялық бақылау жүргізер алдында металл сынықтары жиналатын аумақта бақыланатын металл сынығынан 15-20 м қашықтықта 10 см биіктікте табиғи радиациялық фон ЭДҚ-ға өлшеу жүргізіледі. Бөлшек ағыны тығыздығын өлшеу алдында аспаптың өз фоннында өтем жүргізілуі тиіс. Аумақтағы табиғи радиациялық фонның экспозициялық дозасы қуатын бағалау 5 өлшеуден орташа арифметикалық шама ретінде жүзеге асырылады.

      7. Металл сынықтарының радиоактивті ластану дәрежесін бағалау іздестіру радиометрі немесе дозиметрдің ең жоғары көрсеткіші аймағында жүзеге асырылады. Металл сынықтарының партиясы немесе партияның бір бөлігі (жекелеген заттар):

      1) сынық бетіндегі гамма-сәулеленудің ЭДҚ-сы жергілікті жердің табиғи радиациялық фоннан 0,2 мкЗв/сағ жоғары болса;

      2) альфа сәулелену тығыздығы шаршы сантиметрге 0,04 беккерель (бұдан әрі – Бк/см2) артық болса;

      3) бета сәулелену ағынының тығыздығы 0,4 Бк/см2 артық болса радиоактивті ластанған деп саналады.

  Қазақстан Республикасы
Денсаулық сақтау министрінің
2019 жылғы 12 желтоқсандағы
№ ҚР ДСМ-148 бұйрығына
12-қосымша
  "Радиациялық қауіпті
объектілерге
қойылатын санитариялық-
эпидемиологиялық талаптар"
санитариялық қағидаларына
50-қосымша

1-бөлім. Радиоизотопты аспаптарға арналған сәулелену көзіне қойылатын санитариялық-техникалық талаптар

      1. Қазақстан Республикасы ұйымдарының сәулелену көздерін дайындауы техникалық шарттар бойынша жүргізіледі. РИА-ға сәулелену көзі үшін радионуклидті таңдау кезінде:

      1) осы радионуклидті пайдаланудың технологиялық қажеттілігін негіздеуге;

      2) уыттылығы ең аз нуклидті таңдау арқылы радионуклидтің уыттылығына;

      3) иондаушы сәулеленудің ең аз өткізетін қабілеттілігі бар нуклидті таңдай отырып, сәуле энергиясына назар аудару керек.

      2. Сериялық РИА-да қолдану үшін дайындалған көздердің үлгілері иондаушы сәулеленудің жабық радионуклидтік көздеріне қойылатын жалпы техникалық талапты анықтайтын қолданыстағы МемСТ-қа сәйкес сынақтан өткізілуі тиіс.

      3. Әрбір көзге оның типін және нөмірін, шығарылу күнін, көлемін, нуклидтің белсенділігін, тағайындалуын және басқа параметрлерін көрсететін техникалық паспорт рәсімделеді. Онда оларды белгілі мерзім ішінде пайдаланғанда көздердің радиациялық тұтастығы, герметикалығы және тазалығы сақталатын кезде температураның рұқсат етілген шегі және орта қысымы, механикалық әсері көрсетіледі. Оларды пайдалануға ұсынылған талаптарға жауап бермейтін жағдайда көздерді қолдануға жол берілмейді.

2-бөлім. Радиоизотопты аспаптарға арналған құжаттамаға қойылатын талаптар

      4. РИА-ға арналған техникалық құжаттамада міндетті түрде мына бөлімдер болуы тиіс:

      1) техникалық талаптар;

      2) қабылдау қағидалары;

      3) пайдалану мерзімін ұзарту кезінде бақылау және сынау әдістері;

      4) тасымалдау және сақтау;

      5) пайдалану жөніндегі кепілдіктер;

      6) пайдалану жөніндегі нұсқаулар.

      5. "Техникалық талаптар" бөлімінде РИА-ны қолдану саласы және олардың техникалық сипаттамасы көрсетілуі тиіс:

      1) РИА-ға жататын топ;

      2) сәулелену көзінің типі және белсенділігі, негізделіп дайындалған техникалық талаптардың нөмірлері;

      3) РИА-ны пайдалану шарттары және сәулелену көзі;

      4) сәулелену көзі орналасқан блок бетінің және одан 1 м қашықтықтағы сәулелену дозасының қуаты;

      5) сәулелену көзі бетінің "алынатын" радиоактивті заттармен ластануының деңгейі (сүртінді алу әдісі арқылы);

      6) бұзылуға арналған жұмыс көлемінің саны;

      7) РИА-ның қызмет ету мерзімі;

      8) жинақтылығы, таңбалануы және қаптамасы;

      "Қабылдау қағидалары" бөлімінде мыналар көрсетіледі:

      1) сынақтардың көлемі және ұсынылатын жүйелілігі;

      2) сынақты жүргізген адам;

      3) сынаққа дейін және одан кейінгі РИА параметрлері;

      4) сынақ кезінде қолданылатын бақылау-өлшеу аппаратурасы;

      5) сынақтардың бағдарламасы және кезеңділігі;

      6) сәулелену көзі бетінен 1 м қашықтықтағы сәулелену дозасының қуаты;

      7) РИА сыртқы беттерінің (немесе сәулелену көзі блогының) радиоактивті заттармен ластануы.

      6. "Тасымалдау және сақтау" бөлімінде көлік түрі, радиациялық қаптамалардың көліктік санаты, РИА-дан адамдардың тұратын орнына және кино-фото пленкалар және т.б. дейінгі қашықтық, сақтау шарттары.

      7. "Қауіпсіздік талаптары" бөлімінде РИА пайдалану кезіндегі қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша нақты іс-шаралар көрсетілуі қажет.

      8. РИА техникалық құжаттамасында жоғарыда жазылған талаптармен қатар сәуле көздерінің сызбалары, әртүрлі әсерлерге сәуле көзін тексеру жағдайлары мен сынақ нәтижелері келтіріледі. Сондай-ақ онда сәуле көздері блогының сызбалары және көздің бекітілуінің нақты сипаттамасы, оның экрандалуы және аспаптың жұмыс және жұмыс істемеу қалпына ауыстыру тәсілі көрсетіледі.

      9. Заңнамалық немесе нормативтік құжаттарға сілтеме жасаған кезде техникалық құжаттаманың берілген бөліміне тікелей қатысты болатын нақты бөлімдерін, тармақтарын, параграфтарын көрсету қажет.

      10. РИА-ны пайдалану жөніндегі нұсқаулықта тасымалдау, сақтау, орнату, профилактикалық жөндеу, пайдалану және РИА-ны (сәуле көзі блогын) кәдеге жарату кезінде, сондай-ақ авариялық жағдайлар туындау кезінде радиациялық қауіпсіздікті (оның ішінде сәуле көзінің бүтіндігін және сақталуын қамтамасыз ету бойынша) қамтамасыз ету жөніндегі шараларды нақты сипаттау қажет.

      11. РИА-ны пайдалану жөніндегі нұсқаулықта РИА-ның авариялық бұзылуы кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету жөніндегі ұсынымдар болуы тиіс. Бұл ретте РИА-ны (сәуле көзін) жұмыс жағдайынан жұмыс істемеу жағдайына ауыстырудың мүмкін болмауы, түсіп қалуы, сәуле көзінің механикалық бұзылуы, өрт сияқты жағдайларды қарау керек.

О внесении изменений и дополнений в приказ исполняющего обязанности Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 марта 2015 года № 260 "Об утверждении Санитарных правил "Санитарно-эпидемиологические требования к радиационно-опасным объектам"

Приказ Министра здравоохранения Республики Казахстан от 12 декабря 2019 года № ҚР ДСМ-148. Зарегистрирован в Министерстве юстиции Республики Казахстан 13 декабря 2019 года № 19735. Утратил силу приказом Министра здравоохранения Республики Казахстан от 25 августа 2022 года № ҚР ДСМ-90.

      Сноска. Утратил силу приказом Министра здравоохранения РК от 25.08.2022 № ҚР ДСМ-90 (вводится в действие по истечении шестидесяти календарных дней после дня его первого официального опубликования).

      В соответствии с пунктом 6 статьи 144 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года "О здоровье народа и системе здравоохранения" ПРИКАЗЫВАЮ:

      1. Внести в приказ исполняющего обязанности Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 марта 2015 года № 260 "Об утверждении Санитарных правил "Санитарно-эпидемиологические требования к радиационно-опасным объектам" (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 11204, опубликован 22 июня 2015 года в информационно-правовой системе "Әділет"), следующие изменения и дополнения:

      в Санитарных правилах "Санитарно-эпидемиологические требования к радиационно-опасным объектам", утвержденных указанным приказом:

      заголовок главы 1 изложить в следующей редакции:

      "Глава 1. Общие положения";

      пункт 1 изложить в следующей редакции:

      "1. Настоящие Санитарные правила "Санитарно-эпидемиологические требования к радиационно-опасным объектам" (далее – Санитарные правила) содержат требования к выбору земельного участка, к проектированию, водоснабжению, водоотведению, освещению, вентиляции, содержанию и эксплуатации, условиям работы, обеспечению радиационной безопасности, сбору, использованию, обезвреживанию, транспортировке, хранению и захоронению радиоактивных отходов, организации, проведению радиационного контроля, ликвидации, консервации и перепрофилированию на радиационно-опасных объектах (далее – объекты).";

      в пункте 2:

      дополнить подпунктом 3-1) следующего содержания:

      "3-1) зона контролируемого доступа (далее – ЗКД) – часть территории промышленной площадки объекта, здания и сооружения объекта, где в условиях его нормальной эксплуатации, возможно воздействие на персонал радиационных факторов;";

      дополнить подпунктом 16-1) следующего содержания:

      "16-1) локальный источник – предмет, вблизи поверхности которого выполняется любое из условий:

      мощность эквивалентной дозы излучения (за вычетом вклада от естественного радиационного фона) на расстоянии 10 сантиметров превышает 0,2 микрозиверта в час;

      радиоактивное загрязнение поверхности предмета превышает 0,4 бета-частиц на квадратный сантиметр в секунду (далее – бета-частиц/(см2∙с) и (или) 0,04 альфа-частиц /(см2∙с);";

      подпункт 17) изложить в следующей редакции:

      "17) источник ионизирующего излучения (далее – источник излучения или ИИИ) – радиоактивные вещества, аппараты или устройства, содержащие радиоактивные вещества, а также электрофизические аппараты или устройства, испускающие или способные испускать ионизирующее излучение;";

      дополнить подпунктами 27-1), 27-2), 27-3) и 27-4) следующего содержания:

      "27-1) металлолом (лом цветных и черных металлов) – отходы производства и потребления, содержащие цветные или черные металлы, образовавшиеся из пришедших в негодность или утративших потребительские свойства изделий промышленного и бытового назначения и годные только для переработки;

      "27-2) радиоактивное загрязнение металлолома – отдельный фрагмент металлолома, содержащий или загрязненный радионуклидами превышающими значения, установленные ГН радиационной безопасности;

      "27-3) партия металлолома – отдельно складированное количество металлолома (количество металлолома, загруженные в одну или несколько транспортных единиц – платформа, вагон, автомашины, грузовой контейнер);

      "27-4) производственные отходы объектов нефтегазового комплекса – солевые отложения и шлам, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте и очистке, элементы технологического оборудования и конструкций, не предназначенные для дальнейшего использования по их назначению, почва и грунты на территории предприятий, в которых могут накапливаться природные радионуклиды в процессе производственной деятельности предприятий нефтегазового комплекса;";

      заголовки глав 2, 3 и 4 изложить в следующей редакции:

      "Глава 2. Требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных нейтрализаторов статического электричества с эмалевыми источниками альфа- и бета-излучения";

      "Глава 3. Требования к проектированию, содержанию и эксплуатации радоновых лабораторий";

      "Глава 4. Требования к содержанию и эксплуатации отделения радоновой терапии";

      пункт 39 изложить в следующей редакции:

      "39. В отделении радоновой терапии предусматриваются:

      1) кабины для проведения водных радоновых ванн, гинекологических орошений, для приема питьевых радоновых процедур, для проведения орошения радоновой водой головы и десен, помещения для проведения воздушно-радоновых ванн, радоновых ингаляций, для проведения кишечных промываний, микроклизм, орошений;

      2) лаборатория по определению дочерних продуктов радона (далее – ДПР).

      В отделении радоновой терапии проводится радиационный контроль ДПР радона не реже одного раза в неделю.";

      пункт 61 изложить в следующей редакции:

      "61. При случайном проливе концентрированного раствора радона работа прекращается, персонал выходит из лаборатории на 3-4 часа, оставляя вентиляцию включенной, по истечении этого срока, разлившийся раствор удаляют ветошью.

      Работа возобновляется после проведения контрольных измерений радиоактивности только при соответствии требованиям гигиенических нормативов "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности", утвержденными приказом Министра национальной экономики от 27 февраля 2015 года № 155, (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 10671) (далее – ГН).";

      пункт 62 исключить.

      заголовок главы 5 изложить в следующей редакции:

      "Глава 5. Требования к лаборатории радиоизотопной диагностики";

      пункт 80 изложить в следующей редакции:

      "80. Допускается удаление отходов на полигон для твердых бытовых отходов, если мощность дозы после выдержки на поверхности упаковки не превышает 0,6 мкЗв/ч над уровнем естественного фона и активность радионуклидов в упаковке не превышает значения МЗУА, приведенные в ГН.";

      заголовки глав 6, 7 и 8 изложить в следующей редакции:

      "Глава 6. Требования к содержанию и эксплуатации мощных изотопных гамма-установок";

      "Глава 7. Требования к ядерным реакторам исследовательского назначения";

      "Глава 8. Требования к условиям работы с радиоизотопным дефектоскопом";

      пункт 136 изложить в следующей редакции:

      "136. Проведение работ по дефектоскопическому контролю с использованием стационарных дефектоскопов допускается в помещениях, указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении.";

      дополнить пунктом 136-1 следующего содержания:

      "136-1. Для исключения возможности случайного попадания посторонних лиц в радиационно-опасную зону дефектоскопические работы следует проводить двумя работниками, возложив на одного из них обязанности по контролю за строгим соблюдением режима по всему периметру радиационно-опасной зоны.";

      пункт 137 исключить;

      пункт 140 изложить в следующей редакции:

      "140. При проведении дефектоскопических работ в цехах, на открытых площадках и в полевых условиях следует устанавливать и обозначать радиационно-опасную зону, в пределах которой мощность дозы излучения не должна превышать 2,5 мкЗв/ч. Границу этой зоны необходимо обозначить знаками радиационной опасности и предупреждающими надписями хорошо видимыми на расстоянии не менее 3 метров.";

      пункт 149 изложить в следующей редакции:

      "149. Ремонт дефектоскопов проводится после извлечения источника излучения и помещения его в защитный контейнер. При вынужденном проведении ремонта заряженного дефектоскопа по наряду-допуску на проведение радиационно-опасных работ ремонт выполняется с применением защитных устройств, с соблюдением мер радиационной безопасности.";

      заголовки глав 9 и 10 изложить в следующей редакции:

      "Глава 9. Требования к условиям работы со скважинным генератором нейтронов";

      "Глава 10. Требования к условиям работы с закрытыми источниками ионизирующих излучений при радиометрических исследованиях разрезов буровых скважин";

      пункт 164 исключить;

      пункт 173 изложить в следующей редакции:

      "173. Временное хранение источников в полевых условиях допускается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения.";

      пункт 176 изложить в следующей редакции:

      "176. Транспортировка источников, за исключением освобожденных упаковок и упаковок I транспортной категории, осуществляется в транспортных или переносных контейнерах в специально оборудованной для этих целей автомашине (автоприцепе), машине-подъемнике, в обычных грузовых автомашинах. Перевозка источников, за исключением освобожденных упаковок и упаковок I транспортной категории, без защитного контейнера со специальными креплениями в легковом автомобиле, а также вместе с людьми не допускается.";

      пункт 177 изложить в следующей редакции:

      "177. Мощность дозы в кабине не должна превышать 12 мкЗв/ч. При одновременной перевозке людей в кузове грузовой или кабине легковой автомашины и контейнера с источником в автоприцепе мощность дозы излучения в местах нахождения перевозимых людей не должна превышать 2,5 мкЗв/ч. Мощность дозы в любой точке на наружных поверхностях контейнера не должна превышать 2 мЗв/ч и на расстоянии 2 м от этих поверхностей – 0,1 мЗв/ч.";

      заголовки глав 11, 12, 13, 14 и 15 изложить в следующей редакции:

      "Глава 11. Требования к санитарно-защитной зоне предприятий по добыче и обогащению урановой руды";

      "Глава 12. Требования к эксплуатации добычных полигонов рудников методом подземного скважинного выщелачивания";

      "Глава 13. Требования к эксплуатации перерабатывающего комплекса рудника ПВ";

      "Глава 14. Требования к транспортированию руды и концентрата природного урана";

      "Глава 15. Требования к объектам поверхностного комплекса";

      пункт 257 изложить в следующей редакции:

      "257. На всех предприятиях по добыче и обогащению урановой руды осуществляется специальной службой радиационный контроль в соответствии с перечнем работ по контролю условий труда, выполняемых службой, указанных в приложении 11 к настоящим Санитарным правилам.";

      заголовки глав 16, 17, 18, 19, 20, 21 и 22 изложить в следующей редакции:

      "Глава 16. Требования к перепрофилированию, консервации и ликвидации объектов по добыче и обогащению урановой руды";

      "Глава 17. Требования к консервации, перепрофилированию ликвидации горнодобывающих предприятий";

      "Глава 18. Требования к ликвидации полигонов подземного выщелачивания, ГМЗ, ОФ и перерабатывающих комплексов ПВ";

      "Глава 19. Требования к консервации и перепрофилированию ГМЗ и ОФ";

      "Глава 20. Требования к консервации и ликвидации хвостохранилищ";

      "Глава 21. Требования к рентгено-дефектоскопическим лабораториям";

      "Глава 22. Требования к кабинетам лучевой диагностики и терапии";

      пункт 329 исключить;

      пункт 330 изложить в следующей редакции:

      "330. Проведение работ по монтажу рентгеновских аппаратов допускается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения.";

      пункт 332 изложить в следующей редакции:

      "332. В состав комиссии включаются: заведующий отделением (кабинетом) лучевой диагностики или терапии, представители организаций проводивших монтаж и контроль эксплуатационных параметров аппарата.";

      пункт 333 исключить;

      пункт 335 изложить в следующей редакции:

      "335. Кабинеты лучевой диагностики и отделения (далее – кабинет) размещаются в зданиях стационаров, амбулаторно-поликлинических организаций (медицинских центров), не допускается выполнять кабинет проходным.

      Размещение кабинетов в цокольных помещениях зданий стационаров, амбулаторно-поликлинических организаций (медицинских центров) допускается при соблюдении требований настоящих Санитарных правил.";

      пункт 338 изложить в следующей редакции:

      "338. Использование передвижных (палатных) рентгеновских аппаратов допускается в операционных блоках и в палатах для проведения процедур нетранспортабельным больным. Использование передвижных (палатных) рентгеновских аппаратов для массового обследования больных, независимо от условий его эксплуатации, не допускается.";

      пункт 349 изложить в следующей редакции:

      "349. На стене кабинетов и в комнатах управления рентгеновскими аппаратами на высоте 1,6-1,8 м от пола или над дверью размещается световое табло (сигнал) "Не входить!", включаемого персоналом при нахождении пациента в процедурной. Допускается нанесение на световой сигнал знака радиационной опасности.";

      пункт 362 изложить в следующей редакции:

      "362. Кабинеты лучевой диагностики и терапии, по степени потенциальной опасности радиационных объектов относятся к IV категории.

      В кабинете имеются схемы рентгеновских аппаратов, описания и инструкции по их эксплуатации, протоколы дозиметрического контроля, контроля эксплуатационных параметров рентгеновского аппарата, акты санитарно-эпидемиологического обследования кабинета, протоколы проверки электроизмерительных приборов, технический паспорт кабинета, санитарно-эпидемиологическое заключение, также на видном месте необходимо разместить памятки для пациентов о дозовых нагрузках при медицинских процедурах.";

      заголовки глав 23 и 24 изложить в следующей редакции:

      "Глава 23. Требования к условиям работы в кабинете лучевой диагностики";

      "Глава 24. Требования к обеспечению радиационной безопасности персонала";

      дополнить пунктами 379-1 и 379-2 следующего содержания:

      "379-1. Индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы "А" осуществляется постоянно, снятие показаний дозиметров проводится один раз в квартал. Индивидуальные годовые дозы облучения персонала фиксируются в карточке учета индивидуальных доз. Копия карточки хранится в организации в течение 50 лет после увольнения работника и в случае перевода его в другую организацию передается на новое место работы.

      379-2. Индивидуальный дозиметрический контроль лиц, периодически участвующих в проведении специальных рентгенологических исследований (хирурги, анестезиологи), проводится так же, как для персонала группы "А".";

      заголовок главы 25 изложить в следующей редакции:

      "Глава 25. Требования к обеспечению радиационной безопасности пациентов и населения";

      пункты 380 и 381 исключить;

      пункт 382 изложить в следующей редакции:

      "382. Ведется учет значений рабочей нагрузки и анодного напряжения, используемого для каждого рентгенологического исследования. Учитывая значения рабочей нагрузки и анодного напряжения оцениваются дозы облучения пациентов. Дозы облучения пациента регистрируются в листе учета дозовых нагрузок на пациента при рентгенологических исследованиях, являющимся обязательным приложением к его амбулаторной карте, истории болезни, и в журнале учета ежедневных рентгенологических исследований в соответствии с приложением 19 к настоящим Санитарным правилам, а также при наличии медицинских информационных систем дозы облучения формируется в электронном формате. При выписке пациента из стационара или после рентгенологического исследования значение дозовой нагрузки вносится в выписку.";

      заголовок главы 26 изложить в следующей редакции:

      "Глава 26. Требования к организации производственного контроля";

      пункт 398 изложить в следующей редакции:

      "398. Производственный контроль включает в себя радиационный контроль и контроль эксплуатационных параметров в соответствии с приложениями 21 и 22 к настоящим Санитарным правилам.

      Контроль эксплуатационных параметров подразделяется на:

      1) приемочный, после проведения пуско-наладочных работ до начала эксплуатации аппаратов лучевой диагностики и терапии;

      2) периодический, в соответствии с правилами, разрабатываемыми для каждого типа аппарата лучевой диагностики и терапии;

      3) внеплановый, при замене основных узлов рентгеновского аппарата и при проведении ремонтно-наладочных работ.

      Объем радиационного контроля определяется характером изменения условий эксплуатации кабинета.

      При радиационном контроле проводятся:

      1) замеры мощности дозы излучения на рабочих местах персонала, в помещениях и на территории, смежных с процедурной кабинета не реже одного раза в два года;

      2) контроль защитной эффективности передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты – не реже одного раза в два года;

      3) контроль технического состояния (техническое обслуживание) рентгеновского медицинского оборудования проводится не реже одного раза в год.

      пункт 399 изложить в следующей редакции:

      "399. Контроль эксплуатационных параметров всех типов рентгеновского оборудования проводится один раз в два года, для рентген аппаратов со сроком эксплуатации более десяти лет – один раз в год. Контроль эксплуатационных параметров дентальных аппаратов один раз в три года. Для систем проявки пленок контроль параметров проводиться, в зависимости от рабочей нагрузки, от одного раза в день до одного раза в неделю (рекомендуется 3 раза в неделю). Для систем автоматического управления экспозицией контроль параметров проводится один раз в два года.

      Эксплуатация рентгеновских аппаратов, в работе которых по результатам контроля эксплуатационных параметров (контроль качества) выявлены отклонения, не допускается.";

      заголовки глав 27, 28, 29 и 30 изложить в следующей редакции:

      "Глава 27. Требования к обеспечению радиационной безопасности при рентгеностоматологических исследованиях";

      "Глава 28. Требования к гамма-терапевтическим аппаратам и производственным помещениям";

      "Глава 29. Требования к радиационной защите производственных помещений";

      "Глава 30. Требования к техническому оснащению и организации работ в подразделениях лучевой терапии";

      пункт 484 изложить в следующей редакции:

      "484. Общая активность радионуклидных источников, находящихся в хранилище, не должна превышать значения, указанного в санитарно-эпидемиологическом заключении.";

      заголовки глав 31, 32, 33 и 34 изложить в следующей редакции:

      "Глава 31. Профилактика и устранение последствий радиационных аварий";

      "Глава 32. Требования к обеспечению радиационной безопасности пациентов";

      "Глава 33. Требования к обеспечению радиационной безопасности персонала";

      "Глава 34. Требования к контролю обеспечения радиационной безопасности";

      пункт 508 изложить в следующей редакции:

      "508. План проведения радиационного контроля включает объем, периодичность, конкретные точки проведения измерений, указанные на схеме помещений подразделения лучевой терапии. При необходимости (ремонт, реконструкция помещений и оборудования, новые технологии, аварийные ситуации и другие) в план проведения радиационного контроля по согласованию с администрацией объекта вносятся соответствующие изменения.";

      пункт 509 изложить в следующей редакции:

      "509. Персонал, осуществляющий радиационный контроль, временно приостанавливает работы с источниками излучений при выявлении нарушений настоящих указаний и должностных инструкций в области обеспечения радиационной безопасности до устранения обнаруженных нарушений.";

      заголовки глав 35, 36 и 37 изложить в следующей редакции:

      "Глава 35. Требования к эксплуатации установок неиспользуемого рентгеновского излучения";

      "Глава 36. Требования к эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ";

      "Глава 37. Требования к условиям работы в производственных лабораториях, работающих с радиоактивными веществами";

      пункт 553 изложить в следующей редакции:

      "553. В лаборатории проводится индивидуальный дозиметрический контроль с регистрацией полученной дозы в журнале и радиационный контроль на рабочих местах, на территории.";

      заголовок главы 38 изложить в следующей редакции:

      "Глава 38. Требования к объектам ядерной медицины";

      пункт 603 изложить в следующей редакции:

      "603. Диагностические референтные уровни при медицинском облучении регламентируется в соответствии с приложением 42 настоящих Санитарных правил.";

      пункт 636 изложить в следующей редакции:

      "636. Радиационный контроль включает:

      1) индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения персонала;

      2) индивидуальный радиометрический контроль уровня инкорпорации радионуклидов у персонала в случае радиационной аварии;

      3) измерение уровней радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, одежды и кожных покровов работающих;

      4) измерение мощности поглощенной дозы фотонного и бета-излучения на рабочих местах персонала, в том числе и при работах с радиоактивными газами;

      5) измерение объемной активности радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

      6) контроль за сбором, хранением и удалением твердых радиоактивных отходов;

      7) радиометрический контроль сточных вод;

      8) радиометрический контроль фильтров вентиляционных систем.";

      заголовки глав 39 и 40 изложить в следующей редакции:

      "Глава 39. Требования к содержанию и эксплуатации специальных прачечных по дезактивации спецодежды и других СИЗ";

      "Глава 40. Требования к сбору, хранению и удалению радиоактивных отходов из объектов";

      пункт 672 изложить в следующей редакции:

      "672. Для сбора и транспортирования РАО на объектах применяются:

      1) для твердых РАО (далее – ТРО) – сборники-контейнеры, снабженные первичной упаковкой, пластиковые или бумажные мешки (крафт-мешки) в виде самостоятельной упаковки.

      Использование пластиковых и крафт-мешков в качестве самостоятельной упаковки (вне контейнера) не допускается для отходов, содержащих эманирующие вещества, или отходов, которые могут привести к механическим повреждениям мешков (острые, колющие и режущие предметы);

      2) для жидких РАО (далее – ЖРО) – сборники-контейнеры или специальные цистерны.";

      пункт 677 изложить в следующей редакции:

      "677. ЖРО, подлежащие переработке на специализированных организациях по сбору, переработке и захоронению отходов (далее – СО) или в пункте захоронения РАО (далее – ПЗРО), нейтрализуются до pH=7. Нейтрализация осуществляется в объекте. ЖРО в процессе сбора разделяются на горючие и негорючие. Горючие ЖРО собираются в отдельные емкости, отвечающие требованиям пожарной безопасности.";

      пункт 693 изложить в следующей редакции:

      "693. Границы участка устанавливаются на расстоянии не менее 500 м от поверхности водоемов и мест расположения водозаборов подземных вод, на незатопляемой и не заболоченной местности, с низким уровнем грунтовых вод, обеспечивающим расположение дна емкости для захоронения радиоактивных отходов на глубине 10 и более м. Минимальная глубина уровня грунтовых вод не должна быть менее 4 м от дна емкости. Размеры участка включают резервную площадь для перспективного строительства из расчета не менее 20 лет.";

      заголовок главы 41 изложить в следующей редакции:

      "Глава 41. Требования к хвостохранилищам";

      пункт 707 изложить в следующей редакции:

      "707. На территории СЗЗ и хвостохранилище ведется радиационный контроль за радиоактивной загрязненностью атмосферного воздуха, грунтовых вод и воды открытых водоемов, почвы и растительности.";

      заголовок главы 42 изложить в следующей редакции:

      "Глава 42. Требования к специальным поверхностным могильникам низкорадиоактивных отходов";

      пункт 717 изложить в следующей редакции:

      "717. Поверхностный могильник подлежит радиационному контролю как хвостохранилище.";

      заголовок главы 43 изложить в следующей редакции:

      "Глава 43. Требования к приему радиоактивных отходов от объектов";

      пункт 721 изложить в следующей редакции:

      "721. На каждую партию РАО оформляется паспорт в двух экземплярах согласно приложению 38 к настоящим Санитарным правилам. Один экземпляр паспорта вместе с отходами передается в СО или ПЗРО, второй хранится на объекте.";

      заголовок главы 44 изложить в следующей редакции:

      "Глава 44. Требования к транспортированию радиоактивных отходов";

      пункт 724 изложить в следующей редакции:

      "724. Транспортирование РАО производится на специально оборудованных транспортных средствах или автотранспорте СО или ПРЗО предназначенных для их регулярных перевозок.";

      пункт 726 исключить;

      заголовок главы 45 изложить в следующей редакции:

      "Глава 45. Требования к переработке и захоронению радиоактивных отходов";

      пункт 739 изложить в следующей редакции:

      "739. Допускается захоронение ТРО и цементированных, остекловыванных, битумированных ЖРО в земляных траншеях при соблюдении следующих условий:

      1)удельная бета-активность твердых отходов не должна превышать 370 кБк/кг (10-5Ки/ кг), цементированных блоков 370 кБк/кг (10-5Ки/ кг), битумированных блоков 3,7 МБк/ кг (10-4Ки/кг);

      2)при глубине траншей не менее 5 м и толщине укладки битумных блоков не более 3 м;

      3)наличии под траншеей сухих средне-, мелко- и тонкозернистых осадочных пород толщиной не менее 10 м.";

      пункт 740 изложить в следующей редакции:

      "Захоронение ТРО в емкости и траншеи производится в таре, в которую они были помещены в процессе сбора, упаковки или после переработки.";

      дополнить главами 46, 47, 48, 49, 50, 51 и 52 следующего содержания:

      "Глава 46. Требования к критериям отнесения отходов к РАО и их характеристика

      749. К РАО относятся не подлежащие дальнейшему использованию вещества, материалы, смеси, изделия, удельная активность техногенных радионуклидов в которых превышает МЗУА (сумма отношений удельных активностей техногенных радионуклидов к их МЗУА превышает 1). Значения МЗУА приведены в приложении 26 к ГН.

      750. РАО по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие и твердые.

      751. К ЖРО относятся жидкие отходы, соответствующие следующим критериям:

      1) при известном радионуклидном составе жидких отходов, загрязненных одним радионуклидом, – превышение более чем в 10 раз значения референтного уровня содержания радионуклида в питьевой воде, приведенного в приложении 43 настоящих Санитарных правил;

      2) при загрязнении жидких отходов йодом-131 если удельная активность превышает 0,62 Бк/г;

      3) при известном радионуклидном составе жидких отходов, загрязненных несколькими радионуклидами, – если сумма отношений удельных активностей радионуклидов к 10-кратному значению соответствующих референтных уровней содержания радионуклидов в питьевой воде превышает 1;

      4) при неизвестном радионуклидном составе жидких отходов – если удельная активность превышает:

      0,05 Бк/г – для альфа-излучающих радионуклидов;

      0,5 Бк/г – для бета-излучающих радионуклидов.

      Не допускается сброс ЖРО в поверхностные и подземные водные объекты, на водосборные площади, в недра и на почву.

      752. К ТРО относятся твердые отходы, соответствующие следующим критериям:

      1) при известном радионуклидном составе твердых отходов, загрязненных одним радионуклидом, – если удельная активность радионуклида превышает МЗУА, приведенный в приложении 26 к ГН;

      2) при известном радионуклидном составе твердых отходов, загрязненных несколькими радионуклидами, – если сумма отношений удельных активностей радионуклидов к их МЗУА, превышает 1;

      3) при неизвестном радионуклидном составе твердых отходов – если:

      мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов превышает 0,001 мЗв/ч;

      4) удельная активность превышает: 100 Бк/г – для бета-излучающих радионуклидов; 1 Бк/г – для альфа-излучающих и трансурановых радионуклидов.

      753. Для обеспечения долговременной безопасности при обращении с ТРО и ЖРО необходимо использовать дифференцированные подходы для РАО, подлежащих освобождению от контроля, короткоживущих, низкоактивных, среднеактивных, высокоактивных, а также отработавших закрытых источников излучения, не подлежащих дальнейшему использованию.

      754. Предварительная сортировка ТРО должна производиться с использованием категоризации ТРО по уровню поверхностного радиоактивного загрязнения в соответствии с таблицей 1 приложения 44 к настоящим Санитарным правилам, или по мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности РАО:

      1) низкоактивные РАО – от 0,001 мЗв/ч до 0,3 мЗв/ч;

      2) среднеактивные РАО – от 0,3 мЗв/ч до 10 мЗв/ч;

      3) высокоактивные РАО – более 10 мЗв/ч.";

      755. Для обеспечения долговременной безопасности при захоронении низкоактивных, среднеактивных, высокоактивных РАО должна использоваться категоризация ТРО и ЖРО по удельной активности радионуклидов в соответствии с таблицей 2 приложения 44 к настоящим Санитарным правилам. В случае, когда по приведенным в таблице 2 приложения 44 характеристикам радионуклидов РАО относятся к разным категориям, для них устанавливается наиболее высокое из полученных значений категории РАО.

      756. К короткоживущим РАО относятся отходы, загрязненные радионуклидами с периодом полураспада, не превышающим 100 суток, активность которых в течение временного хранения снижается из-за распада радионуклидов до уровней изъятия и освобождения от контроля.

      757. Долговременная безопасность РАО должна обеспечиваться захоронением:

      1) низкоактивных РАО – в приповерхностных ПЗРО с инженерно-техническими барьерами на срок до нескольких сотен лет;

      2) среднеактивных РАО – в ПЗРО, расположенных на глубине от десятков до нескольких сотен метров в зависимости от гидрогеологических характеристик местности захоронения. К среднеактивным РАО относятся отходы, не нуждающиеся или нуждающиеся только в ограниченном обеспечении отвода тепла после захоронения;

      3) высокоактивных РАО – в ПЗРО, расположенных в глубоких геологических формациях, оборудованных инженерно-техническими барьерами и системами, обеспечивающими отведение тепла. К высокоактивным РАО относятся отходы, требующие высокой степени локализации и изоляции, генерирующие значительное количество тепла в результате радиоактивного распада и продолжающие генерировать тепло в течение нескольких столетий.

      758. Классификация отработавших закрытых ИИИ в соответствии с их долговременной опасностью осуществляется в соответствии с таблицей 3 приложения 44 к настоящим Санитарным правилам.

      759. Отработавшие закрытые ИИИ:

      1) содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 100 суток, относятся к короткоживущим РАО и после освобождения их от контроля должны утилизироваться как нерадиоактивные отходы;

      2) с активностью менее 1 МБк с периодом полураспада радионуклидов менее 30 лет относятся к низкоактивным РАО и должны захораниваться в приповерхностных ПЗРО;

      3) содержащие долгоживущие радионуклиды, а также высокоактивные источники ионизирующего излучения с активностью более 1 МБк с коротким периодом полураспада, относятся к классу среднеактивных РАО и для обеспечения радиационной безопасности захораниваются в ПЗРО в глубоких геологических системах.

      Глава 47. Требования к проектированию объекта для обеспечения радиационной безопасности при обращении с РАО

      760. При проектировании объектов соблюдаются требования ГН и настоящих Санитарных правил и обеспечиваются:

      1) отсутствие отрицательного воздействия на население от обращения с РАО, в том числе не превышение эффективной дозы облучения населения 10 мкЗв/год на всех этапах обращения с РАО;

      2) эффективные системы и методы очистки жидких РАО до уровней, не превышающих значений регламентируемых допустимыми выбросами и сбросами радиоактивных веществ в окружающую среду;

      3) раздельная система обращения с РАО разных видов и нерадиоактивных отходов, необходимые помещения и оборудование для обращения с РАО;

      4) система специальной канализации (далее – спецканализация) при образовании более 200 литров в сутки жидких РАО, конструкция которой должна обеспечивать непопадание радиоактивных стоков к нерадиоактивным;

      5) отдельное помещение или специально отведенное место для временного хранения РАО, которые должны быть оборудованы в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ не ниже II класса, установленными ГН и документами нормирования;

      6) вентиляционная система для удаления технологических сдувок, отдельная от общеобменной (вытяжной).

      761. При проектировании СО должны соблюдаться требования, указанные в пункте 760 настоящих Санитарных правил, в том числе должны соблюдаться следующие требования:

      1) СО оснащается средствами связи и оповещения, водопроводом с подачей горячей и холодной воды, системами хозяйственно-бытовой канализации;

      2) спецканализация оборудуется контрольными емкостями;

      3) обеспечивается эффективные технологии сбора, переработки, кондиционирования, временного хранения (с указанием сроков), упаковки, перевозки, хранения и (или) захоронения для каждого вида РАО;

      4) иные требования, установленные настоящими Санитарными правилами.

      762. Проектная документация объекта должна соответствовать требованиям ГН и настоящих Санитарных правил, и содержит следующую информацию:

      1) характеристику образующихся РАО: годовое количество РАО (масса, объем);

      2) агрегатное состояние; радионуклидный состав; активность;

      3) меры по обеспечению безопасности при обращении с РАО, в том числе в случае радиационной аварии.

      763. Промышленная площадка СО (далее – промплощадка) проектируется преимущественно с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам, расположенным в районе ее размещения, осуществляется связь с автомагистралями через благоустроенные подъездные пути, имеющие твердое без дефектов покрытие (асфальтовое или бетонное).";

      764. Вокруг промплощадки устанавливается СЗЗ и зона наблюдения в соответствии с требованиями законодательства Республики Казахстан.

      765. Территория промплощадки должна соответствовать следующим требованиям:

      1) должна быть благоустроена и озеленена, ограждена и обозначена предупредительными знаками радиационной опасности, а также обеспечена охраной и другими элементами системы физической защиты;

      2) должна быть зонирована в зависимости от возможности радиоактивного загрязнения с установлением зоны свободного доступа и зоны контролируемого доступа;

      3) в зоне контролируемого доступа допускается располагать: инженерные сооружения для долговременного хранения или захоронения РАО; установки по обращению с РАО; вспомогательные службы; пункт дезактивации спецтранспорта, контейнеров и оборудования;

      4) на территории промплощадки должен располагаться пункт долговременного хранения РАО (далее, если не установлено иное, – хранилище РАО) и (или) ПЗРО;

      5) не допускается проживание людей, размещение зон отдыха, содержание сельскохозяйственных животных, выращивание сельскохозяйственной продукции, а также размещение зданий и сооружений, не относящихся к данному радиационному объекту.";

      766. Полы, стены, потолки и двери в помещениях для дезактивации должны быть покрыты слабосорбирующими материалами, стойкими к дезактивации, не иметь дефектов покрытия, и обладать достаточной механической прочностью.

      Края покрытий полов должны быть подняты и заделаны заподлицо со стенами.

      Полы должны быть оборудованы уклонами и сливными трапами.

      Конструкция и материалы наружных и внутренних поверхностей оборудования в помещениях для дезактивации должны быть выполнены из материалов, легко поддающихся дезактивации.

      767. При проектировании хранилища РАО должны быть обеспечены:

      1) недопущение несанкционированного доступа к РАО;

      2) герметичность конструкции, предотвращающая проникновение атмосферных осадков, поверхностных и подземных вод;

      3) внутренний дренаж конденсата или аварийных протечек;

      4) раздельное размещение РАО по уровням активности;

      5) раздельное размещение РАО по возгораемости;

      6) упорядоченное хранение упаковок или контейнеров с РАО;

      7) условия хранения, исключающие преждевременное разрушение упаковок и контейнеров с РАО, ухудшение физических, химических и других параметров РАО;

      8) возможность извлечения РАО из хранилища РАО и перевозки их за его пределы без превышения доз облучения персонала и населения;

      9) возможность радиационного контроля упаковок и контейнеров с РАО;

      10) возможность демонтажа строительных конструкций при выводе из эксплуатации.

      768. При проектировании ПЗРО должны соблюдаться следующие требования:

      1) определены предельные значения активности каждого значимого радионуклида в составе захораниваемых РАО;

      2) проектная доза облучения населения, обусловленная захороненными РАО, не должна превышать дозу 0,3 мЗв в год;

      3) риск для репрезентативного лица, которое может подвергнуться облучению в будущем в результате природных процессов, нарушающих защитные барьеры ПЗРО, не должен превышать риск 10 – 5 в год;

      4) проектом по консервации ПЗРО должно быть предусмотрено ограничение несанкционированного доступа населения к РАО. Прогнозная доза облучения населения в случае несанкционированного проникновения человека в ПЗРО не должна превысить 20 мЗв в год.

      Глава 48. Требования радиационной безопасности при обращении с РАО на объекте до передачи в специализированную организацию

      769. Сбор РАО должен производиться в местах их образования отдельно от нерадиоактивных отходов с учетом их физических и химических характеристик, а также применяемых на радиационном объекте методов переработки отходов.

      770. Смешивание РАО с нерадиоактивными отходами с целью снижения их удельной активности не допускается. Первичный сбор твердых РАО на объекте может производиться в пластиковые (или бумажные) мешки, которые затем помещаются в контейнеры для сбора твердых РАО, или сразу в контейнеры для сбора твердых РАО оборудованные приспособлениями для снижения уровней облучения персонала. Мешки из полимерной пленки, предназначенные для первичного сбора РАО, должны быть механически прочными, максимально устойчивыми к воздействию низких температур и иметь шнур для плотного затягивания верха мешка после его заполнения. При размещении отходов в мешках во всех случаях следует принять меры, предотвращающие возможность их механических повреждений острыми, колющими и режущими предметами. Заполнение контейнеров РАО должно производиться под радиационным контролем в условиях, исключающих возможность их рассыпания и разлива.

      771. Места расположения сборников РАО должны обеспечиваться защитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня.

      При мощности дозы гамма-излучения на поверхности контейнера с ТРО более 2 мЗв/ч они должны помещаться в защитные колодцы или ниши. Извлечение контейнеров из колодцев и ниш необходимо производить с помощью специального приспособления, позволяющего исключить переобучение персонала.

      772. Относящиеся к РАО закрытые отработавшие ИИИ и РАО, содержащие альфа-излучающие и трансурановые радионуклиды, должны собираться и храниться отдельно от прочих РАО с последующим их долговременным хранением и (или) захоронением.

      773. Короткоживущие РАО должны собираться отдельно от других РАО и выдерживаться в местах временного хранения на радиационном объекте до снижения их активности до значений, не превышающих критериев отнесения их к РАО, установленных в пунктах 751 и 752 настоящих Санитарных правил.

      Условия и сроки временного хранения короткоживущих РАО определяются схемой обращения с РАО.

      774. Первичный сбор ЖРО должен производиться в контейнеры или, при образовании ЖРО более 200 литров в сутки, они должны направляться в спецканализацию.

      Относящиеся к ЖРО сливные и сточные воды должны собираться через дренажные трубы спецканализации и выдерживаться в накопительных баках выдержки в местах временного хранения РАО.

      Сброс сточных вод, загрязненных радионуклидами, в хозяйственно-бытовую канализацию после выдержки должен оформляться актом на сброс очищенных сточных вод по форме согласно приложению 45 к настоящим Санитарным правилам. Запрещается сброс ЖРО в поверхностные и подземные водные объекты, на водосборные площади, в недра и на почву.

      775. Отходы биологического происхождения и объекты окружающей среды, относящиеся к категории очень низкоактивных РАО и образующиеся в результате проведения радиационного контроля и мониторинга объектов окружающей среды, должны утилизироваться путем возврата их на место сбора (отбора) проб, а при невозможности возврата их на место отбора дальнейшее обращение с ними должно осуществляться в соответствии с требованиями настоящих Санитарных правил.

      776. В конце рабочего дня (рабочей смены) контейнеры с ЖРО или ТРО должны быть переданы лицу, ответственному за сбор, учет, хранение и передачу РАО (далее – ответственное лицо), и размещены в местах временного хранения РАО. Ответственное лицо должно вести журнал учета твердых РАО по форме 1 согласно приложению 40 к настоящим Санитарным правилам и (или) журнал учета жидких РАО по форме 2 согласно приложению 40 к настоящим Санитарным правилам.

      777. Временное хранение РАО на объекте осуществляется в специально организованных местах временного хранения РАО в контейнерах, которые соответствуют следующим требованиям:

      1) обеспечивающие безопасность хранящихся в них РАО;

      2) позволяющие ручную загрузку и выгрузку упаковок низкоактивных отходов РАО и механизированную загрузку, и выгрузку РАО средней и высокой активности;

      3) обеспечивающие возможность погрузки и разгрузки со спецтранспорта;

      4) на наружной поверхности иметь знак радиационной опасности установленной формы, а при невозможности нанесения такого знака – бирку со знаком радиационной опасности. Знак радиационной опасности должен быть удален с контейнеров, содержащих отходы, освобожденные из-под контроля;

      5) конструкция контейнеров и мест временного хранения РАО должны исключать возможность утечки и миграции радиоактивных веществ в окружающую среду, обеспечивать надежную гидроизоляцию и своевременное удаление протечек, собираемых в поддоны, расположенные под контейнерами; контейнеры для ЖРО должны иметь дублированный контроль уровня заполнения и быть оборудованы приспособлениями для взятия проб и перекачки растворов из одного контейнера в другой.

      778. Объемы, сроки и условия временного хранения РАО устанавливаются в проектной документации объекта и определяются схемой обращения с РАО, разработанной объектом использующего ИИИ.

      779. Временное хранение контейнеров, содержащих эманирующие радиоактивные вещества (радий, торий и другие), допускается только в вытяжных шкафах или укрытиях, оборудованных вытяжной вентиляционной системой, со скоростью движения воздуха не менее 1,5 м в секунду.

      780. РАО органического происхождения, загрязненные короткоживущими радионуклидами и требующие соблюдения температурного режима хранения, должны помещаться в специально отведенные использующим ИИИ холодильники до освобождения их от контроля.

      При отсутствии возможности обеспечения необходимых условий хранения в холодильных установках или соответствующих растворах РАО с большим количеством органических веществ (трупы экспериментальных животных и других) временное хранение таких отходов не должно превышать 5 суток.

      781. Подготовка РАО к передаче в СО должна производиться персоналом объекта, на котором образовались РАО, или с привлечением персонала СО.

      782. Передаче в СО не подлежат РАО:

      1) являющиеся опасными за счет возможности самопроизвольного взрыва или самовоспламенения;

      2) содержащие химические вещества с токсическими характеристиками, соответствующие I классу (чрезвычайно опасные) и II классу (высокоопасные);

      3) способные выделять газы, пары, возгоны;

      4) выделяющие тепло и горючие газы при реакции с водой;

      5) патогенные и инфекционные материалы, способные вызвать заболевания у персонала и населения.

      РАО, перечисленные в части первой настоящего пункта, должны быть переведены в неопасное состояние на объекте, на котором они образовались.

      783. Перед передачей в СО крупногабаритные РАО на объекте должны подвергаться разборке и фрагментации на части с последующим затариванием их в транспортные упаковочные комплекты.

      При отсутствии возможности разборки или затаривания в транспортные упаковочные контейнеры крупногабаритных РАО допускается передача в СО неразобранных крупногабаритных РАО без контейнеров, но при этом их перевозка должна выполняться СО на специально оборудованных транспортных средствах и в соответствии с действующими правилами безопасной транспортировки радиоактивных веществ, установленных нормативными правовыми актами Республики Казахстан.

      784. Передача отработавшего закрытого ИИИ, отнесенного к категории РАО, в СО осуществляется при предъявлении паспорта на ИИИ, выданного изготовителем данного ИИИ.

      Объект, передающий отработавшие ИИИ в СО, при отсутствии паспорта на ИИИ, должен представить документ, подтверждающий характеристики данного закрытого ИИИ.

      785. Уровни радиоактивного загрязнения на поверхности упаковок, контейнеров и транспортных упаковочных комплектов партии РАО, передаваемых в специализированную организацию, не должны превышать значений, приведенных в приложении 14 к ГН.";

      786. Перевозка и перемещение РАО внутри помещений и на территории объекта или СО должны производиться в контейнерах и упаковках по заранее определенным маршрутам.";

      Глава 49. Требования радиационной безопасности при обращении с РАО в специализированной организации

      787. Прием РАО СО должен осуществляться в соответствии с установленными критериями приемлемости РАО, которые обеспечивают радиационную безопасность при обращении с РАО в СО и устанавливаются в соответствии с требованиями ГН и документами нормативами.

      СО должна вести учет поступающих, хранящихся и захораниваемых РАО в журнале учета РАО в СО по форме 1 и 2 согласно приложению 40 к настоящим Санитарным правилам.

      788. Переработка, хранение и захоронение РАО в СО должны выполняться с учетом:

      1) радионуклидного и химического составов РАО;

      2) уровня радиоактивности и тепловыделения РАО;

      3) количества РАО;

      4) характеристик используемых контейнеров;

      5) схемы последующего обращения с РАО и технологий, используемых в специализированной организации;

      6) всех стадий обращения с РАО;

      7) условий перевозки РАО;

      8) условий и продолжительности долговременного хранения РАО;

      9) способа захоронения РАО.

      789. При переработке ТРО методом сжигания должна быть обеспечена очистка отходящих газов.

      790. Металлические твердые низкоактивные и среднеактивные РАО с поверхностным загрязнением подлежат дезактивации.

      После переплавки, металл, содержащий техногенные радионуклиды с удельной активностью, не превышающей величин, указанных в документах нормирования, допускается к повторному использованию.

      791. Конструкция, тип, размер, материал, способ герметизации и долговечность контейнеров, предназначенных для долговременного хранения и (или) захоронения РАО, с учетом назначения контейнера должны соответствовать следующим требованиям:

      1) обеспечивать биологическую защиту и радиационную безопасность РАО;

      2) на протяжении всего его срока службы обеспечивать герметичность, включая диффузионную непроницаемость материала;

      3) иметь механическую прочность, в том числе с учетом нагрузки на контейнер при укладке и перевозке;

      4) иметь вес и объем в соответствии с возможностями транспортных средств, пунктов хранения и (или) захоронения РАО;

      5) обеспечивать прочность строповых устройств на протяжении всего периода эксплуатации контейнера;

      6) иметь коррозионную устойчивость к воздействию контактирующих с ним сред, как с внешней, так и с внутренней стороны;

      7) обеспечивать термостойкость, дезактивацию, физическую и химическую совместимость РАО и контейнера;

      8) иметь маркировку с указанием характеристик содержащихся в нем РАО.

      792. При хранении РАО в наземных сооружениях долговечность контейнера должна обеспечивать радиационную безопасность РАО на протяжении всего срока хранения до окончательного захоронения РАО и составлять не менее 50 лет.

      793. Контейнеры с РАО, направляемые на долговременное хранение и (или) захоронение, должны сопровождаться паспортом захораниваемых РАО, выданным СО, в котором указывается следующее:

      1) радионуклидный состав РАО;

      2) удельная активность РАО и суммарная активность содержимого контейнера;

      3) мощность дозы гамма-излучения в воздухе на расстоянии 0,1 м и 1 м от наружной поверхности контейнера;

      4) уровень нефиксированного поверхностного загрязнения контейнера по состоянию на дату вывоза на захоронение.

      794. В СО должен быть оборудован пункт для дезактивации (помещение или место в помещении) для дезактивации контейнеров. Дезактивация должна выполняться с применением моющих средств и средств, предназначенных для дезактивации.

      795. После проведения дезактивации спецтранспорта мощность дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 м от поверхности спецтранспорта, не должна превышать 0,005 мЗв/ч.

      Глава 50. Требования к радиационному контролю объектов нефтегазового комплекса

      796. При добыче, переработке и транспортировке нефти и газа в окружающую среду поступают природные радионуклиды семейств урана-238 (далее – 238U) и тория-232 (далее – 232Th), а также калия-40 (далее – 40К). Радионуклиды осаждаются на внутренних поверхностях оборудования (насосно-компрессорные трубы, резервуары и другие), на территории организаций и поверхностях рабочих помещений, концентрируясь в ряде случаев до уровней, при которых возможно повышенное облучение работников, населения, а также загрязнение окружающей среды.

      797. На рабочих местах по технологическому процессу добычи и первичной переработки минерального органического сырья основными природными источниками облучения работников организаций нефтегазовой комплекса (далее – НГК) в производственных условиях могут быть:

      1) промысловые воды, содержащие природные радионуклиды;

      2) загрязненные природными радионуклидами территории (отдельные участки территорий) нефтегазодобывающих и перерабатывающих организаций;

      3) отложения солей с высоким содержанием природных радионуклидов на технологическом оборудовании, на территории организаций и поверхностях рабочих помещений;

      4) производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов;

      5) загрязненные природными радионуклидами транспортные средства и технологическое оборудование в местах их ремонта, очистки и временного хранения;

      6) технологические процессы, связанные с распылением воды с высоким содержанием природных радионуклидов;

      7) технологические участки, в которых имеются значительные эффективные площади испарений (открытые хранилища и поля испарений, места утечек продукта и технологических вод, резервуары и хранилища продукта), и возможно интенсивное испарение отдельных фракций нефти, аэрация воды;

      8) технологические процессы, в результате которых в воздух рабочих помещений могут интенсивно поступать изотопы радона (радон-222 и торон-220), а также образующиеся из них короткоживущие дочерние продукты распада радона и торона (далее – ДПР и ДПТ);

      9) производственная пыль с высоким содержанием природных радионуклидов в воздухе рабочей зоны;

      10) в некоторых случаях источником внешнего облучения могут оказаться и используемые баллоны со сжиженным газом (при высоких концентрациях радона в газе источниками гамма-излучения являются дочерние продукты радона – свинец-214 и висмут-214).

      798. Суммарная эффективная доза производственного облучения работников формируется за счет внешнего облучения гамма-излучением природных радионуклидов и внутреннего облучения при ингаляционном поступлении изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов и долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью.

      799. Радиационная безопасность населения и работников организаций НГК обеспечивается за счет:

      1) не превышения установленных пределов индивидуальных эффективных доз облучения работников и критических групп населения природными источниками излучения;

      2) обоснования мероприятий по радиационной безопасности на стадии проектирования объектов НГК и учета требований по обращению с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов в процессе деятельности организаций, а также при реабилитации территории объектов после вывода их из эксплуатации (консервации);

      3) разработки и осуществления мероприятий по поддержанию на низком уровне индивидуальных доз облучения и численности работников организаций НГК и уровней облучения критических групп населения природными источниками излучения, а также загрязнения объектов среды обитания людей природными радионуклидами.

      800. Индивидуальная годовая эффективная доза облучения природными источниками излучения работников НГК в производственных условиях не должна превышать 5 мЗв.

      801. Среднегодовые значения радиационных факторов, соответствующие эффективной дозе 5 мЗв, при воздействии каждого из них в отдельности при продолжительности работы 2000 часов в год и средней скорости дыхания работников 1,2 метра кубических в час (далее – м3/ч) составляют:

      1) мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте – 2,5 мкЗв/ч;

      2) эквивалентная равновесная объемная активность (далее – ЭРОА) радона в воздухе зоны дыхания – 310 Беккерель на кубический метр (далее – Бк/м3);

      3) эквивалентная равновесная объемная активность торона в воздухе зоны дыхания – 68 Бк/м3;

      4) удельная активность в производственной пыли урана-238 в радиоактивном равновесии с членами своего ряда – 40/f кило Беккерель на килограмм (далее – кБк/кг), где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, миллиграмм на кубический метр (далее – мг/м3);

      5) удельная активность в производственной пыли тория-232 в радиоактивном равновесии с членами своего ряда – 27/f кБк/кг, где f – среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, мг/м3.

      При одновременном воздействии на рабочих местах нескольких радиационных факторов сумма отношений величины воздействующих факторов к приведенным выше значениям не должна превышать 1;

      6) при облучении работников в условиях, отличающихся от значений пределов доз и контрольных уровней, среднегодовые значения радиационных факторов устанавливаются по согласованию с территориальными подразделениями ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

      802. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами организаций нефтегазовой отрасли с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется в соответствии с документами нормирования. Если по результатам первичного обследования не обнаружено повышенное облучение работников, а эффективная удельная активность природных радионуклидов в производственных отходах не превышает 1,5 кБк/кг, то дальнейший радиационный контроль не обязателен.

      803. Эффективная доза облучения природными источниками излучения работников организаций нефтегазовой отрасли в производственных условиях не должна превышать ГН.

      При дозах облучения более 1 мЗв/год работники относятся к лицам, подвергающимся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.

      804. Радиационная безопасность на объектах нефтегазовой отрасли должны соблюдаться, если облучение работников от природных радионуклидов может превышать 1 мЗв/год или в результате деятельности объекта образуются (или уже имеются) производственные отходы с эффективной удельной активностью природных радионуклидов более 1,5 кБк/кг.

      805. Перечень организаций нефтегазовой отрасли или отдельных рабочих мест с повышенными уровнями облучения работников природными источниками, а также категория имеющихся (образующихся) в организации производственных отходов, содержащих природные радионуклиды, устанавливаются по результатам первичного радиационного обследования.

      806. Повторное обследование проводят, если в организации произошли существенные изменения, которые могли привести к увеличению облучения работников: освоение новых горизонтов или месторождений, изменение технологии добычи, смена поставщиков (для организаций по переработке и транспортированию сырья) и другое, но не реже 1 раза в 3 года.

      807. Если в организации не обнаружено повышенное облучение работников, но имеются или образуются производственные отходы I категории или выше, то устанавливается радиационный контроль.

      808. Если по результатам обследования обнаружено превышение дозы производственного облучения работников природными источниками 1 мЗв/год, проводится детальное обследование радиационной обстановки с целью оценки структуры доз и суммарных уровней облучения работников.

      809. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников составляют от 1 мЗв/год до 2 мЗв/год, радиационный контроль проводится на рабочих местах с наибольшими уровнями облучения работников.

      810. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников превышают 2 мЗв/год, радиационный контроль проводится постоянно в соответствии с программой производственного контроля, а также осуществляются мероприятия по снижению облучения.

      При невозможности оперативного снижения уровней облучения работников ниже установленного ГН работники по условиям труда приравниваются к персоналу группы "А".

      811. Радиационная безопасность населения, проживающего в зоне воздействия организаций НГК, обеспечена, если средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения не превышает 0,1 мЗв/год как за счет текущей деятельности организаций, так и после реабилитации территории организации по окончании ее деятельности.

      812. При разработке программы производственного контроля необходимо провести:

      1) первичную оценку радиационной обстановки с расчетом максимально возможных доз производственного облучения работников природными источниками излучения и наличия в организации производственных отходов;

      2) полную оценку радиационной обстановки, включая оценку структуры доз производственного облучения работников природными источниками излучения проводят по методике оценки доз облучения работников организации НГК природными источниками согласно приложению 46 к настоящим Санитарным правилам;

      3) определение основных источников и путей облучения работников, а также классификации производственных отходов и установления видов и объема радиационного контроля.

      813. Радиационный контроль в организациях нефтегазовой отрасли осуществляется в соответствии с настоящими Санитарными правилами.

      814. Радиационный контроль для оценки уровней облучения работников и установления категории производственных отходов в организациях НГК обеспечивают:

      1) определение значений Аэфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%, при этом методики выполнения измерений обеспечивают определение численного значения Аэфф как для равновесных рядов урана и тория, так и при отсутствии радиоактивного равновесия в них, а требование, чтобы суммарная погрешность определения не превышала 20%, обязательно для значений Аэфф более 1000 Бк/кг;

      2) достоверное измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности производственных отходов и на рабочих местах на уровне 0,1 микроГрей в час (далее – мкГр/ч) и выше;

      3) измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30% при значениях выше 25 Бк/м3– для ЭРОА радона, и выше 5 Бк/м3– для ЭРОА торона;

      4) достоверное определение среднегодовой общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций на уровне 1 мг/м3 и выше;

      5) определение удельной активности природных радионуклидов в производственной пыли в зоне дыхания работников для основных радионуклидов рядов урана-238 и тория-232 (таблицы 1 и 2 приложения 47 к настоящим Санитарным правилам).

      815. При проведении радиационного контроля с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками допускается осуществлять инструментальные измерения значений радиационных факторов, вклад которых в суммарные дозы превышает 20%. Вклад неконтролируемых параметров в суммарные дозы облучения учитывается введением соответствующих коэффициентов.

      816. Первичная сортировка (оценка класса) производственных отходов осуществляется путем измерения мощности дозы гамма-излучения в стандартных условиях с учетом массы и формы размещения отходов, расположения точек измерений. Переходный коэффициент для данных измерений определяется на основании гамма-спектрометрического анализа отходов. Окончательное установление класса производственных отходов производится по результатам гамма-спектрометрического анализа.

      Глава 51. Требования к осуществлению радиационного контроля металлолома

      817. Физические и (или) юридические лица, занимающиеся сбором (заготовкой), хранением, переработкой и реализацией металлолома, должны обеспечивать радиационный контроль всего поступающего в организацию металлолома.

      818. Радиационный контроль обеспечивает:

      1) достоверное выявление превышения уровней гамма-излучения вблизи поверхности партии металлолома над природным фоном более чем на 0,05 мкЗв/ч;

      2) выявление всех находящихся в партии металлолома локальных источников, создающих МЭД гамма-излучения на расстоянии 10 см от поверхности партии (транспортного средства) более 0,2 мкЗв/ч;

      3) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока альфа излучения;

      4) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока бета излучения.

      819. Радиационный контроль проводится:

      1) при приемке металлолома на хранение в пунктах сбора, складах (площадках);

      2) при подготовке партии металлолома к реализации;

      3) перед отправкой загруженных металлоломом транспортных средств потребителю;

      4) при получении металлолома потребителем;

      5) при утилизации транспортных средств, имевших приборы, аппаратов или другого оборудования с источниками ионизирующего излучения;

      6) при утилизации транспортных средств, если шкалы их приборов имели световой состав, содержащий радионуклиды постоянного действия;

      7) при утилизации транспортных средств, на которых осуществлялось хранение или транспортирование радиоактивных веществ.

      820. Измерение радиоактивного загрязнения партии металлолома проводится по следующим параметрам:

      1) МЭД гамма-излучение;

      2) плотность потока альфа-частиц;

      3) плотность потока бета-частиц.

      821. Для проведения радиационного контроля используется дозиметрическая и радиометрическая аппаратура, обеспечивающая обнаружение в металлоломе радиоактивного загрязнения превышающего уровни, установленные в документах нормирования. Аппаратура радиационного контроля должна иметь сертификаты Государственной поверки.

      822. Результаты радиационного контроля должны регистрироваться в специальном журнале радиационного контроля металлолома согласно приложению 48 к настоящим Санитарным правилам.

      823. Радиационный контроль проводится согласно методике проведения радиационного контроля металлолома, указанного в приложении 49 к настоящим Санитарным правилам.

      824. Оборудование, транспортные средства и другие изделия из цветных и черных металлов перед разделкой на металлолом должны подвергаться радиационному контролю.

      825. Владелец оборудования, транспортного средства и других изделий из цветных и черных металлов должен обеспечить демонтаж всех приборов содержащих радиоактивные источники, а также приборов со световым составом постоянного действия.

      826. После демонтажа приборов и оборудования проводится повторный радиационный контроль.

      827. Площадки и помещения, предназначенные для размещения металлолома, перед началом их эксплуатацией должны подвергаться радиационному контролю.

      Площадки должны быть огорожены, иметь освещение, твердое покрытие и каналы для удаления атмосферных вод.

      828. Партия металлолома допускается к реализации если:

      1) МЭД гамма-излучения от поверхности лома не превышает 0,2 мкЗв/ч над естественным радиационным фоном местности;

      2) плотность потока альфа излучения, не более 0,04 беккерель на сантиметр квадратный (далее – Бк/см2);

      3) плотность потока бета излучения, не более 0,4 Бк/см2.

      829. Физические и (или) юридические лица принимают меры к ограничению доступа посторонних лиц в зону с уровнем гамма-излучения более 0,2 мкЗв/ч над природным фоном.

      830. При обнаружении радиоактивного загрязнения металлолома, физические и (или) юридические лица немедленно прекращают дальнейшие работы и информируют территориальные подразделения ведомств государственного органа сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения в течение 24 часов.

      831. При выявлении радиационного загрязнения на отдельных участках партии металлолома, радиационный контроль включает:

      1) полное обследование всей партии металлолома с целью обнаружения всех локальных источников гамма-излучения;

      2) проведение измерений МЭД гамма-излучения на поверхности партии металлолома;

      3) обязательную и полную проверку наличия поверхностного загрязнения металлолома альфа и бета активными радионуклидами;

      4) определение наличия гамма-излучения содержащихся в металлоломе радионуклидов с доверительным значением нижней границы определения МЭД гамма-излучения (над естественным радиационным фоном) не более 0,05 мкЗв/ч;

      5) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока альфа излучения, превышающей 0,04 Бк/см2;

      6) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока бета излучения, превышающей 0,4 Бк/см2.

      832. Все обнаруженные в металлоломе локальные источники удаляются и утилизируются.

      833. Извлечение радиоактивного источника из металлолома производят специально подготовленные сотрудники.

      834. Извлеченные из партии металлолома локальные источники помещают для временного хранения в металлические контейнеры, расположенные в специально предназначенных помещениях, обеспечивающих их сохранность и исключающих возможность несанкционированного доступа к ним посторонних лиц. МЭД гамма-излучения (за вычетом природного фона) на внешней поверхности стен помещения, в котором размещается контейнер с извлеченными локальными источниками, не должна превышать 0,1 мкЗв/ч.

      Глава 52. Требования к условиям работы с радиоизотопными приборами

      835. На всех этапах обращения с радиоизотопными приборами (далее – РИП) обеспечиваются условия, исключающие возможность облучения населения и персонала сверх установленных основных пределов доз техногенного облучения.

      836. По степени радиационной опасности, в зависимости от вида и активности используемых в их составе источников, устанавливаются 4 группы РИП:

      1) 1 группа – РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью не более МЗА, приведенной в ГН;

      РИП, содержащие источники гамма-излучения с активностью не более МЗА, создающие мощность поглощенной дозы в воздухе не более 1,0 мкГр/ч на расстоянии 0,1 м от поверхности источника;

      2) 2 группа – РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью более МЗА, но не более 200 МБк;

      3) 3 группа – РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью более 200 МБк, но не более 2000 МБк;

      РИП с источниками гамма-излучения, создающими мощность поглощенной дозы в воздухе более 1,0 мкГр/ч на расстоянии 0,1 м от поверхности источника, но не более 3,0 мкГр/ч на расстоянии 1,0 м от поверхности источника;

      РИП с источниками нейтронов, испускающими не более 105 н/с;

      4) 4 группа – РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью более 2000 МБк;

      РИП с источниками гамма-излучения, создающими мощность поглощенной дозы в воздухе более 3,0 мкГр/ч на расстоянии 1,0 м от поверхности источника;

      РИП с источниками нейтронов, испускающими более 105 н/с.

      При получении РИП предприятие проверяет фактическое наличие источника излучения в каждом блоке в соответствии с сопроводительными документами. Проверка проводится специалистами предприятия или силами специализированного предприятия. По результатам проверки составляется акт.

      Предприятие, получившее РИП, организовывает хранение блоков источников излучения в специально отведенных для этого местах, исключающих доступ к блокам посторонних лиц и обеспечивающих их сохранность.

      Для хранения переносных РИП выделяют отдельное помещение площадью не менее 10 квадратных метров. Мощность дозы излучения на наружной поверхности стен и двери этого помещения не должна превышать 3 мкЗв/ч.

      Ответственность за сохранность блоков источников излучения, в том числе и в период установки и ремонта РИП, несет администрация предприятия, которому принадлежит РИП.

      В период проведения ремонта или модернизации оборудования, на котором установлены блоки источников излучения, лицо, ответственное за учет и хранение РИП, осуществляет контроль за перемещением и сохранностью блоков источников излучения.

      837. К непосредственной работе с РИП 2-4 групп (производство, монтаж, ремонт, перезарядка, обслуживание и демонтаж) допускается специально обученный персонал, отнесенный к категории персонал группы "А".

      Работники, которые по характеру своей деятельности попадают в сферу воздействия ионизирующих излучений РИП, но непосредственно с РИП не работают, включаются в список персонала группы "Б", утвержденный руководителем объекта.

      838. Использование РИП 2-4 групп допускается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения.

      839. Обращение в организации с РИП 1-ой группы в количестве, при котором суммарная активность содержащихся в них радионуклидных источников превышает 10 МЗА, допускается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения.

      840. Изготовление (опытных) образцов РИП допускается по техническим документации.

      Требования к технической документации на РИП и к используемым в составе РИП радионуклидным источникам приведены в приложении 50 к настоящим Санитарным правилам.

      841. Обеспечивается соответствие условий эксплуатации РИП (давление, температура, влажность, наличие агрессивных сред) технической документации.

      842. При разработке конструкции РИП предусматривается:

      1) наличие устройств, информирующих о положении источника в блоке (положения "работа" или "хранение");

      2) возможность перекрытия выхода прямого пучка излучения за пределы блока источника и снижения уровней излучений до регламентированных величин при нахождении источника в положении "хранение";

      3) надежная фиксация источника в положениях "работа" и "хранение", исключающая возможность перевода источника из положения "хранение" в положение "работа" без использования специального ключа, но позволяющая беспрепятственно перевести его из положения "работа" в положение "хранение";

      4) невозможность доступа к источнику без использования специального инструмента и без повреждения пломбы изготовителя;

      5) надежное крепление стационарных РИП, исключающее возможность его несанкционированного съема посторонними лицами.

      Первые три требования этого пункта не распространяются на РИП, у которых отсутствует пучок излучения, выводимый за пределы корпуса РИП, и источник неподвижен.

      843. Радиационная защита блока источника РИП 4 группы, предназначенных для использования в помещениях, имеющих постоянные рабочие места, обеспечивает ослабление мощности эквивалентной дозы излучения до величины не более 100 мкЗв/ч на поверхности блока источника и не более 3,0 мкЗв/ч на расстоянии 1,0 м от нее. Для РИП, предназначенных для использования в помещениях, в которых отсутствуют постоянные рабочие места, мощность эквивалентной дозы излучения на расстоянии 1,0 м от поверхности блока источника не должна превышать 20 мкЗв/ч. Эти требования выполняются для всех точек при нахождении источника в положении "хранение", и для всех точек вне зоны рабочего пучка излучения, указанной в технической документации, при нахождении источника в положении "работа".

      844. Для РИП 1 группы мощность поглощенной дозы излучения на расстоянии 0,1 м от любой доступной точки их поверхности при любых нормальных условиях эксплуатации не должна превышать 1,0 мкЗв/ч. Для РИП 1 группы, а также РИП, которым в соответствии с заключением не требуется радиационный контроль и учет, допускается наносить знак радиационной опасности на внутренней поверхности корпуса или на блоке источника.

      Для РИП 2 группы это условие выполняется для всех точек, за исключением зоны рабочего пучка излучения, указанной в технической документации, при нахождении источника в положении "работа".

      845. Конструкция радиационной защиты РИП (блоков источников) выполняется устойчивой к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям.

      846. Работа с переносными РИП, мощность эквивалентной дозы излучения на расстоянии 1,0 м от любой доступной точки поверхности которых, при любых нормальных условиях эксплуатации не превышает 1,0 мкЗв/ч, может проводиться в любых производственных помещениях и на открытом воздухе.

      Работа с переносными РИП, для которых это требование не выполняется, допускается только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на соответствие настоящим Санитарным правилам.

      847. На наружную поверхность РИП (блок источника) наносят знак радиационной опасности отчетливо видимый с расстояния не менее 3,0 м. Для РИП 1 группы, а также РИП, которым в соответствии с заключением не требуется радиационный контроль и учет, допускается наносить знак радиационной опасности на внутренней поверхности корпуса или на блоке источника.

      При проектировании радиационной защиты РИП во всех случаях используется коэффициент запаса равный 2.

      848. Установка стационарных РИП 2-4 групп осуществляется в строгом соответствии с технической документацией и проектом. Способ установки и крепления РИП исключает возможность несанкционированного использования их посторонними лицами и обеспечивает сохранность источников.

      849. При установке РИП 4-й группы они максимально удаляются от постоянных рабочих мест.

      850. При использовании РИП 2-4 групп выполняются следующие требования:

      1) пучок излучения направляется в наиболее безопасную для работающих в данном помещении сторону (в сторону земли, в сторону капитальной стены);

      2) установку РИП осуществляют так, чтобы мощность дозы на постоянных рабочих местах и в местах возможного нахождения людей не превышала 1,0 мкЗв/ч, используя дополнительные средства радиационной защиты (стационарные или переносные);

      3) не допускается наличие постоянных рабочих мест на расстоянии менее 1,0 м от поверхности блока источников стационарных РИП 3-4 групп и исключается доступ в эту зону посторонних лиц.

      851. Монтаж и наладка РИП 3-4 групп, перезарядка блоков источников, а также их ремонт и техническое обслуживание осуществляют прошедшие соответствующую подготовку сотрудники эксплуатирующей или иной организации, имеющие лицензию в соответствии с Законом Республики Казахстан от 16 мая 2014 года "О разрешениях и уведомлениях".

      852. После монтажа и наладки стационарных РИП 3-4 групп организацией, аккредитованной на право проведения соответствующих видов измерений, в присутствии лица, ответственного за радиационную безопасность, измеряется мощность эквивалентной дозы излучения:

      1) на наружной поверхности блока источника (РИП) и на расстоянии 1,0 м от нее;

      2) на ближайших рабочих местах;

      3) в местах возможного доступа лиц, не связанных с эксплуатацией РИП и оборудования, на котором он установлен;

      4) проведен контроль радиоактивного загрязнения поверхности блока.

      853. По результатам проведенных измерений оформляются два экземпляра протокола измерений. Один экземпляр остается в эксплуатирующей организации, а второй в организации, проводившей монтаж и наладку РИП.

      854. После завершения монтажа и наладки стационарных РИП 3-4 групп и проведения необходимого радиационного контроля они принимаются в эксплуатацию комиссией, включающей представителей эксплуатирующей организации, организации, осуществлявшей монтаж и наладку РИП, и организации, проводившей радиационный контроль. Приемка РИП в эксплуатацию оформляется актом, один экземпляр которого хранится в эксплуатирующей организации.

      855. Для приемки стационарных РИП 3-4 групп в эксплуатацию организация представляет комиссии:

      1) техническую документацию на РИП;

      2) санитарно-эпидемиологическое заключение;

      3) паспорта источников, установленных в блоках источников РИП;

      4) проект размещения РИП (для стационарных РИП);

      5) протокол измерений;

      6) приказы о назначении лица, ответственного за радиационную безопасность (при отсутствии в организации службы радиационной безопасности), а также лиц, ответственных за учет и хранение источников;

      7) инструкцию по радиационной безопасности при использовании РИП;

      8) инструкцию по предупреждению радиационных аварий;

      9) положение о службе радиационной безопасности или должностная инструкция лица, ответственного за радиационную безопасность;

      10) положение о порядке проведения радиационного контроля;

      11) приходно-расходный журнал;

      12) список сотрудников организации, отнесенных к персоналу группы "А" и "Б", утвержденный приказом руководителя объекта;

      13) журнал инструктажа персонала по радиационной безопасности.

      856. Использование принятых в эксплуатацию РИП 3-4 групп допускается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения.

      857. Извлечение источников из блоков источников РИП, если это не предусмотрено инструкцией по эксплуатации, не допускается.

      858. Зарядка (перезарядка) блока источника производится только источниками, указанными в технической документации на РИП. Не допускается использовать для этой цели источники, не предусмотренные технической документацией, отличающиеся от них по физическим параметрам (активность, радионуклид, размеры) или с истекшим сроком эксплуатации.

      859. РИП всех групп, не подлежащие дальнейшему использованию, должны быть демонтированы и сданы на захоронение в СО. Работы по демонтажу стационарных РИП 2-4 групп, выполняются силами организации, имеющие лицензию в соответствии с Законом Республики Казахстан от 16 мая 2014 года "О разрешениях и уведомлениях".";

      пункт 3 приложения 17 изложить в следующей редакции:

      "3. Средства защиты детей:

      1) подгузник (трусики) – для защиты нижней части тела ребенка;

      2) пеленка – для защиты различных частей тела и групп органов;

      3) пеленка с отверстием - для защиты всего тела за исключением частей тела, облучаемых при проведении тех или иных рентгенологических исследований.";

      приложения 7, 38 и 40 к указанному приказу изложить в новой редакции согласно приложений 1, 2 и 3 к настоящему приказу.

      дополнить приложениями 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49 и 50 в редакции согласно приложений 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11 и 12 к настоящему приказу.

      2. Комитету контроля качества и безопасности товаров и услуг Министерства здравоохранения Республики Казахстан в установленном законодательством Республики Казахстан порядке обеспечить:

      1) государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан;

      2) размещение настоящего приказа на интернет-ресурсе Министерства здравоохранения Республики Казахстан;

      3) в течение десяти рабочих дней после государственной регистрации настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан представление в Юридический департамент Министерства здравоохранения Республики Казахстан сведений об исполнении мероприятий, предусмотренных подпунктами 1) и 2) настоящего пункта.

      3. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на вице-министра здравоохранения Республики Казахстан К. Надыров.

      4. Настоящий приказ вводится в действие по истечении двадцати одного календарного дня после дня его первого официального опубликования.

      Министр здравоохранения
Республики Казахстан
Е. Биртанов

      "СОГЛАСОВАН"
Министерство национальной
экономики Республики Казахстан
"___" _________ 201__ год

      "СОГЛАСОВАН"
Министерство энергетики
Республики Казахстан
"___" _________ 201__ год

  Приложение 1
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 7
к Санитарным правилам
"Санитарно-
пидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

Расчет безопасности режима работы с СГН после его выключения

      Величина эквивалентной дозы облучения оператора, Н, выполняющего работы с СГН после его выключения, рассчитывается по формуле:

      Н= Ро × ЖQ × Ж такт × Жt выд × Ж tраб (1)

      где Ро - номинальное значение мощности эквивалентной дозы гамма - излучения активированной части охранного кожуха СГН, мкЗв/ч;

      Ро определяется по номограмме, представленные на рис.1, в зависимости от координат рабочего места Х, У, которые определяется в прямоугольной системе координат с началом в точке расположения центра мишени нейтронной труби: Ж Q поправочный коэффициент, учитывающий среднее значение генерируемого потока нейтронов Q СГН, безразмерная величина, определяется по формуле:

     


      где Qo = 1.10у9 нейтр/с;

      Жt акт - поправочный коэффициент, учитывающий время непрерывной работы такт СГН предшествующий его выключению, безразмерная величина, определяется по номограмме, представленной на рис.2;

      Жt выд - поправочный коэффициент, учитывающий время н выдержки tвыд по истечении которого оператор занимает рабочее время у СГН, безразмерная величина, определяется по номограмме, представленной на рис.2;

      Ж tраб - поправочный коэффициент, учитывающий продолжительность работы tраб с выключенным СГН, определяется по номограмме, представленной на рис.2.

      При отсутствии данных о выходе нейтронов СГН величина Н может быть рассчитана по формуле:

     


      где Ризм - измеренное на рабочем месте значение мощности дозы гамма - излучения корпуса СГН, мЗв/ч;

      Жt выд* - поправка на время t выд* по стечении которого после выключения СГН проводилось измерение мощности дозы;

      Жt выд х Ж tраб - те же и в формуле (1).

      Радиационная обстановка на рабочем месте отвечает требованиям радиационной безопасности, если выполняется условие:

      Н < ДМД tраб

      где ДМД =1,18Зв/ч

      В этом случае устанавливается запланированный режим работы СГН и персонала в роле излучения выключенного СГН в полном соответствии с выбранными параметрами Q, такт, t выд, tраб

      В случае, если Н> ДМД х (tраб 5),

      то запланированный режим работы требует корректировки одним из перечисленных ниже приемов.

      Уменьшение среднего значения выхода нейтронов СГН до величины Qк:

     


      2. Сокращение длительности работы СГН до величины такт, которая определяется по номограмме, представленной на рис.2 по значению Ж такт рассчитанного по формуле:

     


      3. Увеличение продолжительности выдержки до величины t выд.к которая определяется по номограмме, представленной на рис.2, по значению t выд. к рассчитанного по формуле:

     


      4. Сокращение продолжительности работы оператора с выключенным СГН до величины tраб. к которая определяется по номограмме, представленной на рис.2, по значению Ж tраб.к рассчитанного по формуле

     


      5. Комбинирование перечисленных выше мер с целью обеспечения выполнения условий (4) подбора режима, наиболее подходящего оператору для выполнения стоящей перед ними задачи.

      Расчет защиты персонала от излучения работающего СГН

      Расчет толщины защиты (d), генерируемых СГН, работающих вне скважины, например при пуско-наладочных работах, проводится по формуле:

     


      где l - длина релаксации плотности потоков нейтронов, см;

      No - поток нейтронов, генерируемых СГН в телесный угол 4p, нейтр/сек;

      С - поправочный безразмерный коэффицент;

      hm - удельная максимальная эквивалентная доза, Зв. см² / нейтр.;

      (для нейтронов с энергией 14 Мэв hm =4,3.10у10 Зв. См²/ нейтр;)

      R - расстояние от мишени нейтронной трубки до внешней поверхности защиты, см;

      З - проектная мощность эквивалентной дозы, Зв/час.

      Значения l и С для нейтронов с энергией 14 Мэв

  Таблица

Материалы защиты

l, см

С

1

2

3

Бетон

19,7

1,2

Парафин

17,5

1,3

Вода

16,9

1,3

      Формула (1) применима для расчета защиты толщиной от 15 до 100 см.

      В случае невозможности использовать защитные конструкции, обеспечивающие проектную мощность эквивалентной дозы излучения, минимально допустимые расстояние от мишени нейтронной трубки до рабочего места R мин определяется по формуле:

     


      где ДППа - допустимая плотность потока нейтронов, нейтр/сек;

      При необходимости расположения места на расстоянии от СГН меньшем R мин, допустимая в течение года продолжительности работы СГН определяется из соотношения:

     


      где Т - рабочее время за год, ч; ( для персонала Т=1700ч);

      f - плотность потока нейтронов на рабочем месте, нейтр/ (см².С).

      Величина f определяется инструментальным путем или рассчитывания по формуле:

     


      где - R21 расстояние от мишени нейтронной трубки до рабочего места, см.

     


      Рис. 1. Пространственное распределение номинального значения мощности эквивалентной дозы Р0 гамма-излучения активированной части охранного кожуха СГН. Начало отсчета совмещено с центром мишени нейтронной трубки, ось х совпадает с осью СГН. Кривая 1 рассчитана для х = 0 см, 2 - х = 10 см, 3 - х = 20 см, 4 - х = 30 см, 5 - х = 40 см, 6 - х = 50 см

     


      Рис. (2). Номограмма для определения поправочных коэффициентов: Жt выд, учитывающего время выдержки t выд (кривая 1), Жt акт учитывающего время активации t акт (кривая 2), Жt раб, учитывающего время работы персонала tраб (кривая 3).

  Приложение 2
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 38
к Санитарным правилам
"Санитарно-
эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"
  Форма

      ПАСПОРТ № ______________
на партию радиоактивных отходов, передаваемых в ______________________________________________________________________
(наименование организации)
от _____________________________________________________________ 20 ___ г.
(наименование организации)
Наибольший из результатов замеров по всем упаковкам РАО:
Мощность дозы:
на расстоянии 1 м _______мЗв/ч
Загрязнение наружной поверхности упаковки:
фиксированное a- b- част/см2 · мин.
нефиксированное a- b- част/см2 · мин.

№ п/п

Характеристика РАО*

Количество РАО

Вид контейнера (тары)

№ контейнера (тары)

№ паспорта ИИИ

Для жидких РАО

Общее содержание примесей, г/л

рН среды

1

2

3

4

5

6

7

8









      продолжение таблицы

Вид излучения

Радионуклидный состав

Удельная активность радионуклидов**, Бк/г

Суммарная активность**
Бк, (н/с)

тритий

бета-излучающие

альфаизлучающие

трансурановые

9

10

11

12

13

14

15








      Отсутствие взрывоопасных, самовоспламеняющихся и химически токсичных веществ
(согласно справочникам и классификаторам) _________________________________________
Контейнера (транспортные упаковочные комплекты) с РАО опечатаны (печатью)
пломбой №___________ организации.
Ответственный за сдачу РАО ________________________________________________
(фамилия, имя, отчество (при наличии) подпись, печать)
Ответственный за прием РАО _______________________________________________
(фамилия, имя, отчество (при наличии) подпись, печать)

      Примечания:
1) *сведения в паспорт заносятся на каждую контейнер с РАО;
2) ** удельная и суммарная активность указывается раздельно для каждого
адионуклида.
3) в случае отказа в приеме радиоактивных отходов на захоронение,
оформляется специальный акт с указанием причин отказа.

  Приложение 3
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 40
к Санитарным правилам
"Санитарно-
эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"
  Форма 1

Журнал учета твердых радиоактивных отходов

№ п/п

Наименование РАО (для закрытых источников ионизирующего излучения (ИИИ) № и дата паспорта ИИИ)

Дата поступления

Вид и номер контейнера

рН среды

Радионуклидный состав и вид излучения*

Количество, кг

Удельная активность, Бк/г1

Активность, Бк1

1

2

3

4

5

6

7

8

9










      продолжение таблицы

Фамилия, имя, отчество (при наличии) и подпись сдавшего отходы

Фамилия, имя, отчество (при наличии) и подпись принявшего отходы

Удельная активность после выдержки и дата удаления**

Активность после выдержки, Бк2

Дата и № акта на партию РАО

Наименование и № транспортного контейнера, в который приняты
РАО****

№ и дата акта списания*****

передаваемых в специализированную организацию***

передаваемых на долговременное хранение или захоронение4

10

11

12

13

14

15

16

17









      Примечание:
1) *Не заполняется при отсутствии достоверной информации о составе и активности РАО;
2) **Не заполняется при передаче РАО в специализированную организацию и в специализированной организации;
3) *** Заполняется на объекте, на котором образовались РАО;
4) **** Заполняется в специализированной организации;
5) ***** Не заполняется при удалении отходов после выдержки на распад как нерадиоактивных.

  Форма 2

Журнал учета жидких радиоактивных отходов

№ п/п

Поступление для хранения с целью распада или в специализированную организацию

Дата поступления

Вид и номер контейнера

Радионуклидный состав

Объем, л

Удельная активность, Бк/г

Активность, Бк

pH среды

ФИО, подпись

сдавшего отходы

принявшего отходы

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10











      продолжение таблицы

Сброс в хозяйственно-бытовую канализацию*

Наименование и № транспортного контейнера, в который приняты РАО**

№ и дата акта списания**

Дата и № акта на партию РАО переда-ваемых на долговременное хранение или захоронение**

Дата и № акта сброса

Объем, л

Удельная активность, Бк/г

Активность, Бк

Фамилия, имя, отчество (при наличии), подпись ответственного лица

11

12

13

14

15

16

17

18









      Примечание:
1) *Заполняется на объекте, на котором образовались РАО;
2) **Заполняется в специализированной организации.

  Приложение 4
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 42
к Санитарным правилам
"Санитарно-
эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

Диагностические референтные уровни при медицинском облучении для типичного взрослого пациента

  Таблица 1

Диагностические референтные уровни при диагностической радиографии для типичного взрослого пациента

№ п/п

Обследование

Доза на входной поверхности на один снимок1, мГр

1

2

3

4

1

Поясничная область позвоночника

ПЗ
ЛАТ
ПКС

10
30
40

2

Область живота, внутривенная урография и холецистография

ПЗ

10

3

Область таза

ПЗ

10

4

Бедренный сустав

ПЗ

10

5

Грудная клетка

ЗП
ЛАТ

0,4
1,5

6

Грудная область позвоночника

ПЗ
ЛАТ

7
20

7

Зубы

Периапикальная
ПЗ

7
5

8

Череп

ЗП
ЛАТ

5
3

      Примечание:
1 В воздухе с учетом обратного рассеяния. Эти величины приведены для общепринятых комбинаций пленка-экран при относительной чувствительности 200. Для высокочувствительных комбинаций пленка-экран (400-600) величины должны быть уменьшены в 2-3 раза.
2 ПЗ - передняя-задняя проекция; ЛАТ - латеральная проекция; ПКС - проекция пояснично-крестцового сустава; ЗП - задняя-передняя проекция.

  Таблица 2

Диагностические референтные уровни при компьютерной томографии для типичного взрослого пациента

№ п/п

Обследование

Средняя доза облучения при многократном сканировании1, мГр

1

2

3

1

Голова

50

2

Поясничная область позвоночника

35

3

Живот

25

  Таблица 3

Диагностические референтные уровни при маммографии для типичной взрослой пациентки

Средняя доза облучения на молочную железу, краниокаудальная проекция2
1 мГр (без растра)
3 мГр (с растром)

  Таблица 4

Диагностические референтные уровни при рентгеноскопии для типичного взрослого пациента

№ п/п

Режим работы

Мощность дозы на входной поверхности3, мГр/мин

1

2

3

1

Нормальный

25

2

Высокий уровень4

100

      Примечание:
1 Рассчитана на основании измерений на оси вращения в фантомах, эквивалентных водяному фантому, 15 см длиной и диаметром: 16 см (голова) и 30 см (поясничная область позвоночника и область живота).
2 Определена на глубине 4,5 см сжатой ткани молочной железы, состав которой на 50% – ткань железы и на 50% – жировая ткань, для систем пленка-экран и штатных маммографических установок с Mo-мишенями и Мо-фильтрами.
3 В воздухе с учетом обратного рассеяния.
4 Для аппаратов, которые имеют факультaтивный режим "высокого уровня" типа тех, которые часто используются в инвазивной радиологии.

  Таблица 5

Диагностические референтные уровни при процедурах в ядерной медицине для типичного взрослого пациента

№ п/п

Исследование

Радионуклид

Химическая форма

Максимальная обычная активность на исследование, МБк

1

2

3

4

5

1

Кости




1.1

Сканирование кости

99Tcm

Фосфонатные и фосфатные соединения

 
600

1.2

Сканирование кости при помощи однофотонной эмиссионной компьютерной томографии (далее – ОФЭКТ)

99Tcm

Фосфонатные и фосфатные соединения

 
800

1.3

Сканирование костного мозга

99Tcm

Меченый коллоидный раствор

400

2

Головной мозг




2.1

Сканирование головного мозга (в статике)

99Tcm
99Tcm

TcO4-
Диэтилентриаминопентуксусная кислота (далее – ДТПА), глюконат и глюкогептонат

500
500

2.2

Сканирование головного мозга при помощи ОФЭКТ

99Tcm
99Tcm
99Tcm

TcO4-
ДТПА, глюконат и глюкогептонат
Экзаметазин

800
800
500

2.3

Исследование церебрального кровотока

133Xe
99Tcm

В изотоническом растворе хлорида натрия
Гексаметил пропилена аминооксим

400
500

2.4

Цистернография

111In

ДПТА

40

3

Слезные пути




3.1

Дренаж

99Tcm
99Tcm

Tco
Меченый коллоидный раствор

4
4

4

Щитовидная железа




4.1

Сканирование щитовидной железы

99Tcm
123I

TcO4-
I-

200
20

4.2

Поиск метастазов (после удаления)

123I

I-

400

4.3

Сканирование паращитовидной железы

201Tl

Tl+ - хлорид

80

5

Легкие




5.1

Сканирование вентиляции легких

81Krm
99Tcm

Газ
ДТПА-аэрозоль

6000
80

5.2

Исследование вентиляции легких

133Xe
127Xe

Газ
Газ

400
200

5.3

Сканирование перфузии легких

81Krm
99Tcm

Водный раствор
Человеческий альбумин (в макроагрегатах или в микросферах)

6000
100

5.4

Сканирование перфузии легких (с флебографией)

99Tcm

Человеческий альбумин (в макроагрегатах или в микросферах)

160

5.5

Исследование перфузии легких

133Xe
127Xe

Изотонический раствор
Изотонический хлоридный раствор

200
200

5.6

Сканирование легких при помощи ОФЭКТ

99Tc

Макро-агрегированный альбумин

200

6

Печень и селезенка




6.1

Сканирование печени и селезенки

99Tcm

Меченый коллоидный раствор

80

6.2

Сканирование функции желчной системы

99Tcm

Иминодиацетаты и эквивалентные им вещества

150

6.3

Сканирование селезенки

99Tcm

Меченые денатурированные эритроциты

100

6.4

Сканирование печени при помощи ОФЭКТ

99Tcm

Меченый коллоидный раствор

200

7

Сердечно-сосудистая система

7.1

Исследование большого круга кровообращения

99Tcm
99Tcm
99Tcm

TcO4-
ДТПА
Макро-агрегированный глобулин-3

800
800
400

7.2

Сканирование кровяного депо

99Tcm

Комплекс человеческого альбумина

40

7.3

Сканирование/зондирование сердечно-сосудистой системы

99Tcm

Комплекс человеческого альбумина

800

7.4

Сканирование/ зондирование миокарда

99Tcm

Меченые нормальные эритроциты

800

7.5

Сканирование миокарда

99Tcm

Фосфонатные и фосфатные соединения

600

7.6

Сканирование миокарда при помощи ОФЭКТ

99Tcm
201Tl
99Tcm
99Tcm

Изонитрилы
Tl+ - хлорид
Фосфонатные и фосфатные соединения
Изонитрилы

300
100
800
600

8

Желудок, желудочно-кишечный тракт




8.1

Сканирование желудка/слюнной железы

99Tcm

TcO4-

40

8.2

Сканирование дивертикула Мекеля

99Tcm

TcO4-

400

8.3

Исследование кровотечения в желудочно-кишечном тракте

99Tcm
99Tcm

Меченый коллоидный раствор
Меченые нормальные эритроциты

400
400

8.4

Исследование проходимости и гастроэзофагеального рефлюкса

99Tcm
99Tcm

Меченый коллоидный раствор
Неабсорбируемые соединения

40
40

8.5

Исследование желудочного опорожнения

99Tcm
111In
113Inm

Неабсорбируемые соединения
Неабсорбируемые соединения
Неабсорбируемые соединения

12
12
12

9

Почки, мочевыделительная система и надпочечники

9.1

Сканирование почек

99Tcm

Димеркаптоянтарная кислота

160

9.2

Сканирование почек/нефрография

99Tcm
99Tcm
123I

ДТПА, глюконат и глюкогептонат
Макро-агрегированный глобулин-3
О-иодогиппурат

350
100
20

9.3

Сканирование надпочечников

75Se

Селенохолестерин

8

10

Прочее

10.1

Сканирование опухоли или абсцесса

67Ga
201Tl

Цитрат
Хлорид

300
100

10.2

Сканирование опухоли

99Tcm

Димеркаптоянтарная кислота

400

10.3

Сканирование опухоли нейроэктодермы

123I
123I

Мета-йодо-бензил гуанидин
Мета-йодо-бензил гуанидин

400
20

10.4

Сканирование лимфоузла

99Tcm

Меченый коллоидный раствор

80

10.5

Сканирование абсцесса

99Tcm
111In

Меченые лейкоциты, обработанные экзаметазином
Меченые лейкоциты

400
20

10.6

Сканирование тромба

111In

Меченые тромбоциты

20

  Приложение 5
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 43
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

Референтные уровни содержания радионуклидов в питьевой воде 1, 2

Радионуклид

Референтный уровень, Бк/л

Радионуклид

Референтный уровень, Бк/л

1

2

1

2

3H

10 000

77As

1 000

7Be

10 000

75Se

100

14C

100

82Br

100

22Na

100

86Rb

100

32P

100

85Sr

100

33P

1 000

89Sr

100

35S

100

90Sr

10

36Cl

100

90Y

100

45Ca

100

91Y

100

47Ca

100

93Zr

100

46Sc

100

95Zr

100

47Sc

100

93mNb

1 000

48Sc

100

94Nb

100

48V

100

95Nb

100

51Cr

10 000

93Mo

100

52Mn

100

99Mo

100

53Mn

10 000

96Tc

100

54Mn

100

97Tc

1000

55Fe

1 000

97mTc

100

59Fe

100

99Tc

100

56Co

100

97Ru

1000

57Co

1 000

103Ru

100

58Co

100

106Ru

10

60Co

100

105Rh

1000

59Ni

1 000

103Pd

1000

63Ni

1 000

105Ag

100

65Zn

100

110mAg

100

71Ge

10 000

111Ag

100

73As

1 000

109Cd

100

74As

100

115Cd

100

76As

100

115mCd

100

111In

1000

155Eu

1 000

114mIn

100

153Gd

1 000

113Sn

100

160Tb

100

125Sn

100

169Er

1 000

122Sb

100

171Tm

1 000

124Sb

100

175Yb

1 000

125Sb

100

182Ta

100

123mTe

100

181W

1 000

127Te

1000

185W

1 000

127mTe

100

186Re

100

129Te

1000

185Os

100

129mTe

100

191Os

100

131Te

1000

193Os

100

131mTe

100

190Ir

100

132Te

100

192Ir

100

125I

10

191Pt

1 000

126I

10

193mPt

1 000

129I

1

198Au

100

131I

10

199Au

1 000

129Cs

1000

197Hg

1 000

131Cs

1000

203Hg

100

132Cs

100

200Tl

1 000

134Cs

10

201Tl

1 000

135Cs

100

202Tl

1 000

136Cs

100

204Tl

100

137Cs

10

203Pb

1 000

131Ba

1 000

210Pb *

0,1

140Ba

100

206Bi

100

140La

100

207Bi

100

139Ce

1 000

210Bi *

100

141Ce

100

210Po *

0,1

143Ce

100

223Ra *

1

144Ce

10

224Ra *

1

143Pr

100

225Ra

1

147Nd

100

226Ra *

1

147Pm

1 000

228Ra *

0,1

149Pm

100

227Th *

10

151Sm

1 000

228Th *

1

153Sm

100

229Th

0,1

152Eu

100

230Th *

1

154Eu

100

231Th *

1000

232Th *

1

241Am

1

234Th *

100

242Am

1000

230Pa

100

242mAm

1

231Pa *

0,1

243Am

1

233Pa

100

242Cm

10

230U

1

243Cm

1

231U

1000

244Cm

1

232U

1

245Cm

1

233U

1

246Cm

1

234U *

1

247Cm

1

235U *

1

248Cm

0,1

236U *

1

249Bk

100

237U

100

246Cf

100

238U *

10

248Cf

10

237Np

1

249Cf

1

239Np

100

250Cf

1

236Pu

1

251Cf

1

237Pu

1000

252Cf

1

238Pu

1

253Cf

100

239Pu

1

254Cf

1

240Pu

1

253Es

10

241Pu

10

254Es

10

242Pu

1

254mEs

100

244Pu

1



      Примечание:
1 Значения референтных уровней округлены до ближайшего порядка величины.
2 Звездочками (*) в настоящей таблице обозначены природные радионуклиды.

  Приложение 6
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 44
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"
  Таблица 1

Категоризация твердых радиоактивных отходов (РАО) по уровню поверхностного радиоактивного загрязнения

Категория РАО

Уровень поверхностного радиоактивного загрязнения, част/(см2 ×мин)

бета-излучающие радионуклиды

альфа-излучающие радионуклиды

Низкоактивные

от 500 до 104

от 50 до 103

Среднеактивные

от 104 до 107

от 103 до 106

Высокоактивные

более 107

более 106

  таблица 2

Категоризация твердых и жидких РАО по удельной активности радионуклидов

Категория РАО

Удельная активность, Бк/г

тритий

бета- излучающие радионуклиды (исключая тритий)

альфа- излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)

трансурановые радионуклиды

Твердые РАО

Низкоактивные

от 107 до 108

от 103 до 104

от 102 до 103

от 10 до 102

Среднеактивные

от 108 до 1011

от 104 до 107

от 103 до 106

от 102 до 105

Высокоактивные

более 1011

Более 107

более 106

более 105

Жидкие РАО

Низкоактивные

до 104

до 103

до 102

до 101

Среднеактивные

от 104 до 108

от 103 до 107

от 102 до 106

от 101 до 105

Высокоактивные

более 108

более 107

более 106

более 105

      Примечание: *Для РАО, образуемых на объектах использования атомной энергии.

  таблица 3

Категоризация отработавших закрытых источников ионизирующего излучения (ИИИ) в соответствии с их долговременной опасностью

Категоризация РАО

Период полураспада

Активность

Закрытый ИИИ*

Среднеактивные

более 30 лет

менее 10 ГБк

Am-241, Ra-226 (измерители)

более 30 лет

менее 40 МБк

Плутоний, америций, радий (антистатические устройства)

более 30 лет

менее 1 ПБк

Cs-137 (облучатели),
Sr-90 (толщиномеры, радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РТЭГ))

менее 15 лет

менее 100 TБк

Co-60 (облучатели)

Низкоактивные

более 30 лет

менее 1 MБк

Cs-137 (брахитерапия, влагомеры/плотномеры)

менее 15 лет

менее 10 MБк

Co-60, H-3 (тритиевая мишень), Kr 85

Короткоживущие

менее 100 сут.

5 TБк

Ir-192 (брахитерапия)

менее 100 сут.

100 MБк

Y-90, Au-198 (брахитерапия)

      Примечание: *В том числе относятся ИИИ, не указанные в таблице и характеризующиеся периодом полураспада и активностью соответствующего класса.

  Приложение 7
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 45
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"
  Форма
УТВЕРЖДАЮ
Руководитель организации
__________________________
"____" _____________ 20__ г.

                                    АКТ № _________
                  на сброс очищенных сточных вод от "____" ____________ 20__ г.

      Мы, нижеподписавшиеся, ________________________________________________________________
(должность, фамилия, имя, отчество (при наличии) ответственных лиц за сбор, учет, хранение и передачу РАО)
____________________________________________________________________________________ составили
настоящий акт в том, что "_____" ____________________ 20____ г. сброшено __________________________
литр очищенных сточных вод из _________________________________________________________________
(место сброса, наименование резервуара)
______________________________________________________________________________________________
Удельная активность очищенных сточных вод: по сумме бета-излучателей ________________________ Бк/л;
по сумме альфа-излучателей ________________ Бк/л; по отдельным радионуклидам ________________ Бк/л.
Суммарная активность сточных вод ________________ Бк
Фамилия, имя, отчество (при наличии) и подписи ответственных лиц
__________________________________________________________________________________________

  Приложение 8
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 46
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

Методика оценки доз облучения работников организаций НГК природными источниками

Раздел 1. Контроль внешнего облучения работников

      1. Эффективные дозы облучения работников организаций определяются средними значениями мощности дозы гамма-излучения и временем, в течение которого работники подвергаются облучению.

      2. Оценку эффективной дозы внешнего облучения работников следует проводить на основе измеренных значений мощности дозы (далее – Р) внешнего гамма-излучения на высоте 1 м над поверхностью земли (пола) на рабочем месте и времени работы данного работника на рассматриваемом участке (операции) в течение года (далее – Т).

      Годовая эффективная доза внешнего гамма-излучения (Е1внешн.) рассчитывается по формуле:

      Е1внешн = Ке Рy Тp, м3в/год, (1)

      где: Ке - дозовый коэффициент, значение которого принимается равным:

      1) 0,006 мЗв/мР, если Рy– мощность экспозиционной дозы в милли Рентгенах в час (далее – мР/ч);

      2) 0,0007 мЗв/мкЗв, если Рy– мощность эквивалентной дозы в мкЗв/ч.

      3. Мощность дозы гамма-излучения (Рy) определяется с учетом уровня собственного фона дозиметра (Рф) и отклика его на космическое излучение (Рк):

      Рy = Р1 - (Рф + Рк)(2)

      где: Р1– показания дозиметра в точке измерений.

      Численное значение параметра (Рф + Рк) определяется для каждого дозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над водной поверхностью при глубине воды не менее 5м на расстоянии от берега 50м или более.

      4. Время работы на различных технологических участках Тр (час) может колебаться от 0 до 2000 ч в год. Если работник в течение года работает на нескольких участках (N рабочих местах или операциях) с существенно отличающимися значениями Р, для него годовая эффективная доза за счет внешнего облучения составит:

     


      где Рy– мощность дозы на высоте 1 м над поверхностью n-го участка;

      Трn– время работы на n-ом участке в течение года.

      5. При определении дозы внешнего облучения работника выполняется условие:

     


      где Тр– штатная продолжительность работы работника в течение года, ч.

Раздел 2. Контроль облучения работников за счет ингаляционного поступления долго живущих природных радионуклидов с производственной пылью

      6. Доза внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов (далее – ПРН) с производственной пылью определяется радионуклидным составом и удельной активностью пылящего материала и самой пыли, общей запыленностью воздуха производственной зоны и временем работы в конкретных условиях, применением средств индивидуальной защиты органов дыхания. Радионуклидный состав, удельная активность пыли и общая запыленность воздуха зависят от параметров технологических процессов, температурного режима работ, используемых химических реагентов, дисперсности и объема материала.

      7. Эффективная доза внутреннего облучения работника за счет ингаляционного поступления с производственной пылью одного радионуклида на одном постоянном рабочем месте определяется по формуле:

      Евнутр. = kd ∙ Cn ∙

∙ V ∙ Т, мЗв/год, (5)

      где kd– дозовый коэффициент (Зв/Бк), значения которого для основных радионуклидов рядов урана и тория приведены в приложении 17;

      Сn– удельная активность радионуклидов в производственной пыли, кБк/кг;


– средняя запыленность воздуха, мг/м3;

      V – средняя скорость дыхания работающих, м3/ч;

      T – время нахождения в зоне запыленности в течение года, ч/год.

      Выражение (5) справедливо при оценке доз облучения в случае постоянных значений величин Сn,

и V.

      8. При переменных во времени значениях одного или нескольких параметров, необходимо разделить все время облучения на несколько периодов, внутри каждого, из которых параметры считаются постоянными. Дозы за каждый период оцениваются по формуле 5, с последующим суммированием по всем периодам облучения.

      9. При неизвестном типе соединения радионуклида в воздухе рабочей зоны или отсутствия радиоактивного равновесия для расчета доз внутреннего облучения следует принимать максимальные значения дозовых коэффициентов согласно приложения 17 к Санитарным правилам.

      10. В случае, когда работники используют средства индивидуальной защиты органов дыхания, эффективные дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью снижаются в n раз, если среднее значение коэффициента улавливания пыли (аэрозолей) составляет h (отн. ед.).

Раздел 3. Контроль облучения работников изотопами радона и их короткоживущими дочерними продуктами

      11. Изотопы радона и аэрозолей короткоживущих дочерних продуктов радона (ДПР) и торона (ДПТ) вносят заметный вклад в облучение работников на рабочих местах при незначительных объемах помещений и кратности воздухообмена, хранении или переработке больших масс материалов с повышенным содержанием природных радионуклидов.

      12. Доза внутреннего облучения за счет изотопов радона и аэрозолей ДПР и ДПТ, в воздухе, в предположении стандартного часового объема дыхания 1, 2 м3/ч, определяется двумя параметрами, – временем экспозиции (дыхания) –t, ч, и средним за это время значением эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона в воздухе –

, Бк/м3. Эффективная доза внутреннего облучения за счет изотопов радона определяется произведением ЭРОА изотопов радона на время,-

, которое обычно называют "экспозицией" (Бк/м3).

      13. В производственных условиях экспозиции изотопами радона в 1чБк/м3 соответствует эффективная доза облучения, равная 0,78 ∙ 10-5 м3в.

      Если известно среднее значение ЭРОА изотопов радона в воздухе

, и время работы –t, то эффективная доза облучения рассчитывается по формуле:

     


      где значение дозового коэффициента d = 0,78 ∙ 10-5 мЗв/(ч ∙ Бк/м3), а ЭРОА изотопов радона

рассчитывается по формуле:

     


      в которой

и – среднее за время t значение ЭРОА радона и торона соответственно.

      Для работников производственных организаций при времени работы 2000 ч в год значение d = 1,56 ∙ 10-2мЗв/(Бк/м3).

      14. Годовая эффективная доза производственного облучения работников (Епр) равна сумме доз внешнего (Е1внешн.) и внутреннего (Е1внутр. + Еrn) облучения:

      Епр = Е1внешн.+ Е1внутр. + Еrn  (8)

  Приложение 9
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 47
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

Значения дозовых коэффициентов при ингаляционном поступлении радионуклидов рядов 238U и 232Th с производственной пылью

  Таблица 1

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда 238U

Радионуклид

Период полураспада

Тип распада

Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк

Тип соединения - П

Максимальный

1

2

3

4

5

238U

4,77 ∙ 109лет

a

2,6 ∙ 10-6

7,3 ∙ 10-6

234Th

24,10 дней

b

6,3 ∙ 10-9

7,3 ∙ 10-9

234Pa

1,17 мин

b

3,8 ∙ 10-10

4,0 ∙ 10-10

234U

2,45105лет

a

3,1 ∙ 10-6

8,5 ∙ 10-6

230Th

7,70 ∙ 104лет

a

4,0 ∙ 10-5

4,0 ∙ 10-5

226Ra

1600 лет

a

3,2 ∙ 10-6

3,2 ∙ 10-6

222Rn

3,824 дней

a

-

-

218Po

3,10 мин

a

-

-

214Pb

26,8 мин

b

-

2,9 ∙ 10-9

214Bi

19,9 мин

b

1,4 ∙ 10-8

1,4 ∙ 10-8

214Po

164 мкс

a

-

-

210Pb

22,3 года

b

-

8,9 ∙ 10-7

210Bi

5,013 дня

b

8,4 ∙ 10-8

8,4 ∙ 10-8

210Ро

138,4 дня

a

3,0 ∙ 10-6

3,0 ∙ 10-6

Сумма

5,20 ∙ 10-5

6,30 ∙ 10-5

  Таблица 2

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда 232Th

Радионуклид

Период полураспада

Тип распада

Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, в/Бк

Тип соединения - П

Максимальный

1

2

3

4

5

232Th

1,405 ∙ 1010лет

a

4,2 ∙ 10-5

4,2 ∙ 10-5

228Ra

5,75 лет

b

2,6 ∙ 10-6

2,6 ∙ 10-6

228Ас

6,15 ч

b

1,6 ∙ 10-8

2,5 ∙ 10-8

228Th

1,913 лет

a

3,1 ∙ 10-5

3,9 ∙ 10-5

224Ra

3,66 дней

a

2,9 ∙ 10-6

2,9 ∙ 10-6

220Rn

55,6 с

a

-

-

216Ро

0,145 с

a

-

-

212Pb

10,64 ч

b

-

1,9 ∙ 10-8

212Bi

60,55 мин

a (36%);
b (64%)

3,0 ∙ 10-8

3,0 ∙ 10-8

212Po

0,299 мкс

a

-

-

208Ti

3,053 мин

b

-

-

Сумма

7,85 ∙ 10-5

8,66 ∙ 10-5

  Приложение 10
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 48
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

                  Журнал радиационного контроля металлолома

      Наименование организации __________________________________________________
Адрес, телефон ____________________________________________________________
Фамилия, имя, отчество (при наличии) и должность, ответственного лица за радиационный контроль
__________________________________________________________________________________________
Журнал начат "______" ____________ 20__г. Журнал окончен "______" ____________ 20__г.
Количество страниц

№ п/п

Дата

Наименование металлолома, количество (кг)

Поставщик

Номер и дата накладной

Приборы, применявшиеся при проведении замеров (наименование, номер)

1

2

3

4

5

6







      продолжение таблицы

Результаты радиационного контроля

Фоновые значения

Превышение фона на поверхности

ММЭД на поверхности

Подпись лица, проводившего замеры

7

8

9

10





  Приложение 11
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 49
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

Методика проведения радиационного контроля металлолома

      1. Условия измерений обеспечивает обязательное обнаружение радиоактивного загрязнения металлолома при его наличии. Для этого брикетированный металлолом раскладывается слоем в один брикет. На каждой стороне брикета проводится одно измерение мощности дозы гамма-излучения и по одному измерению плотности потока альфа и бета-частиц.

      2. Небрикетированный металлолом должен быть разложен на территории слоем не более 0,5 м. Измерения мощности гамма-излучения с помощью поискового радиометра проводится по сетке в 1 м, а в случае повышения уровня МЭД над естественным фоном, сетка измерений сгущается до обнаружения источника излучения. Измерение плотности потока альфа, бета частиц осуществляются методом непрерывного слежения по длине или ширине обследуемой партии с расстоянием между профилями слежения 0,5 м, количество замеров определяется по фиксированным точкам измерения через каждые 0,5 м.

      3. При производственном контроле за радиоактивным загрязнением крупногабаритных механизмов, станков, транспортной, дорожной, строительной техники и других изделий с массой более 1 тонны, измерение проводится по наружной поверхности с расстоянием между других управляемых механизмов, также внутри механизма.

      4. При невозможности разложить металлолом слоем в 0,5 м, измерения проводятся при его выгрузке или погрузке. При этом измерение МЭД и плотности потока частиц осуществляется в каждой партии металла, поднимаемого подъемным механизмом (краном, тельфером, экскаватором и другие). Число измерений определяется числом поднятых партий металла.

      5. При наличии в металлоломе емкостей или труб, на внутренней поверхности которых имеются солевые отложения, измерения проводятся на внутренней и наружной поверхности этих изделий. Измерения МЭД проводятся на расстоянии 10 см от измеряемой поверхности, измерения плотности потока альфа и бета частиц на расстоянии 1 см от измеряемой поверхности.

      6. До начала радиационного контроля металлолома проводится измерение ЭД естественного радиационного фона на территории, где складируется металлоломом, на расстоянии 15-20 м от контролируемого металлолома на высоте 10 см. Перед началом измерения плотности потока частиц производиться компенсация собственного фона прибора. Оценка мощности экспозиционной дозы на территории от естественного радиационного фона осуществляется как средняя арифметическая величина из 5 измерений.

      7. Оценка степени радиоактивного загрязнения металлолома осуществляется в зоне максимального показания поискового радиометра или дозиметра. Партия металлолома или часть партии (отдельные изделия) считаются радиоактивно загрязненными, если:

      1) МЭД гамма-излучения от поверхности лома превышает 0,2 мкЗв/ч. над естественным радиационным фоном местности;

      2) плотность альфа излучения, более 0,04 беккерель на сантиметр квадратный (далее – Бк/см²);

      3) плотность потока бета излучения, более 0,4 Бк/см².

  Приложение 12
к приказу Министра
здравоохранения
Республики Казахстан
от 12 декабря 2019 г.
№ ҚР ДСМ-148
  Приложение 50
к Санитарным правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам"

Раздел 1. Требования к источникам излучения для радиоизотопных приборов

      1. Изготовление источников излучения организациями Республики Казахстан проводится по техническим условиям. При выборе радионуклида для источника излучения к РИП следует принимать во внимание:

      1) обоснование технологической необходимости применения данного радионуклида;

      2) токсичность радионуклида, отдавая предпочтение нуклидам с наименьшей токсичностью;

      3) энергию излучения, выбирая нуклид с наименьшей проникающей способностью ионизирующего излучения.

      2. Образцы источников, изготавливаемые для использования в серийных РИП, должны подвергаться испытаниям согласно действующих ГОСТов, определяющих общие технические требования к закрытым радионуклидным источникам ионизирующих излучений.

      3. На каждый источник оформляется технический паспорт, в котором указывается его тип и номер, дата выпуска, размер, активность нуклида, назначение и другие параметры. В нем указываются допустимые пределы температуры и давления, среда, механические воздействия, при которых сохраняется целостность, герметичность и радиационная чистота источников в течение определенного срока их эксплуатации. Не допускается использование источников в условиях, не отвечающих требованиям, предъявляемым к их эксплуатации.

Раздел 2. Требования к документации на радиоизотопные приборы

      4. Техническая документация на РИП в обязательном порядке включает в себя следующие разделы:

      1) технические требования;

      2) правила приемки;

      3) методы контроля и испытаний при продлении срока эксплуатации;

      4) транспортирование и хранение;

      5) гарантии по эксплуатации;

      6) указания по эксплуатации.

      5. В разделе "Технические требования" отмечается область применения РИП и их технические характеристики:

      1) группа, к которой относится РИП;

      2) тип и активность источника излучения, номер технических условий, по которым он изготовлен;

      3) условия эксплуатации РИП и источника излучения;

      4) мощность экспозиционной дозы излучения на поверхности блока источников излучения и на расстоянии 1 м от него;

      5) уровень "снимаемой" радиоактивной загрязненности поверхности источника излучения (определяется методом мазков);

      6) количество наработок на отказ;

      7) срок службы РИП;

      8) комплектность, маркировка и упаковка.

      В разделе "Правила приемки" указываются:

      1) объем и рекомендуемая последовательность испытаний;

      2) кто проводит испытания;

      3) параметры РИП до и после испытаний;

      4) контрольно-измерительная аппаратура, применяемая при испытаниях;

      5) программа и периодичность испытаний;

      6) мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от поверхности блока источников излучения;

      7) загрязненность внешних поверхностей РИП (или блока источников излучения) радиоактивными веществами.

      6. В разделе "Транспортирование и хранение" указывается вид транспорта, транспортная категория радиационных упаковок, расстояние от РИП до места нахождения людей и кино-, фотопленок и другие, условия хранения.

      7. В разделе "Требования безопасности" необходимо указывать конкретные меры по обеспечению безопасности при эксплуатации РИП.

      8. В технической документации на РИП кроме изложенных выше требований приводятся чертежи источников излучения, условия проверки источников излучения на различного рода воздействия и результаты испытаний. В ней также представляются чертежи блока источников излучения и подробное описание крепления источника, его экранировки и способа перевода прибора (источника) в нерабочее и рабочее положения.

      9. При ссылках на законодательные и нормативные документы необходимо указывать конкретные разделы, пункты, параграфы, которые имеют непосредственное отношение к излагаемому разделу технической документации.

      10. В инструкции по эксплуатации РИП необходимо подробно описывать меры по обеспечению радиационной безопасности (в том числе и по обеспечению целостности и сохранности источника излучения) при транспортировании, хранении, установке, профилактическом ремонте, эксплуатации и утилизации РИП (блока источника излучения), а также при возникновении аварийных ситуаций.

      11. Инструкция по эксплуатации РИП содержат рекомендации по обеспечению радиационной безопасности при аварийном разрушении РИП (источника излучения). При этом следует рассматривать такие ситуации, как невозможность перевода РИП (источника излучения) из рабочего положения в нерабочее, выпадение, механическое разрушение источника излучения, пожар.