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

Қазақстан Республикасы Үкіметінің 2012 жылғы 3 ақпандағы № 202 Қаулысы. Күші жойылды - Қазақстан Республикасы Үкіметінің 2015 жылғы 8 қыркүйектегі № 754 қаулысымен

Ескерту. Күші жойылды - ҚР Үкіметінің 08.09.2015 № 754 қаулысымен (алғашқы ресми жарияланған күнінен бастап қолданысқа енгізіледі).

РҚАО-ның ескертпесі.
ҚР мемлекеттік басқару деңгейлері арасындағы өкілеттіктердің аражігін ажырату мәселелері бойынша 2014 жылғы 29 қыркүйектегі № 239-V ҚРЗ Заңына сәйкес ҚР Ұлттық экономика министрінің міндетін атқарушысының 2015 жылғы 27 наурыздағы № 261 бұйрығын қараңыз.

«Халық денсаулығы және денсаулық сақтау жүйесі туралы» Қазақстан Республикасының 2009 жылғы 18 қыркүйектегі Кодексінің 6-бабының 2) тармақшасына сәйкес Қазақстан Республикасының Үкіметі ҚАУЛЫ ЕТЕДІ:
1. Қоса берiліп отырған «Радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық қағидалары бекiтiлсiн.
2. Осы қаулы алғашқы ресми жарияланғанынан кейін күнтізбелік он күн өткен соң қолданысқа енгізіледі.

Қазақстан Республикасының
Премьер-Министрі К. Мәсімов

Қазақстан Республикасы
Үкіметінің
2012 жылғы 3 ақпандағы
№ 202 қаулысымен
бекітілген

«Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық қағидалары

1. Жалпы ережелер

1. Осы Cанитариялық қағидалар (бұдан әрі – Cанитариялық қағидалар) радиациялық объектілерді жобалау, пайдалануға беру және күтіп-ұстау, радиациялық объектілерді пайдаланудан алу, иондаушы сәулелену көздерімен (жабық және ашық радионуклидтік көздермен, радиоактивті заттармен, радиоизотопты аспаптармен, иондаушы сәуле тудыратын құрылғылармен) жұмыс істеу, радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу, радионуклидтермен ластанған немесе құрамында бар материалдар мен бұйымдарды қолдану, объектілерге, оның ішінде мұнай-газ кешені мен метал сынығы объектілеріне өндірістік радиациялық бақылауды жүзеге асыру, жеке қорғаныш және жеке гигиена құралдарын қолдану кезінде, медициналық сәулелену кезінде, табиғи сәулелену көздерінің әсер етуі және радиациялық апаттар кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптарды белгілейді.
Ұйымның бірінші басшысы осы Cанитариялық қағидалардың сақталуын қамтамасыз етеді.
2. Осы Cанитариялық қағидаларда мынадай ұғымдар пайдаланылды:
1) белсенділік (бұдан әрі – Б) – нақты уақыт сәтінде нақты энергетикалық жағдайдағы радионуклидтің қандай да бір мөлшерінің радиоактивтік шамасы:

dN – dТ уақыт аралығында болатын, нақты энергетикалық жағдайдан кенеттен ядролық түрге айналудың күтілетін саны. Белсенділік бірлігі Беккерель (бұдан әрі – Бк) болып табылады. Бұрын қолданылған жүйеден тыс белсенділік бірлігі кюри (бұдан әрі - Ки) 3,7x10¹⁰ Бк құрайды;
2) ең аз мәнді белсенділік (бұдан әрі – ЕАМБ) – иондаушы сәулеленудің артқан кезінде мемсанэпидқызмет органдары беретін санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды талап етілетін ашық немесе жабық иондаушы сәулелену көздерінің белсенділігі. ЕАМБ өлшем бірлігі беккерель (Бк);
3) ең аз мәнді меншікті белсенділік (бұдан әрі - ЕАММБ) – иондаушы сәулелену артқан кезінде мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қызмет органдары беретін санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды талап етілетін үй-жайдағы ашық иондаушы сәулелену көзінің меншікті белсенділігі;
Жабық сәулелену көздері үшін олармен жұмыс істеуге рұқсат алу қажеттілігі туралы шешім ЕАММБ есепке алынбастан, оны ЕАМБ-пен салыстыру жолымен айқындалады. ЕАММБ өлшем бірлігі граммға беккерель БК/г;
4) меншікті (көлемдік) белсенділік – заттағы радионуклидтің А белсенділігінің заттың массасына m (көлеміне V) қатынасы:

Меншікті белсенділік бірлігі – килограммға беккерель (бұдан әрі – Бк/кг). Көлемдік белсенділік бірлігі – текше метрге беккерель (бұдан әрі - Бк/м³);
5) ²²²Rn және ²²⁰Rn - радон изотоптарының еншілес өнімдерінің эквивалентті тепе-тең көлемдік белсенділігі (бұдан әрі – ЭТКБ) – ²¹⁸ Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bі (RaC); ²¹²Pb(ThB); ²¹²Bі (ThC) – радон изотоптарының қысқа мерзімдік еншілес өнімдерінің көлемдік белсенділігінің таразыланған жиынтығы, тиісінше:
(ЭТКБ) Rn = 0,10 AR_aA + 0,52 AR_aB + 0,38 AR_aC
(ЭТКБ) Tn = 0,91 AT_hB + 0,09 AT_hC,
А_і - радон изотоптарының еншілес өнімдерінің көлемдік белсенділігі;
6) радиоактивті зат – «Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» гигиеналық нормативтер (бұдан әрі – ГН) мен осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес келетін құрамында белсенді радионуклидтер бар кез келген агрегаттық күйдегі зат;
7) араласу – сәулелену ықтималдығын не сәулелену дозасын немесе сәулеленудің қолайсыз салдарларын төмендетуге бағытталған әрекет;
8) сыни топ – сәулелену көзінің барынша көп радиациялық әсеріне ұшырайтын бір немесе бірнеше белгілері (жынысы, жасы, әлеуметтік немесе кәсіптік жағдайлары, тұратын жері, тамақтану рационы) бойынша халық арасынан шыққан адамдардың бір текті тобы (кем дегенде он адам);
9) дезактивация – қандай да бір беттен немесе қандай да бір ортадан радиоактивті ластануды жою немесе төмендету;
10) сіңірілген доза (бұдан әрі – D) – затқа берілген иондаушы сәулелену энергиясының шамасы:

, мұнда:

de – элементар көлемдегі затқа иондаушы сәулелену арқылы берілген орташа энергия, ал dm– осы көлемдегі заттың массасы.
Энергия кез келген белгілі бір көлем бойынша орташалануы мүмкін және бұл жағдайда орташа доза көлемге берілген, осы көлемнің массасына бөлінген толық энергияға тең болады. Халықаралық бірліктер жүйесіндегі бірліктерде сіңірілген доза килограммға бөлінген джоульмен (Дж/кг^-1) өлшенеді және арнайы атауы – грей (бұдан әрі – Гp). Бұрын қолданылған жүйеден тыс бірлік рад 0,01 Гр тең;
11) ағзадағы немесе тіндегі доза (бұдан әрі – D_Т) – адам денесінің белгілі бір ағзасындағы немесе тініндегі сіңірілген доза:

мұнда:

m_т – ағзаның немесе тіннің массасы, ал D – масса элементіндегі сіңірілген доза dm;
12) эквивалентті доза (бұдан әрі – H_T,_R) – нақты сәулелену түрі үшін тиісті таразылық коэффициентке көбейтілген ағзадағы немесе тіндегі сіңірілген доза, W_R:

, мұнда:

D_T,_R – ағзадағы немесе тіндегі T орташа сіңірілген доза, ал W_R - R сәулелену үшін таразылық коэффициент;
Осы Санитариялық қағидаларға 1-қосымшаның 1-кестесінде келтірілген әртүрлі таразылық коэффициенттері бар әртүрлі сәулелену түрлерінің әсер етуі кезінде эквивалентті доза нақты сәулелену түрлері үшін эквивалентті дозалардың жиынтығы ретінде айқындалады:

,

Эквивалентті дозаның бірлігі зиверт (бұдан әрі – Зв) болып табылады;
13) тиімді доза (бұдан әрі – Е) – радио сезімталдықты ескере отырып, адамның бүкіл денесінің және оның жекелеген ағзалары мен тіндерінің сәулеленуінің елеусіз салдарларының пайда болу тәуекелінің өлшемі ретінде қолданылатын шама. Ол осы Санитариялық қағидаларға 1-қосымшаның 2-кестесінде келтірілген ағзалар мен тіндердегі эквивалентті дозаның тиісті таразылық коэффициенттерге көбейтінділерінің жиынтығы болып табылады:

Н_т - ағзадағы немесе тіндегі T эквивалентті доза, ал W_т - ағза немесе тін T үшін таразылық коэффициент.
Тиімді доза бірлігі – зиверт (Зв);
14) ішкі сәулелену кезінде күтілетін эквивалентті (бұдан әрі – Н_т(ф)) немесе тиімді (Е(ф)) доза – организмге радиоактивті заттар түскеннен кейін өткен уақыт ф ішіндегі доза:
мұнда:

t_о – түсу сәті, ал H_T(t) – T ағзада немесе тінде t уақыт сәтіне сәтіне эквивалентті дозаның қуаты.
ф айқындалмаған кезде оны ересектер үшін 50 жасқа тең және балалар үшін 70 жасқа тең деп қабылдау керек;
15) жылдық тиімді (эквивалентті) доза - күнтізбелік жыл ішінде алынған сырттай сәулеленудің тиімді (эквивалентті) дозасының және осы жыл ішінде организмге радионуклидтердің келіп түсуі себебінен болған ішкі сәулеленудің күтілетін тиімді (эквивалентті) дозасының жиынтығы;
16) тиімді ұжымдық доза - сәулеленудің стохастикалық әсері пайда болуының ұжымдық тәуекелінің өлшемі, ол жеке тиімді дозалар жиынтығына тең. Тиімді ұжымдық доза бірлігі - адам-зиверт (бұдан әрі а-Зв);
17) жол берілмейтін доза – сақтану іс-шараларымен жол берілмейтін радиациялық апат салдарынан болжанатын доза;
18) радиоактивтік ластану - радиоактивтік заттардың ГН және осы Санитариялық қағидалардың талаптарымен белгіленген деңгейлерден асатын мөлшерде материалдың үстіңгі бетінде, ішінде, ауада, адамның денесінде немесе басқа жерде болуы;
19) үстіңгі беттің алынбайтын ластануы (бекітілген) – байланыс кезінде басқа заттарға берілмейтін және дезактивация кезінде кетірілмейтін радиоактивті заттар;
20) үстіңгі беттің алынатын ластануы (бекітілмеген) – байланыс кезінде басқа заттарға берілетін және дезактивация кезінде кетірілетін радиоактивті заттар;
21) радиоактивті қалдықтарды көму – радиоактивті қалдықтарды кейіннен оларды шығару ниетінсіз қауіпсіз орналастыру;
22) байқау аймағы – радиациялық бақылау жүргізілетін санитариялық-қорғаныш аймағынан тыс аумақ;
23) радиациялық апат аймағы – радиациялық апат дерегі белгілі болған аумақ;
24) иондаушы сәулелену көзі (бұдан әрі – ИСК немесе сәулелену көзі) – ГН-ның, осы Санитариялық қағидалардың және Қазақстан Республикасының басқа да нормативтік құқықтық актілерінің талаптарына сәйкес келетін иондаушы сәуле шығаратын немесе иондаушы сәуле шығару мүмкіндігі бар радиоактивті зат немесе құрылғы;
25) жабық сәулелену көзі – бұл құрылғысы оған есептелген қолдану және тозу жағдайларында оның құрамындағы радионуклидтердің қоршаған ортаға түсуін болдырмайтын сәулелену көзі;
26) ашық сәулелену көзі – оны пайдалану кезінде оның құрамындағы радионуклидтердің қоршаған ортаға түсуі ықтимал сәулелену көзі;
27) табиғи сәулелену көзі – ГН және осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес келетін шығу тегі табиғи иондаушы сәулелену көзі;
28) техногендік сәулелену көзі – бұл оны пайдалы қолдану үшін арнайы құрылған немесе осы қызметтің жанама өнімі болып табылатын иондаушы сәулелену көзі;
29) радиациялық объект санаты – ықтимал апат жағдайларында оның халық үшін әлеуетті қауіптілік дәрежесі бойынша объектінің сипаттамасы;
30) квота – нақты техногендік сәулелену көзінен халықтың сәулеленуін шектеу үшін белгіленген доза шегінің бір бөлігі және сәулелену жолдары (сыртқы, сумен, тамақпен және ауамен келіп түсуі);
31) жұмыстар сыныбы – персонал үшін қауіптілік дәрежесі бойынша нуклидтердің радиоуыттылығына және белсенділігіне байланысты радиациялық қауіпсіздік бойынша талаптарды айқындайтын ашық иондаушы сәулелену көздерімен жұмыстардың сипаттамасы;
32) радиациялық бақылау – ұйымдағы, қоршаған ортадағы радиациялық жағдай туралы және адамдардың сәулелену деңгейлері туралы ақпарат алу (оған дозиметрлік және радиометрлік бақылау кіреді);
33) жұмыс орны – жұмыс уақытының жартысынан артық немесе екі сағат үзіліссіз иондаушы сәулелену әсері жағдайларында өндірістік функцияларды атқару үшін персоналдың тұрақты немесе уақытша болатын орны;
34) доза қуаты – уақыт бірлігі (секунд, минут, сағат) ішіндегі сәулелену дозасы;
35) халық – иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істейтін персоналды қоса алғанда барлық адамдар;
36) сәулелену – иондаушы сәулеленудің адамға әсері;
37) апаттық сәулелену – радиациялық апат нәтижесіндегі сәулелену;
38) медициналық сәулелену – медициналық тексеру немесе емдеу кезіндегі пациенттердің сәулеленуі;
39) жоспарланатын көтеріңкі сәулелену – радиациялық апаттың дамуын немесе оның салдарларын ескерту мақсатында белгіленген негізгідозалар шегінен асатын дозаларда персоналдың жоспарланатын сәулеленуі;
40) әлеуетті сәулелену – радиациялық апат нәтижесінде пайда болуы мүмкін сәулелену;
41) табиғи сәулелену – табиғи сәулелену көздері себепші болған сәулелену;
42) өндірістік сәулелену – жұмыскерлердің өндірістік қызмет барысында барлық техногендік және табиғи иондаушы сәулелену көздерінен сәулеленуі;
43) кәсіптік сәулелену – персоналдың техногендік иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде сәулеленуі;
44) техногендік сәулелену – пациенттердің медициналық сәулеленуін қоспағанда, қалыпты, сондай-ақ апат жағдайларындағы техногендік көздерден сәулелену;
45) радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу – радиоактивті қалдықтарды жинаумен, тасымалдаумен, қайта өңдеумен, сақтаумен және (немесе) көмумен байланысты барлық қызмет түрлері;
46) иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу – иондаушы сәулелену көздерін дайындаумен, жеткізумен, алумен, иеленумен, сақтаумен, пайдаланумен, берумен, қайта өңдеумен немесе көмумен, импорттаумен, экспорттаумен, тасымалдаумен, техникалық қызмет көрсетумен байланысты қызмет;
47) радиациялық объект – техногендік ИСК-мен жұмыс істеу жүзеге асырылатын ұйым;
48) радиоактивті қалдықтар – ішіндегі радионуклидтер ГН және осы Санитариялық қағидалардың талаптарымен белгіленген деңгейлерден асатын, одан әрі қолдануға арналмаған, кез келген агрегатты күйдегі заттар;
49) персонал – техногендік иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істейтін (А тобы) немесе жұмыс жағдайлары бойынша олардың әсері аясында болатын (Б тобы) адамдар;
50) доза шегі (бұдан әрі – ДШ) – қалыпты жұмыс жағдайларында жоғарыламауы тиіс жылдық тиімді немесе эквивалентті техногендік сәулелену дозасының шамасы. Жылдық доза шегін сақтау детерминацияланған әсерлердің пайда болуының алдын алады, ал бұл ретте стохастикалық әсердің ықтималдығы қолайлы деңгейде сақталады;
51) жылдық түсу шегі (бұдан әрі – ЖТШ) – монофакторлық әсер кезінде шартты адамның жылдық дозаның тиісті шегіне тең күтілетін дозамен сәулеленуіне әкеп соғатын бір жыл ішінде нақты радионуклидтің организмге түсуінің рұқсат етілген деңгейі;
52) радиациялық апат – адамдардың белгіленген нормалардан артық сәулеленуіне немесе қоршаған ортаның радиоактивтік ластануына әкеп соғатын немесе әкеп соғуы мүмкін жабдықтың ақаулығы, жұмыскерлердің (персоналдың) дұрыс емес әрекеттері, стихиялық апаттар немесе өзге де себептерден туындаған иондаушы сәулелену көздерін басқарудан айырылу;
53) халықтың радиациялық қауіпсіздігі – адамдардың қазіргі немесе болашақтағы ұрпағының денсаулығына қауіпті иондаушы сәулелену әсерінен қорғалу жағдайы. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету – персонал мен халықтың сәулелену деңгейлерін төмендетуге бағытталған ұйымдастыру, технологиялық, техникалық, санитариялық-эпидемиологиялық және медициналық-профилактикалық іс-шаралар кешенін жүзеге асыру;
54) ұйымның радиациялық-гигиеналық паспорты – ұйымдағы радиациялық қауіпсіздік жағдайын сипаттайтын және оны жақсарту бойынша ұсыныстар бар құжат;
55) аумақтың радиациялық-гигиеналық паспорты – аумақ халқының радиациялық қауіпсіздік жағдайын сипаттайтын және оны жақсарту бойынша ұсыныстар бар құжат;
56) ИСК-мен жұмыс – радиациялық бақылауды қоса алғанда, кез келген сәулелену көзімен жұмыс орнында жұмыс істеудің барлық түрлері;
57) радиоактивтік заттармен жұмыс – радиациялық бақылауды қоса алғанда кез келген сәулелену көзімен жұмыс орнында жұмыс істеудің кез келген түрі;
58) тәуекел – сәулелену нәтижесінде адамда немесе оның ұрпағында қандай да бір зиянды әсердің пайда болу ықтималдығы;
59) санитариялық өткізгіш – киім, аяқ киім ауыстыруға, персоналды санитариялық өңдеуге, персоналдың тері жабынының, жеке қорғаныш құралдарының, арнайы және жеке киімінің радиоактивтік ластануын бақылауға арналған үй-жайлар кешені;
60) санитариялық шлюз – қосымша жеке қорғаныш құралдарының алдын ала дезактивациялауға және ауыстыруға арналған радиациялық объекті аймақтарының арасындағы үй-жай;
61) жеке қорғаныш құралы – персоналды сыртқы сәулеленуден, радиоактивті заттардың организмнің ішіне түсуінен және тері жабындарының радиоактивтік ластануынан қорғау құралы;
62) араласу деңгейі (бұдан әрі – АД) – созылмалы немесе апаттық сәулелену ахуалдарының пайда болу жағдайларында қорғаныш немесе апаттан кейінгі шаралар қабылданатын, қол жеткізілген кезде жол берілмейтін дозалар шамасы;
63) бақылау деңгейі – қол жеткен радиациялық қауіпсіздік деңгейін бекіту, персонал мен халықтың сәулеленуін, қоршаған ортаның радиоактивтік ластануының одан әрі төмендеуін қамтамасыз ету мақсатында жедел радиациялық бақылау үшін белгіленетін дозаның, доза қуатының, радиоактивтік ластанудың бақыланатын шамасының мәні;
64) иондаушы сәулелену тудыратын құрылғы (көз) – иондаушы сәулелену зарядталған бөлшектер жылдамдығының өзгеруі, олардың аннигиляциясы немесе ядролық реакциясы есебінен туындайтын электрлі-физикалық құрылғы (рентген аппараты, күшейткіш, генератор);
65) детерминацияланған сәулелену әсерлері – иондаушы сәулелену тудырған, оларға қатысты одан төмен болғанда әсер болмайтын, ал одан жоғары болғанда әсердің ауырлығы дозаға байланысты болатын шектің болуы көзделетін, клиникалық айқындалатын зиянды биологиялық әсерлер;
66) стохастикалық сәулелену әсерлері – иондаушы сәулелену тудырған, пайда болуының дозалық шегі жоқ, пайда болу ықтималдығы дозаға барабар және көріну ауырлығы дозаға тәуелді болмайтын зиянды биологиялық әсерлер;
67) табиғи радионуклидтер – уран-238 және торий-232 қатарындағы радиоактивті элементтер;
68) мұнай-газ кешені объектілерінің өндірістік қалдықтары – технологиялық жабдықтарды жөндеу және тазарту барысында алынған тұзды түзілімдер мен шлам, технологиялық жабдықтар мен құрылғылардың тағайындалуы бойынша одан әрі қолдануға жатпайтын элементтері, мұнай-газ кешені кәсіпорындарының өндірістік қызметі үдерісінде табиғи радионуклидтер жинақталуы мүмкін топырақ және жер;
69) металл сынықтары (түсті және қара металлдар сынығы) – бұл өнеркәсіптік және тұрмыстық мақсаттағы тұтынушылық қасиеттерін жоғалтқан немесе істен шыққан өнімдерден құралған және тек қайта өңдеуге ғана жарамды, құрамында түсті немесе қара металл бар өндіріс және тұтыну қалдықтары;
70) металл сынықтарының партиясы – металл сынықтарының бөлек жиналған мөлшері (бір немесе бірнеше көлік бірліктеріне – платформаға, вагонға, автокөлікке, жүк тиейтін контейнерге тиелген металл сынықтарының мөлшері);
71) жергілікті көз – 10 сантиметр (бұдан әрі – см) қашықтықта сағатына 0,2 артық микрозиверт (бұдан әрі – мкЗв/сағ) гамма-сәулеленудің эквивалентті дозасы қуатын (бұдан әрі – ЭДҚ) құрайтын радиоактивті ластануы бар немесе жергілікті жердің радиациялық табиғи аяда асатын ЭДҚ бар не бетінде бета-бөлшектер ағысының тығыздығы 0,4 Бк/см² және (немесе) альфа-бөлшектер 0,04 Бк/см² асатын зат;
72) металл сынықтарының радиоактивті ластануы – радиациялық қауіпсіздіктің гигиеналық нормативтерімен белгіленген мәндерден асатын, ішінде радионуклидтер бар немесе олармен ластанған металл сынығының бөлек фрагменті.
3. Сәулелену көздері міндетті есепке алуға және бақылауға жатады. Радиациялық бақылау мен есепке алудан мыналар:
1) ең жоғары энергиясы 5 кэВ аспайтын иондаушы сәулелену өндіретін электрлі-физикалық құрылғылар;
2) қалыпты іске пайдалану жағдайларында эквивалентті дозаның қуаты аппаратураның үстіңгі бетінен 0,1 метр қашықтықта 1,0 мкЗв/сағ аспайтын иондаушы сәулелену өндіретін басқа да электрлі-физикалық құрылғылар;
3) олар шығаратын сәулелену дозалары ГН-да келтірілген мәндерден аспайтыны туралы санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы бар, құрамында радионуклидтер бар өнімдер, тауарлар;
4) белсенділігі қолданыстағы ГН-да келтірілген ЕАМБ-дан төмен радиоактивті көздер;
5) дозасының қуаты одан 0,1 м қашықтықта 1,0 мкЗв/сағ аспайтын жабық гамма сәулелену радиоактивті көздері толық босатылады;
6) радиациялық бақылаудан және есепке алудан сәулелену көздері халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы органдардың санитариялық–эпидемиологиялық қорытындысы негізінде толығымен босатылады.
4. Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге рұқсат мынадай жағдайларда, егер:
1) осы Санитариялық қағидалардың 3-тармағында санамаланған өнімдер, тауарлар пайдаланылатын болса;
2) жұмыс орнында: радионуклидтің меншікті белсенділігі ЕАММБ-дан кем немесе ашық көздегі радионуклидтің белсенділігі ГН-да келтірілген ЕАМБ-дан кем немесе жекелеген радионуклидтердің белсенділігінің олардың кестелік мәндеріне қатынасының жиынтығы 1-ден кем болса;
3) ұйымда: ашық кезінде радионуклидтердің жалпы белсенділігі ЕАМБ-дан он есеге артық болмаса немесе жекелеген радионуклидтердің белсенділігінің ГН-да келтірілген олардың кестелік мәндеріне қатынасының жиынтығы бірден аспайтын болса;
4) жабық радионуклидтік сәулелену көзінің бетінен 0,1 метр қашықтықтағы кез келген нүктедегі эквивалентті дозаның қуаты аяның жоғарғы жағында 1,0 мкЗв/сағ аспайтын болса, қажет етілмейді.

2. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

5. Персоналдың, халықтың және қоршаған табиғи ортаның радиациялық қауіпсіздігі радиациялық қауіпсіздіктің мынадай негізгі: негіздеу, оңтайландыру, нормалау қағидаттарын сақтаған кезде қамтамасыз етіледі.
Негіздеу қағидаты уәкілетті органдар жаңа сәулелену көздері мен радиациялық объектілерді жобалау, лицензиялар беру, радиациялық қауіпсіздік жөніндегі қағидаларды және гигиеналық нормативтерді әзірлеу және бекіту кезінде, сондай-ақ оларды пайдалану жағдайларының өзгеруі кезінде шешім қабылдау сатысында осы Санитариялық қағидаларға 2-қосымшағасәйкес қолданылады.
Радиациялық апат жағдайларында негіздеу қағидаты сәулелену көздері мен сәулелену жағдайларына емес, қорғаныш іс-шараларына жатады. Пайда шамасы ретінде осы іс-шарамен дозаны болдырмауды бағалау керек. Сәулелену көздерін бақылауды қалпына келтіруге бағытталған іс-шаралар міндетті түрде жүргізіледі.
Оңтайландыру қағидаты әлеуметтік және экономикалық факторларды ескере отырып, жеке (ГН белгілеген шектерден төмен), сондай-ақ ұжымдық сәулелену дозаларын мүмкіндігінше төмен және қол жетерлік деңгейде осы Санитариялық қағидаларға 2-қосымшаға сәйкес сақтауды көздейді.
Радиациялық апат жағдайларында доза шектерінің орнына араласудың барынша жоғары деңгейлері әрекет ететін кезде оңтайландыру қағидаты жол берілмейтін сәулелену дозасын және араласуға байланысты зиянды ескере отырып қорғаныш іс-шарасына қолданылады.
Нормалау қағидатын адамдардың сәулелену деңгейіне және «Халықтың радиациялық қауіпсіздігі туралы» Қазақстан Республикасының 1998 жылғы 23 сәуірдегі № 219-І Заңында және ГН-да белгіленген барлық ИСК-мен азаматтардың сәулелену дозаларының жеке шектерінен асырмауды көздейтін адамдардың сәулелену деңгейіне байланысты барлық адамдар қамтамасыз етеді.
ГН-да регламенттелген тиімді және эквивалентті сәулелену дозаларын бақылау үшін дозалардың негізгі шегінен туынды болып табылатын: доза қуатының, радионуклидтердің организмге жылдық түсуінің және басқа да көрсеткіштердің монофакторлы әсерінің рұқсат етілген деңгейі (бір радионуклид үшін, түсу жолдары немесе сыртқы сәулеленудің бір түрі үшін) енгізіледі.
Техногендік сәулелену кезіндегі туынды нормативтер монофакторлы әсерлерге есептелген және олардың әрқайсысы дозаның барлық шегін тауысады, оларды пайдалану барлық бақылаудағы шамалардың олардың рұқсат етілген мәндеріне қатынасы жиынтығын бірліктен асырмау шартына негізделеді.
Халық үшін белгіленген доза шегін тек бір техногендік сәулелену көзіне немесе олардың шектелген санын пайдаланудың алдын алу үшін негізгі техногендік сәулелену көздеріне квоталар қолданылады.
Квоталар мәндерін негіздеу радиациялық объектілер жобаларында болуы тиіс. Квоталар белгілеу бойынша ұсыныстар осы Санитариялық қағидаларға 3-қосымшада келтірілген.
6. Объектіде немесе әрбір өңірде радиациялық қауіпсіздікті бағалау мыналар:
1) қоршаған ортаның радиоактивтік ластануының сипаттамасы;
2) радиациялық қауіпсіздік бойынша іс–шараларды және радиациялық қауіпсіздік саласындағы нормаларды, қағидалар мен гигиеналық нормативтердің орындалуын қамтамасыз етуді талдау;
3) радиациялық апаттардың ықтималдығы және олардың масштабы;
4) радиациялық апаттарды және олардың салдарларын тиімді жоюға дайындық дәрежесі;
5) № 1 ДОЗ, № 2 ДОЗ регламенттелген нысандар нәтижелері бойынша «А» тобы персоналының, сондай-ақ барлық ИСК-дан халықтың жекелеген топтары алатын сәулелену дозаларын талдау;
6) сәулелену дозаларының белгіленген шектерінен жоғары сәулеленуге ұшыра болған адамдар саны негізінде жүзеге асырылады.
7. Объектіде және оның айналасында радиациялық қауіпсіздік мынадай:
1) радиациялық объект жобасының сапасы;
2) радиациялық объектіні орналастыру үшін ауданын және алаңыннегізделген таңдау;
3) сәулелену көздерін табиғи қорғау;
4) неғұрлым қауіпті объектілердің айналасындағы аумақты және олардың ішін аймақтандыру;
5) технологиялық жүйелерді пайдалану шарттары;
6) сәулелену көздерімен барлық қызмет түрлерін санитариялық лицензиялау;
7) сәулелену көздерімен қызметті санитариялық-эпидемиологиялық бағалау;
8) өндірістік радиациялық бақылау жүйесінің болуы;
9) объектінің қалыпты жұмысы, оның қайта жаңартылуы және пайдаланудан алу кезінде персоналдың және халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету жөніндегі іс-шараларды жоспарлау және өткізу;
10) біліктілікті арттыру және сәулелену көздерімен жұмыс істеу ережесін білу есебінен қамтамасыз етіледі.
8. Пайдаланушы ұйым:
1) сәулелену көздерімен жұмыс істеу және құрамында радиоактивті заттар бар немесе иондаушы сәулелену көздерінің негізінде жұмыс істейтін шығарылатын өнімге санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алуды;
2) қол жеткізілген радиациялық қауіпсіздік деңгейін орнықтыру мақсатында ұйымда және байқау аймағында радиациялық факторлардың бақылау деңгейлерін, сондай-ақ радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулықтар әзірлеуді;
3) А және Б топтары персоналына жататын адамдардың тізбесін бекітуді;
4) осы санитариялық қағидалардың, еңбекті қорғау, қауіпсіздік техникасы, өнеркәсіптік қауіпсіздік бойынша ережелердің және осы ұйымда қолданылатын басқа да санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес келетін сәулелену көздерімен жұмыс істеу жағдайларын жасауды;
5) ұйымда радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету және жетілдіру жөніндегі іс-шараларын жоспарлауды және жүзеге асыруды;
6) жұмыс орындарындағы, үй-жайлардағы, ұйымның аумағындағы, байқау аймағындағы радиациялық жағдайды, сондай-ақ радиоактивті заттарды шығару мен алып тастауды жүйелі түрде бақылауды;
7) тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органға жинақталған ақпаратты тапсыра отырып, персоналдың жеке сәулелену дозаларына жүйелі түрде бақылау жүргізуге және есепке алуды;
8) персоналды олардың жұмыс орындарындағы иондаушы сәулелену деңгейлері туралы және олардың жеке сәулелену дозаларының шамалары туралы тұрақты түрде ақпараттандыруды;
9) басшыларды және жұмыстарды атқарушыларды, радиациялық қауіпсіздік қызметтерінің мамандарын, сәулелену көздерімен тұрақты немесе уақытша жұмыстар атқаратын басқа да адамдарды радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету мәселелері бойынша даярлауды және аттестаттауды;
10) радиациялық қауіпсіздік саласында персоналға нұсқаулықтар өткізуді және білімін тексеруді;
11) персоналға алдын ала (жұмысқа орналасу кезінде) және мерзімдік медициналық тексеріп–қараулар жүргізуді;
12) радиациялық қауіпсіздік саласында мемлекеттік басқаруды, мемлекеттік қадағалау және бақылауды жүзеге асыруға уәкілетті мемлекеттік органдарды апаттық жағдайдың туындауы, радиациялық қауіпсіздік қатерін тудыратын технологиялық регламенттің бұзылулары туралы уақтылы ақпараттандыруды;
13) радиациялық қауіпсіздік саласында мемлекеттік басқаруды, мемлекеттік қадағалауды және бақылауды жүзеге асыратын мемлекеттік органдардың лауазымды тұлғаларының қорытындыларын, қаулылары мен ұйғарымдарын орындауды;
14) атом энергиясын пайдалану саласындағы қызметке арнайы рұқсат (лицензия) алуды;
15) радиоактивті көздерді (радиоактивті заттарды), иондаушы сәулелену тудыратын радиоизотопты аспаптар мен қондырғылардың жоғалу немесе бақылаусыз пайдалану және сақтау мүмкіндігін болдырмайтын, оларды есепке алуды жүргізуді қамтамасыз етеді.
9. Сәулелену көздерімен жұмыс істейтін персонал (А тобы):
1) осы санитариялық қағидаларда белгіленген радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша талаптарды орындайды;
2) жеке қорғаныш құралдарын пайдаланады;
3) радиациялық апаттың алдын алу және ол туындаған жағдайда іс-әрекет ережелері бойынша белгіленген талаптарды орындайды;
4) уақтылы мерзімдік медициналық тексеріп–қараулардан өтеді;
5) сәулелену көздері болып табылатын қондырғылардың, аспаптар мен аппараттардың жұмысында анықталған барлық ақаулар туралы басшыға (цехтың, учаскенің, зертхананың) және радиациялық қауіпсіздік қызметіне (радиациялық қауіпсіздік үшін жауапты тұлғаға) дереу мәлімдейді;
6) радиациялық қауіпсіздік қызметінің жұмыстарды атқару кезіндегі радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қатысты нұсқауларын орындайды;
7) егер өзгесі өндірістік қажеттілікпен көзделмесе, ауысым аяқталғанда өзінің жұмыс орындарынан тастап шығады.
10. Персоналдың радиациялық қауіпсіздігі мыналар:
1) сәулелену көздерімен жұмыс істеуге жол беруді жасы, жынысы, денсаулық жағдайы, алдыңғы сәулелену деңгейі және басқа көрсеткіштер бойынша шектеу;
2) сәулелену көздерімен жұмыс істеу ережелерін білу және сақтау;
3) сәулелену көздерінен қорғаныш кедергілерінің, қалқалардың және қашықтықтың жеткіліктілігі, сондай–ақ сәулелену көздерімен жұмыс істеу уақытын шектеу;
4) ГН және осы Санитариялық қағидалардың талаптарына сакелетін еңбек жағдайларын жасау;
5) жеке қорғаныш құралдарын қолдану;
6) ұйымдағы радиациялық факторлардың бақылау деңгейлерін сақтау;
7) радиациялық бақылауды ұйымдастыру;
8) радиациялық жағдай туралы ақпарат жүйесін ұйымдастыру;
9) апат қаупі және туындауы жағдайында көтеріңкі сәулеленуді жоспарлау кезінде персоналды қорғау жөніндегі тиімді іс–шараларды өткізу;
10) иондаушы сәулелену көздерін есепке алуды және бақылауды ұйымдастыру арқылы қамтамасыз етіледі.
11. Халықтың радиациялық қауіпсіздігі мыналар:
1) осы санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес адамдардың өмір сүру жағдайларын жасау;
2) әртүрлі сәулелену көздерінен сәулеленуге квоталар белгілеу;
3) радиациялық бақылауды ұйымдастыру;
4) қалыпты жағдайларда және радиациялық апат кезінде радиациялық қорғану жөніндегі іс–шараларды жоспарлау және өткізу тиімділігі;
5) радиациялық жағдай туралы ақпарат жүйесін ұйымдастыру арқылы қамтамасыз етіледі.
12. Персоналдың және халықтың сәулелену дозаларын төмендету жөніндегі іс-шараларды әзірлеу кезінде мынадай негізгі жағдайларға негізделеді:
1) жеке дозалар рұқсат етілген сәулелену деңгейінен асатын жерлерде төмендетіледі;
2) адамдарды ұжымдық қорғау жөніндегі іс–шаралар ең төмен шығындар жағдайында ұжымдық сәулелену дозасын неғұрлым төмендетуге қол жеткізу мүмкін болатын сәулелену көздеріне қатысты жүзеге асырылады;
3) әрбір сәулелену көзінің дозаларын төмендетуге осы сәулелену көзі үшін сыни топтардың сәулеленуін төмендету есебінен қол жеткізіледі.
13. Радиоактивті заттарды шаруашылықтың әртүрлі салаларында өндірілетін өнімге енгізу арқылы (өнімнің физикалық жағдайына қарамастан) қолдануға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде жол беріледі.

3. Радиациялық объектілерді жобалауға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

14. Радиациялық объекті құрылысына жер учаскесін таңдау кезінде объектінің санатын, оның халық және қоршаған орта үшін әлеуетті радиациялық, химиялық және өрт қаупін ескереді. Жер учаскесіне осы санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкестігіне санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды болуы тиіс.
15. Радиациялық объектілердің санаты санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде оларды жобалау сатысында белгіленеді.
Әлеуетті радиациялық қауіптілігі бойынша объектілердің төрт санаты белгіленеді:
1) І санатқа апат кезінде халыққа радиациялық әсер етуі ықтимал және оны қорғау жөніндегі іс–шаралар талап етілуі мүмкін радиациялық объектілер жатады;
2) объектілердің ІІ санатына апаттар кезінде радиациялық әсер санитариялық-қорғаныш аймағының аумағымен шектелетін объектілер жатады;
3) ІІІ санатқа радиациялық әсері объектінің аумағымен шектелетін объектілер жатады;
4) ІV санатқа радиациялық әсері сәулелену көздерімен жұмыс жүргізілетін үй-жайлармен шектелетін объектілер жатады.
16. І және ІІ санаттың радиациялық объектілерін орналастыру орнын таңдау кезінде қалыпты пайдалану кезіндегі және ықтимал апаттар кезіндегі метерологиялық, гидрологиялық, геологиялық және сейсмикалық факторлар бағалануы тиіс.
17. І және ІІ санаттың радиациялық объектілерін салу үшін алаңдар таңдау кезінде:
1) сирек қоныстанған су баспайтын аумақтарда орналасқан;
2) орнықты жел peжімі бар;
3) өзінің топографиялық және гидрогеологиялық жағдайларының арқасында радиоактивті заттардың объектінің өнеркәсіптік алаңы шегінен тыс таралу мүмкіндігін шектейтін учаскелерге ден қойған дұрыс.
18. І және ІІ санаттың радиациялық объектілері көбіне жел тармағын ескере отырып, тұрғын аумаққа, емдеу-профилактикалық және балалар ұйымдарына, сондай-ақ демалыс орындары мен спорт құрылыстарына қатысты желдің ық жағында орналастырылуы тиіс.
19. Радиациялық объектінің бас жоспары объектіде және оның айналасында өндірістің дамуын, радиациялық жағдай болжамын және радиациялық апаттар туындау мүмкіндігін ескере отырып әзірленеді.
20.Радиациялық объектіні орналастыруға санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыға сәйкес жол беріледі.
21. Стоматологиялық тәжірибеде қолданылатын, орналастыруға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде жол берілетін рентген қондырғыларынан басқа, сәулелену көздерімен жұмысты жүзеге асыратын ұйымды тұрғын үй ғимараттарында және қоғамдық ғимараттарда орналастыруға жол берілмейді.
22. І-ІІ санаттың радиациялық объектілерінің айналасында санитариялық-қорғаныш аймағы, ал І санаттың радиациялық объектісінің айналасында, сондай-ақ байқау аймағы белгіленеді. ІІІ санаттың радиациялық объектісі үшін санитариялық–қорғаныш аймағы объектінің аумағымен шектеледі, ІV санаттың радиациялық объектісі үшін аймақтандыру көзделмеген.
Жекелеген жағдайларда санитариялық–эпидемиологиялық қорытынды негізінде І-ІІ санаттың радиациялық объектілерінің санитариялық–қорғаныш аймағы объектінің аумағымен шектеледі.
23. Радиациялық объектінің айналасындағы санитариялық–қорғаныш аймағының және байқау аймағының өлшемдері сырттай сәулелену деңгейлерін, сондай–ақ радиоактивті шығарындылар мен төгінділердің ықтимал таралу шамалары мен аудандарын ескере отырып белгіленеді.
Радиациялық объектілер кешенін бір ауданда орналастырған жағдайда, санитариялық-қорғаныш аймағы және байқау аймағы объектілердің жиынтық әсер етуін ескере отырып белгіленеді.
Байқау аймағының ішкі шекарасы санитариялық–қорғаныш аймағының сыртқы шекарасымен сәйкес келуі тиіс.
Әлеуетті радиациялық қауіпсіздік санаты және радиациялық объектінің санаты ядролық, радиациялық және электрофизикалық қондырғылар (бұдан әрі – ЯРЭҚ) жобасында негізделеді. Белгіленген санат халықтың санитариялық–эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы органмен және атом энергиясын пайдалану саласындағы уәкілетті органмен келісіледі. Қолданыстағы ЯРЭҚ үшін әлеуетті қауіптілік санатын ең жоғары радиациялық апат сценарийі үшін қондырғыны пайдаланатын ұйым айқындайды және осы санитариялық қағидаларға 3-қосымшаның 1-кестесіне сәйкес атом энергиясын пайдалану саласындағы мемлекеттік уәкілетті органмен және халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы органмен келісіледі.
24. І санаттың радиациялық объектісінің байқау аймағында тұрып жатқан халыққа радиациялық әсері оны қалыпты пайдалану кезінде осы объекті үшін белгіленген квота мөлшерімен шектелген болуы тиіс.
25. Сұйық радиоактивті қалдықтарды шығаруға арналған құбыр трассасының бойындағы санитариялық–қорғаныш аймағының (айыру жолағының) өлшемдері олардың белсенділігіне, жер бедеріне, топырақтың сипатына, құбырдың төселу тереңдігіне, ондағы арын деңгейіне байланысты белгіленеді және құбырдың әрбір жағына қарай кемінде 20 метр болуы тиіс.
26. Ядролық қондырғылары бар кемелер мен өзге де жүзу құралдарының айналасындағы санитариялық-қорғаныш аймағы және байқау аймақтары оларды пайдалануға беру орындарында, тұрақ айлақтарында және пайдаланудан алу орындарында белгіленеді.
27. Радиациялық объектінің айналасындағы санитариялық-қорғаныш аймағының және байқау аймағының шекаралары жобалау сатысында белгіленеді.
28. Радиациялық объектілердің санитариялық–қорғаныш аймағында тұрақты немесе уақытша тұруға, балалар ұйымдарын, ауруханаларды, санаторийлер мен басқа да сауықтыру ұйымдарын, сондай-ақ осы объектіге жатпайтын өнеркәсіптік және қосалқы үй-жайларды орналастыруға жол берілмейді. Санитариялық-қорғаныш аймағының аумағы абаттандырылған және көгалдандырылған болуы тиіс.
29. Байқау аймағында және санитариялық-қорғаныш аймағында санитариялық-эпидемиологиялық сараптаманың нәтижелері бойынша шаруашылық қызметке шектеулер енгізілуі мүмкін.
Санитариялық-қорғаныш аймағының жерлерін ауыл шаруашылығы мақсаттары үшін пайдалануға тек санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде жол беріледі. Бұл жағдайда барлық өндірілетін өнім санитариялық-эпидемиологиялық бағалау мен радиациялық бақылауға жатады.
30. Байқау аймағында радиоактивті заттардың апаттық шығарындысы жағдайына объект әкімшілігі ГН талаптарына және осы санитариялық қағидаларға сәйкес қорғаныш іс-шаралары кешенін көздейді.
31. Санитариялық-қорғаныш аймағында және байқау аймағында объектінің радиациялық қауіпсіздігі қызметінің күштерімен радиациялық бақылау жүргізіледі.
32. Радиациялық объектілерді жобалау кезінде құрастыру, салу, қайта жаңарту, пайдалану, пайдаланудан алу, сондай-ақ апат жағдайы кезіндегі қауіпсіздік шаралары қамтамасыз етіледі. Осындай құжаттаманы әзірлеуге атом энергиясын пайдалану саласындағы қызметтерді көрсетуге лицензия бар болғанда жол беріледі.
33. Радиациялық объектінің жобасында әрбір үй-жай (учаске, аумақ) үшін:
1) ашық сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде: радионуклид, қоспа, агрегаттық күй, жұмыс орнындағы белсенділік, жылдық тұтыну, жоспарланатын жұмыстардың түрі және сипаты, жұмыстар сыныбы;
2) жабық сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде: радионуклид, оның түрі, белсенділігі, жұмыс орнындағы көздердің рұқсат етілген caны және олардың жиынтық белсенділігі, жоспарланатын жұмыстардың сипаты;
3) иондаушы сәулелену өндіретін құрылғылармен жұмыс істеу кезінде: құрылғының типі, өндірілетін сәулелену түрі, энергиясы және қарқындылығы және (немесе) анодтық кернеуі, тоқ күші, қуаты, бір үй-жайда (учаскеде, аумақта) орналастырылған бір уақытта жұмыс істейтін құрылғылардың ең жоғары рұқсат етілген саны;
4) ядролық реактормен, радионуклидтер генераторымен, радиоактивті қалдықтармен және басқа да күрделі радиациялық сипаттамасы бар сәулелену көздерімен жұмыс істеу кезінде: сәулелену көзінің түрі және оның радиациялық сипаттамалары (радионуклидтік құрамы, белсенділігі, энергиясы мен сәулелену қарқындылығы) көрсетіледі. Барлық жұмыстар үшін олардың сипаты және шектеу жағдайлары көрсетіледі.
34. Персоналды және халықты сыртқы сәулеленуден қорғауды жобалауды жылдық тиімді доза бойынша екіге тең қор коэффициентін және басқа сәулелену көздерінің бар болуын және олардың қуатының келешекте ұлғаюын есепке ала отырып жүргізеді.
35. Сыртқы иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау үй-жайлардың мақсатын, сәулеленуші адамдар санаттарын және сәулелену ұзақтығын ескере отырып орындалуы тиіс:
1) қорғауды екіге тең қор коэффициентімен есептеу кезінде қорғау бетіндегі сәулеленудің эквивалентті дозасының жобалық қуаты (бұдан әрі - Н) мынадай формула бойынша айқындалады:
H = 500 х Д/t, мкЗв/сағ
Д – персонал немесе халық үшін доза шегі, жылына мЗв,
t – сәулелену ұзақтығы, жылына сағат;
2) персоналдың және халықтың үй-жайларда немесе аумақтарда болуының стандартты ұзақтығы үшін қор коэффициенті 2 болатын эквивалентті дозаның жобалық қуатының мәндері осы санитариялық қағидаларға 4-қосымшадағы 1-кестеде келтірілген;
3) рентген аппараттары мен күшейткіштер үшін есептеу белгіленген тәртіппен бекітілген әдістемелер бойынша аппараттың радиациялық шығысын және жұмыс жүктемесін ескере отырып жүргізіледі.
36. Радиациялық объектінің рұқсат етілген шығарындылары мен төгінділерін есептеу халық үшін жылдық шығарындылар мен төгінділер себепші болған 70 жыл өмір ішіндегі доза шегінің белгіленген квотасынан аспау талабының негізінде жүргізілуі тиіс.
37. Радиациялық объектілерді жобалау және жұмыстардың технологиялық схемаларын таңдау кезінде:
1) персоналдың ең аз сәулеленуі;
2) операцияларды ең жоғары автоматтандыру және механикаландыру;
3) технологиялық үдерістің барысын автоматтық және көзбен шолып бақылау;
4) уыттылығы мен зияндылығы неғұрлым аз заттарды қолдану;
5) шу, діріл және басқа да зиянды факторлардың ең аз деңгейлері;
6) радиоактивті заттардың ең аз шығарындылары және төгінділері;
7) оларды уақытша сақтау және қайта өңдеудің қарапайым, сенімді әдістерімен радиоактивтік қалдықтардың ең аз мөлшері;
8) технологиялық үдерістің бұзушылықтары туралы дыбыстық және/немесе жарықтық дабыл беру;
9) блоктау қамтамасыз етіледі.
38. Радиоактивті заттармен жұмыс істеуге арналған технологиялық жабдық мынадай талаптарға сәйкес болады:
1) құрылымы пайдалануда сенімді және ыңғайлы, қажетті тұмшаланған болуы, жабдықтың жұмысын қашықтықтан басқару және бақылау әдістерін қолдану мүмкіндігін қамтамасыз етуі;
2) дезактивациялауға икемді, тоттануға төзімді және радиацияға төзімді материалдардан жасалуы;
3) жабдықтың сыртқы және ішкі беттері дезактивация жүргізу үшін қол жетімді болуы тиіс.
39. Радиациялық объектінің жобасында жөндеу жұмыстарын жүргізу кезінде персоналдың және халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету бойынша ұйымдастыру, техникалық және санитариялық-эпидемиологиялық іс-шаралар кешені көзделеді.

4. Радиациялық объектілерді пайдалануға беруге, күтіп-ұстауға және персоналдың қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

40. Радиациялық объекті санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болғанда қабылданады.
41. Сәулелену көздерін алуға, сақтауға және олармен жұмыстар жүргізуге лицензия және осы санитариялық қағидаларға 5-қосымшаға сәйкес толтырылатын иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болғанда және осы санитариялық қағидаларға 6-қосымшаға сәйкес және ұйымның сұрауы бойынша мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары беретін иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны толтыру жөніндегі нұсқаулық бар болған кезде рұқсат етіледі. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны беру үшін салынған (қайта жаңартып) объектіні пайдалануға қабылдау актісі немесе жұмыс істеп тұрған объектіні санитариялық тексеру актісі негіз болып табылады.
ИСК–мен жұмыс істеу құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды 2 жылға дейінгі мерзімге беріледі. ИСК–мен (ИСК-ның түрлері, сипаттамалары, жұмыстың түрі және сипаты) жұмыс істеу жағдайлары өзгерген жағдайда, тиісті өзгерістер тексеру актісінде көрсетіледі немесе ұйымның сұрауы бойынша жаңа қорытынды беріледі.
42. Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге тек санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыда көрсетілген үй-жайларда ғана жол беріледі.
Әрбір үй-жайдың есігінде оның тағайындалуы, ашық сәулелену көздерімен жүргізілетін жұмыстар сыныбы және радиациялық қауіптілік белгісі көрсетіледі.
43. Құрамында сәулелену көздері бар жабдықта, контейнерлерде, қаптамаларда, аппараттарда, жылжымалы қондырғыларда, көлік құралдарында радиациялық қауіптілік белгісі болуы тиіс.
44. Радиациялық қауіптілік белгісін сәулелену көздерімен жұмыстар тұрақты түрде жүргізілетін және радиациялық қауіптілік белгісі бар үй-жайлардағы жабдыққа салмауға жол беріледі.
45. Ұйымда сәулелену көздерін сақтау жағдайларын қамтамасыз етуді оның әкімшілігі жүзеге асырады.
46. Ұйымнан тыс жұмыс жүргізу үшін сәулелену көзін шығаруға тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы бар болған кезде жол беріледі.
47. Өнеркәсіп, ғылым, медицина, білім беру, ауыл шаруашылығы, сауда және өзге салаларда сәулелену көздерімен жұмыс істеуге тек санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды болғанда жол беріледі.
Сәулелену көзінің немесе құрамында сондай көз бар бұйымның құрылымы өзгерген жағдайда, жаңа санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алады.
48. Сәулелену көздерімен жұмыстың басталу сәтіне кәсіпорында сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін үй-жайлардағы радиациялық жағдайды бақылауды ұйымдастыруды және жүргізуді қамтитын радиациялық бақылау жүйесін әзірлейді.
49. Сәулелену көздерімен жұмыстар сипатының көлеміне байланысты кәсіпорында радиациялық қауіпсіздік қызметін ұйымдастырады немесе радиациялық қауіпсіздікке жауапты адамды тағайындайды.
50. Радиациялық қауіпсіздік қызметі (радиациялық қауіпсіздікке жауапты адам) туралы ережені тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның келісімі бойынша кәсіпорынның бас инженері (басшысы) бекітеді және қызметтің (радиациялық қауіпсіздікке жауапты адамның) санын, құқықтары мен міндеттерін айқындайды.
Қызметтің саны барлық радиациялық қауіпті жұмыстар кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ететіндей болып белгіленеді.
51. Радиациялық қауіпсіздік қызметі персоналы мен радиациялық бақылауға жауапты адам арнайы даярлықтан өткен қызметкерлер арасынан кәсіпорын әкімшілігінің бұйрығымен (өкімімен) тағайындалады.
52. Персоналды сәулеленген адамдардың қандай да бір санатына жатқызу персоналдың қол жеткізілген қорғаныш деңгейіне және сәулелену дозасын ескере отырып, тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органының келісімі бойынша кәсіпорын әкімшілігі айқындайды.
53. Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге жіберілетін персоналға қойылатын талаптар өндірістік үдерістің сипатымен, қолданылатын жабдықтың типімен және осы қағидалармен айқындалады.
54. Сәулелену көздерімен жұмысқа жіберілетін және онымен тұрақты жұмыс істейтін адамдар жұмысқа тұру алдында және одан әрі (жылына 1 рет) мерзімдік медициналық тексеріп-қараудан өтуі тиіс.
55. Сәулеленудің әсер етуіне байланысты өздігінен жұмыс істеуге атқарылатын жұмысқа тиісті біліктілігі бар, жұмыстар жүргізудің қауіпсіз тәсілдері мен әдістеріне оқытылған, еңбекті қорғау бойынша нұсқаулықтан өткен, 18 жастан жас емес адамдар жіберіледі.
Қайталама (кезекті) нұсқаулық үш айда кем дегенде 1 рет жүргізіледі. Нұсқаулықты жүргізу нұсқаулық журналында тіркеледі.
Сәулелену көздерімен жұмыстың сипаты өзгерген жағдайда кезектен тыс нұсқаулық өткізіледі. Сәулелену көздерімен жұмысқа уақытша тартылған адамдарға да жұмыстың басында нұсқаулық өткізілуі тиіс.
Сәулелену көздерімен жұмысқа қолданылатын қауіпсіздік техникасы және өндірістік санитария жөніндегі нұсқаулықта радиациялық қауіпсіздік талаптары және дизиметриялық бақылау жүргізу тәртібі енгізілген болуы тиіс.
Стационарлық қорғау шешілген кезде немесе онсыз сәулелену көздерімен жүргізілетін жұмыстарға (жөндеу, реттеу, тәжірибелік зерттеулер) радиациялық қауіпсіздік жөніндегі арнайы нұсқаулықтар әзірленуі және тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органмен келісілуі тиіс.
Жұмыс жағдайлары өзгерген жағдайда, нұсқауға қажетті өзгертулер енгізілуі тиіс.
56. Сәулелену көздерімен жұмыстар тоқтатылған кезде ұйым әкімшілігі бұл туралы тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органына хабарлайды.
57. Егер бұл әрекеттер жұмысшылардың денсаулығына қатер төндіретін апаттар мен басқа да жайлардың алдын алу жөніндегі шұғыл шаралар қабылдауға бағытталмаған болса, сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілген кезде пайдалану және радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулармен көзделмеген операцияларды орындауға жол берілмейді.
58. Қорғаныш технологиялық жабдықтың (камералар, бокстар, сыртқа тарату шкафтары), сондай-ақ сейфтердің, радиоактивті қалдықтарға арналған контейнерлердің, көлік құралдарының, көліктік қаптама жинақтардың, радиоактивті заттарды сақтауға және тасымалдауға арналған контейнерлердің, шаң мен газдан тазарту жүйелері сүзгілерінің, жеке қорғаныш және радиациялық бақылау құралдарының техникалық шарттарына мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды болуы тиіс.
59. Әрекеті иондаушы сәулеленуді пайдалануға негізделген аспаптарды, аппараттарды, қондырғылар мен басқа да бұйымдарды, жұмысы кезінде иондаушы сәулелену тудыратын радионуклидті сәулелену көздерін, аспаптарды, аппараттар мен қондырғыларды, сондай-ақ эталонды сәулелену көздерін шығаруға тек қолданыстағы стандарттар талаптарына сәйкес жасалған техникалық құжаттама бойынша және санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде жол беріледі.
ИСК-нің тәжірибелік үлгілерін үш данадан артық мөлшерде шығаруға және оларды сериямен шығаруға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алғаннан кейін рұқсат етіледі.
ИСК-ні үш данаға дейін мөлшерде шығару кезінде техникалық құжаттама тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органында сараптауға жатады.
ИСК-ге бұрын бекітілген техникалық құжаттамаға енгізілетін өзгертулер сараптауға жатады.
ИСК шығаруға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алу үшін Қазақстан Республикасы халқының санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органына техникалық шарттар, техникалық сипаттама және пайдалану бойынша нұсқау жіберіледі.
60. Ұйымдарға сәулелену көздерін және құрамында олар бар бұйымдарды жеткізу осы санитариялық қағидаларға 7-қосымшаға сәйкес нысан бойынша тапсырыс-өтінімдермен жүргізіледі. Тапсырыс-өтінімдерге тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органы санитариялық-эпидемиологиялық тексеру актісін рәсімдей отырып, объектінің дайындығын бағалағаннан кейін қол қояды. Дозиметрлік және радиометрлік аппаратураны, сондай-ақ радиоимунды препараттарды бөліктеуге және тексеруге арналған сәулелену көздерін жеткізу, егер олардың сипаттамалары осы санитариялық қағидалардың 4-тармағының талаптарына сәйкес келсе, арнайы рұқсатсыз жүргізіледі.
61. Осы санитариялық қағидалардың 4-тармағының талаптарында көрсетілген мәндерден асатын сипаттамалары бар сәулелену көздері мен бұйымдарын бір ұйымнан екіншісіне табыстау сәулелену көздерін табыстаушы, сондай-ақ қабылдаушы ұйымның орналасқан жері бойынша санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде және лицензия беретін органды міндетті түрде ақпараттандыру арқылы жол беріледі.
Сәулелену көздерін уақытша сақтауға немесе пайдалануға берген кезде қабылдау-табыстау актісі жасалады. Сәулелену көздерінің паспорттарының (сертификаттарының және т.б.) көшірмелері қабылдайтын ұйымның есепке алуға және сақтауға жауапты адамына беріледі.
Егер уақытша сақтауға берілген сәулелену көздерін иеленуші ұйым оларды өндірістік қажеттіліктер (мысалы каротаж жұмыстарын жүргізу және т.б.) үшін мерзімдік пайдаланатын болса, сәулелену көздерін алу тек жазбаша тапсырыс негізінде ғана жүргізіледі. Сәулелену көздерін беру және қайтару кіріс-шығыс журналында тіркеледі.
Уақытша пайдалану (сақтау) бойынша жұмыстар аяқталған соң сәулелену көздері мен олардың паспорттарының (сертификаттарының және т.б.) көшірмелері акті бойынша иеленуші ұйымға қайтарылады.
62. Сәулелену көздері мен құрамында сәулелену көздері бар бұйымдарды алуға, табыстауға тапсырыс-өтінімдерді келісуге және тіркеуге тек сәулелену көздерімен жұмыс істеу құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыда көрсетілген қызмет түріне лицензиясы бар ұйымдарға ғана рұқсат етіледі.
63. Сәулелену көздерін алған ұйым бұл туралы мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органына он күндік мерзім ішінде хабар береді.
64. Пайдаланушы ұйым сәулелену көздерінің сақталуын қамтамасыз етеді және сәулелену көздерінің жоғалуы немесе бақылаусыз пайдаланылу мүмкіндігін жоққа шығатындай оларды алу, сақтау, пайдалану және есептен шығару жағдайларын қамтамасыз етуі тиіс.
65. Сәулелену көздерін есепке алуға және сақтауға жауапты болып тағайындалған адам оларды қабылдау мен табыстауды осы санитариялық қағидаларға 8, 9, 10-қосымшаларда көрсетілген белгіленген нысандар бойынша реттеуді жүзеге асырады.
Сәулелену көздерін есепке алуға және сақтауға жауапты адам көздердің жұмыс орындарында және қоймаларда орналасқан орындарының, сондай–ақ иондаушы сәулелену тудыратын радиоизотопты аспаптар мен электрлі–физикалық құрылғылардың орналасқан орындарының карта-схемаларын жасайды.
Есепке алу және сақтауға жауапты адам жұмыстан босаған (ауысқан) кезде оның есебіндегі сәуле көздері акт бойынша жаңадан тағайындалған адамға беріледі. Қажеттілігіне қарай кезектен тыс түгендеу жүргізіледі.
66. Ұйымға келіп түскен барлық сәулелену көздері осы санитариялық қағидаларға 9-қосымшаға сәйкес радионуклидтік сәулелену көздерін есепке алудың кіріс-шығыс журналында есепке алынуы тиіс.
Кіріс-шығыс журналдары тұрақты сақталады. Сәулелену көздерінің техникалық паспорттарының (сертификаттарының) және тапсырыс-өтінімдердің көшірмелері есепке алуға және сақтауға жауапты адамда сақталады.
Ұйымның әкімшілігі сәулелену көздерінің ілеспе құжаттарын олардың әрекеті айналысының барлық уақыты ішінде сақтауды қамтамасыз етеді. Ілеспе құжаттар жоғалған жағдайда, оларды қайта қалпына келтіру бойынша шаралар қабылданады.
Ілеспе құжаттарды қайта қалпына келтіру мүмкін болмаған жағдайда, иондаушы сәулелену көздерін пайдалануға жол берілмейді.
67. Радионуклидті сәулелену көздері ілеспе құжаттарына сәйкес радионуклид, препараттың атауы, орамасы мен белсенділігі бойынша есепке алынады. Радионуклидті сәулелену көздері пайдаланылатын аспаптар, аппараттар мен қондырғылар атаулары мен зауыт нөмірлері бойынша, жинаққа кіретін әрбір сәулелену көзінің белсенділігі мен нөмірі көрсетіле отырып, есепке алынады.
Қысқа мерзімдік радионуклидтер генераторлары олардың атаулары мен зауыт нөмірлері бойынша бас нуклидтің атаулы белсенділігі көрсетіле отырып, есепке алынады. Иондаушы сәулелену тудыратын құрылғылар атаулары, зауыт нөмірлері мен шығару жылы бойынша есепке алынады.
68. Ұйымда генераторлардың, күшейткіштердің, ядролық реакторлардың көмегімен алынған радионуклидтер орамалары, препараттары мен белсенділіктері бойынша радионуклидтік сәулелену көздерін есепке алудың кіріс-шығыс журналында есепке алынады.
69. Сәулелену көздерін сақтау орындарынан жауапты адам ұйым басшысының немесе осы санитариялық қағидаларға 8-қосымшаға сәйкес радиоактивті заттарды беруге талап бойынша оған уәкілетті адамның жазбаша рұқсатымен береді.
Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге жіберілген адамдар жұмыстан босатылған (ауыстырылған) жағдайда, олардың есебіндегі барлық сәулелену көздерін әкімшілік акт бойынша қабылдап алады.
70. Ашық түрде пайдаланылатын радионуклидтерді шығындау сәулелену көздерін есепке алу мен сақтау және өндірістік радиациялық бақылау үшін жауапты адамдардың қатысуымен жұмысты атқарушылар жасайтын ішкі актілермен ресімделеді. Ұйымның радионуклидті сәулелену көздерін шығындау және шығысқа жазу туралы актілерді ұйым әкімшілігі осы санитариялық қағидаларға 10-қосымшаға сәйкес нысан бойынша бекітеді.
71. Ұйым басшысы тағайындаған комиссия жыл сайын радиоактивті заттарға, радиоизотопты аспаптарға, аппараттарға, қондырғыларға түгендеу жүргізеді.
Түгендеу комиссиясының құрамына есепке алуға, сақтауға жауапты адамдар, сондай-ақ әкімшілік пен бухгалтерия өкілдері кіреді.
Жұмыстар көлемі үлкен болған жағдайда сәулелену көздері бар ұйымның әртүрлі бөлімшелеріне бір уақытта түгендеу жүргізу үшін әкімшіліктің қарауы бойынша түгендеу жұмыс комиссиялары құрылады.
Түгендеу комиссиясы:
1) сәулелену көздеріне ілеспе құжаттардың (паспорттар, сертификаттар, тапсырыс-өтінімдер) бар жоғына тексеруді;
2) кіріс-шығыс журналындағы сәулелену көздерінің сипаттамалары жазбаларының ілеспе құжаттарда (паспорттар, сертификаттар) көрсетілген деректермен сәйкестігін тексеруді;
3) пайдалану және/немесе сақтау орындарында сәулелену көздерінің нақты бар болуын және алынған деректердің кіріс-шығыс журналындағы жазбалармен, сондай-ақ бухгалтерлік есеп деректерімен сәйкестігін тексеруді;
4) сәулелену көздерін алу, шығындау, табыстау, сондай-ақ орнын ауыстыру, жұмысты орындау кезінде бухгалтерлік есептің және кіріс-шығыс журналындағы жазбалардың дұрыстығын тексеруді;
5) карта-схемалардың қоймада (сейфте) орналасқан радионуклидтік көздердің, стационарда орналасқан радиоизотопты аспаптардың (бұдан әрі – РИА), нақты орналасуына сәйкестігін тексеруді жүзеге асырады. Сәйкессіздік анықталған жағдайда карта-схемаларға тиісті өзгерістер енгізіледі.
Сәулелену көздерін түгендеу нәтижелері бойынша комиссия түгендеу актісін ресімдейді, оған түгендеу комиссиясының барлық мүшелері қол қояды және ұйым басшысы бекітеді, мөрмен куәландырады.
Сәулелену көздерінің ұрлануы мен жоғалуы анықталған жағдайда, әкімшілік дереу жоғары тұрған ұйымды, мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары мен лицензиялаушы органды хабардар етуі керек.
72. Сәулелену көздерін сақтауды және тасымалдауды қолданыстағы стандарт талаптарына сәйкес заттар мен материалдардың біртектестігі қағидаты бойынша жүзеге асыру қажет.
73. Жұмысқа пайдаланылмаған сәулелену көздері олардың сақталуын қамтамасыз ететін және оларға бөгде адамдардың қол жетуіне жол бермейтін арнайы бөлінген орындарда немесе жабдықталған қоймаларда сақталады. Қоймада сақталатын радионуклидтердің белсенділігі санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыда көрсетілген мәндерден аспауы тиіс.
74. Ұйымның аумағынан тыс сәулелену көздерін, соның ішінде далалық жағдайларда пайдаланылатын гамма-дефектоскопиялық аппараттарды уақытша сақтау қоймаларына сәулелену көздерімен жұмыс жағдайларының санитариялық қағидаларының талаптарына сәйкестігіне санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды беріледі. Осындай қойманың немесе оның бөгде адамдардың қол жеткізу мүмкіндігін болдырмайтын қоршауының бетіндегі дозаның қуаты 1,0 мкГр/сағ аспауы тиіс.
Ашық алаңдарда және көлік ұйымдарының ортақ қоймаларында радиоактивті заттардың қаптамаларын уақытша сақтауға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болғанда жол беріледі.
75. Арнайы жабдықталған қойма үй-жайлары ғимараттың астыңғы белгілерінің деңгейінде (cу баспайтын жертөледе, бірінші қабатта) орналастырылады.
76. Ашық сәулелену көздерін сақтауға арналған үй–жайлардың әрленуі мен жабдықталуы тиісті сыныптағы жұмыстарға арналған үй-жайларға қойылатын, бірақ ІІ сыныптан төмен емес талаптарға жауап береді.
77. Радионуклидтік сәулелену көздерін сақтауға арналған құрылғылар (қуыстар, құдықтар, сейфтер) жекелеген сәулелену көздерін салу немесе алу кезінде персоналдың басқа сәулелену көздерінің сәулесіне ұшырамайтындай етіп құрастырылған болуы тиіс. Радиоактивті заттар бар секциялардың есіктері мен қаптамалары (контейнерлері) оңай ашылады және радионуклид атауы мен оның белсенділігін көрсететін айқын таңбасы болады. Радиоактивті сұйықтар бар шыны сыйымдылықтар металл немесе пластмасса қаптамаларға салынады.
78. Сақталу кезінде радиоактивті газдар, бу немесе аэрозолдар бөлініп шығуы мүмкін радионуклидтер жанбайтын материалдардан жасалған сыртқа тарату шкафтарында, бокстарда, камераларда түзілетін газдарды бұрғышы бар, желдету жүйелерінде тазартқыш сүзгілері бар жабық ыдыстарда сақталады. Қойма тәулік бойы жұмыс істейтін сыртқа тарату желдеткішімен жабдықталады.
Белсенділігі жоғары радиоактивті заттарды сақтау кезінде оларды салқындату жүйecі көзделеді. Бөлінетін материалдарды сақтау кезінде ядролық қауіпсіздік шаралары қамтамасыз етіледі. Тез тұтанатын немесе жарылыс қаупі бар материалдарды сақтау кезінде олардың жарылыс және өрт қауіпсіздігін қамтамасыз ететін шаралар көзделеді.
79. Радионуклидтік сәулелену көздерін үй-жайлардың ішінде, сондай-ақ ұйымның аумағында тасымалдау сәулелену көздерінің нақты күйін, олардың белсенділігін, сәуле түрін, қаптама көлемдері мен массасын ескеру арқылы қауіпсіздік жағдайларын сақтай отырып, контейнерлермен және қаптамада жүргізіледі.
80. Радиоактивтік заттар мен ядролық материалдарды ұйымның шектерінен тыс тасымалдауға арналған арнайы көлік құралдарына тасымалдау құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды беріледі.
81. Сәулелену көздерін тасымалдауға арналған көлік құралдары қолданыстағы стандарттардың талаптарына сәйкес жүктің қауіптілігінің қауіпсіздік белгілерімен, сондай-ақ қолданыстағы стандарттар талаптарына сәйкес сигнал бояулармен жабдықталады.
82. Көлік құралдарының бетінің радиоактивтік ластану деңгейі осы санитариялық қағидаларға 4-қосымшаның 2-кестесінде келтірілген мәндерден аспауы тиіс.

5. Радиациялық объектілерді пайдаланудан алуға
қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

83. Радиациялық объектіні (сәулелену көзін) пайдаланудан алу, сондай-ақ оның нұсқасын таңдау туралы шешім технологиялық жүйелер мен жабдықтың, құрылыс конструкцияларының және іргелес аумақтың радиациялық және техникалық ахуалын кешенді тексеруден кейін қабылданады.
84. І санаттағы радиациялық объектілерде белгіленген пайдаланудың аяқталу мерзіміне дейін кем дегенде бес жыл бұрын радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету саласындағы мемлекеттік органдармен келісілген барлық объектіні немесе оның бір бөлігін пайдаланудан алудың егжей-тегжейлі жобасы әзірленуі тиіс. ІІ санаттың объектілері үшін пайдаланудан алу жобасы пайдалану мерзімінің аяқталуына дейін 3 жылдан, ал ІІІ санаттың объектілері үшін 1 жылдан кешіктірмей әзірленуі тиіс.
85. Радиациялық объектіні пайдаланудан алу жобасында оны пайдаланудан алудың түрлі кезеңдерінде: тоқтату, консервациялау, бөлшектеу, бейінін өзгерту, жою немесе көму, сондай-ақ жөндеу жұмыстарын жүргізу кезінде қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша іс-шаралар көзделеді.
86. Радиациялық объектіні пайдаланудан алу жобасы:
1) бөлшектеу жұмыстарын жүргізу үшін қажетті жабдық дайындауды;
2) бөлшектенетін жабдықтың дезактивациялау әдістері мен құралдарын;
3) радиоактивті қалдықтарды кәдеге жарату тәртібін қамтиды.
87. Радиациялық объектіні пайдаланудан алу кезінде персонал мен халықтың күтілетін жеке және ұжымдық сәулелену дозаларын бағалау керек.
88. Радиациялық объектілерді пайдаланудан алу бойынша жұмыстарды объектінің арнайы даярланған персоналы немесе атом энергиясын пайдалану саласындағы қызметтерді ұсынуға арналған лицензиясы бар басқа ұйымдардың персоналы орындайды. Қажет болған жағдайларда персоналды даярлау алдағы жұмыстардың негізгі операцияларына ұқсас макеттер мен тренажерларда жүргізіледі.
89. Жұмыс мерзімі аяқталған радионуклидтік сәулелену көздері, сондай-ақ пайдалану қажеттілігі жоқ немесе одан әрі пайдалану мүмкін емес радионуклидтік сәулелену көздері радиоактивтік қалдықтар ретінде қаралады және белгіленген тәртіппен көмілуге жатады.
Сәулелену көздерін көмуге қабылдау туралы актінің көшірмесі халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы аумақтық мемлекеттік органға және лицензия беретін органға табысталады.
Пайдалануға жатпайтын радионуклидтік көздер мен РИА-ды халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы аумақтық мемлекеттік органның рұқсаты бойынша кәсіпорында 6 айдан асырмай сақтауға жол беріледі. Осындай көздерді 6 айдан артық сақтауға жол берілмейді.

6. Жабық сәулелену көздерімен және иондаушы сәулелену
тудыратын құрылғылармен жұмыс жағдайларына қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

90. Жабық сәулелену көздерін және иондаушы сәулелену тудыратын құрылғыларды пайдалану осы санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес, санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде жүзеге асырылады.
91. Жабық сәулелену көздерін олардың тұмшалануы бұзылған жағдайда, сондай-ақ белгіленген пайдалану мерзімі аяқталған соң пайдалануға жол берілмейді.
92. Жабық сәулелену көзі салынған құрылғы механикалық, химиялық, температуралық және басқа да әсерлерге төзімді болуы, радиациялық қауіптілік белгісі болуы тиіс.
93. Жұмыс істемеген қалпында жабық сәулелену көздері қорғаныш құрылғыларында болуы тиіс, ал иондаушы сәулелену тудыратын қондырғылар тоқтан ажыратылған болуы тиіс.
94. Жабық сәулелену көзін контейнерден алу үшін қашықтықтан алатын құрал немесе арнайы аспап қолданылады. Қорғаныш контейнерден алынған сәулелену көзімен жұмыс кезінде қорғаныш қалқалары мен манипуляторлар, ал бір метр қашықтықта 2 мЗв/сағ артық доза қуатын тудыратын сәулелену көзімен жұмыс кезінде қашықтықтан басқарылатын арнайы қорғаныш құрылғылары (бокстар, шкафтар) қолданылуы тиіс.
95. Жұмысы радионуклидтік сәулелену көздеріне негізделген тасымалды, жылжымалы, стационарлық дефектоскопиялық, терапиялық аппараттар мен басқа да қондырғылардың сәулелену дозасының қуаты сәулелену көзінің қорғаныш блогының бетінен бір метр қашықтықта 20 мкГр/сағ аспауы тиіс.
Өндірістік жағдайларда қолдануға арналған радиоизотоптық аспаптардың сәулелену дозасының қуаты сәулелену көзінің қорғаныш блогының бетінде 100 мкГр/сағ, ал одан бір метр қашықтықта 3 мкГр/сағ аспауы тиіс.
Жұмыс істеген кезде жанама пайдаланылмайтын рентгендік сәуле пайда болатын құрылғылардың сәулелену дозасының қуаты кез келген беттен 0,1 метр қашықтықта 1,0 мкГр/сағ аспауы тиіс.
96. Сәулелену дозасының қуаты жұмыс істеген қалпында және сәулелену көздерін сақтау кезінде қондырғының бетінің қол жетерлік бөліктерінен бір метр қашықтықта 1,0 мкГр/сағ аспайтын қондырғыларды (аппараттарды) пайдаланған кезде үй-жайға арнайы талаптар қойылмайды.
97. Бағыты бойынша сәуле шоғы шектелмеген аппараттар мен қондырғылардың жұмыс бөліктері бөлек үй-жайда орналастырылуы тиіс (көбіне жеке ғимаратта немесе ғимараттың бөлек қанатында); бұл үй-жайлардың қабырғаларының, еденінің, төбесінің материалы мен қалыңдығы сәулелену көзінің кез келген қалпында және шоғының бағыты кезінде жапсарлас үй-жайлар мен ұйым аумағында бастапқы және шашыраңқы сәуленің рұқсат етілген мәндерге дейін әлсіреуін қамтамасыз етуі тиіс.
Осындай аппаратты басқару пульті сәулелену көзінен бөлек үй-жайда орналастырылуы тиіс. Аппарат тұрған үй-жайға кіретін есігі сәулелену көзін ауыстыру тетігімен немесе персоналдың кездейсоқ сәулелену мүмкіндігін болдырмау үшін жоғары (күшейткіш) кернеуді қосу арқылы блокталады.
98. Жабық сәулелену көздері бар стационарлық қондырғыларда жұмыстар жүргізілетін үй-жайлар блоктау және көздің (көздер блогы) қалпы жайлы дабыл беру жүйелерімен жабдықталуы тиіс және қондырғыны энергиямен қуаттандыру ажыратылған жағдайда немесе басқа да кез келген оқыс жағдайларда сәулелену көзін сақтау қалпына мәжбүрлеп қашықтықтан ауыстыруға арналған құрылғы көзделеді.
99. Жабық сәулелену көздерін су астында сақтау жағдайында бассейндегі судың деңгейін автоматты түрде сақтау, су деңгейінің өзгергені және жұмыс үй-жайындағы доза қуатының жоғарылағаны туралы дабыл беру жүйелері көзделеді.
100. Жабық сәулелену көздерімен жұмыс кезінде үй-жайларды әрлеуге арнайы талаптар қойылмайды. Сәулелену блоктарын қайта зарядтау, жөндеу жүргізілетін үй-жайлар ІІІ сыныптың ашық сәулелену көздерімен жұмыс істеуге арналған талаптарға сәйкес жабдықталуы тиіс.
101. Жұмыс үй-жайларының ауасында уытты заттардың нормативтен жоғары шоғырлануының жиналуына әкеп соғатын мөлшерде қуатты радиациялық қондырғыларды пайдалану және жабық сәулелену көздерін сақтау кезінде ішке сору-сыртқа тарату желдеткіші көзделеді.
102. Жабық сәулелену көздері бар аспаптар мен иондаушы сәулелену тудыратын құрылғыларды үй-жайлардан тыс немесе ортақ өндіpіcтік үй-жайларда пайдалану кезінде сәулелену көздеріне бөгде адамдардың кіруіне мүмкіндік болмауы және көздердің сақталуы қамтамасыз етілуі тиіс.
Персонал мен халықтың радиациялық қауіпсіздігі:
1) сәулені жерге немесе адамдар жоқ жаққа бағыттау;
2) сәулелену көздерін қызмет көрсететін персоналдан және басқа адамдардан мүмкіндігінше алысқа шығару;
3) адамдардың сәулелену көздеріне жақын жерде болу уақытын шектеу;
4) кемінде 3 метр қашықтықтан анық көрінетін радиациялық қауіптілік белгісі мен ескерту плакаттары ілу арқылы қамтамасыз етіледі.

7. Радиоизотопты аспаптармен жұмыс істеу жағдайларына
қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

103. РИА-мен жұмыс істеудің барлық кезеңдерінде техногендік сәулеленудің негізгі дозаларының белгіленген шектерінен аспайтын халықтың және персоналдың ықтимал сәулеленуін болдырмайтын жағдайлар қамтамасыз етілуі тиіс.
104. Радиациялық қауіптілігіне байланысты, олардың құрамында пайдаланылатын көздердің түріне және белсенділігіне байланысты РИА-ның 4 тобы белгіленеді:
1) 1-топ – ҚР аумағында қолданыстағы нормативтерде келтірілген ЕАМБ-дан аспайтын белсенділігі бар альфа немесе бета-сәулелену көздері бар РИА;
Белсенділігі ЕАМБ-дан артық емес гамма сәулелену көздері бар, көздің бетінен 0,1 м арақашықтықта 1,0 мкГр/сағ аспайтын ауадағы сіңірілген дозаның қуатын құрайтын РИА;
2) 2-топ – белсенділігі ЕАМБ-дан асатын, бірақ 200 МБк аспайтын альфа және бета-сәулелену көздері бар РИА;
3) 3-топ – белсенділігі 200 МБк асатын, бірақ 2000 МБк аспайтын альфа және бета-сәулелену көздері бар РИА;
РИА көздің бетінен 0,1 м арақашықтықта 1,0 мкГр/сағ артық, бірақ көздің бетінен 1,0 м арақашықтықта 3,0 мкГр/сағ артық емес ауадағы сіңірілген доза қуатын құратын гамма–сәулелену көздері бар РИА;
10⁵ н/с аспайтын шығаратын нейтрондар көздері бар РИА;
4) 4-топ – белсенділігі 2000 МБк асатын альфа немесе бета-сәулелену көздері бар РИА;
Көздің бетінен 1,0 м арақашықтықта 3,0 мкГр/сағ асатын ауадағы сіңірілген доза қуатын құратын гамма-сәулелену көздері бар РИА;
10⁵ н/с асатын шығаратын нейтрондар көздері бар РИА;
2-4-топтар РИА-ны осы қағидалардың 55-тармағына сәйкес тапсырыс-өтінім бойынша кәсіпорындарға жеткізіледі.
РИА алған кезде кәсіпорын ілеспе құжаттарға сәйкес әр блокта сәулелену көзінің нақты болуын тексереді. Тексеру кәсіпорын мамандары немесе мамандандырылған кәсіпорын күштерімен жүргізіледі. Тексеру нәтижелері бойынша акт жасалады.
РИА алған кәсіпорын блокқа бөгде адамдардың кіруін болдырмайтын және олардың сақталуын қамтамасыз ететін, осы мақсатқа арнайы бөлінген орындарда сәулелену көздері блоктарын сақтауды ұйымдастырады. Сәулелену көздері блоктарын сақтау мерзімдері (жұмыс істемейтін күйде) халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органмен келісіледі.
Тасымалды РИА сақтау үшін ауданы кемінде 10 шаршы метр бөлек үй-жай бөледі. Осы үй-жайдың қабырғалары мен есіктерінің сыртқы беттеріндегі сәулелену дозаларының қуаты 3 мкЗв/сағ аспауы тиіс.
Сәулелену көздерін сақтауға, оның ішінде РИА орнату және жөндеу кезінде РИА бар 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 ауыстыруға және сақтауға бақылауды жүзеге асырады.
105. 2-4 топтағы РИА-мен тікелей жұмысқа (өндіріс, монтаж, жөндеу, қайта қуаттандыру, қызмет көрсету және бөлшектеу) А тобының персоналына жататын арнайы оқытудан өткен жұмыскерлер жіберіледі. Өзінің қызметінің сипаты бойынша РИА иондаушы сәулеленудің әсер ету саласына түсетін, бірақ тікелей РИА-мен жұмыс істемейтін жұмыскерлер ұйымның басшысы бекіткен Б тобы персоналы тізіміне енгізіледі.
106. Жыл сайын ұйым басшысы тағайындаған комиссия ұйымдағы барлық РИА-ға түгендеу жүргізеді. Сәулелену көздерінің ұрлануы мен жоғалуы анықталған жағдайда әкімшілік дереу жоғары тұрған ұйымды, мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары мен лицензиялаушы органды хабардар етуі керек.
107. 2-4-тобының РИА-ын пайдалануға ұйым иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс жағдайларының халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы санитариялық қағидаларға сәйкестігіне санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды, сондай-ақ осы жұмыс түріне лицензия рәсімдеген соң жол беріледі.
108. Ұйымда құрамындағы радионуклидті көздердің жалпы белсенділігі 10 ЕАМБ-дан асатын 1-топтағы РИА бар болған жағдайда, санитариялық қағидаларға сәйкес санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алу керек.
109. 2-4-топтағы РИА пайдаланатын немесе олар бар ұйымдар жыл сайын белгіленген тәртіппен ұйымның (кәсіпорынның) радиациялық–гигиеналық қорытындысын толтырады және тапсырады. Бұл талап халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысына сәйкес радиациялық бақылау мен есепке алу қажет емес РИА-ға қолданылмайды.
110. РИА-ны құрастырумен, дайындаумен және шығарумен айналысатын ұйымдарда санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды болуы тиіс.
111. 3 данадан көп РИА-ның тәжірибелік үлгілерін дайындауға денсаулық сақтау саласындағы уәкілетті органмен келісілген техникалық шарттар бойынша жол беріледі. 3 данадан көп емес РИА дайындауға тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органымен келісілген техникалық шарттар бойынша жол беріледі.
112. РИА-ны, оның ішінде шетелде шығарылған РИА-ны сериямен шығаруға, өткізуге және пайдалануға халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы бар болғанда жол беріледі.
113. РИА-ның бұрын келісілген техникалық құжаттамасына енгізілетін өзгерістер халықтың санитариялық–эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органмен келісілуге жатады.
114. РИА-ның техникалық құжаттамасына және РИА құрамында қолданылатын радионуклидтік көздерге қойылатын талаптар осы қағидаларға 11-қосымшада келтірілген.
115. РИА-ны пайдалану шарттары (қысым, температура, ылғалдылық, агрессиялық ортаның болуы) техникалық құжаттамаға сәйкес болуы тиіс.
116. РИА конструкциясын әзірлеу кезінде:
1) көздің блоктағы жағдайы («жұмыс» немесе «сақтау» жағдайы) туралы ақпарат беретін құрылғының болуы;
2) көз блогының шегінен тыс сәулеленудің тікелей шоғының шығуын жабу және көз «сақтау» қалпында тұрғанда сәулелену деңгейін регламенттелген шамаға дейін төмендету мүмкіндігінің болуы;
3) көздің «сақтау» қалпынан «жұмыс» қалпына арнайы кілтсіз ауысу мүмкіндігін болдырмайтын, бірақ оны «жұмыс» қалпынан «сақтау» қалпына кедергісіз ауыстыруға мүмкіндік беретін көзді «жұмыс» және «сақтау» қалыптарында сенімді бекіту;
4) арнайы құралды қолданбастан және дайындаушының пломбасын бұзбастан көзге қол жетімділіктің болмауы;
5) бөгде адамдардың рұқсатсыз шешіп алу мүмкіндігін болдырмайтын стационарлық РИА-ны сенімді бекіту көзделеді.
Осы тармақтың алғашқы үш талабы РИА корпусынан тыс шығарылатын сәулелену шоғы болмайтын және көз қозғалмайтын РИА-ға қолданылмайды.
117. Тұрақты жұмыс орындары бар үй-жайларда қолдануға арналған 4-топтың РИА көзі блогын радиациялық қорғау көз блогының бетінде сәулелену дозасы қуатын 100 мкЗв/сағ аспайтын және одан 1,0 м арақашықтықта 3,0 мкЗв/сағ аспайтын шамаға дейін әлсіретуді қамтамасыз етуі тиіс. Тұрақты жұмыс орындары жоқ үй-жайларда пайдалануға арналған РИА үшін көз блогының бетінен 1,0 м арақашықтықта сәулеленудің эквивалентті дозасы қуаты 20 мкЗв/сағ аспауы тиіс. Бұл талаптар көз «сақтау» қалпында тұрғанда барлық нүктелер үшін және көз «жұмыс» қалпында тұрғанда техникалық құжаттамада көрсетілген сәулеленудің жұмыс шоғынан тыс барлық нүктелер үшін орындалуы тиіс.
118. 1-топтағы РИА үшін сіңірілген сәулелену дозасының қуаты кез келген қалыпты пайдалану жағдайында олардың бетінің кез келген қол жетімді нүктесінен 0,1 м арақашықтықта 1,0 мкГр/сағ аспауы тиіс. 1-топтың РИА үшін, сондай-ақ халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысына сәйкес радиациялық бақылау және есепке алу талап етілмейтін РИА үшін радиациялық қауіптілік белгісін корпустың ішкі бетінде немесе көздің блогында қоюға жол беріледі.
2-топтың РИА үшін бұл талап көз «жұмыс» қалпында тұрғанда техникалық құжаттамада көрсетілген сәулеленудің жұмысшы шоғы аймағын қоспағанда барлық нүктелер үшін орындалуы тиіс.
119. РИА-ның радиациялық қорғау құрылымы (көздер блоктары) механикалық, химиялық, температуралық және басқа да әсерлерге төзімді болуы тиіс.
120. Беттің кез келген қол жетімді нүктесінен 0,1 м арақашықтықта эквивалентті сәулелену дозасының қуаты кез келген қалыпты пайдалану жағдайында 1,0 мкГр/сағ аспайтын тасымалды РИА-мен жұмыс кез келген өндірістік үй-жайларда және ашық ауада жүргізілуі мүмкін. Бұл талап орындалмайтын тасымалды РИА-мен жұмысқа осы санитариялық қағидалардың иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс жағдайларына сәйкестікке санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болғанда жол беріледі.
121. РИА-ның сыртқы бетінде (көз блогында) кемінде 3 м арақашықтықтан анық көрінетін радиациялық қауіптілік белгісі жазылады. 1-топ РИА үшін, сондай-ақ халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органының санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысына 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 қорғауды жобалаған кезде барлық жағдайларда 2-ге тең қор коэффициенті пайдаланылуы тиіс.
122. 2-4-топтың стационарлық РИА-ны орнату тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органымен келісілген техникалық құжаттамаға және жобаға қатаң сәйкес жүзеге асырылады. РИА-ны орнату және бекіту олардың бөгде адамдардың рұқсатсыз пайдалану мүмкіндігін болдырмауы және көздердің сақталуын қамтамасыз етуі тиіс.
123. 4т-оптың РИА-ны орнату кезінде оларды тұрақты жұмыс орындарынан барынша алшақтатылады.
124. 2-4-топтың РИА-ны пайдаланған кезде мынадай талаптар орындалуы тиіс:
1) сәулелену шоғын осы үй-жайда жұмыс істейтін адамдар үшін барынша қауіпсіз жаққа бағыттау (жерге қарай, негізгі қабырға жаққа);
2) РИА-ны орналастыруды, қажет болғанда бұл үшін қосымша радиациялық қорғаныш құралдарын пайдалана отырып, тұрақты жұмыс орындарында және адамдардың болуы ықтимал орындарда дозаның қуаты 1,0 мкЗв/сағ аспайтындай етіп жүзеге асыру қажет (стационарлық немесе тасымалды);
3) 3-4т-оптың стационарлық РИА көздері блоктары беттерінен 1,0 м кем арақашықтықта тұрақты жұмыс орындарының болуына жол берілмейді және осы аймаққа бөгде адамдардың кіруін болдырмайды.
125. 3-4-топтың РИА монтаждау және баптау, көздер блоктарын қайта қуаттандыру, сондай-ақ оларды жөндеу және техникалық қызмет көрсетуді пайдаланушы ұйымның тиісті дайындықтан өткен қызметкерлері немесе қызметтің осы түріне лицензиясы бар өзге ұйым жүзеге асырады.
126. 3-4-топтың стационарлық РИА-ны монтаждағаннан және баптағаннан кейін өлшеулердің тиісті түрлерін жүргізу құқығына аккредиттелген ұйым, радиациялық қауіпсіздік үшін жауапты адамның қатысуымен:
1) көз блогының сыртқы бетінде (РИА) және одан 1,0 м арақашықтықта;
2) жақын орналасқан жұмыс орындарында;
3) РИА–ны және ол орнатылған жабдықты пайдалануға қатысы жоқ адамдардың ықтимал қол жететін орындарында эквивалентті сәулелену дозасының қуаты өлшенуі тиіс.
4) блоктың бетінің радиоактивті ластануына бақылау жүргізіледі.
127. Жүргізілген өлшеулер нәтижелері бойынша өлшеулер хаттамасының екі данасы ресімделеді. Бір данасы пайдаланушы ұйымда, ал екіншісі РИА-ға монтаждау және баптау жүргізген ұйымда қалады.
128. 3-4-топтың РИА-ны монтаждау және баптау аяқталған соң және қажетті радиациялық бақылау жүргізілгеннен кейін оларды құрамына пайдаланушы ұйымның, халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның, РИА-ны монтаждау және баптауды жүзеге асыратын ұйымның және радиациялық бақылау жүргізетін ұйымның өкілдері кіретін комиссия пайдалануға қабылдайды. РИА-ны пайдалануға қабылдау актімен ресімделеді, бір данасы пайдаланушы ұйымда сақталады.
129. 3-4-топтың стационарлық РИА-ны пайдалануға қабылдау үшін ұйым комиссияға:
1) халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органымен келісілген РИА-ның техникалық құжаттамасын;
2) РИА-ға санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны;
3) РИА көз блоктарында орнатылған көздердің паспорттарын;
4) РИА-ны орналастыру жобасын (стационарлық РИА үшін);
5) өлшеулер хаттамаларын;
6) радиациялық қауіпсіздік үшін жауапты адамды, сондай-ақ көздерді есепке алу және сақтау үшін жауапты адамдарды тағайындау туралы бұйрықтарды (ұйымда радиациялық қауіпсіздік қызметі болмаған жағдайда);
7) РИА-ны пайдалану кезіндегі радиациялық қауіпсіздік жөніндегі нұсқаулықты;
8) радиациялық апаттардың алдын алу және олардың салдарларын жою жөніндегі нұсқаулықты;
9) радиациялық қауіпсіздік қызметі немесе радиациялық қауіпсіздікке жауапты адам туралы ережені;
10) өндірістік радиациялық бақылау жүргізу тәртібі туралы ережені;
11) кіріс-шығыс журналын;
12) ұйым басшысының бұйрығымен бекітілген А және Б тобы персоналына жатқызылған ұйым қызметкерлердің тізімін;
13) персоналға радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулық жүргізу журналын ұсынады.
130. Пайдалануға қабылданған 3-4-топтың РИА қолдану халықтың санитариялық–эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органының иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс жағдайларының санитариялық қағидаларға сәйкестігіне санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы бар болғанда жол беріледі.
131. Егер пайдалану жөніндегі нұсқаулықта көзделмеген болса, РИА көздері блоктарынан көздерді алуға жол берілмейді.
132. Көз блогын зарядтау (қайта зарядтау) тек қана РИА–ның техникалық құжаттамасында көрсетілген көздерге ғана жүргізіледі. Осы мақсатта техникалық құжаттамада көрсетілмеген, олардан физикалық параметрлері (белсенділігі, радионуклид, өлшемдері) бойынша ерекшеленетін немесе пайдалану мерзімі өтіп кеткен көздерді қолдануға жол берілмейді.
133. Одан әрі пайдалануға жатпайтын барлық топтардың РИА–лары бөлшектелуі және мамандандырылған ұйымдарға көмуге тапсырылуы тиіс. 2-4-топтың стационарлық РИА бөлшектеу жұмыстары қызметтің осы түріне лицензиясы бар ұйымдардың күшімен орындалуы тиіс.

8. Ашық сәулелену көздерімен (радиоактивті заттармен)
жұмыс жағдайларына қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар

134. Ашық сәулелену көздерін қолданатын барлық жұмыстар үш сыныпқа бөлінеді. Жұмыстар сыныбы радионуклидтің радиациялық қауіптілік тобына және меншікті белсенділігі ГН-да келтірілген мәннен асқан жағдайда, оның жұмыс орнындағы белсенділігіне байланысты осы санитариялық қағидаларға 4-қосымшаның 3-кестесі бойынша айқындалады.
135. Радионуклидтер ішкі сәулеленудің әлеуетті көздері ретінде ЕАМБ-ға байланысты радиациялық қауіптілік дәрежесі бойынша төрт топқа бөлінеді:
1) А тобы – ең аз мәнді белсенділігі 10³ Беккерель радионуклидтер;
2) Б тобы – ең аз мәнді белсенділігі 10⁴ Бк және 10⁵ Бк радионуклидтер;
3) В тобы – ең аз мәнді белсенділігі 10⁶ Бк және 10⁷ Бк радионуклидтер;
4) Г тобы – ең аз мәнді белсенділігі 10⁸ Бк және одан артық радионуклидтер.
Радионуклидтің радиациялық қауіптілік тобына тиістілігі ГН-на сәйкес айқындалады.
Жұмыс орнында радиациялық қауіптілік топтары әртүрлі радионуклидтер болған жағдайда, олардың белсенділігі радиациялық қауіптіліктің А тобына мынадай формула бойынша келтіріледі:

С_Э= С_А + ЕАМБ_АS(C_i/ЕАМБ_А)

мұнда С_Э–А тобының белсенділігіне келтірілген жиынтық белсенділік, Бк;
С_А– А тобы радионуклидтерінің жиынтық белсенділігі, Бк;
MMА_A – А тобы үшін ең аз мәнді белсенділік, Бк;
С_і– А тобына жатпайтын жекелеген радионуклидтердің белсенділігі;
ЕАМБі – ГН келтірілген жекелеген радионуклидтердің ең аз мәнді белсенділігі, Бк.
136. Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін үй-жайларды орналастыруға және жабдықтауға қойылатын талаптар жұмыстар сыныбымен айқындалады.
137. Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар кезіндегі қалыпты пайдалану кезінде, сондай-ақ радиациялық апат салдарларын жою кезінде де персоналды ішкі және сыртқы сәулеленуден қорғауды қамтамасыз етуі, жұмыс үй-жайлары ауасының және беттерінің, персоналдың тері жабыны мен киімінің, сондай-ақ қоршаған орта объектілерінің (ауаның, топырақтың, өсімдіктердің) ластануын шектеуі тиіс.
138. Радионуклидтердің жұмыс үй-жайлары мен қоршаған ортаға түсуін шектеу статикалық (үй-жайлар жабдығы, қабырғалары мен жабындары) және динамикалық (желдету және газ тазарту) тосқауылдар жүйесін пайдалану арқылы қамтамасыз етілуі тиіс.
139. Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін барлық ұйымдарда әр жұмыстар сыныбына арналған үй-жайларды бір жерге жинақтау керек. Ұйымда барлық үш сынып бойынша жұмыстар жүргізілген жағдайда үй-жайлар оларда жүргізілетін жұмыстар сыныбына сәйкес бөлінеді.
140. Белсенділігі ГН-да келтірілген мәндерден төмен ашық сәулелену көздерімен жұмыстарды радиациялық қауіпсіздік бойынша қосымша талаптар қойылмайтын өндірістік үй-жайларда жүргізуге жол беріледі.
141. ІІІ сыныптың жұмыстары химиялық зертханаларға қойылатын талаптарға сәйкес жеке үй-жайларда жүргізіледі. Осы үй-жайлардың құрамында ішке сору-сыртқа тарату желдеткіші және душ құрылғысы көзделеді. Ауаның радиоактивтік ластану мүмкіндігіне байланысты жұмыстар (ұнтақпен операциялар, ерітінділерді булау, эманациялаушы және ұшпа және басқа заттармен жұмыс істеу) сыртқа тарату шкафтарында жүргізілуі тиіс.
142. ІІ сынып жұмыстары ғимараттың жеке бөлігінде құрастырылған басқа үй-жайлардан оқшауланған үй-жайларда жүргізіледі. Бір ұйымда біртұтас технологияға байланысты ІІ және ІІІ сынып жұмыстары жүргізілген жағдайда ІІ сынып жұмыстарына қойылатын талаптарға сәйкес жабдықталған үй-жайлардың ортақ блогын бөлуге жол беріледі.
Жоспарлау кезінде персонал тұрақты және уақытша болатын үй-жайлар бөлінеді.
Бұл үй-жайлардың құрамында санитариялық өткізгіш немесе санитариялық шлюз көзделеді. ІІ сынып жұмыстарына арналған үй-жайлар сыртқа тарату шкафтарымен немесе бокстармен жабдықталады.
143. І сынып жұмыстары жеке ғимаратта немесе ғимараттың тек санитариялық өткізгіші арқылы жеке есігі бар оқшауланған бір бөлігінде жүргізіледі. Жұмыс үй-жайлары бокстармен, камералармен, каньондармен немесе басқа да тұмшаланған жабдықпен жабдықталады. Үй-жайлар үш аймаққа бөлінеді:
1) бірінші аймақ – сәулелену және радиоактивтік ластанудың негізгі көздері болып табылатын технологиялық жабдық пен байланыстар орналастырылатын қызмет көрсетілмейтін үй-жайлар. Технологиялық жабдық жұмыс істеп тұрған кезде персоналдың қызмет көрсетілмейтін үй-жайларда болуына жол берілмейді;
2) екінші аймақ – жабдықты жөндеуге, технологиялық жабдықты ашуға байланысты басқа жұмыстарға арналған, радиоактивті материалдарды тиеу және түсіру, шикізат, дайын өнім мен радиоактивті қалдықтарды уақытша сақтау тораптарын орналастыруға арналған мезгілмен қызмет көрсетілетін үй-жайлар;
3) үшінші аймақ – персонал барлық ауысым бойына тұрақты болатын үй-жайлар (оператор отыратын жерлер, басқару пульттері);
4) радиоактивті ластанудың таралуын болдырмау үшін аймақтардың арасында санитариялық шлюздер жабдықталады;
5) І сыныптың жұмысы кезінде радиациялық объектінің мақсатына және қолданылатын тосқауылдардың тиімділігіне байланысты жұмыс үй-жайларын екі аймақтық жоспарлауға жол беріледі. Бұл жағдайлар үшін радиациялық қауіпсіздік талаптары арнайы ережелермен регламенттеледі.
144. І және ІІ сынып жұмыстарының үй-жайларында жылытудың, газбен жабдықтаудың, сығылған ауаның, су құбырының жалпы жүйелерін басқару және топтық электр қалқандары жұмыс үй-жайларынан шығарылуы тиіс.
145. Персоналдың ашық сәулелену көздерінен сыртқы сәулелену деңгейлерін төмендету үшін автоматтандыру және қашықтықтан басқару жүйелері, сәулелену көздерін қалқалау және жұмыс операцияларының уақытын қысқарту қолданылады.
146. Радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін ұйымда өндірістік үй-жайлар мен жабдықты дезактивациялау бойынша іс-шаралар кешені көзделеді.
147. ІІ сыныптың және І сыныптың 3-аймағының жұмыстарына арналған үй-жайлардың едендері мен қабырғалары, сондай-ақ І сыныптың 1 және 2-аймақтарының төбелері жуу құралдарына төзімді, сіңіргіштігі төмен материалдармен қапталуы тиіс. Әртүрлі аймақтар мен сыныптарға жататын үй-жайлар әртүрлі түстерге боялады.
148. Еден жабындарының шеттері көтерілген және қабырғалармен жіктестірілген болуы тиіс. Траптар болған жағдайда едендердің еңісі болуы тиіс. Есік тақталары мен терезе жақтауларының пішіндері өте қарапайым болуы тиіс.
149. Радиоактивті заттармен жұмыс істеуге арналған үй-жайлардың биіктігі және бір жұмысшыға шаққандағы ауданы құрылыс нормалары мен ережелерінің талаптары бойынша айқындалады. І және ІІ сынып жұмыстарына арналған үй-жайдың бір жұмысшыға шаққандағы ауданы 10 шаршы метрден кем болмауы тиіс.
150. Жабдық пен жұмыс жиһазының беттері тегіс, конструкциялары қарапайым және радиоактивтік ластанулардан тазартуды жеңілдететін сіңіргіштігі төмен жабындары болуы тиіс.
151. Жабдық, құрал-сайман және жиһаз әр сыныптың (аймақтың) үй-жайларына бекітіледі және сәйкесінше таңбаланады. Оларды бір сыныптың (аймақ) үй-жайынан екіншісіне беруге жол берілмейді.
152. Камералар мен бокстарда радиоактивті заттармен жүргізілетін өндірістік операциялар қашықтық құралдары арқылы немесе қасбет қабырғасына герметикалық орнатылған қолғаптарды қолдану арқылы орындалады. Өңделетін өнімді, жабдықты тиеу мен түсіру, камералық қолғаптарды, манипуляторларды ауыстыру камералардың немесе бокстардың тұмшалануын бұзбастан жүргізіледі.
153. Жұмыс орнындағы радиоактивті заттардың көлемі жұмысқа қажет ең аз шамада болуы тиіс. Радиоактивті заттарды таңдау мүмкіндігі болған жағдайда радиациялық қауіптілік тобы төмен заттарды, ұнтақтарды емес, ерітінділерді, меншікті белсенділігі неғұрлым төмен ерітінділерді пайдаланады.
Үй–жайлар мен қоршаған ортаның радиоактивтік ластануы мүмкін болатын операциялар санын мейлінше азайтқан жөн (ұнтақтарды басқа ыдысқа салу, құрғақтау). Радиоактивті ерітінділермен қолмен жасалатын операциялар кезінде автоматты тамшуырлар немесе резеңке грушасы бар тамшуырлар қолданылады.
154. Ашық көздермен жүргізілетін жұмыстарды ұйымдастыру технологиялық үдерістер (операциялар) кезінде түзілетін радиоактивті қалдықтарды мейлінше азайтуға бағытталуы тиіс.
155. Жұмыс беттерінің, жабдық пен үй–жайлардың радиоактивті заттармен зертханалық жағдайларда жұмыс істеу кезінде ластануын шектеу үшін сіңіргіштігі төмен материалдардан жасалған науалар мен табандықтар, пластик пленкалар, сүзгіш қағаз және бір реттік пайдаланылатын басқа да материалдар пайдаланады.
156. Ашық сәулелену көздерімен жұмыс кезінде желдету және ауа тазарту құрылғылары жұмыс үй–жайлардың ауасы мен атмосфералық ауаны радиоактивті ластанудан қорғауды қамтамасыз етуі тиіс. Жұмыс үй-жайлары, сыртқа тарату шкафтары, бокстар, арналар және басқа да технологиялық жабдық ауа ағыны аз ластанған кеңістіктерден көбірек ластанған кеңістіктерге бағытталатын болып жасалуы тиіс.
157. Ұйымның өндірістік ғимараттары мен құрылыстарында ауаны желдетуді, баптауды, сондай–ақ желдету ауасын атмосфераға шығаруды және оны шығару алдында тазартуды жобалауды осы санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкес жүргізеді. Радиоактивтік заттардың атмосфераға шығарындылары халықтың сыни тобында 10 мкЗв/жыл астам дозаны құрауы мүмкін ұйымдар үшін рұқсат етілген шекті шығарындылары осы санитариялық қағидалардың талаптарына сәйкестігі туралы санитариялық–эпидемиологиялық қорытынды негізінде белгіленеді.
158. Баспаналардан, бокстардан, камералардан, шкафтардан және бacқa да жабдықтан аласталатын ластанған ауа атмосфераға шығару алдында тазартылады. Бұл ауаны тазартқанға дейін сұйылтуға жол берілмейді.
І сыныптың және ІІ сыныптың жұмыстары жүргізілетін ұйымдарда биіктігі алаудың жерге түсу орнында атмосфералық ауада радиоактивті заттардың көлемдік белсенділігін халық үшін доза шегінің белгіленген квотасынан асырмауды қамтамасыз ететін мәндерге дейін төмендетуді қамтамасыз етуге тиіс сыртқа шығаратын құбырлар көзделеді.
159. Егер ауаның жыл бойғы жиынтық шығарындысы ұйым үшін белгіленген рұқсат етілген шығарынды мәнінен аспайтын болса, оны сыртқы ауаға тазартусыз шығаруға жол беріледі. Бұл ретте халықтың ішкі және сыртқы сәулелену деңгейлері белгіленген квоталардан аспауы тиіс.
160. Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар үшін тек жалпы ауданның бір бөлігі ғана бөлінетін ғимараттарда бөлек желдету жүйелерін көздеу қажет.
161. Ауаның рециркуляциясы жүйесін қолдану кезінде І және ІІ сынып жұмыстарына арналған үй–жайларды радиоактивті және уытты заттардан тазарту және желдету қамтамасыз етілуі тиіс.
162. Тұмшаланған камералар мен бокстарда жабық ойықтар болған кезде кемінде 20 миллиметр су бағанының сиретілуі қамтамасыз етілуі тиіс, камералар мен бокстар сирету дәрежесін бақылау аспаптарымен жабдықталады. Сыртқа тарату шкафтары мен баспаналардың жұмыс ойықтарындағы ауа қозғалысының есептік жылдамдығы секундына 1,5 метрге тең қабылданады.
Сиретуді су бағанының 10 миллиметрге дейін қысқа уақытқа төмендетуге және ашық ойықтардағы ауа жылдамдығын секундына 0,5 метрге дейін төмендетуге жол беріледі.
163. Сыртқа тарату шкафтарын, бокстар мен камераларды қамтамасыз ететін желдеткіштерді жеке арнайы үй-жайларда орналастырады. І сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларда сыртқа тарату камерасы екінші аймақ үй-жайларының құрамына кіруі тиіс; І сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларға қызмет көрсететін желдету жүйелерінде өнімділігі толық есептіктен кемінде 1/3 болатын резервтік агрегаттар болуы тиіс.
Қозғалтқыштардың іске қосқыштарында жарық дабыл беруі болуы тиіс, оларды 3-аймақтың үй-жайларында орналастырады.
164. Эманацияланатын және ұшпа радиоактивті заттармен жұмыстарға арналған қоймалардың, жұмыс үй-жайларының және бокстардың тұрақты әрекет ететін сыртқа тарату желдету жүйесі көзделуі тиіс. Жүйеде өнімділігі толық есептіліктен кемінде 1/3 болатын резервтік сыртқа тарату агрегаты болуы тиіс.
165. І және ІІ сыныптардың радиоактивті заттармен жұмыстар кезінде шаң-газ тазарту жүйелері мен қондырғыларын таңдау және құру кезіндегі негізгі талаптары мыналар болып табылады:
1) шаң-газ тазарту жабдығы бірліктерінің ең аз саны;
2) шаң-газ тазарту жабдығына қызмет көрсету, жөндеу және ауыстыру үдерістерін механикаландыру және автоматтандыру, ал қажет болған жағдайларда бұл жұмыстарды қашықтықтан жүргізу;
3) тазарту аппараттары мен сүзгілер жұмысының тиімділігін бақылау және дабыл беру жүйелерінің болуы; көп сатылы шаң-газ тазарту жүйecі жағдайында барлық жүйенің, сондай-ақ оның жекелеген бөліктерінің (сатыларының) жұмысын автоматтандырылған бақылау және дабыл беру жүйесі жүзеге асырылады;
4) шаң-газ тазарту жабдығын сәулелену көзі ретінде сенімді оқшаулау, қызмет көрсету кезінде персоналдың қауіпсіздігін қамтамасыз ету.
166. Сүзгілер мен аппараттарды бас ауа бұру жүйелерінің ластануын барынша төмендететіндей етіп тікелей бокстардың, камералардың, шкафтардың, баспаналардың жанына орнатады.
167. Шаң-газ тазарту жабдығы бөлек үй-жайларда (ғимараттардың бір бөліктерінде, жеке ғимараттарда) орналастырылған жағдайда, оларға негізгі өндірістік үй-жайларға қойылатын талаптарға ұқсас талаптар қойылады. Шаң-газ тазарту жабдығын шатырда орналастырған жағдайда, ол техникалық қабат ретінде жабдықталуы тиіс.
168. Шаң-газ тазарту жабдығы үй-жайлары оқшауланған болуы және негізгі өндірістік үй-жайлармен және аймақтармен ауа арқылы қатынаспауы тиіс. Шаң-газ тазарту жабдығы үй-жайларына кіретін және шығатын жерлер санитариялық шлюз арқылы жүзеге асырылады.
169. Шаң-газ тазарту жабдығы үй-жайларының кешенінде сүзгілерді, аппараттарды және олардың элементтерін жөндеуге, бөлшектеуге, уақытша сақтауға, сондай-ақ жинау және дезактивация құралдарын сақтауға арналған оқшауландырылған үй-жайлардың немесе тұмшаланған желдетілетін учаскелердің болуы көзделеді.
170. Шаң-газ тазарту жабдығы І сыныптағы жұмыстар үшін учаскелерде орталықтандырып орналастырылған жағдайда, шаң-газ тазарту кешенін жоспарлау негізіне аймақтандыру қағидаты қойылған болуы тиіс.
171. І сыныптың жұмыстарына және жекелеген ІІ сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларда жабдықты аймақтандырып орналастыру кезінде персоналдың шлангалы оқшаулағыш жеке қорғаныш құралдарына (пневмокостюмге, пневмошлемге, шлангалы газтұтқыштарға) ауа жіберуді, сондай-ақ жылжымалы сыртқа тарату қондырғыларын сыртқа тарату желдеткіш жүйелеріне қосу мүмкіндігін көздеу қажет.
Шлангалы қорғаныш құралдарына ауа жіберу үшін ауаның қажетті қысымы мен шығымын қамтамасыз ететін жеке пневможелі немесе жеке желдеткіштер орнатуға жол беріледі. Шлангтардың қосылу орындары шар немесе серіппелі автоматты қақпақтармен жарақталады.
172. Ашық сәулелену көздері қолданылатын жұмыстарға арналған үй-жайлардың жылытылуы судың немесе ауаның негізінде көзделеді.
173. Барлық сыныптардың ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін ұйымдарда суық және ыстық сумен жабдықтау және кәріз болуы тиіс. ІІІ сыныптың жұмыстарын жүргізетін және елді мекендерден тыс немесе орталықтанған сумен жабдықтауы жоқ дала зертханалары үшін өзгеше болуына жол беріледі.
Су құбыры, жылыту және шаруашылық-тұрмыстық кәріз құрылғыларына қойылатын талаптар қолданыстағы құрылыс нормалары мен қағидаларымен регламенттеледі.
174. І және ІІ сыныптардың жұмыстарына арналған үй-жайларда раковиналарға жіберілетін судың шүмектерінде араластырғыштар болуы және педалдық, шынтақтық немесе байланыссыз құрылғының көмегімен ашылуы тиіс. Унитаздарды шаю суды педалдық ағызу арқылы жүзеге асырылуы тиіс. Қолжуғыштарда қолға арналған электрлі кептіргіштер болуы тиіс.
175. Арнайы кәріз жүйесі ағын суларды дезактивациялауды және оларды технологиялық мақсаттар үшін қайта пайдалану мүмкіндігін көздеуі тиіс. Тазарту құрылыстары арнайы үй-жайларда немесе ұйым аумағының қоршалған учаскесінде орналастырылуы тиіс. Кәріз жүйесі сарқынды сулардың мөлшерін және белсенділігін бақылау құралдарымен қамтамасыз етіледі.
Арнайы кәріз жүйесінде радиоактивті ерітінділерді ағызуға арналған қабылдағыштар (раковиналар, траптар) тоттануға төзімді материалдардан жасалған болуы немесе ішкі және сыртқы беттерінің тоттануға төзімді белсенділігі жеңіл жойылатын жабындары болуы тиіс. Қабылдағыштардың құрылымы ерітінділердің шашырау мүмкіндігін болдырмауы тиіс.
176. Ауа жеткізгіштерді, су құбыры, кәріз және басқа да коммуникацияларды қабырғалар мен жабындарда салу иондаушы сәулеленуден қорғаудың әлсіреуіне әкеліп соқпауы тиіс.
177. Санитариялық өткізгіш ашық сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін ғимаратта немесе ғимараттың өндірістік корпуспен (зертханамен) жабық галерея арқылы жалғасқан жеке бөлігінде орналастырылады.
Санитариялық өткізгіштің құрамына: душ бөлмелері, үй киімін ілетін орындар, арнайы киімді ілетін орындар, жеке қорғаныш құралдарын сақтауға арналған үй-жайлар, тері жабыны мен арнайы киімді радиометрлік бақылау пункті, кірлеген арнайы киім қоймасы, таза арнайы киім қоймасы, дәретхана бөлмелері кіреді.
Санитариялық өткізгіште педалдық немесе байланыссыз басқарылатын ауыз су фонтаны болады.
178. Санитариялық өткізгіштің жоспарлануы персоналдың жұмыс үй-жайларына және кері бағытта бөлек өтуін қамтамасыз етуі тиіс.
179. Стационарлық санитариялық шлюздер жұмыс үй-жайларының екінші және үшінші аймақтарының арасында орналастырылады. Жүргізілетін жұмыстар көлеміне және сипатына байланысты санитариялық шлюздерде мыналар көзделеді:
1) қосымша жеке қорғаныш құралдарын ауыстырып киюге, сақтауға және алдын ала дезактивациялауға арналған орындар;
2) қол жуғыштар;
3) радиациялық бақылау орны.
Стационарлық санитариялық шлюздерден басқа тікелей жөндеу жұмыстары жүргізілетін үй-жайдың кіреберісінде орнатылатын тасымалды санитариялық шлюздерді қолдануға жол беріледі.
180. Санитариялық-тұрмыстық үй-жайлардың еденінің, қабырғалары мен төбелерінің, сондай-ақ шкафтар беттерінің ылғалға төзімді, радиоактивті заттарды сіңіргіштігі төмен және жеңіл тазартылатын және дезактивацияланатын жабындары болуы тиіс.
181. Гардеробтағы үй және жұмыс киімін сақтауға арналған орындар саны ауысымда тұрақты немесе уақытша жұмыс істейтін адамдардың ең жоғары санына сәйкес болуы тиіс.
182. Ластанған арнайы киімге арналған қойманы орналастыру жууға жіберілетін киімді таза үй-жайларға соқпай көшеге шығару арқылы жабық тасымалдануды қамтамасыз етуі тиіс. Қойма радиометрлік бақылау орындары мен кірлеген арнайы киім гардеробына жақын орналастырылады.
Арнайы киімді сұрыптау оның түрі мен радиоактивтік ластану дәрежесі бойынша жүргізіледі. Ластанған арнайы киім шешінетін жерден қоймаға оралған күйде беріледі.
183. Жеке қорғаныш құралдарын (алжапқыштар, көзілдіріктер, респираторлар, қосымша аяқ киім) сақтауға және беруге арналған үй-жайлар таза аймақта, таза арнайы киім гардеробы мен жұмыс үй-жайларының ортасында орналастырылады.
184. Тері жабындарын радиометрлік бақылау пункті себезгі бөлмесі мен үй киімі гардеробының ортасында орналастырылады.

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

185. Құрамында радионуклидтер аз материалдар мен бұйымдарды жұмыста пайдалануға жол беріледі. Құрамында радионуклидтер бар шикізатты, материалдар мен бұйымдарды ықтимал пайдалану туралы шешім қабылдау үшін критерий оларды пайдалануды жоспарланған түрінде 10 мкЗв аспауы тиіс күтілетін жылдық жеке тиімді сәулелену дозасы болып табылады, жылдық ұжымдық тиімді доза бір адам-Зиверттен артық болмауы тиіс.
186. Пайдалануға түсетін материалдар мен бұйымдардың (металл, ағаш) бетінде бекітілмеген (алынатын) радиоактивтік ластанудың болуына жол берілмейді.
187. Олардағы радионулидтердің меншікті белсенділігі килограммға 0,3 килобекккерельден (бұдан әрі – кБк/кг) кем болғанда, кез келген қатты материалдарды, шикізат пен бұйымдарды пайдалану шектелмейді.
188. Меншікті бета-активтілігі 0,3-тен 100 кБк/кг-ға дейін немесе меншікті альфа-активлігі 0,3-тен 10 кБк/кг-ға дейін немесе трансуранды радионуклидтер құрамы 0,3-тен 1,0 кБк/кг-ға дейін шикізат, материалдар мен бұйымдар қолданудың белгілі бір түріне санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы бар болғанда ғана шектеулі пайдаланылуы мүмкін. Бұл материалдар міндетті радиациялық бақылауға жатады.
189. Құрамында шығу тегі табиғи радиоактивті заттар бар құрылыс материалдары мен тыңайтқыштарын пайдалану ГН-ға сәйкес болуы тиіс.
190. Құрамында осы санитариялық қағидалардың 189-тармағында және ГН-да келтірілген деңгейлерден жоғары радиоактивті заттар бар, одан әрі тікелей мақсаты бойынша пайдалануға арналған материалдар мен бұйымдар дезактивациялауға жатады.
Дезактивация материалдар мен бұйымдардың ластану деңгейін рұқсат етілген мәндерге дейін төмендету мүмкін болған жағдайларда жүргізіледі.
191. Радиациялық объектіден шығаруға арналған шикізаттың, материалдар мен бұйымдардың құрамында радионуклидтердің бар болуы және алынатын радиоактивтік ластанудың жоқ екені туралы хаттаманы осы ұйымның радиациялық қауіпсіздік қызметі береді.
192. Қайта өңдеу объектілеріне жөнелтугe арналған ластанған металл шикізат оның белсенділігі жойылғаннан кейін радиациялық объектілерде алдын ала қайта балқытуға немесе қайта балқытылған металды одан әрі пайдаланудың кез келген нұсқасында қайтадан радиоактивті қалдықтардың түзілуін болдырмайтын өзге бір түрде қайта өңдеуге жатады.
193. Құрамында радионуклидтер бар материалдарды дезактивациялауды, қайта балқытуды немесе өзге бір түрде қайта өңдеуді жүргізетін ұйымдарда қызметтің көрсетілген түріне санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы және лицензиясы болуы тиіс. Шикізатты қайта өңдеу және оны одан әрі пайдалану технологиясы санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыға сәйкес әзірленеді және бекітіледі.
194. Металдарды алдын ала қайта балқыту немесе өзге бір түрде қайта өңдеуден кейін шектеусіз пайдалану үшін негізгі ұзақ мерзімдік радионуклидтер бойынша рұқсат етілген меншікті белсенділіктің сандық мәндері осы Санитариялық қағидаларға 12-қосымшада келтірілген.
195. Осы Санитариялық қағидалардың 185-тармағына сәйкес шектеулі пайдалану санатына жатқызылған шикізатты, материалдар мен бұйымдарды пайдалану мүмкін емес немесе үйлесімсіз болған жағдайда, олар өнеркәсіптік қалдықтарды көму орындарындағы арнайы бөлінген учаскелерге жіберіледі. Бұл материалдарда алынатын радиоактивтік ластану болмауы тиіс. Осындай өндірістік қалдықтарды көму тәртібі, жағдайлары және тәсілдері санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыға сәйкес жүзеге асырылады.
196. Құрамында осы Санитариялық қағидалардың 185-тармағында келтірілген мәндерден жоғары радионуклидтер бар шикізатты, материалдар мен бұйымдарды пайдалану мүмкін емес немесе үйлесімсіз болған жағдайда, олармен радиоактивті қалдықтар сияқты жұмыс істейді.

10. Радиоактивтік қалдықтарды жинауға, уақытша сақтауға,
тасымалдауға және көмуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

197. Радиоактивті қалдықтар агрегаттық күйі бойынша сұйық, қатты және газ тәрізді болып бөлінеді.
198. Егер осы мекеменің коллекторында радиоактивті қалдықтарды радиоактивті емес сарқынды қалдықтармен он еселеп қосу қамтамасыз етілетін болса, ал су қоймасына радиоактивті заттардың төгінділері міндетті радиациялық бақылау кезінде жүзеге асырылатын, рұқсат етілген төгіндінің белгіленген деңгейінен аспайтын болса, ГН-да келтірілген ауыз су үшін араласу деңгейлерінен асатын радиоактивті сарқынды суларды тұрмыстық кәрізге шығаруға жол беріледі.
Сұйық радиоактивті қалдықтардың көлемі аз болғанда (кемінде 200 л/тәул.), сондай-ақ оларды сұйылту мүмкін болмаған жағдайда, қалдықтар мамандандырылған комбинатта немесе радиоактивті қалдықтарды көму пунктінде одан әрі жою үшін арнайы сыйымдылықтарға жиналады.
199. Құрамында жартылай ыдырау кезеңі 15 тәулікке дейінгі қысқа мерзімдік нуклидтер бар қатты радиоактивті қалдықтар және сұйық радиоактивті қалдықтар белсенділігін ең аз мәнге дейін азайтуды қамтамасыз ететін уақыт ішінде ұсталады:
1) сұйық радиоактивті қалдықтар:
белсенділігі төмен – 370 кБк/л;
белсенділігі орташа –370 кБк/л-ден 37 ГБк/л дейін;
белсенділігі жоғары – 37 ГБк/л және одан жоғары;
2) егер:
бета-активті заттар үшін меншікті белсенділік 74 кБк/кг артық болса;
гамма-активті заттар үшін 200 мкЗв/сағ артық болса;
альфа-активті заттар үшін 7,4 кБк/кг артық болса (трансурандық элементтер радионуклидтері үшін 0,37 кБк/кг артық);
беттердің ластану деңгейлері 0,04 Бк/см² альфа-бөлшектер немесе 0,4 Бк/см² бета-бөлшектер болса, қатты қалдықтар радиоактивті деп саналады.
Осылай ұстағаннан кейін ҚРҚ әдеттегі қоқыспен ұйымдастырылған үйінділерге, ал СРҚ міндетті радиациялық бақылау арқылы шаруашылық-тұрмыстық кәрізге шығарылады.
200. Газ тәрізді радиоактивті қалдықтарға көлемдік белсенділігі ГН-да келтірілген ДОА асатын өндірістік үдерістер кезінде түзілетін пайдалануға жатпайтын радиоактивті газдар мен аэрозольдар жатады.
201. Радиоактивті қалдықтар меншікті белсенділігі бойынша осы Санитариялық қағидаларға 4-қосымшаның 4-кестесіне сәйкес үш санатқа бөлінеді - белсенділігі төмен, белсенділігі орташа және белсенділігі жоғары.
202. Радионуклидтердің келтірілген сипаттамалары бойынша қалдықтар әр түрлі санаттарға жатқызылған жағдайда, олар үшін қалдықтар санатының неғұрлым жоғары мәні белгіленеді.
203. Радиоактивті қалдықтармен олардың түзілу орындарында жұмыс істеу жүйесі ашық сәулелену көздерімен жұмыстарды жоспарлайтын әрбір ұйым үшін жобамен айқындалады. Радиоактивті қалдықтарды жинау және уақытша сақтауға арналған жағдайлар болмаса, радиоактивті заттармен жұмыс жүргізуге жол берілмейді.
204. Газ тәрізді радиоактивті қалдықтар олардың белсенділігін рұқсат етілген шығарындымен регламенттелетін деңгейлерге дейін төмендету мақсатында сүзгілерде ұсталуға және (немесе) тазартылуға жатады, одан кейін атмосфераға шығаруға болады.
205. Сұйық және қатты радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу жүйесі оларды жинауды, сұрыптауды, қаптауды, уақытша сақтауды, ауа баптауды (шоғырландыру, қатайту, сығымдау, жағу), тасымалдауды, ұзақ сақтауды және (немесе) көмуді қамтиды.
206. Ұйымдарда радиоактивті қалдықтарды жинау тікелей олардың түзілу орындарында әдеттегі қалдықтардан бөлек және мынаны:
1) қалдықтар санаттарын;
2) агрегаттық күйін (қатты, сұйық);
3) физикалық және химиялық сипаттамаларын;
4) табиғатын (органикалық және органикалық емес);
5) қалдықтардағы радионуклидтердің жартылай ыдырау кезеңін (15 тәуліктен кем, 15 тәуліктен көп);
6) жарылыс және от қауіптілігін;
7) қалдықтарды қайта өңдеудің қабылданған әдістерін ескере отырып жүргізіледі.
207. Ұйымдарда радиоактивті қалдықтар жинау үшін арнайы жинағыштар болуы тиіс. Қатты радиоактивті қалдықтарды бастапқы жинау үшін кейіннен жинағыш-контейнерлерге тиелетін пластик немесе қағаз қаптар пайдаланылуы мүмкін. Қажет болған жағдайда жинағыштар орналастырылған жерлер олардың шектерінен тыс сәулеленуді рұқсат етілген деңгейлерге дейін төмендетуге арналған қорғаныш аспаптарымен қамтамасыз етіледі.
208. Бетте 2 мГр/сағ астам гамма-сәулелену құратын радиоактивті қалдықтар бар жинағыштарды уақытша сақтау және ұстау үшін арнайы қорғаныш құдықтары немесе қуыстары орнатылады. Қалдықтар жинағыштарын құдықтар мен қуыстардан алу қызмет көрсететін персоналдың артық сәулеленуін болдырмайтын арнайы құрылғылармен жүргізіледі.
209. Сұйық радиоактивті қалдықтар арнайы сыйымдылықтарға жиналады, олар түзілетін ұйымда немесе радиоактивті қалдықтармен жұмыс істейтін мамандандырылған ұйымда шоғырландырылады және қатты күйге ауыстырылады, содан кейін көмуге жіберіледі.
Сұйық радиоактивті қалдықтардың айтарлықтай мөлшері (күніне 200 л астам) түзілетін ұйымдарда жобамен радиоактивтік емес суағарлар шығарылмауы тиіс арнайы кәріз жүйесі көзделеді.
210. Егер осы мекеменің коллекторында радиоактивті қалдықтарды радиоактивті емес сарқынды қалдықтармен он еселеп қосу қамтамасыз етілмесе, сұйық радиоактивті қалдықтарды шаруашылық-тұрмыстық және жуын-шашын кәрізіне, су қоймаларына, сорғыш шұңқырларға, құдықтарға, ұңғымаларға, суару алқаптарына, сүзгілеу алқаптарына, жер асты суару жүйелеріне және жер бетіне шығаруға жол берілмейді.
211. Ұйымда әр түрлі санаттағы радиоактивті қалдықтарды сақтау жеке үй-жайда не ІІ сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларға қойылатын талаптарға сәйкес жабдықталған арнайы бөлінген учаскеде жүзеге асырылады. Радиоактивті қалдықтарды сақтауды арнайы контейнерлерде жүзеге асырады.
212. Құрамында жартылай ыдырау кезеңі 15 тәуліктен кем радионуклидтер бар радиоактивті қалдықтар басқа радиоактивті қалдықтардан бөлек жиналады және белсенділігін осы Санитариялық қағидалардың 200-тармағында келтірілген деңгейлерге дейін төмендету үшін уақытша сақтау орындарында ұсталады. Осындай ұстаудан кейін қатты қалдықтар қарапайым өнеркәсіптік қалдықтар сияқты жойылады, ал сұйық қалдықтарды ұйым айналмалы шаруашылық-техникалық сумен жабдықтау жүйесінде пайдаланылуы мүмкін немесе осы Санитариялық қағидалардың 200-тармағының талаптарын ескере отырып шаруашылық-тұрмыстық кәрізге төгіледі.
Құрамында органикалық заттардың мөлшері көп радиоактивті қалдықтарды (тәжірибелік жануарлардың өлекселерін) ұстау мерзімдері, егер тоңазытқыш қондырғыларда немесе тиісті ерітінділерде сақтау (ұстау) жағдайлары қамтамасыз етілмесе, бес тәуліктен аспауы тиіс.
213. Өздігінен тұтанатын және жарылыс қаупі бар радиоактивті қалдықтар көмуге жіберілгенге дейін радиациялық және өрт қауіпсіздігі шараларын сақтай отырып, қауіпсіз күйге ауыстырылуы тиіс./
214. Радиоактивті қалдықтарды ұйымнан қайта өңдеуге немесе көмуге беру арнайы контейнерлерде жүргізіледі және «Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» Қазақстан Республикасы Үкіметінің қаулысымен бекітілген, белгіленген нысан бойынша паспорт рәсімделеді.
Қаптаманың (контейнердің) беттеріндегі радиоактивтік ластану осы Санитариялық қағидаларға 4-қосымшаның 2-кестесінде келтірілген мәндерден аспауы тиіс.
215. Радиоактивті қалдықтарды тасымалдау механикалық берік герметикалық қаптамаларда арнайы жабдықталған көлік құралдарында санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде және осы Санитариялық қағидаларға 11-қосымшаға сәйкес радиоактивті заттарды және ядролық материалдарды, сәулелену көздері бар құрылғылар мен қондырғыларды және радиоактивті қалдықтарды тасымалдау құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болғанда жүргізіледі.
216. Радиоактивті қалдықтарды қайта өңдеуді, сондай-ақ оларды ұзақ уақыт сақтауды және көмуді радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеу ұстау бойынша мамандандырылған ұйымдар жүргізеді.
Жекелеген жағдайларда, егер ол жобамен көзделген болса және лицензия бар болса, онда оларды көмгенге дейін радиоактивті қалдықтармен жұмыс істеудің барлық сатыларын бір ұйымда жүзеге асыруға болады. Белсенділігі жоғары, белсенділігі орташа және белсенділігі төмен қалдықтарды көму бөлек жүзеге асырылуы тиіс.
217. Радиоактивті қалдықтарды көмуге орын таңдау гидрогеологиялық, геоморфологиялық, тектоникалық және сейсмикалық жағдайларды ескере отырып жүргізіледі. Бұл ретте ұзақ мерзімдік болжамды ескере отырып, қалдықтарды оқшаулаудың барлық мерзімі ішінде халықтың және қоршаған ортаның радиациялық қауіпсіздігі қамтамасыз етілетін болуы тиіс.
218. Халықтың жекелеген адамдарының сақтау және көму сатыларын қоса алғанда радиоактивті қалдықтар салдарынан болған жеке тиімді сәулелену дозасы 10 мкЗв/жыл аспауы тиіс, ал ұжымдық доза жылына 1 адам-Зв-тен аспауы тиіс.

11. Өндірістік радиациялық бақылауды жүзеге асыруға
қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

219. Радиациялық бақылау иондаушы сәулеленудің адамға барлық негізгі әсер ету түрлерін қамтиды.
220. Радиациялық бақылаудың мақсаты адамның барлық тіршілік ету жағдайларында персоналдың, пациенттердің және халықтың жеке және ұжымдық сәулелену дозалары туралы ақпарат, сондай-ақ радиациялық жағдайды сипаттайтын барлық регламенттелетін шамалар туралы мәліметтер алу болып табылады.
221. Радиациялық бақылау объектілері:
1) өндірістік жағдайларда оларға иондаушы сәулелену әсері болған кезде А және Б тобы персоналы;
2) медициналық рентгендік-радиологиялық емшараларды орындау кезінде пациенттер;
3) табиғи және техногендік сәулелену көздері әсер еткен кезде халық;
4) адамның тіршілік ету ортасы болып табылады.
222. Техногендік сәулелену көздерін ұстау кезінде радиациялық бақылау персонал мен халықтың сәулелену деңгейлерін айқындайтын барлық негізгі радиациялық көрсеткіштерге жүзеге асырылуы тиіс. Әрбір ұйымда радиациялық бақылау жүйecі бақылау түрлерінің, радиометрлік және дозиметрлік аппаратура типтерінің, өлшеу орындары мен бақылау кезеңділігінің нақты тізбесі көзделуі тиіс.
Өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену көздерінің персоналдың сәулеленуіндегі үлесі ол жылына 1 мЗв асатын жағдайларда бақыланады және есепке алынады.
223. Жеке дозиметрлерді пайдалану арқылы бақылау А тобының персоналы үшін міндетті болып табылады. Персоналдың сәулеленуін жұмыстың сипатына байланысты жеке бақылауға мыналар кіреді:
1) тері жабыны мен жеке қорғаныш құралдарының ластануын радиометрлік бақылау;
2) тура және/немесе жанама радиометрия әдістерін қолдану арқылы организмге радиоактивті заттардың түсу сипатын, динамикасын және деңгейлерін бақылау;
3) жеке дозиметрлер қолдану арқылы немесе есептік жолмен сырттай бета-, гамма- және рентгендік сәулелену, сондай-ақ нейтрон дозаларын бақылау. Радиациялық бақылау нәтижелері бойынша персоналдың тиімді дозаларының мәндері есептелуі, ал қажет болған жағдайда жекелеген ағзалардың эквивалентті сәулелену дозаларының мәндері айқындалуы тиіс.
224. Радиациялық жағдайды бақылауға жүргізілетін жұмыстар сипатына байланысты мыналар кіреді:
1) жұмыс орындарында, жапсарлас үй-жайларда, ұйым аумағында, санитариялық-қорғаныш аймағы мен байқау аймағында рентген, гамма және нейтрондық сәулелену дозаларының қуатын, иондаушы сәулелену бөлшектері ағынының тығыздығын өлшеу;
2) жұмыс беттерінің, жабдықтың, көлік құралдарының, персоналдың жеке қорғаныш құралдарының, тері жабындары мен киімінің радиоактивті заттармен ластану деңгейлерін өлшеу;
3) жұмыс үй-жайларының ауасындағы газдар мен аэрозольдердің көлемдік белсенділігін айқындау;
4) радиоактивті заттардың шығарындылары мен төгінділерінің белсенділігін өлшеу немесе бағалау;
5) санитариялық-қорғаныш аймағы мен байқау аймағындағы қоршаған орта объектілерінің радиоактивтік ластану деңгейлерін өлшеу.
225. І және ІІ санаттардың объектілерін өндірістік радиациялық бақылау жүйесіне мыналар кіреді:
1) стационарлық автоматтандырылған техникалық құралдар негізінде үзіліссіз бақылау;
2) бірге алып жүретін және жылжымалы техникалық құралдар негізінде жедел бақылау;
3) стационарлық зертханалық аппаратура, талдау үшін сынамалар сұрыптау және дайындау құралдары негізінде зертханалық талдауды пайдалануы тиіс.
Автоматтандырылған жүйелер ақпаратты бақылауды, тіркеуді, бейнелеуді, жинауды, өңдеуді, сақтауды және беруді қамтамасыз етуі тиіс.
226. Өздігінен бөлінудің тізбекті реакциясы туындауы мүмкін мөлшерде бөлінетін материалдармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайларда, сондай-ақ ядролық реакторлар мен сыни жинақтауларда және жұмыстар жүргізу кезінде радиациялық жағдай елеулі өзгеруі мүмкін І сыныптың басқа да жұмыстары кезінде дыбыстық және жарықпен дабыл беру құрылғылары бар радиациялық бақылау аспаптарын орнатады, ал персонал апаттық дозиметрлермен қамтамасыз етіледі.
227. Персоналдың сәулелену дозаларын жеке бақылау нәтижелері 50 жыл бойы сақталады. Жеке бақылау жүргізу кезінде жылдық тиімді және эквивалентті дозалардың, соңғы 5 жылдағы тиімді дозаның, сондай-ақ бүкіл кәсіптік қызмет кезеңі бойына жинақталған жиынтық дозаның есебін жүргізіледі. Персоналдың жеке сәулелену дозаларының деректері (жылдық және жарты жылдық) осы Санитариялық қағидаларға 13-қосымшаға сәйкес «Иондаушы сәулеленудің техногендік көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында персонал адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер» № 1-ДОЗ нысаны бойынша және «Радиациялық апат немесе жоспарланатын көтеріңкі сәулелену жағдайларында персонал адамдарының, сондай-ақ апаттық сәулеленуге ұшыраған халық адамдарының сәулелену дозалары туралы мәліметтер» № 2-ДОЗ нысаны бойынша ресімделеді және халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы уәкілетті органға тапсырылады.
228. Жеке сәулелену дозасы кейіннен жеке карточкаға енгізу арқылы журналда, сондай-ақ ұйымда деректер базасын құру үшін машина тасымалдаушыға тіркеледі. Сәулелену көздерімен жұмыс жүргізілетін басқа ұйымға ауысқан жағдайда жұмыскердің жеке карточкасының көшірмесі жаңа жұмыс орнына табысталуы тиіс, түпнұсқасы бұрынғы жұмыс орнында сақталуы тиіс.
229. Сәулелену көздерімен жұмыс істеуге іссапарларға жіберілетін адамдарға алынған сәулелену дозалары туралы толтырылған жеке карточканың көшірмесі берілуі тиіс. Іссапарға жіберілген адамдардың сәулелену дозалары туралы деректер олардың жеке карточкаларына кіруі тиіс.
230. Техногендік сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін ұйымдарда бақылау деңгейлері белгіленуі тиіс.
Бақылау деңгейлерінің тізбесі мен сандық мәндері жұмыс жағдайларына сәйкес және санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде айқындалады.
231. Бақылау деңгейлерін белгілеу кезінде мыналарды ескере отырып оңтайландыру қағидатын басшылыққа алу керек:
1) радиациялық әсердің уақыт ішіндегі біркелкі еместігі;
2) осы объектідегі радиациялық әсердің қол жеткізілген деңгейін рұқсат етілген деңгейден төмен сақтаудың орындылығы;
3) радиациялық жағдайды жақсарту бойынша іс-шаралардың тиімділігі.
Жұмыс сипаты өзгерген кезде бақылау деңгейлерінің тізбесі мен сандық мәндері нақтылануға жатады. Атмосфера ауасындағы және су қоймалары суындағы радионуклидтердің көлемдік және меншікті бақылау деңгейлерін айқындау кезінде олардың азық-түлік тізбектері бойынша түсу мүмкіндігін және сол жерде жиналған радионуклидтердің сырттай сәулеленуін ескеру керек.
232. Радиациялық бақылаудың нәтижелері дозалар шектерінің мәндерімен және бақылау деңгейлерімен салыстырылады. Бақылау деңгейлерінің жоғарылауын ұйым әкімшілігі талдауы тиіс.
Өндірістік бақылау, радиациялық қауіпсіздікті бақылау нәтижелерін талдау әр объектіде жүзеге асырылады, бағалау нәтижелері жыл сайын ұйымның және аумақтың радиациялық-гигиеналық паспортына енгізіледі. Радиациялық қауіпсіздікті бақылау деректері радиациялық ахуалды бағалауға, бақылау деңгейлерін анықтауға, сәулелену дозаларын төмендету бойынша іс-шараларды әзірлеуге және олардың тиімділігін бағалауға, ұйым мен аумақтың радиациялық-гигиеналық паспорттарын жүргізуге пайдаланылады. ИСК-мен жұмыс түріне байланысты радиациялық-гигиеналық паспорттың нысаны әзірленеді және ұйымның әкімшілігі бекітеді, ол халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы уәкілетті органда келісіледі.
Ұйым (кәсіпорын) мен аумақтың радиациялық-гигиеналық паспорттарының үлгілік нысаны осы санитариялық қағидаларға 14-қосымшада көрсетілген.
Персонал үшін ГН-да белгіленген дозалар шектерінен немесе халықтың сәулелену квоталарынан асу жағдайлары туралы ұйым әкімшілігі халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы уәкілетті органды хабардар етеді.

12. Мұнай-газ кешені объектілерін өндірістік
радиациялық бақылауға қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

233. Мұнай және газды өндіру, өңдеу және тасымалдау барысында қоршаған ортаға уран-238 (бұдан әрі -^{238 U}), торий -232 (бұдан әрі - ^{32 Th}), сондай-ақ калий-40 (бұдан әрі -^40K) тобының табиғи радионуклидтері түседі. Радионуклидтер жекелеген жағдайларда жұмыскерлердің, халықтың көтеріңкі сәулеленуі мүмкін, сондай-ақ қоршаған ортаның ластануы мүмкін деңгейлерге дейін шоғырлана отырып, жабдықтардың ішкі бетіне (сорғы-компрессор құбырлардың, сыйымдылықтардың және басқаларының), ұйымның аумағына және жұмыс үй-жайларының беттеріне тұнады.
234. Минералдық органикалық шикізаттарды өндіру және бастапқы өңдеудің технологиялық үдерісі бойынша жұмыс орындарында мұнай-газ ұйымдары (бұдан әрі – МГК) жұмыскерлерінің өндірістік жағдайларда негізгі табиғи көздермен сәулеленуі мыналар болуы мүмкін:
1) құрамында табиғи радионуклидтер бар кәсіптік сулар;
2) мұнай-газ өндіретін және 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 шашыратуға байланысты технологиялық үдерістер;
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 мерзімді еншілес өнімдері (бұдан әрі - РЕӨ және ТЕӨ) түзілетін технологиялық үдерістер;
9) жұмыс аймағының ауасында табиғи радионуклидтер жоғары деңгейде болатын өндірістік шаң-тозаңдар;
10) кейбір жағдайларда сыртқы сәулелену көзі сұйытылған газ бар пайдаланылатын баллон болуы да мүмкін (газда радонның жоғары шоғырлануы кезінде гамма-сәулелену көздері радонның еншілес өнімдері - қорғасын-214 және висмут-214 болып табылады).
235. Жұмыскерлердің өндірістік сәулеленуінің тиімді жиынтық дозасы табиғи радионуклидтердің сыртқы гамма-сәулеленуі есебінен және радон изотоптарының және олардың қысқа мерзімдік еншілес өнімдері мен ұзақ мерзімдік табиғи радионуклидтердің өндірістік шаң-тозаңмен ингаляциялы түсуі кезінде ішкі сәулелену есебінен құралады.
236. Халықтың және МГК ұйымдары жұмыскерлерінің радиациялық қауіпсіздігі:
1) жұмыскерлердің және тұрғындардың сыни топтарының табиғи сәуле көздерінен жеке тиімді дозалардың белгіленген шектерінен аспауы;
2) МГК объектілерін жобалау кезінде радиациялық қауіпсіздік жөніндегі іс-шараларды және ұйымның жұмысы үдерісінде құрамында жоғары деңгейдегі табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтармен жұмыс жүргізу бойынша, сондай-ақ объект аумақтарын олар пайдаланудан шығарылғаннан кейін сауықтыру кезіндегі талаптарды есепке алуды негіздеу;
3) МГК ұйымдары жұмыскерлерінің жеке сәулелену дозасын және санын және халықтың сыни тобының табиғи сәулелену көздерімен сәулелену деңгейлерін, сондай-ақ адамдар өмір сүретін ортасы объектілерінің табиғи радионуклидтермен ластануын төмен деңгейде ұстап тұру жөніндегі іс-шараларды әзірлеу және жүзеге асыру есебінен қамтамасыз етіледі.
237. МГК жұмыскерлерінің өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену көздерімен сәулеленудің жылдық жеке тиімді дозасы 5 мЗв/жыл аспауы тиіс.
238. 5 мЗв/жыл болатын 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) болғанда, радиациялық факторлардың орташа жылдық мәндері 230-тармақ бойынша мынаны құрайды:
1) жұмыс орнындағы гамма-сәулеленудің тиімді дозасының қуаты - сағатына 2,5 микроЗиверт (бұдан әрі – 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 радиоактивтік тепе-теңдікте уран-238-дің өндірістік тозаңдағы меншікті белсенділігі килограммға 40/f килоБеккерель (бұдан әрі – кБк/кг), мұнда f - жұмыскерлердің тыныс алу аймағындағы ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануы, текше метрге миллиграмм (бұдан әрі - мг/м³);
5) өз қатарындағы мүшелермен радиоактивтік тепе-теңдікте торий-232-нің өндірістік тозаңдағы меншікті белсенділігі 27/f кБк/кг, мұнда f - жұмыскерлердің тыныс алу аймағындағы ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануы, мг/м³.
Жұмыс орындарында бір мезгілде бірнеше радиациялық факторлар әсер еткен кезде мынадай шарт орындалуы тиіс: әсер ететін факторлар шамаларының жоғарыда көрсетілген мәндерге қатынасының қосындысы 1-ден аспауы тиіс;
6) жұмыскерлердің осы санитариялық қағидалардың 233-тармағында санамаланған жағдайлардан айырмасы бар жағдайларда сәулеленген кезде жылдық радиациялық факторлардың орташа мәндері мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау органдарымен келісім бойынша белгіленеді.
239. Құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар мұнай-газ саласы ұйымдарының өндірістік қалдықтарын ұстау кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету қолданыстағы «Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық қағидалары талаптарына сәйкес жүзеге асырылады. Егер алғашқы зерттеп-қарау бойынша жұмыскерлердің көтеріңкі сәулеленуі анықталмаса, ал өндірістік қалдықтардағы табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті белсенділігі 1,5 кБк/кг аспайтын болса, онда одан арғы радиациялық бақылау міндетті емес.
240. Мұнай-газ саласы ұйымдары жұмыскерлерінің өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену көздерімен тиімді сәулелену дозасы гигиеналық нормативтерден аспауы тиіс.
Сәулелену дозасы жылына 1 миллиЗиверттен (бұдан әрі – мЗв/жыл) асқан жағдайда жұмыскерлер табиғи сәулелену көздерімен өндірістік сәулеленудің көтеріңкі дозасына ұшырайтын адамдарға жатады.
241. Егер жұмыскерлердің табиғи радионуклидтерден сәулеленуі 1 мЗв/жыл асатын болса немесе объектінің жұмысы нәтижесінде табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті белсенділігі 1,5 кБк/кг асатын өндірістік қалдықтар түзілетін болса (немесе бар болса), мұнай-газ саласы объектілерінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша талаптар қолданыстағы «Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық қағидалары талаптарына сәйкес жүзеге асырылады.
242. Жұмыскерлердің табиғи көздермен сәулелену деңгейлері көтеріңкі 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 және оны нақты тексеру деректері бойынша нақтыланады.
243. Егер жұмыскерлердің сәулеленуінің жоғарылауына алып келуі мүмкін елеулі өзгерістер: жаңа көкжиектерді немесе кен орындарын игеру, өндіру технологиясының өзгеруі, жеткізушілердің өзгеруі (шикізатты өңдеу және тасымалдау жөніндегі ұйымдар үшін) және басқа жағдайлар болса мұндай ұйымды қайталап тексеруді қайталау керек, бірақ 3 жылда кемінде 1 рет.
244. Егер ұйымда жұмыскерлердің көтеріңкі сәулеленуі анықталмаған болса, бірақ І немесе одан жоғары санатты өндірістік қалдықтар бар немесе түзілетін болса, онда өндірістік радиациялық бақылау белгіленеді.
245. Егер тексеру қорытындылары бойынша жұмыскерлердің табиғи көздермен өндірістік сәулеленуінің жылдық дозасының 1 мЗв/жыл асқаны анықталса, онда радиациялық жағдайға дозаның құрылымын және жұмыскерлердің жиынтық сәулелену деңгейлерін бағалау мақсатында егжей-тегжейлі тексеру жүргізіледі.
246. Жұмыскерлердің өндірістік сәулеленуінің тиімді дозалары 1 мЗв/жыл бастап 2 мЗв/жыл дейін болатын ұйымдарда жұмыскерлердің барынша үлкен сәулелену деңгейлері бар жұмыс орындарында радиациялық бақылау жүргізіледі.
247. Жұмыскерлердің өндірістік сәулеленуінің тиімді дозалары 2 мЗв-тен асатын ұйымдарда радиациялық бақылау өндірістік радиациялық бақылау бағдарламасына сәйкес тұрақты жүргізіледі, сондай-ақ сәулеленуді төмендету бойынша іс-шаралар жүзеге асырылады.
Жұмыскерлердің сәулелену деңгейлерін белгіленген нормативтен жедел төмендету мүмкін болмаған жағдайда, жұмыскерлер жұмыс жағдайына байланысты А тобының персоналына теңестіріледі.
248. Егер ұйымның ағымдағы жұмысы есебінен, сонымен бірге оның қызметі аяқталған соң ұйым аумағы сауықтырылғаннан кейін тұрғындардың сыни тобының сәулеленуінің орташа жылдық тиімді дозасы 0,1 мЗв/жыл аспайтын болса, МГК ұйымдарының әсері бар аймақта тұратын тұрғындардың радиациялық қауіпсіздігі қамтамасыз етіледі.
249. Өндірістік бақылау бағдарламасын әзірлеу барысында мыналарды жүргізу қажет:
1) жұмыскерлердің табиғи сәуле көздерімен өндірістік сәулеленуінің ең жоғары ықтимал дозаларын және ұйымда өндірістік қалдықтардың бар болуын есептей отырып, радиациялық жағдайды алғашқы бағалау;
2) жұмыскерлердің табиғи сәуле көздерімен өндірістік сәулеленуінің дозалары құрылымын қоса алғанда радиациялық жағдайды толық бағалауды МГК ұйымдары жұмыскерлерінің табиғи көздермен сәулеленуінің дозаларын бағалау әдістемесі бойынша осы Санитариялық қағидаларға 15-қосымшаға сәйкес жүргізеді;
3) жұмыскерлердің сәулеленуінің негізгі көздерін және сәулелену жолдарын анықтау, сондай-ақ өндірістік қалдықтар сыныптамасын және өндірістік радиациялық бақылау түрлерін және көлемін белгілеу.
250. Мұнай-газ саласы ұйымдарындағы өндірістік радиациялық бақылау «Радиациялық қауіпті объектілерге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық қағидалары талаптарына сәйкес жүзеге асырылады.
251. МГК ұйымдарында жұмыскерлердің сәулелену деңгейлерін бағалау және өндірістік қалдықтардың санатын белгілеу үшін радиациялық бақылау мынаны қамтамасыз етуі тиіс:
1) салыстырмалы жиынтық олқылықтары 20% артық емес өндіріс қалдықтары сынамаларындағы А_тиім мәнін анықтау, бұл ретте өлшеуді орындау әдістемелері уран және торийдың тепе-тең қатарлары үшін де, сол сияқты оларда радиоактивтік тепе-теңдік болмаған жағдайда да А_тиім сандық мәнін анықтауды қамтамасыз етуі тиіс, ал анықтаманың жиынтық олқылығы 20%-дан аспауы үшін А_тиім мәні үшін 1000 Бк/кг-дан артық;
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 айқын өлшеу;
3) жиынтық олқылықтар 30% артық емес ауада радон ЭТКБ үшін – 25 Бк/м³ жоғары мәндерде және торон ЭТКБ үшін - 5 Бк/м³ жоғары болғанда радон изотоптарының ЭТКБ өлшеу;
4) ұйым жұмыскерлерінің тыныс алу аймағында ауаның тозаңдануының 1 мг/м³ және одан жоғары орташа жылдық жалпы тозаңдануын айқын анықтау;
5) жұмыскерлердің тыныс алу аймағында өндірістік тозаңда уран-238 және торий-232 қатарының негізгі радионуклидтері үшін табиғи радионуклидтердің меншікті белсенділігін анықтау (осы Санитариялық қағидаларға 16-қосымшаның 1,2-кестелері).
252. Өндірістік радиациялық бақылау жүргізу барысында жұмыскерлердің табиғи сәулелену көздерімен өндірісті сәулелену дозаларын бағалау мақсатында үлесі 20% асатын радиациялық факторлардың мәндеріне аспаптық өлшемдер жүргізуге жол беріледі. Бұл ретте сәулеленудің жиынтық дозаларына бақыланбайтын параметрлердің үлесі тиісті коэффициенттерді енгізу арқылы ескеріледі.
253. Өндірістік қалдықтарды алғашқы сұрыптау (сыныбын бағалау) стандартты жағдайларда қалдықтың массасы мен орналасу түрін, өлшеу нүктелерінің орналасуын есепке ала отырып, гамма-сәулелену дозаларының қуатын өлшеу жолымен жүзеге асырылады. Аталған өлшемдер үшін ауыспалы коэффициент қалдықтарды гамма-спектрометрлік талдау негізінде анықталады. Өндірістік қалдықтардың сыныбын түпкілікті белгілеу гамма-спектрометрлік талдаулардың қорытындысы бойынша жүргізіледі.

13. Металл сынықтарын өндірістік радиациялық
бақылауды жүзеге асыруға қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

254. Металл сынықтарын жинаумен (дайындаумен), сақтаумен, қайта өңдеумен және өткізумен байланысты жұмыстарды орындау құқығына лицензиясы бар заңды және жеке тұлғалар ұйымға келіп түсетін барлық металл сынықтарын өндірістік радиациялық бақылауды қамтамасыз етеді.
255. Өндірістік радиациялық бақылауға кіреді:
1) металл сынықтары партиясы бетінің жанында гамма-сәулелену деңгейлерінің табиғи фоннан 0,05 мкЗв/сағ артуын айқын анықтау;
2) партияның бетінен (көлік жүйесінен) 10 см ара қашықтықта гамма-сәулелену БДҚ-сын 0,2 мкЗв/сағ асатын металл сынықтары партиясындағы барлық жергілікті көздерді анықтау;
3) өлшеу жүргізетін орындардағы альфа сәулелену ағынының тығыздығының бар болуын айқын анықтау;
4) өлшеу жүргізетін орындардағы бета сәулелену ағынының тығыздығының бар болуын айқын анықтау.
256. Өндірістік радиациялық бақылау:
1) металл сынықтарын жинау орындарында, қоймаларда (алаңдарда) қабылдаған кезде;
2) металл сынықтарының партиясын өткізуге дайындаған кезде;
3) металл сынықтары тиелген көлік құралдарын тұтынушыға жіберу алдында;
4) тұтынушы металл сынықтарын алған кезде;
5) иондаушы сәулелену көздері бар аспаптары, аппараттары немесе басқа да жабдықтары бар көлік құралдарын кәдеге жаратқан кезде;
6) аспаптарының шкалалары құрамында тұрақты әсер ететін радионуклидтер бар жарық құрамы бар болғанда көлік құралдарын кәдеге жаратқан кезде;
7) радиоактивті заттарды сақтау немесе металл сынықтары фрагменттерін тасымалдау жүзеге асырылған көлік құралдарын кәдеге жаратқан кезде жүргізіледі.
257. Металл сынықтары партиясының радиоактивті ластануын өлшеу мына параметрлер бойынша жүргізіледі:
1) гамма-сәулелену БДҚ-ы;
2) альфа-бөлшектер ағынының тығыздығы;
3) бета-бөлшектер ағынының тығыздығы.
258. Өндірістік радиациялық бақылау жүргізу үшін металл сынықтарында осы қағидалармен белгіленген деңгейлерден асатын радиоактивті ластануды анықтауды қамтамасыз ететін дозиметриялық және радиометриялық аппаратура пайдаланылады. Өндірістік радиациялық бақылау аппаратурасының Мемлекеттік тексеру сертификаттары болуы тиіс.
259. Өндірістік радиациялық бақылау қорытындылары осы Санитариялық қағидаларға 17-қосымшаға сәйкес металл сынықтарын өндірістік радиациялық бақылаудың арнайы журналында тіркелуі тиіс.
260. Өндірістік радиациялық бақылау осы Санитариялық қағидаларға 18-қосымшада көрсетілген металл сынықтарына өндірістік радиациялық бақылау жүргізу әдістемесіне сәйкес жүргізіледі.
261. Жабдықтар, көлік құралдары және басқа да түсті және қара металл бұйымдары бөлшектеу алдында өндірістік радиациялық бақылаудан өтеді. Жабдық иесі радиоактивті көздер бар барлық аспаптарды, сондай-ақ тұрақты әсер ететін жарық құрамы бар аспаптарды бөлшектейді.
262. Аспаптар мен жабдықты бөлшектегеннен кейін қайта өндірістік радиациялық бақылау жүргізіледі.
263. Металл сынықтарын орналастыруға арналған алаңдар мен үй-жайлар оларды пайдаланудан бұрын өндірістік радиациялық бақылауға жатады.
Алаңдардың қоршауы, жарығы, қатты жабыны және атмосфералық суларды ағызуға арналған арналары болуы тиіс.
264. Егер:
1) сынықтардың бетіндегі гамма-сәулелену БДҚ-ы жергілікті жердің табиғи фонынан 0,2 мкЗв/сағ аспаса;
2) альфа сәулелену тығыздығы 1 шаршы сантиметрге 0,04 беккерель (бұдан әрі - Бк/см²) аспаса;
3) бета сәулелену тығыздығы 04 Бк/см² аспаса металл сынықтарының партиясын өткізуге жол беріледі.
265. Заңды тұлғалар гамма-сәулелену деңгейі табиғи фоннан 0,2 мкЗв/сағ асатын аймаққа бөтен адамдардың кіруін шектейтін шаралар қолданады.
266. Металл сынықтарының радиоактивті ластануы анықталған жағдайда, заңды тұлғалар жұмысты одан әрі тоқтатады және 24 сағат ішінде тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органдарын хабардар етеді.
267. Металл сынықтары партиясының кейбір учаскелерінде радиациялық ластану анықталған жағдайда, өндірістік радиациялық бақылау мыналарды:
1) гамма-сәулеленудің барлық локальды көздерін анықтау мақсатында металл сынықтарының барлық партиясын толық тексеруді;
2) металл сынықтары партиясының бетіндегі гамма-сәулеленудің БДҚ-сына өлшеу жүргізуді;
3) металл сынықтары бетінің альфа және бета активті радионуклидтермен ластанудың бар болуын міндетті және толық тексеруді;
4) гамма-сәулеленудің БДҚ-сын 0,05 мкЗв/сағ аспайтын төменгі шегін сенімді мәнімен металл сынықтары құрамындағы радионуклидтердің гамма-сәулеленудің бар болуын анықтауды;
5) өлшеу жүргізілетін орында 0,04 (бөлшектен (см².с) асатын альфа-сәулелену ағыны тығыздығының бар болуын айқын анықтауды;
6) өлшеу жүргізілетін орындарда 0,4 (бөлшектен (см².с) асатын бета-сәулелену ағыны тығыздығының бар болуын айқын анықтауды қамтуы тиіс.
268. Металл сынықтарында анықталған барлық жергілікті көздер одан алып тасталуы және кәдеге жаратылуы тиіс.
269. Радиоактивтік көзді металл сынығынан алып тастауды арнайы дайындалған мамандар жүргізіледі.
270. Металл сынықтары партиясынан алынған локальды көздер уақытша сақтау үшін олардың сақталуын және оларға бөтен адамдардың рұқсатсыз кіруін болдырмайтын арнайы тағайындалған үй-жайларда орналастырылған металл контейнерлерге салынады. Алынған жергілікті көздер бар контейнер орналасқан үй-жайдың қабырғаларының сыртқы бетіндегі гамма-сәулелену БДҚ-ы (табиғи фонды есепке алмағанда) 0,1 мкЗв/с аспауы тиіс.

14. Жеке қорғаныш және жеке гигиена құралдарын пайдалануға
қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

271. Сәулелену көздерімен жұмыс істейтін немесе осындай жұмыстар жүргізілетін учаскелерге баратын барлық адамдар жұмыстар түріне және сыныбына сәйкес жеке қорғаныш құралдарымен қамтамасыз етіледі.
272. Ашық түрде І сынып радиоактивті заттарымен жұмыстар кезінде және ІІ сынып жекелеген жұмыстары кезінде персоналда жеке қорғаныштың негізгі құралдары жиыны болуы, сондай-ақ ықтимал радиоактивтік ластану деңгейі мен сипатына байланысты қосымша қорғаныш құралдары болуы тиіс.
Жеке қорғаныш құралдарының негізгі жиынына: арнайы ішкиім және аяқ киім, шұлық, комбинезон немесе костюм (кеудеше, шалбар), қалпақ немесе дулыға, қолғаптар, бір рет қолданылатын сүлгілер мен бет орамалдар, тыныс алу органдарын қорғау құралдары (ауаның ластануына байланысты) кіреді. ІІ сыныптың жұмыстары кезінде және ІІІ сыныптың жекелеген жұмыстары кезінде персонал халаттармен, қалпақтармен, қолғаптармен, жеңіл аяқ киіммен және қажет болған жағдайда тыныс алу мүшелерінің қорғаныш құралдарымен қамтамасыз етілуі тиіс.
273. Радиоактивті заттармен жұмыстарға арналған жеке қорғаныш құралдары белсенділікті жақсы жоятын материалдардан жасалуы не бір рет қолданылатын болуы тиіс.
274. Радиоактивті ерітінділермен және ұнтақтармен жұмыс істейтін адамдарда, сондай-ақ радиоактивтік заттармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайларды жинайтын персоналда жеке қорғаныш құралдарының негізгі құралдары жиынынан басқа қосымша пленка материалдардан немесе полимерлі жабыны бар материалдардан жасалған арнайы киімі: алжапқыштар, жеңқаптар, кеудешелер, шалбарлар, резеңке немесе пластик арнайы аяқ киім болуы тиіс.
275. Радионуклидтермен ластанған металды дәнекерлеу немесе кесу бойынша жұмыстар атқаратын персонал ұшқынға төзімді белсенділігі жақсы жойылатын материалдардан жасалған арнайы жеке қорғаныш құралдарымен жабдықталады.
276. Тыныс алу ағзаларының қорғаныш құралдарын (сүзгіш немесе оқшаулағыш) үй-жай ауасының радиоактивті заттармен ықтимал аэрозольді ластану жағдайларында (ұнтақтармен жұмыстар жүргізу, радиоактивті ерітінділерді булануы) қолдану қажет.
277. Үй-жай ауасының радиоактивті газдармен немесе булармен ластануы мүмкін жұмыстар кезінде (апаттарды жою, жөндеу жұмыстары) немесе сүзгіш құралдар қолдану радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етпейтін болса оқшаулағыш қорғаныш құралдарын (пневматикалық костюмдер, пневматикалық дулығалар, ал жекелеген жағдайларда - дербес оқшаулағыш аппараттар) қолдану керек.
278. Тері жабындарының радиоактивті ластану ықтималдығы бар радиациялық объектілерде дезактивация құралдары ретінде жуу құралдары пайдаланылады.
279. Жоғары сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайлардан төмен сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларға өту кезінде жеке қорғаныш құралдарының радиоактивтік ластану деңгейлері бақыланады. Екінші аймақтан үшінші аймаққа өту кезінде қосымша жеке қорғаныш құралдарын шешеді.
280. Рұқсат етілген деңгейлерден жоғары ластанған арнайы киім мен ішкиім дезактивация үшін арнайы кір жуу орындарына жөнелтеді. Негізгі арнайы киім мен іш киімді ауыстыруды персонал кемінде жеті күнде бір рет жүзеге асырады.
Қосымша жеке қорғаныш құралдары (пленка, резеңке, полимерлік жабыны бар) әр пайдаланудан кейін санитариялық шлюзде немесе басқа арнайы бөлінген жерде алдын ала дезактивацияланады. Егер дезактивациядан кейін олардың қалдық ластануы рұқсат етілген деңгейден жоғары болса, қосымша жеке қорғаныш құралдары арнайы кір жуу орнына жөнелтіледі.
281. Ластану анықталған жағдайда, жеке киім мен аяқ киім радиациялық қауіпсіздік қызметінің бақылауымен дезактивациялауға, ал оны тазалау мүмкін болмаған жағдайда көмілуге жатады.
282. Ашық түрде радиоактивті заттармен жұмыстарға арналған үй-жайларда мынаған:
1) жұмыскерлердің жеке қорғаныш құралдарынсыз болуына;
2) ас ішуге, темекі шегуге, косметикалық заттарды пайдалануға;
3) азық-түлік өнімдерін, темекі бұйымдарын, үй киімін, косметикалық заттар мен жұмысқа қатысы жоқ басқа да заттар сақтауға жол берілмейді.
283. Ас ішу үшін ыстық су тартылған қолжуғышпен жабдықталған, ашық түрде радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайлардан оқшауланған арнайы үй-жай көзделеді.
284. Радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін үй-жайлардан шығар кезде арнайы киім мен басқа жеке қорғаныш құралдарының радиоактивтік ластануы тексерілуі, оларды шешу және радиоактивтік ластануы анықталған жағдайда, дезактивациялауға жіберіледі, жұмыскер себезгіде жуынады.

15. Медициналық сәулелену кезінде пациенттер мен
халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге
қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

285. Пациенттер мен халықтың медициналық сәулеленуінің барлық түрлері (профилактикалық, диагностикалық, емдік, зерттеу) кезіндегі радиациялық қауіпсіздік рентгендік-радиологиялық емшаралардың барынша көп пайдасына қол жеткізу және радиациялық зиянды азайту арқылы қамтамасыз етілуі тиіс.
286. Диагностикалық ақпарат немесе терапиялық эффект алу мақсатында пациенттерді медициналық сәулелендіру дәрігердің тағайындауымен және пациенттің келісімімен жүргізіледі. Тиісті емшараны өткізу туралы түпкілікті шешімді рентгенолог дәрігер немесе радиолог дәрігер қабылдайды.
287. Медициналық диагностикалық сәулелендіру басқа баламалы диагностикалық әдістер ақпарат тұрғысынан жеткіліксіз болса немесе қолдану мүмкін болмаған жағдайларда медициналық көрсетілімдер бойынша жүзеге асырылады.
288. Емшаралар орындаудың оңтайлы режимдері және оларды орындау кезінде пациенттің сәулелену деңгейлері көрсетілетін сәулелік диагностика мен терапия әдістемесі денсаулық сақтау саласындағы уәкілетті органмен бекітіледі.
289. Рентгендік-радиологиялық диагностикалық зерттеулердің барлық түрінің жүргізілу регламенттері детерминделген сәулелік әсерлердің болмауына кепілдік беруі тиіс.
290. Адамдарды ғылыми медициналық ақпарат алу мақсатында сәулелендіру зерттелушілерге сәулелендірудің ықтимал салдарлары туралы мәліметтер тапсырылғаннан кейін олардың міндетті түрдегі жазбаша келісімі кезінде жүзеге асырылады.
291. Сәулелік терапия жүргізу кезінде сәулелік асқынулар қаупін төмендету мақсатында патологиялық ошақтың орналасуы ескеріледі.
292. Рентгендік–радиологиялық медициналық зерттеулер мен сәулелік терапия үшін Дәрілік заттардың, медициналық мақсаттағы бұйымдар мен медициналық техниканың мемлекеттік тізіліміне енгізілген және оны пайдалану құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы бар аппаратура пайдаланылады.
293. Сәулелік терапия және диагностика бөлімдері (бөлімшелері) емдік-диагностикалық емшараларды орындау кезінде пациентті және персоналды радиациялық қорғаудың жылжымалы және жеке құралдарының міндетті жинағын қолдануы тиіс.
294. Фармакологиялық радиопротекторларды тәжірибеде пайдалануға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды бар болғанда жол беріледі.
295. Медициналық ұйымда рентгендік-радиологиялық (диагностикалық және емдік) емшараларды орындау құқығына лицензиясы болуы тиіс.
296. Рентгендік-радиологиялық диагностикамен және терапиямен айналысатын медициналық персонал пациенттердің сәулелену дозаларын мүмкіндігінше төмен деңгейде сақтай отырып, қорғауды жүзеге асырады.
297. Пациенттің әрбір жүргізілген рентгендік-радиологиялық зерттеуден және сәулелік терапия емшараларынан алған сәулелену дозалары оның амбулаториялық картасына міндетті қосымша болып табылатын дербес медициналық сәулелену дозаларын есепке алу парағына енгізілуі тиіс.
298. Пациенттің жинақталған медициналық диагностикалық сәулелену дозасы 0,5 Зв жеткенде, егер сәулелік емшаралар өмірлік мәні бар қажеттілікпен байланысты болмаса, оның сәулеленуін одан әрі шектеу бойынша шаралар қабылданады.
299. Пациенттің талабы бойынша оған күтілетін немесе алынған сәулелену дозасы туралы және рентгендік-радиологиялық емшаралар жүргізудің ықтимал салдарлары туралы ақпарат табысталады.
300. Медицина персоналына өзінің кәсіби сәулеленуін қысқарту мақсатында пациенттің сәулеленуін ұлғайтуға жол берілмейді.
301. Пациентке терапевттік мақсатта радиофармацевттік препарат енгізу кезінде дәрігер оған ұрпақ өсіруден уақытша бой тартуға кеңес беруі тиіс.
302. Радиофармацевттік құралдарды диагностика және терапия мақсатында жүкті әйелдерге енгізуге жол берілмейді.
303. Диагностика немесе терапия мақсатында емшек емізетін аналарға радиофармацевттік препараттар енгізу кезінде баланы емшекпен тамақтандыру уақытша тоқтатылады.

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

304. Өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену көздерінің әсері кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша талаптар жұмыскерлердің табиғи радионуклидтерден сәулеленуі 1 мЗв/жыл асатын кез келген ұйымдарға қойылады (жер асты жағдайларында жұмыстарды жүзеге асыратын табиғи радионуклидтердің құрамы жоғары минералдық және органикалық шикізат қазбалайтын және қайта өңдейтін ұйымдар). Урандық емес кеніштер мен басқа да жер асты құрылыстарының жобалық құжаттамасында радиациялық қауіпсіздік мәселелері сипатталған болуы тиіс.
Табиғи радионуклидтер (уран, радий, торий) алу мақсатында кен қазбалайтын және қайта өңдейтін ұйымдар, сондай-ақ осы радионуклидтерді пайдаланатын ұйымдар техногендік сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізетін ұйымдарға жатады.
305. Өндірістік мақсаттағы ғимараттар тұрғызу үшін аумақтың топырақ үстінен радон ағынының тығыздығы секундына шаршы метрге 250 микробеккерельден (бұдан әрі - мБк/(м²*с) аспайтын учаскелерін таңдайды. Ғимарат құрылысын топырақ үстінен радон ағынының тығыздығы 250 мБк/(м²*c) асатын учаскеде жобалау кезінде ғимараттың жобасында радоннан қорғану жүйесі ұсынылады.
306. Техногендік сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілмейтін ұйымдарда жұмыскерлердің өндірістік жағдайларда табиғи сәулелену деңгейлері ГН-да келтірілген мәндерден аспауы тиіс. Жұмыс ұзақтығын өзгерту, радиациялық әсер деңгейін айқындайтын өндірістік шаңдағы радионуклидтердің радиоактивтік тепе-теңдігінің бұзылу жағдайларында ұйым әкімшілігі санитариялық–эпидемиологиялық қорытынды негізінде радиациялық әсерді бақылау деңгейлерін белгілеуі тиіc.
307. Табиғи сәулелену көздері себепші болған радиациялық жағдайды бақылау жүзеге асырылуға тиіс жұмыс жасайтын ұйымдардың, цехтардың немесе жеке жұмыс орындарының тізбесін құрастыру үшін оларға бастапқы тексеру жүргізіледі.
308. Егер тексеру нәтижесінде ұйымда жұмыскерлердің 1 мЗв/жыл сәулелену дозаларынан асу жағдайлары анықталмаған болса, онда одан әрі радиациялық бақылау міндетті болып табылмайды. Алайда өндірістік технологияны жұмыскерлердің сәулеленуінің ұлғаюына әкеліп соғуы мүмкін түрде елеулі өзгерту кезінде қайтадан тексеру өткізіледі.
309. Дозаның ұлғаюы 1 мЗв/жыл белгіленген, бірақ дозаның 2 мЗв/жыл ұлғаюы жоқ ұйымдарда жұмыскерлердің сәулелену деңгейлері ең жоғары жұмыс орындарында іріктелген радиациялық бақылау жүргізіледі.
310. Жұмыскерлердің сәулелену дозалары 2 мЗв/жыл аспайтын ұйымдарда сәулелену дозаларын тұрақты бақылау жүзеге асырылады және оларды төмендету бойынша іс–шаралар жүргізіледі.
311. Белгіленген нормативтен (5 мЗв/жыл) жоғарылау анықталған жағдайларда, ұйым әкімшілігі жұмыскерлердің сәулеленуін төмендету бойынша шаралар қабылдайды. Көрсетілген нормативті сақтау мүмкін болмаған жағдайда, ұйымдарда тиісті жұмыскерлерді жұмыс жағдайлары бойынша техногендік сәулелену көздерімен жұмыс істейтін персоналға теңестіруге жол беріледі. Қабылданған шешім туралы ұйым әкімшілігі мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына хабар береді. Жұмыс жағдайлары бойынша техногендік сәулелену көздерімен жұмыс істейтін персоналға теңестірілген тұлғаларға А тобының персоналы үшін белгіленген радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша барлық талаптар қолданылады.
312. Өндіріс қалдықтары осы Санитариялық қағидалардың «Радиоактивті қалдықтарды жинауға, пайдалануға және көмуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» деген бөлімінде келтірілген критерийлер бойынша радиоактивті қалдықтар санатына жатқызылатын ұйымдарда оларды жинау, уақытша сақтау және көму ұйымдастырылуы тиіс.
313. Халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз ету бойынша талаптар реттелетін табиғи сәулелену көздеріне: радон изотоптарына және олардың үй-жайлары ауасында ыдырау өнімдеріне, құрылыс бұйымдарында болатын табиғи радионуклидтердің гамма-сәулеленуіне, ауыз суда, тыңайтқыштарда және пайдалы қазбаларда болатын табиғи радионуклидтерге қолданылады.
314. Халықтың радиациялық қауіпсіздігінің салыстырмалы дәрежесін табиғи сәулелену көздерінің тиімді дозаларының мынадай мәндері сипаттайды: 2 мЗв/жыл кем – сәулелену елдің тұрғындары үшін табиғи сәулелену көздері дозаларының орташа мәндерінен аспайды; 2-ден 5 мЗв/жыл дейін - көтеріңкі сәулелену; 5 мЗв/жыл астам - жоғары сәулелену. Сәулеленудің жоғары деңгейлерін төмендету бойынша іс-шаралар бірінші кезекті тәртіпте жүзеге асырылуы тиіс.
315. Тұрғын үйлер мен әлеуметтік-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттар тұрғызу үшін аумақтардың учаскелерін таңдау кезінде гамма-аясы 0,3 мкГр/сағ аспайтын және топырақ үстінен радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м²*с) артық емес учаскелер бөлінеді.
316. Ғимарат құрылысы үшін радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м²хс) артық учаске бөлінген кезде ғимараттың жобасында радоннан қорғану жүйесі көзделген болуы тиіс (тұтас бетон тұғырық, жертөле үй-жайы жаппасының жетілдірілген оқшаулауы). Топырақ үстінен радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м²*с) кем болған кезде радоннан қорғану іс-шараларының қажеттілігі әр жағдайда санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде айқындалады.
317. Өндірістік радиациялық бақылау тұрғын үйлер мен әлеуметтік-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттардың барлық құрылысы, қайта жаңарту, күрделі жөндеу және пайдалану кезеңдерінде жүзеге асырылуы тиіс. Нормативтік мәндерден асу анықталған жағдайларда себептерге талдау жүргізіледі және гамма-сәулелену қуатын және (немесе) үй-жайлардың ауасындағы радон құрамын төмендетуге бағытталған қорғану іс-шаралары жүзеге асырылады. Салынып, қайта жаңартылып немесе күрделі жөнделіп жатқан ғимараттың гамма-сәулелену қуаты және үй-жайлардың ауасындағы радонның көлемдік белсенділігінің нормативтік мәндерге дейін төмендетілмей ғимарат немесе оның бір бөлігін іске пайдалану құқығына санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды берілмейді.
318. Тұрғын үйлер мен әлеуметтік-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттарды өндірістік радиациялық бақылауды заңнамада белгіленген тәртіппен аккредиттелген ұйымдар жүзеге асырады.
319. Тұрғын үй және қоғамдық ғимараттарда олардың құрылысы, реконструкциясы, пайдалануға беру және пайдалану кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша осы санитариялық қағидалардың талаптарының орындалуын мемлекеттік қадағалауды халықтың санитариялық–эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органдар жүзеге асырады.
320. Құрылыс материалдары мен бұйымдарындағы табиғи радионуклидтер құрамын бақылауды өндіруші ұйым жүзеге асырады. Табиғи радионуклидтердің меншікті белсенділігінің мәндері мен қауіптілік сыныбы материалдар мен бұйымдардың әр партиясының ілестірме құжаттамасында (паспортында) көрсетілуі тиіс.
321. Фосфорлы тыңайтқыштар мен мелиоранттардағы табиғи радионуклидтердің меншікті белсенділігінің мәндерін жеткізушілер көшірмесін алушы ұйым мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына табыстауға тиіс ілеспе құжатта көрсетеді.

17. Радиациялық апаттар кезінде радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар

322. Радиациялық апат кезіндегі халықтың және персоналдың радиациялық қауіпсіздігі жүйecі апаттың теріс салдарларын неғұрлым төмендетуге, детерминделген әсерлердің туындауының алдын алу және стохастикалық әсерлердің ықтималдығын азайтуды қамтамасыз етуі тиіс. Радиациялық апат анықталған жағдайда, апаттың дамуын тоқтату, сәулелену көзін бақылауды қалпына келтіру мен сәулелену дозаларын және персонал мен халықтың қатарынан сәулеленген тұлғалардың санын, өндірістік үй-жайлар мен қоршаған ортаның радиоактивтік ластануын, апат әкелген экономикалық және әлеуметтік шығыстарды неғұрлым төмендету бойынша шұғыл шаралар қабылдануы тиіс.
323. Әрбір радиациялық объектінің жобалық құжаттамасында жабдықтың ақаулығының, персоналдың жаңсақ әрекеттерінің, зілзала нәубеттерінің немесе сәулелену көздерін бақылаудан айырылу мен адамдардың сәулеленуіне және (немесе) қоршаған ортаның радиоактивтік ластануына әкеліп соғуы мүмкін өзге де себептердің салдарынан туындайтын ықтимал апаттар айқындалған болуы тиіс.
324. І-ІІ санаттардың радиациялық объектілерінің жобалық құжаттамасында:
1) радиациялық апаттың салдарларын жою бойынша шұғыл жұмыстар жүргізу үшін қажетті жеке қорғаныш құралдарының, дәрі-дәрмектердің, радиометрлік және дозиметрлік аспаптардың, дезактивация және санитариялық өңдеу құралдарының, құрал-саймандар мен мүкәммалдың апаттық қорының номенклатурасы, көлемі және сақталу орындары кіретін «Азаматтық қорғаныстың инженерлік–техникалық іс-шаралары. Төтенше жағдайлардың алдын алу бойынша іс–шаралар» бөлімі;
2) «Персонал мен халықты радиациялық апаттан және оның салдарларынан қорғау бойынша іс–шаралар жоспары» бөлімі болуы тиіс.
325. Персонал мен халықты радиациялық апаттан және оның салдарларынан қорғау бойынша іс-шаралар жоспарында мынадай негізгі бөлімдер болады:
1) апаттың ықтимал себептерін, типтері мен даму сценарийлерін, сондай-ақ түрлі апат типтері кезіндегі болжалды радиациялық жағдайды ескере отырып, радиациялық объектідегі ықтимал апаттар болжамы;
2) қорғаныш іс-шараларын жүргізу туралы шешім қабылдау үшін критерийлер;
3) апатты және оның салдарларын жою кезінде өзара әрекеттесу жүзеге асырылатын ұйымдар тізбесі;
4) апаттық радиациялық бақылауды ұйымдастыру;
5) радиациялық апаттың сипатын және мөлшерлерін бағалау;
6) апаттық жоспарды қолданысқа енгізу тәртібі;
7) хабар беру және ақпараттандыру тәртібі;
8) персоналдың апат кезіндегі мінез–құлқы;
9) лауазымды адамдардың апаттық жұмыстар жүргізу кезінде қабылдайтын әрекеттері;
10) апаттық жұмыстар жүргізу кезіндегі персоналды қорғау шаралары;
11) өртке қарсы іс–шаралар;
12) халықты және қоршаған ортаны қорғау бойынша іс-шаралар;
13) зардап шеккендерге медициналық көмек көрсету;
14) радиоактивтік ластану ошақтарын (учаскелерін) оқшаулау және жою бойынша шаралар;
15) персоналды апат жағдайына дайындау және жаттықтыру.
326. Барлық радиациялық объектілерде «Персоналдың апаттық жағдайларда әрекет етуі бойынша нұсқаулық» болуы тиіс.
327. Радиациялық объектінің өндірістік учаскелерінде, санитариялық өткізгіште және медициналық пунктте апат кезінде зардап шеккендерге алғашқы көмек көрсетудің қажетті құралдарының жинағы бар дәрі қобдишалары, ал ашық түрде радиоактивті заттармен жұмыстар жүргізілетін объектілерде ластануға ұшыраған адамдарды санитариялық өңдеу құралдарының толықтырылып отыратын қоры болуы тиіc.
328. Радиациялық апат болуы мүмкін әрбір ұйымда сигналдары бойынша персонал радиациялық апатты жою бойынша іс–шаралар жоспарына және лауазымдық нұсқаулықтарға сәйкес әрекет етуі тиіс, туындаған апат туралы шұғыл хабарлау жүйесі көзделеді.
329. Радиациялық апаттың болуы анықталатын барлық жағдайларда ұйым әкімшілігі радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ету саласында мемлекеттік басқаруды, қадағалауды және бақылауды жүзеге асыратын мемлекеттік органдарды хабардар етеді.
330. Мемлекеттік органдар «Радиациялық апат жағдайында халықты қорғау бойынша іс-шаралар жоспарына» сәйкес радиациялық апат туралы деректердің радиациялық қорғау саласының мамандарына тез жеткізілуін және олардың халықты радиациялық апат, қорғанудың ұсынылатын құралдары мен әдістері туралы хабарлауға қатысуын қамтамасыз етеді.
331. Апатты және оның салдарларын жою бойынша жұмыстар жүргізуге бәрінен бұрын мамандандырылған апаттық бригадалардың мүшелері тартылуы тиіс. Қажет болған жағдайларда, осы жұмыстарды орындау үшін персоналдан отыз жастан асқан, медициналық қарсы көрсетілімдері жоқ адамдар ықтимал сәулелену дозалары және денсаулық үшін қаупі туралы хабардар етілгеннен кейін, олардың ерікті жазбаша келісімі бойынша тартылуы мүмкін. Әйелдер апаттық жұмыстарға қатысуға тек айрықша жағдайларда ғана жіберілуі мүмкін.
332. Апаттың салдарларын жою бойынша жұмыстардың алдында жұмыстар сипаты мен кезектілігі түсіндіріле отырып, радиациялық қауіпсіздік мәселелері бойынша персоналға нұсқау жүргізіледі. Қажет болған жағдайда алдағы операцияларды алдын ала жаттықтыру керек.
333. Апаттың салдарларын жою бойынша жұмыстар және персоналдың ықтимал қайта сәулеленуімен байланысты басқа іс-шараларды орындау радиациялық бақылау бойынша жұмыстың шекті ұзақтығы, қосымша қорғаныш құралдары, қатысушылардың және жұмыстардың орындалуына жауапты адамның тектері айқындалатын арнайы рұқсат (рұқсаттама) бойынша жүргізілуі тиіс.
334. Апатты жою кезінде персоналдың жоспарланатын көтеріңкі сәулеленуін регламенттеу ГН-да айқындалады. Жоспарланатын көтеріңкі сәулеленуге апаттық-қалпына келтіру жұмыстарына қатысатын радиациялық объектінің персоналы мен апаттық-құтқару қызметтері мен жасақтарының мамандары үшін жол беріледі.
335. Радиациялық бақылау тәртібі орындалатын жұмыстардың ерекшеліктері мен жағдайларын ескере отырып, санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыға сәйкес айқындалады.
336. Жарақатпен зақымданған, химиялық уланған немесе 0,2 Зв жоғары дозада сәулеленуге ұшыраған адамдарды медициналық тексеруге жіберу қажет. Радиоактивтік ластану жағдайында адамдарға санитариялық өңдеу және киімге дезактивация жүргізілуі тиіс.
337. Көлемді аумақтардың радиоактивтік ластануына әкеліп соққан радионуклидтердің қоршаған ортаға шығуымен болған радиациялық апат кезінде халықты қорғау шешімдер қабылдау үшін ГН-да келтірілген критерийлерге сәйкес жүзеге асырылады.
338. Апаттың салдарларын жою және оның себептерін тергеу қажет болған жағдайда аймақ, аумақ және объект деңгейлерінде Қазақстан Республикасының заңнамасы белгілеген тәртіпте жүргізіледі.
339. Мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдары радиациялық апатты тексеру және салдарларын жою кезінде мынадай міндеттерді орындауға қатысуы тиіс:
1) апаттық сәулеленуге ұшырауы мүмкін адамдарды анықтау;
2) апатты тексеру және салдарларын жоюға қатысатын адамдардың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуді бақылау;
3) өндірістік және қоршаған ортаның, сумен жабдықтау көздерінің, азық-түлік өнімдерінің радиоактивтік ластану деңгейлерін бақылау;
4) радиациялық жағдайды және персонал мен халықтың жекелеген топтарының, сондай-ақ апаттық жұмыстарға қатысқан адамдардың жеке сәулелену дозаларын гигиеналық бағалау;
5) дезактивацияның мен санитариялық өңдеудің тиімділігін бағалау;
6) орталық атқарушы органдар мен ұйымдар үшін радиациялық жағдайды болжай отырып, персоналды және халықты қорғау бойынша ұсыныстар әзірлеу;
7) радиоактивті қалдықтардың жиналуын, шығарылуын және көмілуін бақылау.
340. Халықтың радиоактивтік ластану аймақтарындағы тұрмысының ерекше режімдері, тиісті аумақтағы радиациялық жағдайды бақылау, халықтың сәулелену дозаларын есепке алу санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыға сәйкес жүзеге асырылады.
341. Радиациялық апат нәтижесінде радиоактивтік ластануға ұшыраған аумақтарда мыналар:
1) аумақтың радиоактивтік ластану есебінен халықтың сәулелену дозалары 10 мкЗв/жыл асуы мүмкін болса, оларды бағалау жолымен радиациялық бақылау;
2) халықтың басқа негізгі сәулелену түрлерін радиациялық бақылау;
3) егер аумақтың радиоактивтік ластану есебінен халықтың сәулелену дозасы 1,0 мЗв/жыл асатын болса, сәулеленудің барлық негізгі түрлері бойынша дозаларды оңтайландырып төмендету;
4) егер аумақтың радиоактивтік ластану есебінен сәулелену дозасы 0,1 мЗв/жыл acca, бірақ 1,0 мЗв/жыл артық болмаса, халықтың қалыпты тұрмысын, аумақтың шаруашылық және әлеуметтік қызметін бұзбайтын оңтайландырылған қорғану іс-шаралары жүзеге асырылады.
342. Радиоактивтік ластануға ұшыраған аумақта шаруашылық қызметті жүзеге асыратын ұйымның әкімшілігі жұмыскерлердің радиоактивтік ластанудың есебінен сәулеленуі 5 мЗв/жыл аспайтын жұмыс жағдайларын қамтамасыз етеді. Радиоактивтік ластану есебінен жұмыскерлердің сәулеленуі 1 мЗв/жыл асатын ұйымдарда радиациялық бақылауды жүзеге асыратын және оңтайландыру қағидатына сәйкес жұмыскерлердің сәулелену дозаларын төмендету бойынша іс-шаралар жүргізетін радиациялық қауіпсіздік қызметі құрылуы тиіс. Радиациялық бақылау тәртібі санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыға сәйкес бекітіледі.
343. Сәулелену көздерімен жұмыстар жүргізілетін ұйымға қызмет көрсететін медициналық ұйым апаттық сәулелену жағдайына:
1) радиациялық бақылау аспаптарымен;
2) тері жабындарын, күйіктер мен жараларды дезактивациялау құралдарымен (ашық түрдегі радиоактивті заттармен жұмыс кезінде);
3) организмнен радионуклидтер шығаруды жылдамдату құралдарымен;
4) радиопротекторлармен жабдықталады.
344. А тобының персоналы ішіндегі адамдарды сәулелену көздерімен жұмыс істеуін тоқтатқаннан кейін мерзімдік медициналық тексеру көрсетілген жұмыстар уақытында медициналық ұйымда немесе ол сәулелену көздерімен жұмыс істеген ведомствоның басқа медициналық ұйымында жүргізіледі.
345. Бір жыл ішінде 200 мЗв астам тиімді дозада сәулеленуге ұшыраған немесе негізгі сәулелену көздерінің бірінен 500 мЗв немесе барлық сәулелену көздерінен 1000 мЗв астам доза жинаған халық ішіндегі адамдарды медициналық тексеруді аумақтық денсаулық сақтау басқармасы ұйымдастырады.

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

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

1-кесте

№	Сәулеленудің жекелеген түрлері үшін өлшемді коэфициенттер	Сәулеленудің әр түрлерінің салыстырмалы тиімділігін ескеретін енген доза көбейткіштері
1	2	3
1	Кез келген энергиялардың фотондары	1
2	Кез келген энергиялардың электрондары мен мюондары	1
3	10-нан кем килоэлектронвольт (бұдан әрі – кэВ) энергиясы бар нейтрондар	5
4	10 кэВ-тен 100 кэВт дейін энергиясы бар нейтрондар	10
5	100 кэВ-тен 2 мегаэлектронВольт (бұдан әрі - МэВ) дейін энергиясы бар нейтрондар	20
6	2 MэB-тен 20 MэB дейін энергиясы бар нейтрондар	10
7	20 MэB астам энергиясы бар нейтрондар	5
8	Серпім протондарынан басқа 2 МэВ астам энергиясы бар протондар	5
9	Альфа-бөлшектер, бөліну жарықшақтары, ауыр ядролар	20

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

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

2-кесте

№	Тіндер мен ағзалар үшін тиімді дозаны есептеуге арналған өлшемді коэффициенттер (WT)	Ағзалар мен тіндердегі эквивалентті доза көбейткіштері
1	Гонадалар	0,20
2	Сүйектің кемігі (қызыл)	0,12
3	Тоқ ішек	0,12
4	Өкпе	0,12
5	Асқазан	0,12
6	Қуық	0,05
7	Төс безі	0,05
8	Бауыр	0,05
9	Өңеш	0,05
10	Қалқанша безі	0,05
11	Тері	0,01
12	Сүйек беті жасушалары	0,01
13	Басқалары (бүйрекбез, бас миы, тыныс алу ағзаларының экстраторокальдық бөлімі, жіңішке ішек, бүйрек, бұлшық ет тіні, ұйқы без, көкбауыр, айырша без және жатыр)	0,05

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

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

Радиациялық қауіпсіздіктің негізгі қағидаттары

1. Негіздеу қағидаты

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

Х-(У+2)>0,

(1)

мұнда X – радиациялық қорғауға шығындарды қоспағанда, сәулелену көзін немесе сәулелену жағдайларын құруға және пайдалануға арналған барлық шығындарды шегергенде сәулелену көзін немесе сәулелену жағдайларын қолдану пайдасы;
У₁ – барлық қорғау түрлеріне арналған шығындар;
У₂ – адамдардың денсаулығына және қоршаған ортаға қорғау шараларымен жойылмаған сәулеленуден келетін зиян.
2. Пайданың (Х) және зиянның жиынтығының (У₁ + У₂) арасындағы айырмашылық нөлден көп болуға тиіс, ал пайдаға (Х) қол жеткізудің эквивалентті әдістері бар болғанда бұл айырмашылық ең жоғары болуға тиіс. Пайданың зияннан асуына қол жеткізу мүмкін болмаған жағдайда, сәулелену көзінің осы түрін қолданудың қабылдауға жарамсыздығы туралы шешім қабылданады.
Техникалық және экологиялық қауіпсіздік жақтары ескерілуі тиіс.
3. Көбіне пайда мен зиян әртүрлі көрсеткіштер арқылы өлшенетін сәулелену көзінің пайдасы мен зиянын салыстырумен байланысты негіздеу қағидатын тексеру тек радиологиялық критерийлермен ғана шектелмейді, сонымен бірге әлеуметтік, экономикалық, психологиялық және басқа факторларды қамтиды.
4. Әртүрлі сәулелену көздері мен сәулелену жағдайлары үшін пайданың нақты шамаларының өз ерекшеліктері бар (атом электр станциясы (АЭС) өндірген энергия, диагностикалық және басқа ақпарат, қазбаланған табиғи ресурстар, баспанамен қамтамасыз етілу). Оларды бірдей уақыт аралықтарында адам-өмір жылын қысқарту түрінде сәулеленуден болатын ықтимал залалмен салыстыру үшін пайданың жалпылама өрнегіне келтіру керек. Бұл ретте бір адам-Зв ұжымдық тиімді дозасында сәулелену бір адам-өмір жылынан айырылуға әкеледі деп қабылданады.
5. Басымдық экономикалық пайдалармен салыстырғанда денсаулық көрсеткіштеріне беріледі. Пайда-зиян арақатынасының медициналық-әлеуметтік негіздемесі сәулеленумен байланысты қызметтің денсаулық үшін пайдасы мен зиянының сандық және сапалық көрсеткіштерінің негізінде жасалынуы мүмкін.
6. Сандық бағалау үшін мына теңсіздікті пайдалану керек:

У₀ > У₂, (2)

мұнда У₂ мәні (1) формуладағыдай,
У₀ - сәулеленумен байланысты осы қызмет түрінен бас тарту нәтижесінде денсаулыққа келген зиян.
Сапалық бағалау мына формуланың көмегімен орындалуы мүмкін:

3)

мұнда Z - сәулеленумен байланысты қызметтің нәтижесінде зиянды факторлардың әсер ету қарқындылығы;
Z₀ - сәулеленумен байланысты қызметтен бас тарту кезінде персоналға немесе халыққа әсер ететін зиянды факторлар;
D_Z және D_Z0, - Z және Z₀ факторлары әсерінің рұқсат етілген қарқындылығы.

2. Оңтайландыру қағидаты

7. Оңтайландыру қағидатын іске асыру қорғау іс-шараларын жүргізу жоспарланатын уақытта әр кезде жүзеге асырылуға тиіс. Осы қағидатты іске асыру үшін жауапты радиациялық қорғау қажеттілігі туындайтын объектілерде немесе аумақтарда радиациялық қауіпсіздікті ұйымдастыруға жауапты қызмет немесе тұлғалар болып табылады.
8. Сәулелену көзін немесе сәулелену жағдайларын қалыпты пайдалану жағдайларында оңтайландыру (қорғанысты жетілдіру) тиісті шектерден мардымсыз төмен - жеке доза жылына 10 мкЗв деңгейге қол жетер диапазондағы сәулелену деңгейлері кезінде жүзеге асырылуға тиіс.
9. Оңтайландыру қағидатын іске асыру негіздеу қағидаты сияқты халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы уәкілетті органы бекітетін арнайы әдістемелік нұсқаулар бойынша, ал олар басылып шыққанға дейін - негіздеуші құжаттардың радиациялық-гигиеналық сараптамасын өткізу арқылы жүзеге асырылуы тиіс. Бұл ретте РҚН-ға сәйкес тиімді дозаны бір адам-зивертке төмендететін қорғауды жетілдіру үшін ең аз шығын болып бір жылдық жанға шаққандағы ұлттық табысқа (халықаралық ұсынымдарда қабылданған альфа шамасы) тең шығын саналады.

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

Жекелеген техногендік сәулелену көздерінен
халықтың сәулеленуіне квоталар белгілеу
бойынша ұсынымдар

1. Квоталар белгілеудің мақсаты бірнеше радиациялық объектілерден сәулеленуге ұшырап отырған халық үшін РҚН-да белгіленген халықтың техногендік сәулелену дозасының шегінен (1 мЗв/жыл) асыруға жол бермеу және оңтайландыру қағидатына сәйкес халықтың техногендік көздерден сәулеленуін төмендету болып табылады.
2. І санаттың радиациялық объектілерінің жобалық құжаттамасында объектінің қалыпты жұмысы кезінде халықтың сәулеленуіне квоталар айқындалған болуы тиіс. Квоталардың сандық мәндері санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде бекітіледі.
3. Квоталар объектінің байқау аймағында тұратын халықтың критикалық топтарының сәулеленуінің жеке тиімді орташа дозасының шамалары үшін белгіленеді.
4. Квоталар радиациялық объектіні қалыпты пайдалану кезінде санитариялық-қорғаныш аймағының шектерінен тыс халықтың критикалық тобының сәулеленуі ең аз мәнді шамадан – 10 мкЗв/жыл артуы мүмкін барлық радиациялық факторлар (ауаға шығарындылар, суға тастандылар және басқалары) үшін белгіленеді.
5. Квотаның мөлшерлері халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етудің қол жеткен деңгейін ескере отырып радиациялық объектідегі сәулелену көздерін қалыпты пайдалану есебінен халықтың критикалық топтарының ықтимал сәулелену деңгейінің жоғарғы шегін сипаттауы тиіс.
6. Әр түрлі сәулелену көздерінің квоталар жиынтығы РҚН белгілеген халықтың сәулелену дозасының шегінен аспауы тиіс. Халық үшін дозаның шегі мен квоталар жиынтығы айырмашылығының шамасы халықтың техногендік сәулелену көздерінен радиациялық қауіпсіздігінің дәрежесін сипаттайтын резерв ретінде қарастырылуы тиіс.
7. Квоталар мәндері жекелеген радиациялық факторлардың (санитариялық-қорғаныш аймағының шекарасындағы сәулелену дозасының қуаты, шығарындылар мен төгінділер қуаты, қоршаған орта объектілеріндегі радионуклидтер құрамы) рұқсат етілетін деңгейлерін есептеу үшін қолданылады.

1 кесте

Жобалау және пайдалану кезінде әртүрлі әлеуетті
қауіпсіздік санаттарының ЯРЭҚ-на қойылатын талаптар

РҚҚҚСЭ талаптары	ЯРЭҚ санаты
	І	ІІ	ІІІ	ІV
1	2	3	4	5
ЯРЭҚ орналастыру алаңын таңдау (14-т.)	Заңнамаға сәйкес		Талаптары жоқ	Талаптары жоқ
СҚА болуы (13-т.)	Халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы органымен келісуге жатады, ЯРЭҚ алаңы шегімен шектелуі мүмкін		ЯРЭҚ алаңының шегімен шектеледі	СҚА көзделмейді
Байқау аймағының (БА) болуы	БА қажет. Халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы органымен келісуге жатады		БА қажет емес	Көзделмейді
ЯРЭҚ қалыпты пайдалану кезінде халыққа әсері	Сәулеленуге квотамен шектелген	Әсері жоқ	Әсері жоқ	Көзделмейді
Қондырғыны пайдаланудан алу жоспарының болуы	Жобалау кезінде алдын ала жасалған жоспар	Жобалау кезінде алдын ала жасалған жоспар	Жобалау кезінде алдын ала жасалған жоспар	Көзделмейді
Радиациялық апат жағдайында халықты қорғау іс-шаралары жоспарының болуы	Қажет	Қажет	Қажет емес	Регламенттелмейді
Жобада сыртқы әсерден қорғау бөлімінің болуы	Қажет	Қажет	Қажет емес	Қажет емес
Радиациялық жағдайды үздіксіз бақылаудың стационарлық автоматтандырылған құралдарын қолдану	Қажет	Қажет	Қажет емес	Қажет емес
Жүйелер мен жабдықтар сыныптамасы	Қажет	Қажет	Қажет емес	Қажет емес
Пайдаланудың технологиялық регламентінің болуы	Қажет	Қажет	Пайдалану нұсқаулығы	Пайдалану нұсқаулығы
ЯРЭҚ қауіпсіздігін талдау бойынша есептің болуы	Қажет	Қажет	Радиациялық қауіпсіздік бойынша жоба бөлімі	Радиациялық қауіпсіздік бойынша нұсқаулық

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

Сыртқы иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау
кезінде пайдаланылатын эквивалентті дозаның қуаты

1-кесте

Сәулеленетін адамдар санаты		Yй-жайлар мен аумақтардың мақсаты	Сәулелену ұзақтығы, сағ/жыл	Эквивалентті дозаның жобалық қуаты, мкЗв/с
Персонал	А тобы Б тобы	Персонал тұрақты болатын үй-жай	1700	6,0
		Персонал уақытша болатын үй-жай	850	12
		Б тобы персоналы болатын ұйымның үй-жайы және санитариялық-қорғаныш аймағының аумағы	2000	1,2
Халық		Кез келген басқа үй-жайлар және аумақтар	8800	0,03

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

2-кесте

Ластану объектісі	Ластану түрі
	Алынатын (бекітілмеген)		Алынбайтын (бекітілмеген)
	Альфа – активті радионуклидтер	Бета – активті радионуклидтер	Альфа – активті радионуклидтер	Бета – активті радионуклидтер
Контейнердің қорғау ыдысының сыртқы беті	Жол берілмейді	Жол берілмейді	Регламенттелмейді	200
Вагон-контейнердің сыртқы беті	Жол берілмейді	Жол берілмейді	Регламенттелмейді	200
Контейнердің қорғау ыдысының ішкі беті	1,0	100	Регламенттелмейді	2000
Көлік контейнерінің сыртқы беті	1,0	100	Регламенттелмейді	2000

Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар сыныбы

3-кесте

Жұмыстар сыныбы	А тобына келтірілген жұмыс орнындағы жиынтық белсенділік, Бк
І сынып	108 артық
І сынып	105-нан 108-дейін
ІІ сынып	103-нан 105-дейін

1. Сұйықтықтармен қарапайым операциялар кезінде (буландырусыз, қайнатусыз, барботажсыз) жұмыс орнындағы белсенділікті 10 есеге ұлғайтуға жол беріледі.
2. Генераторлардан медициналық мақсаттағы қысқа мерзімдік радионуклидтер алу (элюирлау) және өлшеп-орау бойынша қарапайым операциялар кезінде жұмыс орнындағы белсенділікті 20 есе ұлғайтуға жол беріледі. Жұмыс сыныбы еншілес радионуклидтің бір мезгілде шайылатын (элюирланатын) ең жоғары белсенділігі бойынша айқындалады.
3. Уран мен оның қосындыларын өңдейтін ұйымдар үшін жұмыс сыныбы өндіріс сипатына байланысты айқындалады және арнайы ережелермен регламенттеледі.
4. Ашық радионуклидтік сәулелену көздерін сақтау кезінде белсенділікті 100 есе ұлғайтуға жол беріледі.

Сұйық және қатты радиоактивті қалдықтар сыныптамасы

4-кесте

Қалдықтар санаты	Меншікті белсенділігі, кБк кг
	бета-сәулелеуші радионуклидтер	альфа-сәулелеуші радионуклидтер (трансурандық радионуклидтерді қоспағанда)	Трансурандық радионуклидтер
Белсенділігі төмен	103 кем	102 кем	101 кем
Белсенділігі орташа	103-нан 107-дейін	102-нан 106 дейін	101-нан 105 дейін
Белсенділігі жоғары	107артық	106 артық	105 артық

«Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық қағидаларына
5-қосымша

Иондаушы сәулелену көздеріне (бұдан әрі - ИСК)
санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды

1. Ұйым _____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(толық және қысқаша атауы, әкімшілік ауданы, мекен-жайы, телефоны)
2. Министрлік, ведомство
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(толық және қысқаша атауы, мекен-жайы)
3. Жоғары тұрған (тікелей ұйымнан жоғары) ұйым
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(толық және қысқаша атауы, мекен-жайы, телефоны)
4. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алатын ұйымның бөлімшесі (объекті)
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(атауы, ұйым, құрылымына бағыныштылығы, әкімшілік ауданы, мекен-жайы, телефоны)
5. Объектідегі радиациялық қауіпсіздікке жауапты лауазымды адам
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(лауазымы, жауапкершілік жүктеу туралы ұйым бойынша бұйрықтың нөмірі, күні, телефоны)
6. ИСК-мен жұмыс істеугe рұқсат етіледі

ИСК түрі және сипаттамасы	Жұмыстар түрі және сипаттамасы	Жұмыстар жүргізу орны	Шектеу жағдайлары
1	2	3	4
I. Ашық ИСК-мен жұмыстар __________________________
II. Жабық ИСК-мен жұмыстар __________________________
III. Сәуле өндіретін құрылғылармен жұмыстар __________________________ __________________________
IV. ИСК-мен басқа жұмыстар __________________________ __________________________

7. Санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды мыналар негізінде берілді
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(нөмірлерін және күндерін, қадағалау органдарын көрсете отырып қабылдау, тексеру актілері мен басқа құжаттар)

МСЭҚ органы басшысы _________________________________________________
(Т.А.Ә.)

M.O.

Санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды берген күн
_______ жылғы "____" ________

Орындаушы:
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(тегі, аты, әкесінің аты, лауазымы, МСЭҚ органы атауы, телефоны)

______ данада орындалды.
Тапсырылды:

Дана №	Ұйым	Күні	Тапсырылуы туралы белгі (қолы)

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

Иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу құқығына
санитариялық-эпидемиологиялық қорытындыны
толтыру бойынша нұсқаулық

1. Кестені радиациялық гигиена жөніндегі санитариялық дәрігер толтырады және ол иондаушы сәулелену көздерімен рұқсат етілген жұмыстар туралы барлық қажетті мәліметтерді: ИСК-нің сандық және сапалық сипаттамасы (1-баған), олармен жұмыстардың түрі және сипаты (2-баған), олардың жүргізілетін орны (3-баған) және санитариялық дәрігер осы жұмыстарға рұқсатта ескеру қажет деп есептейтін кейбір шектеулерді (4-баған) қамтуы тиіс.
Санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдарының рұқсаты талап етілетін ИСК пайдалануға құқық беретін (ИСК сақтау, радиоизотоптық көздерді тасымалдау, радиоактивті қалдықтарды жинау, тасымалдау және көму бойынша жұмыстарды қоса алғанда) біртұтас құжат болып табылады.
2. Міндетті түрде ИСК-мен рұқсат етілетін жұмыстар тобына арналған бөлімнің тақырыбы мен нөмірі келтіріледі. ІV бөлім тақырыбының астында І-ІІІ бөлімдерге жатқызуға болмайтын ИСК-мен жұмыстар: радионуклидтер генераторларымен, ядролық реакторлармен, радиоактивті қалдықтармен және аралас немесе қатаң айқындалмаған радиациялық сипаттамалы басқа ИСК-мен жұмыстар келтіріледі.
3. ИСК-нің әрбір түріне (немесе радиациялық сипаттамасы бар бірнеше түріне) бөлімнің ішінде реттік нөмір беріледі және осы нөмірге 2-4-бағандардағы барлық мәліметтерді осы бағандардағы жазбаларға реттік нөмірлер бере отырып және оларды келесі бағандағы жазбалардың алдыңғыға қатынасын сәйкестендіру үшін пайдалана отырып жатқызу керек.
4. 1-бағанда келтірілетін міндетті мәліметтер:
1) І-бөлімде: радионуклид, зат, оның агрегаттық күйі, жұмыс орнындағы ең жоғары рұқсат етілетін бір реттік белсенділік, жылдық тұтыну;
2) ІІ-бөлімде: нуклид, көз түрі (қондырғылар, аппараттар, аспаптар үшін – типі, маркасы, шығарылған жылы; бейстандартты ИСК үшін – дайындаушы, шығаруға мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарының санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысының болуы туралы деректер), көздің ең жоғары белсенділігі, жұмыс орындарындағы көздердің ең жоғары рұқсат етілетін бір реттік саны және олардың жұмыс орнындағы жиынтық белсенділігі, жылдық тұтыну (қысқа мерзімдік нуклидтер үшін);
3) ІІІ-бөлімде: көз түрі (қондырғылар, аппараттар, аспаптар үшін - ІІ-бөлімдегідей мәліметтер), сәулелену түрі, энергиясы және қарқындылығы (немесе (және) үдеткіш кернеуі, ток күші, қуаты), бір мезгілде жұмыс істейтін ИСК-нің ең жоғары рұқсат етілетін саны, бір жерде орнатылған ИСК саны;
4) ІV-бөлімде: ИСК түрі мен сипатына байланысты І-ІІІ-бөлімдердегі сияқты мәліметтер (радионуклидтер генераторлары үшін – бас нуклид және еншілес өнімдер бойынша өнімділігі туралы деректер);
5) радиоизотопты көздер мен радиоактивті қалдықтарды арнайы автокөлікпен тасымалдау бойынша жұмыстар үшін – көліктің түрі, маркасы және мемлекеттік нөмірі.
6) 2-бағанда келтірілетін міндетті мәліметтер – жұмыстардың түрін және сипатын көрсету (стационарлық, стационарлық емес, зерттеу, өндірістік); 3-бағанда келтірілетін міндетті мәліметтер - жұмыстар орны: ғимарат, қабат, цех, учаске, бөлме, аумақ учаскесі (ұйымда немесе одан тыс) нақты белгілеу; 4-бағанда - І бөлімде (және ашық ИСК-мен жұмыстар кезінде ІV бөлімде): осы үй-жайларда жүргізуге рұқсат етілген жұмыстардың сыныбын көрсету керек;
7) барлық бөлімдерде: кез келген қажетті шектеу жағдайлары – осы жерде ИСК қолданумен байланысты емес басқа жұмыстар жүргізуге рұқсат немесе тыйым (А тобы персоналы немесе басқа жұмыскерлер), зиянды радиациялық емес факторлар әсерін болдырмау немесе азайту.

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

Нысан

Ұйымның тіркеу нөмірі
______________

Иондаушы сәулелену көздерін жеткізуге
тапсырыс-өтінім

1. Өнім берушінің атауы және пошталық мекен-жайы ______________
2. Тапсырыс берушінің атауы және пошталық мекен-жайы __________
3. Ол үшін тапсырыс жүргізілетін ұйымның атауы ________________
4. Тапсырыс мәні ______________________________________________

Көз атауы	Өлшем бірлігі	Бірлік белсенділі	Бір жылға бірліктер саны	Соның ішінде айлар бойынша												Жылына жалпы мөлшері (белсенділік)	сомасы, теңге
1	2	3	4	5												6	7

Барлығы _____________________________________________________________
Ескертпелер _________________________________________________________
5. Төлем кепілдіктері _______________________________________________
______ жылғы "____" ___________

Ұйым басшысы ________________________________________________________
Бас бухгалтер _______________________________________________________
МСЭҚ органы басшысы _________________________________________________

Мөр орны __________ жылғы "____" _________

6. Тапсырыс-өтінімді іске асыру туралы есепке алу белгілері (бір реттік жеткізілімдер кезінде)
7. Тапсырыс берушіге Тапсырыс берушінің
көздерді жөнелту күні көздерді алу күні

______ жылғы "___" ________ ______ жылғы "____" _________

5 данада орындалды:
№ 1,2 дана - өнім берушіге
№ 3 дана – мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органы
№ 4 дана – тапсырыс берушіге
№ 5 дана – Ішкі істер басқармасына

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

Нысан

Рұқсат етемін
________________________
(ұйым басшысының қолы)
______ жылғы "____" __________

Радиоактивтік заттар беруге талап
(екі данада жасалады)

Мына ________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(нақты қандай жұмыс үшін екені көрсетілсін)
радиоактивті заттар беруді өтінемін: ________________________________

Қажет			Іс жүзінде берілді
Заттың атауы және қосылыстар түрі	Мөлшері (көздер көлемі немесе саны)	Жалпы белсенділігі	Мөлшері (көздер көлемі немесе саны)	Белсенділігі		Паспорт № және күні, көз № (партия №)
				Паспорт бойынша	Затты беру сағатына есептегенде
1	2	3	4	5	6	7

Радиоактивті заттарды талап еткен жұмыскер _______________________________________________________________________________________ (тегі, аты-жөні) _______________________________________________________________________________________ (зертхана немесе цех атауы) _____ жылғы "_____" _______________________ Алды ______________________________________ (қолы) Сағаты ____________ (қысқа мерзімдік үшін)

Сақтауға жауапты адам берді _______________________________________________________________________________ (тегі, аты-жөні) ________________________________________ ________________________________________ (ұйымның атауы) _______________________________________| (қолы) _____ жылғы "_____" ____________________

«Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық қағидаларына
9-қосымша

Радионуклидтік сәулелену көздерін есепке алудың
кіріс-шығыс журналы

р/с №	Кіріс
	Өнім берушінің атауы	Кіріс жүк құжатының № және күні	Көз, аспап, аппарат, қондырғы атауы	Аспап, аппарат қондырғы		Көз
				Зауыттық №	Техникалық паспорт № және күні	Техникалық паспорт беру № және күні	Көздер саны (дана) №	Паспорт бойынша белсенділігі	Көздердің қызмет мерзімі
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10

Кестенің жалғасы

Шығыс				Қалдық		Ескертпе
Кімге берілді немесе берілген күні қойылды	Жүкқұжат немесе талаптың № және күні	Көздер саны және №	Берілген күнгі белсенділігі	мөлшері	Белсенділігі	Растаушы құжаттарды көрсете отырып қайтару, есептен шығару және көму туралы белгі
11	12	13	14	15	16	17

1. Радионуклидтік иондаушы сәулелену көзінің әр түріне бөлек беттер ашылады.
2. Радионуклидтік көздермен жинақталған аспаптарды, аппараттар мен қондырғыларды есепке алу радиоактивті заттарды есепке алудан бөлек жүргізіледі (бөлек журналда).
3. Есепке алу журналы тұрақты сақталады.

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

Нысан

Бекітемін
____________________________
(ұйым басшысының қолы)
______ жылғы "____" _____________

Ұйымның радионуклидтік сәулелену көздерін тұтыну
және есептен шығару туралы актісі

_____________________________________________________________________
(ұйым атауы)
Осы актіні жасаған қызметкерлер _____________________________________
_____________________________________________________________________
(тегі, аты-жөні)
Жұмыс басшысы _______________________________________________________
(тегі, аты-жөні)
№ ___ талап бойынша __ жылғы «___» ________алынған радиоактивті заттар ______________________________________________________________
(атауы, көздің нөмірі немесе партия нөмірі, паспорт нөмірі және күні)
саны ___________ меншікті белсенділігі ______________________________
және жалпы белсенділігі _____________________________________________
__________ сағат ______________________ минут өлшеулер бойынша
(бастапқы құны _______________________________________________ теңге)
__ жылғы «____» _____ _______________________________________________
үшін пайдаланылды.
(жұмыс сипаты көрсетілсін)
Жұмыс жүргізген
_____________________________________________________________________
(қызметкердің тегі және аты-жөні)
Жұмыс барысында _____________________________________________________
(бастапқы нуклидке не болғаны туралы қысқаша сипаттама)
Қалдықтар
__________________________________________________________________________________________________________________________________ түрінде
__ жылғы «____» _____ № _____ құжат бойынша көмуге тапсырылды.
Заттың қалдығы ___________________________________________ мөлшерінде
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
жалпы белсенділігі __________________________________________________
____________________________________ __жылғы «____»
_____________________________________________________________________
(қоймаға қайтарылды немесе жоқ)
Жұмыс басшысы _________________________________________________
(қолы)
Қызметкер ___________________________________________________________
(қолы)
Нуклидтерді сақтауға жауапты
_____________________________________________________________________
(тегі, аты-жөні)
__ жылғы «____» _____ _______________________________________________
(қолы)

«Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық қағидаларына
11-қосымша

Радиоизотопты аспаптарға арналған сәулелену көзіне
қойылатын санитариялық-техникалық талаптар

Қазақстан Республикасы кәсіпорындарының сәулелену көзін дайындауы Қазақстан Республикасы халқының санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік уәкілетті органымен келісілген техникалық шарттар бойынша жүргізілуі тиіс. РИА-ға сәулелену көзі үшін радионуклидті таңдау кезінде мынаны:
- осы радионуклидті пайдаланудың технологиялық қажеттілігін негіздеуге;
- уыттылығы ең аз нуклидті таңдау арқылы радионуклидтің уыттылығына;
- иондаушы сәулеленудің ең аз өткізетін қабілеттілігі бар нуклидті таңдай отырып, сәуле энергиясына назар аудару керек.
Сериялық РИА-та қолдану үшін дайындалған көздердің үлгілері иондаушы сәулеленудің жабық радионуклидтік көздеріне қойылатын жалпы техникалық талапты анықтайтын қолданыстағы МемСТ-қа сәйкес сынақтарға салынуы тиіс.
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 рұқсат етілмейді.

Радиоизотопты аспаптарға арналған құжаттамаға қойылатын
талаптар

1. РИА-ға арналған техникалық құжаттамада міндетті түрде мына бөлімдерді қамтуы тиіс:
1) техникалық талаптар;
2) қабылдау ережелері;
3) пайдалану мерзімін ұзартқанда бақылау және сынау әдістері;
4) тасымалдау және сақтау;
5) пайдалануға кепілдіктер;
6) пайдалану жөніндегі нұсқаулар.
2. «Техникалық талаптар» бөлімінде РИА қолдануы саласы және олардың техникалық сипаттамасы көрсетілуі тиіс:
1) РИА жататын тобы;
2) Сәуле көзінің типі және белсенділігі, дайындалуы бойынша техникалық жағдайлары нөмірлері;
3) РИА пайдалану шарттары және сәуле көзі;
4) Сәуле көзі орналасқан блок бетінің және одан 1м қашықтықтағы сәулелену дозасының қуаты;
5) Сәуле көзі бетінің «алынатын» радиоактивті заттармен ластануының деңгейі ( сүртінді алу әдісі арқылы);
6) Бұзылуға арналған жұмыс көлемінің саны;
7) РИА жұмысы мерзімі;
8) Жинақтылығы, таңбалануы және орамы;
«Қабылдау ережесі» бөлімінде мыналар көрсетіледі:
1) Сынақтардың көлемі және ұсынылатын реттілігі;
2) Сынақты кім жүргізеді;
3) РИА параметрлері сынаққа дейін және одан кейін;
4) Сынақ кезінде қолданылатын бақылау-өлшеу аппаратурасы;
5) Сынақтардың бағдарламасы және кезеңділігі;
6) Сәуле көзі бетінен 1 м қашықтықтағы сәулелену дозасының қуаты;
7) РИА сыртқы беттерінің (немесе сәуле көзі блогының) радиоактивті заттармен ластануы.
3. «Тасымалдау және сақтау» бөлімінде көлік түрі, радиациялық орамдардың көліктік санаты, РИА-дан адамдардың тұратын орнына және кино-фото пленкалар және т.б.дейінгі арақашықтық, сақтау шарттары.
4. «Қауіпсіздік талаптары» бөлімінде РИА пайдалану кезіндегі қауіпсіздікті қамтамасыз ету бойынша нақты іс-шаралар көрсетілуі қажет.
5. РИА техникалық құжаттамасында жоғарыда жазылған талаптармен қатар сәуле көздерінің сызбалары, әртүрлі әсерлерге сәуле көзін тексеру жағдайлары мен сынақ нәтижелері келтірілуі тиіс. Сондай-ақ онда сәуле көздері блогының сызбалары және көздің бекітілуінің нақты сипаттамасы, оның экрандалуы және аспаптың жұмыс және жұмыс істемеу қалпына ауыстыру тәсілі көрсетілуі тиіс.
6. Құқықтың немесе нормативтік құжаттарға сілтеме жасағанда техникалық құжаттаманың берілген бөліміне тікелей қатысты болатын нақты бөлімдерін, тармақтарын, параграфтарын көрсету қажет.
7. РИА пайдалану жөніндегі нұсқаулықта тасымалдау, сақтау, орнату, профилактикалық жөндеу, пайдалану және РИА-ны (сәуле көзі блогын) кәдеге жарату кезінде, сондай-ақ апаттық жағдайлар туындау кезінде радиациялық қауіпсіздікті (оның ішінде сәуле көзінің бүтіндігін және сақталуын қамтамасыз ету бойынша) қамтамасыз ету жөніндегі шараларды нақты сипаттау қажет.
8. РИА-ны пайдалану жөніндегі нұсқаулықта РИА-ның апаттық 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.

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

Металдарды шектеусіз пайдалану үшін негізгі ұзақ
мерзімдік радионуклидтердің рұқсат етілген меншікті
белсенділігі

Радионуклидтер	Жартылай ыдырау кезеңі	Жеке радионуклидтің рұқсат етілген меншікті белсенділігі ДК, кБк/кг
1	2	3
54Мп	312 тәулік	1,0
60Со	5,3 жыл	0,3
65Zn	244 тәулік	1,0
94Nb	2,0 x 104 жыл	0,4
106Ru + 106mRh	368 тәулік	4,0
110mAg	250 тәулік	0,3
125Sb + 125mTe	2,8 жыл	1,6
134Cs	2,1 жыл	0,5
137Cs + 137mBa	30,2 жыл	1,0
152Eu	13,3 жыл	0,5
154Eu	8,8 жыл	0,5
90Sr + 90Y	29,1 жыл	10,0
226Ra	11,6 х 103 жыл	0,4
232Th	1 х 1010 жыл	0,3

1. Металда радионуклидтер қоспасы бар болғанда Q_і жекелеген радионуклидтердің меншікті белсенділіктерінің мәндері ЕQ_і/ДК_і < 1 арақатынасын қанағаттандыруы тиіс.

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

20__ жыл бойынша техногенді иондаушы сәулелену
көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында персонал
ішіндегі адамдардың сәулелену дозалары
туралы мәліметтер

Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігі Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетінің __________________ облысы, Астана, Алматы қалалары бойынша, көліктегі департаментіне ұсыну үшін техногенді ИСК-мен жұмыс жасайтын және «А» тобының персоналы бар ұйымдар тапсырады

№ 1 –ДОЗ нысан
20___ жылғы ______ жартыжылдық есебі

Есеп беретін ұйымның атауы ___________________________________
Пошталық мекен-жайы __________________________________________
Қызмет түрі __________________________________________________
Саласы _______________________________________________________
Кәсіпорын орналасқан аумақ/елді мекен _____________________

Радиациялық қауіпсіздікке
(бақылауға) жауапты адам
___________________________
(лауазымы)
___________________________
(Т.А.Ә.)
___________________________
(қолы)
20__ жылғы“____”______________

1-ДОЗ нысан

20__ жыл бойынша техногенді иондаушы сәулелену көздерін
қалыпты пайдалану жағдайларында персонал ішіндегі
адамдардың сәулелену дозалары туралы мәліметтер

Есеп беретін ұйымның коды _____________________________________
Есеп беретін ұйым қызметі түрінің коды ________________________
Есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын аумақтың
коды __________________________________________________________

№	Т.А.Ә.	Жеке куәлік №	Туған күні	жынысы (Е/Ә)	Қызметкер мәртебесінің коды	ИСК түрінің коды	Сәулелену туралы мәліметтер
							Тиімді доза, м3в		Эквивалентті доза, м3в
							Сыртқы сәулеленуден	Ішкі сәулеленуден	Ағзаның немесе тіннің коды	дозасы

«Радиациялық апат немесе жоспарланған көтеріңкі сәулеленуден персонал арасындағы адамдардың, сондай-ақ апаттық сәулеленуге душар болған халық арасындағы адамдардың сәулелену дозалары туралы мәліметтер»

Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігі
Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетінің _______________ облысы, Астана, Алматы қалалары бойынша, көліктегі департаментіне ұсыну үшін техногенді ИСК жұмыс жасайтын және «А» тобының персоналы бар ұйымдар тапсырады

№ 2- ДОЗ нысан 20___ жылдың ______ жартыжылдығы бойынша ЕСЕП

Есеп беретін ұйымның атауы ____________________________________
Пошталық мекен-жайы ___________________________________________
Қызмет түрі ___________________________________________________
Саласы ________________________________________________________
Кәсіпорын орналасқан аумақ/елді мекен _________________________

Радиациялық қауіпсіздікке
(бақылауға) жауапты адам
___________________________
(лауазымы)
___________________________
(Т.А.Ә.)
___________________________
(қолы)
20__ жылғы "____" ______________

2-ДОЗ нысан

«Радиациялық апат немесе жоспарланған көтеріңкі
сәулеленуден персонал арасындағы адамдардың,
сондай-ақ апаттық сәулеленуге ұшыраған халық
арасындағы адамдардың сәулелену дозалары туралы
мәліметтер»

Есеп беретін ұйымның атауы ____________________________________
Есеп беретін ұйым қызметі түрінің коды ________________________
Есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын
аумақтың коды _________________________________________________

№	Т.А Ә.	Жеке куәлік №	Туған күні	жынысы (Е/Ә)	Қызметкер мәртебесінің коды	ИСК түрінің коды	Сәулелену туралы мәліметтер				жоспарланған жоғары сәулеленуге екі рет душар болған коды
							Тиімді доза, мЗв		Эквивалентті доза, мЗв.
							Сыртқы сәулеленуден	Ішкі сәлеленуден	ағзаның немесе тіннің коды	дозасы
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12

Ведомстволық статистикалық есеп беру

1. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігі Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетінің департаменттері «Санитарлық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығы» РМҚК-на 10 қаңтарға.
2. «Санитарлық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығы» РМҚК Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетіне 30 қаңтарға тапсырады.

Техногенді көздерді қалыпты пайдалану жағдайларында
ИСК-мен жұмыс жасайтын персоналдың жеке дозаларын
есепке алу бойынша есеп

20 ____ есеп беру жылының _____________ жартыжылдығы үшін

Облыс коды	Аудан коды	Ұйым коды	Қызмет түрінің коды	Ашық ИСК жұмыс жасайтын персонал саны		Жабық ИСК жұмыс жасайтын персонал саны		мына жаста персонал алған тиімді доза, мЗв.
				Ер	Әйел	Ер	Әйел	18-25 жас	25-35 жас	36-45 жас	46-55 жас	56-65 жас
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13

Ескертпе: Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетіне жіберілетін есепте 2, 3-бағандар бойынша жолдар толтырылмайды.

Ведомстволық статистикалық есеп беру

1. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігі Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетінің департаменттері «Санитарлық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығы» РМҚК-на 10 шілдеге және қаңтарға.
2. «Санитарлық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығы» РМҚК Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетіне 30 қаңтарға тапсырады.

Радиациялық апат немесе жоспарланған көтеріңкі сәулелену
жағдайларында ИСК-мен жұмыс жасайтын персоналдың, сондай-ақ
апаттық сәулеленуге ұшыраған халық арасындағы адамдардың жеке
дозаларын есепке алу бойынша есеп

20 ____ есеп беру жылының _____________ жартыжылдығы үшін

Облыс коды	Аудан коды	Ұйым коды	Қызмет түрінің коды	ИСК әсеріне екі рет душар болғандардың коды	Ашық ИСК жұмыс жасайтын персонал саны		Жабық ИСК жұмыс жасайтын персонал саны		Мына жаста персонал алатын тиімді мөлшер, мЗв.
					Ер	Әйел	Ер	Әйел	18-25 жас	25-35 жас	36-45 жас	46-55 жас	56-65 жас
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14

Кәсіптік сәулеленудің дозасын есепке алу және есепке
алу-есеп беру нысандарын толтыру тәртібі

«Халықтың радиациялық қауіпсіздігі туралы» Қазақстан Республикасының Заңына және «Иондаушы сәулелендіру көздерімен жұмыс істеу, медициналық рентгендік-радиологиялық процедуралар жүргізу кезінде, сондай-ақ радиациялық аяға байланысты азаматтар алған жеке сәуле мөлшерлерін бақылау мен есепке алу ережесін бекіту туралы» Қазақстан Республикасы Үкіметінің 2003 жылғы 19 желтоқсандағы № 1277 қаулысына сәйкес жеке сәулелену дозаларын бақылау және есепке алу бірыңғай мемлекеттік жүйе шеңберінде жүзеге асырылуы тиіс.
Персоналдың жинаған сәулелену дозасы туралы ақпарат ИСК-на пайдаланатын ұйымда, Қазақстан Республикасының санитариялық-эпидемиологиялық қызметінің мемлекеттік органдарында және Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігі Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетінің Санитарлық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығында жұмыс аяқталғаннан кейін 30 жыл бойы немесе жұмысшыға 75 жас толмағанға дейін сақталады.
Бұл мәліметтерді мыналар:
1) себебін дәлелдей отырып мемлекеттік органдар;
2) ИСК-ны пайдалана отырып жұмыс жүргізу құқығына лицензиясы бар заңды тұлғалар (ұйымдар және кәсіпорындар);
3) жеке сәулелену дозалары бойынша мәліметтері жиналатын және республикалық деректер қорында сақталатын адамдар ала алады.

1. Қолдану саласы

«Техногенді иондаушы сәулелену көздерін қалыпты пайдалану жағдайларында персонал ішіндегі адамдардың сәулелену дозалары туралы мәліметтер» № 1-ДОЗ нысаны және «Радиациялық апат немесе жоспарланған жоғары сәулеленуден персонал арасындағы адамдардың, сондай-ақ апаттық сәулеленуге душар болған халық арасындағы адамдардың сәулелену дозалары туралы мәліметтер» № 2-ДОЗ нысан.
Персоналдың жеке сәулелену дозаларын бақылау және есепке алу мына мақсатта жүргізіледі:
1) иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс жасау, медициналық рентгендік емшаралар жүргізу, сондай-ақ радиациялық фон себебінен алынған персоналдың жеке сәулелену дозасы туралы объективті ақпарат алу;
2) белгіленген шектерден жоғары сәулеленуге душар болатын адамдарды есепке алу;
3) ұйым персоналының сәулелену дозалары туралы объективті және нақты ақпарат алу мүмкіндігін қамтамасыз ету;
4) радиациялық фактордың персоналға әсерін бағалау;
5) персоналдың сәулелену деңгейлерін төмендету бойынша шаралар қабылдау;
Осы ұсынымның № 1-ДОЗ және № 2-ДОЗ нысандарын (бұлан әрі - мәтін бойынша нысан) толтыру бойынша талаптары техногенді иондаушы сәулелену көздерімен (бұдан әрі - ИСК) жұмыс жасайтын, А тобы персоналы бар кез-келген ведомстволық тиістіліктегі және меншік нысанындағы ұйымдарға бірыңғай болып табылады.

2. Жалпы ережелер

№ 1-ДОЗ және № 2-ДОЗ нысандарын:
ведомстволық бағыныштылығына қарамастан ұйымдар және кәсіпорындар;
еңбек үдерісінде персонал техногенді ИСК пайдаланатын және А тобы персоналы бар ұйымдар толтырады.
Ұйымның және кәсіпорынның радиациялық қауіпсіздігіне жауапты адамдар жартыжылдық және жылдық нысандарды толтырады және оны өз кезегінде алынған деректерді жинақтап, «Санитарлық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығы» РМҚК-на (бұдан әрі – «СЭСжМҒПО» РМКҚ) тапсыратын Қазақстан Республикасының облыстар, Астана, Алматы қалалары, көліктегі мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына тапсырады.
Нысандар есепті жарты жылдықтан кейінгі айдың 10-нан кешіктірілмей, А4 үлгісіндегі ақ қағазда және электронды көшірмелер түрінде тапсырылады. Екі құжат та (түпнұсқа және электронды көшірме) толықтай бірдей болуы тиіс.

№ 1 –ДОЗ нысанын толтыру тәртібі

№ 1-ДОЗ нысаны ИСК жұмыс жүргізетін және А тобы персоналы бар ұйымдар мен кәсіпорындар жартыжылдық және жыл үшін А тобы персоналының жеке сәулелену дозаларын өлшеу нәтижелері бойынша толтырады. А тобы персоналының ЖДБ мәліметтері болмағанда нысанның тиісті бағандарына есептеу әдісімен алынған дозалар енгізіледі.
Нысанды толтыратын ұйымдар және кәсіпорындар А тобы персоналының уақытша іссапарларға жіберілген адамдарын да есепке қосуға міндетті.
Нысанның бірінші бетіндегі тиісті позицияларында ұйымның толық атауы, ешбір қысқартусыз пошталық индексі бар пошталық мекен-жайы көрсетіледі. Егер ресми қысқартылған атауы бар болса, ұйымның толық атауынан кейін жақша ішінде ол көрсетіледі.
«Пошталық мекен-жай» жолында есеп беретін ұйымның пошталық индексі, мекен-жайы көрсетіледі.
Нысанның бірінші бетіндегі тиісті бағандарға сыныптама бойынша ұйымның коды ретімен енгізіледі (ұйымның тұрақты кодтауын тиісті аумақтағы мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары құрастырады):
есеп беретін ұйымның коды (тиісті аумақтағы мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдарымен әзірленеді және № 1-ДОЗ нысанында ескертпеде көрсетіледі;
1-кесте бойынша есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын аумақтың коды;
есеп беретін ұйым қызметі түрінің коды 2-кестесіне сәйкес көрсетіледі;
1-бағанда – А тобы персоналы адамдарының тәртіптік нөмірі көрсетіледі.
2-бағанада – қызметкердің тегі, аты және әкесінің аты толық көрсетіледі. Бағанға қызметкер аты-жөнінің бірінші әріптерін жазуға жол берілмейді.
3-бағанда – қызметкердің жеке басын куәландыратын құжаттың нөмірі көрсетіледі.
4-бағанда – қызметкердің туылған айы, күні, жылы жазылады. Ол туылған күніне, айына және жылына сәйкес келетін, нүктелермен бөлініп тұратын сандармен толтырылады. Бұл ретте күні мен айы екі санмен қойылады (10-ға дейінгі санның алдына нөл қойылады), ал жылы толық төрт белгілі санмен көрсетіледі (мысалы: 02.11.1971).
5-бағанда – қызметкердің жынысы жазылады: «Е» - ер адам, «Ә» - әйел адам.
6-бағанда – қызметкердің мәртебесіне сәйкес осы әдістемелік ұсынымдарға 1-қосымшаның 3-кестесі бойынша анықталатын кодтар көрсетіледі;
7-бағанда – иондаушы сәуле (ИС) түріне сәйкес осы әдістемелік ұсынымдарға 1-қосымшаның 4-кестесі бойынша таңдалатын кодтар қойылады. Бұл ретте бірден алтынға дейінгі реттік нөмірі барлар иондаушы сәулеленудің әртүрлі түрлерімен сыртқы сәулеленуге жатады, ал жетінші – жұмыскерлердің организміне радионуклидтердің түсуі есебінен ішкі сәулеленуге жатады.
8 баған – есепті жылы (мЗв) жұмыскердің сыртқы сәулеленуінің жеке дозиметриясының ресми мәліметтері бойынша толтырылады.
Персоналдың сыртқы сәулеленуінің жылдық тиімді дозасы қолданыстағы нормативтік құжаттарға сәйкес анықталады.
9-баған есепті жылы (мЗв) жұмыскердің ішкі сәулеленуінің жеке дозиметриясының ресми мәліметтері бойынша толтырылады. Персоналдың ішкі сәулеленуінің жылдық тиімді дозасын ашық күйдегі радиоактивті заттармен жұмыс істеу кезінде есепке алады және өндірістік үй-жайлардың жұмыс аймағының ауасындағы немесе жеке сынама алғыштарды пайдалана отырып тыныс алу аймағындағы радионуклидтердің көлемдік белсенділігін өлшеу, адамды сәулелеу есептегішінің көмегімен организмдегі радионуклидтерді тікелей өлшеу және (немесе) бөлінділердің биосубстраттарын талдау нәтижелері бойынша анықтайды.
Персоналдың ішкі сәулеленуінің жылдық тиімді дозасы осы әдістемелік ұсынымның 2-қосымшасын пайдалана отырып анықталады.
10 бағанға ИСК әсеріне душар болған ағзаның немесе тіннің түріне сәйкес 3-қосымшаның 5-кестесі бойынша анықталатын кодтар қойылады. Бұл ретте доза шегі РҚН-да белгіленген ағзалар (тіндер) үшін ғана мәліметтер енгізіледі:
11-бағанға персоналдың көз бұршағындағы, қолдың буыны мен табандарындағы, іштің төменгі бөлігіндегі (45 жасқа дейінгі әйелдер үшін) осы ағзалардың жеке дозиметриясы нәтижесінде алынған эквивалентті доза (мЗв) мәндері енгізіледі. Бұл мәліметтер тек жоғарыда аталған ағзалардағы эквивалентті дозаны бақылау қажет болатын және жүргізілетін жағдайларда ғана енгізіледі.
Егер сыртқы немесе ішкі сәулеленуді не ағзадағы (тіндегі) дозалар өлшенген шама қолданылатын өлшеу құралы үшін метрологиялық белгіленген ең аз өлшенетін мәннен аз болса, онда тиісті бағанға (8, 9, 11) «0» мәні қойылады. Бұл ретте 10-бағанға сызықша «-» енгізіледі.
Жоғарыда аталған сәулелену түрлерінің біреуі тіркелген болса, бірақ тиісті дозаның сандық мәні белгісіз болса тиісті бағанға (8, 9, 11) доза шамасының орнына «-1» коды қойылады.

4. № 2-ДОЗ нысанын толтыру тәртібі

№ 2-ДОЗ нысанына жоспарланатын жоғары сәулеленумен және радиациялық апат нәтижесіндегі сәулеленумен байланысты жеке дозалар енгізіледі.
Персоналдың рұқсат етілетін тиімді дозасынан (жылына 20 мЗв) асып кеткен жағдайда. ескертпеде себебі, жоғары доза қай кезеңде және кім, қандай жағдайларда (тегі, аты-жөні, жасы, тұратын жері) алғанын, ұйымның толық атауы (пошталық мекен-жайы), әсер ететін ИС түрі, жүргізілген іс-шаралар және тексеру бойынша ұсынымдар көрсетілуі қажет.
№ 2-ДОЗ нысанның 1-кестесіне персоналдың жоспарланатын жоғары сәулеленуімен немесе радиациялық апат нәтижесіндегі сәулеленуімен байланысты, сондай-ақ есепті жылы халықтың апаттық сәулеленуі орын алған тиісті аумақтағы мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарының жеке дозалары енгізіледі.
Нысан жыл сайын персоналдың жоспарланатын жоғары сәулеленуінің және радиациялық апат жағдайындағы сәулеленудің, сондай-ақ есепті жылы апаттық сәулеленуге ұшыраған адамдардың жеке дозаларын өлшеу немесе есептеу нәтижелері бойынша толтырылады.
Халықтың апаттық сәулелену дозалары осы радиациялық апаттан кейінгі бірінші жылға қатысты нысанға енгізіледі. Кейінгі жылдарда өткен радиациялық апаттар есебінен халықтың сәулелену дозалары енгізілмейді.
Нысанды толтыратын ұйымдар және кәсіпорындар есеп беруге уақытша іссапарға келген адамдарды да енгізуге міндетті.
Апатты сәулеленуге ұшыраған адамдарды анықтауды және радиациялық апат болған кәсіпорын персоналының жеке сәулелену дозаларын бағалауды Қазақстан Республикасының мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары жүргізеді, апаттың себептерін тексеруді арнайы комиссия жүргізеді. Бұл жұмысқа апаттың көлеміне байланысты апаттың салдарын жоятын тиісті министрліктер және ведомстволардың мекемелері (кәсіпорындары) да қатыса алады.
«Есеп беретін ұйым атауы» жолында ешбір қысқартуларсыз ұйымның толық атауы жазылады. Ұйымның толық атауынан кейін ұйымның ресми қысқартылған атауы болса, ол жақшаның ішіне жазылады.
«Пошталық мекен-жайы» жолында есеп беруші ұйымның пошталық индексі және толық пошталық мекен-жайы көрсетіледі.
Нысанның бірінші бетіндегі тиісті бағандарға ретімен ұйым кодтары сыныптамасымен енгізіледі:
есеп беретін ұйым кодын; ұйымға тұрақты кодтауды тиісті аумақтардағы мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары жүргізеді (түсіндіруді ескертпеде көрсету керек);
есеп беретін ұйым өзінің қызметін жүзеге асыратын аумақтың коды 1-кесте бойынша көрсетілген;
есеп беретін ұйымның қызметінің коды 2-кестеде белгіленген;
1-бағанда А тобындағы персоналдың және халықтың реттік нөмірі көрсетіледі.
2-бағанда қызметкердің тегі, аты әкесінің аты толық жазылады. Бағанды қызметкердің аты-жөнінің бірінші әріптерімен толтыруға жол берілмейді.
3-бағанда жеке басын куәландыратын құжаттың нөмірі жазылады.
4-бағанда қызметкердің туылған күні көрсетіледі. Ол нүкте арқылы бөлінген туылған күніне, айына және жылына сәйкес келетін сандармен толтырылады. Бұл ретте күні және айы екі санмен (10-ға дейінгі санның алдына нөл қойылады), ал жылы төрт мәнді санмен толық жазылады (мысалы: 02.11.1971).
5-бағанда қызметкердің жынысы жазылады: «Е» - ер адам, «Ә» - әйел адам.
6-бағанда қызметкердің статусына сәйкес 3-кесте бойынша анықталатын кодтар көрсетіледі.
7-бағанда иондаушы сәуле (ИС) түріне сәйкес 4-кесте бойынша таңдалатын кодтар енгізіледі. Бұл ретте 1-ден 6-шы реттік нөмірге дейінгілер иондаушы сәулеленудің әр түрлерімен сыртқы сәулеленуге қатысты, жетіншісі – жұмыскерлердің организміне радионуклидтердің түсуі есебінен ішкі сәулеленуге қатысты.
8-баған есепті жылы (мЗв) жұмыскердің сыртқы сәулеленуінің жеке дозиметриясы ресми мәліметтері бойынша толтырылады.
9-баған есепті жылы (мЗв) жұмыскердің ішкі сәулеленуінің жеке дозиметриясының ресми мәліметтері бойынша толтырылады. Персоналдың ішкі сәулеленуінің жылдық тиімді дозасын ашық күйдегі радиоактивті заттармен жұмыс істеу кезінде есепке алады және өндірістік үй-жайлардың жұмыс аймағының ауасындағы немесе жеке сынама алғыштарды пайдалан отырып тыныс алу аймағындағы радионуклидтердің көлемдік белсенділігін өлшеу, адамды сәулелеу есептегішінің көмегімен организмдегі радионуклидтерді тікелей өлшеу және (немесе) бөлінділердің биосубстраттарын талдау нәтижелері бойынша анықтайды.
10 бағанға ИСК әсеріне душар болған ағзаның немесе тіннің түріне сәйкес 5-кесте бойынша анықталатын кодтар қойылады. Бұл ретте доза шегі РҚН-да белгіленген ағзалар (тіндер) үшін ғана мәліметтер енгізіледі:
11-бағанға персоналдың көз бұршағындағы, қолдың буыны мен табандарындағы, іштің төменгі бөлігіндегі (45 жасқа дейінгі әйелдер үшін) осы ағзалардың жеке дозиметриясы нәтижесінде алынған эквивалентті доза (мЗв) мәндері енгізіледі. Бұл мәліметтер тек жоғарыда аталған ағзалардағы эквивалентті дозаны бақылау қажет болатын және жүргізілетін жағдайларда ғана енгізіледі. Эквивалентті дозалар Қазақстан Республикасының аумағында қолданылатын арнайы әдістемелік құжаттарға сәйкес анықталуы тиіс органдар (тіндер) үшін ғана анықталады.
12 бағанға 6-кесте бойынша үш позициядан тұратын код енгізіледі;
Нысанға есепті жылы екі рет жоспарланатын жоғары сәулеленуге ұшыраған А тобындағы персоналға жататын адам үшін жылдық жеке дозаның мәні енгізіледі. Ол үшін бұл бағанға «1П2» коды қойылады.
5. Қазақстан Республикасының мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қызметі органдарының персоналдың дозаларын есепке алу нысанын толтыру тәртібі
Ұйым персоналының дозаларын есепке алу жөнінде деректер алған мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары мәліметтерді жинақтайды және Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігі Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитетінің «Санитарлық-эпидемиологиялық сараптама және мониторинг ғылыми-практикалық орталығы» РМҚК-на (бұдан әрі – «СЭСж МҒПО» РМҚК) тапсырады.
Нысанның бірінші бетіндегі тиісті позицияларында ұйымның толық атауы, ешбір қысқартусыз пошталық индексі бар пошталық мекен-жайы көрсетіледі. Егер ресми қысқартылған атауы бар болса, ұйымның толық атауынан кейін жақша ішінде ол көрсетіледі.
Кестенің тиісті торларына мыналар енгізіледі:
бірінші бағанға – 1-кесте бойынша облыс кодтары;
екінші бағанға – ИСК қолданатын ұйымдардың орналасқан аудандары (түсіндірілуін ескертпеде көрсету керек);
үшінші бағанға - ИСК қолданатын ұйымның коды (түсіндірілуін ескертпеде көрсету керек);
төртінші бағанға – 2-кесте бойынша ұйым қызметі түрінің коды;
бесінші және алтыншы бағандарға – ашық ИСК-мен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны;
жетінші және сегізінші бағандарға – жабық ИСК-мен жұмыс істейтін персоналдың жалпы саны;
тоғызыншы бағаннан бастап он үшінші бағанға дейін - персоналдың жас бойынша ең төмен және ең жоғары ауқымдағы алған тиімді дозасы енгізіледі, мЗв-пен.

Қазақстан Республикасының ЖДБ-мен қамтылған облыстарының
кодтары

1-кесте

№	Облыс атаулары	коды
1	2	3
1	Ақмола облысы	С 001
2	Ақтөбе облысы	D 002
3	Атырау облысы	E 003
4	Алматы облысы	B 004
5	Шығыс Қазақстан облысы	F 005
6	Жамбыл облысы	H 006
7	Батыс Қазақстан облысы	L 007
8	Қарағанды облысы	M 008
9	Қостанай облысы	P 009
10	Қызылорда облысы	N 010
11	Маңғыстау облысы	R 011
12	Павлодар облысы	S 012
13	Солтүстік Қазақстан облысы	T 013
14	Оңтүстік Қазақстан облысы	X 014
15	Алматы қ.	A 015
16	Астана қ	Z 016

Техногенді ИСК-мен жұмыс жасайтын және А тобының
персоналы бар ұйымдар қызметі түрлерінің кодтары

2-кесте

р/с №	Ұйым атауы	коды
1	2	3
1	Медициналық мекемелер, оның ішінде медициналық бейіндегі ҒЗИ	М 01
2	Өнеркәсіптік кәсіпорындар, оның ішінде ИИ қолданатын жабдықты жөндеуді, баптауды, мөлшерлеуді орындайтын ұйымдар	P 02
3	Ғылыми-зерттеу институттары, оның ішінде медициналық бейіндегілерден басқа жоғары оқу орындары	S 03

ИСК бар қызметкер статусының коды

3-кесте

№	Қызметкердің мәртебесі	Код
1	2	3
1	Есепті жыл бойы жұмыс істеді	001
2	Есепті жылы іссапарға жіберілді*	002
3	Есепті жылы жұмыстан шықты**	003
4	Есепті жылы зейнеткерлікке шықты	004
5	Есепті жылы қайтыс болды	005

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

Өзінің қызметінде ИСК қолданатын ұйымдардың кодтары

4-кесте

р/с №	ИС түрі	коды
1	2	3
1	Рентгендік	R 101
2	Альфа	A 102
3	Бета	B 103
4	Гамма	G 104
5	Нейтрондық	N 105
6	Радионуклид	I 106
7	Басқалары	X 107

ИСК әсеріне ұшыраған ағзалар мен тіндердің кодтары

5-кесте

№	ИСК әсеріне душар болған ағзалар мен тіндердің түрі	Код
1	2	3
1	Жыныс бездері	01
2	Қызыл сүйек кемігі	02
3	Тоқ ішек	03
4	Өкпе	04
5	Асқазан	05
6	Қуық	06
7	Емшек бездері	07
8	Бауыр	08
9	Өңеш	09
10	Қалқанша безі	010
11	Көзбұршақ	011
12	Тері	012
13	Буындар мен табандар	013
14	Сүйектердің үстіңгі беттері	014
15	Басқалары	015
16	Іштің төменгі бөлігі *	016

* - 45 жасқа дейінгі әйелдер үшін ғана белгіленеді.

ИСК әсеріне ұшыраған адамдар кодтары

6-кесте

Код позициясының нөмірі	Коды	Мәні
1	2	3
1	1	А тобындағы персонал
	2	Б тобындағы персонал
	3	Персоналға жатпайтын жұмыскерлер
	4	Апатты сәулеленуге ұшыраған басқа да халық
2	А	Апатты сәулелену
	П	Жоспарланатын көтеріңкі сәулелену
3	1-ден басталатын нөмірлер	Есепті жылы осы адамның жоспарланатын жоғары немесе апатты сәулелену жағдайларының саны

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

Ұйымның радиациялық-гигиеналық паспортының
үлгілік нысаны

Иондаушы сәулелену көзін пайдаланатын ұйымның (кәсіпорынның) радиациялық-гигиеналық қорытындысы __________ жылғы жағдай бойынша

(Қазақстан Республикасының субъектісі әкімшілігі 20 қаңтарға дейін ұсынады)

Ұйымның (кәсіпорынның) атауы ________________________________________
_____________________________________________________________________
Ведомстволық тиесілігі ______________________________________________
Ұйымның (кәсіпорынның) мекен-жайы
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Әкімшілік телефоны ___________________________ факсы ________________
Ұйымның (кәсіпорынның) Жарғысын тіркеу күні, нөмірі және орны
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Иондаушы сәулелену көздері бар бөлімшелердің атауы
_____________________________________________________________________
Иондаушы сәулелену көздерімен жұмыс істеу құқығына лицензия беру күні және нөмірі
_____________________________________________________________________
Санитариялық паспорт беру күні және тіркеу нөмірі
_____________________________________________________________________
1. Ұйымда (кәсіпорында) иондаушы сәулелену көздерін (бұдан әрі мәтін бойынша ИСК) пайдаланатын жұмыстың сипаты
1.1. ИСК-мен рұқсат етілген жұмыс түрі (ашық, жабық, өндіретін, ядролық қондырғыларды пайдалану) ____________________________________
және типі (үдеткіш, радиоизотопты аспаптар және т.б. және т.с.с.)
_____________________________________________________________________
1.2. ИСК-мен жұмыс бойынша ұйым (кәсіпорын) қызметінің негізгі бағыты
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
1.3. Жұмыс сыныбы
_____________________________________________________________________
2. Қоршаған ортаны радиоактивті ластанудың әлеуетті көзі ретінде ұйымның (кәсіпорынның) сипаттамасы
2.1. Радионуклидтердің рұқсат етілген шекті шығарындыларынан жоғарылауы
_____________________________________________________________________
2.2. Радионуклидтердің рұқсат етілген шекті төгінділерінен
жоғарылауы __________________________________________________________
_____________________________________________________________________
2.3. Санитариялық-қорғаныш аймағы шекарасындағы сыртқы сәулеленудің эквивалентті дозасының орташа жылдық
қуаты ________________________________________________________ мкЗв/ч
2.4. Санитариялық-қорғаныш аймағында ауадағы, ашық су объектілері суындағы радионуклидтердің орташа жылдық көлемді (меншікті) белсенділігі (халық үшін рұқсат етілген көлемді белсенділік бірліктермен – бұдан әрі мәтін бойынша РКБхалық, халық үшін рұқсат етілген меншікті белсенділік бірліктермен – бұдан әрі мәтін бойынша РМБхалық)
_____________________________________________________________________
2.5. Тізім бойынша байқау аймағының қоршаған орта объектілерінде радионуклидтердің орташа жылдық меншікті (көлемді) белсенділігі, бақылау регламентіне сәйкес (ауа, су, тамақ өнімдері үшін РКБ халық және РМБ халық бірліктермен)
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
3. Ұйым (кәсіпорын) қызметі есебінен азаматтардың сәулелену дозалары
3.1. Персоналдың жылдық сәулелену дозалары:
- техногенді көздермен жұмыс істейтін тұлғалар (бұдан әрі мәтін бойынша – А тобы)
- техногенді көздердің әсер ету саласындағы жұмыс жағдайлары бойынша болатын тұлғалар (бұдан әрі мәтін бойынша – Б тобы)

	А тобы бойынша	Б тобы бойынша
Орташа жеке жылдық тиімді доза, мЗв
Жылдық тиімді ұжымдық доза, адам-Зв
Персонал үшін негізгі дозалық шектерден асатын тұлғалар саны:

3.2. Байқау аймағында тұратын халық саны: ___________________________
3.3. Байқау аймағында тұратын халықтың ұйым (кәсіпорын) қызметі есебінен жылдық сәулелену дозалары:
- Орташа жеке жылдық тиімді доза, мЗв _________________________
- Жылдық тиімді ұжымдық доза, адам -Зв ________________________
- Халық үшін негізгі дозалық шектерден асатын тұлғалар саны
3.3.(*) Халықтың медициналық жылдық сәулелену дозалары (тек медицина ұйымдары толтырады)

	Жылына өтетін емшараның саны	1 емшараға (мЗв) орташа тиімді доза	Ұжымдық доза, адам.- Зв/ жылына
Рентгенографиялық
Рентгеноскопиялық
Радионуклидтік

4. Радиациялық қауіптілік саласындағы радиациялық қауіптілікті және нормаларды, қағидаларды және гигиеналық нормативтерді орындауды қамтамасыз ету бойынша іс-шаралардың тиімділігін бағалау
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
5. Радиациялық апаттар, оқиғалар ____________________________________
_____________________________________________________________________
6. Радиациялық апаттарды, оқиғаларды және олардың салдарын жою бойынша іс-шаралар жоспарының, құралдардың және күштің бар болуы ____
_____________________________________________________________________
Радиациялық-гигиеналық қорытындыны толтыратын және ұйымдағы (кәсіпорындағы) радиациялық қауіпсіздікке жауапты адамның қолы және лауазымы ___________________
(лауазымы)
________________________ ___________________ ________________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы) (күні)
7. Есепті жылы ұйым (кәсіпорын) әкімшілігінің бағалауы бойынша қалыпты пайдалану үшін радиациялық көрсеткіштің жоғарылау параметрлері
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Ұйымның (кәсіпорынның) басшысының қолы және күні:
_________________________ _____________________ _____________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы) (күні)
8. Тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органының қорытындысы, стохастикалық әсерлердің пайда болуының жеке және ұжымдық тәуекелдерін бағалау
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Аумақтың Бас мемлекеттік санитарлық дәрігері (облыс,қала, аудан)
___________________________ _____________________ ___________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы ) (күні)

Халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның қорытындысымен ұйымның (кәсіпорынның) басшысы танысты:
_________________________ _____________________ _____________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы ) (күні)

Аумақтың радиациялық-гигиеналық паспортының
үлгілік нысаны

Аумақтың радиациялық-гигиеналық қорытындысы
________ жылғы жағдай бойынша

Қазақстан Республикасының субъектісі аумағының атауы
_____________________________________________________________________
Тұрғындардың саны ___________________________________________________
Қазақстан Республикасының субъектісі аумағының алаңы ____________ км²
Әкімшілік телефоны _________________________ факсы __________________
1. Иондаушы сәулелену көздерін пайдаланатын объектілер тізбесі
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
2. Иондаушы сәулелену көздерін пайдаланатын объектілердің жалпы сипаттамасы
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
3. Қоршаған ортаның радиоактивті ластану сипаттамасы:
3.1. Топырақтың ластану тығыздығы
Цезий-137
Ең аз ________________ орташа _________________ ең жоғ. _____________
Стронций-90
Ең аз ________________ орташа _________________ ең жоғ.______________
Плутоний-239 және т.б.
Ең аз ________________ орташа _________________ ең жоғ.______________
3.2. Атмосфералық ауадағы радиоактивті заттардың көлемді белсенділігі
_____________________________________________________________________
3.3. Ашық су қоймалары суындағы радиоактивті заттардың меншікті белсенділігі
_____________________________________________________________________
3.4. Ауыз сумен жабдықтау көздері суындағы радиоактивті заттардың меншікті белсенділігі
_____________________________________________________________________
3.5. Жергілікті өндірістің тағамдық өнімдеріндегі радиоактивті заттардың меншікті белсенділігі
_____________________________________________________________________
3.6. Жергілікті шикізаттан алынған құрылыс материалдарындағы радиоактивті заттардың меншікті тиімді белсенділігі
_____________________________________________________________________
4. Аумақта радиациялық ауытқулар мен ластанудың бар болуы
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
5. Медициналық емшара кезіндегі тұрғындардың сәулелену құрылымы

	Жылына өтетін емшараның саны	1 емшараға (мЗв) орташа тиімді доза	Ұжымдық доза, адам.- Зв/ жылына
Рентгенографиялық
Рентгеноскопиялық
Радионуклидті

6. Тұрғындардың, оның ішінде техногенді көздермен жұмыс істейтін тұлғалардың - персоналдың (бұдан әрі мәтін бойынша А тобы) және техногенді көздердің әсері аясында жұмыс жағдайлары бойынша болатын тұлғалардың (бұдан әрі мәтін бойынша Б тобы) сәулелену дозасын талдау.
6.1. Персоналдың жылдық сәулелену дозалары:

	А тобы бойынша	Б тобы бойынша
1	2	3
Орташа жеке жылдық тиімді доза, мЗв
Жылдық тиімді ұжымдық доза, адам.-Зв
Персоналға арналған негізгі дозалық шектен асатын тұлғалар саны:

6.2. Байқау аймағында тұратын халық саны: ___________________________
1) орташа жеке жылдық тиімді доза, мЗв ______________________________
2) жылдық тиімді ұжымдық доза, адам.-Зв _____________________________
3) халық үшін негізгі дозалық шектен асатын тұлғалар саны: __________
6.3. Халықтың жылдық тиімді ұжымдық дозасының құрылымы (адам.-Зв):
1) иондаушы сәулелену көздерін пайдаланатын кәсіпорын қызметінен
_____________________________________________________________________
2) ғаламдық жауын-шашыннан __________________________________________
3) табиғи көздерден _________________________________________________
4) медициналық зерттеулерден ________________________________________
5) радиациялық апаттар мен оқиғалардан ______________________________
7. Радиациялық апаттар мен оқиғалардың саны _________________________
8. Сәулелік патология жағдайының бар болуы (жылына ауру саны) _______
9. Жылына радиациялық қауіпсіздік саласындағы радиациялық қауіпсіздікті және нормаларды, ережелерді және гигиеналық нормативтерді орындауды қамтамасыз ету бойынша іс-шараларды талдау
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
10. Радиациялық апаттарды және оқиғаларды жою үшін Қазақстан Республикасының субъектісі аумағының әкімшілігінде тиісті құрылымның, құралдар мен күштің бар болуы
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Аумақтың радиациялық-гигиеналық паспортын толтыратын адамның қолы және лауазымы (облыс, қала, аудан)
_____________________
(лауазымы)
___________________________ _____________________ ___________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы ) (күні)
11. Қазақстан Республикасының субъектісі аумағы әкімшілігінің есепті жылы аумақтағы радиациялық жағдайды бағалауы
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Қазақстан Республикасының субъектісі аумағы әкімшілігінің басшысы
___________________________ _____________________ ___________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы) (күні)
12. Тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органының қорытындысы, стохастикалық әсерлердің пайда болуының жеке және ұжымдық тәуекелін бағалау
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Бас мемлекеттік санитарлық дәрігер
_________________________ _______________________ ___________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы) (күні)
Тиісті аумақтағы халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы мемлекеттік органның қорытындысымен таныстым (Қазақстан Республикасының субъектісі аумағының әкімшілігі басшысының лауазымы, Т.А.Ә.) _______________
___________________________ _____________________ ___________________
(Тегі, А.Ә.) (қолы ) (күні)

«Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық қағидаларына
15-қосымша

МГК ұйымдары жұмыскерлерінің табиғи көздермен
сәулелену дозаларын бағалау әдістемесі

1. 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 1 жыл ішіндегі жұмыс уақыты (бұдан әрі - Т) негізінде жүргізу керек.
Сыртқы гамма-сәулеленуді жылдық тиімді дозасы (Е1сыртқы) мына формула бойынша есептеледі:

(Е1^сыртқы) = К^е Р_y Т_р, мЗв/жыл, (1)

мұнда: К^е – мәні мынаған тең болып алынатын дозалық коэффициент:
1) 0,006 мЗв/мР, егер Р_y – сағатына миллиРентгенмен (бұдан әрі – мР/сағ) экспозициялық дозаның қуаты;
2) 0,0007 мЗв/мкЗв, егер Р_y - эквиваленттік дозаның қуаты мкЗв/сағ.
3. Гамма-сәулелену дозасының қуаты (Р_y) дозиметрдің өзінің аясының деңгейі (Р_ф) және оның космостық сәулеге (Р_к) жауап беруін ескере отырып анықталуы тиіс:

Р_y = Р_1- (Р_ф+Р_к) (2)

мұнда: Р₁ - өлшеу нүктесіндегі дозиметрдің көрсеткіші.
(Р_ф⁺Р_к) параметрлерінің сандық мәні әрбір дозиметр үшін жеке жағадан 50 м немесе одан да көп қашықтықта тереңдігі кемінде 5 метр судың бетінде орындалған бірнеше қайтара өлшеу жолымен анықталады.
4. Әртүрлі технологиялық учаскелерде жұмыс уақыты Т_р(сағ) жылына 0-ден 2000 сағатқа 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:

(3)

мұнда Р_y- n - учаскенің бетінен 1 м биіктіктегі дозаның қуаты;
Т_рn - n - учаскесінде 1 жылдың ішіндегі жұмыс уақыты.
5. Жұмыскердің сыртқы сәулелену дозасын анықтау барысында мына шарт орындалуы тиіс:

(4)

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

2. Құрамында өндірістік шаң бар ұзақ мерзімдік
радионуклидтердің ингаляциялы түсуі есебінен
жұмыскерлердің сәулеленуін бақылау

6. Құрамында өндірістік тозаң бар табиғи радионуклидтердің (ТРН) ингаляциялы түсуі есебінен ішкі сәулелену дозасы радионуклидтік құраммен және тозаңданатын материал мен тозаңның меншікті белсенділігімен, өндірістік аумақтағы ауаның жалпы тозаңдануымен және нақты жағдайлардағы жұмыс уақытымен, тыныс алу органдарының жеке қорғаныш құралдарын қолданумен анықталады. Радионуклидтік құрам, тозаңның меншікті белсенділігі және ауаның жалпы тозаңдануы технологиялық үдерістердің параметрлеріне, жұмыстың температуралық режиміне, қолданылатын химиялық реагенттерге, материалдың дисперсиялығы мен көлеміне байланысты.
7. Жұмыскердің бір тұрақты жұмыс орнында өндірістік тозаңмен бір радионуклидтің ингаляциялы түсуі есебінен ішкі сәулеленуінің тиімді дозасы мына формула бойынша анықталады:

Е ^ішкі = k_d • C_n • f • V • Т, мЗв/жыл, (5)

мұнда k_d – мәні уран мен торий қатарындағы негізгі радионуклидтер үшін 13-қосымшада келтірілген дозалық коэффициент (Зв/Бк);
C_n - өндірістік тозаңдағы радионуклидтердің меншікті белсенділігі кБк/кг;
f - ауаның орташа тозаңдануы, мг/м³;
V - жұмыскерлердің тыныс алуының орташа жылдамдығы, м³/с;
Т - жыл бойы тозаңды аумақта болу уақыты, сағ/жыл;
С_n, f және V шамалары мәндері тұрақты болғанда сәулелену дозасын бағалауда (5) формуласы дұрыс.
8. Бір немесе бірнеше параметрлердің уақытқа байланысты ауыспалы мәндері болғанда 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 қосылыс түрлері белгісіз немесе ішкі сәулелену дозасын есептеу үшін радиоактивтік тепе-теңдік болмаған жағдайда осы санитариялық қағидаларға 13-қосымша бойынша дозалық коэффициенттердің ең жоғары мәндерін қабылдау керек.
10. Жұмыскерлер тыныс алу ағзалары үшін жеке қорғаныш құралдарын қолданатын жағдайда, өндірістік тозаңмен ұзақ мерзімдік табиғи радионуклидтердің организмге ингаляциялы түсуі есебінен болатын ішкі сәулеленудің тиімді дозасы тозаңды ұстау коэффициентінің орташа мәні з (салыс. бірлік) құрайтын болса n есеге төмендейді.

3. Жұмыскерлердің радон изотоптарымен және олардың
қысқа мерзімдік еншілес өнімдерімен сәулеленуін бақылау

11. Радон изотоптары және қысқа мерзімді 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 массасын 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 болғанда, 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 (. t) уақытта анықталады - оны әдетте «экспозиция» (БкLс/м³) деп атайды.
13. Өндірістік жағдайда радон изотобының экспозициясы 1сБк/м³ 0,78 - 10-5мЗв тең болатын тиімді сәулелену дозасы сәйкес келеді.
Егер ауадағы радон изотобының ЭТКБ орташа мәні және жұмыс уақыты - t, белгілі болса, онда сәулеленудің тиімді дозасы мына формуламен есептеледі:

-E^Rn = d * -C_equ^E * t, мЗв (6)

мұнда дозалық коэффициенттің мәні d = 0,78 * 10^-5мЗв/(сағ * Бк/м³), ал радон изотоптарының ЭТКБ - C_equ^E мына формуламен есептеледі:

(7)

оның ішінде C_equ(Rn) және C_equ(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 (Е_өн) сыртқы (Е₁^сырт.) және ішкі сәулелену дозалардың қосындысына тең болады (Е₁^сырт.+ Е^rn):

Е_өн = Е₁^сырт.+ Е₁^ішкі. +Е^rn (8)

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

Өндірістік тозаңмен ²³⁸U және ²³²Th қатары радионуклидтерінің ингаляциялы түсуі кезіндегі дозалық коэффициенттердің мәндері

³⁸U қатары радионуклидтерінің дозалық коэффициенттері

1-кесте

Радионуклид	Жартылай ыдырау кезеңі	Ыдырау түрі	Ингаляциялы түсу кезіндегі дозалық коэффициент, Зв/Бк
			Қосылыс түрлері-П	Ең жоғары
1	2	3	4	5
238U	4,77 109жыл		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	2,45 105 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

232Th қатары радионуклидтеріне арналған дозалық
коэффициенттер

2-кесте

Радионуклид	Жартылай ыдырау кезеңі	Ыдырау түрлері	Ингаляциялы түсу кезіндегі дозалық коэффициент, Зв/Бк
			Қосынды типі-П	Ең жоғары
232Th	1,405 • 1010 жыл		4,2 • 10-5	4,2 • 10-5
228Ra	5,75 жыл		2,6 • 10-6	2,6 • 10-6
228Ас	6,15 с		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 с		-	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

«Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық қағидаларына
17-қосымша

Металл сынықтарын өндірістік радиациялық бақылау журналы

Ұйым атауы __________________________________________________________
Мекен-жайы, телефоны_________________________________________________
Радиациялық бақылауға жауапты адамның тегі, аты, әкесінің аты және лауазымы ____________________________________________________________
Журнал 20 __жылғы "___________" ____________________________ басталды
Журнал 20 __жылғы "___________" ____________________________ аяқталды

Беттер саны

р/с №	Күні	Металл сынықтары атауы, мөлшері (кг)	Өнім беруші	Жүк құжаттамасы нөмірі мен күні	Өлшеулер жүргізгенде қолданылған құралдар (атауы, нөмірі)

кестенің жалғасы

Радиациялық бақылау қорытындысы
Фондық мәндері	Беттегі фонның жоғарылауы	Беттегі ЕЖБДҚ	Өлшеулер жүргізген адамның қолы

«Радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық қағидаларына
18-қосымша

Металл сынықтарына өндірістік радиациялық
бақылау жүргізу әдістемесі

Өлшеу жағдайлары металл сынықтарында радиациялық ластану орын алған жағдайда, оны міндетті анықтауды қамтамасыз етуі тиіс.
Ол үшін брикеттелген металл сынықтары қабатпен бір брикет болып орналастырылады. Брикеттің әрбір жағына гамма-сәулелену дозасының қуатына бір өлшеу жүргізледі, альфа және бета бөлшектерін ағынының тығыздығына бір өлшеу жүргізіледі.
Брикеттелмеген металл сынықтары аумақта қалыңдығы 0,5 м аспайтындай етіп жиналады. Гамма-сәулеленудің қуатын өлшеу 1 м тор бойынша іздестіру радиометрі арқылы жүргізіледі, ал БДҚ деңгейі табиғи фоннан жоғары болғанда, өлшеу торы сәулелену көзін анықтағанға дейін қоюланады. Альфа, бета бөлшектердің тығыздығын өлшеу бақылау профильдері арасындағы арақашықтық 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.
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.
Металл сынықтарын 0,5 м қалыңдықта алаңда жинауға мүмкіндік болмаған жағдайда, өлшеу жұмыстары оларды тиегенде немесе түсіргенде жүргізіледі. Бұл ретте БДҚ-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.
Металл сынықтарында ішкі жағында тұз түзілістері бар сыйымдылықтар мен құбырлар бар болғанда өлшеулер бұл бұйымдардың ішкі және сыртқы беттерінде жүргізіледі.
БДҚ-ны өлшеу өлшейтін беттен 10 сантиметр (бұдан әрі - см) қашықтықта, альфа, бета бөлшектері ағынының тығыздығын өлшеу өлшенетін беттерден 1 см қашықтықта жүргізіледі.
Металл сынықтарына өндірістік радиациялық бақылау жүргізу алдында металл сынықтары жиналатын аумақта бақыланатын металл сынығынан 15-20 м арақашықтықта 10 см биіктікте табиғи радиациялық фон БДҚ-ына өлшеу жүргізіледі. Бөлшек ағыны тығыздығын өлшеу алдында аспаптың өз фонына өтем жүргізілуі тиіс.
Аумақтағы табиғи радиациялық аяның экспозициялық дозасы қуатын бағалау 5 өлшемнен орташа арифметикалық шама ретінде жүзеге асырылады.
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 БДҚ-сы жергілікті жердің табиғи радиациялық фонынан 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.

Об утверждении Cанитарных правил "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"

Постановление Правительства Республики Казахстан от 3 февраля 2012 года № 202. Утратило силу постановлением Правительства Республики Казахстан от 8 сентября 2015 года № 754

Сноска. Утратило силу постановлением Правительства РК от 08.09.2015 № 754 (вводится в действие со дня его первого официального опубликования).

Примечание РЦПИ.
В соответствии с Законом РК от 29.09.2014 г. № 239-V ЗРК по вопросам разграничения полномочий между уровнями государственного управления см. приказ и.о. Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 марта 2015 года № 261

В соответствии с подпунктом 2) статьи 6 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года «О здоровье народа и системе здравоохранения» Правительство Республики Казахстан ПОСТАНОВЛЯЕТ:
1. Утвердить прилагаемые Cанитарные правила «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности».
2. Настоящее постановление вводится в действие по истечении десяти календарных дней после первого официального опубликования.

Премьер-Министр
Республики Казахстан К. Масимов

Утверждены
постановлением Правительства
Республики Казахстан
от 3 февраля 2012 года № 202

Санитарные правила
«Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности»

1. Общие положения

1. Настоящие Санитарные правила (далее – Санитарные правила) устанавливают санитарно–эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности при проектировании, вводе в эксплуатацию и содержании радиационных объектов, выводе из эксплуатации радиационных объектов, обращении с источниками ионизирующего излучения (закрытыми и открытыми радионуклидными источниками, радиоактивными веществами, радиоизотопными приборами, устройствами, генерирующими ионизирующее излучение), обращении с радиоактивными отходами, применении материалов и изделий, загрязненных или содержащих радионуклиды, осуществлении производственного радиационного контроля на объектах, в том числе нефтегазового комплекса и металлолома, применении средств индивидуальной защиты и личной гигиены, при медицинском облучении, воздействии природных источников излучения и радиационных авариях.
Первый руководитель организации обеспечивает соблюдение требовании настоящих Cанитарных правил.
2. В настоящих Cанитарных правилах использованы следующие понятия:
1) активность (далее – А) – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

dN – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени – dt. Единицей активности является Беккерель (далее – Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (далее – Ки) составляет 3,7х10¹⁰ Бк;
2) активность минимально значимая (далее – МЗА) – активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения при превышении которой требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами госсанэпиднадзора. Единица измерения МЗА – беккерель (Бк);
3) активность минимально значимая удельная (далее – МЗУА) – удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении, при превышении которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами госсанэпиднадзора.
Для закрытых источников излучения решение о необходимости получения разрешения на обращение определяется путем сравнения его активности с МЗА, без учета МЗУА. Единица измерения МЗУА беккерель на грамм Бк/г;
4) удельная (объемная) активность – отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

Единица удельной активности – Беккерель на килограмм (далее – Бк/кг). Единица объемной активности – Беккерель на кубический метр (далее – Бк/м³ );
5) активность эквивалентная равновесная объемная (далее – ЭРОА) дочерних продуктов изотопов радона – ²²²Rn и ²²⁰Rn – взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - ²¹⁸Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb(ThB); ²¹²Bi (ThC) соответственно:
(ЭРОА) Rn = 0,10 A_RaA + 0,52 A_RaB + 0,38 A_RaC
(ЭРОА) Tn = 0,91 A_ThB + 0,09 A_ThC ,
A_i – объемные активности дочерних продуктов изотопов радона;
6) радиоактивное вещество – вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, соответствующее гигиеническим нормативам «Санитарно–эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности (далее – ГН) и настоящих санитарных правил;
7) вмешательство – действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения;
8) группа критическая – группа лиц из населения (не менее десяти человек), однородная по одному или нескольким признакам (полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания), которая подвергается наибольшему радиационному воздействию от источника излучения;
9) дезактивация – удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой–либо среды;
10) доза поглощенная (далее – D) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

, где:

de – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm – масса вещества в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах Международной системы единиц поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей (далее – Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр;
11) доза в органе или ткани (далее – DT) – средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

где:

m_т – масса органа или ткани, a D – поглощенная доза в элементе массы dm;
12) доза эквивалентная (далее – H_T,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

, где:

D_T,R – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a W_R взвешивающий коэффициент для излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами, которые приведены в таблице 1 приложения 1 к настоящим санитарным правилам эквивалентная, доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

, где:

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (далее – Зв);
13) доза эффективная (далее – Е) – величина, используемая, как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей, с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты, которые приведены в таблице 2 приложения 1 к настоящим санитарным правилам:

, где:

Н_т – эквивалентная доза в органе или ткани Т, a W_т – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
Единица эффективной дозы – зиверт (Зв);
14) доза эквивалентная (далее – Н_т()) или эффективная (Е()) ожидаемая при внутреннем облучении – доза за время , прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

где:

t_о – момент поступления, a H_T(t) – мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.
Когда не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 лет для детей;
15) доза эффективная (эквивалентная) годовая – сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год;
16) доза эффективная коллективная – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы человеко-зиверт (далее – чел. – Зв);
17) доза предотвращаемая – прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая предотвращается защитными мероприятиями;
18) загрязнение радиоактивное – присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные требованиями ГН и настоящих санитарных правил;
19) загрязнение поверхности не снимаемое (фиксированное) – радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации;
20) загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) – радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации;
21) захоронение отходов радиоактивных – безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения;
22) зона наблюдения – территория за пределами санитарно–защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль;
23) зона радиационной аварии – территория, на которой установлен факт радиационной аварии;
24) источник ионизирующего излучения (далее – ИИИ или источник излучения) – радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, соответствующее требованиям ГН, настоящих санитарных правил и других нормативных правовых актов Республики Казахстан;
25) источник излучения закрытый – это источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан;
26) источник излучения открытый – источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду;
27) источник излучения природный – источник ионизирующего излучения природного происхождения, соответствующий требованиям ГН и настоящих санитарных правил;
28) источник излучения техногенный – это источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности;
29) категория объекта радиационного – характеристика объекта по степени его потенциальной опасности для населения в условиях возможной аварии;
30) квота – часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом);
31) класс работ – характеристика работ с открытыми источниками ионизирующего излучения по степени потенциальной опасности для персонала, определяющая требования по радиационной безопасности в зависимости от радиотоксичности и активности нуклидов;
32) контроль радиационный – получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль);
33) место рабочее – место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно;
34) мощность дозы – доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час);
35) население – все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения;
36) облучение – воздействие на человека ионизирующего излучения;
37) облучение аварийное – облучение в результате радиационной аварии;
38) облучение медицинское – облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения;
39) облучение планируемое повышенное – планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий;
40) облучение потенциальное – облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии;
41) облучение природное – облучение, которое обусловлено природными источниками излучения;
42) облучение производственное – облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности;
43) облучение профессиональное – облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения;
44) облучение техногенное – облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов;
45) обращение с отходами радиоактивными – все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов;
46) обращение с источниками ионизирующего излучения – деятельность, связанная с изготовлением, поставкой, получением, обладанием, хранением, использованием, передачей, переработкой или захоронением, импортом, экспортом, транспортированием, техническим обслуживанием источников ионизирующего излучения;
47) объект радиационный – организация, где осуществляется обращение с техногенными ИИИ;
48) отходы радиоактивные – не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные требованиями ГН и настоящих санитарных правил;
49) персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);
50) предел дозы (далее – ПД) – величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне;
51) предел годового поступления (далее – ПГП) – допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы;
52) радиационная авария – потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды;
53) радиационная безопасность населения – состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Обеспечение радиационной безопасности – осуществление комплекса организационных, технологических, технических, санитарно-эпидемиологических и медико–профилактических мероприятий, направленных на снижение уровней облучения персонала и населения;
54) радиационно–гигиеническое паспорт организации – документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению;
55) радиационно–гигиеническое паспорт территории – документ, характеризующий состояние радиационной безопасности населения территории и содержащий рекомендации по ее улучшению;
56) работа с ИИИ – все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль;
57) работа с радиоактивными веществами – любые виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль;
58) риск – вероятность возникновения у человека или его потомства какого–либо вредного последствия в результате облучения;
59) санитарный пропускник – комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала;
60) санитарный шлюз – помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты;
61) средство индивидуальной защиты – средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов;
62) уровень вмешательства (далее – УВ) - величина предотвращаемой дозы, при достижении которой, в случаях возникновения ситуаций хронического или аварийного облучения, принимаются защитные или послеаварийные меры;
63) уровень контрольный – значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения, устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды;
64) устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение – электрофизическое устройство (например, рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций;
65) эффекты излучения детерминированные – клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы;
66) эффекты излучения стохастические – вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы;
67) природные радионуклиды – радиоактивные элементы рядов урана –238 и тория – 232;
68) 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;
69) металлолом (лом цветных и черных металлов) – это 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;
70) партия металлолома – отдельно складированное количество металлолома (количество металлолома, загруженные в одну или несколько транспортных единиц – платформа, вагон, автомашины, грузовой контейнер);
71) локальный источник – предмет, имеющий радиоактивное загрязнение, создающий мощность эквивалентной дозы (далее – МЭД) гамма–излучения на расстоянии 10 сантиметров (далее - см) выше 0,2 микрозиверта в час (далее – мкЗв/ч), либо имеющий МЭД, превышающую естественный радиационный фон местности, либо имеющий на поверхности плотность потока бета–частиц, превышающую 0,4 Бк/см² и (или) 0,04 Бк/см² альфа–частиц;
72) радиоактивное загрязнение металлолома – отдельный фрагмент металлолома, содержащий или загрязненный радионуклидами превышающими значения, установленные гигиеническими нормативами радиационной безопасности.
3. Источники излучения подлежат обязательному учету и контролю. От радиационного контроля и учета полностью освобождаются:
1) электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение с максимальной энергией не более 5 кэВ;
2) другие электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение, в условиях нормальной эксплуатации которых мощность эквивалентной дозы в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от поверхности аппаратуры не превышает 1,0 мкЗв/ч;
3) продукция, товары, содержащие радионуклиды, на которые имеется санитарно-эпидемиологическое заключение о том, что создаваемые ими дозы облучения не превышают значения, приведенные в ГН;
4) открытые и закрытые источники с активностью ниже МЗА, приведенной в действующих ГН;
5) закрытые гамма–излучающие радиоактивные источники, мощность дозы от которых на расстоянии 0,1 м не превышает 1,0 мк3в/ч;
6) от радиационного контроля и учета источники излучения полностью освобождаются на основании санитарно-эпидемиологического заключения государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории.
4. Разрешение на работу с источниками излучения не требуется, если:
1) используются продукция, товары, перечисленные в пункте 3 настоящих санитарных правил;
2) на рабочем месте удельная активность радионуклида меньше МЗУА, или активность радионуклида в открытом источнике меньше МЗА, приведенных в ГН, или сумма отношений активности отдельных радионуклидов к их табличным значениям меньше 1;
3) в организации общая активность радионуклидов в открытом виде не превышает МЗА более чем в десять раз или сумма отношений активности нескольких радионуклидов к их табличным значениям приведенным в ГН, не превышает единицу;
4) мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 метра от поверхности закрытого радионуклидного источника излучения, не превышает 1,0 мк3в/ч над фоном.

2. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности

5. Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды обеспечивается при соблюдении основных принципов радиационной безопасности: обоснование, оптимизация, нормирование.
Принцип обоснования применяется на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий, разработке и утверждении правил и гигиенических нормативов по радиационной безопасности, а также при изменении условий их эксплуатации согласно приложению 2 к настоящим санитарным правилам.
В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. В качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, проводятся в обязательном порядке.
Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных ГН), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов в соответствии с приложением 2 к настоящим санитарным правилам.
В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации применяется к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.
Принцип нормирования обеспечивается всеми лицами, от которых зависит уровень облучения людей и предусматривает не превышение установленных Законом Республики Казахстан от 23 апреля 1998 года № 219-I «О радиационной безопасности населения» и ГН индивидуальных пределов доз облучения граждан от всех ИИИ.
Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными ГН, вводятся допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида в зависимости от пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.
Производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для монофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, их использование основывается на условии не превышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.
Для предупреждения использования установленного для населения предела дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество применяются квоты на основные техногенные источники облучения.
Обоснование значений квот должно содержаться в проектах радиационных объектов. Рекомендации по установлению квот приведены в приложении 3 к настоящим санитарным правилам.
6. Оценка радиационной безопасности на объекте и в каждом регионе осуществляется на основе:
1) характеристики радиоактивного загрязнения окружающей среды;
2) анализа обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;
3) вероятности радиационных аварий и их масштабе;
4) степени готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;
5) анализа доз облучения персонала группы «А» по результатам регламентированных форм № 1 ДОЗ, № 2 ДОЗ, а также получаемых отдельными группами населения от всех ИИИ;
6) числа лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.
7. Радиационная безопасность на объекте и вокруг него обеспечивается за счет:
1) качества проекта радиационного объекта;
2) обоснованного выбора района и площадки для размещения радиационного объекта;
3) физической защиты источников излучения;
4) зонирования территории вокруг наиболее опасных объектов и внутри них;
5) условий эксплуатации технологических систем;
6) лицензирования всех видов деятельности с источниками излучения;
7) санитарно–эпидемиологической оценки деятельности с источниками облучения;
8) наличия системы производственного радиационного контроля;
9) планирования и проведения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при нормальной работе объекта, его реконструкции и выводе из эксплуатации, а так же при радиационных авариях;
10) повышения квалификации и знания правил работы с источниками излучения.
8. Эксплуатирующая организация обеспечивает:
1) получение санитарно-эпидемиологического заключения на право работ с источниками излучения и на выпускаемую продукцию, содержащую радиоактивные вещества или оборудование, работающее на основе источников излучения;
2) разработку контрольных уровней радиационных факторов в организации и зоне наблюдения с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, а также инструкций по радиационной безопасности;
3) утверждение перечня лиц, относящихся к персоналу групп А и Б;
4) создание условий работы с источниками ионизирующего излучения, соответствующих требованиям настоящих санитарных правил, правил по охране труда, технике безопасности, промышленной безопасности и других санитарных правил, действие которых распространяется на данную организацию;
5) планирование и осуществление мероприятий по обеспечению и совершенствованию радиационной безопасности в организации;
6) систематический контроль радиационной обстановки на рабочих местах, в помещениях, на территории организации, в контролируемых зонах, а также за предельно допустимыми выбросами и предельно допустимыми сбросами радиоактивных веществ в окружающую среду;
7) проведение регулярного контроля и учета индивидуальных доз облучения персонала с предоставлением обобщенной информации в государственный орган в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории;
8) регулярное информирование персонала об уровнях ионизирующего излучения на их рабочих местах и о величине полученных ими индивидуальных доз облучения;
9) подготовку и аттестацию по вопросам обеспечения радиационной безопасности руководителей и исполнителей работ, специалистов служб радиационной безопасности, других лиц, постоянно или временно выполняющих работы с источниками излучения;
10) проведение инструктажа и проверку знаний персонала в области радиационной безопасности;
11) проведение предварительных (при поступлении на работу) и периодических медицинских осмотров персонала;
12) своевременное информирование государственных органов, уполномоченных осуществлять государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности, о возникновении аварийной ситуации, о нарушениях технологического регламента, создающих угрозу радиационной безопасности;
13) выполнение заключений, постановлений и предписаний должностных лиц государственных органов, осуществляющих государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности;
14) получение специального разрешения (лицензии) на деятельность в области использования атомной энергии;
15) ведение учета радиоактивных источников (радиоактивных веществ), радиоизотопных приборов и установок, генерирующих ионизирующее излучение, исключающего возможность их утраты или бесконтрольного использования и хранения.
9. Персонал, работающий с источниками излучения (группа А):
1) выполняет требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные настоящими санитарными правилами;
2) использует средства индивидуальной защиты;
3) выполняет установленные требования по предупреждению радиационной аварии и правила поведения в случае ее возникновения;
4) своевременно проходит периодические медицинские осмотры;
5) незамедлительно ставит в известность руководителя (цеха, участка, лаборатории) и службу радиационной безопасности (лицо, ответственное за радиационную безопасность) обо всех обнаруженных неисправностях в работе установок, приборов и аппаратов, являющихся источниками излучения;
6) выполняет указания службы радиационной безопасности, касающиеся обеспечения радиационной безопасности при выполнении работ;
7) по окончании смены покидает свои рабочие места, если не предусмотрено иное производственной необходимостью.
10. Радиационная безопасность персонала обеспечивается:
1) ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту, полу, состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и другим показателям;
2) знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения;
3) достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников излучения, а также ограничением времени работы с источниками излучения;
4) созданием условий труда, отвечающих требованиям ГН и настоящих санитарных правил;
5) применением индивидуальных средств защиты;
6) соблюдением контрольных уровней радиационных факторов в организации;
7) организацией радиационного контроля;
8) организацией системы информации о радиационной обстановке;
9) проведением эффективных мероприятий по защите персонала при планировании повышенного облучения в случае угрозы и возникновении аварии;
10) организацией учета и контроля источников ионизирующего излучения.
11. Радиационная безопасность населения обеспечивается:
1) созданием условий жизнедеятельности людей, в соответствии с требованиями настоящих санитарных правил;
2) установлением квот на облучение от разных источников излучения;
3) организацией радиационного контроля;
4) эффективностью планирования и проведения мероприятий по радиационной защите в нормальных условиях и в случае радиационной аварии;
5) организацией системы информации о радиационной обстановке.
12. При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала и населения исходят из следующих основных положений:
1) индивидуальные дозы снижаются там, где они превышают допустимый уровень облучения;
2) мероприятия по коллективной защите людей осуществляются в отношении источников излучения, где возможно достичь наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах;
3) снижение доз от каждого источника излучения достигается за счет уменьшения облучения критических групп для этого источника излучения.
13. Применение радиоактивных веществ в различных областях хозяйства путем их введения в вырабатываемую продукцию (независимо от физического состояния продукции) допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

3. Санитарно-эпидемиологические требования к проектированию
радиационных объектов

14. При выборе земельного участка для строительства радиационного объекта учитывают категорию объекта, его потенциальную радиационную, химическую и пожарную опасность для населения и окружающей среды. На земельный участок должно быть санитарно–эпидемиологическое заключение на соответствие требованиям настоящих санитарных правил.
15. Категория радиационных объектов устанавливается на стадии их проектирования на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
По потенциальной радиационной опасности устанавливается четыре категории объектов:
1) к I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и потребоваться меры по его защите;
2) ко II категории относятся объекты, при аварии на которых радиационное воздействие ограничивается территорией санитарно–защитной зоны;
3) к III категории относятся объекты, радиационное воздействие которых ограничивается территорией объекта;
4) к IV категории относятся объекты, радиационное воздействие от которых ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения.
16. При выборе места размещения радиационных объектов I и II категорий оцениваются метеорологические, гидрологические, геологические и сейсмические факторы при нормальной эксплуатации и при возможных авариях.
17. При выборе площадки для строительства радиационных объектов I и II категорий следует отдавать предпочтение участкам:
1) расположенным на малонаселенных незатопляемых территориях;
2) имеющим устойчивый ветровой режим;
3) ограничивающим возможность распространения радиоактивных веществ за пределы промышленной площадки объекта, благодаря своим топографическим и гидрогеологическим условиям.
18. Радиационные объекты I и II категории должны располагаться с учетом розы ветров преимущественно с подветренной стороны по отношению к жилой территории, лечебно–профилактическим и детским организациям, а также к местам отдыха и спортивным сооружениям.
19. Генеральный план радиационного объекта разрабатывается с учетом развития производства, прогноза радиационной обстановки на объекте и вокруг него и риска возникновения радиационных аварий.
20. Размещение радиационного объекта допускается в соответствии с санитарно-эпидемиологическим заключением.
21. Не допускается размещение объекта, осуществляющего работы с источниками излучения, в жилом и общественном здании, кроме рентгеновских установок, применяемых в стоматологической практике, размещение которых допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
22. Вокруг радиационных объектов I-II категорий устанавливается санитарно-защитная зона, а вокруг радиационных объектов I категории также и зона наблюдения. Санитарно-защитная зона для радиационных объектов III категории ограничивается территорией объекта, для радиационных объектов IV категории зонирование не предусмотрено.
В отдельных случаях на основании санитарно-эпидемиологического заключения, санитарно-защитная зона радиационных объектов I-II категорий ограничевается пределами территории объекта.
23. Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг радиационного объекта устанавливаются с учетом уровней внешнего облучения, а также величин и площадей возможного распространения радиоактивных выбросов и сбросов.
При расположении на одной площадке комплекса радиационных объектов санитарно-защитная зона и зона наблюдения устанавливаются с учетом суммарного воздействия объектов.
Внутренняя граница зоны наблюдения должна совпадать с внешней границей санитарно-защитной зоны.
Категория потенциальной радиационной опасности и безопасность радиационного объекта обосновывается в проекте ядерной, радиационной и электрофизической установок (далее – ЯРЭУ). Установленная категория согласовывается с уполномоченным органом в сфере использования атомной энергии и органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения. Для действующих ЯРЭУ категория потенциальной опасности определяется эксплуатирующей организацией установки для сценария максимальной радиационной аварии и согласовывается с уполномоченным государственным органом в сфере использования атомной энергии и органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения, согласно таблицы 1 приложения 3 к настоящим санитарным правилам.
24. Радиационное воздействие на население, проживающее в зоне наблюдения радиационного объекта I категории, при нормальной его эксплуатации должно быть ограничено размером квоты для данного объекта.
25. Размеры санитарно–защитной зоны (полосы отчуждения) вдоль трассы трубопровода для удаления жидких радиоактивных отходов устанавливаются в зависимости от активности последних, рельефа местности, характера грунтов, глубины заложения трубопровода, уровня напора в ней и должны быть не менее 20 метров в каждую сторону от трубопровода.
26. Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения вокруг судов и иных плавающих средств с ядерными установками устанавливаются в местах их ввода в эксплуатацию, в портах стоянки и в местах снятия с эксплуатации.
27. Границы санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения радиационного объекта устанавливаются на стадии проектирования.
28. В санитарно-защитной зоне радиационных объектов не допускается постоянное или временное проживание, размещение детских организаций, больниц, санаториев и других оздоровительных организаций, а также промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к этому объекту. Территория санитарно-защитной зоны должна быть благоустроена и озеленена.
29. В зоне наблюдения и в санитарно–защитной зоне по результатам санитарно-эпидемиологической экспертизы могут вводиться ограничения на хозяйственную деятельность.
Использование земель санитарно–защитной зоны для сельскохозяйственных целей допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения. В этом случае вся вырабатываемая продукция подлежит санитарно-эпидемиологической экспертизе и радиационному контролю.
30. В зоне наблюдения на случай аварийного выброса радиоактивных веществ, администрацией объекта предусматривается комплекс защитных мероприятий в соответствии с требованиями ГН и настоящих санитарных правил.
31. В санитарно–защитной зоне и зоне наблюдения силами службы радиационной безопасности объекта проводится радиационный контроль.
32. При проектировании радиационных объектов обеспечивается меры безопасности при конструировании, строительстве, реконструкции, эксплуатации, выводе из эксплуатации, а также в случае аварии. Разработка этой документации допускается при наличии лицензии на предоставление услуг в области использования атомной энергии.
33. В проекте радиационного объекта для каждого помещения (участка, территории) указывается:
1) при работе с открытыми источниками излучения: радионуклид, соединение, агрегатное состояние, активность на рабочем месте, годовое потребление, вид и характер планируемых работ, класс работ;
2) при работе с закрытыми источниками излучения: радионуклид, его вид, активность, допустимое количество источников на рабочем месте и их суммарная активность, характер планируемых работ;
3) при работе с устройствами, генерирующими ионизирующее излучение: тип устройства, вид, энергия и интенсивность генерируемого излучения и (или) анодное напряжение, сила тока, мощность, максимально допустимое число одновременно работающих устройств, размещенных в одном помещении (на участке, территории);
4) при работе ядерного реактора, генератора радионуклидов, с радиоактивными отходами и другими источниками излучения со сложной радиационной характеристикой: вид источника излучения и его радиационные характеристики (радионуклидный состав, активность, энергия и интенсивность излучения). Для всех работ указываются их характер и ограничительные условия.
34. Проектирование защиты от внешнего облучения персонала и населения проводят с учетом коэффициента запаса по годовой эффективной дозе равным двум и наличия других источников излучения и перспективное увеличение их мощности.
35. Проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений, категорий облучаемых лиц и длительности облучения:
1) при расчете защиты с коэффициентом запаса, равным двум, проектная мощность эквивалентной дозы излучения (далее – Н) на поверхности защиты определяется по формуле

Д - предел дозы для персонала или населения, мЗв в год;
t - продолжительность облучения, часов в год;
2) значения проектной мощности эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания в помещениях и на территориях персонала и населения с коэффициентом запаса 2 приведены в таблице 1 приложения 4 к настоящим санитарным правилам;
3) для рентгеновских аппаратов и ускорителей расчет ведется с учетом радиационного выхода и рабочей нагрузки аппарата по методикам, утвержденным в установленном порядке.
36. Расчет допустимых выбросов и сбросов радиационных объектов должен проводиться исходя из требования, чтобы эффективная доза для населения за 70 лет жизни, обусловленная годовым выбросом и сбросом, не превышала установленного значения квоты предела дозы.
37. При проектировании радиационных объектов и выборе технологических схем работ обеспечивают:
1) минимальное облучение персонала;
2) максимальную автоматизацию и механизацию операций;
3) автоматизированный и визуальный контроль за ходом технологического процесса;
4) применение наименее токсичных и вредных веществ;
5) минимальные уровни шума, вибрации и других вредных факторов;
6) минимальные выбросы и сбросы радиоактивных веществ;
7) минимальное количество радиоактивных отходов с простыми, надежными способами их временного хранения и переработки;
8) звуковую и/или световую сигнализацию о нарушениях технологического процесса;
9) блокировки.
38. Технологическое оборудование для работ с радиоактивными веществами соответствует следующим требованиям:
1) конструкция должна быть надежной и удобной в эксплуатации, обладать необходимой герметичностью, обеспечивать возможность применения дистанционных методов управления и контроля за ходом работы оборудования;
2) изготавливаться из коррозионно–стойких и радиационно–стойких материалов, поддающихся дезактивации;
3) наружные и внутренние поверхности оборудования должны быть доступными для проведения дезактивации.
39. В проекте радиационного объекта предусматривается комплекс организационных, технических и санитарно-эпидемиологических мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при проведении ремонтных работ.

4. Санитарно-эпидемиологические требования к вводу в
эксплуатацию, содержанию радиационных объектов и обеспечение
безопасности персонала

40. Радиационный объект принимается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения.
41. Получение, хранение источников излучения и проведение с ними работ разрешается при наличии лицензии и санитарно–эпидемиологического заключения на право работ с источниками ионизирующего излучения, которое заполняется согласно приложению 5 к настоящим санитарным правилам и инструкции по заполнению санитарно – эпидемиологического заключения на право работ с источниками ионизирующих излучений согласно приложению 6 к настоящим санитарным правилам и выдаваемое органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора по запросу организации. Основанием для выдачи санитарно-эпидемиологического заключения является акт приемки в эксплуатацию построенного (реконструированного) объекта или акт санитарного обследования действующего объекта.
Санитарно-эпидемиологическое заключение на право работ с ИИИ выдается на срок до 2-х лет. В случае изменения условий работы с ИИИ (видов, характеристик ИИИ, вида и характера работы) соответствующие изменения указываются в акте обследования или выдается новое заключение по запросу организаций.
42. Работа с источниками излучения допускается только в помещениях, указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении.
На дверях каждого помещения указывают его назначение, класс проводимых работ с открытыми источниками излучения и знак радиационной опасности.
43. Оборудование, контейнеры, упаковки, аппараты, передвижные установки, транспортные средства, содержащие источники излучения, должны иметь знак радиационной опасности.
44. Допускается не наносить знак радиационной опасности на оборудование в помещении, где постоянно проводятся работы с источниками излучения и которое имеет знак радиационной опасности.
45. Обеспечение условия сохранности источников излучения в организации осуществляет ее администрация.
46. Вывоз источника излучения, для проведения работ с ним, вне организации допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории.
47. Обращение с источниками излучения в различных областях промышленности, науки, медицины, образования, сельского хозяйства, торговли допускается только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения.
В случае изменения конструкции источника излучения или изделия, содержащего такой источник, получают новое санитарно–эпидемиологическое заключение.
48. К моменту начала работ с источниками излучения на предприятии разрабатывают систему радиационного контроля, включающую в себя организацию и проведение контроля за радиационной обстановкой в помещениях, в которых ведутся работы с источниками излучения.
49. В зависимости от объема и характера работ с источниками излучения на предприятии организуют службу радиационной безопасности или назначают лицо, ответственное за радиационный контроль.
50. Положение о службе радиационной безопасности (лице, ответственном за радиационный контроль) утверждается главным инженером (руководителем) предприятия по согласованию с государственным органом в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории и определяет численность, права и обязанности службы (лица, ответственного за радиационный контроль).
Численность службы устанавливается таким образом, чтобы обеспечить радиационной контроль при всех радиационно–опасных работах.
51. Персонал службы радиационной безопасности и лицо, ответственное за радиационный контроль, назначаются приказом (распоряжением) администрации предприятия из числа сотрудников, прошедших специальную подготовку.
52. Отнесение персонала к той или другой категории облучаемых лиц определяет администрация предприятия по согласованию с государственным органом в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории, с учетом достигнутого уровня защиты и доз облучения персонала.
53. Требования к персоналу, допускаемому к работам с источниками излучения, определяются характером производственного процесса, типом применяемого оборудования и настоящими санитарными правилами.
54. Лица, допускаемые к работам и постоянно работающие с источниками излучения, перед поступлением на работу и в дальнейшем, периодически (1 раз в год), должны проходить медицинские осмотры.
55. К самостоятельной работе, связанной с воздействием излучения, допускаются лица не моложе 18 лет, имеющие соответствующую выполняемой работе квалификацию, обученные безопасным методом и приемам ведения работ, прошедшие инструктаж по охране труда.
Повторный (очередной) инструктаж проводится не реже 1 раза в три месяца. Проведение инструктажа регистрируется в журнале инструктажа.
При изменении характера работ с источниками излучения проводится внеочередной инструктаж. Лица, временно привлекаемые к работам с источниками излучения, также должны быть проинструктированы перед началом работы.
В инструкции по технике безопасности и производственной санитарии, распространяющиеся на работы с источниками излучения, должны быть внесены требования радиационной безопасности и порядок проведения дозиметрического контроля.
На работы, проводимые с источниками излучения при снятой стационарной защите или без таковой (наладка, регулировка, экспериментальные исследования), должны быть разработаны и согласованы с государственным органом в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории специальные инструкции по радиационной безопасности.
При изменении условий работ в инструкции вносят необходимые изменения.
56. При прекращении работ с источниками излучения администрация организации информирует об этом территориальные органы в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории.
57. При проведении работ с источниками излучения не допускается выполнение операций, не предусмотренных инструкциями по эксплуатации и радиационной безопасности, если эти действия не направлены на принятие экстренных мер по предотвращению аварий и других обстоятельств, угрожающих здоровью работающих.
58. Технические условия на защитное технологическое оборудование (камеры, боксы, вытяжные шкафы), а также сейфы, контейнеры для радиоактивных отходов, транспортные средства, транспортные упаковочные комплекты, контейнеры, предназначенные для хранения и перевозки радиоактивных веществ, фильтры системы пыле-, газоочистки, средства индивидуальной защиты должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение.
59. Выпуск приборов, аппаратов, установок и других изделий, действие которых основано на использовании ионизирующего излучения, радионуклидных источников излучения, приборов, аппаратов и установок, при работе которых генерируется ионизирующее излучение, а также эталонных источников излучения допускается только по технической документации, составленной в соответствии с требованиями действующих стандартов и на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
Выпуск опытных образцов ИИИ в количестве свыше трех штук и их серийное производство разрешается после получения санитарно–эпидемиологического заключения.
При выпуске ИИИ в количестве до трех штук техническая документация подлежит экспертизе в государственном органе в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории.
Изменения, вносимые в ранее утвержденную техническую документацию на ИИИ, подлежат санитарно–эпидемиологической экспертизе.
Для получения санитарно–эпидемиологического заключения на выпуск ИИИ в государственный орган в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения Республики Казахстан направляются технические условия, техническое описание и инструкция по эксплуатации.
60. Поставка организациям источников излучения и изделий, содержащих их, проводится по заказ–заявкам по форме согласно приложению 7 к настоящим санитарным правилам. Заказы–заявки подписываются государственным органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории после оценки готовности объекта с оформлением акта санитарно–эпидемиологического обследования. Поставка источников излучения, предназначенных для градуировки и поверки дозиметрической и радиометрической аппаратуры, а также радиоиммунных препаратов проводится без специальных разрешений, если их характеристики соответствуют требованиям пункта 4 настоящих санитарных правил.
61. Передача из одной организации в другую источников излучения и изделий с характеристиками, превышающими значения, указанные в пункте 4 настоящих санитарных правил, допускается на основании санитарно–эпидемиологического заключения по месту нахождения как передающей, так и принимающей источники излучения организации и с обязательной информацией лицензирующего органа.
При передаче источников излучения на временное хранение или использование составляется акт приема–передачи. Копии паспортов (сертификатов и т.д.) на источники излучения передаются лицу ответственному за учет и хранение принимающей организации.
В случае если организация–владелец источников излучения, переданных на временное хранение, периодически использует их для производственных нужд (например, проведение каротажных работ и т.д.), получение источников излучения производится только на основании письменной заявки. Выдача и возврат источников излучения регистрируются в приходно–расходном журнале.
После завершения работ по временному использованию (хранению) источники излучения и копии паспортов (сертификатов и т.д.) на них по акту возвращаются организации-владельцу.
62. Согласование и регистрация заказов–заявок на получение, передачу источников излучения и изделий, их содержащих, разрешается только для организаций, имеющих лицензию на вид деятельности, указанный в санитарно-эпидемиологическом заключении на право работ с источниками ионизирующего излучения.
63. Организация, получившая источники излучения, извещает об этом государственный орган в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия на соответствующей территории в десятидневный срок.
64. Эксплуатирующая организация обеспечивает сохранность источников излучения и должна обеспечить такие условия получения, хранения, использования и списания с учета всех источников излучения, при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования.
65. Лицо, назначенное ответственным за учет и хранение источников излучения, осуществляет регулирование их приема и передачи по установленным формам, указанным в приложениях 8, 9 к настоящим санитарным правилам.
Лицо, ответственное за учет и хранение источников излучения, составляет карты–схемы мест размещения источников на рабочих местах и в хранилище, а также мест расположения радиоизотопных приборов и электрофизических устройств, генерирующих ионизирующее излучение, на территории объекта.
В случае увольнения (перевода) ответственного за учет и хранение, все числящиеся за ним источники излучения, передаются по акту, вновь назначенному лицу. При необходимости, проводится внеочередная инвентаризация.
66. Все поступившие в организацию источники излучения должны учитываться в приходно–расходном журнале учета радионуклидных источников излучения согласно приложению 9 к настоящим санитарным правилам.
Приходно–расходные журналы хранят постоянно. Копии технических паспортов (сертификатов) и заказов-заявок на источники излучения хранятся у ответственного за учет и хранение.
Администрация организации обеспечивает сохранность сопроводительных документов на источники излучения в течение всего времени их жизненного цикла. В случае утраты сопроводительных документов предпринимаются меры по их восстановлению.
В случае невозможности восстановления сопроводительных документов, эксплуатация источников ионизирующего излучения не допускается.
67. Радионуклидные источники излучения учитываются по радионуклиду, наименованию препарата, фасовке и активности согласно сопроводительным документам. Приборы, аппараты и установки, в которых используются радионуклидные источники излучения, учитываются по наименованиям и заводским номерам с указанием активности и номера каждого источника излучения, входящего в комплект.
Генераторы короткоживущих радионуклидов учитываются по их наименованиям и заводским номерам с указанием номинальной активности материнского нуклида. Устройства, генерирующие ионизирующее излучение, учитываются по наименованиям, заводским номерам и году выпуска.
68. Радионуклиды, полученные в организации с помощью генераторов, ускорителей, ядерных реакторов, учитываются по фасовкам, препаратам и активностям в приходно–расходном журнале учета радионуклидных источников излучения.
69. Источники излучения выдаются из мест хранения ответственным лицом с письменного разрешения руководителя организации или лица, им уполномоченного по требованию на выдачу радиоактивных веществ по форме согласно приложению 8 к настоящим санитарным правилам.
В случае увольнения (перевода) лиц, допущенных к работам с источниками излучения, администрация принимает по акту все числящиеся за ними источники излучения.
70. Расходование радионуклидов, используемых в открытом виде, оформляется внутренними актами, составляемыми исполнителями работ с участием лиц, ответственных за учет и хранение источников излучения и за производственный радиационный контроль. Акты о расходовании и списании радионуклидных источников излучения организации утверждаются администрацией организации по форме согласно приложению 10 к настоящим санитарным правилам.
71. Ежегодно комиссия, назначенная руководителем организации, производит инвентаризацию радиоактивных веществ, радиоизотопных приборов, аппаратов, установок.
В состав инвентаризационных комиссий включаются лица ответственные за учет, хранение, а также представители администрации и бухгалтерии.
При большом объеме работ для одновременного проведения инвентаризации по различным подразделениям организации, имеющих источники излучения, по усмотрению администрации, создаются рабочие инвентаризационные комиссии.
Инвентаризационная комиссия осуществляет:
1) проверку наличия сопроводительных документов на источники излучения (паспортов, сертификатов, заказов–заявок);
2) проверку соответствия записей характеристик источники излучения в приходно-расходных журналах с данными, указанными в сопроводительных документах (паспортах, сертификатах);
3) проверку фактического наличия источников излучения в местах использования (установки) и/или хранения и соответствие полученных данных записям в приходно-расходных журналах и с данными бухгалтерского учета;
4) проверку правильности ведения бухгалтерского учета и записей в приходно-расходных журналах при получении, расходовании, передаче, а также перемещении источников излучения при выполнении работ;
5) проверку соответствия карт–схем реальному расположению радионуклидных источников, размещенных в хранилище (сейфе), стационара установленных радиоизотопных приборов (далее – РИП). В случае выявления несоответствия, в карты–схемы вносятся соответствующие изменения.
По итогам инвентаризации источников излучения комиссия оформляет Акт инвентаризации, который подписывается всеми членами инвентаризационной комиссии и утверждается руководителем организации, заверяется печатью.
В случае обнаружения хищений и потерь источников излучения администрации следует немедленно информировать вышестоящую организацию, органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора и лицензирующий орган.
72. Хранение и транспортирование источников излучения необходимо производить по принципу однородности веществ и материалов с учетом требований действующих стандартов.
73. Источники излучения, не находящиеся в работе, хранятся в специально отведенных местах или в оборудованных хранилищах, обеспечивающих их сохранность и исключающих доступ к ним посторонних лиц. Активность радионуклидов, находящихся в хранилище, не должна превышать значений, указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении.
74. На временные хранилища источников излучения вне территории организации, в том числе для гамма–дефектоскопических аппаратов, используемых в полевых условиях, выдается санитарно-эпидемиологическое заключение на соответствие условий работы с источниками излучения (физическими факторами воздействия на человека) требованиям санитарных правил. Мощность дозы на наружной поверхности такого хранилища или его ограждения, исключающего доступ посторонних лиц, не должна превышать 1,0 мкЗв/ч.
Временное хранение упаковок с радиоактивными веществами на открытых площадках и общих складах транспортных организаций допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения.
75. Специально оборудованные помещения–хранилища размещаются на уровне нижних отметок здания (незатопляемый подвал, первый этаж).
76. Отделка и оборудование помещения для хранения открытых источников излучения отвечает требованиям, предъявляемым к помещениям для работ соответствующего класса, но не ниже II класса.
77. Устройства для хранения радионуклидных источников излучения (ниши, колодцы, сейфы) должны быть сконструированы так, чтобы при закладке или извлечении отдельных источников излучения персонал не подвергался облучению от остальных источников излучения. Дверцы секций и упаковки с радиоактивными веществами (контейнеры) должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку с указанием наименования радионуклида и его активности. Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости, помещаются в металлические или пластмассовые упаковки.
78. Радионуклиды, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров или аэрозолей, хранят в закрытых сосудах, выполненных из несгораемых материалов, с отводом образующихся газов в вытяжных шкафах, боксах, камерах, с очистными фильтрами на вентиляционных системах. Хранилище оборудуется круглосуточно работающей вытяжной вентиляцией.
При хранении радиоактивных веществ с высокой активностью предусматривается система их охлаждения. При хранении делящихся материалов обеспечиваются меры ядерной безопасности. При хранении легковоспламеняющихся или взрывоопасных материалов предусматриваются меры, обеспечивающие их взрыво– и пожаробезопасность.
79. Транспортирование радионуклидных источников излучения внутри помещений, а также на территории организации производится в контейнерах и упаковках на специальных транспортных средствах, с учетом физического состояния источников излучения, их активности, вида излучения, габаритов и массы упаковки, с соблюдением условий безопасности.
80. На транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и ядерных материалов за пределами организации, выдается санитарно–эпидемиологическое заключение на право транспортировки.
81. Транспортные средства, предназначенные для перевозки источников излучения, оборудуются знаками радиационной опасности груза, а также сигнальными цветами в соответствии с требованиями действующих стандартов.
82. Уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств не должны превышать значений, приведенных в таблице 2 приложения 4 к настоящим санитарным правилам.

5. Санитарно-эпидемиологические требования к выводу из
эксплуатации радиационных объектов

83. Решение о выводе радиационного объекта (источника излучения) из эксплуатации, а также выбор его варианта принимаются после комплексного обследования радиационного и технического состояния технологических систем и оборудования, строительных конструкций и прилегающей территории.
84. На радиационных объектах I категории не позднее, чем за пять лет до назначенного срока окончания эксплуатации должен быть разработан детальный проект вывода из эксплуатации всего объекта или отдельной его части, согласованный с государственными органами в области обеспечения радиационной безопасности. Для объектов II категории проект вывода из эксплуатации должен быть разработан не позднее, чем за три года до окончания срока эксплуатации, а для объектов III категории – за один год.
85. В проекте вывода радиационного объекта из эксплуатации предусматривают мероприятия по обеспечению безопасности на различных этапах вывода его из эксплуатации: остановке, консервации, демонтаже, перепрофилировании, ликвидации или захоронении, а также при проведении ремонтных работ.
86. Проект вывода из эксплуатации радиационного объекта содержит:
1) подготовку необходимого оборудования для проведения демонтажных работ;
2) методы и средства дезактивации демонтируемого оборудования;
3) порядок утилизации радиоактивных отходов.
87. При выводе радиационного объекта из эксплуатации следует оценить ожидаемые индивидуальные и коллективные дозы облучения персонала и населения.
88. Работы по выводу радиационных объектов из эксплуатации выполняются специально подготовленным персоналом объекта или персоналом других организаций, имеющих лицензию на предоставление услуг в области использования атомной энергии. В необходимых случаях подготовка персонала проводится на макетах и тренажерах с имитацией основных операций предстоящих работ.
89. Радионуклидные источники излучения с истекшим сроком службы, а так же радионуклидные источники излучения, необходимость использования которых отпала или которые в дальнейшем не могут эксплуатироваться, рассматриваются как радиоактивные отходы и подлежат захоронению в установленном порядке.
Копия акта о приеме источников излучения на захоронение передается в территориальный государственный орган в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения и лицензирующий орган.
Не подлежащие использованию радионуклидные источники излучения и РИП допускается хранить на предприятии не более 6 месяцев по разрешению территориального государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения. Хранение таких источников свыше 6 месяцев не допускается.

6. Санитарно-эпидемиологические требования к условиям работы с
закрытыми источниками излучения и устройствами, генерирующими
ионизирующее излучение

90. Эксплуатация закрытых источников излучения и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, осуществляется согласно требованиям настоящих санитарных правил, на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
91. Не допускается использование закрытых источников излучения в случае нарушения их герметичности, а также по истечении установленного срока эксплуатации.
92. Устройство, в которое помещен закрытый источник излучения, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.
93. В нерабочем положении закрытые источники излучения должны находиться в защитных устройствах, а установки, генерирующие ионизирующее излучение, должны быть обесточены.
94. Для извлечения закрытого источника излучения из контейнера используют дистанционные инструменты или специальные приспособления. При работе с источником излучения, извлеченным из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником излучения, создающим мощность дозы более 2 мЗв/ч на расстоянии одного метра, - специальные защитные устройства (боксы, шкафы) с дистанционным управлением.
95. Мощность дозы излучения от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов и других установок, действие которых основано на использовании радионуклидных источников излучения, не должна превышать 20 мкЗв/ч на расстоянии одного метра от поверхности защитного блока с источником излучения.
Для радиоизотопных приборов, предназначенных для использования в производственных условиях, мощность дозы излучения у поверхности блока с источником излучения не должна превышать 100 мкЗв/ч, а на расстоянии одного метра от нее – 3 мкЗв/ч.
Мощность дозы излучения от устройств, при работе которых возникает сопутствующее неиспользуемое рентгеновское излучение, не должна превышать 1,0 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 метра от любой поверхности.
96. При использовании установок (аппаратов), мощность дозы излучения от которых в рабочем положении и при хранении источников излучения не превышает 1,0 мкЗв/ч на расстоянии одного метра от доступных частей поверхности установки, специальные требования к помещениям не предъявляются.
97. Рабочая часть стационарных аппаратов и установок с неограниченным по направлению пучком излучения должна размещаться в отдельном помещении (преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания); материал и толщина стен, пола, потолка этого помещения при любых положениях источника излучения и направлении пучка должны обеспечивать ослабление первичного и рассеянного излучения в смежных помещениях и на территории организации до допустимых значений.
Пульт управления таким аппаратом (установкой) должен размещаться в отдельном от источника излучения помещении. Входная дверь в помещение, где находится аппарат, блокируется с механизмом перемещения источника излучения или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала.
98. Помещения, где проводятся работы на стационарных установках с закрытыми источниками излучения, оборудуют системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников) и предусматривают устройство для принудительного дистанционного перемещения источника излучения в положение хранения в случае отключения энергопитания установки или в случае любой другой нештатной ситуации.
99. При подводном хранении закрытых источников излучения предусматривают системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне, сигнализации об изменении уровня воды и о повышении мощности дозы в рабочем помещении.
100. При работе с закрытыми источниками излучения специальные требования к отделке помещений не предъявляются. Помещения, в которых проводится перезарядка ремонт блоков излучения и должны быть оборудованы в соответствии с требованиями для работ с открытыми источниками излучения III класса.
101. При использовании мощных радиационных установок и хранении закрытых источников излучения в количествах, приводящих к накоплению в воздухе рабочих помещений сверхнормативных концентраций токсических веществ, предусматривается приточно–вытяжная вентиляция.
102. При использовании приборов с закрытыми источниками излучения и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, вне помещений или в общих производственных помещениях должен быть исключен доступ посторонних лиц к источникам излучения и обеспечена сохранность источников.
Радиационная безопасность персонала и населения обеспечивается:
1) направлением излучения в сторону земли или в сторону, где отсутствуют люди;
2) удалением источников излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;
3) ограничением время пребывания людей вблизи источников излучения;
4) установкой знака радиационной опасности и предупредительные плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 метра.

7. Санитарно-эпидемиологические требования к условиям работы с
радиоизотопными приборами

103. На всех этапах обращения с РИП должны обеспечиваться условия, исключающие возможность облучения населения и персонала сверх установленных основных пределов доз техногенного облучения.
104. 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 действующих на территории РК нормативам.
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.
РИП 2–4-й групп поставляются предприятиям по заказ-заявкам согласно пункту 55 настоящих санитарных правил.
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. Сроки хранения блоков источников излучения (в нерабочем состоянии) согласуются с государственным органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.
Для хранения переносных РИП выделяют отдельное помещение площадью не менее 10 кв.м. Мощность дозы излучения на наружной поверхности стен и двери этого помещения не должна превышать 3 мкЗв/час.
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.
105. К непосредственной работе с РИП 2–4 групп (производство, монтаж, ремонт, перезарядка, обслуживание и демонтаж) допускается специально обученный персонал, отнесенный к группе 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 организации.
106. Ежегодно комиссия, назначенная руководителем организации, проводит инвентаризацию всех имеющихся в организации РИП. В случае обнаружения хищений и потерь источников излучения администрация должна немедленно информировать вышестоящую организация и государственный орган в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения нга соответствующей территории.
107. Использование РИП 2–4 групп допускается после оформления организацией санитарно-эпидемиологического заключения на соответствие условий работы с источниками ионизирующего излучения настоящим санитарным правилам, выдаваемого государственным органом в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории, а также лицензии на данный вид деятельности.
108. При наличии (обращении) в организации РИП 1–ой группы в количестве, при котором суммарная активность содержащихся в них радионуклидных источников превышает 10 МЗА, должно быть получено санитарно–эпидемиологическое заключение.
109. Организации, использующие или имеющие в наличии РИП 2-4 групп, ежегодно заполняют и представляют в установленном порядке радиационно–гигиеническое заключение организации (предприятия). Это требование не распространяется на РИП, которым в соответствии с санитарно–эпидемиологическим заключением государственного органа в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения, не требуется радиационный контроль и учет.
110. Организации, занимающиеся конструированием, изготовлением и производством РИП, должны иметь санитарно–эпидемиологическое заключение.
111. Изготовление опытных образцов РИП в количестве свыше трех экземпляров допускается по техническим условиям, согласованным с уполномоченным органом в области здравоохранения. Изготовление образцов РИП в количестве не более трех экземпляров допускается по технической документации, согласованной с государственным органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории.
112. Серийное производство, реализация и использование РИП, в том числе РИП зарубежного производства допускаются при наличии санитарно-эпидемиологического заключения государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.
113. Изменения, вносимые в ранее согласованную техническую документацию на РИП, подлежат согласованию с государственным органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.
114. Требования к технической документации на РИП и к используемым в составе РИП радионуклидным источникам приведены в приложении 11 к настоящим санитарным правилам.
115. Условия эксплуатации РИП (давление, температура, влажность, наличие агрессивных сред) должны соответствовать технической документации.
116. 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.
117. Радиационная защита блока источника РИП 4 группы, предназначенных для использования в помещениях, имеющих постоянные рабочие места, должна обеспечивать 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 должны выполняться 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».
118. 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 санитарно–эпидемиологическим заключением государственного органа в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения 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 должно выполняться для всех точек, за исключением зоны рабочего пучка излучения, указанной в технической документации, при нахождении источника в положении «работа».
119. Конструкция радиационной защиты РИП (блоков источников) должна быть устойчивой к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям.
120. 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.
121. 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 санитарно-эпидемиологическим 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 должен использоваться коэффициент запаса равный 2.
122. Установка стационарных РИП 2-4 групп осуществляется в строгом соответствии с технической документацией и проектом, согласованным с государственным органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории. Способ установки и крепления РИП должен исключать возможность несанкционированного использования их посторонними лицами и обеспечивать сохранность источников.
123. При установке РИП 4-й группы они максимально удаляются от постоянных рабочих мест.
124. При использовании РИП 2-4 групп должны выполняться 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 осуществлять 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 допускать наличия постоянных рабочих мест на расстоянии менее 1,0 м от поверхности блока источников стационарных РИП 3-4 групп и исключать доступ в эту зону посторонних лиц.
125. 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, имеющей лицензию на этот вид деятельности.
126. После монтажа и наладки стационарных РИП 3-4 групп организацией, аккредитованной на право проведения соответствующих видов измерений, в присутствии лица, ответственного за радиационную безопасность, должна быть измерена 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.
127. По результатам проведенных измерений оформляются два экземпляра протокола измерений. Один экземпляр остается в эксплуатирующей организации, а второй в организации, проводившей монтаж и наладку РИП.
128. После завершения монтажа и наладки стационарных РИП 3-4 групп и проведения необходимого радиационного контроля они принимаются в эксплуатацию комиссией, включающей представителей эксплуатирующей организации; государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения, организации, осуществлявшей монтаж и наладку РИП, и организации, проводившей радиационный контроль. Приемка РИП в эксплуатацию оформляется актом, один экземпляр которого хранится в эксплуатирующей организации.
129. Для приемки стационарных РИП 3-4 групп в эксплуатацию организация представляет комиссии:
1) техническую документацию на РИП, согласованную с государственным органом в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения;
2) санитарно–эпидемиологическое заключение на РИП;
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 и ликвидации их последствий;
9) положение о службе радиационной безопасности или лице, ответственном за радиационную безопасность;
10) положение о порядке проведения производственного радиационного контроля;
11) приходно–расходный журнал;
12) список сотрудников организации, отнесенных к персоналу групп А и Б, утвержденный приказом руководителя организации;
13) журнал инструктажа персонала по радиационной безопасности.
130. Использование принятых в эксплуатацию РИП 3-4 групп допускается при наличии санитарно–эпидемиологического заключения государственного органа в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения на соответствие условий работы с источниками ионизирующего излучения настоящим санитарным правилам.
131. Извлечение источников из блоков источников РИП, если это не предусмотрено инструкцией по эксплуатации, не допускается.
132. 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.
133. РИП всех групп, не подлежащие дальнейшему использованию, должны быть демонтированы и сданы на захоронение в специализированные организации. Работы по демонтажу стационарных РИП 2-4 групп, должны выполняться силами организации, имеющей лицензию на этот вид деятельности.

8. Санитарно-эпидемиологические требования к условиям работы с
открытыми источниками излучения (радиоактивными веществами)

134. Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по таблице 3 приложения 4 к настоящим санитарным правилам в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте, при условии, что удельная активность превышает значение, приведенное в ГН.
135. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения разделяются по степени радиационной опасности на четыре группы в зависимости от МЗА:
1) группа А – радионуклиды с минимально значимой активностью 10³ Бк;
2) группа Б – радионуклиды с минимально значимой активностью 10⁴ и 10⁵ Бк;
3) группа В – радионуклиды с минимально значимой активностью 10⁶ и 10⁷ Бк;
4) группа Г – радионуклиды с минимально значимой активностью 10⁸ Бк и более.
Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с ГН.
В случае нахождения на рабочем месте радионуклидов разных групп радиационной опасности их активность приводится к группе А радиационной опасности по формуле:

где С_Э – суммарная активность, приведенная к активности группы А, Бк;
С_А – суммарная активность радионуклидов группы А, Бк;
МЗА_А – минимально значимая активность для группы А, Бк;
C_i – активность отдельных радионуклидов, не относящихся к группе А;
M3A_i – минимально значимая активность отдельных радионуклидов, приведенная в ГН.
136. Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками излучения.
137. При работе с открытыми источниками излучения должна обеспечиваться защита персонала от внутреннего и внешнего облучения, ограничиваться загрязнение воздуха и поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала, а также объектов окружающей среды (воздух, почва, растительность), как при нормальной эксплуатации, так и при проведении работ по ликвидации последствий радиационной аварии.
138. Ограничение поступления радионуклидов в рабочие помещения и окружающую среду обеспечивается использованием системы статических (оборудование, стены и перекрытия помещений) и динамических (вентиляция и газоочистка) барьеров.
139. Во всех организациях, в которых проводится работа с открытыми источниками излучения, помещения для каждого класса работ должны быть сосредоточены в одном месте. В тех случаях, когда в организации ведутся работы по всем трем классам, помещения разделяют в соответствии с классом проводимых в них работ.
140. Работы с открытыми источниками излучения с активностью ниже значений, приведенных в ГН, допускается проводить в производственных помещениях, к которым не предъявляются дополнительные требования по радиационной безопасности.
141. Работы III класса проводятся в отдельных помещениях, соответствующих требованиям, предъявляемым к химическим лабораториям. В составе этих помещений предусматривается устройство приточно-вытяжной вентиляции и душевой. Работы, связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха (операции с порошками, упаривание растворов, работа с эманирующими и летучими веществами), должны проводиться в вытяжных шкафах.
142. Работы II класса проводятся в помещениях, размещенных в отдельной части здания изолированно от других помещений. При проведении в одной организации работ II и III классов, связанных единой технологией, допускается выделить общий блок помещений, оборудованных в соответствии с требованиями, предъявляемыми к работам II класса.
При планировке выделяются помещения постоянного и временного пребывания персонала.
В составе этих помещений предусматривается санитарный пропускник или санитарный шлюз. Помещения для работ II класса оборудуются вытяжными шкафами или боксами.
143. Работы I класса проводят в отдельном здании или изолированной части здания с отдельным входом через санитарный пропускник. Рабочие помещения оборудуют боксами, камерами, каньонами или другим герметичным оборудованием. Помещения разделяются на три зоны:
1) первая зона – необслуживаемые помещения, где размещают технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях при работающем технологическом оборудовании не допускается;
2) вторая зона – периодически обслуживаемые помещения, предназначенные для ремонта оборудования и других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования, размещением узлов загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения сырья, готовой продукции и радиоактивных отходов;
3) третья зона – помещения постоянного пребывания персонала в течение всей смены (операторские, пульты управления);
4) для исключения распространения радиоактивного загрязнения между зонами оборудуются санитарные шлюзы;
5) при работах I класса в зависимости от назначения радиационного объекта и эффективности применяемых барьеров допускается двухзональная планировка рабочих помещений. Требования радиационной безопасности для этих условий регламентируются специальными правилами.
144. В помещениях для работ I и II классов управление общими системами отопления, газоснабжения, сжатого воздуха, водопровода и групповые электрические щитки должны быть вынесены из рабочих помещений.
145. Для снижения уровней внешнего облучения персонала от открытых источников излучения используются системы автоматизации и дистанционного управления, экранирование источников излучения и сокращение времени рабочих операций.
146. В организации, где проводятся работы с радиоактивными веществами, предусматривается комплекс мероприятий по дезактивации производственных помещений и оборудования.
147. Полы и стены помещений для работ II класса и 3-й зоны I класса, а также потолки в 1-й и 2-й зонах I класса покрывают гладким слабосорбирующим материалом стойким к моющим средствам. Помещения, относящиеся к разным зонам и классам, окрашивают в разные цвета.
148. Края покрытий пола должны быть подняты и заделаны заподлицо со стенами. При наличии трапов пол должен иметь уклоны. Полотна дверей и переплеты окон должны иметь простейшие профили.
149. Высота помещений для работы с радиоактивными веществами и площадь в расчете на одного работающего определяются требованиями строительных норм и правил. Для работ I и II классов площадь помещения в расчете на одного работающего должна быть не менее 10 квадратных метров.
150. Оборудование и рабочая мебель должны иметь гладкую поверхность, простую конструкцию и слабосорбирующие покрытия, облегчающие удаление радиоактивных загрязнений.
151. Оборудование, инструменты и мебель закрепляются за помещениями каждого класса (зонами) и соответственно маркируются. Передача их из помещений одного класса (зоны) в другие не допускается.
152. Производственные операции с радиоактивными веществами в камерах и боксах выполняются дистанционными средствами или с использованием перчаток, герметично вмонтированных в фасадную стенку. Загрузка и выгрузка перерабатываемой продукции, оборудования, замена камерных перчаток, манипуляторов производится без разгерметизации камер или боксов.
153. Количество радиоактивных веществ на рабочем месте должно быть минимально необходимым для работы. При возможности выбора радиоактивных веществ, используют вещества меньшей группы радиационной опасности, растворы, а не порошки, растворы с наименьшей удельной активностью.
Число операций, при которых возможно радиоактивное загрязнение помещений и окружающей среды (пересыпание порошков, возгонка), следует сводить к минимуму. При ручных операциях с радиоактивными растворами используют автоматические пипетки или пипетки с грушами.
154. Организация работ с открытыми источниками должна быть направлена на минимизацию радиоактивных отходов, образующихся при технологических процессах (операциях).
155. Для ограничения загрязнения рабочих поверхностей, оборудования и помещений, при работах с радиоактивными веществами в лабораторных условиях, используют лотки и поддоны, выполненные из слабосорбирующих материалов, пластиковыми пленками, фильтровальной бумагой и другими материалами разового пользования.
156. При работе с открытыми источниками излучения вентиляционные и воздухоочистные устройства должны обеспечивать защиту от радиоактивного загрязнения воздуха рабочих помещений и атмосферного воздуха. Рабочие помещения, вытяжные шкафы, боксы, каньоны и другое технологическое оборудование должны быть устроены так, чтобы поток воздуха был направлен из менее загрязненных пространств к более загрязненным.
157. Проектирование вентиляции и кондиционирования воздуха в производственных зданиях и сооружениях организации, а также выбросов вентиляционного воздуха в атмосферу и очистки его перед выбросом производят в соответствии с требованиями настоящих санитарных правил. Для организаций, у которых выбросы радиоактивных веществ в атмосферу могут создавать дозу у критической группы населения более 10 мкЗв/год, предельно допустимые выбросы устанавливают на основании санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии требованиям настоящих санитарных правил.
158. Удаляемый из укрытий, боксов, камер, шкафов и другого оборудования загрязненный воздух перед выбросом в атмосферу подвергается очистке. Не допускается разбавление этого воздуха до его очистки.
В организациях, где проводятся работы I и II классов, предусматривают вытяжные трубы, высота которых должна обеспечивать снижение объемной активности радиоактивных веществ в атмосферном воздухе в месте приземления факела до значений, обеспечивающих не превышение установленной квоты предела дозы для населения.
159. Допускается удалять воздух во внешнюю среду без очистки, если его суммарный выброс за год не превысит установленного для организации допустимого значения выброса. При этом уровни внешнего и внутреннего облучения населения не должны превышать установленных квот.
160. В зданиях, где для работ с открытыми источниками излучения отводится только часть общей площади, необходимо предусматривать отдельные системы вентиляции.
161. При использовании системы рециркуляции воздуха должна обеспечиваться очистка от радиоактивных и токсических веществ и аэрация помещений для работ I и II классов.
162. В герметичных камерах и боксах при закрытых проемах должно обеспечиваться разрежение не менее 20 миллиметров водяного столба, камеры и боксы оборудоваться приборами контроля степени разрежения. Расчетная скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов и укрытий принимается равной 1,5 метров в секунду.
Допускается кратковременное снижение разрежения до 10 миллиметров водяного столба и снижение скорости воздуха в открываемых проемах до 0,5 метров в секунду.
163. Вентиляторы, обеспечивающие вытяжные шкафы, боксы и камеры, располагают в специальных отдельных помещениях. В помещениях для работ I класса вытяжная камера должна входить в состав помещений второй зоны; вентиляционные системы, обслуживающие помещения для работ I класса, иметь резервные агрегаты производительностью не менее 1/3 полной расчетной.
Пускатели двигателей должны иметь световую сигнализацию, их размещают в помещениях 3 зоны.
164. Для работ с эманирующими и летучими радиоактивными веществами должна предусматриваться постоянно действующая система вытяжной вентиляции хранилищ, рабочих помещений и боксов. Система должна иметь резервный вытяжной агрегат производительностью не менее 1/3 полной расчетной.
165. Основными требованиями при выборе и устройстве систем и установок пылегазоочистки при работах с радиоактивными веществами I и II классов являются:
1) минимальное число единиц пылегазоочистного оборудования;
2) механизация и автоматизация процессов обслуживания, ремонта и замены пылегазоочистного оборудования, в необходимых случаях дистанционное производство этих работ;
3) наличие систем контроля и сигнализации за эффективностью работы очистных аппаратов и фильтров; в случае многоступенчатой системы пылегазоочистки предусматривается автоматизированный контроль и сигнализация, как за работой всей системы, так и отдельных ее частей (ступеней);
4) надежная изоляция пылегазоочистного оборудования как источника излучения, обеспечение безопасности персонала при обслуживании.
166. Фильтры и аппараты устанавливаются непосредственно у боксов, камер, шкафов, укрытий с тем, чтобы максимально снизить загрязнение систем магистральных воздухоотводов.
167. При размещении пылегазоочистного оборудования в отдельных помещениях (частях зданий, отдельных зданиях) к ним предъявляются те же требования, что и к основным производственным помещениям. В случае размещения пылегазоочистного оборудования на чердаке, он должен быть оборудован как технический этаж.
168. Помещения пылегазоочистного оборудования должны быть изолированы и не сообщаться по воздуху с основными производственными помещениями и зонами. Вход и выход в помещения пылегазоочистного оборудования осуществляется через санитарный шлюз.
169. В комплексе помещений пылегазоочистного оборудования предусматриваются изолированные помещения или герметичные вентилируемые участки для ремонта, разборки, временного хранения фильтров, аппаратов и их элементов, а также для хранения средств уборки и дезактивации.
170. При централизованном размещении пылегазоочистного оборудования на участках для работ I класса в основу планировки комплекса пылегазоочистки должен быть положен принцип зонирования.
171. В помещениях для работ I класса и отдельных работ II класса при зональном размещении оборудования необходимо предусматривать подачу воздуха к шланговым изолирующим индивидуальным средствам защиты персонала (пневмокостюмам, пневмошлемам, шланговым противогазам), а также возможность подключения передвижных вытяжных установок к системам вытяжной вентиляции.
Для подачи воздуха к шланговым средствам защиты допускается устанавливать отдельную пневмолинию или отдельные вентиляторы, обеспечивающие необходимое давление и расход воздуха. Места присоединения шлангов снабжаются шаровыми или пружинными автоматическими клапанами.
172. Отопление помещений для работ с применением открытых источников излучения предусматривается водяным или электрическим.
173. Организации, где ведутся работы с открытыми источниками излучения всех классов, должны иметь холодное и горячее водоснабжение и канализацию. Исключение допускается для полевых лабораторий, ведущих работы III класса и располагающихся вне населенных пунктов или в населенных пунктах, не имеющих центрального водоснабжения.
Требования к устройству водопровода, отопления и хозяйственно–бытовой канализации регламентируются строительными нормами и правилами.
174. В помещениях для работ I и II классов краны для воды, подаваемой к раковинам, должны иметь смесители и открываться при помощи педального, локтевого или бесконтактного устройства. Промывка унитазов должна осуществляться педальным спуском воды. В умывальниках должны быть электросушилки для рук.
175. Система специальной канализации должна предусматривать дезактивацию сточных вод и возможность их повторного использования для технологических целей. Очистные сооружения должны располагаться в специальном помещении или на выгороженном участке территории организации. Система канализации обеспечивается средствами контроля за количеством и активностью сточных вод.
Приемники для слива радиоактивных растворов (раковины, трапы) в системе специальной канализации должны быть изготовлены из коррозионно–стойких материалов или иметь легко дезактивируемые коррозионно–стойкие покрытия внутренних и наружных поверхностей. Конструкция приемников должна исключать возможность разбрызгивания растворов.
176. Прокладка воздуховодов, труб водопровода, канализации и других коммуникаций в стенах и перекрытиях не должна приводить к ослаблению защиты от ионизирующего излучения.
177. Санитарный пропускник размещается в здании, в котором проводятся работы с открытыми источниками излучения или в отдельной части здания, соединенной с производственным корпусом (лабораторией) закрытой галереей.
В состав санитарного пропускника входят: душевые, гардеробная домашней одежды, гардеробная специальной одежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты, пункт радиометрического контроля кожных покровов и спецодежды, кладовая грязной спецодежды, кладовая чистой спецодежды, туалетные комнаты.
В санитарном пропускнике устраивается питьевой фонтанчик с педальным или бесконтактным управлением.
178. Планировка санитарного пропускника должна обеспечивать раздельное прохождение персонала в рабочие помещения и в обратном направлении по разным маршрутам.
179. Стационарные санитарные шлюзы размещаются между второй и третьей зонами рабочих помещений. В зависимости от объема и характера проводимых работ в санитарных шлюзах предусматриваются:
1) места для переодевания, хранения и предварительной дезактивации дополнительных средств индивидуальной защиты;
2) умывальники;
3) пункт радиационного контроля.
Помимо стационарных санитарных шлюзов, допускается использование переносных санитарных шлюзов, устанавливаемых непосредственно у входа в помещение, где производятся ремонтные работы.
180. Пол, стены и потолок санитарно-бытовых помещений, а также поверхности шкафов должны иметь влагостойкие покрытия, слабо сорбирующие радиоактивные вещества и допускающие легкую очистку и дезактивацию.
181. Число мест для хранения домашней и рабочей одежды в гардеробной должно соответствовать максимальному числу людей, постоянно и временно работающих в смене.
182. Размещение кладовой для грязной специальной одежды должно обеспечивать закрытую транспортировку одежды, направляемой в стирку, с выходом на улицу, минуя чистые помещения. Кладовая располагается вблизи пунктов радиометрического контроля и гардеробной загрязненной специальной одежды.
Сортировка специальной одежды производиться по ее виду и степени радиоактивного загрязнения. Загрязненная специальная одежда из раздевалки передается в кладовую в упакованном виде.
183. Помещения для хранения и выдачи средств индивидуальной защиты (фартуки, очки, респираторы, дополнительная обувь) размещается в чистой зоне, между гардеробной чистой специальной одежды и рабочими помещениями.
184. Пункт радиометрического контроля кожных покровов размещается между душевой и гардеробной домашней одежды.

9. Санитарно-эпидемиологические требования к применению
материалов и изделий, загрязненных или содержащих радионуклиды

185. Материалы и изделия с низкими уровнями содержания радионуклидов допускается использовать в работе. Критерием для принятия решения о возможном использовании сырья, материалов и изделий, содержащих радионуклиды, является ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, которая при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв, годовая коллективная эффективная доза не должна быть более одного человека-Зиверт.
186. Не допускается наличие нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения на поверхности материалов и изделий (металл, древесина), поступающих для использования.
187. Не ограничивается использование любых твердых материалов, сырья и изделий при удельной активности радионуклидов в них менее 0,3 килобеккерель на килограмм (далее - кБк/кг).
188. Сырье, материалы и изделия с удельной бета-активностью от 0,3 до 100 кБк/кг, или с удельной альфа-активностью от 0,3 до 10 кБк/кг, или с содержанием трансурановых радионуклидов от 0,3 до 1,0 кБк/кг могут ограниченно использоваться при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на определенный вид применения. Эти материалы подлежат обязательному радиационному контролю.
189. Использование строительных материалов и удобрений, содержащих радиоактивные вещества природного происхождения, должно соответствовать ГН.
190. Предназначенные для дальнейшего использования по прямому назначению материалы и изделия, содержащие радиоактивные вещества выше уровней, приведенных в пункте 189 настоящих санитарных правил и в ГН, подлежат дезактивации.
Дезактивация проводится в случаях, когда уровень загрязненности материалов и изделий может быть снижен до допустимых значений.
191. Протокол о содержании радионуклидов и об отсутствии снимаемого радиоактивного загрязнения в сырье, материалах и изделиях, предназначенных для вывоза с радиационного объекта, выдает служба радиационной безопасности данной организации.
192. Предназначенное для отправки на перерабатывающие объекты загрязненное металлическое сырье после его дезактивации подлежит предварительной переплавке или иной переработке на радиационных объектах, исключающей образование вторичных радиоактивных отходов при любых вариантах дальнейшего использования переплавленного металла.
193. Организации, в которых производится дезактивация, переплавка или иная переработка материалов, содержащих радионуклиды, должны иметь санитарно–эпидемиологическое заключение и лицензию на указанный вид деятельности. Технология переработки сырья и его дальнейшего использования разрабатывается и утверждается в соответствии с санитарно - эпидемиологическим заключением.
194. Числовые значения допустимой удельной активности по основным долгоживущим радионуклидам для неограниченного использования металлов после предварительной переплавки или иной переработки приведены в приложении 12 к настоящим санитарным правилам.
195. В случае невозможности или нецелесообразности использования сырья, материалов и изделий, отнесенных к категории ограниченного использования, согласно пункту 189 настоящих санитарных правил, они направляются на специально выделенные участки в места захоронения промышленных отходов. Эти материалы не должны иметь снимаемого радиоактивного загрязнения. Порядок, условия и способы захоронения таких производственных отходов осуществляются в соответствии с санитарно-эпидемиологическим заключением.
196. В случае невозможности или нецелесообразности дальнейшего использования материалов, изделий и сырья, содержащих радионуклиды выше значений, приведенных в пункте 189 настоящих санитарных правил, с ними обращаются как с радиоактивными отходами.

10. Санитарно-эпидемиологические требования к сбору, временному
хранению, транспортированию и захоронению радиоактивных отходов

197. Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.
198. В бытовую канализацию допускается сброс радиоактивных сточных вод, превышающий уровней вмешательства для питьевой воды, приведенные в ГН, если обеспечивается их десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного учреждения, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит установленного уровня допустимого сброса, осуществляемого при обязательном радиационном контроле.
При малых количествах жидких радиоактивных отходов (не менее 200 л/сут.), а также при невозможности их разбавления, отходы собираются в специальные емкости для последующего удаления на специализированный комбинат или пункт захоронения радиоактивных отходов.
199. Твердые радиоактивные отходы и жидкие радиоактивные отходы, содержащие короткоживущие нуклиды с периодом полураспада до 15 суток, выдерживаются в течение времени, обеспечивающего снижение активности до значений меньших:
1) жидкие радиоактивные отходы:
слабоактивные – 370 кБк/л;
среднеактивные – от 370 кБк/л до 37 ГБк/л;
высокоактивные – 37 ГБк/л и выше;
2) твердые отходы считаются радиоактивными, если:
удельная активность больше 74 кБк/кг для бета–активных веществ;
больше 200 мкЗв/ч для гамма–активных веществ;
больше 7,4 кБк/кг для альфа–активных веществ (для радионуклидов трансурановых элементов больше 0,37 кБк/кг);
уровни загрязнения поверхностей превышают 0,04 Бк/см² альфа–частиц или 0,4 Бк/см² бета–частиц.
После такой выдержки ТРО удаляются с обычным мусором на организованные свалки, а ЖРО –в хозяйственно-бытовую канализацию при обязательном радиационном контроле.
200. К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, приведенные в ГН.
201. Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на три категории - низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные согласно таблице 4 приложения 4 к настоящим санитарным правилам.
202. В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов отходы относятся к разным категориям, устанавливается для них более высокое значение категории отходов.
203. Система обращения с радиоактивными отходами в местах их образования определяется проектом для каждой организации, планирующей работы с открытыми источниками излучения. Проведение работ с радиоактивными веществами без наличия условий для сбора и временного хранения радиоактивных отходов не допускается.
204. Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности до уровней, регламентируемых допустимым выбросом, после чего могут быть удалены в атмосферу.
205. Система обращения с жидкими и твердыми радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, затвердевание, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение.
206. Сбор радиоактивных отходов в организациях производится непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:
1) категории отходов;
2) агрегатного состояния (твердые, жидкие);
3) физических и химических характеристик;
4) природы (органические и неорганические);
5) периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток);
6) взрыво- и огнеопасности;
7) принятых методов переработки отходов.
207. Для сбора радиоактивных отходов в организации должны быть специальные сборники. Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов могут быть использованы пластикатовые или бумажные мешки, которые затем загружаются в сборники–контейнеры. Места расположения сборников при необходимости обеспечиваются защитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня.
208. Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма–излучения более 2 мЗв/ч, устраиваются специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение сборников отходов из колодцев и ниш производят специальными устройствами, исключающими переоблучение обслуживающего персонала.
209. Жидкие радиоактивные отходы собирают в специальные емкости, концентрируют и переводят в затвердевшее состояние в организации, где они образуются или в специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами, после чего направляют на захоронение.
В организациях, где образуется значительное количество жидких радиоактивных отходов (более 200 литров в день), проектом предусматривается система специальной канализации, в которую не должны сбрасываться нерадиоактивные стоки.
210. Не допускается сброс жидких радиоактивных отходов в хозяйственно–бытовую и ливневую канализацию, водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли, если не обеспечивается их десятикратное разбавление с нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного учреждения.
211. Временное хранение радиоактивных отходов различных категорий в организации осуществляется в отдельном помещении, либо на специально выделенном участке, оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ II класса. Хранение радиоактивных отходов осуществляют в специальных контейнерах.
212. Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собирают отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживают в местах временного хранения для снижения активности до уровней, не превышающих приведенных в пункте 200 настоящих санитарных правил. После такой выдержки твердые отходы удаляют, как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно–технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно–бытовую канализацию с учетом требований пункта 200 настоящих санитарных правил.
Сроки выдержки радиоактивных отходов с содержанием большого количества органических веществ (трупы экспериментальных животных) не должны превышать 5 суток в случае, если не обеспечиваются условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах.
213. Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы до отправки на захоронение должны быть переведены в неопасное состояние, с соблюдением радиационной и пожарной безопасности.
214. Передача радиоактивных отходов из организации на переработку или захоронение производится в специальных контейнерах и оформляется паспорт по установленной форме, утвержденной Постановлением Правительства Республики Казахстан «Об утверждении санитарных правил «Санитарно-эпидемиологические требования к радиационно-опасным объектам».
Уровни радиоактивного загрязнения на поверхностях упаковки (контейнера) не должны превышать значений, приведенных в таблице 2 приложения 4 к настоящим санитарным правилам.
215. Транспортировка радиоактивных отходов проводится в механически прочных герметичных упаковках на специально оборудованных транспортных средствах на основании санитарно-эпидемиологического заключения и при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на право транспортировки радиоактивных веществ и ядерных материалов, устройств и установок с источниками излучения и радиоактивных отходов.
216. Переработку радиоактивных отходов, а также их долговременное хранение и захоронение производят специализированные организации по обращению с радиоактивными отходами.
В отдельных случаях возможно осуществление в одной организации всех этапов обращения с радиоактивными отходами, вплоть до их захоронения, если это предусмотрено проектом и при наличии лицензии. Захоронение высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов должно осуществляться раздельно.
217. Выбор мест захоронения радиоактивных отходов производится с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.
218. Индивидуальная эффективная доза облучения отдельных лиц из населения, обусловленная радиоактивными отходами, включая этапы хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год, а коллективная доза не должна превышать 1 чел.-Зв в год.

11. Санитарно-эпидемиологические требования к осуществлению
производственного радиационного контроля

219. Радиационный контроль охватывает все основные виды воздействия ионизирующего излучения на человека.
220. Целью радиационного контроля является получение информации об индивидуальных и коллективных дозах облучения персонала, пациентов и населения при всех условиях жизнедеятельности человека, а также сведений о всех регламентируемых величинах, характеризующих радиационную обстановку.
221. Объектами радиационного контроля являются:
1) персонал групп А и Б при воздействии на них ионизирующего излучения в производственных условиях;
2) пациенты при выполнении медицинских рентгенорадиологических процедур;
3) население при воздействии на него природных и техногенных источников излучения;
4) среда обитания человека.
222. Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения осуществляется за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.
Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях контролируется и учитывается при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.
223. Контроль с использованием индивидуальных дозиметров является обязательным для персонала группы А. Индивидуальный контроль за облучением персонала в зависимости от характера работ включает:
1) радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств индивидуальной защиты;
2) контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой и/или косвенной радиометрии;
3) контроль за дозами внешнего бета-, гамма- и рентгеновского излучений, а также нейтронов с использованием индивидуальных дозиметров или расчетным путем. По результатам радиационного контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз у персонала, а при необходимости, определены значения и эквивалентных доз облучения отдельных органов.
224. Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:
1) измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
2) измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;
3) определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;
4) измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;
5) определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
225. Система производственного радиационного контроля объектов I и II категорий включает:
1) непрерывный контроль на основе стационарных автоматизированных технических средств;
2) оперативный контроль на основе носимых и передвижных технических средств;
3) лабораторный анализ на основе стационарной лабораторной аппаратуры, средств отбора и подготовки проб для анализа.
Автоматизированные системы должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации.
226. В помещениях, где ведутся работы с делящимися материалами в количествах, при которых возможно возникновение самопроизвольной цепной реакции деления, а также на ядерных реакторах и критических сборках и при других работах I класса, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, устанавливают приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал обеспечивается аварийными дозиметрами.
227. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала хранятся в течение пятидесяти лет. При проведении индивидуального контроля ведется учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за пять последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы. Данные индивидуальных доз облучения персонала (полугодовая и годовая) оформляются по форме № 1–ДОЗ «Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения» и формы № 2-ДОЗ «Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению» и предоставляться в уполномоченный орган в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения согласно приложению 13 к настоящим санитарным правилам
228. Индивидуальная доза облучения регистрируется в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных в организациях. Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, должна передаваться на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы.
229. Лицам, командируемым для работ с источниками излучения, должна выдаваться заполненная копия индивидуальной карточки о полученных дозах облучения. Данные о дозах облучения прикомандированных лиц должны включаться в их индивидуальные карточки.
230. В организациях, проводящих работы с техногенными источниками излучения, администрацией должны устанавливаться контрольные уровни.
Перечень и числовые значения контрольных уровней определяются в соответствии с условиями работы и санитарно-эпидемиологическим заключением.
231. При установлении контрольных уровней следует исходить из принципа оптимизации с учетом:
1) неравномерности радиационного воздействия во времени;
2) целесообразности сохранения уже достигнутого уровня радиационного воздействия на данном объекте ниже допустимого;
3) эффективности мероприятий по улучшению радиационной обстановки.
При изменении характера работ перечень и числовые значения контрольных уровней подлежат уточнению. При установлении контрольных уровней объемной и удельной активности радионуклидов в атмосферном воздухе и в воде водоемов следует учитывать возможное поступление их по пищевым цепочкам и внешнее излучение радионуклидов, накопившихся на местности.
232. Результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. Превышения контрольных уровней должны анализироваться администрацией организации.
Анализ результатов производственного контроля, за радиационной безопасностью осуществляется на каждом объекте, результаты оценки ежегодно заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий. Данные контроля, за радиационной безопасностью используются для оценки радиационной обстановки, установления контрольных уровней, разработки мероприятий по снижению доз облучения и оценки их эффективности, ведения радиационно–гигиенических паспортов организаций и территорий. В зависимости от вида деятельности с ИИИ форма санитарно-гигиенического паспорта разрабатывается и утверждается администрацией организации, который согласовывается в уполномоченном органе в сфере санитарно–эпидемиологического благополучия населения.
Типовая форма радиационно-гигиенических паспортов организации (предприятия) и территории представлены в приложении 14 к настоящим санитарным правилам.
О случаях превышения пределов доз для персонала, установленных ГН или квот облучения населения, администрация организации информирует уполномоченный орган в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

12. Санитарно-эпидемиологические требования к производственному
радиационному контролю объектов нефтегазового комплекса

233. 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.
234. На рабочих местах по технологическому процессу добычи и первичной переработки минерального органического сырья основными природными источниками облучения работников организаций нефтегазовой отрасли (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).
235. 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.
236. 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.
237. Индивидуальная годовая эффективная доза облучения природными источниками излучения работников НГК в производственных условиях не должна превышать 5 мЗв/год.
238. Среднегодовые значения радиационных факторов по пункту 230, соответствующие эффективной дозе 5 мЗв/год, 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 микро Зиверта в час – (далее–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/м ³);
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 должно выполняться условие: сумма отношений величины воздействующих факторов к приведенным выше значениям не должна превышать 1;
6) при облучении работников в условиях, отличающихся от перечисленных в пункте 233 настоящих санитарных правил, среднегодовые значения радиационных факторов устанавливаются по согласованию с государственным органом санитарно–эпидемиологической службы.
239. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами организаций нефтегазовой отрасли с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется в соответствии с требованиями санитарных правил «Санитарно–эпидемиологические требование к радиационно–опасным объектам». 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.
240. Эффективная доза облучения природными источниками излучения работников организаций нефтегазовой отрасли в производственных условиях не должна превышать гигиенических нормативов.
При дозах облучения более 1 мЗв/год работники относятся к лицам, подвергающимся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.
241. Требования по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазовой отрасли осуществляется в соответствии с требованиями санитарных правил «Санитарно–эпидемиологические требование к радиационно-опасным объектам».
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.
242. 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.
243.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.
244. Если в организации не обнаружено повышенное облучение работников, но имеются или образуются производственные отходы I категории или выше, то устанавливается производственный радиационный контроль.
245. 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.
246. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников составляют от 1 мЗв/год до 2 мЗв/год, радиационный контроль проводиться на рабочих местах с наибольшими уровнями облучения работников.
247. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников превышают 2 мЗв/год, радиационный контроль проводится постоянно в соответствии с программой производственного радиационного контроля, а также осуществляться мероприятия по снижению облучения.
При невозможности оперативного снижения уровней облучения работников ниже установленного норматива работники по условиям труда приравниваются к персоналу группы А.
248. 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.
249. 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 15 к настоящим санитарным правилам;
3) определение основных источников и путей облучения работников, а также классификации производственных отходов и установления видов и объема производственного радиационного контроля.
250. Производственный радиационный контроль в организациях нефтегазовой отрасли осуществляется в соответствии с требованиями санитарных правил «Санитарно–эпидемиологические требование к радиационно-опасным объектам».
251. Радиационный контроль для оценки уровней облучения работников и установления категории производственных отходов в организациях НГК должны обеспечивать:
1) определение значений А_эфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20 %, при этом методики выполнения измерений должны обеспечивать определение численного значения А_эфф 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 А_эфф 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, 2 приложения 16 к настоящим санитарным правилам).
252. При проведении производственного 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.
253. 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.

13. Санитарно-эпидемиологические требования к осуществлению
производственного радиационного контроля металлолома

254. Юридические лица и физические лица, имеющие лицензию на право выполнения работ, связанных со сбором (заготовкой), хранением, переработкой и реализацией металлолома, обеспечивают производственный радиационный контроль всего поступающего в организацию металлолома.
255. Производственный радиационный контроль включает:
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.
256. Производственный 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 фрагмента металлолома.
257. Измерение радиоактивного загрязнения партии металлолома проводится по следующим параметрам:
1) МЭД гамма-излучение;
2) плотность потока альфа-частиц;
3) плотность потока бета-частиц.
258. Для проведения производственного радиационного контроля используется дозиметрическая и радиометрическая аппаратура, обеспечивающая обнаружение в металлоломе радиоактивные загрязнения превышающие уровни, установленные настоящими правилами. Аппаратура производственного радиационного контроля должна иметь сертификаты Государственной поверки.
259. Результаты производственного радиационного контроля должны регистрироваться в специальном журнале производственного радиационного контроля металлолома согласно приложению 17 к настоящим санитарным правилам.
260. Производственный радиационный контроль проводится согласно методике проведения производственного радиационного контроля металлолома, указанного в приложении 18 к настоящим санитарным правилам.
261. Оборудование, транспортные средства и другие изделия из цветных и черных металлов перед разделкой на металлолом подвергают производственному радиационному контролю. Владелец оборудования проводит демонтаж всех приборов содержащих радиоактивные источники, а также приборов со световым составом постоянного действия.
262. После демонтажа приборов и оборудования проводится повторный производственный радиационный контроль.
263. Площадки и помещения, предназначенные для размещения металлолома, перед началом их эксплуатации подвергаются производственному радиационному контролю.
Площадки должны быть огорожены, иметь освещение, твердое покрытие и каналы для удаления атмосферных вод.
264. 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/см ² .
265. Юридические лица принимают меры к ограничению доступа посторонних лиц в зону с уровнем гамма–излучения более 0,2 мкЗв/ч над природным фоном.
266. При обнаружении радиоактивного загрязнения металлолома, юридические лица немедленно прекращает дальнейшие работы и информирует государственный орган в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории в течение 24 часов.
267. При выявлении радиационного загрязнения на отдельных участках партии металлолома, производственный радиационный контроль должен включать:
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.
268. Все обнаруженные в металлоломе локальные источники должны быть из него удалены и утилизироваться.
269. Извлечение радиоактивного источника из металлолома производят специально подготовленные сотрудники.
270. 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.

14. Санитарно-эпидемиологические требования к применению
средств индивидуальной защиты и личной гигиены

271. Все работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, обеспечиваются средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ.
272. При работах с радиоактивными веществами в открытом виде I класса и при отдельных работах II класса персонал должен иметь комплект основных средств индивидуальной защиты, а также дополнительные средства защиты в зависимости от уровня и характера возможного радиоактивного загрязнения.
Основной комплект средств индивидуальной защиты включает: специальное белье и обувь, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), шапочку или шлем, перчатки, полотенца и носовые платки одноразовые, средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха). При работах II класса и при отдельных работах III класса персонал должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, легкой обувью и при необходимости средствами защиты органов дыхания.
273. Средства индивидуальной защиты для работ с радиоактивными веществами должны изготовляться из хорошо дезактивируемых материалов, либо быть одноразовыми.
274. Работающие с радиоактивными растворами и порошками, а также персонал, проводящий уборку помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами, кроме комплекта основных средств индивидуальной защиты, должны иметь дополнительно спецодежду из пленочных материалов или материалов с полимерным покрытием: фартуки, нарукавники, куртки, брюки, резиновую или пластиковую специальную обувь.
275. Персонал, выполняющий работы по сварке или резке металла, загрязненного радионуклидами, снабжается специальными средствами индивидуальной защиты из искростойких, хорошо дезактивируемых материалов.
276. Средства защиты органов дыхания (фильтрующие или изолирующие) необходимо применять при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений радиоактивными веществами (работа с порошками, выпаривание радиоактивных растворов).
277. При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы), или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, следует применять изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях – автономные изолирующие аппараты).
278. На радиационных объектах, где имеется вероятность радиоактивного загрязнения кожных покровов, используются в качестве средств дезактивации моющие средства.
279. При переходах из помещений для работ более высокого класса в помещения для работ более низкого класса контролируются уровни радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты. При переходе из второй в третью зону дополнительные средства индивидуальной защиты снимаются.
280. Спецодежду и белье, загрязненные выше допустимых уровней направляют на дезактивацию в специальную прачечную. Смена основной спецодежды и белья осуществляется персоналом не реже одного раза в семь дней.
Дополнительные средства индивидуальной защиты (пленочные, резиновые, с полимерным покрытием) после каждого использования подвергают предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или в другом специально отведенном месте. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает допустимый уровень, дополнительные средства индивидуальной защиты направляют на дезактивацию в специальную прачечную.
281. В случае обнаружения загрязнения личная одежда и обувь подлежит дезактивации под контролем службы радиационной безопасности, а при невозможности ее очистки захоронению.
282. В помещениях для работы с радиоактивными веществами в открытом виде не допускается:
1) пребывание сотрудников без необходимых средств индивидуальной защиты;
2) прием пищи, курение, пользование косметическими принадлежностями;
3) хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды, косметических принадлежностей и других предметов, не имеющих отношения к работе.
283. Для приема пищи предусматривается специальное помещение, оборудованное умывальником для мытья рук с подводкой горячей воды, изолированное от помещений, где ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде.
284. При выходе из помещений, где проводились работы с радиоактивными веществами, проводиться контроль радиоактивного загрязнение спецодежды и других средств индивидуальной защиты, при выявлении радиоактивного загрязнения спецодежда и средства индивидуальной защиты направляются на дезактивацию, работник моется под душем.

15. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности пациентов и населения при медицинском
облучении

285. Радиационная безопасность пациентов и населения должна быть обеспечена при всех видах медицинского облучения (профилактического, диагностического, лечебного, исследовательского) путем достижения максимальной пользы от рентгенорадиологических процедур и минимизации радиационного ущерба.
286. Медицинское облучение пациентов с целью получения диагностической информации или терапевтического эффекта проводится по назначению врача и с согласия пациента. Окончательное решение о проведении соответствующей процедуры принимает врач–рентгенолог или врач–радиолог.
287. Медицинское диагностическое облучение осуществляется по медицинским показаниям в тех случаях, когда отсутствуют или нельзя применить, или недостаточно информативны другие альтернативные методы диагностики.
288. Методики лучевой диагностики и терапии утверждаются уполномоченным органом в области здравоохранения, в которых должны отражаться оптимальные режимы выполнения процедур и допустимые уровни облучения пациента.
289. Регламенты проведения всех видов рентгенорадиологических диагностических исследований должны гарантировать отсутствие детерминированных лучевых эффектов.
290. Облучение людей с целью получения научной медицинской информации осуществляется при обязательном письменном согласии обследуемых после представления им сведений о возможных последствиях облучения.
291. При проведении лучевой терапии учитывается расположение патологического очага с целью снижения риска лучевых осложнений.
292. Для рентгенорадиологических медицинских исследований и лучевой терапии используется аппаратура, включенная в государственный реестр лекарственных средств, изделий медицинского назначения и медицинской техники и имеющая санитарно–эпидемиологическое заключение на право ее эксплуатации.
293. Отделения (подразделения) лучевой терапии и диагностики должны использовать при выполнении лечебно-диагностических процедур передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты пациента и персонала.
294. Использование в практике фармакологических радиопротекторов допускается при наличии санитарно–эпидемиологического заключения.
295. Медицинская организация должна иметь лицензию на право выполнения рентгенорадиологических процедур (диагностические и лечебные).
296. Медицинский персонал, занимающийся рентгенорадиологической диагностикой и терапией, осуществляет защиту пациентов, поддерживая на возможном низком уровне дозы облучения.
297. Дозы облучения пациента от проведения каждого рентгенорадиологического исследования и процедур лучевой терапии должны вноситься в персональный лист учета доз медицинского облучения, являющийся обязательным приложением к его амбулаторной карте.
298. При достижении накопленной дозы медицинского диагностического облучения пациента 0,5 Зв принимаются меры по дальнейшему ограничению его облучения, если лучевые процедуры не диктуются жизненными показаниями.
299. По требованию пациента ему предоставляется информация об ожидаемой или полученной дозе облучения и о возможных последствиях от проведения рентгенорадиологических процедур.
300. Медицинскому персоналу не допускается увеличивать облучение пациента в целях сокращения собственного профессионального облучения.
301. При введении пациенту радиофармацевтического препарата с терапевтической целью врач должен рекомендовать ему временное воздержание от воспроизводства потомства.
302. Введение радиофармацевтических средств с целью диагностики и терапии беременным женщинам не допускается.
303. При введении с целью диагностики или терапии радиофармацевтических препаратов кормящим матерям кормление ребенка грудью временно приостанавливается.

16. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности при воздействии природных
источников излучения

304. Требования по обеспечению радиационной безопасности при воздействии природных источников излучения в производственных условиях предъявляются к любым организациям, в которых облучение работников от природных радионуклидов превышает 1 мЗв/год (организации, осуществляющие работы в подземных условиях, добывающие и перерабатывающие минеральное и органическое сырье с повышенным содержанием природных радионуклидов). В проектной документации не урановых рудников и других подземных сооружений должны быть отражены вопросы радиационной безопасности.
Организации, добывающие и перерабатывающие руды с целью извлечения из них природных радионуклидов (урана, радия, тория), а также организации, использующие эти радионуклиды, относятся к организациям, проводящим работы с техногенными источниками.
305. Для строительства зданий производственного назначения выбирают участки территории, где плотность потока радона с поверхности грунта не превышает 250 миллибеккерель на квадратный метр в секунду (далее мБк/(м^2* с). При проектировании строительства здания на участке с плотностью потока радона с поверхности грунта более 250 мБк/(м^2* с) в проекте здания предусматривается система защиты от радона.
306. В организациях, где не проводятся работы с техногенными источниками излучения, уровни природного облучения работников в производственных условиях не должны превышать значений, приведенных в ГН. При изменении продолжительности работы, нарушении радиоактивного равновесия природных радионуклидов в производственной пыли, определяющих уровень радиационного воздействия, администрация организации устанавливает контрольные уровни радиационного воздействия, на основании санитарно–эпидемиологического заключения.
307. Для составления перечня действующих организаций, цехов или отдельных рабочих мест, на которых должен осуществляться контроль радиационной обстановки, обусловленной природными источниками излучения, проводиться их первичное обследование.
308. Если в результате обследования в организации не обнаружено случаев превышения дозы облучения работников более 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный контроль в ней не является обязательным. Однако при существенном изменении технологии производства, которые могут привести к увеличению облучения работников, проводится повторное обследование.
309. В организациях, в которых установлено превышение дозы 1 мЗв/год, но нет превышения дозы в 2 мЗв/год, проводится выборочный радиационный контроль рабочих мест с наибольшими уровнями облучения работников.
310. В организациях, в которых дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, осуществляется постоянный контроль доз облучения и проводятся мероприятия по их снижению.
311. В случае обнаружения превышения установленного норматива (5 мЗв/год) администрация организации принимает меры по снижению облучения работников. При невозможности соблюдения указанного норматива в организациях, допускается приравнивание соответствующих работников по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения. О принятом решении администрация организации информирует органы государственного санитарно–эпидемиологического надзора. На лиц, приравненных по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения, распространяются все требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные для персонала группы А.
312. В организациях, в которых отходы производства по критериям, приведенным в разделе «Санитарно–эпидемиологические требования к сбору, использованию и захоронению радиоактивных отходов» настоящих санитарных правил, относятся к категории радиоактивных, должен быть организован их сбор, временное хранение и захоронение.
313. Требования по обеспечению радиационной безопасности населения распространяются на регулируемые природные источники излучения: изотопы радона и продукты их распада в воздухе помещений, гамма–излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных изделиях, природные радионуклиды в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых.
314. Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения: менее 2 мЗв/год – облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения; от 2 до 5 мЗв/год – повышенное облучение; более 5 мЗв/год – высокое облучение. Мероприятия по снижению высоких уровней облучения должны осуществляться в первоочередном порядке.
315. При выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально–бытового назначения отводятся участки с гамма–фоном, не превышающим 0,3 мкЗв/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/(м^2* с).
316. При отводе для строительства здания участка с плотностью потока радона более 80 мБк/(м^2* с) в проекте здания должна быть предусмотрена система защиты от радона (монолитная бетонная подушка, улучшенная изоляция перекрытия подвального помещения). Необходимость радонозащитных мероприятий при плотности потока радона с поверхности грунта менее 80 мБк/(м^2* с) определяется в каждом отдельном случае на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
317. Производственный радиационный контроль должен осуществляться на всех стадиях строительства, реконструкции, капитального ремонта и эксплуатации жилых домов и зданий социально–бытового назначения. В случаях обнаружения превышения нормативных значений, проводится анализ связанных с этим причин и осуществляются защитные мероприятия, направленные на снижение мощности дозы гамма–излучения и (или) содержания радона в воздухе помещений. До снижения мощности дозы гамма–излучения и объемной активности радона в воздухе помещений строящегося, реконструируемого или капитально ремонтируемого здания до нормативных значений, санитарно-эпидемиологическое заключение на право эксплуатации объекта не выдается.
318. Производственный радиационный контроль жилых домов и зданий социально–бытового назначения осуществляют организации, аккредитованные в установленном законодательством порядке.
319. Государственный надзор за выполнением требований настоящих санитарных правил по обеспечению радиационной безопасности в жилых и общественных зданиях при их строительстве, реконструкции, вводе в эксплуатацию и при эксплуатации осуществляют государственные органы в сфере санитарноэ–пидемиологического благополучие населения.
320. Контроль за содержанием природных радионуклидов в строительных материалах и изделиях осуществляет организация–производитель. Значения удельной активности природных радионуклидов и класс опасности должны указываться в сопроводительной документации на каждую партию материалов и изделий.
321. Значения удельной активности природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах должны указываться поставщиками в сопроводительном документе, копию которого организация–получатель передает в органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

17. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности при радиационных авариях

322. Система радиационной безопасности персонала и населения при радиационной аварии должна обеспечивать сведение к минимуму негативных последствий аварии, предотвращение возникновения детерминированных эффектов и минимизацию вероятности стохастических эффектов. При обнаружении радиационной аварии должны быть предприняты срочные меры по прекращению развития аварии, восстановлению контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения и количества облученных лиц из персонала и населения, радиоактивного загрязнения производственных помещений и окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных аварией.
323. В проектной документации каждого радиационного объекта должны быть определены возможные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или иных причин, которые могут привести к потере контроля над источниками излучения и облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению окружающей среды.
324. В проектной документации радиационных объектов I-II категорий должны быть разделы:
1) «Инженерно–технические мероприятия гражданской обороны. Мероприятия по предупреждению чрезвычайных ситуаций», включающий план ликвидации аварий, наличие специализированной аварийной бригады, номенклатуру, объем и места хранения средств индивидуальной защиты, медикаментов, аварийного запаса радиометрических и дозиметрических приборов, средств дезактивации и санитарной обработки, инструментов и инвентаря, необходимых для проведения неотложных работ по ликвидации последствий радиационной аварии;
2) «План мероприятий по защите персонала и населения от радиационной аварии и ее последствий».
325. План мероприятий по защите персонала и населения от радиационной аварии и ее последствий содержит следующие основные разделы:
1) прогноз возможных аварий на радиационном объекте с учетом вероятных причин, типов и сценариев развития аварии, а также прогнозируемой радиационной обстановки при авариях разного типа;
2) критерии для принятия решений о проведении защитных мероприятий;
3) перечень организаций, с которыми осуществляется взаимодействие при ликвидации аварии и ее последствий;
4) организация аварийного радиационного контроля;
5) оценка характера и размеров радиационной аварии;
6) порядок введения аварийного плана в действие;
7) порядок оповещения и информирования;
8) поведение персонала при аварии;
9) принимаемые действия должностными лицами при проведении аварийных работ;
10) меры защиты персонала при проведении аварийных работ;
11) противопожарные мероприятия;
12) мероприятия по защите населения и окружающей среды;
13) оказание медицинской помощи пострадавшим;
14) меры по локализации и ликвидации очагов (участков) радиоактивного загрязнения;
15) подготовка и тренировка персонала к действиям в случае аварии.
326. На всех радиационных объектах должна быть «Инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях».
327. На производственных участках, в санитарном пропускнике и медицинском пункте радиационного объекта должны находиться аптечки с набором необходимых средств первой помощи пострадавшим при аварии, а на объектах, где проводится работа с радиоактивными веществами в открытом виде, и восполняемый запас средств санитарной обработки лиц, подвергшихся загрязнению.
328. В каждой организации, в которой возможна радиационная авария, предусматривается система экстренного оповещения о возникшей аварии, по сигналам которой персонал должен действовать в соответствии с планом мероприятий по ликвидации радиационной аварии и должностными инструкциями.
329. Во всех случаях установления факта радиационной аварии администрация организации информирует государственные органы, уполномоченные осуществлять государственное управление, надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.
330. Государственные органы в области обеспечения радиационной безопасности в соответствии с «Планом мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии» обеспечивают быстрое поступление данных о радиационной аварии специалистам в области радиационной защиты и их участие в информации населения о радиационной аварии, рекомендуемых способах и средствах защиты.
331. К проведению работ по ликвидации аварии и ее последствий должны привлекаться, прежде всего, члены специализированных аварийных бригад. При необходимости для выполнения этих работ могут быть привлечены лица предпочтительно из персонала старше тридцати лет, не имеющие медицинских противопоказаний, при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Женщины могут быть допущены к участию в аварийных работах лишь в исключительных случаях.
332. Перед началом работ по ликвидации последствий аварии проводится инструктаж персонала по вопросам радиационной безопасности с разъяснением характера и последовательности работ. При необходимости следует проводить предварительную отработку предстоящих операций.
333. Работы по ликвидации последствий аварии и выполнение других мероприятий, связанных с возможным переоблучением персонала, должны проводиться под радиационным контролем по специальному разрешению (допуску), в котором определяются предельная продолжительность работы, дополнительные средства защиты, фамилии участников и лица, ответственного за выполнение работ.
334. Регламентация планируемого повышенного облучения персонала при ликвидации аварии определяется ГН. Планируемое повышенное облучение допускается для персонала радиационного объекта, участвующего в проведении аварийно–восстановительных работ, и специалистов аварийно-спасательных служб и формирований.
335. Порядок радиационного контроля определяется с учетом особенностей и условий выполняемых работ в соответствии с санитарно–эпидемиологическим заключением.
336. Людей с травматическими повреждениями, химическими отравлениями или подвергшихся облучению в дозе выше 0,2 Зв необходимо направить на медицинское обследование. При радиоактивном загрязнении должна проводиться санитарная обработка людей и дезактивация загрязненной одежды.
337. При радиационной аварии с выбросом радионуклидов в окружающую среду, повлекшим за собой радиоактивное загрязнение обширных территорий, защита населения осуществляется в соответствии с критериями для принятия решений, приведенными в ГН.
338. Ликвидация последствий аварии и расследование ее причин, при необходимости, проводится на региональном, территориальном и объектовом уровнях в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан.
339. Государственные органы санитарно–эпидемиологической службы должны принимать участие в выполнении следующих задач при расследовании и ликвидации последствий радиационной аварии:
1) выявление лиц, которые могли подвергнуться аварийному облучению;
2) контроль за обеспечением радиационной безопасности лиц, принимающих участие в расследовании и ликвидации аварии;
3) контроль за уровнями радиоактивного загрязнения производственной и окружающей среды, источников водоснабжения, продуктов питания;
4) гигиеническая оценка радиационной обстановки и индивидуальных доз облучения персонала и отдельных групп населения, а также лиц, принимавших участие в аварийных работах;
5) оценка эффективности дезактивации и санитарной обработки;
6) разработка предложений для центральных исполнительных органов и организаций по защите персонала и населения с прогнозом радиационной обстановки;
7) контроль за сбором, удалением и захоронением радиоактивных отходов.
340. Регламентация особых режимов проживания населения в зонах радиоактивного загрязнения, контроль за радиационной обстановкой на соответствующей территории, учета доз облучения населения осуществляется в соответствии с санитарно–эпидемиологическим заключением.
341. На территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате радиационной аварии, осуществляется:
1) радиационный контроль с оценкой доз облучения населения за счет радиоактивного загрязнения территории, если эта доза может превысить 10 мкЗв/год;
2) радиационный контроль за другими основными видами облучения населения;
3) оптимизированное снижение доз по всем основным видам облучения, если доза облучения населения за счет радиоактивного загрязнения территории превышает 1,0 мЗв/год;
4) оптимизированные защитные мероприятия, не нарушающие нормальную жизнедеятельность населения, хозяйственное и социальное функционирование территории, если доза облучения за счет радиоактивного загрязнения территории превышает 0,1 мЗв/год, но не более 1,0 мЗв/год.
342. Администрация организации, осуществляющей хозяйственную деятельность на территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, обеспечивает условия работы, при которых облучение работников за счет радиоактивного загрязнения не превысит 5 мЗв/год. В организациях, где облучение работников за счет аварийного загрязнения превышает 1 мЗв/год, должна быть создана служба радиационной безопасности, которая осуществляет радиационный контроль и проводит мероприятия по снижению доз облучения работников в соответствии с принципом оптимизации. Порядок радиационного контроля устанавливается в соответствии с санитарно–эпидемиологическим заключением.
343. Медицинская организация, обслуживающая организацию, где проводятся работы с источниками излучения, на случай аварийного облучения оборудуется:
1) приборами радиационного контроля;
2) средствами дезактивации кожных покровов, ожогов и ран (при работах с радиоактивными веществами в открытом виде);
3) средствами ускорения выведения радионуклидов из организма;
4) радиопротекторами.
344. Периодическое медицинское обследование лиц из персонала группы А после прекращения ими работы с источниками излучения проводится в той же медицинской организации, что и во время указанных работ, или в другой медицинской организации ведомства, в котором он работал с источниками излучения.
345. Медицинское обследование лиц из населения, подвергшихся за год облучению в эффективной дозе более 200 мЗв или с накопленной дозой более 500 мЗв от одного из основных источников облучения, или 1000 мЗв от всех источников облучения, организуется территориальным управлением здравоохранения

Приложение 1
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при
расчете эквивалентной дозы (W_R)

Таблица 1

№ п/п	Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения (WR)	Множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения
1	2	3
1	Фотоны любых энергий	1
2	Электроны и мюоны любых энергий	1
3	Нейтроны с энергией менее 10 килоэлектронвольт (далее - кэВ)	5
4	Нейтроны с энергией от 10 кэВ до 100 кэB	10
5	Нейтроны с энергией от 100 кэВ до 2 мегаэлектронвольт (далее – МэВ)	20
6	Нейтроны с энергией от 2 МэВ до 20 МэВ	10
7	Нейтроны с энергией более 20 МэВ	5
8	Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи	5
9	Альфа частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20

Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении;

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов для расчета
эффективной дозы (W_T)

Таблица 2

№	Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов для расчета эффективной дозы (WT)	Множители эквивалентной дозы в органах и тканях
1	2	3
1	Гонады	0,08
2	Костный мозг (красный)	0,12
3	Толстый кишечник	0,12
4	Легкие	0,12
5	Желудок	0,12
6	Мочевой пузырь	0,05
7	Грудная железа	0,12
8	Печень	0,05
9	Пищевод	0,05
10	Щитовидная железа	0,05
11	Кожа	0,01
12	Клетки костных поверхностей	0,01
13	Остальное (надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа и матка	0,12

В случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики «Остальное» приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

Приложение 2
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Основные принципы радиационной безопасности

1. Принцип обоснования

1. В наиболее простых ситуациях проверка принципа обоснования осуществляется путем сравнения пользы и вреда:

где X - польза от применения источника излучения или условий облучения, за вычетом всех затрат на создание и эксплуатацию источника излучения или условий облучения, кроме затрат на радиационную защиту;
У₁ - затраты на все меры защиты;
У₂ - вред, наносимый здоровью людей и окружающей среде от облучения, не устраненного защитными мерами.
2. Разница между пользой (X) и суммой вреда (У₁ + У₂) должна быть больше нуля, а при наличии альтернативных способов достижения пользы (X) эта разница должна быть еще и максимальной. В случае, когда невозможно достичь превышения пользы над вредом, принимается решение о неприемлемости использования данного вида источника излучения.
Должны учитываться аспекты технической и экологической безопасности.
3. Проверка соблюдения принципа обоснования, связанная с взвешиванием пользы и вреда от источника излучения, когда чаще всего польза и вред измеряются через различные показатели, не ограничивается только радиологическими критериями, а включает социальные, экономические, психологические и другие факторы.
4. Для различных источников излучения и условий облучения конкретные величины пользы имеют свои особенности (произведенная энергия от атомной электрической станции (АЭС), диагностическая и другая информация, добытые природные ресурсы, обеспеченность жилищем). Их следует свести к обобщенному выражению пользы для сопоставления с возможным ущербом от облучения за одинаковые отрезки времени в виде сокращения числа человека-лет жизни. При этом принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе одного чел.-Зв приводит к потере одного человека - года жизни.
5. Приоритет отдается показателям здоровья по сравнению с экономическими выгодами. Медико-социальное обоснование соотношения польза-вред может быть сделано на основе количественных и качественных показателей пользы и вреда для здоровья от деятельности, связанной с облучением.
6. Для количественной оценки следует использовать неравенство:
У0 > У2, (2)
где У2 имеет то же значение, что и в формуле (1),
У0 - вред для здоровья в результате отказа от данного вида деятельности, связанной с облучением.
Качественная оценка может быть выполнена с помощью формулы:

где Z - интенсивность воздействия вредных факторов в результате деятельности, связанной с облучением;
Z₀ - вредные факторы, воздействующие на персонал или население при отказе от деятельности, связанной с облучением;
D_z и DZ₀ - допустимая интенсивность воздействия факторов Z и Z₀.

2. Принцип оптимизации

7. Реализация принципа оптимизации должна осуществляться каждый раз, когда планируется проведение защитных мероприятий. Ответственным за реализацию этого принципа является служба или лица, ответственные за организацию радиационной безопасности на объектах или территориях, где возникает необходимость в радиационной защите.
8. В условиях нормальной эксплуатации источника излучения или условий облучения оптимизация (совершенствование защиты) должна осуществляться при уровнях облучения в диапазоне от соответствующих пределов доз до достижения пренебрежимо малого уровня - 10 мкЗв в год индивидуальной дозы.
9. Реализация принципа оптимизации, как и принципа обоснования, должна осуществляться по специальным методическим указаниям, утверждаемым уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучии населения, а до их издания - путем проведения радиационно-гигиенической экспертизы обосновывающих документов. При этом согласно ГН минимальным расходом на совершенствование защиты, снижающей эффективную дозу на одного человеко-зиверт, считается расход, равный одному годовому душевому национальному доходу (величина альфа, принятая в международных рекомендациях).

Приложение 3
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Рекомендации по установлению квот на облучение населения от
отдельных техногенных источников излучения

1. Целью установления квот является недопущение превышения предела дозы техногенного облучения населения (1 мЗв/год), установленного ГН для населения, подвергающегося облучению от нескольких радиационных объектов, и снижение облучения населения от техногенных источников в соответствии с принципом оптимизации.
2. В проектной документации радиационных объектов I категории должны быть определены квоты на облучение населения при нормальной работе объекта. Числовые значения квот устанавливаются на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
3. Квоты устанавливаются для величин средней индивидуальной эффективной дозы облучения критических групп населения, проживающих в зоне наблюдения объекта.
4. Квоты устанавливаются для всех радиационных факторов (воздушных выбросов, водных сбросов), от которых облучение критической группы населения за пределами санитарно-защитной зоны (далее – СЗЗ) радиационного объекта при его нормальной эксплуатации может превысить минимально значимую величину - 10 мкЗв/год.
5. Размер квоты должен характеризовать верхнюю границу возможного уровня облучения критических групп населения за счет нормальной эксплуатации источников излучения на радиационном объекте с учетом достигнутого уровня обеспечения радиационной безопасности населения.
6. Сумма квот от различных источников излучения не должна превышать предела дозы облучения населения, установленного ГН. Разность между пределом дозы для населения и суммой квот должна рассматриваться как резерв, величина которого характеризует степень радиационной безопасности населения от техногенных источников излучения.
7. Значения квот используются для расчета допустимых уровней отдельных радиационных факторов (мощности дозы излучения на границе санитарно-защитной зоны, мощности выбросов и сбросов, содержания радионуклидов в объектах окружающей среды).

Требования, предъявляемые к ЯРЭУ различных категорий
потенциальной опасности при проектировании и эксплуатации

Таблица 1

Требования СЭТОРБ	Категория ЯРЭУ
	I	II		III	IV
1	2	3		4	5
Выбор площадки размещения ЯРЭУ	В соответствии с законодательством			Требования отсутствуют	Требования отсутствуют
Наличие СЗЗ	Подлежит согласованию с органом в сфере санитарно- эпидемиологического благополучия населения, может ограничиваться пределами площадки ЯРЭУ			Ограничивается пределами площадки ЯРЭУ	СЗЗ не предусмотрена
Наличие зоны наблюдения (ЗН)	Необходима ЗН. Подлежит согласованию с органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения			ЗН не требуется	Не предусмотрена
Воздействие на население при нормальной эксплуатации ЯРЭУ	Ограничено квотой на облучение		Нет воздействия	Нет воздействия	Не предусмотрена
Наличие плана вывода установки из эксплуатации	Предварительный план на этапе проектирования		Предвари- тельный план на этапе проектиро- вания	Предварительный план на этапе проектирования	Не предусмотрен
Наличие плана мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии	Требуется		Требуется	Не требуется	Не регламентируется
Наличие в проекте раздела защита от внешних воздействий	Требуется		Требуется	Не требуется	Не требуется
Использование стационарных автоматизированных средств непрерывного контроля радиационной обстановки	Требуется		Требуется	Не требуется	Не требуется
Классификация систем и оборудования	Требуется		Требуется	Требуется	Не требуется
Наличие технологического регламента эксплуатации	Требуется		Требуется	Инструкция по эксплуатации	Инструкция по эксплуатации
Наличие отчета по анализу безопасности ЯРЭУ	Требуется		Требуется	Раздел проекта по радиационной безопасности	Инструкция по радиационной безопасности

Приложение 4
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Мощность эквивалентной дозы, используемая при проектировании
защиты от внешнего ионизирующего излучения

Таблица 1

Категория облучаемых лиц		Назначение помещений и территорий	Продолжительность облучения, ч/год	Проектная мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч
1		2	3	4
Персонал	Группа А Группа Б	Помещения постоянного пребывания персонала	1700	6,0
		Помещения временного пребывания персонала	850	12
		Помещения организации и территория санитарно- защитной зоны, где находится персонал группы Б	2000	1,2
Население		Любые другие помещения и территории	8800	0,03

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, в частицах на квадратный сантиметр в минуту (далее - част/(см²* мин)

Таблица 2

Объект загрязнения	Вид загрязнения
	Снимаемое (нефиксированное)		Неснимаемое (фиксированное)
	Альфа-активные радионуклиды	Бета-активные радионуклиды	Альфа-активные радионуклиды	Бета-активные радионуклиды
1	2	3	4	5
Наружная поверхность охранной тары контейнера	Не допускается	Не допускается	Не регламентируется	200
Наружная поверхность вагона-контейнера	Не допускается	Не допускается	Не регламентируется	200
Внутренняя поверхность охранной тары контейнера	1,0	100	Не регламентируется	2000
Наружная поверхность транспортного контейнера	1,0	100	Не регламентируется	2000

Класс работ с открытыми источниками излучения

Таблица 3

Класс работ	Суммарная активность на рабочем месте, приведенная к группе А, Бк
1	2
I класс	более 108
II класс	от 105 до 108
III класс	от 103 до 105

1. При простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа) допускается увеличение активности на рабочем месте в десять раз.
2. При простых операциях по получению (элюированию) и расфасовке из генераторов короткоживущих радионуклидов медицинского назначения допускается увеличение активности на рабочем месте в двадцать раз. Класс работ определяется по максимальной одновременно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида.
3. Для организаций, перерабатывающих уран и его соединения, класс работ определяется в зависимости от характера производства и регламентируется специальными правилами.
4. При хранении открытых радионуклидных источников излучения допускается увеличение активности в сто раз.

Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов

Таблица 4

Категория отходов	Удельная активность, кБк/кг
	Бета-излучающие радионуклиды	Альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)	Трансурановые радионуклиды
1	2	3	4
Низкоактивные	менее 103	менее 102	менее 101
Среднеактивные	от 103 до 107	от 102 до 106	от 101 до 105
Высокоактивные	более 107	более 106	более 105

Приложение 5
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Санитарно-эпидемиологическое заключение
на право работы с источниками
ионизирующего излучения (далее - ИИИ)

1. Организация _________________________________________________
(полное и сокращенное наименование, административный район, адрес, телефон)
2. Министерство, ведомство ____________________________________
(полное и сокращенное наименование, адрес)
3. Вышестоящая (непосредственно над организацией) организация
_____________________________________________________________________
(полное и сокращенное наименование, адрес, телефон)
4. Подразделение организации (объект), получающее
санитарно-эпидемиологическое заключение _____________________________
_____________________________________________________________________
(наименование, подчиненность в структуре организации, административный район, адрес,
телефон)
5. Должностное лицо, ответственное за радиационную безопасность
на объекте __________________________________________________________
(должность, номер, дата приказа по организации о возложении ответственности, телефон)
6. Разрешаются работы с ИИИ

Вид и характеристика ИИИ	Вид и характер работ	Место проведения работ	Ограничительные условия
1	2	3	4
I. Работы с открытыми ИИИ ____________
II. Работы с закрытыми ИИИ __________
III. Работы с устройствами, генерирующими излучение _________________________
IV. Другие работы с ИИИ _________________

7. Санитарно-эпидемиологическое заключение выдано на основании
____________________________________________________________________
(актов приемки, обследований и других документов с указанием номеров и дат, органов надзора)

Руководитель органа ГСЭН ______________________________________
(фамилия, имя, отчество)

Место печати
Дата выдачи санитарно-эпидемиологического заключения
«___» ________ _______ года

Исполнитель:
_______________________________________________________________
_______________________________________________________________
(фамилия, имя, отчество, должность, наименование органа ГСЭН, телефон)

Исполнено в ________________ экземплярах
Вручено:

№ экземпляра	Организации	Дата	Отметка о вручении (подпись)

Приложение 6
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Инструкция по заполнению санитарно-эпидемиологического
заключения на право работы с источниками ионизирующих
излучений

1. Таблица заполняется санитарным врачом по радиационной гигиене и должна содержать все необходимые сведения о разрешенных работах ИИИ: количественной и качественной характеристике ИИИ (графа 1), виде и характере работ с ними (графа 2), месте их проведения (графа 3) и некоторых ограничительных условиях, которыми санитарный врач считает нужным оговорить разрешение на эти работы (графа 4).
Санитарно-эпидемиологическое заключение является единым документом, дающим право на эксплуатацию ИИИ, требующими разрешения органов санитарной эпидемиологической службы (включая работы по хранению ИИИ, перевозке радиоизотопных источников, сбору, перевозке и захоронению радиоактивных отходов).
2. Обязательно приводятся заголовок и номер раздела для разрешаемой группы работ с ИИИ. Под заголовком раздела IV приводятся те работы с ИИИ, которые не могут быть отнесены к разделам I-III: работы с генераторами радионуклидов, ядерными реакторами, радиоактивными отходами и другими ИИИ, со смешанной или нестрого определенной радиационной характеристикой.
3. Каждому виду ИИИ (или нескольким видам с одинаковыми радиационными характеристиками) присваивается порядковый номер внутри раздела, и к этому номеру следует относить все сведения в графах 2-4, присваивая порядковые номера записям в этих графах и используя их для соотнесения записей в последующей графе по отношению к предыдущей.
4. Обязательные сведения, приводимые в графе 1:
1) в разделе I: радионуклид, вещество, его агрегатное состояние, максимально допустимая одноразовая активность на рабочем месте, годовое потребление;
2) в разделе II: нуклид, вид источника (для установок, аппаратов, приборов - тип, марка, год выпуска; для нестандартных ИИИ - изготовитель, данные о наличии санитарно-эпидемиологического заключения органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора на выпуск), максимальная активность источника, максимально допустимое одноразовое количество источников на рабочем месте и их суммарная активность на рабочем месте, годовое потребление (для короткоживущих нуклидов);
3) в разделе III: вид источника (для установок, аппаратов, приборов - те же сведения, что и в разделе II), вид, энергия и интенсивность излучения (или (и) ускоряющее напряжение, сила тока, мощность), максимально допустимое количество одновременно работающих ИИИ, количество ИИИ, размещенных в одном месте;
4) в разделе IV: в зависимости от вида и характера ИИИ те же сведения, что и к I-III разделам (для генераторов радионуклидов - данные о материнском нуклиде и производительности по дочерним продуктам);
5) для работ по перевозке радиоизотопных источников и радиоактивных отходов специальным транспортом - вид, марка и государственный номер транспорта;
6) обязательные сведения, приводимые в графе 2 - указать вид и характер работ (стационарные, нестационарные, исследовательские, производительные); в графе 3 - четко обозначить место работ: здание, этаж, цех, участок, комната, участок территории (в организации или вне ее); в графе 4 - в разделе I (и в разделе IV при работах с открытыми ИИИ): указать класс работ, разрешенных к проведению в данных помещениях;
7) во всех разделах: любые необходимые ограничительные условия разрешение или запрещение проводить в данном месте другие работы, не связанные с применением ИИИ (персоналом группы А или другими работниками), исключение или уменьшение действия вредных нерадиационных факторов.

Приложение 7
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

форма

Регистрационный номер организации
_________________________________

Заказ-заявка
на поставку источников ионизирующего излучения

1. Наименование и почтовый адрес поставщика ___________________
2. Наименование и почтовый адрес заказчика ____________________
3. Наименование организации, для которой производится заказ ___
4. Предмет заказа _____________________________________________

Наименование источника	Единица измерения	Активность единицы	Количество единиц на год	В том числе по месяцам	Общее количество на год (активность)	Сумма, тенге
1	2	3	4	5	6	7

Итого _________________________________________________________
Примечания ____________________________________________________
5. Гарантии оплаты ____________________________________________
«___»________ ____ года

Руководитель организации ______________________________________
Главный бухгалтер _____________________________________________
Руководитель органа ГСЭН_______________________________________

Место печати «___» ________ ____ года
6. Учетные отметки о реализации заказа-заявки (при разовых
поставках)
7. Дата отправки источников Дата получения источников
заказчику «__» ______ ___ года заказчиком «__» ______ __ года

Исполнено в 5 экземплярах:
экземпляр № 1, 2 - поставщику
экземпляр № 3 – орган государственного санитарно- эпидемиологического надзора
экземпляр № 4 - заказчику
экземпляр № 5 - Управление внутренних дел

Приложение 8
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

форма

Разрешаю
__________________________________
(подпись руководителя организации)
«___»____________ ____ года

Требование на выдачу радиоактивных веществ
(составляется в двух экземплярах)

Прошу выдать для ______________________________________________
_____________________________________________________________________
(указать, для какой конкретной работы)
следующие радиоактивные вещества: _____________________________

Требуется			Фактически выдано
Наименование вещества и вид соединений	Количество (объем или число источников)	Общая активность	Количество (объем или число источников)	Активность		№ и дата паспорта, № источника (№ партии)
				по паспорту	в пересчете на час выдачи вещества
1	2	3	4	5	6	7

Затребовал сотрудник	Выдал ответственный за хранение радиоактивных веществ
__________________________________ (фамилия, имя, отчество)	__________________________________ (фамилия, имя, отчество)
__________________________________ (название лаборатории или цеха)	__________________________________ (наименование организации)
«___»___________ ____ года (подпись)	________ _____________________
Получил ________________________ (подпись)
Часы _______ (для короткоживущих)	«___»____________ ____ года

Приложение 9
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Приходно-расходный журнал учета радионуклидных источников
излучения

№ п/п	Приход
	Наимено- вание постав- щика	№ и дата приход- ной наклад- ной	Наимено- вание источника, прибора, аппарата, установки	При бор, аппарат, установка		Источник
				Завод- ской №	№ и дата техничес- кого паспорта	№ и дата выдачи техни- ческого паспор- та	Коли- чество (штук) № источ- ников	Актив- ность по пас- порту	Срок служ- бы источ- ников
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10

Продолжение таблицы

Расход				Остаток		Примечание
Кому выдано или поставлено дата выдачи	№ и дата накладной или требования	Количество источников и номера	Активность в день выдачи	Количество	Активность	Отметка о возврате, списании и захоронении с указанием подтверждающих документов
11	12	13	14	15	16	17

1. На каждый вид радионуклидного источника ионизирующего излучения открываются отдельные страницы.
2. Учет приборов, аппаратов и установок, укомплектованных радионуклидными источниками, ведется отдельно от учета радиоактивных веществ (в отдельном журнале).
3. Журнал учета хранится постоянно.

Приложение 10
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

форма

Утверждаю
__________________________________
(подпись руководителя организации)
«___» ____________ ____ года

Акт
о расходовании и списании радионуклидных источников излучения
организации

_____________________________________________________________________
(наименование организации)
Настоящий акт составлен сотрудниками __________________________
(фамилия, имя, отчество)
Руководителем работ ___________________________________________
(фамилия, имя, отчество)
в том, что полученное по требованию от «___» ________ ____ года
радиоактивное вещество __________________________________
(наименование, номер источника или номер
_____________________________________________________________________
партии, номер и дата паспорта)
в количестве ______________ с удельной активностью и общей активностью
_____________________________________________________________________
по измерениям на ________ часов ______ минут (первоначальная стоимость
______________ тенге)
«___» ___________ ____ года использовано для ________________________
_____________________________________________________________________
(указать характер работы)
Работа проводилась ____________________________________________
(фамилия и инициалы сотрудника)
В процессе работы _____________________________________________
(краткое описание того, что произошло с исходным нуклидом)
Отходы в виде _________________________________________________
сданы на захоронение по документу № ______ от «___» ______ ____ года
Остаток вещества ________ в количестве ________________________
общей активностью ___________________________________________________
___________________________________________ «___»__________ ____ года
(возвращен в хранилище или отсутствует)

Руководитель работ ____________________________________________
(подпись)
Сотрудник _____________________________________________________
(подпись)
Ответственный за хранение нуклидов ____________________________
(фамилия, инициалы)
___________________ «___» __________ ____ года
(подпись)

Приложение 11
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Cанитарно-технические требования к источникам излучения для
радиоизотопных приборов

Изготовление источников излучения предприятиями Республики Казахстан должно проводиться по техническим условиям, согласованным с государственным уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения Республики Казахстан. При выборе радионуклида для источника излучения к РИП следует принимать во внимание:
- обоснование технологической необходимости применения данного радионуклида;
- токсичность радионуклида, отдавая предпочтение нуклидам с наименьшей токсичностью;
- энергию излучения, выбирая нуклид с наименьшей проникающей способностью ионизирующего излучения.
Образцы источников, изготавливаемые для использования в серийных РИП, должны подвергаться испытаниям согласно действующих ГОСТов, определяющих общие технические требования к закрытым радионуклидным источникам ионизирующих излучений.
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.

Требования к документации на радиоизотопные приборы

1. Техническая документация на РИП в обязательном порядке должна заключать 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.
2. В разделе "Технические требования" должна быть отмечена 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.
3. 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.
4. В разделе “Требования безопасности” необходимо указывать конкретные меры по обеспечению безопасности при эксплуатации РИП.
5. В технической документации на РИП кроме изложенных выше требований должны быть приведены чертежи источников излучения, условия проверки источников излучения на различного рода воздействия и результаты испытаний. В ней также должны быть представлены чертежи блока источников излучения и подробное описание крепления источника, его экранировки и способа перевода прибора (источника) в нерабочее и рабочее положения.
6. При ссылках на законодательные и нормативные документы необходимо указывать конкретные разделы, пункты, параграфы, которые имеют непосредственное отношение к излагаемому разделу технической документации.
7. 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.
8. Инструкция по эксплуатации РИП должна содержать 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.

Приложение 12
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Допустимые удельные активности основных долгоживущих
радионуклидов для неограниченного использования металлов

Радионуклиды	Период полураспада	Допустимая удельная активность отдельного радионуклида ДК, кБк/кг
1	2	3
54Мп	312 суток	1,0
60Со	5,3 год	0,3
65Zn	244 суток	1,0
94Nb	2,0 x 104 год	0,4
106Ru + 106mRh	368 суток	4,0
110mAg	250 суток	0,3
125Sb+ 125mTe	2,8 год	1,6
134Cs	2,1 год	0,5
137Cs+ 137mBa	30,2 год	1,0
152Eu	13,3 год	0,5
154Eu	8,8 год	0,5
90Sr + 90Y	29,1 год	10,0
226Ra	11,6 х 103 лет	0,4
232Th	1 х 1010 лет	0,3

1. При наличии в металле смеси радионуклидов значения удельных активностей отдельных радионуклидов Q_i должны удовлетворять соотношению Q_i /ДК_i < 1

Приложение 13
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Сведения
о дозах облучения лиц из персонала в условиях нормальной
эксплуатации техногенных источников ионизирующих излучений за
20__ год

Представляется организации, работающей с техногенными ИИИ и имеющей персонал группы «А», для представления в департамент комитета государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан по ______________ области, г.г. Астаны, Алматы, на транспорте

Форма № 1-ДОЗ
ОТЧЕТ ЗА ______ полугодие 20___ года

Наименование отчитывающей организации ________________________
Почтовый адрес _______________________________________________
Вид деятельности _____________________________________________
Отрасль ______________________________________________________
Территория/населенный пункт, где расположено предприятие _____
______________________________________________________________

Ответственный за
радиационную безопасность (контроль)
____________________________________
(должность)
____________________________________
(Ф.И.О.)
____________________________________
(подпись)
“____”______________20__ г.

Форма 1-ДОЗ

Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях
нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующих
излучений за 20__ год

Код отчитывающейся организации ________________________________
Код вида деятельности отчитывающейся организации ______________
Код территории, где осуществляет свою деятельность, отчитывающаяся организация __________________________________________

№	Ф.И.О.	№ удостоверения личности	дата рождения	пол (М/Ж)	Код статуса работника	код вида ИИИ
1	2	3	4	5	6	7

Продолжение таблицы

Сведения об облучения
Эффективная доза, мЗв		Эквивалентная доза, мЗв.
от внешнего облучения	от внутреннего облучения	код органа или ткани	Доза
8	9	10	11

«Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях радиационной
аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из
населения, подвергшегося аварийному облучению»

Представляется организацией, работающей с техногенными ИИИ и имеющей
персонал группы «А», для представления в департамент комитета
государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерство
здравоохранения Республики Казахстан по ______________ области, г.г.
Астаны, Алматы, на транспорте

Форма № 2-ДОЗ
ОТЧЕТ ЗА ______ полугодие 20_____ года

Наименование отчитывающей организации__________________________
Почтовый адрес_________________________________________________
Вид деятельности_______________________________________________
Отрасль _______________________________________________________
Территория/населенный пункт, где расположено предприятие_______

Ответственный за
радиационную безопасность (контроль)
____________________________________
(должность)
____________________________________
(Ф.И.О.)
____________________________________
(подпись)
“____” ______________ 200__ г.

Форма 2-ДОЗ

«Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению»

Код отчитывающейся организации ________________________________
Код вида деятельности отчитывающейся организации_______________
Код территории, где осуществляет свою деятельность отчитывающаяся
организация __________________________________________

№	Ф.И.О.	№ удост.личн.	дата рождения	пол (М/Ж)	Код статуса работника	код вида ИИИ
1	2	3	4	5	6	7

Продолжение таблицы

Сведения об облучения				Код, дважды подвергавший к планируемому повышенному облучению
Эффективная доза, мЗв		Эквивалентная доза, мЗв
от внешнего облучения	от внутреннего облучения	код органа или ткани	Доза
8	9	10	11	12

Ведомственная статистическая отчетность

Представляют:
1. Департаменты комитета государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан в РГКП «Научно-практический центр санитарно-эпидемиологической экспертизы и мониторинга» к 10 января.
2. РГКП «Научно-практический центр санитарно-эпидемиологической экспертизы и мониторинга» в комитет государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики к 30 января.

Отчет по учету индивидуальных доз персонала работающего с ИИИ в
условиях нормальной эксплуатации техногенных источников
За _____________ полугодие отчетного года 20____

Код области	код района	код организации	код вида деятельности	Количество персонала работающих с открытыми ИИИ
				Муж.	Жен.
1	2	3	4	5	6

Продолжение таблицы

Количество персонала работающих с закрытыми ИИИ		Эффективная доза, полученная персоналом в возрасте, мЗв.
Муж.	Жен.	8-25 лет	25-35 лет	36-45 лет	46-55 лет	56-65 лет
7	8	9	10	11	12	13

Примечание: в отчете, направляемом в комитет государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан строки по столбцам 2 и 3 не заполняются.

Ведомственная статистическая отчетность

Представляют:
1. Департаменты комитета государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан в РГКП «Научно-практический центр санитарно-эпидемиологической экспертизы и мониторинга» к 10 июля и 10 января.
2. РГКП «Научно-практический центр санитарно-эпидемиологической экспертизы и мониторинга» в комитет государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики к 30 января.

Отчет по учету индивидуальных доз персонала работающего с ИИИ в
условиях радиационной аварии или планируемого повышенного
облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному
облучению»

За _____________ полугодие отчетного года 20____

Код области	код района	код организации	код вида деятельности	Код дважды подвергшихся воздействию ИИИ
1	2	3	4	5

Продолжение таблицы

Количество персонала работающих с открытыми ИИИ		Количество персонала работающих с закрытыми ИИИ		Эффективная доза, полученная персоналом в возрасте, мЗв.
Муж.	Жен.	Муж.	Жен.	18-25 лет	25-35 лет	36-45 лет	46-55 лет	56-65 лет
6	7	8	9	10	11	12	13	14

Порядок учета доз профессионального облучения и заполнения учетно-отчетных форм.

В соответствии с Законом Республики Казахстан от 23 апреля 1998 года № 219-I «О радиационной безопасности населения» и постановлением Правительства Республики Казахстан от 19 декабря 2003 года № 1277 «Об утверждении Правил контроля и учета индивидуальных доз облучения, полученных гражданами при работе с источниками ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а также обусловленных радиационным фоном» контроль и учет индивидуальных доз облучения должен осуществляться в рамках единой государственной системы.
Информация о накопленной персоналом дозе облучения должна сохраняться в организации, использующей ИИИ, в государственных органах санитарно-эпидемиологической службы Республики Казахстан и научно-практическом центре санитарно-эпидемиологической экспертизы и мониторинга комитета государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан в течение 30 лет после окончания работы или пока работнику не исполнится 75 лет.
Данные сведения могут получить:
1. государственные органы с мотивацией причины;
2. юридические лица (организации и предприятия), которые имеют лицензию на право проведения работ с использованием ИИИ;
3. лица, данные которых по индивидуальным дозам облучения накапливаются и хранятся в республиканской базе данных.

1. Область применения

№ 1-ДОЗ «Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения» и формы № 2-ДОЗ «Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению».
Контроль и учет индивидуальных доз облучения персонала проводится в целях:
1) получения объективной информации об индивидуальных дозах облучения персонала, полученных при работе с источниками ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенологических процедур, а так же обусловленных радиационным фоном;
2) учета лиц, подвергающихся облучению выше установленных пределов;
3) обеспечения возможности получения объективной и достоверной информации о дозах облучения персонала организации;
4) оценки воздействия радиационного фактора на персонал;
5) принятия мер по снижению уровней облучения персонала.
Требования настоящих рекомендаций по заполнению формы № 1-ДОЗ и формы № 2-ДОЗ (далее по тексту форма) являются едиными для организаций любой ведомственной принадлежности и формы собственности, работающих с техногенными ИИИ имеющих персонал группы А.

2. Общие положения

Формы № 1-ДОЗ и № 2-ДОЗ заполняются:
1) организациями и предприятиями независимо от ведомственной подчиненности;
2) организациями, персонал которых использует в трудовом процессе техногенные ИИИ и имеют персонал группы А.
Лиц, ответственные за радиационную безопасность организаций и предприятий, заполняют полугодовую и годовую форму и представляют ее в государственные органы санитарно-эпидемиологического надзора области, городов Астаны, Алматы и на транспорте Республики Казахстан, которые в свою очередь обобщают полученные данные и представляют их в РГКП «Научный практический центр санитарно-эпидемиологичекой экспертизы и мониторинга» (далее - РГКП «НПЦСЭЭиМ»).
Формы представляются не позднее 10 числа, следующего за отчетным полугодием, на листах белой бумаги формата А 4 и в виде электронных копий. Оба документа (подлинник и электронная копия) должны быть полностью идентичны.

3. Порядок заполнения формы № 1–ДОЗ

Форма № 1-ДОЗ заполняется организациями и предприятиями,проводящими работы с ИИИ и имеющими персонал группы А за полугодие и год по результатам измерений индивидуальных доз облучения персонала группы А. При отсутствии данных ИДК персонала группы А, в соответствующие графы формы заносятся дозы, полученные расчетным методом.
Организации и предприятия, заполняющие форму, обязаны включать в отчеты также временно прикомандированных лиц персонала группы А.
В соответствующих позициях первой страницы формы указывается полное наименование организации, полный почтовый адрес с почтовым индексом без каких-либо сокращений. После полного наименования организации в скобках указывается ее официальное сокращенное наименование, если таковое имеется.
В строке «Почтовый адрес» указывается почтовый индекс, адрес отчитывающейся организации.
На первой странице формы в соответствующие графы последовательно заносятся коды организации по классификаторам (постоянную кодировку организаций составляют органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора на соответствующей территории):
1) код отчитывающейся организации (разрабатывается государственным органом санитарно-эпидемиологической службы соответствующей территории и указывается в примечании к форме № 1-ДОЗ;
2) код территории, где осуществляет свою деятельность, отчитывающаяся организация по таблице 1;
3) код вида деятельности отчитывающейся организации, указывается согласно таблицы 2;
4) в графе 1 – указывается порядковый номер лиц персонала группы А;
5) в графе 2 – указывается полностью фамилия, имя и отчество работника. Заполнение графы инициалами работника не допускается;
6) в графе 3 - указывается номер документа, удостоверяющий личность;
7) в графе 4 - указывается дата рождения работника. Она заполняется цифрами, соответствующими числу, месяцу и году рождения, которые разделяются точками. При этом число и месяц проставляются двумя цифрами (для чисел менее 10 слева добавляется ноль), а год указывается полностью четырехзначным числом (например: 02.11.1971);
8) в графе 5 – указывается пол работника: «М» - мужской, «Ж» - женский; в графе 6 - указываются коды, которые определяют по таблице № 3 Приложения № 1 к настоящим методическим рекомендациям, в соответствии со статусом работника;
9) в графе 7 проставляются коды, которые выбираются по таблице 4 приложения 1 к настоящим методическим рекомендациям в соответствии с видом ионизирующего излучения (ИИ). При этом с порядковым номером с первого по шестое относятся к внешнему облучению различными видами ионизирующего излучения, а седьмая - к внутреннему облучению за счет поступления радионуклидов в организм работающих;
10) графа 8 заполняется по официальным данным индивидуальной дозиметрии внешнего облучения работника в отчетном году (мЗв);
11) годовая эффективная доза внешнего облучения персонала определяется в соответствии действующими нормативными документами;
12) графа 9 заполняется по официальным данным индивидуальной дозиметрии внутреннего облучения работника в отчетном году (мЗв). Годовую эффективную дозу внутреннего облучения персонала учитывают при ведении работ с радиоактивными веществами в открытом виде и определяют по результатам измерения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочей зоны производственных помещений или в зоне дыхания с использованием индивидуальных пробоотборников, прямого измерения содержания радионуклидов в организме с помощью счетчиков излучения человека и (или) анализа биосубстратов выделений;
13) годовая эффективная доза внутреннего облучения персонала определяется с использованием приложения 2 к настоящим методическим рекомендациям.
В графе 10 проставляются коды, которые определяют по таблице № 5 Приложения № 3 в соответствии с видом органа или ткани, подвергшегося облучению ИИИ. При этом заносятся данные только для тех органов (тканей), для которых определены пределы доз в ГН.
В графу 11 заносятся значения эквивалентной дозы (мЗв) в хрусталике глаза, коже, кистях рук и стопах, нижней части области живота (для женщин в возрасте до 45 лет) персонала, полученные по результатам индивидуальной дозиметрии этих органов. Эти данные заносятся только в тех случаях, когда контроль эквивалентных доз в вышеперечисленных органах необходим и проводится.
Если в результате измерений индивидуальной дозы внешнего или внутреннего облучения, либо дозы в органе (ткани) измеренная величина оказалась меньше минимально измеряемого значения, метрологический установленного для используемого средства измерения, то в соответствующей графе (8, 9, 11) проставляется значение «0». При этом в графе 10 проставляется прочерк «-».
Если факт одного из вышеперечисленных видов облучения был зафиксирован, но численное значение соответствующей дозы неизвестно, то в соответствующей графе (8, 9, 11) вместо величины дозы проставляется код «-1».

4. Порядок заполнения формы № 2-ДОЗ

В форму № 2-ДОЗ заносятся индивидуальные дозы, связанные с планируемым повышенным облучением и облучением в результате радиационных аварий.
В случае превышения допустимой эффективной дозы персонала (20 мЗв в год), необходимо указать в примечании причину, за какой период и кем и в каких условиях была фамилия, имя, отчество, возраст, место проживания) получена повышенная доза, полное название организации (почтовый адрес), вид воздействующего ИИ, проведенные мероприятия и рекомендации по расследованию.
В таблицу 1 формы № 2-ДОЗ заносятся индивидуальные дозы, связанные с планируемого повышенного облучения персонала или облучения в результате радиационной аварии, а также органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора соответствующих территорий, на которых в отчетном году имело место аварийное облучение населения.
Форма заполняется ежегодно по результатам измерений или расчета индивидуальных доз планируемого повышенного облучения персонала и облучения в случае радиационных аварий, а также лиц из населения, подвергшихся аварийному облучению в отчетном году.
Дозы аварийного облучения населения заносятся только в форму, относящуюся к первому году после данной радиационной аварии. В последующие годы, дозы облучения населения за счет прошлых радиационных аварий в форму не заносятся.
Организации и предприятия, заполняющие форму, обязаны включать в отчеты также временно прикомандированных лиц.
Выявление лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению, и оценку индивидуальных доз облучения персонала предприятия, на котором произошла радиационная авария, проводят органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора Республики Казахстан, расследование причин аварии проводится специальной комиссией. В зависимости от масштабов аварии в этой работе также могут участвовать учреждения (предприятия) соответствующих министерств и ведомств, проводящие ликвидацию последствий аварии.
В строке «Наименование отчитывающейся организации» указывается полное наименование организации без каких-либо сокращений. После полного наименования организации в скобках указывается ее официальное сокращенное наименование, если такое имеется.
В строке «Почтовый адрес» указывается почтовый индекс и полный почтовый адрес отчитывающейся организации.
На первой странице формы в соответствующие графы последовательно заносятся коды организации классификаторам:
1) код отчитывающейся организации, постоянную кодировку организации составляют органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора на соответствующих территориях (расшифровку следует указать в примечании);
2) код территории, где осуществляет свою деятельность, отчитывающаяся организация, обозначены по таблице 1;
3) код вида деятельности отчитывающейся организации обозначены в таблице 2.
В графе 1 – указывается порядковый номер лиц персонала группы А и населения.
В графе 2 – указывается полностью фамилия, имя и отчество работника. Заполнение графы инициалами работника не допускается.
В графе 3 - указывается номер документа, удостоверяющего личность.
В графе 4 - указывается дата рождения работника. Она заполняется цифрами, соответствующими числу, месяцу и году рождения, которые разделяются точками. При этом число и месяц проставляются двумя цифрами (для чисел менее 10 слева добавляется ноль), а год указывается полностью четырехзначным числом (например: 02.11.1971).
В графе 5 – указывается пол работника: «М» - мужской, «Ж» - женский.
В графе 6 - указываются коды, которые определяют по таблице 3, в соответствии со статусом работника.
В графе 7 проставляются коды, которые выбираются по таблице 4, в соответствии с видом ионизирующего излучения (ИИ). При этом с порядковым номером 1 по 6 относятся к внешнему облучению различными видами ионизирующего излучения, а седьмая - к внутреннему облучению за счет поступления радионуклидов в организм работающих.
Графа 8 заполняется по официальным данным индивидуальной дозиметрии внешнего облучения работника в отчетном году (мЗв).
Графа 9 заполняется по официальным данным индивидуальной дозиметрии внутреннего облучения работника в отчетном году (мЗв). Годовую эффективную дозу внутреннего облучения персонала учитывают при ведении работ с радиоактивными веществами в открытом виде и определяют по результатам измерения объемной активности радионуклидов в воздухе рабочей зоны производственных помещений или в зоне дыхания с использованием индивидуальных пробоотборников, прямого измерения содержания радионуклидов в организме с помощью счетчиков излучения человека и (или) анализа биосубстратов выделений.
В графе 10 проставляются коды, которые определяют по таблице 5, в соответствии с видом органа или ткани, подвергшегося облучению ИИИ. При этом заносятся данные только для тех органов (тканей), для которых определены пределы доз в ГН.
В графу 11 заносятся значения эквивалентной дозы (мЗв) в хрусталике глаза, коже, кистях рук и стопах, нижней части области живота (для женщин в возрасте до 45 лет) персонала, полученные по результатам индивидуальной дозиметрии этих органов. Эти данные заносятся только в тех случаях, когда контроль эквивалентных доз в вышеперечисленных органах необходим и проводится. Эквивалентные дозы определяются только для тех органов (тканей), для которых их определение должно проводиться в соответствии со специальными методическими документами, действующие на территории Республики Казахстан.
В графу 12 заносится код, который состоит из трех позиций по таблице № 6.
В форму заносится значение годовой индивидуальной дозы для человека, относящегося к персоналу группы А, который дважды в отчетном году подвергся планируемому повышенному облучению. Для него в графе 12 проставляется код «1П2».

5. Порядок заполнения формы учета дозы персонала государственными
органами санитарно-эпидемиологической службы Республики Казахстан

Органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора полученные данные по учету доз персонала организации обобщают и представляют сведения в РГКП «Научно-практический центр санитарно-эпидемиологической экспертизы и мониторинга» Комитета государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан (далее РГКП - «НПЦСЭЭМ»). В соответствующих позициях первой страницы формы указывается полное наименование организации, полный почтовый адрес с почтовым индексом без каких-либо сокращений. После полного наименования организации в скобках указывается ее официальное сокращенное наименование, если таковое имеется.
В соответствующие клетки таблицы заносятся:
1) в первой графе - коды областей по таблице 1;
2) во второй графе - районы, находящиеся организации, использующие ИИИ (расшифровку указать в примечании);
3) в третьей графе - код организации, использующие ИИИ (расшифровку указать в примечании);
4) в четвертой графе – код вида деятельности организации по таблице № 2;
5) в пятой-шестой графах – общее количество персонала, работающего с открытыми ИИИ;
6) в седьмой и восьмой графе – заносится общее количество персонала, работающего с закрытыми ИИИ;
7) в графах с девятого по тринадцатое – заполняется полученная эффективная доза персонала по возрастам, в диапазоне от самых низких до самых высоких показаний доз облучения, в мЗв.

Коды областей Республики Казахстан охваченной ИДК

Таблица 1

№	Наименование областей	код
1	2	3
1	Акмолинская область	С 001
2	Актюбинская область	D 002
3	Атырауская область	E 003
4	Алматинская область	B 004
5	Восточно-Казахстанская область	F 005
6	Жамбылская область	H 006
7	Западно-Казахстанская область	L 007
8	Карагандинская область	M 008
9	Кустанайская область	P 009
10	Кызылординская область	N 010
11	Мангистауская область	R 011
12	Павлодарская область	S 012
13	Северо-Казахстанская область	T 013
14	Южно-Казахстанская область	X 014
15	г. Алматы	A 015
16	г. Астана	Z 016

Коды вида деятельности организации, работающие с техногенными ИИИ и
имеющие персонал группы А

Таблица 2

№ п/п	Наименование организации	код
1	2	3
1	Медицинские учреждения, в том числе НИИ медицинского профиля	М 01
2	Промышленные предприятия, в том числе организации выполняющие ремонт, наладку, калибровку оборудований с использованием ИИ	P 02
3	Научно-исследовательские институты, в том числе высшие учебные заведения кроме медицинского профиля	S 03

Код статуса работника с ИИИ

Таблица 3

№	Статус работника	Код
1	2	3
2	Работал весь отчетный год	001
3	Прикомандирован в отчетном году*	002
4	Уволился в отчетном году **	003
5	Вышел на пенсию в отчетном году	004
6	Умер в отчетном году	005

* для работника с указанным статусом дозы указываются за все время прикомандирования
** для работника с указанным статусом дозы указываются с начала года до увольнения

Коды ИИИ использующие в своей деятельности организации

Таблица 4

№ п/п	Вид воздействующего ИИ	код
1	2	3
1	Рентгеновское	R 101
2	Альфа	A 102
3	Бета	B 103
4	Гамма	G 104
5	Нейтронное	N 105
6	Радионуклид	I 106
7	Другие	X 107

Коды органов и ткани, подвергшихся воздействию ИИИ

Таблица 5

№	Вид органа или ткани, подвергшегося воздействию ИИ	Код
1	2	3
1	Половые железы	01
2	Красный костный мозг	02
3	Толстый кишечник	03
4	Легкие	04
5	Желудок	05
6	Мочевой пузырь	06
7	Грудные железы	07
8	Печень	08
9	Пищевод	09
10	Щитовидная железа	010
11	Хрусталик	011
12	Кожа	012
13	Кисти и стопы	013
14	Поверхность костей	014
15	Остальное	015
16	Нижняя часть области живота *	016

* - определяется только для женщин в возрасте до 45 лет

Коды лиц, подвергшихся воздействию ИИИ

Таблица 6

Номер позиции кода	Код	Значение
1	2	3
1	1	Персонал группы А
	2	Персонал группы Б
	3	Работающие, не отнесенные к персоналу
	4	Остальное население, подвергшееся аварийному облучению
2	А	Аварийное облучение
	П	Планируемое повышенное облучение
3	Номера начиная с 1.	Число случаев планируемого повышенного или аварийного облучения данного лица в отчетном году.

Приложение 14
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Типовая форма
радиационно-гигиенического паспорта организации

Радиационно-гигиенический заключения организации предприятия,
использующей источники ионизирующего излучения, по состоянию на
__________ год
(представляется администрации субъекта Республики Казахстан до 20 января)

Наименование организации (предприятия)
_____________________________________________________________________
Ведомственная принадлежность _____________________________________________________________________
Адрес организации (предприятия)
_____________________________________________________________________
Телефон администрации _______________________ факс __________________

Дата, номер и место регистрации Устава организации (предприятия)
_____________________________________________________________________
Наименование подразделения с источниками ионизирующего излучения
____________________________________________________________________
Дата выдачи и номер лицензии на право работы с источниками
ионизирующего излучения
____________________________________________________________________
Дата выдачи и регистрационный номер санитарного паспорта
____________________________________________________________________
1. Характеристика работ с использованием источников ионизирующего
излучения (далее по тексту ИИИ) в организации (предприятии)
1.1. Вид разрешенных работ с ИИИ (открытые, закрытые, генерирующие,
эксплуатация ядерных установок)
____________________________________________________________________
и тип (ускоритель, радиоизотопные приборы и т.д. и т.п.)
____________________________________________________________________
1.2. Основное направление деятельности организации (предприятия) по
работе с ИИИ
____________________________________________________________________
1.3. Класс работ
____________________________________________________________________
2. Характеристика организации (предприятия), как потенциального
источника радиоактивного загрязнения окружающей среды
2.1. Превышение предельно допустимых выбросов радионуклидов ________
____________________________________________________________________
2.2. Превышение предельно допустимых сбросов радионуклидов _________
____________________________________________________________________
2.3. Среднегодовая мощность эквивалентной дозы внешнего излучения на
границе санитарно-защитной зоны _____________________________ мкЗв/ч
2.4. Среднегодовая объемная (удельная) активность радионуклидов в
воздухе, воде открытых водных объектов в санитарно-защитной зоне (в
единицах допустимой объемной активности для населения - далее по
тексту ДОАнас., допустимой удельной активности для населения - далее
по тексту ДУАнас.)
____________________________________________________________________
2.5. Среднегодовая удельная (объемная) активность радионуклидов в
объектах окружающей среды зоны наблюдения по списку, согласно
регламенту контроля (в единицах ДОАнас. и ДУАнас. для воздуха, воды,
пищевых продуктов)
____________________________________________________________________
____________________________________________________________________
____________________________________________________________________
3. Дозы облучения граждан за счет деятельности организации
(предприятия)
3.1. Годовые дозы облучения персонала:
- лица, работающие с техногенными источниками (далее по тексту –
группа А)
- лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия
техногенных источников (далее по тексту - группа Б)

	по группе А	по группе Б
1	2	3
Средняя индивидуальная годовая эффективная доза, мЗв
Годовая эффективная коллективная доза, чел.-Зв
Количество лиц с превышениями основных дозовых пределов для персонала:

3.2. Численность населения, проживающего в зоне наблюдения: _________
3.3. Годовые дозы облучения населения, проживающего в зоне
наблюдения, за счет деятельности организации (предприятия):
- Средняя индивидуальная годовая эффективная доза, мЗв ______________
- Годовая эффективная коллективная доза, чел.-Зв ____________________
- Количество лиц с превышениями основных дозовых пределов для
населения
3.3.(*) Годовые дозы медицинского облучения населения (заполняется
только медицинскими организациями)

	Количество процедур за год	Средняя эффективная доза (мЗв) за 1 процедуру	Коллективная доза, чел.-Зв/год
1	2	3	4
Рентгенографические
Рентгеноскопические
Радионуклидные

4. Оценка эффективности мероприятий по обеспечению радиационной
безопасности и выполнению норм, правил и гигиенических нормативов в
области радиационной безопасности
________________________________________________________
_____________________________________________________________________
5. Радиационные аварии, происшествия
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
6. Наличие планов мероприятий по ликвидации радиационных аварий,
происшествий и их последствий, наличие средств и сил ________________
_____________________________________________________________________
Подпись и должность лица, заполняющего радиационно-гигиенический
паспорт и ответственного за радиационную безопасность в организации
(предприятии)
____________________________________________________________________
(Должность)
_________________________ _______________________ __________________
(Фамилия, И.,О.) (Подпись) (Дата)
7. Параметры, по которым превышены радиационные показатели для
нормальной эксплуатации по оценке администрации организации
(предприятия) за отчетный год
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Дата и подпись руководителя организации (предприятия):
_________________________ _______________________ ___________________
(Фамилия, И.,О.) (Подпись) (Дата)
8. Заключение государственного органа в сфере
санитарно-эпидемиологического благополучия населения на
соответствующей территории, оценка индивидуального и коллективного
рисков возникновения стохастических эффектов
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Главный государственный санитарный врач территории (района, города,
области)
_________________________ _______________________ ___________________
(Фамилия, И.,О.) (Подпись) (Дата)
С заключением государственного органа в сфере
санитарно-эпидемиологического благополучия населения ознакомлен
руководитель организации (предприятия):
_________________________ _______________________ ___________________
(Фамилия, И.,О.) (Подпись) (Дата)

Типовая форма
радиационно-гигиенического заключения территории

Радиационно-гигиеническое заключение территории
по состоянию на __________ год

Название территории субъекта Республики Казахстан
_____________________________________________________________________
Число жителей _______________________________________________________
Площадь территории субъекта Республики Казахстан ________________ км2
Телефон администрации _______________________ факс __________________
1. Перечень объектов, использующих источники ионизирующего излучения
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
2. Общая характеристика объектов, использующих источники
ионизирующего излучения
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
3. Характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды:
3.1. Плотность загрязнения почвы
Цезий-137
мин. ________________ среднее ___________ макс. ______________
Стронций-90
мин. ________________ среднее ___________ макс. ______________
Плутоний-239 и другие
мин. ________________ среднее ___________ макс. ______________
3.2. Объемная активность радиоактивных веществ в атмосферном воздухе
____________________________________________________________________
3.3. Удельная активность радиоактивных веществ в воде открытых
водоемов
____________________________________________________________________
3.4. Удельная активность радиоактивных веществ в воде источников
питьевого водоснабжения
____________________________________________________________________
3.5. Удельная активность радиоактивных веществ в пищевых продуктах
местного производства
____________________________________________________________________
3.6. Удельная эффективная активность радиоактивных веществ в
строительных материалах из местного сырья
____________________________________________________________________
4. Наличие на территории радиационных аномалий и загрязнений
____________________________________________________________________
____________________________________________________________________
____________________________________________________________________
5. Структура облучения населения при медицинских процедурах

	Количество процедур за год	Средняя эффективная доза (мЗв) за 1 процедуру	Коллективная доза, чел.-Зв/год
1	2	3	4
Рентгенографические
Рентгеноскопические
Радионуклидные

6. Анализ доз облучения населения, в т.ч. персонала - лиц, работающих с техногенными источниками (далее по тексту - группа А) и лиц, находящихся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников (далее по тексту - группа Б)

6.1. Годовые дозы облучения персонала:

	по группе А	по группе Б
1	2	3
Средняя индивидуальная годовая эффективная доза, мЗв
Годовая эффективная коллективная доза, чел.-Зв
Количество лиц с превышениями основных дозовых пределов для персонала:

6.2. Численность населения, проживающего в зонах наблюдения: ________
1) Средняя индивидуальная годовая эффективная доза, мЗв _____________
2) Годовая эффективная коллективная доза, чел.-Зв ___________________
3) Количество лиц с превышением основных дозовых пределов для
населения
6.3. Структура годовой эффективной коллективной дозы населения
(чел.-Зв) от:
1) деятельности предприятий, использующих источники ионизирующего
излучения
_____________________________________________________________________
2) глобальных выпадений _____________________________________________
3) естественных источников __________________________________________
4) медицинских исследований _________________________________________
5) радиационных аварий и происшествий _______________________________
7. Количество радиационных аварий и происшествий ____________________
8. Наличие случаев лучевой патологии (число заболеваний в год) ______
9. Анализ мероприятий по обеспечению радиационной безопасности и
выполнению норм, правил и гигиенических нормативов в области
радиационной безопасности за год
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
10. Наличие соответствующей структуры у администрации территории
субъекта Республики Казахстан для ликвидации радиационных аварий и
происшествий, наличие средств и сил
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Подпись и должность лица, заполняющего радиационно-гигиенический
паспорт территории (района, города, области)
___________________
(Должность)
_________________________ _______________________ ___________________
(Фамилия, И.,О.) (Подпись) (Дата)
11. Оценка администрацией территории субъекта Республики Казахстан
радиационной ситуации на территории в отчетном году
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Руководитель администрации территории субъекта Республики Казахстан
_________________________ _______________________ ___________________
(Фамилия, И.,О.) (Подпись) (Дата)
12. Заключение государственного органа в сфере
санитарно-эпидемиологического благополучия населения на
соответствующей территории, оценка индивидуального и коллективного
рисков возникновения стохастических эффектов
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
_____________________________________________________________________
Главный государственный санитарный врач
_________________________ _______________________ ___________________
(Фамилия, Имя, Отчество) (Подпись) (Дата)
С заключением государственного органа в сфере
санитарно-эпидемиологического благополучия населения на
соответствующей территории ознакомлен (должность, Ф.И.О. руководителя
администрации территории субъекта Республики Казахстан) - ___________
_________________________ _______________________ ___________________
(Фамилия, Имя, Отчество) (Подпись) (Дата)

Приложение 15
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Методика оценки доз
облучения работников организаций НГК природными источниками

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 (Е₁^внешн.)
рассчитывается по формуле:

Е₁^внешн = К^еР_yТ_p, м3в/год, (1)

где: К^е - дозовый коэффициент, значение которого принимается равным:
1) 0,006 мЗв/мР, если Р_y - мощность экспозиционной дозы в миллиРентгенах в час (далее - мР/ч);
2) 0,0007 мЗв/мкЗв, если Р_y - мощность эквивалентной дозы в мкЗв/ч.
3. Мощность дозы гамма-излучения (Р_y) должна определяться с учетом уровня собственного фона дозиметра (Р_ф) и отклика его на космическое излучение (Р_к):

Р_y = Р₁ - (Р_ф + Р_к) (2)

где: Р₁ - показания дозиметра в точке измерений.
Численное значение параметра (Р_ф + Р_к) определяется для каждого дозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над водной поверхностью при глубине воды не менее 5 м на расстоянии от берега 50 м или более.
4. Время работы на различных технологических участках Т_р (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:

 (3)

где Р_y - мощность дозы на высоте 1 м над поверхностью n-го участка;
Т_рn - время работы на n-ом участке в течение года.
5. При определении дозы внешнего облучения работника должно выполняться условие:

 (4)

где Т_р - штатная продолжительность работы работника в течение года, ч.

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:

Е ^внутр. = k_d • C_n • f • V • Т, мЗв/год, (5)

где k_d - дозовый коэффициент (Зв/Бк), значения которого для основных радионуклидов рядов урана и тория приведены в приложении 13;
С_n - удельная активность радионуклидов в производственной пыли, кБк/кг;
f - 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 С_n, f 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 13 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 (отн. ед.).

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, - ( • t), которое обычно называют «экспозицией» (Бк • ч/м³).
13. В производственных условиях экспозиции изотопами радона в 1 чБк/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:

 (6)

где значение дозового коэффициента d = 0,78 • 10^-5 мЗв/(ч • Бк/м³), а ЭРОА изотопов радона рассчитывается по формуле:

 (7)

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^-2 мЗв/(Бк/м³).
14. Годовая эффективная доза производственного облучения работников (Е_пр) равна сумме доз внешнего (Е₁^внешн.) и внутреннего (Е₁^внутр. + Е^rn) облучения:

Е_пр = Е₁^внешн. + Е₁^внутр. + Е^rn (8)

Приложение 16
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Значения дозовых коэффициентов при ингаляционном поступлении
радионуклидов рядов ²³⁸U и ²³²Th с производственной пылью

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда ²³⁸ U

Таблица 1

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
			Тип соединения - П	Максимальный
1	2	3	4	5
238U	4,77 • 109 лет		2,6 • 10-6	7,3 • 10-6
234Th	24,10 дней		6,3 • 10-9	7,3 • 10-9
234Pa	1,17 мин		3,8 • 10-10	4,0 • 10-10
234U	2,45 • 105 лет		3,1 • 10-6	8,5 • 10-6
230Th	7,70 • 104 лет		4,0 • 10-5	4,0 • 10-5
226Ra	1600 лет		3,2 • 10-6	3,2 • 10-6
222Rn	3,824 дней		-	-
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 года		-	8,9 • 10-7
210Bi	5,013 дня		8,4 • 10-8	8,4 • 10-8
210Ро	138,4 дня		3,0 • 10-6	3,0 • 10-6
Сумма			5,20 • 10-5	6,30 • 10-5

дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда ²³²Th

Таблица 2

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		4,2 • 10-5	4,2 • 10-5
228Ra	5,75 лет		2,6 • 10-6	2,6 • 10-6
228Ас	6,15 ч		1,6 • 10-8	2,5 • 10-8
228Th	1,913 лет		3,1 • 10-5	3,9 • 10-5
224Ra	3,66 дней		2,9 • 10-6	2,9 • 10-6
220Rn	55,6 с		-	-
216Ро	0,145 с		-	-
212Pb	10,64 ч		-	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		-	-
Сумма			7,85 • 10-5	8,66 • 10-5

Приложение 17
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Журнал
производственного радиационного контроля металлолома

Наименование организации ______________________________________
Адрес, телефон ________________________________________________
Фамилия, имя, отчество 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)
11	2	3	4	5	6

Продолжение таблицы

Результаты радиационного контроля
Фоновые значения	Превышение фона на поверхности	ММЭД на поверхности	Подпись лица, проводившего замеры
1	2	3	4

Приложение 18
к санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к обеспечению
радиационной безопасности»

Методика проведения производственного радиационного контроля
металлолома

Условия измерений должны обеспечить 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.
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.
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.
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.
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.
До начала производственного 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 должна быть произведена компенсация собственного фона прибора.
Оценка мощности экспозиционной дозы на территории от естественного радиационного фона осуществляется как средняя арифметическая величина из 5 измерений.
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.