ИПС "Әділет"

Ескерту. Бұйрықтың күші жойылды - ҚР Денсаулық сақтау министрінің 2012.05.18 № 362 (қол қойылған күнінен бастап күшіне енеді) бұйрығымен.

      «Халық денсаулығы және денсаулық сақтау жүйесі туралы» Қазақстан Республикасының 2009 жылғы 18 қыркүйектегі Кодексінің7-бабының 1-тармағының 5) тармақшасына және 145-бабының 19) тармақшасына сәйкес БҰЙЫРАМЫН:
      1. Қоса беріліп отырған «Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық ережесі бекітілсін.
      2. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитеті (К.С. Оспанов) осы бұйрықты заңнамада белгіленген тәртіппен Қазақстан Республикасы Әділет министрлігінде мемлекеттік тіркеуді қамтамасыз етсін.
      3. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Әкімшілік-құқықтық жұмыс департаменті (Ф.Б. Бисмильдин) осы бұйрық мемлекеттік тіркелгеннен кейін оны заңнамада белгіленген тәртіппен ресми жариялауды қамтамасыз етсін.
      4. Мыналардың:
      1) «Радиациялық қауіпсiздікті қамтамасыз етудiң негiзгi санитарлық-гигиеналық талаптары» санитарлық ережелерi және нормаларын бекiту туралы» Қазақстан Республикасының Денсаулық сақтау министрінің 2003 жылғы 31 қаңтардағы № 97 бұйрығының (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 2198 болып тіркелген, Қазақстан Республикасы Орталық атқарушы және өзге де мемлекеттік органдарының нормативтік құқықтық актілер бюллетенінде, 2003 ж., № 21-22, жарияланған);
      2) «Мұнайгаз кешендері нысандарында радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитарлық-эпидемиологиялық талаптар» атты санитарлық-эпидемиологиялық ережелер мен нормаларды бекіту туралы» Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің міндетін атқарушының 2005 жылғы 9 наурыздағы № 101 бұйрығының (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 3553 болып тіркелген);
      3) «Металл сынықтарына радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық-эпидемиологиялық ережесі мен нормаларды бекіту туралы», Қазақстан Республикасының Денсаулық сақтау министрі міндетін атқарушының 2005 жылғы 8 шілдедегі № 335 бұйрығының (Нормативтік құқықтық актілерді мемлекеттік тіркеу тізілімінде № 3791 болып тіркелген, «Заң газеті» газетінде 2005 жылы 14 желтоқсанда № 169-170 (796) жарияланған) күші жойылды деп танылсын.
      5. Осы бұйрықтың орындалуын бақылау Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Жауапты хатшысы Б.Н. Садықовқа жүктелсін.
      6. Осы бұйрық алғаш ресми жарияланған күнінен кейін он күнтізбелік күн өткен соң қолданысқа енгізіледі.

Қазақстан Республикасының
Денсаулық сақтау министрі Ж. Досқалиев

      «КЕЛІСІЛДІ»
      Қазақстан Республикасы
      Премьер-Министрінің
      орынбасары – Қазақстан
      Республикасының Индустрия
      және жаңа технологиялар министрі
      Ә.Ө. Исекешев
      2010 жылғы 29 шілдедегі

Қазақстан Республикасының
Денсаулық сақтау министрінің
2010 жылғы 29 шілдедегі
№ 565 бұйрығымен бекітілген

«Радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар»
санитариялық ережесi

1. Жалпы ережелер

      1. Осы «Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық ережесі (бұдан әрі - санитариялық ереже) радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге, радиациялық объектілерді жобалауға, пайдалануға енгізуге, күтіп-ұстауға, радиациялық объектілерді пайдаланудан алып тастауға, жабық сәулелену көздерімен және генерирлеуші иондаушы сәулелену құрылғыларымен жұмыс істеу жағдайларына, ашық сәулелену көздерімен (радиоактивті заттар) жұмыс істеу жағдайларына, радионуклидтермен ластанған немесе құрамында радионуклидтер бар материалдар мен бұйымдарды қолдануға, радиоактивті қалдықтарды жинауға, пайдалануға және көмуге, өндірістік радиациялық бақылауды жүзеге асыруға, мұнайгаз кешенінің өндірістік радиациялық объектілеріне, металлоломды бақылауға, жеке қорғаныш және жеке бас гигиенасы құралдарын қолдануға, медициналық сәулелену кезінде пациенттердің және халықтың радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге, табиғи сәулелену көздерінің әсер етуі кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге, радиациялық апаттар кезінде радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптарды белгілейді.
      2. Осы санитариялық ережеде мынадай анықтамалар пайдаланылды:
      1) активтілік (бұдан әрi - А) - осы уақытта осы жағдайда болатын радионуклидтың қандай да бiр санының радиоактивтiк шамасы:

А= ^dN
^dT

      мұндағы dN – dТ уақыт аралығында болатын, осы энергетикалық жағдайдан күтілетін тосын ядролық түрге айналу саны. Активтілік бiрлiгi Беккерель (Бк) болып табылады.
      Бұрын қолданыста болған жүйеден тыс белсендiлік бiрлiгi кюри (Ки) 3,7 x 10¹⁰ Бк құрайды;
      2) минималды мәндi активтілік (бұдан әрi - ММА) – иондаушы сәулелені көздері артқан кезде осы көздермен жұмыс істеуге уәкілетті органның рұқсаты қажет етілетін ашық және жабық иондаушы сәуле көздерінің активтілігі. Ашық көздер үшін олармен жұмыс істеуге қажеттілігі туралы шешім минималды мәндегі меншікті активтілік мәні артқан жағдайда қабылданады;
      3) минималды мәндегi меншiктi активтілік (бұдан әрi - МММА) – иондаушы сәулелені көздері артқан кезде осы көздермен жұмыс істеуге уәкілетті органның рұқсаты қажет етілетін ашық иондаушы сәуле көздерінің меншікті активтігі;
      4) меншiктi (көлемдiк) активтілік - заттағы радионуклид А активтілігінің заттың массасына m (көлемi V) қатынасы:

A A
A_m= -; A_v = -
m V

      Меншiктi активтілік бiрлiгi - Беккерель-килограмм, (бұдан әрi - Бк/кг). Көлемдiк активтілік бiрлiгi - Беккерель-текше метр (бұдан әрi - Бк/м³);
      5) радон изотоптарының - ²²²Rn және ²²⁰Rn эквивалентті өнiмдерiнiң тепе-тең көлемдiк активтілігі (бұдан әрi – ЭӨТКА) - радон изотоптарының ғұмыры қысқа еншiлес өнiмдерiнiң - тиiсiнше ²¹⁸Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb(ThB); ²¹²Bi (ThC) - еншілес тепе-тең көлемдiк активтілігінің таразыланған жиынтығы:
      (ЭРОА) Rn = 0,10 A_RaA + 0,52 A_RaB + 0,38 A_RaC
      (ЭРОА) Tn = 0,91 A_ThB + 0,09 A_ThC,
      мұндағы Аi - радон изотоптарының еншілес өнiмдерiнің көлемдiк активтілігі;
      6) радиоактивтi зат - радиациялық қауіпсіздік нормалары (бұдан әрі - РҚН) және осы санитариялық ереженің талаптарына сәйкес келетін құрамында активті радионуклидтер бар кез келген агрегаттық күйдегi зат;
      7) араласу - сәулелену ықтималдығын, не болмаса сәулелену дозасын немесе қолайсыз салдарларын төмендетуге бағытталған әрекет;
      8) сыни топ - халықтың осы сәулелеу көзiнен осы жол арқылы неғұрлым көп радиациялық сәулеленуге ұшырап отырған бiр немесе бiрнеше белгiсi жынысы, жасы, әлеуметтiк немесе кәсiби жағдайлары, тұрып жатқан жерi, тамақтану үлесi бойынша бiр тектi тобы (кем дегенде он адам);
      9) активтілікті жою - қандайда бiр беттен немесе қандайда бiр ортадан радиоактивтiк ластануды аластау немесе төмендету;
      10) сiңiрілген доза (бұдан әрi - D) - затқа берiлген иондаушы сәулелеудiң энергия шамасы:

__
de
D = ---
dm
__

      мұндағы de - иондау сәуле элементар көлемдегi затқа берген орташа энергия, ал dm - осы көлемдегi заттың массасы.
      Энергия кез келген белгiлi бiр көлем бойынша орташаландырыла алады, және бұл жағдайда орташа доза осы көлемге берiлген, осы көлемнiң массасына бөлiнген толық энергияға тең болады. Халықаралық бiрлiктер жүйесiндегi бiрлiктерiнде сiңiрiлген доза килограмға бөлiнген джоульдармен (Дж/кг^-1) өлшенедi және арнайы атауы - грей (бұдан әрi - Гp) бар. Бұрын қолданыста болған жүйеден тыс бiрлiк рад 0,01 Гр тең;
      11) ағзалардағы немесе тiндегi доза (бұдан әрi - D_Т) - адам тәнiнiң белгілi бiр ағзасындағы немесе тiнiндегi сiңiрілген доза:

мұндағы m_т - ағзаның немесе тiннiң массасы, ал D - масса элементiндегi сіңiрілген доза dm;
12) эквивалентті доза (бұдан әрi - H_T,R) - осы сәулелеу түрі үшін тиiстi таразылық коэффициентке көбейтiлген органдағы немесе тiндегi орташа сiңiрiлген доза, W_R:

H_T,R= W_Rx D_T,R

мұнда D_T,R - ағзадағы немесе тiндегi T орташа сiңiрiлген доза, ал W_R - R сәулелеу үшiн таразылық коэффициент;
1-қосымшаның 1-кестесінде келтірілген әртүрлi таразылық коэффициенттерi бар әртүрлi сәулелеу түрлерiнiң әсер етуi кезiнде эквивалентті доза осы сәулелеу түрлерi үшiн эквивалентті дозалардың жиынтығы ретiнде айқындалады

H_T,R = W_R x D_T,R

Эквивалентті дозаның бiрлiгi зиверт (бұдан әрi - Зв) болып табылады.
13) тиiмдi доза (бұдан әрi - Е) - олардың радиосезiмталдығын ескерумен адамның бүкiл тәнiнiң және оның жекелеген ағзалары мен тiндерiнiң сәулеленуiнiң аласталған салдарларының пайда болу тәуекелiнiң өлшемi ретiнде қолданылатын шама. Ол 1-қосымшаның 2-кестесінде келтірілген ағзалар мен тiндердегi эквивалентті доза көбейтiндiлерiнiң тиiстi таразылық коэффициенттерге жиынтығы болып табылады:

H_T = H_T,R
R

      мұндағы Н_т - ағзадағы немесе тiндегi T эквивалентті доза, ал W_т - ағза немесе тiн T үшiн таразылық коэффициент.
      Тиiмдi дозаның бiрлiгi - зиверт (Зв);
      14) iшкi сәулелену кезiнде күтiлетiн эквивалентті (бұдан әрі - Н_т(т )) немесе тиiмдi (Е(т)) доза - организмге радиоактивтi заттар түскеннен кейiн өткен уақыт t iшiндегi доза:

      мұндағы t_о - эквиваленттілі дозаның органға немесе тiнге T түсу сәтi, ал H_T(t) - t уақыт сәтiне қарай қуаты.
      т айқындалмаған уақытта оны ересектер үшін 50 жасқа тең және (70-tо) - балалар үшiн қабылдау керек;
      15) жылдық тиiмдi (эквивалентті) доза - күнтiзбелiк жыл iшiнде алынған сырттай сәулеленудің тиiмдi (эквивалентті) дозасын және осы жылда организмге радионуклидтер келіп түсуiмен шартталған iшкi сәулеленудiң күтiлетiн тиiмдi (эквивалентті) дозасының жиынтығы;
      16) тиiмдi ұжымдық доза - сәулеленудiң стохастикалық әсері пайда болуының ұжымдық тәуекелiнің өлшемi; ол дара тиiмдi дозалар жиынтығына тең. Тиiмдi ұжымдық доза бiрлiгi - кiсi-зиверт (бұдан әрі к-Зв);
      17) кері қайтарылатын доза - сақтану iс-шараларымен кері қайтарылатын радиациялық апат салдарынан болжанатын доза;
      18) радиоактивтiк ластану - радиоактивтiк заттардың РҚН және осы санитариялық ережеде белгiленген деңгейлерден артатын санда материалдың үстiңгi бетiнде, iшiнде, ауада, адам тәнiнде немесе басқа жерде орын алуы;
      19) үстiңгi беттің алынбайтын ластануы (бекiтілген) - қатынас кезiнде басқа заттарға өтпейтін және активтілігін жою кезiнде шығарылмайтын радиоактивтi заттар;
      20) үстiңгi беттің алынатын ластануы (бекiтiлмеген) - қатынас кезiнде басқа заттарға өтетiн және активтілігін жою кезiнде шығарылатын радиоактивтi заттар;
      21) радиоактивтi қалдықтарды көму - радиоактивтi қалдықтарды кейіннен шығару ниетiнсiз оларды қауiпсiз орналастыру;
      22) байқау ауданы - радиациялық бақылау жүргiзілiп жатқан санитариялық-қорғаныш аймағынан тыс аумақ;
      23) радиациялық апат аймағы - радиациялық апат факті белгілi болған аумақ;
      24) иондаушы сәулелеу көзi (бұдан әрі – сәулелеу көзі) – РҚН-ның, осы санитариялық ереженің және Қазақстан Республикасының басқа да нормативтік құқықтық актілерінің талаптарына сәйкес келетін иондаушы сәуле шығаратын немесе иондаушы сәуле шығару мүмкіндігі бар радиоактивтік зат немесе құрылғы;
      25) жабық сәулелеу көзi - құрылысы ол есептелген қолдану және тозу шарттарында оның құрамында бар радионуклидтердiң қоршаған ортаға түсуiн болдырмайтын сәулелеу көзi;
      26) ашық сәулелеу көзi - оны пайдалану кезiнде оның құрамында бар радионуклидтердiң қоршаған ортаға түсуi ықтимал сәулелеу көзi;
      27) табиғи сәулелеу көзi - РҚН және осы санитариялық ережелердiң талаптарына сәйкес келетін табиғи иондаушы сәулелеу көзi;
      28) техногендiк сәулелеу көзi - оны пайдалы қолдану үшiн арнайы құрылған немесе осы қызметтiң жанама өнiмi болып табылатын иондаушы сәулелеу көзi;
      29) радиациялық объект санаты - ықтимал апат жағдайларында оның халық үшiн әлеуеттi қауiптілігi дәрежесi бойынша объектiнiң сипаттамасы;
      30) квота - нақты техногендiк сәулелеу көзiнен халықтың сәулеленуiн шектеу үшiн белгiленген доза шегiнiң бiр бөлiгi және сәулелеу жолдары (сыртқы, сумен, тамақпен және ауамен келiп түсуi);
      31) жұмыстар класы - ашық иондаушы сәулелеу көздерiмен жұмыстардың персонал үшiн қауiптілік дәрежесi бойынша нуклидтердiң радиоуыттылығына және активтілігiне байланысты радиациялық қауiпсiздiк бойынша талаптарды айқындайтын, сипаттамасы;
      32) радиациялық бақылау - ұйымдағы, қоршаған ортадағы радиациялық жағдай туралы және адамдардың сәулелену деңгейлерi туралы ақпарат алу (оған дозиметрлiк және радиометрлiк бақылау кiредi);
      33) жұмыс орны - жұмыс уақытының жарымынан астам немесе екi сағат үзiлiссiз иондаушы сәулелеу әсерi жағдайларында өндiрiстiк функцияларды атқару үшiн персоналының тұрақты немесе уақытша болатын орны;
      34) доза қуаты - уақыт бiрлiгi (секунд, минут, сағат) iшiндегi сәулелеу дозасы;
      35) халық - иондаушы сәулелеу көздерiмен жұмыс iстейтiн персоналын қоса алғанда барлық адамдар;
      36) сәулелеу - иондаушы сәулелеудiң адамға әсерi;
      37) апаттық сәулелеу - радиациялық апат нәтижесiнде сәулелену;
      38) медициналық сәулелеу - медициналық тексеру немесе емдеу кезiнде пациенттердi сәулелеу;
      39) жоспарланатын жоғарылатылған сәулелеу - радиациялық апаттың дамуын немесе оның салдарларын шектеу мақсатында белгiленген негiзгi дозалар шегiнен асатын дозаларда персоналын жоспарланатын сәулелеу;
      40) әлеуеттi сәулелену - радиациялық апаттың нәтижесiнде пайда болуы мүмкiн сәулелеу;
      41) табиғи сәулелену - табиғи сәулелеу көздерiмен негізделген сәулелеу;
      42) өндiрiстiк сәулелену - жұмыскерлердiң өндiрiстiк қызмет барысында барлық техногендiк және табиғи иондаушы сәулелеу көздерiнен сәулеленуi;
      43) кәсiптік сәулелену - персоналының техногендiк иондаушы сәулелеу көздерiмен жұмыс iстеу кезiнде сәулеленуi;
      44) техногендiк сәулелену - пациенттердi медициналық сәулеленудi қоспағанда қалыпты, сондай-ақ апат жағдайларында техногендiк көздерден сәулеленуi;
      45) радиоактивтi қалдықтарды кәдеге жарату - радиоактивтi қалдықтарды жинау тасымалдау, қайта өңдеу, сақтау және (немесе) көмумен байланысты барлық қызмет түрлерi;
      46) радиациялық объект - техногендiк иондаушы сәулелеу көздерiн кәдеге асыру жүзеге асырылатын ұйым;
      47) радиоактивтi қалдықтар - радионуклидтер құрамы РҚН және осы санитариялық ереже талаптарымен белгiленген деңгейлерден асатын, бұдан әрi қолдануға арналмаған кез келген агрегатты күйдегi заттар;
      48) персонал - техногендiк иондаушы сәулелену көздерiмен жұмыс iстейтiн (А тобы) немесе жұмыс жағдайлары бойынша олардың әсерi саласында болатын (Ә тобы) адамдар;
      49) доза шегi (бұдан әрi - ДШ) - қалыпты жұмыс жағдайларынан аспауы тиiс жылдық тиiмдi немесе эквивалентті техногендiк сәулелену дозасының шамасы. Жылдық доза шегiн сақтау детерминделген әсердің пайда болуының алдын алады, ал стохастикалық әсердің ықтималдығы деңгейде сақталады;
      50) жылдық түсу шегi (бұдан әрi - ЖТШ) - монофакторлық әсер кезiнде шартты адамның жылдық дозаның тиiстi шегiне тең күтiлетiн дозамен сәулеленуiне әкеп соғатын бір жыл iшiнде осы радионуклидтiң организмге келiп түсуiнiң рұқсат етілген деңгейі;
      51) радиациялық апат - адамдардың белгiленген нормалардан асып сәулеленуiне немесе қоршаған ортаның радиоактивтiк ластануына әкеп соғатын немесе әкеп соғуы мүмкiн жабдықтың ақаулығы, жұмыскерлердiң (персоналының) дұрыс емес әрекеттерi, стихиялық апаттар немесе өзге себептерден туындаған иондаушы сәулелену көзiн басқарудан айрылу;
      52) халықтың радиациялық қауiпсiздiгi - адамдардың қазiргi немесе келесi ұрпағының денсаулығына қауiптi иондаушы сәулелену әсерiнен қорғалу жағдайы;
      53) иондаушы сәулелену көзiмен жұмыс iстеу - радиациялық бақылауды қоса алғанда кез келген сәулелену көзiн жұмыс орнында кәдеге жаратудың барлық түрлерi;
      54) радиоактивтiк заттармен жұмыс iстеу - радиациялық бақылауды қоса алғанда кез келген сәулелену көзiн жұмыс орнында кәдеге жаратудың кез келген түрлерi;
      55) тәуекел - сәулелену нәтижесiнде адамда немесе оның ұрпағында қандай да бiр зиянды әсерінің пайда болу ықтималдығы;
      56) санитариялық өткiзу орны - киiм, аяқ киiм ауыстыруға, персоналын санитариялық өңдеуге, персоналының терi жабындысының, жеке қорғаныш құралдарының, арнайы және жеке киiмiнiң радиоактивтiк ластануын бақылауға арналған үй-жайлар кешенi;
      57) санитариялық шлюз - радиациялық объектi аудандарының арасындағы қосымша жеке қорғаныш құралдарының активтілігін жоюға және ауыстыруға арналған үй-жай;
      58) жеке қорғаныш құралы - персоналын сырттай сәулеленуден, радиоактивтi заттардың организмнiң iшiне түсуiнен және терi жабындыларының радиоактивтiк ластануынан қорғаныш құралы;
      59) араласу деңгейi (АД) - одан асу кезiнде белгiлi бiр қорғаныш iс-шараларын жүргiзу керек болатын радиациялық фактор деңгейi;
      60) бақылау деңгейi - қол жеткен радиациялық қауiпсiздiк деңгейiн орнықтылау, персонал мен халықтың сәулеленуiн, қоршаған ортаның радиоактивтiк ластануының одан әрi төмендеуiн қамтамасыз ету мақсатында жедел радиациялық бақылау үшiн белгiленетiн дозаның, доза қуатының, радиоактивтiк ластанудың және бақыланатын шамасының мәнi;
      61) иондаушы сәулелену өндiру құрылғысы (көзi) - иондаушы сәулелену зарядталған бөлшектер жылдамдығының өзгеруi, олардың аннигиляциясы немесе ядролық реакциясы есебiнен туындайтын электрлі-физикалық құрылғы (рентген аппараты, үдеткiш, генератор);
      62) детерминделген сәулелену әсері - иондаушы сәулелену туындаған, оларға қатысты одан төмен әсері болмайтын, ал одан жоғары әсердің ауырлығы дозаға байланысты болатын шектiң болуы болжанатын, клиникалық анықталатын зиянды биологиялық әсерлер;
      63) стохастикалық сәулелену әсері - иондаушы сәулелену туындаған, туындаудың дозалық шегi жоқ, туындау ықтималдығы дозаға пропорциональды және көрiну ауырлығы дозаға тәуелдi болмайтын зиянды биологиялық әсерлер;
      64) табиғи радионуклидтер - уран-238, торий-232 және калий-40 қатарындағы радиоактивті элементтер;
      65) мұнайгаз кешендері кәсіпорындарының өндірістік қалдықтары - технологиялық жабдықтарды жөндеу және тазарту барысында жинақталған тұзды түзілімдер мен шламдар, технологиялық жабдықтар мен құрылғылардың одан әрі қолдануға жатпайтын элементтері, кәсіпорынның аумағындағы МГК-нің өндірістік жұмысы барысында табиғи радионуклидтер жинақталуы мүмкін жер қабаты мен топырақ.
      66) металлсынықтары (түсті және қара металлдардың сынығы) - өнеркәсіптік және тұрмыстық салада өзінің тұтынушылық қасиетін жоғалтқан немесе істен шыққан өнімдерден тұратын, құрамында түсті немесе қара металл бар және қайта өңдеуге ғана жарамды өндірістік және тұтыну кәсіпорындарының қалдықтары;
      67) металлсынықтарының тобы – металл сынықтарын жеке жинау (бір немесе бірнеше көліктік бірліктерге - платформаға, вагонға, автокөлікке жүк тиейтін контейнерге тиелген металлсынықтарының мөлшері);
      68) балама доза қуатының жергілікті көзі - металлсынығының жеке фрагменттерінің маңында немесе оның бетінен (10 сантиметрден аспайтын ара қашықтықтағы) гамма-сәуле көзінің радионуклидтерді шығару мүмкіндігі 0,2 микроЗиверт сағаттан (бұдан әрі - мкЗв/сағ) асатын (оның құрамындағы табиғи фонды есепке алмағанда) болатын балама доза қуатының (бұдан әрі - БДҚ) мәні;
      69) гамма сәуле көзінің БДҚ-сы - металл сынықтарының (табиғи фонды есепке алмағанда) партиясының (фрагменттерінің) бетінің жанындағы (10 см-ден аспайтын ара қашықтықтағы) радионуклидтер құрамындағы гамма-сәулесінің эквивалент дозасының қуаты;
      70) гамма-сәуле көзінің ең жоғарғы балама доза қуаты (бұдан әрі - ЕЖБДҚ) – табиғи фонның үлесін алып тасағанда металл сынықтары (фрагментерінің) партиясының беті жанындағы (10 см-ден аспайтын ара қашықтықтағы) балама дозасы қуатының максималды тіркелген мәні;
      71) металлсынықтарының радиоактивті ластануы - материалдардың бетінде, ішінде, ауада, адамның денесінде және басқа да жерлерде бекітілген радиациялық қауіпсіздік нормасы деңгейінен асатын радиоактивті заттардың болуы.
      3. Сәулелену көздерi мiндеттi есепке алуға және бақылауға жатады. Радиациялық бақылау мен есепке алудан:
      1) максималды энергиясы 5 кэВ аспайтын иондаушы сәулелену өндiретiн электрлі-физикалық құрылғылар;
      2) қалыпты iске пайдалану жағдайларында эквивалентті дозаның қуаты аппаратураның үстiңгi бетiнен 0,1 метр қашықтықта 1,0 микроЗиверт/сағатына (бұдан әрi - мкЗв/сағ) аспайтын иондаушы сәулелену өндiретiн басқа электрлі-физикалық құрылғылар;
      3) құралатын сәулелену дозалары туралы санитариялық-эпидемиологиялық қортыныдысы бар құрамында радионуклидтерді қамтитын өнiмдер, тауарлар РҚН келтiрiлген мәндерден аспайды;
      4) қолданыстағы радиациялық қауiпсiздiк нормаларында келтiрiлген ММА төмен активті радиоактивтi көздер, сондай-ақ дозасының қуаты 0,1 м қашықтықта 1,0 мкЗв/сағ аспайтын жабық гамма сәулеленушы радиоактивтi көздер толық босатылады.
      4. Сәулелену көздерiн кәдеге жарату саласындағы қызметтi жүзеге асыратын ұйымдарда, жеке кәсiпкерлерде уәкiлеттi органымен берiлетiн, қызметтiң осы түрiмен айналысуға немесе белгiлi бiр әрекеттердi жүзеге асыруға арнайы рұқсат (лицензия) болуы қажет. Сәулелену көздерiмен жұмыс iстеуге рұқсат қажет етiлмейдi, егер:
      1) осы санитариялық ереженiң 3-тармағында санамаланған өнiмдер, тауарлар пайдаланылатын болса;
      2) жұмыс орнында: радионуклидтiң меншiктi активтілігі минималды мәндегi меншiктi активтіліктен (МММА) кем, немесе ашық көздегi радионуклидтiң активтілігі РҚН келтiрiлген минималды мәндегi активтіліктен (ММА) кем, немесе жекелеген радионуклидтердiң активтілігінің олардың кесте мәндерiне қатынасының жиынтығы бiрден кем болса;
      3) ұйымда: ашық сәулелену көздерiндегi радионуклидтердiң ортақ активтілігі ММА он еседен артық болмаса немесе жекелеген радионуклидтердің активтілiгiнiң РҚН келтiрiлген олардың кесте мәндерiне қатынасының жиынтығы;
      4) эквивалентті дозаның қуаты жабық радионуклидтiк сәулелену көзiнiң yстiңгi бетiнен 0,1 метр қашықтықтағы кез келген нүктесiнде аяның жоғарғы жағында 1,0 мкЗв/сағ аспаса. Бұл орайда құрылғының iшiндегi радиоактивтi заттардың сенiмдi герметикалығы қамтамасызетiлді, ал оның нормативтiк-техникалық құжаттамасына санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды берiледi.

2. Радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      5. Персоналдың, халықтың және қоршаған ортаның радиациялық қауiпсiздiгi радиациялық қауіпсіздік мынадай негізгі: негіздеу, оңтайландыру, нормалау пирнциптері сақталған кезде қамтамасыз етіледі.
      Негiздеу принципiн уәкiлеттi органдар жаңа сәулелену көздерi мен радиациялық объектiлердi жобалау, сәулелену көздерiн пайдалануға лицензиялар беру және радиациялық қауiпсiздiк жөнiндегi ережелердi, нормаларды және гигиеналық нормативтердi жасау және бекiту кезiнде, сондай-ақ оларды iске пайдалану жағдайларының өзгеруi кезiнде шешiм қабылдау сатысында осы санитариялық ережеге 2-қосымшаға сәйкес қолданылады.
      Радиациялық апат жағдайларында негiздеу принципi сәулелену көздерi мен сәулелену жағдайларына емес, қорғаныш iс-шарасына жатады. Бұл орайда пайда шамасы ретiнде осы iс-шарамен дозаны болдырмауды бағалау керек. Сәулелену көздерiн бақылауды қалпына келтiруге бағытталған iс-шаралар мiндеттi тәртiпте жүргiзiледі;
      Оңтайландыру принципi әлеуметтiк және экономикалық факторларды ескерумен дара (РҚН белгiлеген шектерден төмен), сондай-ақ ұжымдық сәулелену дозаларын мүмкiндiгiнше төмен және қол жетерлiк деңгейде осы санитариялық ережеге 2-қосымшаға сәйкес сақтауды көздейдi;
      Радиациялық апат жағдайларында доза шектерiнің орнына одан жоғары араласу деңгейлерiнiң әрекетi кезiнде оңтайландыру принципi алды алынатын сәулелену дозасын және араласуға байланысты зиянды ескерумен қорғаныш iс-шарасына қолданылады;
      Нормалау принципiн «Халықтың радиациялық қауiпсiздiгi туралы» Қазақстан Республикасының Заңында, РҚН-да белгіленген барлық иондаушы сәуле көздерімен азаматтардың сәулелену дозаларының жеке шектерінен және басқа да радиациялық қауіпсіздік нормативтерінен асырмауды көздейтін адамдардың сәулелену деңгейіне байланысты барлық адамдар қамтамасыз етеді;
      РҚН регламенттелген тиiмдi және эквивалентті сәулелену дозаларын бақылау үшiн дозалардың негiзгi шегiнен шығу болып табылатын: доза қуатының, радионуклидтердiң организмге жылдық түсуiнің және басқа айғақтардың монофакторлы әсерінің рұқсат етiлген деңгейі (бiр радио нуклид үшiн, түсу жолдары үшiн немесе сыртқы сәулеленудiң бiр түрi үшiн) енгiзiледi.
      Техногендiк сәулелену кезiндегi шығару нормативтері монофакторлы әсерлерге есептелген және олардың әрқайсысы дозаның барлық шегiн басатын болғандықтан, оларды пайдалану барлық бақылаудағы шамалардың, олардың рұқсат етілген мәндерiне қатынасының жиынтығы бiрлiктен аспауы шартында негiзделеді;
      Халық үшiн белгiленген доза шегiн тек бiр техногендiк сәулелену көзiне немесе олардың шектелген санын пайдаланудың алдын алу үшiн негiзгi техногендiк сәулелену көздерiне квоталар қолданылады.
      Квоталар мәндерiнiң негiздемесi радиациялық объектiлердiң жобаларының құрамында болады. Квоталар белгiлеу бойынша ұсыныстар осы санитариялық ережеге 3-қосымшада келтiрiлген.
      6. Ұйымда немесе әрбір өңірде радиациялық қауiпсiздiктi бағалау мынадай көрсеткiштер:
      1) қоршаған ортаның радиоактивтiк ластануының сипаттамасы;
      2) радиациялық қауiпсiздiк бойынша iс-шараларды және радиациялық қауiпсiздiк саласындағы нормаларды, ережелер мен гигиеналық нормативтердiң орындалуын қамтамасыз етудiң талдауы;
      3) радиациялық апаттардың ықтималдығы және олардың масштабына;
      4) радиациялық апаттарды және олардың салдарларын тиiмдi түрде жоюға дайындық дәрежесi;
      5) барлық иондаушы сәулелену көздерiнен халықтың жекелеген топтары алатын сәулелену дозаларының талдауы;
      6) сәулелену дозаларының белгiленген шектерiнен жоғары сәулеленуге душар болған адамдар саны;
      7) радиациялық қауiпсiздiк бойынша iс-шараларды және санитариялық ережелер, нормалар мен гигиеналық нормативтердiң, ережелердiң сақталуын қамтамасыз етудiң тиiмдiлiгi негiзiнде жүзеге асырылуы тиiс.
      7. Объектiде және оның айналасында радиациялық қауiпсiздiк мынадай:
      1) радиациялық объект жобасының сапасы;
      2) радиациялық объектiнi орналастыру ауданының және алаңының негiзделген таңдауы;
      3) сәулелену көздерiн табиғи қорғау;
      4) неғұрлым қауiптi объектiлердiң айналасындағы аумақты және олардың iшiн аймақтандыру;
      5) технологиялық жүйелердi пайдалану шарттары;
      6) сәулелену көздерiмен барлық қызмет түрлерiн санитариялық паспорттау және лицензиялау;
      7) сәулелену көздерiмен қызметтi санитариялық-эпидемиологиялық бағалау;
      8) радиациялық бақылау жүйесiнiң болуы;
      9) объектiнiң қалыпты жұмысы, оның реконстукциясы және пайдаланудан шығару кезiнде персоналдың және халықтың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз ету жөніндегі iс-шараларды жоспарлау және өткiзу;
      10) бiлiктiлiктi арттыру және радиация көздерiмен жұмыс iстеу ережесін білу есебiнен қамтамасыз етiледi.
      8. Пайдаланушы ұйым:
      1) «Халықтың радиациялық қауiпсiздiгi туралы» Қазақстан Республикасының Заңы, РҚН және Қазақстан Республикасының радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету саласындағы өзге де нормативтiк құқықтық актiлерiнiң талаптарын сақтауды;
      2) сәулелену көздерiне санитариялық паспортты және құрамында радиоактивтi заттар бар немесе иондаушы сәулелену көздерiнiң негiзiнде жұмыс iстейтiн шығарылатын өнiмге санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды алуды;
      3) қол жеткiзiлген радиациялық қауiпсiздiк деңгейiн орнықтыру мақсатында ұйымда және байқалушы аумақта радиациялық факторлардың бақылау деңгейлерiн, сондай-ақ радиациялық қауiпсiздiк бойынша нұсқаулықтар әзiрлеуді;
      4) А және Б топтарының персоналына жататын адамдар тізбесін;
      5) осы санитариялық ережеге, еңбек қорғау, қауiпсiздiк техникасы бойынша ережелерге, басқа санитариялық нормалар мен осы ұйымда қолданылатын ережелерге сәйкес сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу жағдайларын жасауды;
      6) ұйымдағы радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету және жетiлдiру жөніндегі iс-шараларын жоспарлауды және жүзеге асыруды;
      7) жұмыс орындарындағы, үй-жайлардағы, ұйымның аумағындағы, санитариялық-қорғаныш аймағы мен бақылау аймағындағы радиациялық жағдайды, сондай-ақ радиоактивтi заттарды шығару мен алып тастауды жүйелi түрде бақылауды;
      8) персоналдың дара сәулелену дозаларын бақылауды және есепке алуды;
      9) персоналды жұмыс орындарындағы сәулелену деңгейлерi туралы және дара сәулелену дозаларының шамалары туралы тұрақты түрде ақпараттандыруды;
      10) басшыларды және жұмыстарды атқарушыларды, радиациялық қауіпсiздiк қызметтерiнiң мамандарын, сәулелену көздерiмен тұрақты немесе уақытша жұмыстар атқаратын басқа да адамдарды радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету мәселелерi бойынша даярлауды және аттестациялауды;
      11) радиациялық қауiпсiздiк саласында персоналға нұсқамалықтар өткiзу және бiлiмiн тексеруді;
      12) персоналды алдын ала (жұмысқа орналасу кезiнде) және мерзімдік медициналық тексерулер жүргiзуді;
      13) апаттық жайттың немесе апаттың туындауы туралы радиациялық қауiпсiздiк саласында мемлекеттiк басқаруды, мемлекеттiк қадағалау және бақылауды жүзеге асыруға уәкiлеттi органдарды уақтылы ақпараттандыруды;
      14) радиациялық қауiпсiздiк саласында мемлекеттiк басқаруды, мемлекеттiк қадағалау және бақылауды жүзеге асыратын мемлекеттiк органдарының лауазымды тұлғаларының қаулылары мен ұйғарымдарын орындауды қамтамасыз етеді.
      9. Сәулелену көздерi мен жұмыс iстейтiн персонал (А тобы):
      1) осы санитариялық ережеде белгiленген радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету бойынша талаптарды орындайды;
      2) көзделген жағдайларда жеке қорғаныш құралдарын пайдаланады;
      3) радиациялық апаттың алдын алу және оның туындауы жағдайында мінез-құлық ережелерi бойынша белгiленген талаптарды орындайды;
      4) өз уақытында мерзімдік медициналық тексерулерден өтуі және медициналық комиссияның ұсыныстарын орындайды;
      5) сәулелену көздерi болып табылатын қондырғылардың, аспаптар мен аппараттардың жұмысында анықталған барлық ақаулар туралы (цехтың, учаскенiң, зертхананың) басшыға және радиациялық қауiпсiздiк қызметiне (радиациялық қауiпсiздiк үшiн жауапты тұлғаға) дереу хабарлайды;
      6) радиациялық қауiпсiздiк қызметiнiң жұмыстар атқару кезiндегi радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қатысты нұсқауларын орындайды;
      7) ауысым аяқталғанда, егер өзгесі өндiрiстiк қажеттiлiкпен көзделмесе, өзiнiң жұмыс орындарынан шығып кетеді.
      10. Персоналдың радиациялық қауiпсiздiгi мыналар арқылы қамтамасыз етiледi:
      1) сәулелену көздерiмен жұмыс iстеуге жол берудi жасы, жынысы, денсаулық жағдайы, алдыңғы сәулелену деңгейi және басқа көрсеткiштер бойынша шектеулермен;
      2) сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу ережелерiн бiлу және сақтаумен;
      3) сәулелену көздерiнен қорғаныш кедергiлерiнiң, экрандардың және қашықтықтың жеткiлiктiгiмен, сондай-ақ сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу уақытын шектеумен;
      4) РҚН және осы санитариялық ереженiң талаптарына жауап беретiн еңбек жағдайларын жасаумен;
      5) жеке қорғаныш құралдарын қолданумен;
      6) белгiленген бақылау деңгейлерiн сақтаумен;
      7) радиациялық бақылауды ұйымдастырумен;
      8) радиациялық жағдай туралы ақпарат жүйесiн ұйымдастырумен;
      9) апат қаупi және туындауы жағдайында жоғарылатылған сәулеленуді жоспарлау кезiнде персоналды қорғау жөніндегі тиiмдi iс-шараларды өткiзумен қамтамасыз етiледi.
      11. Халықтың радиациялық қауiпсiздiгi мыналарды:
      1) «Халықтың радиациялық қауiпсiздiгi туралы» Қазақстан Республикасы Заңының, РҚН-ның және осы санитариялық ереже талаптарына жауап беретiн адамдардың өмір сүру жағдайларын жасаумен;
      2) түрлi сәулелену көздерiнен сәулеленуге квоталар белгiлеумен;
      3) радиациялық бақылауды ұйымдастырумен;
      4) қалыпты жағдайларда және радиациялық апат кезiнде радиациялық қорғаныш жөніндегі iс-шараларды жоспарлау және өткiзу тиiмдiлiгiмен;
      5) радиациялық жағдай туралы ақпарат жүйесiн ұйымдастырумен қамтамасыз етiледi.
      12. Персоналдың және халықтың сәулелену дозаларын төмендету жөніндегі іс-шараларды әзiрлеу кезiнде мынадай негiзгi жағдайларды басшылыққа алу керек:
      1) дара дозалар олар рұқсат етілген сәулелену деңгейiнен асатын жерлерде төмендетiледі;
      2) адамдарды ұжымдық қорғау жөніндегі iс-шаралар ең төмен шығындар жағдайында ұжымдық сәулелену дозасын неғұрлым төмендетуге қол жеткiзу мүмкiн болатын сәулелену көздерiне қатысты жүзеге асырылады;
      3) әр сәулелену көзiнiң дозаларын төмендетуге бәрiнен бұрын осы сәулелену көзi үшiн сыни топтардың сәулеленуiн төмендету есебiнен қол жеткiзiледі.
      13. Радиоактивтi заттарды шаруашылықтың түрлi салаларында оларды өндiрiлетiн өнiмге енгiзу арқылы қолдануға (өнiмнiң табиғи ахуалынан тәуелсiз) санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi.

3. Радиациялық объектiлердi жобалауға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптары

      14. Радиациялық объектiлер құрылыс орнын таңдау кезiнде объектiнің санатын, оның халық және қоршаған орта үшiн әлеуеттi радиациялық, химиялық және өрт қаупiн ескеру қажет. Жаңадан тұрғызылатын объектiлерге арналған алаңшалар құрылыстық жобалау нормаларының және осы санитариялық ереженiң талаптарына жауап беруi тиіс.
      15. Радиациялық объектiлердің санаты санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негізінде оларды жобалау сатысында белгіленуі тиіс.
      Әлеуеттi радиациялық қауiптілігi бойынша төрт объектiлер санаты белгiленедi:
      1) I санатқа апат кезiнде халыққа радиациялық әсер етуi ықтимал және оны қорғау жөніндегі iс-шаралар талап етілуi мүмкiн радиациялық объектiлер жатады;
      2) объектiлердiң II санатында апат кезiнде радиациялық әсер санитариялық-қорғаныш аймағының аумағымен шектеледi;
      3) III санатқа радиациялық әсерi объектiнiң аумағымен шектелетiн объектiлер жатады;
      4) IV санатқа радиациялық әсерi сәулелену көздерiмен жұмыс жүргiзiлетiн үй-жайлармен шектелетiн объектiлер жатады.
      Радиациялық объектілердiң санаты оларды жобалау сатысында санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде белгiленуi тиiс.
      16. I және II санаттың радиациялық объектiлерiн орналастыру орнын таңдау кезiнде қалыпты iске пайдалану кезiндегi және ықтимал апаттар кезiндегi метерологиялық, гидрологиялық, геологиялық және сейсмикалық факторлар бағаланған болуы тиiс.
      17. I және II санаттың радиациялық объектiлерiнің құрылысы үшiн алаңшалар таңдау кезiнде:
      1) сирек қонысталған су баспайтын аумақтарда орналасқан;
      2) орнықты жел peжимi бар;
      3) өзiнiң топографиялық және гидрогеологиялық жағдайларының арқасында радиоактивтi заттардың объектiнiң өнеркәсiптiк алаңшасы шегiнен тыс таралу мүмкiндiгiн шектейтiн учаскелер артықшылыққа ие болуы шарт.
      18. I және II санаттың радиациялық объектiлерi жел тоғысын ескерумен басым түрде тұрғын аумаққа, емдiк-профилактикалық және балалар ұйымдарына, сондай-ақ демалыс орындары мен спорт құрылыстарына қатысты желдiң ық жағында орналастырылуы тиiс.
      19. Радиациялық объектiнің бас жоспары объектiде және оның айналасында өндiрiстің дамуын, радиациялық жағдай болжамын және радиациялық апаттар туындау мүмкiндiгiн ескерумен әзiрленуi тиiс.
      20. Радиациялық объектiнi орналастыру объектiнің өзiнiң де, сондай-ақ ол орналасқан ауданның да даму келешектерiн ескерумен санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi.
      21. Стоматологиялық тәжiрибеде қолданылатын, тұрғын ғимараттарда орналастыруға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiлетiн рентген қондырғыларынан басқа, сәулелену көздерiмен жұмысты жүзеге асыратын ұйымды немесе оның бөлiмшесiн тұрғын-үй ғимаратында немесе балалар ұйымында орналастыруға рұқсат берiлмейдi.
      22. I және II санаттың радиациялық объектiлерiнің айналасында санитариялық-қорғаныш аймағы, ал I санаттың радиациялық объектiсiнiң айналасында, сондай-ақ бақылау аймағы белгiленедi. III санаттың радиациялық объектiсi үшiн санитариялық-қорғаныш аймағы объектiнiң аумағымен шектеледi, IV санаттың радиациялық объектiсi үшiн аймақтандыру көзделмеген.
      Жекелеген жағдайларда санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде I және II санаттың радиациялық объектiлерiнiң санитариялық-қорғаныш аймағы объектiнiң аумағымен шектеледi.
      23. Радиациялық объектiнiң айналасындағы санитариялық-қорғаныш аймағының және бақылау аймағының мөлшерлерi сырттай сәулелену деңгейлерiн, сондай-ақ радиоактивтi шығарындылар мен алып тастаулардың ықтимал таралу шамалары мен аудандарын ескерумен белгiленедi.
      Радиациялық объектiлер кешенi бiр алаңшада орналастырылған жағдайда санитариялық-қорғаныш алаңы және бақылау аймағы объектiлердiң жиынтықта әсер етуiн ескерумен белгiленедi.
      Бақылау аймағының iшкi шекарасы әрқашанда санитариялық-қорғаныш аймағының сыртқы шекарасымен сәйкес келедi.
      24. I санаттың радиациялық объектiсiнiң бақылау аймағында тұрып жатқан халыққа радиациялық әсері оны қалыпты пайдалану кезiнде осы объектi үшiн белгiленген квота мөлшерiмен шектелген болуы тиiс.
      25. Сұйық радиоактивтi қалдықтарды аластауға арналған құбыр трассасының бойындағы санитариялық-қорғаныш аймағының (айыру жолағының) мөлшерлерi олардың активтілігіне, жер бедерiне, топырақтар сипатына, құбырдың төселу тереңдiгiне, ондағы арын деңгейiне байланысты белгiленедi және құбырдың әр тарапына қарай кем дегенде 20 метр болуы тиiс.
      26. Ядролық қондырғылары бар кемелер мен өзге де жүзу құралдарының айналасындағы санитариялық-қорғаныш аймағы және бақылау аймақтары оларды пайдалануға қосу орындарында, тұрақ айлақтарында және пайдаланудан алып тастау орындарында белгiленедi.
      27. Радиациялық объектiнiң айналасындағы санитариялық-қорғаныш аймағының және бақылау аймағының шекаралары жобалау сатысында белгiленедi.
      28. Радиациялық объектiлердiң санитариялық-қорғаныш аймағында тұрақты немесе уақытша тұруға, балалар ұйымдарын, ауруханаларды, санаторийлер мен басқа да сауықтыру ұйымдарын, сондай-ақ осы объектiге жатпайтын өнеркәсiптiк және қосалқы жайларды орналастыруға тыйым салынады. Санитариялық-қорғаныш аймағының аумағы орналастырылған және көгалданған болуы тиiс.
      29. Бақылау аймағында және санитариялық-қорғаныш аймағында санитариялық-эпидемиологиялық сараптамасының нәтижелерi бойынша шаруашылық қызметке шектеулер енгiзiлуi мүмкiн.
      Санитариялық-қорғаныш аймағының жерлерiн ауылшаруашылық мақсаттар үшiн пайдалану тек санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi. Бұл жағдайда барлық өндiрiлетiн өнiм санитариялық-эпидемиологиялық бағалау мен радиациялық бақылауға жатады.
      30. Бақылау аймағында радиоактивтi заттардың апаттық шығарындысы жағдайына аумақ әкiмшiлiгiмен РҚН талаптарына сәйкес қорғаныш iс-шараларының кешенi көзделеді.
      31. Санитариялық-қорғаныш аймағында және бақылау аймағында объектiнi радиациялық қауiпсiздiгi қызметiнiң күштерiмен радиациялық бақылау жүргiзiледі.
      32. Радиациялық объектiлерге арналған жобалау құжаттамасы құрастыру, салу, пайдалану, пайдаланудан алып тастау, сондай-ақ апат жағдайы кезiндегi қауiпсiздiк шараларының негiздемесiн қамтиды. Осындай құжаттаманы әзiрлеуге иондаушы сәулелену көздерiмен жұмыс iстейтiн объектiлердi жобалау құқығына лицензия болғанда жол берiледi.
      33. Радиациялық объектiнiң жобалау құжаттамасында әрбiр үй-жай (учаске, аумақ) үшін:
      1) ашық сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу кезiнде: радионуклид, қосылыс, агрегаттық ахуалы, жұмыс орнындағы белсендiлiк, жылдық тұтыныс, жоспарланатын жұмыстардың түрi және сипаты, жұмыстар сыныбы;
      2) жабық сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу кезiнде: радионуклид оның түрi, белсендiлiгi, жұмыс орнындағы көздердiң шақтамалы caны және олардың жиынтық белсендiлiгi, жоспарланатын жұмыстардың сипаты;
      3) иондаушы сәулелену өндiретiн құрылғылармен жұмыс iстеу кезiнде: құрылғы тұрпаты, өндiрiлетiн сәулелену түрi, энергиясы және қарқындылығы және (немесе) анодтық кернеуi, тоқ күшi, қуаты бiр үй-жайда, (учаскеде, аумақта) жайғастырылған бiрдей уақытта жұмыс iстейтiн құрылғылардың максималды шақтамалы саны;
      4) ядролық реакторлармен, радионуклидтер генераторларымен, радиоактивтi қалдықтармен және басқа да күрделi радиациялық сипаттамасы бар сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу кезiнде: бар сәулелену көзiнiң түрi және оның радиациялық сипаттамалары (радионуклидтiк құрамы, белсендiлiгi, энергиясы мен сәулелену қарқындылығы) көрсетiледi. Барлық жұмыстар үшiн олардың сипаты және шектеу жағдайлары көрсетiледi.
      34. Персоналды және халықты сырттай сәулеленуден қорғауды жобалауды жылдық тиiмдi доза бойынша екiге тең қор коэффициентiмен жүргiзу қажет. Бұл орайда басқа сәулелену көздерiнің болуын және олардың қуатының келешекте ұлғаюын ескеру қажет.
      35. Сырттай иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау үй-жайлардың арналу мақсатын, сәулеленушi тұлғалар санаттарын және сәулелену ұзақтығын ескерумен орындалуы тиiс:
      1) Қорғауды екiге тең қор коэффициентiмен есептеу кезiнде қорғау бетiндегi сәулеленудің эквивалентті дозасының жобалық қуаты мынадай формула бойынша айқындалады:
      H = 500 х Д/t, мкЗв/сағ,
      мұндағы Д – персонал немесе халық үшiн доза шегi, жылына мЗв,
      t - сәулелену ұзақтығы, жылына сағат;
      2) персоналдың және халықтың үй-жайларда немесе аумақтарда болуының стандартты ұзақтығы үшiн екiге тең қор коэффициентi бар эквивалентті дозаның жобалық қуатының мәндерi осы санитариялық ережеге 4-қосымшадағы I кестесінде келтiрiлген;
      3) рентген аппараттары мен үдеткiштер үшiн есептеу Қазақстан Республикасының Бас мемлекеттiк санитариялық дәрiгерi, мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалауды жүзеге асыруға уәкiлетті орган бекiткен әдiстемелер бойынша аппараттың радиациялық шығымын және жұмыс жүктемесін ескерумен жүргiзiледi.
      36. Радиациялық объектiнiң рұқсат етілген шығарындылары мен алып тастауларын есептеу халық үшiн жылдық шығарындымен және тастандымен шарттасылған 70 жыл өмiр iшіндегi тиiмдi доза шегiнiң белгiленген квотасынан аспау талабына орай жүргiзiлуi тиiс.
      37. Радиациялық объектілер жобалау және технологиялық сұлбалар таңдау кезiнде:
      1) персоналдың минималды сәулеленуiн;
      2) операцияларды максималды автоматтандыру және механизациялауды;
      3) технологиялық процесстiң барысын автоматтық және көзбен көріп бақылауды;
      4) уыттылығы мен зияндылығы неғұрлым аз заттар қолдануды;
      5) шу, діріл және басқа да зиянды факторлардың минималды деңгейлерiн;
      6) радиоактивтi заттардың минималды шығарындылары және тастандыларын;
      7) оларды уақытша сақтау және қайта өңдеудiң қарапайым, сенiмдi әдiстерiмен радиоактивтiк қалдықтардың минималды санын;
      8) технологиялық процесс бұзылушылықтары туралы дыбыстық және/немесе жарықтық сигналзацияны;
      9) блоктауды қамтамасыз ету керек.
      38. Радиоактивтi заттармен жұмыс iстеуге арналған технологиялық жабдық мынадай талаптарға сәйкес болады:
      1) құрылмы пайдалануда сенiмдi және ыңғайлы, қажеттi герметикалы болуы, жабдықтың жұмысын қашықтан басқару және бақылау әдiстерiн қолдану мүмкiндiгiн қамтамасыз етуi тиiс;
      2) активтілігін жоюға оңай көнетiн берiк, тоттануға қарсы және радиацияға төзiмдi материалдардан жасалуы тиiс;
      3) жабдықтың сыртқы және iшкi үстiңгi беттерi активтілік жою жүргiзу үшiн оңай қол жетімді болуы тиiс.
      39. Радиациялық объектiнiң жобасында персоналдың және халықтың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз ету бойынша ұйымдық, техникалық және санитариялық-эпидемиологиялық iс-шаралар кешенi көзделеді.

4. Радиациялық объектілерді пайдалануға енгізуге және күтіп-ұстауға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      40. Радиациялық объект тиісті аумақтағы мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдарының санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы негізінде пайдалануға қабылданады.
      41. Сәулелену көздерін пайдаланумен байланысты объектілердің қызметіне атом энергиясын пайдалану саласындағы қызметтерді ұсынуға лицензиясы болмаса жол берiлмейдi.
      42. Сәулелену көздерiн алуға, сақтауға және олармен жұмыстар жүргiзуге осы санитариялық ережеге 5-қосымшаға сәйкес толтырылатын иондаушы сәулелену көздеріне арналған санитариялық паспорты және 6-қосымшаға сәйкес иондаушы сәулелену көздеріне арналған санитариялық паспортты толтыру жөніндегі нұсқау болған кезде рұқсат етіледі және ұйымның сұрауы бойынша мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары береді. Санитариялық паспорт беру үшiн салынған (реконстукцияланған) объектiнi iске пайдалануға қабылдау актiсi немесе жұмыс істеп тұрған объектiнi санитариялық тексеру актiсi негiз болып табылады.
      Сәулелену көздерiмен (адамға табиғи әсер ету факторларымен) жұмыс iстеу жағдайларының санитариялық ережелерге сәйкестiгi туралы санитариялық паспорт үш жылдан аспайтын мерзiмге берiледi.
      Санитариялық паспорттың жарамдылық мерзiмi аяқталғанда, мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органы ұйым әкiмшiлiгiнiң сұрау салуы бойынша оның жарамдылық мерзiмiн ұзарту туралы мәселенi шешедi.
      43. Сәулелену көздерiмен жұмыс iстеуге тек санитариялық паспортта көрсетiлген үй-жайларда ғана рұқсат етiледi.
      Әрбiр үй-жайдың есiгiнде оның мақсаты, ашық сәулелену көздерiмен жүргiзiлетiн жұмыстар сыныбы және радиациялық қауiптiлiк белгiсi көрсетiлген болуы тиiс.
      44. Құрамында сәулелену көздерi бар жабдықта, контейнерлерде, орамдарда, аппараттарда, жылжымалы қондырғыларда, көлiк құралдарында радиациялық қауiптiлiк белгiсi болуы тиiс.
      45. Радиациялық қауiптілік белгiсiн сәулелену көздерiмен жұмыстар тұрақты түрде жүргiзiлетiн және радиациялық қауiптiлiк белгiсi бар үй-жайлардағы жабдыққа салмауға жол берiледi.
      46. Ұйымда сәулелену көздерiнiң сақталу шарттарын қамтамасыз етудi оның әкiмшiлiгi жүзеге асырады.
      47. Ұйымнан тыс олармен жұмыс жүргізу үшін сәуле көзін шығаруға тиісті аумақтағы мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдарының санитариялық-эпидемиологиялық қорытындысы болған кезде жол беріледі.
      48. Өнеркәсiп, ғылым, медицина, бiлiм беру, ауылшаруашылық, сауда және өзге салаларында сәулелену көздерiн кәдеге жаратуға тек санитариялық паспорт болғанда жол беріледі.
      Сәулелену көзiнiң немесе құрамында сондай көз бар бұйымның құрылымы өзгерген жағдайда жаңа санитариялық паспорт алады.
      49. Сәулелену көзiн алу сәтiне қарай пайдаланатын ұйым олармен жұмыс iстеуге жол берiлген адамдар тiзiмiн бекiтедi, оларды қажеттi оқыту және нұсқаулармен қамтамасыз етедi, ұйым бойынша бұйрық арқылы сәулелену көздерiн есепке алу және сақтау үшiн, радиоактивтi қалдықтар жинау, сақтау және тапсыруды ұйымдастыру үшiн, радиациялық қауiпсiздiкке өндiрiстiк бақылау жасау үшiн жауапты адамдарды тағайындайды.
      50. Сәулелену көздерiмен жұмыстар тоқтатылған кезде ұйым әкiмшiлiгi ол туралы мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына хабарлайды.
      Радиоактивтi қалдықтармен жұмыстар жүргiзiлген үй-жайларды одан әрi пайдалануға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi.
      51. Сәулелену көздерiмен жұмыс iстеуге (А тобының персоналы) жасы он сегiзден жас емес, медициналық қарсы көрсетулер жоқ адамдарға жол берiледi. Сәулелену көздерiмен жұмыс iстеуге рұқсат ету алдында персонал құрамы оқу, нұсқаулама және жұмыстар жүргiзу қауiпсiздiгi ережелерi мен ұйымда қолданыстағы нұсқаулықтар бойынша бiлiмiн тексеруден өткiзуге тиiс. Ұйымдағы жұмыс қауiпсiздiгi ережелерi бойынша бiлiмiн тексерудi комиссия жұмыс басталғанға дейiн және мерзімдік, кемінде жылына бiр рет, ал басшылық құрамды - кемінде үш жылда бiр рет жүргiзедi. Қызметтiң белгiлi бiр түрлерiне мемлекеттiк қауiпсiздiк реттеу органдары беретiн рұқсаттары болғанда А тобының персоналы жiберiледi.
      52. Сәулелену көздерiмен жұмыс жүргiзген кезде пайдалану мен радиациялық қауiпсiздiк бойынша нұсқаулармен көзделген операцияларды, егер бұл әрекеттер жұмысшылардың денсаулығына қатер төндiретiн апаттар мен басқа да мән-жайларды болдырмау жөнiндегi шұғыл шаралар қабылдауға бағытталмаған болса, орындауға жол берiлмейдi.
      53. Технологиялық жабдықтың (камералар, бокстар, тарту шкафтары), сондай-ақ сейфтердiң, радиоактивтi қалдықтарға арналған контейнерлердiң, көлiк құралдарының, көлiктiк орама жинақтардың, радиоактивтi қалдықтар сақтау мен тасымалдауға бағытталған контейнерлердiң, шаң мен газдан тазарту жүйелерiнiң, дара қорғаныс және радиациялық бақылау құралдарының техникалық жағдайларына мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдарының қорытындысы болуы тиiс.
      54. Әрекетi иондаушы сәулеленуді, радионуклидтi сәулелену көзiн пайдалануға негiзделген аспаптарды, аппараттарды, қондырғылар мен басқа да бұйымдарды, жұмыс iстеген кезде иондаушы сәуле өндiрiлетiн аспаптарды, аппараттар мен қондырғыларды, сондай-ақ эталонды сәулелену көздерiн шығаруға қолданыстағы стандарт талаптарына және санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi.
      55. Ұйымдарға сәуле көздерін және оларды қамтитын бұйымдарды жеткізу осы санитариялық ережеге 7-қосымшаға сәйкес нысан бойынша иондаушы сәуле көздерін жеткізуге арналған тапсырыс-өтiнiмдер бойынша жүргiзiледi. Өлшемдеуге және дозиметрлiк, әрi радиометрлiк аппаратураны, сондай-ақ радиоимунды препараттарды тексеруге арналған сәулелену көздерiн жеткiзу, егер олардың сипаттамалары осы санитариялық ереженің 4-тармағының талаптарына сәйкес келсе, арнайы рұқсаттарсыз жүргiзiледi.
      56. Осы санитариялық ереженің 4-тармағының талаптарында көрсетiлген мәндерден артық сипаттамалары бар сәулелену көздерi мен бұйымдарды бiр ұйымнан екiншiсiне табыстау сәулелену көздерiн табыстаушы, сондай-ақ қабылдаушы ұйымның орналасқан жерi бойынша санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi, және лицензия берушi органға мiндеттi түрде ақпарат беру арқылы жүргiзiледi.
      57. Сәулелену көздерi мен құрамында ондай бар бұйымдарды алуға, табыстауға тапсырыс-өтiнiмдердi келiсу мен тiркеу тек сәулелену көздерiмен шұғылдануға лицензиясы бар ұйымдар үшiн ғана рұқсат етiледi.
      58. Сәулелену көздерiн алған ұйым бұл туралы мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына он күн iшiнде хабар бередi.
      59. Пайдаланатын ұйым сәулелену көздерiнің сақталуын қамтамасыз етедi және сәулелену көздерiнiң жоғалуы немесе бақылаусыз пайдаланылу мүмкiндiгi жоққа шығатындай оларды алу, сақтау, пайдалану және есептен шығару жағдайларын қамтамасыз етуi тиiс.
      60. Сәулелену көздерiн есепке алу мен сақтауға жауапты болып тағайындалған адамға оларды қабылдау мен табыстауды белгiленген нысандар бойынша реттеудi осы санитариялық ережеге 8, 9, 10-қосымшаларға сәйкес жүзеге асырады.
      61. Ұйымға келiп түскен барлық сәулелену көздерi кiрiс-шығыс журналында осы санитариялық ережеге 8-қосымшаға сәйкес есепке алынуы тиiс, ал iлеспе құжаттар кiрiске енгiзу үшiн бухгалтерияға табысталуы тиiс.
      62. Радионуклидтi сәулелену көздерi негiзгi құжаттарда көрсетiлген радионуклид, препараттың атауы, орау мен белсендiлiгi бойынша есепке алынуы тиiс. Радионуклидтi сәулелену көздерi пайдаланылатын аспаптар, аппараттар мен қондырғылар өз атаулары мен зауыт нөмiрлерi бойынша, жинаққа кiретiн әрбiр сәулелену көзiнiң активтілігі мен нөмiрi көрсетiле отырып есепке алынады.
      Қысқа өмiрлi радионуклидтер өздерiнiң атаулары мен зауыт нөмiрлерi бойынша, аналық нуклидтiң атаулы активтілігі көрсетiле отырып есепке алынады.
      Иондаушы сәулеленудi өндiретiн құрылғылар атаулары, зауыт нөмiрлерi мен шығару жылы бойынша есепке алынады.
      63. Ұйымда генераторлардың, үдеткiштердiң, ядролық реакторлардың көмегiмен алынған радионуклидтер орамалары, препараттары мен белсендiлiктерi бойынша кiрiс-шығыс журналында есепке алынады.
      64. Сәулелену көздерiн сақталу орындарынан жауапты тұлға талап етулер бойынша, осы санитариялық ережеге 8-қосымшаға сәйкес ұйым басшысының немесе оған өкілетті адамның жазбаша рұқсатымен бередi. Сәулелену көздерiн беру мен қайтару кiрiс-шығыс журналында осы санитариялық ережеге 9-қосымшаға сәйкес тiркеледi.
      Сәулелену көздерiмен жұмыс iстеуге жiберiлген тұлғалар жұмыстан босатылған (ауыстырылған) жағдайда, олардың есебiндегi барлық сәулелену көздерiн әкiмшiлiк акт бойынша қабылдап алады.
      65. Ашық түрде пайдаланылатын радионуклидтердi шығындау сәулелену көздерiн есепке алу мен сақтау, сондай-ақ өндiрiстiк радиациялық бақылау үшiн жауапты адамдардың қатысуымен жұмысты атқарушылар жасайтын iшкi актiлермен ресiмделедi. Актiлердi ұйым әкiмшiлiгi бекiтедi және олар радиоактивтi заттектер қозғалысын осы санитариялық ережеге 10-қосымшаға сәйкес есепке алу үшiн негiз болады.
      66. Ұйым басшысы тағайындаған комиссия жыл сайын радиоактивтi заттектердi, радио изотопты аспаптарды, аппараттарды, қондырғыларды түгендеудi жүргiзедi. Сәулелену көздерiн ұрлау мен жоғалту анықталған жағдайда әкiмшiлiк кiдiрiссiз жоғары тұрған ұйымды, мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары мен лицензиялаушы органды хабардар етуi тиiс.
      67. Сәулелену көздерiн сақтау және тасымалдауды қолданыстағы стандарт талаптарына сәйкес заттар мен материалдардың бiртектестiгi принципi бойынша жүзеге асыру қажет.
      68. Жұмысқа кiрiстiрiлмеген сәулелену көздерi олардың сақталуын қамтамасыз ететiн және оларға бөтен адамдардың қолы жетуiне жол бермейтiн арнайы бөлiнген орындарда немесе жабдықталған қоймаларда сақталуы тиiс. Қоймада сақталатын радионуклидтердiң активлігі санитариялық паспортта көрсетiлген мәндерден аспауға тиiс.
      69. Сәулелену көздерiне, соның iшiнде далалық жағдайларда пайдаланылатын гамма-ақау табушы аппараттарға арналған уақытша сақтау қоймаларын ұйымның аумағынан тыс құрған кезде мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарының сәулелену көздерiмен жұмыс жағдайларының (адамға әсердiң физикалық факторларының) санитариялық ережелерге сәйкестiгi туралы берген санитариялық паспорты болады. Сондай қойманың немесе оның бөгде адамдардың қол жеткiзу мүмкiндiгiн болдырмайтын қоршауының үстiңгi бетiндегi дозаның қуаты 1,0 мкГр/сағ аспауға тиiс.
      Көлiк ұйымдарының ашық алаңшаларында және ортақ қоймаларында радиоактивтi заттардың орамдарын уақытша сақтауға тек жұмыстар жүргiзу уақытына санитариялық паспорт болғанда жол берiледi.
      70. Арнайы жабдықталған қойма-жайлар әдетте ғимараттың астыңғы белгiлерiнiң деңгейiнде (cу баспайтын подвал, I қабат) орналастырылуы тиіс.
      71. Ашық сәулелену көздерiн сақтауға арналған жайлардың әрленуі мен жабдықталуы тиiстi сыныптағы жұмыстарына арналған үй-жайларға қойылатын, бiрақ II сыныптан төмен емес талаптарға жауап беретiн болуы тиіс.
      72. Радионуклидтiк сәулелену көздерiн сақтауға арналған құрылғылар (қуыстар, құдықтар, сейфтер) жекелеген сәулелену көздерiн саларда немесе алғанда персонал басқа сәулелену көздерiн сәулеленуге ұшырамайтындай құрылмаланған болуға тиiс. Бiр қорғаушы контейнерде бiрден артық сәулелену көзiн сақтауға рұқсат етiледi. Радиоактивтi заттар бар секциялардың есiктерi мен орамдар (контейнерлер) оңай ашылатын және радионуклид атауы мен оның белсендiлiгiн көрсететiн айқын таңэквиваленттісі болуға тиiс. Сәулелену көздерiн есепке алу және сақтау үшiн жауапты адамда оларды қоймада орналастырудың карта-сұлбасы болуы тиiс.
      Радиоактивтi сұйықтар сақталатын шыны сыйымдылықтар металл немесе пластмасса орамдарға салынған болуы тиiс.
      73. Сақталу кезiнде радиоактивтi газдар, бу немесе аэрозольдер бөлiнiп шығуы мүмкiн радионуклидтер желдету жүйелерiнiң тазартқыш сүзгiштерi бар тарту шкафтарында, бокстарда, камераларда жанбайтын материалдардан жасалған, түзiлетiн газдарды бұрғышы бар жабық ыдыстарда сақталуы тиiс.
      Қойма тәулiк бойы жұмыс iстейтiн тартқыш желдетумен жабдықталған болуы тиiс.
      Активтілігі радиоактивтi заттарды сақтау кезiнде оларды суыту жүйeci көзделуi тиiс. Бөлiнетiн материалдарды сақтау кезiнде ядролық қауiпсiздiк шаралары қамтамасыз етiлген болуы тиiс. Тез тұтанатын немесе жарылыс қаупi бар материалдарды сақтау кезiнде олардың жарылыс және өрт қауiпсiздiгiн қамтамасыз ететiн шаралар көзделген болуы тиiс.
      74. Бұдан әрi пайдалануға жарамсыз радионуклидтiк сәулелену көздерi дер кезiнде есептен шығарылуға және қайта өңдеу немесе көму үшiн тапсырылуы тиiс. Сәулелену көздерiн көму үшiн қабылдау туралы актiнiң көшiрмесi мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық органдар мен лицензиялаушы органға табысталады.
      75. Радионуклидтiк сәулелену көздерiн үй-жайлардың iшiнде, сондай-ақ ұйым аумағында тасымалдау сәулелену көздерiнiң нақты күйiн, олардың белсендiлiгiн, сәуле түрiн, орамның көлемдерi мен массасын ескерумен қауiпсiздiк жағдайларын сақтай отырып, арнайы көлiкпен және орамдарда жүргiзiлуi тиiс.
      76. Радиоактивтiк заттар мен ядролық материалдарды ұйымның шектерiнен тыс тасымалдауға арналған көлiк құралдарында осы санитариялық ережелерге 11-қосымшада келтірілген оларды тасымалдау құқығына арналған санитариялық паспорт болады. Радионуклидтiк сәулелену көздерiн ұйымның шектерiнен тыс тасымалдау кезiндегi қауiпсiздiк қолданыстағы нормативтiк құқықтық актiлермен реттеледi.
      77. Сәулелену көздерiн тасымалдауға арналған көлiк жабдықтары қолданыстағы стандарт талаптарына сәйкес жүктiң қауiптiлiгiн бiлдiретiн белгiлер, қауiпсiз белгiлер мен бояулар салынуы тиiс.
      78. Көлiк құралдарының үстiңгi бетiнiң радиоактивтiк ластану деңгейi осы санитариялық ережеге 4-қосымшаның 2-кестесiнде келтiрiлген мәндерден аспауы тиiс.

5. Радиациялық объектiлердi пайдаланудан алып тастауға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      79. Радиациялық объектiнi (сәулелену көзiн) iске пайдалану мерзiмiн ұзарту, сондай-ақ iске пайдаланудан шығару, сондай-ақ оның нұсқасын таңдау туралы шешiм технологиялық жүйелер мен жабдықтың, құрылыс құрылмаларының және жапсарлас аумақтың радиациялық және техникалық ахуалын кешендi тексеруден кейiн қабылданады.
      80. I санаттағы радиациялық объектiлерде тағайындалған пайдаланудан алып тастау мерзiмiне дейiн кем дегенде 5 жыл бұрын мемлекеттiк радиациялық қауiпсiздiктi қадағалау органдарымен келiсiлген бүкіл объектiнi немесе оның бiр бөлiгiн iске пайдаланудан шығарудың егжей-тегжейлi жобасы әзiрленген болуы тиiс. II санаттың объектiлерi үшiн iске пайдаланудан шығару жобасы iске пайдалану мерзiмiнiң аяқталуына дейiн 3 жылдан, ал III санаттың объектiлерi үшiн 1 жылдан кешiктiрмей әзiрленген болуы тиiс.
      81. Радиациялық объектiнi пайдаланудан алып тастау жобасында оны пайдаланудан алып тастаудың түрлi кезеңдерiнде: тоқтату, консервациялау, бөлшектеу, пiшiнiн өзгерту жою немесе көму, сондай-ақ жөндеу жұмыстарын жүргiзу кезiнде қауiпсiздiктi қамтамасыз ету бойынша iс-шаралар көзделген болуы тиiс.
      82. Радиациялық объектiнi iске пайдаланудан алып тастау жобасы мыналарды:
      1) бөлшектеу жұмыстарын жүргiзу үшiн қажеттi жабдық дайындауды;
      2) бөлшектенетiн жабдықтың активтілігін жоюдың әдiстерi мен құралдарын;
      3) радиоактивтi қалдықтарды кәдеге жарату тәртiбiн қамтиды.
      83. Радиациялық объектiнi пайдаланудан алып тастау кезiнде персонал мен халықтың күтiлетін жеке және ұжымдық сәулелену дозаларын бағалау керек.
      84. Радиациялық объектiнi пайдаланудан алып тастау бойынша жұмыстарды объектiнiң арнайы даярланған персоналы немесе атом энергиясын пайдалану саласындағы қызметтерді ұсынуға арналған лицензиясы бар басқа ұйымдардың персоналы орындайды. Қажет болған жағдайларда персоналдың даярлығы алдағы жұмыстардың негiзгi операцияларын бейнелеумен макеттер мен тренажерларда жүргiзiлуi тиiс.
      85. Сәулелену көздерiн пайдалану мерзiмiн ұзарту мүмкіндiгi туралы мәселенi құрамынан сәулелену көздерiн пайдаланатын ұйымның және мемлекеттiк радиациялық қауiпсiздiктi бақылау органдарының, ал қажет болған жағдайда жасап шығарушы кәсiпорынның өкілдерi кiретiн комиссия шешедi. Комиссияның қорытындысында сәулелену көзiн бұдан әрi пайдалану мүмкіндiгi, жағдайлары және мерзiмi айқындалады. Көздi техникалық куәландыруды атом энергиясын пайдалану саласындағы қызметтерді ұсынуға арналған лицензиясы бар мамандандырылған ұйым жүзеге асырады.

6. Жабық сәулелену көздерiмен және генерирлеуші иондаушы сәулелену құрылғылармен жұмыс iстеуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      86. Жабық сәулелену көздерiн және иондаушы сәулелену өндiретiн құрылғыларды пайдалану осы санитариялық ереженiң, санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi.
      87. Жабық сәулелену көздерiн олардың герметикалығы бұзылған жағдайда, сондай-ақ белгiленген пайдалану мерзiмi аяқталған кезде оның қызмет мерзiмiн ұзарту туралы құжат болмаса рұқсат етілмейді.
      88. Жабық сәулелену көздерi салынған құрылғы механикалық, химиялық, температуралық және басқа да әсерлерге төзiмдi, радиациялық қауiп белгiсi болуы тиiс.
      89. Жұмыстық емес күйде жабық сәулелену көздерi қорғаушы құрылғыларда болуы тиiс, ал иондаушы сәуле өндiретiн қондырғылар токтан ажыратылған болуы тиiс.
      90. Жабық сәулелену көзiн контейнерден алу үшiн қашықтықтан алатын құрал-сайман немесе арнайы аспаптар қолдану керек. Қорғаушы контейнерден алынған сәулелену көзiмен жұмыс iстеу кезiнде қорғаушы экрандар мен манипуляторлар, ал бiр метр қашықтыққа екi миллигрей сағатына (бұдан әрі - мГр/сағ.) астам доза қуатын құратын сәулелену көзiмен жұмыс iстеу кезiнде - қашықтықтан басқарылатын арнайы қорғаушы құрылғылар (бокстар, шкафтар).
      91. Жұмысы радионуклидтiк сәулелену көздерiне негiзделген ықшам, жылжымалы, тұрақты дефектоскопиялық, терапевтiк аппараттар мен басқа да қондырғылардың сәулелену дозасының қуаты сәулелену көзiнiң қорғаушы блогының үстiңгi бетiнен бiр метр қашықтықта сағатына 20 микрогрей (бұдан әрі - мкГр/сағ.) аспауы тиiс.
      Өндiрiстiк жағдайларда қолдануға арналған радиоизотоптық аспаптардың сәулелену дозасының қуаты сәулелену көзiнiң қорғаушы блогының үстiңгi бетiнде 100 мкГр/сағ., ал одан бiр метр қашықтықта 3 мкГр/сағ. аспауы тиiс.
      Жұмыс iстеген кезде жанама пайдаланылмайтын рентгендiк сәуле пайда болатын құрылғылардың сәулелену дозасының қуаты кез келген үстiңгi беттен 0,1 метр қашықтықта 1,0 мкГр/сағ. аспауы тиiс.
      92. Сәулелену дозасының қуаты жұмыс күйiнде және сәулелену көздерiн сақтау кезiнде қондырғының үстiңгi бетінiң қол жетерлiк бөлiктерiнен бiр метр қашықтықта 1,0 мкГр/сағ. аспайтын қондырғыларды (аппараттарды) пайдалану жағдайында үй-жайға арнайы талаптар қойылмайды.
      93. Сәуле шоғы бағыттары бойынша шектелмеген аппараттар мен қондырғылардың жұмыс бөлiктерi бөлек үй-жайда орналастырылуы тиiс (басым түрде жеке ғимаратта немесе ғимараттың бөлек қанатында); ол үй-жайдың қабырғаларының, денiнiң, төбесiнiң материалы мен қалыңдығы сәулелену көзiнiң кез келген күйi мен шоғының бағыты кезiнде жапсарлас үй-жайлар мен ұйым аумағында бастапқы және шашыраңқы сәулелеудiң шақтамалы мәндерге дейiн әлсiреуiн қамтамасыз етуге тиiс.
      Осындай аппаратты басқару пультi сәулелену көзiнен бөлек үй-жайда жайғастырылуға тиiс. Аппарат тұрған үй-жайдың кiреберiс есiгi сәулелену көзiн ауыстыру тетiгiмен немесе персоналдың кездейсоқ сәулелену мүмкіндiгiн болдырмау үшiн жоғары (үдегiш) кернеулікті қосумен блокталады.
      94. Жабық сәулелену көздерiмен тұрақты қондырғыларда жұмыстар жүргiзiлетiн үй-жайлар блоктау және көздiң (қоректендiру көзiнiң) қалыптары жайлы сигнализация жүйелерiмен жабдықталған болуы тиiс. Сонымен бiрге қондырғыны токпен қоректендiру ажыратылған жағдайда немесе басқа кез келген күтпеген жайт жағдайында сәулелену көзiн сақталу қалпына мәжбүрлеп қашықтықтан аударуға арналған құрылғы көзделген болуы тиiс.
      95. Жабық сәулелену көздерiн су астында сақтау жағдайында ауыздағы су деңгейiн автоматты түрде сақтау, су деңгейiнiң өзгергенi және жұмыс жайында доза қуатының жоғарылағаны туралы дабылдама жүйелерi.
      96. Жабық сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу кезiнде үй-жайларды әрлеуге арнайы талаптар қойылмайды. Мұның тек сәулелену блоктарын қайта зарядтау және жөндеу жүргiзiлетiн үй-жайларға қатысы жоқ, олар III сыныпты сәулелену көздерiмен жұмыс жүргiзу жөнiнде қойылатын талаптарға сәйкес жабдықталуы тиiс.
      97. Қуатты радиациялық қондырғыларды жұмыс жайларының ауасында уытты заттардың нормативтен жоғары шоғырланыстарының жиналуына әкелетiн көлемде пайдалану және жабық сәулелену көздерiн сақтау кезiнде ағындық тартқыш желдету жүйесiн көздеу қажет.
      98. Жабық сәулелену көздерi бар аспаптар мен иондаушы сәулелену өндiретiн құрылғыларды үй-жайлардан тыс немесе ортақ өндіpicтiк жайларда пайдалану кезiнде сәулелену көздерiне бөгде тұлғалардың қол жеткiзу мүмкiндiгi болмауы және көздердiң сақталуы қамтамасыз етiлуi тиiс.
      Персонал мен халықтың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз ету мақсатында төмендегiлердi iске асыру керек:
      1) сәуленi жерге немесе адамдар жоқ жаққа бағыттау;
      2) сәулелену көздерiн қызмет көрсетушi персоналынан және басқа тұлғалардан мүмкiндiгiнше алыс қашықтыққа аластау;
      3) адамдардың сәулелену көздерiне жақын болуын шектеу;
      4) кем дегенде 3 метр қашықтықтан анық көрiнетiн радиациялық қауiптілік белгiсi мен ескертушi плакаттар iлу.

7. Ашық сәулелену көздерiмен (радиоактивтi заттарымен) жұмыс істеу жағдайларына қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      99. Барлық ашық сәулелену көздерi қолданылатын жұмыстар үш сыныпқа бөлiнедi. Жұмыстар сыныбы радионуклидтiң меншiк активтілігі РҚН келтiрiлгеннен асу жағдайында оның радиациялық қауiптілік тобына және жұмыс орнындағы активтілігіне байланысты осы санитариялық ережеге 4-қосымшаның 3-кестесi бойынша белгiленедi.
      100. Радионуклидтер әлеуеттi іштей сәулелену көздерi ретiнде минималды мәндi активтілігіне (ММБ) байланысты радиациялық қауiптiлiгi дәрежесi бойынша төрт топқа бөлiнедi:
      А тобы - минималды мәндi активтілігі 10³ Беккерель радионуклидтер;
      Б тобы - минималды мәндi активтілігі 10⁴Бк және 10⁵Бк радионуклидтер;
      В тобы - минималды мәндi активтілігі 10⁶Бк және 10⁷Бк радионуклидтер;
      Г тобы - минималды мәндi активтілігі 10⁸Бк және одан артық радионуклидтер.
      Жұмыс орнында радиациялық қауiптiлiк топтары бойынша әртүрлi радионуклидтер болған жағдайда олардың активтілігі радиациялық қауiптiлiктiң А тобына мынадай формула бойынша келтiрiледi:
      С_Э = C_А+ ММБА Е (Сі/ММБі),
      мұнда С_Э - А тобының активтілігіне келтiрiлген жиынтық активтілік, Бк;
      СА - А тобы радионуклидтерiнiң жиынтық активтілігі, Бк;
      MMBA - А тобы үшiн минималды мәндi активтілік, Бк;
      Сі - А тобына жатпайтын жекелеген радионуклидтер активтілігі;
      ММБі - РҚН келтiрiлген жекелеген радионуклидтердiң минималды мәндi активтілігі, Бк.
      101. Жұмыстар сыныбымен ашық сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзiлетiн үй-жайларды жайғастыру мен жабдықтауға қойылатын талаптар айқындалады.
      102. Ашық сәулелену көздерiмен жұмыстар кезiндегi радиациялық қауiпсiздiк бойынша іс-шаралар кешенi қалыпты iске пайдалану кезiнде, сондай-ақ радиациялық апат салдарларын жою кезiнде де персоналыніштей және сырттай сәулеленуден қорғауды қамтамасыз етуге, жұмыс жайлары ауасының және үстiңгi беттерiнiң, персоналының терi жабындысы мен киiмiнiң, сондай-ақ қоршаған орта объектiлерiнiң - ауаның, топырақтың, өсiмдiктердiң ластануын шектеуге тиiс.
      103. Радионуклидтердің жұмыс жайлары мен қоршаған ортаға түсуiн шектеу статикалық (жайлардың жабдықталуы, қабырғалары мен жаппалары) және динамикалық (желдету және газ тазарту) бөгеттер жүйесi арқылы қамтамасыз етiлуi тиiс.
      104. Ашық сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзiлетiн барлық ұйымдарда әр жұмыстар сыныбына арналған үй-жайларды бiр жерге шоғырландыру керек. Ұйымда барлық үш сынып бойынша жұмыстар жүргiзiлген жағдайда үй-жайлар оларды жүргiзiлетiн жұмыстар сыныбына сәйкес бөлiнген болуы тиiс.
      105. Активтілігі РҚН келтiрiлген мәндерден төмен ашық сәулелену көздерiмен жұмыстарды радиациялық қауiпсiздiк бойынша қосымша талаптар қойылмайтын өндiрiстiк жайларда жүргiзуге рұқсат етiледi.
      106. III сыныптың жұмыстары химиялық зертханаларға қойылатын талаптарға сәйкес келетiн жеке үй-жайларда жүргiзiлуге тиiс. Осы үй-жайлардың құрамында ағынды тартқыш желдету және жуынатын бөлме құру көзделедi. Ауаның радиоактивтiк ластану мүмкiндiгiмен байланысты жұмыстар (ұнтақ операциялары, ерiтiндiлердi буландыру, эманациялаушы және ұшқыш және басқа заттармен жұмыс iстеу) жұмыстар сорғыш шкафтарда жүргiзiлуi тиiс.
      107. II сыныптың жұмыстары ғимараттың жеке бiр бөлiгiнде басқа үй-жайлардан оқшау жинақталған үй-жайларда жүргiзiлуi тиiс. Бiр ұйымда тұтас технологиямен байланысқан II және III сынып жұмыстары жүргiзiлген жағдайда II сынып жұмыстарына қойылатын талаптарға сәйкес жабдықталған үй-жайлардың ортақ блогын бөлуге болады.
      Жоспарлау кезiнде персонал тұрақты және уақытша болатын үй-жайлар бөлiнедi.
      Бұл жайлардың құрамында санитариялық өткiзу орны немесе санитариялық шлюз болуы тиiс. II сынып жұмыстарына арналған үй-жайлар тартқыш шкафтармен немесе бокстармен жабдықталған болуы тиiс.
      108. I сыныптың жұмыстары жеке ғимаратта немесе ғимараттың тек санитариялық өткiзу орны арқылы жеке кiреберiсi бар оқшауланған бiр бөлiгiнде жүргiзiлуге тиiс. Жұмыс үй-жайлары бокстармен, каньондармен немесе басқа герметикалық жабдықпен жабдықталуы тиiс. Үй-жайлар әдетте үш ауданға бөлiнедi:
      1) бiрiншi аймақ - сәулелену және радиоактивтiк ластанудың негiзгi көздерi болып табылатын технологиялық жабдық пен байланыстар жайғастырылатын қызмет көрсетiлмейтiн жайлар. Жұмыс iстеп тұрған технологиялық жабдық жағдайында персоналының қызмет көрсетiлмейтiн үй-жайларда болуына жол берiлмейдi;
      2) екiншi аймақ - жабдықты жөндеуге, технологиялық жабдықты aшумен, радиоактивтi материал тиеу және түсiру, шикiзат, дайын өнiм мен радиоактивтi қалдықтарды уақытша сақтау тораптарын жайғастырумен байланысты басқа жұмыстарға арналған мезгiл-мезгiл қызмет көрсетiлетiн жайлар;
      3) үшiншi аймақ - персонал бүкiл ауысым бойына тұрақты болатын жайлар (операторлықтар, басқару пульттерi);
      4) радиоактивтi ластанудың таралуын болдырмау үшiн аудандардың арасында санитариялық шлюздер жабдықталады;
      5) I сыныптың жұмыстары кезiнде радиациялық объектiнiң мақсатына және қолданылатын бөгеттердiң тиiмдiлiгiне байланысты жұмыс үй-жайларының екi аудандық жоспарлануына жол берiледi. Бұл жағдайлар үшiн радиациялық қауiпсiздiк талаптары арнайы ережелермен регламенттеледi.
      109. I және II сынып жұмыстарының үй-жайларында жылытудың, газбен жабдықтаудың, қысылған ауаның, суқұбырының жалпы жүйелерiн басқару мен топтық электр қалқандар жұмыс үй-жайларынан шығарылуы тиic.
      110. Персоналының ашық сәулелену көздерiнен сырттай сәулелену деңгейлерiн төмендету үшiн автоматтандыру және қашықтықтан басқару жүйелерi, сәулелену көздерiн экрандау және жұмыс операцияларының уақытын қысқарту қолданылуы тиiс.
      111. Радиоактивтi заттармен жұмыстар жүргiзiлетiн ұйымда өндiрiстiк үй-жайлар мен жабдықтың активтілігін жою бойынша iс-шаралар кешенi көзделген болуы тиiс.
      112. II сыныптың және I сыныптың 3 - аймағының жұмыстарына арналған жайлардың едендерi мен қабырғалары, сондай-ақ I сыныптың 1 - және 2 - аймақтарының төбелерi жуғыш құралдарға төзiмдi сiңiргiштiгi төмен материалдармен жабылған болуға тиiс. Түрлi аймақтар мен сыныптарға жататын үй-жайларды түрлi түстерге бояу керек.
      113. Еден жабындыларының шеттерi көтерiлген және қабырғалармен жiктестiрiлген болуы тиiс. Траптар болған жағдайда едендердiң еңiсi болуы тиiс. Есiк тақталары мен терезе жақтауларының пiшiндерi өте қарапайым болуы тиiс.
      114. Радиоактивтi заттармен жұмыс iстеуге арналған жайлардың биiктiгi және бiр жұмысшыға шаққандағы ауданы құрылыс нормалары мен ережелерiнiң талаптары бойынша айқындалады. I және II сынып жұмыстарына арналған үй-жайдың бiр жұмысшыға шаққандағы ауданы 10 шаршы метрден (бұдан әрi - м²) кем болмауы тиiс.
      115. Жабдық пен жұмыс жиhазының үстiңгi беттерi тегiс, құрылмалары қарапайым және радиоактивтiк ластанулардан тазартуды жеңiлдететiн сiңiргiштiгi төмен жабындылары болуы тиiс.
      116. Жабдық, құрал-сайман және жиhаз әр сыныптың (аймақтың) үй-жайларына бекiтiледі және сәйкесінше таңбаланады. Оларды бiр сыныптың (аймақ) үй-жайынан екіншісіне беруге жол берілмейді.
      117. Камералар мен бокстарда радиоактивтi заттармен жүргiзiлетiн өндiрiстiк операциялар қашықтық құралдары арқылы немесе қасбеттiк қабырғаға герметикалық түрде орнатылған қолғаптар қолдану арқылы орындалуы тиiс. Өңделетiн өнiмдi, жабдықты тиеу мен түсiру, камералық қолғаптарды, манипуляторларды ауыстыру камералардың немесе бокстардың герметикалығын бұзбастан жүргiзiлуi тиiс.
      118. Жұмыс орнындағы радиоактивтi заттардың көлемi жұмысқа қажет ең аз шамада болуы тиiс. Радиоактивтi заттарды таңдау мүмкiндiгi болған жағдайда ерiтiндiлердi емес, меншiк активтілігі неғұрлым төмен ұнтақтарды және радиациялық қауiптiлiк тобы төмен заттарды, ерiтiндiлердi пайдалану керек.
      Үй-жайлар мен қоршаған ортаның радиактивтiк жағынан ластануы мүмкiн операциялар санын мейлiнше азайтқан жөн (ұнтақтарды басқа ыдысқа салу, құрғақтау). Радиоактивтi ерiтiндiлермен қолмен жасалатын операциялар кезiнде автотамшуырлар мен резеңке алмұрты бар тамшуырлар қолдану қажет.
      119. Ашық көздермен жүргiзiлетiн жұмыстарды ұйымдастыру технологиялық процесстер (операциялар) кезiнде түзiлетiн радиоактивтi қалдықтарды мейлiнше азайтуға бағытталуы тиiс.
      120. Жұмыс беттерiнiң, жабдық пен үй-жайлардың радиоактивтi заттармен зертханалық жағдайларда жұмыс iстеу кезiнде ластануын шектеу үшiн сiңiргiштiгi төмен, материалдардан жасалған науалар мен табандықтар, пластик пленкалар, сүзгiш қағаз және бiр жолғы пайдаланылатын басқа да материалдар пайдаланған дұрыс.
      121. Ашық сәулелену көздерiмен жұмыс кезiнде желдеткiш және ауа тазартқыш құрылғылар жұмыс үй-жайлары мен атмосфералық ауаны радиоактивтi ластанудан қорғауды қамтамасыз етуi тиiс. Жұмыс үй-жайлары, тартқыш шкафтар, бокстар, каньондар және басқа технологиялық жабдық ауа ағыны аз ластанған кеңiстiктерден көбiрек ластанған кеңiстiктерге бағытталатын болып құрылған болуы тиiс.
      122. Ұйымның өндiрiстiк ғимараттары мен құрылыстарында ауаны желдету, қалыптауды, сондай-ақ желдету ауасын атмосфераға лақтыруды және оны лақтыру алдында тазартуды жобалау осы санитариялық ережелер мен құрылыс нормалары және ережелерiнiң талаптарына сәйкес жүргiзiлуi тиiс. Радиоактивтiк заттарының атмосфераға шығарындылары халықтың сыни тобында 10 мкЗв/жыл астам доза құрауы мүмкiн ұйымдар үшiн шамамен рұқсат етілген шығарындылары санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде бекiтiледi.
      123. Тасалардан, бокстардан, камералардан, шкафтардан және басқа да жабдықтан аласталатын ластанған ауа атмосфераға лақтырыс алдында тазартылуы тиiс. Ол ауаның тазартылуға дейiн сұйылтылуын болдырмау керек.
      I сыныптың, ал қажет болған жағдайда II сыныптың да жұмыстары жүргiзiлетiн ұйымдарда алаудың жерге түсу орнында атмосфералық ауада радиоактивтi заттардың көлемдiк активтілігін халық үшiн белгiленген доза шегінің квотасынан асырмауды қамтамасыз ететiн мәндерге дейiн төмендетудi қамтамасыз етуге тиiс тартқыш құбырлар көздеу керек.
      124. Егер ауаның жыл бойғы жиынтық шығарындысы ұйым үшiн белгiленген рұқсат етілген шығарынды мәнiнен аспайтын болса, оны сыртқы ауаға тазартусыз аластауға жол берiледi. Бұл орайда халықтың іштей және сырттай сәулелену деңгейлерi белгiленген квоталардан аспауы тиiс.
      125. Ашық сәулелену көздерiмен жұмыстар үшiн тек жалпы ауданның бiр бөлiгi бөлiнетiн ғимараттарда радиоактивтi заттармен жұмыстар жүргiзiлетiн үй-жайлар үшiн және сондай заттарды қолданумен байланыспаған үй-жайлар үшiн бөлек желдету жүйелерiн көздеу қажет.
      126. Ауаның рециркуляциясы жүйесiн қолдану кезiнде I және II сынып жұмыстарына арналған үй-жайлардың радиоактивтi және уытты заттардан тазарту және аэрациялау қамтамасыз етiледi.
      127. Герметикалық камералар мен бокстарда жабық ойықтар жағдайында кемінде 20 миллиметр су бағанының сиретiлуi қамтамасыз етiлуге тиiс. Камералар мен бокстар сирету дәрежесiн бақылау аспаптарымен жабдықталуға тиiс. Тартқыш шкафтар мен тасалардың жұмыс ойықтарындағы ауа қозғалысының есептiк жылдамдығы 1,5 м/с тең қабылдануы тиiс.
      Сиретудi су бағанының 10 миллиметр дейiн ашық ойықтардағы ауа жылдамдығын 0,5 м/с дейiн төмендетуге жол берiледi.
      128. Тартқыш шкафтарды, бокстар мен камераларды қамтамасыздандыратын желдетудi жеке арнайы үй-жайларда орналастыру керек. I сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларда тартқыш камера 2-аймақ үй-жайларының құрамына кiруге тиiс; I сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларына қызмет көрсететiн желдету жүйелерiнде кемінде толық есептiктен 1/3 өнiмдiлiгi бар резервтiк агрегаттар болуы тиiс.
      Қозғалтқыштардың iске қосқыштарында жарық сигнализация болуы тиiс, оларды 3-аймақтың үй-жайларында орналастыру керек.
      129. Эманацияланатын және ұшқыр радиоактивтi заттармен жұмыстар үшiн қоймалардың, жұмыс жайларының және бокстардың тұрақты әрекет ететiн тартқыш желдету жүйесi көзделген болуы тиiс. Жүйеде кемінде толық есептiктен 1/3 өнiмдiлiгi бар резервтiк тартқыш агрегат болуы тиiс.
      130. I және II сыныптардың радиоактивтi заттарымен жұмыстар кезiнде шаң-газ тазартқыш жүйелерi мен қондырғыларын таңдау және құру кезiндегi негiзгi талаптар төмендегiлер болып табылады:
      1) шаң-газ тазартқыш жабдық бiрлiктерiнiң минималды саны;
      2) шаң-газ тазартқыш жабдыққа қызмет көрсету, жөндеу және ауыстыру процесстерін механикаландыру және автоматтандыру, ал қажет болған жағдайларда - бұл жұмыстарды қашықтықтан жүргiзу;
      3) тазартқыш аппараттар мен сүзгiштердiң жұмысының тиiмдiлiгiн бақылау және сигнализация жүйелерiнiң болуы; көп сатылы шаң-газ тазарту жүйeci жағдайында барлық жүйенiң, сондай-ақ оның жекелеген бөлiктерiнiң (сатыларының) жұмысын автоматтандырылған бақылау және сигнализация жүйесi жүзеге асырылуы тиiс;
      4) шаң-газ тазартқыш жабдықты сәулелену көзi ретiнде сенiмдi оқшауландыру, қарау және қызмет көрсету кезiнде персоналының қауiпсiздiгiн қамтамасыз ету.
      131. Сүзгiштер мен аппараттары күрежолдық ауабұрғыштар жүйелерiнiң ластануын төмендету үшiн мүмкiндiгiнше тiкелей бокстардың, камералардың, шкафтардың, жабулардың жанында орнату керек. Аппараттар мен сүзгiштердiң қызмет мерзiмi ауа үшiн өткiзу қабілетiнiң төмендеуi мен радиоактивтi заттар жиналудың нәтижесiнде пайда болатын радиациялық қауiптілік деңгейi бойынша айқындалуы тиiс.
      132. Шаң-газ тазартқыш жабдық бөлек жайларда (ғимараттардың бiр бөлiктерiнде, жеке ғимараттарда) орналастырылған жағдайда оларға негiзгi өндiрiстiк үй-жайларға сияқты талаптар қойылады. Шаң-газ тазартқыш жабдық шатырда орналастырылған жағдайда ол техникалық қабат ретiнде жабдықталған болуы тиiс.
      133. Шаң-газ тазартқыш жабдық жайлары оқшауланған болуға және негiзгi өндiрiстiк үйжайлармен және аймақтармен ауа арқылы қатынаспауы тиiс. Шаң-газ тазартқыш жабдық үй-жайларының кiреберiстерi мен шығаберiстерi санитариялық шлюз арқылы жүзеге асырылуы тиiс.
      134. Шаң-газ тазартқыш жабдық үй-жайларының кешенiнде сүзгiштердi, аппараттарды жөндеу, бөлшектеу, уақытша сақтауға, сондай-ақ жинау және белсендiлiгiн жою құралдарын сақтауға арналған оқшауландырылған үй-жайлардың немесе учаскелердiң болуы мiндеттi.
      135. Шаң-газ тазартқыш жабдық I сыныптағы жұмыстар үшiн учаскелерде орталықтандырып орналастырылған жағдайда шаң-газ тазарту кешенiн жоспарлау негiзiнде аймақтандыру принципi қойылған болуы тиіс.
      136. I сыныптың жұмыстарына және жекелеген II сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларда жабдықты аймақтандырып орналастыру кезiнде персоналдың түтiктiк оқшаулағыш жеке қорғаныш құралдарына (пневматикалық киiмдерiне, пневматикалық дулығаларына, түтiктiк газтұтқыштарына) ауа жiберудi, сондай-ақ жылжымалы тартқыш қондырғыларды тартқыш желдету жүйелерiне қосу мүмкіндiгiн көздеу қажет.
      Түтiктiк қорғау құралдарына ауа жiберу үшiн ауаның қажеттi қысымы мен шығынын қамтамасыз ететiн жеке пневматикалық желi немесе жеке желдеткiштер орнату керек. Түтiктердiң қосылыс орындары шар немесе серiппелi автоматты клапандармен жабдықталған болуы тиiс.
      137. Ашық сәулелену көздерi қолданылатын жұмыстарға арналған үй-жайлардың жылытылуы судың немесе ауаның негiзiнде болуы тиiс.
      138. Барлық сыныптардың ашық сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзiлетiн ұйымдарда суық және жұмыстық сумен жабдықтау және канализация болуы тиiс. Айырмашылық жасауға тек III сыныптың жұмыстары жүргiзiлетiн және елдi мекендерден тыс немесе орталықтанған сумен жабдықтауы жоқ дала зертханалары үшiн жол берiледi.
      Су құбырын, жылыту және шаруашылық-тұрмыстық кәрізге қойылатын талаптар қолданыстағы құрылыс нормалары және ережелерiмен регламенттеледі.
      139. I және II сыныптардың жұмыстарына арналған үй-жайларда раковиналарға жiберiлетiн судың крандарында араластырғыштар болуы және педальдiк, шынтақтық немесе байланыссыз құрылғының көмегiмен ашылуы тиiс. Унитаздарды шаю суды педальдiк ағызу арқылы жүзеге асырылуға тиiс. Қолжуғыштарда қол кептiруге арналған электркептiргiштер болуы тиiс.
      140. Арнайы канализация жүйесi ағын сулардың активтілігін жоюды және оларды технологиялық мақсаттар үшiн қайта пайдалау мүмкiндiгiн көздеуi тиiс. Тазартқыш құрылыстарды арнайы үй-жайларда немесе ұйым аумағының қоршалған учаскесiнде орналастыру керек.
      Арнайы кәріз жүйесi ағын сулардың санын және активтілігін бақылау құралдарымен жабдықталған болуы тиiс. Арнайы кәріз жүйесiнде радиоактивтi ерiтiнділердi ағызуға арналған қабылдағыштар (раковиналар, траптар) тоттануға төзiмдi материалдардан жасалған болуға немесе iшкi және сыртқы үстiңгi беттерiнiң тоттануға төзiмдi активтілігі жеңіл жойылатын жабындылары болуы тиiс. Қабылдағыштардың құрылымы ерiтiндiлердiң шашырау мүмкiндiгiн болдырмауы тиiс.
      141. Ауажеткiзгiштердi, суқұбыры, кәріз және басқа да байланыстар түтiктерiн қабырғалар мен жаппалар арқылы жүргiзу иондаушы сәуледен қорғаудың әлсiреуiне әкелiп соқпауы тиiс.
      142. Санитариялық өткiзу орны ашық сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзiлетiн ғимаратта немесе ғимараттың өндiрiстiк корпуспен (зертханамен) жабық галерея арқылы жалғасқан жеке бiр бөлiгiнде орналастырылуы тиiс.
      Санитариялық өткiзу орнының құрамына: жуыну бөлмелерi, үй киiмiн ілетін орындары, арнайы киiмді ілетін орындары, жеке қорғаныш құралдарын сақтауға арналған үй-жайлар, терi жабындысы мен арнайы киiмдi радиометрлiк бақылау орны, кiрлеген арнайы киiм қоймасы, таза арнайы киiм қоймасы, әжетхана бөлмелерi кiруi тиiс.
      Санитариялық өткiзу орнында педальдiк немесе байланыссыз басқарылатын ауыз су фонтаны болуы тиiс.
      143. Санитариялық өткiзу орнының жоспарлануы персоналдың жұмыс үй-жайларына және керi бағытта бөлек өтуiн қамтамасыз етуi тиiс.
      144. Тұрғылықты санитариялық шлюздер жұмыс үй-жайларының 2 және 3-аймақтарының арасында орналастырылады. Жүргiзiлетiн жұмыстар көлемiне және сипатына байланысты санитариялық шлюздерде мыналар көзделедi:
      1) қосымша жеке қорғаныш құралдарын ауыстырып киюге, сақтауға және алдын ала активтілігін жоюға арналған орындар;
      2) радиациялық бақылау орны;
      3) қолжуғыштар.
      Тұрғылықты санитарлық шлюздерден басқа тікелей жөндеу жұмыстары жүргізілетін жайдың кіреберісінің қасында орнатылатын ықшам санитарлық шлюздер қолдануға болады.
      145. Санитарлық-тұрмыстық жайлардың едені, қабырғалары мен төбелерінің, сондай-ақ шкафтардың үстіңгі беттерінің ылғалға төзімді, радиоактивті заттарды сіңіргіштігі төмен және тазарту мен белсенділігін жоюға оңай мүмкіндік беретін жабындылары болуы тиіс.
      146. Гардеробтағы үй және жұмыс киімін сақтауға арналған орындар саны ауысымда тұрақты немесе уақытша жұмыс істейтін адамдардың максималды санына сәйкес болуы тиіс.
      147. Кірленген арнайы киімге арналған қойманың жайғастырылуы жууға жіберілгетін киімді таза жайларға соқпай көшеге шығарумен жабық тасымалдануды қамтамасыз етуі тиіс. Қойма радиометрлік бақылау орындары мен кірлеген арнайы киім гардеробына жақын орналыстырылуы тиіс.
      Арнайы киімді сұрыптау оның түрі мен радиоактивтік ластану дәрежесі бойынша жүргізілуі тиіс. Ластанған арнайы киім шешінетін жерден қоймаға оралған күйде табысталады.
      148. Дара қорғану құралдарын (алжапқыштар, көзілдіріктер, шаңтұтқыштар, қосымша аяқ киім) сақтауға және беруге арналған жайлар таза ауданда, таза арнайы киім гардеробы мен жұмыс жайларының аралығында жайғастырылуы тиіс.
      149. Тері жабындыларын радиометрлік бақылау орыны жуынатын бөлме мен үй киімі гардеробының аралығында жайғастырылуы тиіс.

8. Радионуклидтермен ласталған немесе құрамында радионуклидтер бар материалдар мен бұйымдарды қолдануға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      150. Радинуклидтер құрамы төмен материалдар мен бұйымдарды шаруашылық қызметте пайдалануға жол беріледі. Құрамында радионуклидтер бар шикізат, материалдар мен бұйымдарды шаруашылық қызметке қолдану мүмкіндігі туралы шешім қабылдау үшін оларды пайдалануды. Жоспарланған түрінде күтістегі 10 мкЗв аспауы тиіс жылдық дара тиімді доза болып табылады, ал жылдық ұжымдық тиімді доза бір адамға-Зв артық болмауы тиіс.
      151. Шаруашылық қызметте пайдалануға түсетін материалдар мен бұйымдардың (металл, ағаш) үстіңгі бетінде бекітілмеген (алынатын) радиоактивтік ластанудың болуына жол берілмейді.
      152. Радинулидерінің меншікті белсенділігі 0,3 килобекккерель килограмнан кем кез келген қатты материалдарды, шикізат пен бұйымдарды шаруашылық қызметте пайдалануға ешқандай шектеулер қойылмайды. Халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы уәкілетті органның нормативтік құқықтық актілерімен жекелеген бета-сәулелегіш радионуклидтер үшін шектеусіз пайдалануға жарамды шикізат, материалдар мен бұйымдар үшін меншікті белсенділіктің анағұрлым жоғары мәндері белгіленеді.
      153. Меншiктi бета-активтілігі 0,3-тен 100 кБк/кг-ға дейiн, немесе меншiктi альфа-активлігі 0,3-тен 10 кБк/кг-ға дейiн, немесе трансуранды радионуклидтер құрамы 0,3-тен 1,0 кБк/кг-ға дейiн шикiзат, материалдар мен бұйымдар тек қолданудың белгiлi бiр түрiне санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде шектеулi түрде пайдалануға жол берiледi. Бұл материалдар мiндеттi радиациялық бақылауға жатады.
      154. Шаруашылық қызметте құрамында табиғи тектi радиоактивтi заттар бар құрылыс материалдары мен тыңайтқыштарды пайдалану РҚН сәйкес болуы тиіс.
      155. Құрамында осы санитариялық ережелердiң 153-тармағында және РҚН келтiрiлген деңгейлерден жоғары радиоактивтi заттар бар бұдан әрi тура мақсаты бойынша пайдалануға арналған материалдар мен бұйымдар белсендiлiгiн жоюға жатады.
      Белсендiлiгiн жоюды материалдар мен бұйымдардың ластану деңгейiн оларды бұдан әрi де қолдануды қамтамасыз ететiн рұқсат етілген мәндерге дейiн төмендету мүмкін болған жағдайларда жүргiзу керек.
      156. Радиациялық объектiден алып кетуге арналған шикiзат, материалдар мен бұйымдардың радионуклидтер құрамы және алынатын радиоактивтiк ластанудың жоқ екенi осы ұйымның радиациялық қауiпсiздiк қызметi бередi.
      157. Қайта өңдеу ұйымдарына жөнелтугe арналған металл шикiзат оның активтілігі жойылғаннан кейiн радиациялық объектiлерде алдын ала қайта балқыту немесе қайта балқытылған металлды пайдаланудың кез келген нұсқасы кезiнде қайтарма радиоактивтi қалдықтар түзiлуiн болдырмайтын өзге бiр түрде қайта өңдеуге жатады.
      158. Құрамында радионуклидтер бар материалдардың активтілігін жою, қайта балқыту немесе өзге бiр түрде қайта өңдеу жүргiзiлетiн ұйымдарда осы жұмыстарды жүргiзу құқығына санитариялық паспорт және осы қызмет түрiне лицензия болуы тиiс. Шикiзатты қайта өңдеу және оны бұдан әрi пайдалану технологиясы санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жасалып, бекiтiлуi тиiс.
      159. Металлдарды алдын ала қайта балқыту немесе өзге бiр түрде қайта өңдеуден кейiн шектеусiз пайдалану үшiн негiзгi ғұмыры ұзақ радионуклидтер бойынша меншiктi активтіліктің сандық мәндерi осы санитариялық ережеге 12-қосымшада келтiрiлген.
      160. Шектеулi пайдалану санатына осы санитариялық ереженiң 153-тармағына сәйкес жатқызылған шикiзат, материалдар мен бұйымдарды пайдалану мүмкін емес немесе үйлесiмсiз болған жағдайда олар өнеркәсiптiк қалдықтарды көму орындарына арнайы бөлiнген учаскелерге жөнелтiледi. Бұл материалдарда алынатын радиоактивтiк ластану болмауы тиiс. Осындай өндiрiстiк қалдықтарды көмудiң тәртiбi, жағдайлары және тәсiлдерi материалдардың активтілігiн алдын ала жою бойынша жұмыстар жүргiзуге санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жүзеге асырылады.
      161. Құрамында осы санитариялық ереженiң 153-тармағында келтiрiлген мәндерден жоғары радионуклидтер бар шикiзат, материалдар мен бұйымдарды пайдалану мүмкін емес немесе үйлесiмсiз болған жағдайда оларды радиоактивтi қалдықтар сияқты iс қылу қажет.

9. Радиоактивтiк қалдықтарды жинауға, пайдалануға және көмуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      162. Радиоактивтi қалдықтар агрегаттық күйi бойынша сұйық, қатты және газ тәрiздес болып бөлiнедi.
      Сұйық радиоактивтi қалдықтарға радионуклидтердiң меншiктi активтілігі РҚН келтiрiлген сумен түсу кезiндегi араласу деңгейлерi мәндерiнен 10 есе асатын бұдан әрi пайдалануға жатпайтын органикалық және органикалық емес сұйықтар, қойыртпақтар және қоқырлар жатады.
      Қатты радиоактивтi қалдықтарға өзiнiң ресурсын аяқтаған пайдаланылмайтын радионуклидтiк көздер, бұдан әрi пайдалануға арналмаған материалдар, биологиялық объектiлер, топырақ, сондай-ақ радионуклидтердiң меншiктi белсендiлiгi РҚН келтiрiлген мәндерден асатын, ал белгiсiз радионуклидтiк құрамы кезiнде меншiктi активтілігі:
      1) бета-сәулелену көздерi үшiн - 100 кБк/кг;
      2) альфа-сәулелену көздерi үшiн - 10 кБк/кг;
      3) трансурандық радионуклидтер үшiн - 1,0 кБк/кг асатын қатайтылған сұйық радиоактивтi қалдықтар жатады.
      Газтәрiздес радиоактивтi қалдықтарға көлемдiк активтілігі РҚН келтiрiлген ДОБ асатын өндiрiстiк процесстер кезiнде түзiлетiн пайдалануға жатпайтын радиоактивтi газдар мен аэрозольдар жатады.
      163. Радиоактивтi қалдықтар меншiктi активтілігі бойынша 3-санатқа - активтілігі төмен, активтілігі орташа және активтілігі жоғары, осы санитариялық ережеге 4-қосымшаның 4-кестесi сәйкес болып бөлiнедi.
      164. Қалдықтар радионуклидтер сипаттамалары бойынша әртүрлi санаттарға жатқызылған жағдайда, олар үшiн қалдықтар санатының неғұрлым жоғары мәні белгiленедi.
      165. Радиоактивтi қалдықтарды олардың түзiлу орындарында жұмыс істеу жүйесi ашық сәулелену көздерiмен жұмыстар жоспарлайтын әрбiр ұйым үшiн жобамен айқындалады. Радиоактивтi қалдықтарды жинау және уақытша сақтау үшiн жағдайлар болмаса радиоактивтi заттармен жұмыстар жүргiзуге жол берiлмейдi.
      166. Газтәрiздес радиоактивтi қалдықтар олардың активтілігін рұқсат етілген шығарындымен регламенттелетін деңгейлерге дейiн төмендету мақсатында сүзгiштерде ұсталуға және (немесе) тазартылуға жатады, одан кейiн атмосфераға шығарыла алады.
      167. Сұйық және қатты радиоактивтi қалдықтармен жұмыс істеу жүйесiне оларды жинақ сұрыптау, орамдау, уақытша сақтау, қалыптау (шоғырландыру, қатайту, сығымдау, жағу), тасымалдау, ұзақ уақыт сақтау және (немесе) көму кiредi.
      168. Ұйымдарда радиоактивтi қалдықтар жинау тiкелей олардың түзiлу орындарында кәдiмгi қалдықтардан бөлек және төмендегiлердi ескеру арқылы жүргiзiлуге тиiс:
      1) қалдықтар санаттары;
      2) агрегаттық күйi (қатты, сұйық);
      3) физикалық және химиялық сипаттамалары;
      4) табиғаты (органикалық және органикалық емес);
      5) қалдықтардағы радионуклидтердiң жартылай ыдырау кезеңi, (15 тәулiктен кем, 15 тәулiктен көп);
      6) жарылыс және от қауiптiлiгi;
      7) қалдықтарды қайта өңдеудiң қабылданған әдiстерi.
      169. Ұйымдарда радиоактивтi қалдықтар жинау үшiн арнайы жинағыштар болуы тиiс. Қатты радиоактивтi қалдықтарды бастапқы жинау үшiн кейiннен жинағыш-контейнерлерге тиелiнетiн пластикат немесе қағаз қаптар пайдалануға болады. Қажет болған жағдайда жинағыштар орналастырылған жерлер олардың шектерiнен тыс сәулеленуді рұқсат етілген деңгейлерге дейiн төмендетуге арналған қорғаушы аспаптармен қамтамасыз етiлуi тиiс.
      170. Үстiңгi бетiне жақын 2 мГр/сағ астам гамма-сәулелену құратын радиоактивтi қалдықтардың жинағыштарын уақытша сақтау және ұстау үшiн арнайы қорғаушы құдықтар немесе қуыстар болуға тиiс. Қалдықтар жинағыштарын құдықтар мен қуыстардан алуды қызмет көрсетушi персоналның артық сәулеленуiн болдырмайтын арнайы құрылғылардың көмегiмен жүргiзiлуi тиiс.
      171. Сұйық радиоактивтi қалдықтар арнайы сыйымдылықтарға жиналуы тиiс. Оларды, олар түзiлетiн ұйымда немесе радиоактивтi қалдықтармен жұмыс істеу бойынша маманданған ұйымда шоғырландыру және қатайту және содан кейiн көмуге жөнелту керек.
      Сұйық радиоактивтi қалдықтардың айтарлықтай саны (күнiне 200 л астам) түзiлуi мүмкiн ұйымдарда жобамен арнайы кәріз жүйесi көзделген болуы тиiс. Арнайы кәріздеуге радиоактивтiк емес ағындар түспеуi тиiс.
      172. Сұйық радиоактивтi қалдықтарды шаруашылық-тұрмыстық және жуын-шашын кәрізіне, су қоймаларына, сорғыш шұңқырларға, құдықтарға, ұңғымаларға, суару өрiстерiне, сүзу өрiстерiне, жерасты суару жүйелерiне және жер бетiне шығаруға тыйым салынады.
      173. Ұйымда түрлi санаттардың радиоактивтi қалдықтарын сақтау жеке үй-жайда, не болмаса II сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларға қойылатын талаптарға сәйкес жабдықталған арнайы бөлiнген учаскеде жүзеге асырылуы тиiс. Радиоактивтi қалдықтарды сақтауды арнайы контейнерлерде жүзеге асыру керек.
      174. Құрамында жартылай ыдырау кезеңi 15 тәулiктен кем радионуклидтер бар радиоактивтi қалдықтар басқа радиоактивтi қалдықтардан бөлек жиналады және активтілігін осы санитариялық ереженiң 162-тармағында келтiрiлген деңгейлерге дейiн төмендету үшiн уақытша сақтау орындарында ұсталады. Осындай ұсталудан кейiн қатты қалдықтар өнеркәсiптiк қалдықтар сияқты аласталады, ал сұйық қалдықтарды ұйым айналмалы шаруашылық-техникалық сумен жабдықтау жүйесiнде пайдалана алады немесе осы санитариялық ережелердiң 162-тармағының талаптарын ескерумен шаруашылық-тұрмыстық кәрізге төгiледi.
      Құрамында органикалық заттардың саны көп радиоактивтi қалдықтардың (тәжiрибелiк жануарлардың өлекселерi) ұстану мерзiмдерi егер тоңазытқыш қондырғыларда немесе тиiстi ерiтiндiлерде сақтау (ұстау) жағдайлары қамтамасыз етiлмесе бес тәулiктен аспауы тиiс.
      175. Өздiгiнен тұтанатын және жарылыс қауiпi бар радиоактивтi қалдықтар көмуге жөнелтуге дейiн қауiпсiз күйге ауыстырылуы тиiс, бұл орайда радиациялық және өрт қауiпсiздiгi шаралары көзделген болуы тиiс.
      176. Радиоактивтi қалдықтарды ұйымнан қайта өңдеу немесе көму үшiн табыстау арнайы контейнерлерде жүргiзiлуге және актiмен ресiмделуi тиiс.
      Орамның (контейнердiң) үстiңгi беттерiндегi радиоактивтiк ластану осы санитариялық ережеге 4-қосымшаның 2-кестесiнде келтiрiлген мәндерден аспауы тиiс.
      177. Радиоактивтi қалдықтарды тасымалдау механикалық берiк герметикалық орамдарда тасымалдау жағдайлары мен тәсiлдерiнiң санитариялық ережелерге сәйкестiгi туралы санитариялық-эпидемиологиялық паспорт осы санитариялық ережеге 11-қосымшасына сәйкес болғанда және санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде жол берiледi.
      178. Радиоактивтi қалдықтарды қайта өңдеудi, сондай-ақ оларды ұзақ уақыт сақтау мен көмудi радиоактивтi қалдықтармен жұмыс істеу бойынша маманданған ұйымдар жүргiзедi.
      Жекелеген жағдайларда егер ол жобамен көзделген болса және лицензия болғанда радиоактивтi қалдықтармен жұмыс істеудің барлық сатылары оларды көмудi қоса бiр ұйымда жүзеге асырылуы мүмкiн.
      Активтілігі жоғары, активтілігі орташа және активтілігі төмен қалдықтарды көму бөлек жүзеге асырылуы тиiс.
      179. Радиоактивтi қалдықтарды көмуге орын таңдау гидрогеологиялық, геоморфологиялық, тектоникалық және сейсмикалық жағдайларды ескерумен жүргiзiлуi тиiс. Бұл орайда ұзақ мерзiмдiк болжамды ескерумен қалдықтардың бүкiл оқшауландырылу мерзiмiнiң iшiнде халықтың және қоршаған ортаның радиациялық қауiпсiздiгi қамтамасыз етiлген болуы тиiс.
      180. Халықтың қатарынан жекелеген адамдардың сақтау және көму сатыларын қоса радиоактивтi қалдықтар нәтижесiнде болған жеке тиiмдi сәулелену дозасы 10 мкЗв/жылдан аспауы тиiс, ал ұжымдық доза жылына бiр адам/зиверттен аспауы тиiс.

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

      181. Радиациялық бақылау адамға РҚН санамаланған барлық иондаушы сәулелену көздерiнiң негiзгi түрлерiн қамтиды.
      182. Радиациялық бақылаудың мақсаты адамның барлық өмір сүру жағдайларында персоналдың, пациенттердiң және халықтың дара және ұжымдық сәулелену дозалары туралы ақпарат, сондай-ақ радиациялық жағдайды сипаттайтын барлық регламенттелетін шамалар туралы мәлiметтер алу болып табылады.
      183. Радиациялық бақылау объектiлерi мыналар:
      1) өндiрiстiк жағдайларда иондаушы сәулелену әсері кезінде А және Б топтарының персоналы;
      2) медициналық рентген-радиологиялық емараларды орындау кезiнде пациенттер;
      3) табиғи және техногендiк сәулелену көздерiнiң әсерi кезінде халық;
      4) адамның өмір сүру ортасы болып табылады.
      184. Техногендiк сәулелену көздерiмен жұмыс iстеу кезiнде радиациялық бақылау персонал мен халықтың сәулелену деңгейлерiн айқындайтын барлық негiзгi радиациялық көрсеткіштерге жүзеге асырылуы тиiс. Әрбiр ұйымда радиациялық бақылау жүйeci бақылау түрлерiнiң, радиометрлiк және дозиметрлiк аппаратура тұрпаттарының, өлшеу орындары мен бақылау кезеңділігiнiң нақты тiзбесiн көздеуi тиiс.
      Өндiрiстiк жағдайларда табиғи сәулелену көздерiнiң персоналын сәулеленудегi үлесi ол жылына 1 мЗв асатын жағдайда бақылануға және есепке алынуы тиiс.
      185. Дара дозиметрлер пайдалану арқылы бақылау А тобының персонал үшiн мiндеттi болып табылады. Персоналының сәулеленуiн дара бақылауға жұмыстар сипатына байланысты мыналар кiредi:
      1) терi жабындылары мен жеке қорғаныш құралдарының ластануын радиометрлiк бақылау;
      2) тура және/немесе жанама радиометрия әдiстерiн қолдану арқылы организмге радиоактивтi заттардың түсу сипатын, динамикасын және деңгейлерiн бақылау;
      3) дара дозиметрлер қолдану арқылы немесе есептiк жолмен сырттай бета-, гамма- және рентгендiк сәулелену сондай-ақ нейтрон дозаларын бақылау.
      Радиациялық бақылаудың нәтижелерi бойынша персоналдың тиiмдi дозаларының мәндерi есептелуге, ал қажет болған жағдайда жекелеген органдардың эквивалентті сәулелену дозаларының мәндерi айқындалуға тиiс.
      186. Радиациялық жағдайды бақылауға жүргiзiлетiн жұмыстар сипатына байланысты төмендегiлер кiредi:
      1) жұмыс орындарында, жапсарлас үй-жайларда, ұйым аумағында, санитариялық-қорғаныш аймағы мен бақылау аймағында рентген, гамма және нейтрондық сәулелену дозаларының қуатын, иондаушы сәулелену бөлшектерi ағынының тығыздығын өлшеу;
      2) жұмыстық үстiңгi беттердiң, жабдықтың, көлiк құралдарының, персоналының жеке қорғаныш құралдарының, терi жабындылары мен киiмiнiң радиоактивтi заттармен ластану деңгейлерiн өлшеу;
      3) жұмыс жайларының ауасындағы газдар мен аэрозольдердiң көлемдiк белсендiлiгiн айқындау;
      4) радиоактивтi заттардың лақтырыстары мен тастандыларының белсендiлiгiн өлшеу немесе бағалау;
      5) санитариялық-қорғаныш аймағы мен бақылау аймағындағы қоршаған орта объектiлерiнiң радиоактивтiк ластану деңгейлерiн өлшеу.
      187. I және II санаттардың объектiлерiн радиациялық бақылау жүйесi мынадай техникалық құралдарды пайдалануға тиiс:
      1) тұрғылықты автоматтандырылған техникалық құралдар негiзiнде үзіліссiз бақылау;
      2) бірге алып жүретiн және жылжымалы техникалық құралдар негiзiнде жедел бақылау;
      3) тұрғылықты зертханалық аппаратура, талдау үшiн сынамалар сұрыптау және дайындау құралдары негiзiнде зертханалық талдау.
      Автоматтандырылған жүйелер ақпарат бақылау, тiркеу, бейнелеу, жинау, өңдеу, сақтау және берудi қамтамасыз етуге тиiс.
      188. Өздiгiнен бөлiнудiң тiзбектi реакциясы туындауы мүмкін сандарда бөлiнетiн материалдармен жұмыстар жүргiзiлетiн үй-жайларда, сондай-ақ ядролық реакторлар мен сыни жинақтауларда және жұмыстар жүргiзу кезiнде радиациялық жағдай елеулi өзгеруi мүмкiн I сыныптың басқа да жұмыстары кезiнде дыбыстық және жарықпен сигнализация құрылғылары бар радиациялық бақылау аспаптарын орнату қажет, ал персонал апаттық дозиметрлермен қамтамасыз етiлген болуы тиіс.
      189. Персоналының сәулелену дозаларын дара бақылаудың нәтижелерi 50 жыл бойына сақталуы тиiс. Жеке бақылау жүргiзу кезiнде жылдық тиiмдi және эквивалентті дозалардың, соңғы тiзбектес 5 жылдағы тиiмдi дозаның, сондай-ақ бүкiл кәсiптік қызмет кезеңi бойына жинақталған жиынтық дозаның есебiн жүргiзу қажет.
      190. Жеке сәулелену дозасы ұйымда деректер базасын құру үшiн одан әрi де жеке карточкаға, сондай-ақ машиналық тасушыға енгiзу жолымен журналда тiркелуi тиiс. Жұмыскер сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзiлетiн басқа ұйымға ауысқан жағдайда оның жеке карточкасының көшiрмесi жаңа жұмыс орнына табысталуы тиiс, түпнұсқасы бұрынғы жұмыс орнында сақталуы тиiс.
      191. Сәулелену көздерiмен жұмыстарға iссапарларға жолданатын тұлғаларға алынған сәулелену дозалары туралы жеке карточкасының толтырылған көшiрмесi берiлуi тиiс. Iссапарға жолданған адамдардың сәулелену дозалары туралы деректер олардың жеке карточкаларына кiруi тиіс.
      192. Техногендiк сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзiлетiн ұйымдарда бақылау деңгейлерi белгiленуi тиiс.
      Бақылау деңгейлерiнiң тiзбесi сандық мәндерi жұмыс жағдайларына сәйкес және санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде айқындалады.
      193. Бақылау деңгейлерiн белгiлеу кезiнде мыналарды ескере отырып оңтайландыру принципiн басшылыққа алу керек:
      1) радиациялық әсердiң уақыт iшiндегi бiркелкi еместiгi;
      2) осы объектiдегi радиациялық әсердiң қол жеткiзiлген деңгейiн рұқсат етілген деңгейден төмен сақтаудың үйлесiмдiгi;
      3) радиациялық жағдайды жақсарту бойынша iс-шаралардың тиімділігі.
      Бақылау деңгейлерiнiң тiзбесi мен сандық мәндерi жұмыстар сипаты өзгерген кезде нақтылануға жатады.
      Атмосфера ауасы мен су қоймалары суындағы радионуклидтердiң көлемдiк және меншiктi бақылау деңгейлерiн белгiлеу кезiнде олардың азық-түлiк тiзбектерi бойынша түсу мүмкiндiгiн және сол жерде жиналған радионуклидтердiң сырттай сәулелеуiн ескеру керек.
      194. Радиациялық бақылаудың нәтижелерi дозалар шектерiнiң мәндерiмен және бақылау деңгейлерiмен салыстырылады. Бақылау деңгейлерiнiң артуын ұйым әкiмшiлiгi талдауы тиiс. Персонал үшiн РҚН белгiленген дозалар шектерiнен немесе халықтың сәулелену квоталарынан асу жағдайлары туралы ұйым әкiмшiлiгi мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарын ақпараттандырады.

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

      195. Мұнай және газды өндіру, өңдеу және тасымалдау барысында уран-238 (бұдан әрі -²³⁸ U), торий -232 (бұдан әрі -²³² Th), сол сияқты калий-40 (бұдан әрі -⁴⁰K) тобынан қоршаған ортаға табиғи радионуклидтер түседі. Радионуклидтер жабдықтардың ішкі бетіне (сорғыш-компрессорлық құбырлардың, сыйымдылықтардың және басқаларының), ұйымның аумағына және жұмысшы үй-жайлардың беттеріне жинақталып, жекеленген жағдайда олардың деңгейі жұмыскерлерді, тұрғындарды жоғарғы деңгейдегі сәуле соққысына ұрындыруы, сол сияқты қоршаған ортаны ластауы мүмкін.
      196. Минералдық органикалық шикізаттарды өндіру және алғашқы өңдеудің технологиялық процессі жүретін жұмыс орындарында (бұдан әрі – МГК) ұйымдарының жұмыскерлерін өндірістік жағдайда табиғи сәуле соққысына ұрындырудың негізгі көздері төмендегілер болуы мүмкін:
      1) құрамында табиғи радионуклидтер бар өнеркәсіптік қалдық сулар;
      2) мұнайгаз өндіретін және өңдейтін ұйымдардың табиғи радионуклидтермен ластанған аумақтары (аумақтың жекеленген бөліктері);
      3) технологиялық жабдықтарда, ұйымның аумағында және жұмысшы үй-жайлардың бетінде жинақталған, 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 процесстер;
      7) құрамында әлдеқайда тиімді буландыру алаңдары бар технологиялық учаскелер (ашық қоймалар мен буландыру алаңдары, өнім мен технологиялық сулардың ағып кететін орындары, сыйымдылықтар мен өнімді сақтайтын қоймалар) және мұнайдың жекеленген фракцияларының қарқынды түрде булануы, судың аэрациялануы мүмкін;
      8) жұмысшы үй-жайларының ауасына радон изотоптарын (радон-222 мен торонның-220) қарқынды түрде түсіруі мүмкін, сол сияқты радон мен торонның ыдырауынан қысқа мерзімді еншілес өнімдер түзілуі (РТӨ мен ТТӨ) мүмкін технологиялық үдерістер;
      9) жұмысшы аумағының ауасында болатын құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік шаң-тозаңдар;
      10) кейбір жағдайда сырттай сәуле соққысына ұрыну көзі - қолданылып жүрген сұйытылған газ толтырылған баллон болуы да мүмкін (газдағы радонның жоғарғы концентрациясы жағдайында гамма сәуле көздері радонның еншілес өнімдері - қорғасын-214, және висмут-214 болып табылады).
      197. Қызметкерлерді өндірістік сәуле көзіне ұрынудағы тиімді дозалар қосындысы табиғи радионуклидтердің гамма сәуле көзінен шығатын сәулеге сырттай ұрынуынан және дем алу арқылы радон изотоптарының және олардың қысқа мерзімдік еншілес өнімдері мен бірге ұзақ өмір сүретін табиғи радионуклидтердің өндірістік шаң-тозаңмен ішке түсуі барысында іштей сәуле-соққысына ұрыну есебінен құралады.
      198. Тұрғындардың және МГК ұйымдары қызметкерлерінің радиациялық қауіпсіздігі мыналар есебінен қамтамасыз етіледі:
      1) қызметкерлердің және тұрғындардың қатерлі топтарының табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын жеке тиімді дозаларын белгіленген шектен асырмау;
      2) МГК-рі объектілерін жобалау кезеңінде радиациялық қауіпсіздік жөніндегі шараларды негіздеу және ұйымның жұмысы барысында құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтармен жүргізілетін жұмыстарды, сол сияқты пайдаланудан шығарылатын нысандардың аумағын сауықтыруға қойылатын талаптарды есепке алу;
      3) МГК ұйымдары қызметкерлерінің табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын жеке дозасының деңгейін және сәуле соққысына ұрынуы мүмкін тұрғындардың қатерлі тобының санын, сол сияқты адамдар өмір сүретін ортадағы объектілердің табиғи радионуклидтермен ластану деңгейін төмендету және қолдау жөніндегі шараларды әзірлеу және жүзеге асыру.
      199. МГК қызметкерлерінің өндірістік жағдайда табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын жылдық жеке тиімді дозасы жылына 5 миллиЗиверттен аспауға тиіс (бұдан әрі - мЗв/жыл).
      200. Радиациялық факторлардың орташа жылдық мәндері, 198 пункте сәйкес жылдық тиімді доза 5 мЗв-ке тең болғанда, олардың әрқайсысының жеке әсері жылдық жұмыс ұзақтығы 2000 сағат жағдайында және жұмыскердің орташа демалу жылдамдығы сағатына 1,2 куб метр (бұдан әрі - м³/сағ) болғанда, төмендегілерден тұрады:
      1) жұмыс орнындағы гамма сәулесінің тиімді дозасының қуаты - сағатына 2,5 микроЗиверт (бұдан әрі - мкЗв/сағ);
      2) демалу аумағындағы ауада радонның эквиваленттік тепе-теңдіктік көлемдік активтілігі (бұдан әрі - ЭТКБ) - куб метрге 310 Беккерель (бұдан әрі - Бк/м³);
      3) демалу аумағындағы ауада торонның эквиваленттік тепе-теңдіктік көлемдік активтілігі - 68 Бк/м³;
      4) өндірістік тозаңдағы, өз қатарындағы мүшелерімен радиоактивтік тепе-теңдікте болатын, уранның-238 меншікті активтілігі 40/f кило Беккерель, бұл жерде f - жұмыскердің демалу аумағындағы ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануы, мг/м³;
      5) өндірістік тозаңдағы, өз қатарындағы мүшелерімен радиоактивтік тепе-теңдікте болатын, торийдың-232 меншікті активтілігі 27/f кило Беккерель, бұл жерде f - жұмыскердің демалу аумағындағы ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануы, мг/м³.
      Жұмыс орнында бір мезгілде бірнеше радиациялық факторлардың әсер етуі орын алғанда төмендегі шарт орындалуға тиіс: жоғарыда көрсетілген мәндерге әсер ететін факторлар мөлшерінің қатынасының қосындысы 1-ден аспауға тиіс;
      6) жұмыскерлердің сәуле соққысына ұрыну жағдайы, 201 пунктте көрсетілгендерден өзгеше болса, онда жылдық радиациялық факторлардың орташа мәнін тиісті аумақтағы мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау органдары белгілейді.
      201. Мұнайгаз саласындағы ұйымдарда құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтарымен жұмыс істеу қолданыстағы санитариялық-эпидемиологиялық ережелер мен нормалардың талаптарына сәйкес жүзеге асырылады.
      202. Мұнайгаз саласындағы ұйымдар қызметкерлерінің өндірістік жағдайда табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын тиімді сәулеге дозасы гигиеналық нормадан аспауы тиіс.
      Жылына қабылдаған дозасы 1 миллизиверттен (бұдан әрі - мЗв/жыл) асқан жағдайда, онда ол қызметкерлер өндірістік жағдайда табиғи сәуле соққысының жоғарғы дозасына ұшырағандар қатарына жатады.
      203. Егер қызметкерлердің жылына табиғи радионуклидтерден қабылдаған дозасы 1 миллиЗиверттен асуы немесе объектінің өндірістік жұмысы барысында құрамында табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті активтілігі 1,5 кБк/кг асатын өндірістік қалдықтар түзілуі мүмкін болса, онда мұнайгаз саласындағы ұйымдарда қызметкерлердің радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын талаптар сақталуы тиіс.
      204. Жоғарғы деңгейдегі табиғи сәуле көздерінің соққысына ұрынушы мұнайгаз саласындағы ұйымдардың немесе жекеленген жұмыс орындарының, сол сияқты құрамында табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтардың тізімі алғашқы радиациялық тексеру кезінде белгіленеді және деректері бойынша оны жекелеп тексеру нақтыланады.
      205. Егер алғашқы радиациялық тексерудің қорытындысы бойынша қызметкерлердің жоғарғы деңгейдегі табиғи сәуле көздерінің соққысына ұрынуы анықталмаса, өндірістік қалдықтардың құрамындағы табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті активтілігі 1,5 кБк/кг аспайтын болса, онда әрі қарай радиациялық бақылау жүргізбеуге болады.
      Бұл ұйымды қайталап тексеру, егер қызметкерлердің қабылдайтын дозасының көбеюіне ықпал етуі мүмкін әлдеқандай өзгерістер болған жағдайда жүргізу керек: жаңа горизонттарды немесе кенорындарын игергенде, өндіру технологиясы өзгергенде, тапсырыс берушілер өзгергенде (шикізатты өңдеу және тасымалдау үшін) және басқа жағдайлар орын алғанда, бірақ 3 жылда кемінде 1 рет болуы керек.
      206. Егер, ұйымда қызметкерлерді жоғарғы деңгейдегі сәуле соққысына ұрындыру анықталмаса, бірақ 1-ші немесе одан да жоғарғы категорияға жататын өндірістік қалдықтар бар немесе түзілуі мүмкін болған жағдайда, өндірістік радиациялық бақылау жүргізу белгіленеді.
      207. Егер тексеріс қорытындысы бойынша қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен өндірістік сәуле соққысына ұрынуының жылдық дозасы 1 мЗв-тен асатыны анықталса, онда радиациялық жағдайға дозаның құрылымын және қызметкерлер қабылдайтын сәуле деңгейлерінің жиынтығын анықтау мақсатында егжей-тегжейлі тексеріс жүргізіледі.
      208. Егер қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен өндірістік сәуле соққысына ұрынуының жылдық дозасы 1 мЗв-тен - 2 мЗв-ке дейін болса, онда қызметкерлердің ең жоғарғы деңгейде сәуле соққысына ұрынатын жұмыс орындарында радиациялық бақылау жүргізу керек.
      209. Қызметкерлердің өндірістік сәуле соққысына ұрынуының жылдық дозасы 2 мЗв-тен асатын ұйымдарда, қабылданатын сәуле дозасына тұрақты өндірістік бақылауды өндірістік радиациялық бақылау бағдарламасына сәйкес жүргізіп, сол сияқты сәуле соққысының деңгейін төмендетуге бағытталған шараларды жүзеге асыру керек.
      Егер сәуле деңгейін белгіленген нормативтік деңгейден жедел түрде төмендету мүмкін болмаған жағдайда, қызметкерлер жұмыс жағдайына байланысты А тобының персоналдарына теңестіріледі.
      210. МГК ұйымдарының әсері бар аумақта тұратын тұрғындардың радиациялық қауіпсіздігі қамтамасыз етілген болып есептеледі, сол жағдайда, егер ұйымның ағымдағы жұмысы жағдайында және жұмысы аяқталуына байланысты аумаққа сауықтыру жүргізілгеннен кейін де тұрғындардың қатерлі тобының қабылдайтын орташа жылдық тиімді дозасы 0,1 мЗв-тен аспайтын болса.
      211. Өндірістік бақылаудың бағдарламасын әзірлеу барысында мыналарды жүргізу қажет:
      1) қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен өндірістік сәуле соққысына ұрынуы мүмкін деңгейі жоғарғы дозасын және ұйымдағы өндірістік қалдықтардың болуын есепке ала отырып, радиациялық жағдайға алғашқы баға беру;
      2) қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен алатын өндірістік сәуле дозасының құрылымын, сәулеге ұрыну жолдарын және негізгі сәуле көздерін анықтау, сол сияқты өндірістік қалдықтарды жіктеу мен өндірістік бақылаудың түрі мен көлемін белгілеуді қосып есептеп радиациялық жағдайға толық баға беру (осы санитарлық ережеге 13-қосымшаға сәйкес).
      212. Өндірістік радиациялық бақылау мынадай көрсеткіштерді анықтаулары тиіс:
      1) өндірістік қалдықтардың құрамындағы табиғи радионуклидтердің меншікті және тиімді меншікті активтілігін (бұдан әрі - А_тиім);
      2) өндірістік қалдықтардың құрамындағы табиғи радионуклидтердің қалдықтардың және жұмыс орны бетінен (кәсіптік маршраутта) 0,1 м қашықтықтағы гамма-сәуле көзінің қуатын;
      3) жұмысшы аумағындағы ауаның жалпы тозаңдануының орташа жылдық мәнін және шаң-тозаңдағы табиғи радионуклидтердің меншікті активтілігін;
      4) жұмысшы аумағының ауасындағы радон изотоптарының ЭТКБ.
      213. МГК ұйымдарындағы қызметкерлердің сәуле соққысына ұрыну деңгейін бағалау және өндірістік қалдықтардың категориясын белгілеу үшін жүргізілетін радиациялық бақылаудың әдістері төмендегілерді қамтамасыз етуге тиіс:
      1) өндіріс қалдықтарынан алынған, салыстырмалы қателіктер қосындысы 20 % артық емес, сынамадағы А_тиім мәнін анықтау, бұл әдіс бойынша жүргізілген өлшеулер уран және торийдың тепе-теңдіктегі қатарлары үшін де, сол сияқты ондағы радиоактивтік тепе-теңдіктің жоқтығы жағдайында да А_тиім сандық мәнін анықтауды қамтамасыз етуге тиіс, ал қойылатын талап, А_тиім мәні 1000 Бк/кг-дан артық болғанда, анықталатын қателіктер қосындысын 20 %-нан аспауы міндетті;
      2) өндірістік қалдықтардың және жұмыс орнының бетінен 0,1 м қашықтықта 0,1 микроГрей/сағ. және одан да жоғары деңгейде гамма-сәуле көзінің қуатына нақты өлшеу жүргізу;
      3) радон ЭТКБ-нің мәні - 25 Бк/м³ жоғары және торон - ЭТКБ-нің мәні - 5 Бк/м³ жоғары жағдайында, қателіктер қосындысы 30 % артық емес ауадағы радон изотоптарының ЭТКБ-сын өлшеу;
      4) ұйымның жұмыскерлері дем алатын аумақтағы 1 мг/м³ және одан да жоғары деңгейінде ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануын нақты анықтау;
      5) жұмыскерлердің дем алу аумағындағы өндірістік тозаңда уран-238 және торий-232 қатарындағы негізгі радионуклидтер үшін табиғи радионуклидтердің меншікті активтілігін анықтау (осы санитариялық ережеге 14-қосымшаның 1, 2-кестелері).
      214. Өндірістік радиациялық бақылау жүргізу барысында жұмыскерлердің табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын дозасын анықтау мақсатында радиациялық факторлардың дозалар қосындысына үлесі 20 % асатын мәндеріне аспаптық өлшемдер жүргізуге рұқсат етіледі. Бұл жағдайда дозалар қосындысына бақыланбайтын параметрлердің үлесі тиісті коэффициенттерді енгізу арқылы есептелуі керек.
      215. Өндірістік қалдықтарды алғашқы сұрыптау (сыныбын бағалау) стандарттық жағдайда қалдықтың массасы мен орналастыру түрін, өлшейтін нүктелерінің орналасуын есепке ала отырып, гамма-сәуле көзінің дозалық қуатын өлшеу арқылы жүзеге асырылады. Аталған өлшемдер үшін ауыспалы коэффициент қалдықтарға гамма-спектрлік талдау жүргізу негізінде анықталады. Өндірістік қалдықтардың сыныбын ақырғы рет белгілеу гамма-спектрлік талдаулардың қорытындысы бойынша жүргізіледі.

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

      216. Металл сынықтарын жинаумен (дайындаумен), сақтаумен, қайта өңдеумен және сатумен шұғылдануға лицензиясы бар заңды тұлғалар, ұйымға келіп түсетін барлық металл сынықтарының тобына өндірістік радиациялық бақылау жасауды қамтамасыз етуі керек.
      217. Металл сынықтарына жүргізілетін радиациялық бақылау мыналарды қамтамасыз етуі тиіс:
      1) металл сынықтарының партиясы беті жанында гамма-сәулесінің деңгейі табиғи фоннан 0,05 мкЗв/сағ асқанын анық түрде анықтау;
      2) металл сынықтары партиясының үстінен (көлік жүйесінен) 10 см ара қашықтықта гамма-сәулесінің БДҚ-сын 0,2 мкЗв/сағ асатын барлық жергілікті сәуле көздерін анықтау;
      3) тексеріс жүргізетін орындардағы альфа сәуле көзі ағынының тығыздығын нақты анықтау;
      4) тексеріс жүргізетін орындардағы бета сәуле көзі ағынының тығыздығын нақты анықтау;
      218. Өндірістік радиациялық бақылау мынандай жағдайларда жүргізіледі:
      1) металл сынықтарын сақтап жинайтын орындарға, қоймаларға (алаңдарға) қабылдағанда;
      2) металл сынықтарының партиясын сатуға дайындағанда;
      3) металл сынықтары тиелген көліктерді тұтынушыға жіберердің алдында;
      4) тұтынушы металл сынықтарын алғанда;
      5) иондайтын сәуле көздері бар құралдарды, аппараттарды немесе басқа да жабдықтарды тасыған көліктерді өңдегенде;
      6) көліктегі құралдардың сәуле көзінің шкаласы құрамында тұрақты түрде әсер ететін радионуклидтері бар екені анықталған көліктерді өңдегенде;
      7) радиоактивті заттар сақталған немесе тасымалдаған көліктерді өңдегенде.
      219. Металл сынықтары партиясының радиоактивті ластануының бақыланатын өлшемдеріне мыналар жатады:
      1) гамма-сәулесінің БДҚ-сы;
      2) альфа-бөлшектері ағынының тығыздығы;
      3) бета-бөлшектері ағынының тығыздығы.
      220. Өндірістік радиациялық бақылау жүргізу үшін, металл сынықтары осы ережелер бойынша радиоактивті түрде ластанғанда, дозиметриялық және радиометриялық аппаратураларды қолданады. Өндірістік радиациялық бақылау жүргізетін аппаратуралардың Мемлекеттік тексерістен өткізілгендігі туралы сертификаты болуы керек.
      221. Радиациялық бақылаудың қорытындысы осы санитариялық ережеге 15-қосымшада көрсетілген арнайы журналда тіркеледі.
      222. Өндірістік радиациялық бақылау, осы санитарлық ережеге 16-қосымшада көрсетілген металл сынықтарына өндірістік радиациялық бақылау жүргізетін әдістемеге сәйкес жүргізіледі.
      223. Әртүрлі құрал-жабдықтар, көліктік құралдары және басқа да түсті және қара металлдан жасалған бұйымдар бөлшектену алында радиациялық бақылаудан өтуі керек. Радиоактивті бар құрал-жабдықтардың, сондай-ақ тұрақты әсер ететін жарық құрамы бар аспаптардың иесі, оларды бөлшектеп тексеріске дайындауы керек.
      224. Құрал-жабдықтар мен аспаптарды бөлшектегеннен кейін оларға өндірістік бақылау қайта жүргізіледі.
      225. Металл сынықтарын пайдаланудан бұрын, оларды жинауға арналған алаңдар мен үй-жайларға өндірістік радиациялық бақылау жүргізіледі.
      Алаңның үсті қатты жабындымен жабылып, жауын-шашын сулары ағып кететіндей еңіс ойықтармен жабдықталып, жан-жағынан қоршалып, жарықтандырылуы керек.
      226. Металл сынықтарының партиясын мынадай жағдайда сатуға рұқсат етіледі:
      1) металл сынықтарының бетіндегі гамма-сәуле көзінің БДҚ-сы табиғи фонның үстінде 0,2 мкЗв/сағ аспаса;
      2) альфа сәулесінің тығыздығы 1 шаршы сантиметрге 0,04 беккерель (бұдан әрі - Бк/см²) аспаса;
      3) бета сәулесінің тығыздығы 1 шаршы сантиметрге 0,4 Бк/см² аспаса.
      227. Заңды тұлғалар гамма-сәуле көзінің деңгейі табиғи фонның үстінен 0,2 мкЗв/сағ асатын аумаққа бөтен адамдардың кіруін шектейтін шараларды қолдануы керек.
      228. Металл сынықтарының радиоактивті ластану анықталған жағдайда, заңды тұлғалар жұмысты шұғыл тоқтатып, ол туралы 24 сағат ішінде санитариялық-эпидемиологиялық қызметтің мемлекеттік органдарын хабардар етуі тиіс.
      229. Металл сынықтары партиясының кейбір учаскелерінде радиациялық ластану анықталған жағдайда жүргізілетін өндірістік радиациялық бақылау мынадай жұмыстарды қамтуы тиіс:
      1) металл сынықтарының партиясын толық тексеріп, ондағы локальды түрде кездесетін барлық гамма-сәуле көзін анықтау;
      2) металл сынықтары партиясының бетіндегі гамма-сәулесінің БДҚ-сына өлшеу жүргізу;
      3) металл сынықтарының бетінде альфа және бета радионуклидтерімен ластануы орын алғанда міндетті және толық түрде тексеріс жүргізу;
      4) металл сынықтарындағы радионуклидттердің гамма-сәулесі (табиғи радиациялық фон үстіндегі) БДҚ-сының 0,05 мкЗв/сағ аспайтын төменгі сенімді шегімен қоса гамма-сәулесінің барлығын анықтау;
      5) өлшеу жүргізілетін орындағы альфа-сәуле көзі ағынының тығыздығы 0,04 (бөлшектен (см².с) асатындығын анық түрде анықтау;
      6) өлшем жүргізілетін орындағы бета-сәуле көзі ағынының тығыздығы 0,4 (бөлшектен (см².с) асатындығын анық түрде анықтау.
      230. Металл сынықтарында анықталған барлық локальды радиоактивті көздер алып тасталып, өңделуге жіберілуі тиіс.
      231. Радиоактивтік сәуле көзін металл сынықтарының арасынан алып тастау жұмыстарын осы ұйымның арнайы дайындалған қызметкері жүргізеді.
      232. Металл сынықтарының партиясынан алынған локальды радиоактивті көздерді уақытша сақтау үшін, металлдан жасалған контейнерге салып, сақталуын және бөтен адамдардың рұқсатсыз кіруіне мүмкіндік тудырмайтын осындай жағдайға арнайы жасалған үй-жайларда орналастырады. Жергілікті сәуле көзі бар контейнер орналасқан үй-жайдың сыртқы қабырғаларының бетіндегі гамма-сәулесінің БДҚ-сы (табиғи фонды есепке алмағанда) 0,1 мкЗв/с аспауы керек. Жергілікті сәуле көзін сақтау және оны көму тәртібі аумақтық мемлекеттік санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарымен келіседі.

13. Жеке қорғаныш және жеке бас гигиенасы құралдарын қолдануға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      233. Сәулелену көздерiмен жұмыс iстейтiндердiң немесе осындай жұмыстар жүргiзiлетiн учаскелерде болатындардың барлығы жұмыстар түрi мен сыныбына сәйкес жеке қорғаныш құралдарымен қамтамасыз етiлуi тиiс.
      234. Ашық түрдегi радиоактивтi заттармен I сыныптың жұмыстары кезiнде немесе II сынып жұмыстарының жекелеген түрлерi кезiнде персоналында жеке қорғаныштың негiзгi құралдарының жиынтықтамасы, сондай-ақ ықтимал радиоактивтiк ластану деңгейi мен сипатына байланысты қосымша қорғану құралдары болуы тиiс.
      Жеке қорғаныш құралдарының негiзгi жиынтықтамасына арнайы iшкиiм, шұлық, комбинезон немесе костюм (шекпен, шалбар), арнайы аяқ киiм, телпек немесе дулыға, бiр мәртелiк сүлгiлер немесе бет орамалдар, тыныс органдарын қорғау құралдары (ауаның ластануына байланысты) кiредi.
      II сыныптың жұмыстары кезiнде және III сыныптың жекелеген жұмыстары кезiнде персонал халаттармен, қалпақтармен, қолғаптармен, жеңiл аяқ киiммен және қажет болған жағдайда тыныс ал мүшелерінің қорғаныш құралдарымен қамтамасыз етiлуi тиiс.
      235. Радиоактивтi заттармен жұмыстар үшiн жеке қорғану құралдары активтілігі жақсы жойылатын материалдардан жасалуға не болмаса бiр рет қолданылатын болуы тиiс.
      236. Радиоактивтi ерiтiндiлермен және ұнтақтармен жұмыс iстейтiндерде, сондай-ақ радиоактивтiк заттармен жұмыстар жүргiзiлетiн үй-жайларды жинайтын персоналда жеке қорғаныш құралдарының негiзгi жиынтығы басқа қосымша ұлпалық материалдардан немесе полимерлi жабындысы бар материалдардан жасалған арнайы киiм: алжапқыштар, шынтаққаптар, жартылай халаттар, резина және пластик аяқ киiм болуы тиiс.
      237. Радионуклидтермен ластанған металлды дәнекерлеу немесе кесу бойынша жұмыстар атқаратын персонал ұшқынға төзiмдi активтілігі жақсы жойылатын материалдардан жасалған арнайы жеке қорғаныш құралдарымен жабдықталуы тиiс.
      238. Тыныс алу мүшлерінің қорғаныш құралдарын (сүзгiш немесе оқшаулағыш) үй-жай ауасының радиоактивтi заттармен ықтимал аэрозольдiк ластану жағдайларында (ұнтақтармен жұмыстар жүргiзу, радиоактивтi ерiтiндiлердi буландыру) қолдану қажет.
      239. Үй-жайдың ауасы радиоактивтi газдармен немесе булармен ластану мүмкiн жұмыстар кезiнде (апаттарды жою, жөндеу жұмыстары) немесе сүзгiш құралдар қолдану радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етпейтiн болса оқшаулағыш қорғану құралдарын (пневматикалық костюмдер, пневматикалық дулығалар, ал жекелеген жағдайларда - дербес оқшаулағыш аппараттар) қолдану керек.
      240. Жоғары сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайлардан оған қарағанда төмен сыныптың жұмыстарына арналған үй-жайларға өту кездерiнде жеке қорғаныш құралдарының радиоактивтiк ластану деңгейлерiн бақылау қажет, ал екiншi ауданнан үшiншi ауданға өту кездерiнде қосымша жеке қорғаныш құралдарын шешу қажет.
      241. Рұқсат етілген деңгейлерден жоғары ластанған арнайы киiм мен iшкиiм активтілігін жою үшiн арнайы кiр жуу орындарына жөнелтiлуi тиiс. Негiзгi арнайы киiм мен iшкиiм ауыстыруды персонал кемінде он күндe бiр рет жүзеге асыруы тиiс.
      Жеке қорғанудың қосымша құралдары (ұлпалық, резина, полимерлiк жабындысы бар) әр пайдаланудан кейiн санитариялық шлюзде немесе басқа арнайы бөлiнген жерде алдын ала активтілігін жоюға ұшырауы тиiс. Егер активтілігін жоюдан кейiн олардың қалдық ластануы рұқсат етілген деңгейден жоғары болса, қосымша жеке қорғаныш құралдары арнайы кiр жуу орынына жөнелтiлуi тиiс.
      242. Жеке киiм мен аяқ киiмнiң радиоактивтiк ластануын болдырмау керек. Осындай ластану анықталған жағдайда жеке киiм мен аяқ киiм радиациялық қауiпсiздiк қызметiнiң бақылауымен активтілігін жоюға, ал оны тазалау мүмкiн болмаған жағдайда көмiлуге жатады.
      243. Ашық түрдегi радиоактивтi заттармен жұмыстарға арналған үй-жайларда мыналарға тыйым салынады:
      1) қызметкерлердiң жеке қорғаныш құралдарынсыз болуына;
      2) ас iшуге, темекi шегуге, косметикалық заттарды пайдалануға;
      3) азық-түлiк өнiмдерiн, темекi бұйымдарын, үй киiмiн, косметикалық заттар мен жұмысқа қатысы жоқ басқа да заттар сақтауға.
      244. Радиоактивтi заттармен жұмыстар жүргiзiлетiн үй-жайлардан шығар кезде арнайы киiм мен басқа жеке қорғаныш құралдарының радиоактивтiк ластануын тексеру, оларды шешу және радиоактивтiк ластануы анықталған жағдайда активтілігін жоюға жiберiлуi, ал қызметкердiң өзi жуынатын бөлмеде жуынуы тиiс.
      245. Ас iшу үшiн ыстық су тартылған қолжуғышпен жабдықталған, ашық түрде радиоактивтi заттармен жұмыстар жүргiзiлетiн үй-жайлардан оқшауланған арнайы үй-жай көзделуi тиiс.
      246. Терi жабындыларының радиоактивтiк ластану жағдайлары ықтималдығы бар радиациялық объектiлерде олардың активтілігін жою құралдары ретiнде ластануды тиiмдi аластайтын және радионуклидтердiң терi арқылы организмге түсуiн ұлғайтпайтын препараттар (жуғыш құралдар) пайдаланылады. Соңғы мән-жай уыттылығы жоғары радионуклидтермен жұмыстар кезiнде айқындаушы болып табылады.

14. Медициналық сәулелендiру кезiнде пациенттер мен халықтың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      247. Пациенттер мен халықтың медициналық сәулелендiрудiң барлық түрлерi (профилактикалық, диагностикалық, емдiк, зерттеушiлiк) кезiндегi радиациялық қауiпсiздiгi сәулеленушiлер үшiн пайданың зияннан сөзсiз басымдығы жағдайында рентген-радиологиялық процедуралардан максималды тиімділігін қол жеткiзу және радиациялық зиянды жан-жақты азайту арқылы қамтамасыз етiлуі тиiс.
      248. Диагностикалық ақпарат немесе терапевтiк эффект алу мақсатында пациенттердi медициналық сәулелендiру тек дәрiгердiң тағайындауымен және пациенттiң келiсiмiмен жүргiзiледi. Тиiстi процедураны өткiзу туралы түпкiлiктi шешiмдi рентгенолог дәрiгер немесе радиолог дәрiгер қабылдайды.
      249. Медициналық диагностикалық сәулелендiру басқа эквиваленттілі диагностикалық әдiстер жоқ болса немесе қолдану мүмкiн болмаса, немесе ақпарат тұрғысынан жеткiлiксiз болған жағдайларда медициналық көрсетiмдер бойынша жүзеге асырылады.
      250. Сәулелiк диагностика мен терапияның барлық қолданылатын әдiстерi денсаулық сақтау саласында уәкiлеттi органымен бекiтiлген болуы тиiс. Әдiстер суреттемесiнде процедуралар орындаудың оңтайлы режимдерi және олардың орындалу кезiнде пациенттiң сәулелену деңгейлерiн көрсету қажет.
      251. Рентгенрадиологиялық диагностикалық зерттеулердiң барлық түрiнің жүргiзiлу тәртiптемесi детерминделген сәулелiк эффектiлердiң болмауына кепiлдiк беруi тиiс.
      252. Адамдарды ғылыми медициналық ақпарат алу мақсатында сәулелендiру санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде зерттелушiлерге сәулелендiрудiң ықтимал салдарлары туралы мәлiметтер табысталғаннан кейiн олардың мiндеттi жазбаша түрдегi келiсiмi жағдайында сәулелендiрудiң белгiленген шақтамалы деңгейлерiнiң шектерiнде жүзеге асырылады.
      253. Сәулелiк терапия жүргiзу кезiнде пациентте сәулелiк асқынулардың алдын алу үшiн шаралар қабылданады.
      254. Рентгенрадиологиялық медициналық зерттеулер мен сәулелiк терапия үшiн Дәрілік заттардың, медициналық мақсаттағы бұйымдар мен медициналық техниканың мемлекеттік тізіліміге енгiзiлген және оны iске пайдалану құқығына санитариялық паспорты бар аппаратура пайдаланылуы тиiс.
      255. Сәулелiк терапия мен диагностика бөлiмдерi (бөлiмшелерi) емдiк-диагностикалық процедуралар атқару кезiнде пациенттi және персоналын радиациялық қорғаудың жылжымалы және дара құралдарының мiндеттi жинағы болуы және қолданылуы тиiс.
      256. Түрлi рентгенрадиологиялық бөлiмдер мен кабинеттердегi пациенттi және персоналын қорғаудың табельдiк құралдарының халықтың санитариялық-эпидемиологиялық салауаттылығы саласындағы уәкiлеттi органы бекiтедi.
      257. Фармакологиялық радиопротекторларды тәжiрибеде пайдалануға тек санитариялық паспорт бар болғанда жол берiледi.
      258. Рентгенрадиологиялық медициналық диагностикалық және терапевттiк бөлiмшелерiнiң заңмен белгiленген тәртiпте тиiстi лицензиялары болуы тиiс.
      259. Рентгенрадиологиялық диагностикамен және терапиямен айналысатын медициналық персонал пациенттердің дара сәулелену дозаларын мүмкiндiгiнше төмен деңгейде сақтай отырып оларды қорғауды жүзеге асырады. Пациент алған доза тiркеуге жатады.
      260. Пациенттің әрбiр жүргiзiлген рентгенрадиологиялық зерттеуден және сәулелiк терапия процедураларынан алған сәулелену дозалары оның амбулаториялық картасына мiндеттi қосымша болып табылатын дербес медициналық сәулелену дозаларын есепке алу парағына енгiзiлуi тиiс.
      261. Пациенттiң жинақталған медициналық диагностикалық сәулелену дозасы 0,5 Зв жеткенде егер сәулелiк процедуралар өмiрлiк мәнi бар қажеттілікпен байланысты болмаса, оның сәулеленуiн бұдан әрi шектеу бойынша шаралар қабылданады.
      262. Пациенттiң талабы бойынша оған күтiстегi немесе алынған сәулелену дозасы туралы және рентгенрадиологиялық процедуралар жүргiзудiң ықтимал салдарлары туралы ақпарат табысталады.
      263. Медицина персоналына өзiнiң кәсiби сәулеленуiн қысқарту мақсатында пациенттiң сәулеленуiн ұлғайтуға жол берілмейді.
      264. Пациентке терапевттiк мақсатта радиофармацевттiк препарат енгiзу кезiнде дәрiгер оған ұрпақ өндiруден уақытша бой тартуға кеңес беруi тиiс.
      265. Радиофармацевттiк құралдарды диагностика және терапия мақсатында жүктi әйелдерге енгiзуге жол берiлмейдi.
      266. Диагностика немесе терапия мақсатында емшек емiзетiн аналарға радиофармацевттiк препараттар енгiзу кезiнде баланы емшекпен қоректендiру уақытша тоқтатыла тұруы тиiс. Емшек емiзудi тоқтату мерзiмi енгiзiлетiн препараттың түрi мен санына байланысты және жеке нұсқаулықтармен айқындалады.

15. Табиғи сәулелену көздерiнiң әсер етуі кезінде радиациялық қауiпсiздiкті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      267. Өндiрiстiк жағдайларда табиғи сәулелену көздерiнің әсерi кезiнде радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету бойынша талаптар жұмыскерлердiң табиғи радионуклидтерден сәулеленуi 1 мЗв/жыл асатын кез келген ұйымдарға қойылады. Оларға соның iшiнде жер асты жағдайларында жұмыстарды жүзеге асыратын (урандық емес кенiштер, шахталар), сондай-ақ табиғи радионуклидтердiң құрамы жоғары минералдық және органикалық шикiзат қазбалайтын және қайта өңдейтiн ұйымдар жатады. Урандық емес кенiштер мен басқа да жер асты құрылыстарының жобалық құжаттамасында радиациялық қауiпсiздiк мәселелерi бейнеленген болуы тиiс.
      Табиғи радионуклидтер (уран, радий, торий) алу мақсатында кен қазбалайтын және қайта өңдейтiн ұйымдар, сондай-ақ осы радионуклидтердi пайдаланатын ұйымдар техногендiк сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзетiн ұйымдарға жатады.
      268. Өндiрiстiк мақсаттағы ғимараттар тұрғызу үшiн аумақтың топырақ үстiнен радон ағынының тығыздығы 250 микробеккерель секундына шаршы метр (бұдан әрi - мБк/(м²хс) аспайтын учаскелерiн таңдау керек. Ғимаратты тұрғызу топырақ үстiнен радон ағынының тығыздығы 250 мБк/(м²xc) асатын учаскеде жобалау кезiнде ғимараттың жобасында радоннан қорғану жүйесi ұсынылуы тиiс.
      269. Техногендiк сәулелену көздерiмен жұмыстар жүргiзiлмейтiн ұйымдарда жұмыскерлердің өндiрiстiк жағдайларда табиғи сәулелену деңгейлерi РҚН келтiрiлген мәндерден аспауы тиiс. Жұмыс ұзақтығын өзгерту, радиациялық әсер деңгейiн айқындайтын өндiрiстiк шаңдағы радионуклидтердің радиоактивтiк тепе-теңдiгiнің бұзылу жағдайларында ұйым әкiмшiлiгi санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде радиациялық әсердi бақылау деңгейлерiн белгiлеуi тиic.
      270. Табиғи сәулелену көздерiмен шарттасылған радиациялық жағдайды бақылау жүзеге асырылуға тиiс жұмыс жасаушы ұйымдардың, цехтардың немесе жеке жұмыс орындарының тiзбесiн құрастыру үшiн оларға бастапқы тексеру жүргiзу керек.
      271. Егер тексеру нәтижесiнде ұйымда жұмыскерлердiң 1 мЗв/жыл сәулелену дозаларынан асу жағдайлары анықталмаған болса онда бұдан әргi радиациялық бақылау мiндеттi болып табылмайды. Алайда өндiрiстiк технологияны жұмыскерлердiң сәулеленуiнiң ұлғаюына әкелiп соғуы мүмкiн түрде елеулi өзгерту кезiнде қайтара тексеру өткiзу керек.
      272. Дозаның ұлғаюы 1 мЗв/жыл белгiленген, бiрақ дозаның 2 мЗв/жыл ұлғаюы жоқ ұйымдарда жұмыскерлердiң сәулелену деңгейлерi ең жоғары жұмыс орындарында iрiктелген радиациялық бақылау өткiзу керек.
      273. Жұмыскерлердiң сәулелену дозалары 2 мЗв/жыл аспайтын ұйымдарда сәулелену дозаларын тұрақты бақылау жүзеге асырылуға және оларды төмендету бойынша iс шаралар жүргiзiлуi тиiс.
      274. Белгiленген нормативтен (5 мЗв/жыл) асу анықталған жағдайларда ұйым әкiмшiлiгi жұмыскерлердiң сәулеленуiн төмендету бойынша барлық қажеттi шаралар қабылдайды. Көрсетiлген нормативтi сақтау мүмкiн болмаған жағдайда осы санитариялық ережелердiң269-тармағында аталған ұйымдарда тиiстi жұмыскерлердi жұмыс жағдайлары бойынша техногендiк сәулелену көздерiмен жұмыс iстейтiн персоналына теңестiруге жол берiледi. Қабылданған шешiм туралы ұйым әкiмшiлiгi мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына хабар бередi.
      Жұмыс жағдайлары бойынша техногендiк сәулелену көздерiмен жұмыс iстейтiн персоналына теңестiрiлген тұлғаларға А тобының персонал үшiн белгiленген радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету бойынша барлық талаптар таралады.
      275. Өндiрiс қалдықтары осы санитариялық ережелердің 9-бөлiмiнде келтiрiлген өлшемдер бойынша радиоактивтiлер санатына жататын ұйымдарда оларды жинау, уақытша сақтау және көму ұйымдастырылуға тиіс.
      276. Халықтың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз ету бойынша талаптар реттелетiн табиғи сәулелену көздерiне: радон изотоптарына және олардың жайлардың ауасында ыдырау өнiмдерiне, құрылыс бұйымдарында болатын табиғи радионуклидтердiң гамма-сәулеленуіне, ауыз суда, тыңайтқыштарда және пайдалы қазбаларда болатын табиғи радионуклидтерге таралады.
      277. Халықтың радиациялық қауiпсiздiгiнiң салыстырмалы дәрежесiн табиғи сәулелену көздерiнiң тиiмдi дозаларының төмендегi мәндерi сипаттайды: 2 мЗв/жыл кем - сәулелену елдiң тұрғындары үшiн табиғи сәулелену көздерi дозаларының орташа мәндерiнен аспайды; 2-ден 5 мЗв/жыл дейiн - жоғарылатылған сәулелену; 5 мЗв/жыл астам - жоғары сәулелену. Сәулеленудiң жоғары деңгейлерiн төмендету бойынша iс-шаралар бiрiншi кезектi тәртiпте жүзеге асырылуға тиiс.
      278. Тұрғын үйлер мен әлеуметтiк-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттар тұрғызу үшiн аумақтардың учаскелерiн таңдау кезiнде гамма-аясы 0,3 мкГр/сағ. аспайтын және топырақ үстiнен радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м²хс) артық емес учаскелер бөлiнедi.
      279. Ғимарат тұрғызу үшiн радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м²с) артық учаске бөлiнген кезде ғимараттың жобасында радоннан қорғану жүйесi көзделген болуға тиiс (тұтасқұйма бетон тұғырық, подвал үй-жайы жаппасының жақсартылған оқшауламасы). Топырақ үстiнен радон ағынының тығыздығы 80 мБк/(м²хс) кем болған кезде радоннан қорғану iс-шараларының қажеттiлiгi әр жағдайда санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде айқындалады.
      280. Өндiрiстiк радиациялық бақылау тұрғын үйлер мен әлеуметтiк-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттардың барлық тұрғызу, қайта құрылмалау, күрделi жөндеу және iске пайдалану кезеңдерiнде жүзеге асырылуға тиiс. Өндiрiстiк радиациялық бақылау олардың қолданыстағы нормативтерге сәйкестiгiн тексеру үшiн РҚН сәйкес жүргiзiледi. Нормативтiк мәндерден асу анықталған жағдайларда осыған байланысты себептердi талдау жүргiзiлуге және гамма-сәулелену қуатын және (немесе) үй-жайлардың ауасындағы радон құрамын төмендетуге бағытталған қажеттi қорғану iс-шаралары жүзеге асырылуға тиiс. Құрылыс жүргiзiлiп жатқан, қайта құрылмаланатын немесе күрделi жөндеудегi ғимараттың гамма-сәулелену қуаты және үй-жайлардың ауасындағы радонның көлемдiк белсендiлiгiнiң нормативтiк мәндерге дейiн төмендетiлмей ғимарат немесе оның бiр бөлiгiн iске пайдалану үшiн мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды беруге тыйым салынады.
      281. Тұрғын үйлер мен әлеуметтiк-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттарды өндiрiстiк радиациялық бақылауды белгiленген тәртiпте аккредитацияланған ұйымдар жүзеге асырады.
      282. Тұрғын үйлер мен әлеуметтiк-тұрмыстық мақсаттағы ғимараттарды тұрғызу, қайта құрылмалау, iске пайдалануға тапсыру және iске пайдалану жағдайында радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету кезiнде санитариялық ережелердiң және гигиеналық нормативтердiң орындалуын мемлекеттiк қадағалауды мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдары жүзеге асырады.
      283. Фосфорлы тыңайтқыштар мен мелиоранттардағы табиғи радионуклидтердiң меншiктi белсендiлiгiнiң мәндерiн жеткiзушiлер көшiрмесiн алушы ұйым мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау органдарына табыстауға тиiс iлестiрме құжатта көрсетуге тиiс;
      284. Құрылыс материалдары мен бұйымдарындағы табиғи радионуклидтер құрамын бақылауды өндiрушi ұйым жүзеге асырады. Табиғи радионуклидтердiң меншiктi белсендiлiгiнiң мәндерi мен қауiптiлiк сыныбы материалдар мен бұйымдардың әр партиясының iлестiрме құжаттамасында (паспортында) көрсетiлуi тиiс.

16. Радиациялық апаттар кезiнде радиациялық қауiпсiздiкті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

      285. Радиациялық апат кезiндегi халықтың және персоналының радиациялық қауiпсiздiгi жүйeci апаттың терiс салдарларын неғұрлым төмендетуге, бәрiнен бұрын - детерминделген эффекттiлер туындауының алдын алу және стохастикалық эффекттердiң ықтималдығын азайтуды қамтамасыз етуге тиiс. Радиациялық апат анықталған жағдайда апаттың дамуын тоқтату, сәулелену көзiн бақылауды қалпына келтiру мен сәулелену дозаларын және персонал мен халықтың қатарынан сәулеленген тұлғалардың санын, өндiрiстiк жайлар мен қоршаған ортаның радиоактивтiк ластануын, апат әкелген экономикалық және әлеуметтiк шығасыларды неғұрлым төмендету бойынша шұғыл шаралар қабылдануы тиiс.
      286. Әрбiр радиациялық объектiнiң жобалық құжаттамасында жабдықтың ақаулығының, персоналының жаңсақ әрекеттерiнiң, табиғат нәубеттерінің немесе сәулелену көздерiн бақылаудан айырылу мен адамдардың сәулеленуiне және (немесе) қоршаған ортаның радиоактивтiк ластануына әкелiп соғуы мүмкiн өзге себептердiң салдарынан туындайтын ықтимал апаттар айқындалған болуы тиiс. Сәулелену көздерiмен жұмыс iстеудiң нақты жағдайлары үшiн мүмкiн апаттар тiзбесi санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде белгiленедi.
      287. I-II санаттардың радиациялық объектiлерiнiң жобалық құжаттамасында:
      1) «Азаматтық қорғаныстың инженерлiк-техникалық шаралары. Төтенше жағдайлардың алдын алу бойынша iс-шаралар» бөлiмi, радиациялық апаттың салдарларын жою бойынша қауырт жұмыстар өткiзу үшiн қажеттi дара қорғану құралдарының, дәрi-дәрмектердiң, радиометрлiк және дозиметрлiк аспаптардың, белсендiлiктi жою және санитариялық өңдеу құралдарының, саймандар мен мүкәммалдың апаттық қорының номенклатурасы, көлемi және сақталу орындары кiретiн болуы тиiс;
      2) «Радиациялық апат жағдайында персонал мен халықты қорғау бойынша iс-шаралар жоспары» бөлiмдерi болуы қажет.
      288. Жоспардың құрамында мынадай негiзгi бөлiмдер бар:
      1) апаттың ықтимал себептерiн, тұрпаттары мен даму сценарийлерiн, сондай-ақ түрлi апат тұрпаттары кезiндегi болжамдағы радиациялық жағдайды ескерумен радиациялық объектiдегi ықтимал апаттар болжамы;
      2) қорғану iс-шараларын жүргiзу туралы шешiм қабылдау үшiн өлшемдер;
      3) апатты және оның салдарларын жою кезiнде өзара әрекеттесу жүзеге асырылатын ұйымдар тiзбесi;
      4) апаттық радиациялық бақылауды ұйымдастыру;
      5) радиациялық апаттың сипатын және мөлшерлерiн бағалау;
      6) апаттық жоспарды iскe енгiзу;
      7) жариялау және хабар беру тәртiбi;
      8) персоналының апат кезiндегi мiнез-құлқы;
      9) лауазымды адамдардың апаттық жұмыстар жүргiзу кезiнде қабылдайтын әрекеттері;
      10) апаттық жұмыстар жүргiзу кезiндегi персоналын қорғау шаралары;
      11) өрттен сақтану iс-шаралары;
      12) халықты және қоршаған ортаны қорғау бойынша iс-шаралар;
      13) зардап шеккендерге медициналық көмек көрсету;
      14) радиоактивтiк ластану ошақтарын (учаскелерiн) оқшаулау және жою бойынша шаралар;
      15) персоналын апат жағдайына дайындау және жаттықтыру.
      289. Радиациялық объектiлердiң жобалық құжаттамасы санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде радиациялық объектiлердiң әкiмшiлiгiмен бекiтiледi.
      290. Барлық радиациялық объектiлерде «Персоналының апаттық жағдайларда әрекет етуi бойынша нұсқаулық» болуы тиiс.
      291. Радиациялық объектiнiң өндiрiстiк учаскелерiнде, санитариялық өткiзу орны мен денсаулық сақтау орнында апат кезiнде зардап шеккендерге алғашқы көмек көрсетудiң қажеттi құралдарының жинағы бар дәрiқобдишалар, ал ашық түрде радиоактивтi заттармен жұмыстар жүргiзiлетiн объектiлерде сондай-ақ ластануға ұшыраған тұлғаларды санитариялық өңдеу құралдарының толықтырылып отыратын қоры болуы тиic.
      292. Радиациялық апат болуы мүмкiн әрбiр ұйымда сигналдары бойынша персонал радиациялық апатты жою бойынша iс-шаралар жоспарына және лауазымдық нұсқаулықтарға сәйкес әрекет ететiн туындаған апат туралы шұғыл хабарлау жүйесi көзделген болуы тиiс.
      293. Радиациялық апаттың болуы анықталатын барлық жағдайларда ұйым әкiмшiлiгi радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз ету саласында мемлекеттiк қадағалау және бақылауды жүзеге асыратын мемлекеттiк органдарды хабардар етеді.
      294. Мемлекеттiк органдар «Радиациялық апат жағдайында халықты қорғау бойынша iс-шаралар жоспарына» сәйкес радиациялық апат туралы деректердiң радиациялық қорғау саласының мамандарына тез жеткiзiлуiн және олардың халықты радиациялық апат, қорғанудың ұсынылатын құралдары мен әдiстерi туралы хабарлауға қатысуын қамтамасыз етедi.
      295. Апатты және оның салдарларын жою бойынша жұмыстар жүргiзуге бәрiнен бұрын мамандандырылған апаттық бригадалардың жүйелерi тартылуы тиiс. Қажет болған жағдайларда осы жұмыстарды орындау үшiн персоналынан отыз жастан асқан, медициналық қарсы көрсетiмдерi жоқ тұлғалар ықтимал сәулелену дозалары және денсаулық үшiн қаупi туралы хабар берiлгеннен кейiн олардың жазбаша келiсiмi жағдайында тартыла алады. Әйелдердiң апаттық жұмыстарға қатысуына тек айрықша жағдайларда жол берiледi.
      296. Апаттың салдарларын жою бойынша жұмыстардың алдында жұмыстар сипаты мен кезектiлiгiн түсiндiру арқылы радиациялық қауiпсiздiк мәселелерi бойынша персоналға нұсқау жүргiзiледі. Қажет болған жағдайда алдағы операциялар барысын қайталауды жүргізу керек.
      297. Апаттың салдарларын жою бойынша жұмыстар және персоналының ықтимал асыра сәулеленуiмен байланысты басқа iс-шараларды орындау радиациялық бақылау бойынша жұмыстың шектi ұзақтығы, қосымша қорғану құралдары, қатысушылардың және жұмыстардың орындалуына жауапты тұлғаның тектерi айқындалатын арнайы рұқсат (жiберу) бойынша жүргiзiлуi тиiс.
      298. Апатты жою кезiнде персоналының жоспарланатын көтерiңкi сәулеленуiн реттемелеу РҚН айқындалады. Жоспарланатын көтерiңкi сәулеленуге апаттық-қалпына келтiру жұмыстарына қатысатын радиациялық объектiнiң персонал мен апаттық-құтқару қызметтерi мен құрамаларының мамандары үшiн жол берiледi.
      299. Радиациялық бақылау тәртiбi орындалатын жұмыстардың ерекшелiктерi мен жағдайларын ескерумен санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде айқындалады.
      300. Майыптық зақымдары, химиялық улануы бар немесе 0,2 Зв жоғары дозада сәулеленуге ұшыраған адамдарды медициналық тексеруге жiберу қажет. Радиоактивтiк ластану жағдайында адамдарға санитариялық өңдеу және киiмнiң белсендiлiгiн жою жүргiзiлуi тиiс.
      301. Көлемдi аумақтардың радиоактивтiк ластануына әкелiп соққан радионуклидтердi қоршаған ортаға лақтырысымен болған радиациялық апат кезiнде халықты қорғау РҚН келтiрiлген шешiмдер қабылдау үшiн өлшемдерге сәйкес жүзеге асырылады.
      302. Апаттың салдарларын жою және оның себептерiн тергеу қажет болған жағдайда аймақтық, аумақтық және объект деңгейлерiнде Қазақстан Республикасының заңнамасы белгiлеген тәртiпте жүргiзiледi.
      303. Мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдары радиациялық апатты тексеру және салдарларын жою кезiнде төмендегi мiндеттердi орындауға қатысуы тиiс:
      1) апаттық сәулеленуге ұшырауы мүмкiн тұлғаларды анықтау;
      2) апатты тексеру және салдарларын жоюға қатысатын тұлғалардың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз етiлуiн бақылау;
      3) өндiрiстiк және қоршаған ортаның, сумен жабдықтау көздерiнiң, азық-түлiк өнiмдерiнiң радиоактивтiк ластану деңгейлерiн бақылау;
      4) радиациялық жағдайды және персонал мен халықтың жекелеген топтарының, сондай-ақ апаттық жұмыстарға қатысқан тұлғалардың дара сәулелену дозаларын гигиеналық бағалау;
      5) белсендiлiгiн жою мен санитариялық өңдеудiң тиiмдiлiгiн бағалау;
      6) орталық атқарушы органдары мен ұйымдар үшiн радиациялық жағдайдың болжамымен персоналын және халықты қорғау бойынша ұсыныстар әзiрлеу;
      7) радиоактивтi қалдықтардың жиналуын, аласталуын және көмiлуiн бақылау.
      304. Халықтың радиоактивтiк ластану аудандарындағы тұрмысының ерекше режимдерi, тиiстi аумақтағы радиациялық жағдайды бақылау, халықтың сәулелену дозаларын есепке алу санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде белгiленедi.
      305. Радиациялық апаттың нәтижесiнде радиоактивтiк ластануға ұшыраған аумақтарда мыналар жүзеге асырылады:
      1) аумақтың радиоактивтiк ластану есебiнен халықтың сәулелену дозалары 10 мкЗв/жылдан асуы мүмкін болса, оларды бағалау жолымен радиациялық бақылау;
      2) халықтың басқа негiзгi сәулелену түрлерiн радиациялық бақылау;
      3) егер аумақтың радиоактивтiк ластану есебiнен халықтың сәулелену дозасы 1,0 мЗв/жыл асатын болса сәулеленудiң барлық негiзгi түрлерi бойынша дозаларды оңтайландырып төмендету;
      4) егер аумақтың радиоактивтiк ластану есебiнен сәулелену дозасы 0,1 мЗв/жыл acca, бiрақ 1,0 мЗв/жыл артық болмаса халықтың қалыпты тұрмысын, аумақтың шаруашылық және әлеуметтiк қызметiн бұзбайтын оңтайландырылған қорғану iс-шаралары.
      306. Радиоактивтiк ластануға ұшыраған аумақта шаруашылық қызметтi жүзеге асыратын ұйымның әкiмшiлiгi жұмыскерлердiң радиоактивтiк ластанудың есебiнен сәулеленуi 5 мЗв/жыл аспайтын жұмыс жағдайларын қамтамасыз етедi. Жұмыскерлердiң радиоактивтiк ластанудың есебiнен сәулеленуi 1 мЗв/жыл асатын ұйымдарда радиациялық бақылауды жүзеге асыратын және оңтайландыру принципiне сәйкес жұмыскерлердiң сәулелену дозаларын төмендету бойынша iс-шаралар жүргiзетiн радиациялық қауiпсiздiк қызметi құрылуы тиiс. Радиациялық бақылау тәртiбi санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде бекiтiледi.
      307. Сәуле шығару көздерімен жұмыстар жүргізілетін ұйымға қызмет көрсетілетін медициналық мекеме апаттық сәулелену жағдайына төмендегілермен жабдықталады:
      1) радиациялық бақылау аспаптарымен;
      2) тері жабындыларының, күйіктер мен жаралардың белсенділігін жою құралдарымен (ашық түрдегі радиоактивті заттармен жұмыс істеу кезінде);
      3) организмнен радионуклидтер шығаруды жылдамдату құралдарымен;
      4) радиопротекторлармен.
      308. А тобының қызметкерлер құрамының қатарынан тұлғаларды олар сәуле шығару көздерiмен жұмыс iстеуiн тоқтатқаннан кейiн мезгiл-мезгiл медициналық тексерулер аталған жұмыстар уақытындағы медициналық мекемеде немесе ол сәуле шығару көздерiмен жұмыс iстеген ведомствоның басқа медициналық ұйымда жүргiзiледi.
      309. Халықтың қатарынан бiр жылдың iшiнде 200 мЗв астам тиiмдi дозада сәулеленуге ұшыраған немесе негiзгi сәулелендiру көздерiнiң бiрiнен 500 мЗв немесе барлық сәулелендiру көздерiнен 1000 мЗв астам доза жинаған тұлғаларды медициналық тексерудi бекiтiлген тәртiпте аумақтық денсаулық сақтау басқармасы ұйымдастырады.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
1-қосымша

Эквивалентті дозаны есептеу кезiнде сәулеленудің жекелеген түрлерi үшiн өлшеуіш коэффициенттер (W_R)

1-кесте

№	Эквивалентті дозаны есептеу кезiнде сәулеленудің жекелеген түрлерi үшiн өлшеуіш коэффициенттер (W_R)	Сәулеленудің әр түрлерінің салыстырмалы тиiмдiлiгiн ескеретiн сiңiрiлген дозаны көбейткіштер
1	Кез келген энергия фотондары энергиялы	1
2	Кез келген энергия электрондары мен мюондары	1
3	Кемінде 10 килоэлектронвольт нейтрондар (бұдан әрі – кэВ)	5
4	10 кэВ-тен 100 кэВт дейiн нейтрондар	10
5	100 кэВ-тен 2 МегаэлектронВольт (бұдан әрi - МэВ) дейiн нейтрондар	20
6	2 MэB-тен 20 MэB дейiн нейтрондар	10
7	20 MэB астам нейтрондар	5
8	Серпiм протондарынан басқа 2 МэВ астам энергиялы протондар	5
9	Альфа-бөлшектер, бөлiну жарықшақтары, ауыр ядролар сәулеленуге қатысты	20

Барлық мәндер денеге түсетiн, ал iшкi сәулелену жағдайында - ядролық түрлену кезiнде шығатын

Тiндермен ағзалар үшiн тиiмдi дозаны есептеуге арналған өлшеу коэффициенттер (W_T)

2-кесте

№	Тiндермен ағзалар үшiн тиiмдi дозаны есептеуге арналған өлшеу коэффициенттер (W_T)	Ағзалар мен тiндердегі эквивалентті дозаны көбейткіштер
1	Гонадалар	0,20
2	Сүйектiң кемiгі (қызыл)	0,12
3	Тоқ iшек	0,12
4	Өкпе	0,12
5	Асқазан	0,12
6	Қуық	0,05
7	Төс безi	0,05
8	Бауыр	0,05
9	Өңеш	0,05
10	Қалқанша безi	0,05
11	Терi	0,01
12	Сүйек бетi жасушалары	0,01
13	Басқасы (бүйрекүсті, ми, тыныс алу мүшелерінің экстраторокальдық бөлімі, жіңішке ішек, бүйрек, бұлшықет тіні, ұйқыбез, көкбауыр, айыршабез және жатыр)	0,05

Санамаланған ағзалар немесе тіндердің бірі таразалық коэффиценттер айқындалған он екі ағзалар немесе тіндер үшін олардың кез келгенімен алынған, ең үлкен дозадан артатын эквивалентті дозаны алған жағдайда осы ағзаға немесе тіндерге 0,025-ге тең таразылық коэффициент белгілеу, ал қалған ағзалар немесе тіндерге «Қалған» рубрикасынан 0,025-ге тең жиынтық коэффициент белгілеу керек.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
2-қосымша

Радиациялық қауiпсiздiктiң негiзгi принциптерi

1. Негiздеу принципi

1. Неғұрлым қарапайым жағдайларда негiздеу принципiн тексеру төмендегiлердiң пайдасы мен зиянын салыстыру арқылы жүзеге асырылады:

X - (У₁ + У₂)і 0, (1)

      мұнда X - радиациялық қорғауға шығындарды қоспағанда сәулелену көзiн немесе сәулелендiру жағдайларын құруға және iске пайдалануға барлық шығындарды шегергенде сәулелену көзiн немесе сәулелену жағдайларын қолданудан келген пайда;
      У1 - барлық қорғау түрлерiне шығындар;
      У2 - адамдардың денсаулығына және қоршаған ортаға қорғау шараларымен жойылмаған сәулеленуден келетiн зиян.
      2. Пайданың (Х) және зиянның жиынтығының (У1 + У2) арасындағы айырмашылық нөлден көп болуға тиiс, ал пайдаға (Х) қол жеткiзудің эквиваленттілі әдiстерi барда бұл айырмашылық оның үстiне максималды болуға тиiс. Пайданың зияннан асуына қол жеткiзу мүмкiн болмаған жағдайда сәулелену көзiнiң осы түрiн қолданудың қабылдауға жарамсыздығы туралы шешiм қабылданады.
      Техникалық және экологиялық қауіпсiздiк жақтары ескерiлуге тиiс.
      3. Көбiнесе пайдасы мен зияны әртүрлi көрсеткіштер арқылы өлшенетiн сәулелену көзiнiң пайдасы мен зиянын салыстырумен байланысты негiздеу принципiн тексеру тек радиологиялық өлшемдермен шектелмейдi, сонымен бiрге әлеуметтiк, экономикалық, психологиялық және басқа факторларды қосады.
      4. Әртүрлi сәулелену көздерi мен сәулелену жағдайлары үшiн пайданың нақты шамаларының өз ерекшелiктерi бар (АЭС өндiрген энергия, диагностикалық және басқа ақпарат, қазбаланған табиғи ресурстар, баспанамен қамтамасыздандырылу). Оларды бiрдей уақыт аралықтарында сәулеленудің өмiрдiң адам/жас қысқару түрiндегi ықтимал нұқсанымен салыстыру үшiн пайданың жалпылама өрнегiне келтiру керек. Бұл орайда бiр адам-Зв ұжымдық тиiмдi дозасында сәулелену өмiрдiң бiр адам-жылынан айырылуға әкеледi деп қабылданады.
      5. Басымдық экономикалық пайдалармен салыстырғанда денсаулық көрсеткiштерiне берiледi.
      Пайда-зиян арақатынасының медициналық-әлеуметтiк негiздемесi сәулеленумен байланысты қызметтiң денсаулық үшiн пайдасы мен зиянының сандық және сапалық көрсеткiштерінің негiзiнде жасалына алады.
      Сандық бағалау үшiн төмендегiлердiң теңсiздiгiн пайдалану керек:

У0 > У2, (2)

      мұнда У2 мәнi (1) формуладағыдай,
      У0 - сәулеленумен байланысты осы қызмет түрiнен бас тарту нәтижесiнде денсаулыққа келген зиян.
      6. Сапалық бағалау төмендегi формуланың көмегiмен орындала алады:

      мұнда Z - сәулеленумен байланысты қызметтiң нәтижесiнде зиянды факторлардың әсер ету қарқындылығы;
      Z₀ - сәулеленумен байланысты қызметтен бас тарту кезінде персоналына немесе халыққа әсер ететiн зиянды факторлар;
      D_Z және D_Z0, - Z және Z₀ факторлары әсерiнің шақтамалы қарқындылығы.

2. Оңтайландыру принципi

      7. Оңтайландыру принципiн iске асыру қорғау iс-шараларын жүргiзу жоспарланатын уақытта әр кезде жүзеге асырылуға тиiс. Осы принциптi iске асыру үшiн радиациялық қорғау қажеттілiгi туындайтын объектілерде немесе аумақтарда радиациялық қауіпсiздiктi ұйымдастыру үшiн жауапты қызмет немесе тұлғалар жауапты болып табылады.
      8. Сәулелену көзiн немесе сәулелендiру жағдайларын қалыпты iске пайдалану жағдайларында оңтайландыру (қорғанысты жетілдiру) тиiстi шектерден мардымсыз төмен - дара доза жылына 10 мкЗв деңгейге қол жетер диапазондағы сәулелену деңгейлерi кезiнде жүзеге асырылуға тиiс.
      9. Оңтайландыру принципiн iске асыру негiздеу принципi сияқты Қазақстан Республикасының мемлекеттік санитариялық Бас дәрігерi бекiтетiн арнайы әдiстемелiк нұсқаулар бойынша, ал олар басылып шыққанға дейiн - негiздеушi құжаттардың радиациялық-гигиеналық сараптамасын өткiзу арқылы жүзеге асырылуы тиiс. Бұл орайда РҚН сәйкес тиiмдi дозаны бiр адам-зивертке төмендететін қорғауды жетiлдiру үшiн минималды шығын болып бiр жылдық жанға ұлттық табысқа (халықаралық ұсыныстамаларда қабылданған альфа шамасы) тең шығын саналады.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
3-қосымша

Халықтың жекелеген техногендiк сәулелену көздерiнен
әулеленуіне квоталар белгiлеу бойынша ұсыныстар

      1. Квоталар белгiлеудiң мақсаты бiрнеше радиациялық объектiлерден сәулеленуге ұшырап отырған халық үшiн РҚН белгiлеген халықтың техногендiк сәулелену дозасының шегiн (1 мЗв/жыл) асыруға жол бермеу және оңтайландыру принципiне сәйкес халықтың техногендiк көздерден сәулеленуiн төмендету болып табылады.
      2. I санаттың радиациялық объектiлерінің жобалық құжаттамасында объектiнiң қалыпты жұмысы кезiнде халықтың сәулеленуiне квоталар айқындалған болуға тиiс. Квоталардың сандық мәндерi санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды негiзiнде бекiтiледi.
      3. Квоталар объектiнiң байқау ауданында тұрып жатқан халықтың сыни топтарының сәулеленуінің дара тиiмдi орташа дозасының шамалары үшiн белгiленедi.
      4. Квоталар барлық радиациялық объектінің қалыпты iске пайдалану кезiнде санитариялық-қорғау ауданының шектерiнен тыс халықтың сыни тобының сәулеленуi минималды мәндегi шамадан - 10 мкЗв/жылдан асып түсуi мүмкiн радиациялық факторлар (әуелiк лақтырыстар, суға тастандылар және басқалары) үшiн белгiленедi.
      5. Квотаның мөлшерi халықтың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз етудiң қол жеткен деңгейiн ескерумен радиациялық объектiдегi сәулелену көздерiн қалыпты iске пайдалану есебiнен халықтың сыни топтарының сәулеленуiнiң ықтимал деңгейiнің жоғарғы шегiн сипаттауға тиiс.
      6. Түрлi сәулелену көздерiнiң квоталар жиынтығы РҚН белгiлеген халықтың сәулелену дозасының шегiнен аспауға тиiс. Халықтың дозалық шегi мен квоталар жиынтығының айырмашылығының шамасы халықтың техногендiк сәулелену көздерiнен радиациялық қауiпсiздiгiнiң дәрежесiн сипаттайтын резерв ретiнде қарастырылуға тиiс.
      7. Квоталардың мәндерi жекелеген радиациялық факторлардың (санитариялық-қорғау ауданының шекарасындағы сәулелену дозасының қуаты, лақтырыстар мен тастандылардың қуаты, қоршаған орта объектiлерiндегi радионуклидтер құрамы және басқалар) шақтамалы деңгейлерiн есептеу үшiн қолданылады.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
4-қосымша

Сырттай иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау кезiнде қолданылатын эквиваленттілі дозаның қуаты

1-кесте

Сәулеленушi тұлғалар санаты		Yй-жайлардың және аумақтардың арналу мақсаты	Сәулелену ұзақтығы, жылдамдық/сағат	Эквиваленттілі дозаның жобалық қуаты, мкЗв/с
Қызметкерлер құрамы	А тобы	Персонал тұрақты болатын үй-жай	1700	6,0
	А тобы	Персонал уақытша болатын үй-жай	850	12
	Б тобы	Б тобының қызметкерлер болатын ұйымның үй-жайы және санитариялық-қорғаныс ауданының аумағы	2000	1,2
Халық		кез келген басқа үй-жайлар және аумақтар	8800	0,06

1. Кестеде ұйымда бар техногендік сәулелену көздері дозасының қуаты келтiрiлген.
2. Эквиваленттілі дозаның өлшенетiн мәндерiнен тиiмдi дозаға ауысу арнайы әдiстемелiк ұсыныстар бойынша жүзеге асырылады.

Көлiк құралдарының үстiңгi бетiнің шақтамалы радиоактивтiк ластану деңгейлерi, жиiлiгi/(см²x мин)

2-кесте

Ластану объектiсi	Ластану түрі
	Алынатын (бекiтiлмеген)		Алынбайтын (бекiтiлмеген)
	Альфа-белсендi радионуклеидтер	Бета-активті радионуклеидтер	Альфа-белсендi радионуклеидтер	Бета-активті радионуклеидтер
Контейнердiң қорғау қапшығының сыртқы бетi	Жол берiлмейдi	Жол берiлмейдi	Реттелмейді	200
Вагон-контейнердiң сыртқы бетi	Жол берiлмейдi	Жол берiлмейдi	Реттелмейді	200
Контейнердiң қорғау қапшығының iшкi бетi	1,0	100	Реттелмейді	2000
Көлiк контейнерінің сыртқы бетi	1,0	100	Реттелмейді	2000

Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар сыныбы

3-кесте

Жұмыстар сыныбы	А тобына келтiрiлген жұмыс орнындағы жиынтық активтілігі, Бк
сынып I сынып II сынып	10⁸ артық 10⁵-нан 10⁸дейiн 10³-нан 10⁵дейін

      1. Сұйықтармен жай операциялар кезiнде (буландырусыз, қайнатусыз, барботаждаусыз) жұмыс орнындағы активтілiгін 10 есе ұлғайтуға жол берiледi.
      2. Генераторлардан медициналық мақсаттағы ғұмыры қысқа радионуклидтер алу (элюирлау) және қаттау бойынша жай операциялар кезiнде жұмыс орнындағы белсендiлігін 20 есе ұлғайтуға жол берiледi. Жұмыстар сыныбы еншiлес радионуклидтiң бiр мезгiлде шайылатын (элюирланатын) максималды белсендiлiгi бойынша айқындалады.
      3. Уран мен оның қосындыларын қайта өңдеушi ұйымдар үшiн жұмыстар сыныбы өндiрiс сипатына байланысты айқындалады және арнайы ережелермен реттемеленедi.
      4. Ашық радионуклидтiк сәулелену көздерiн сақтау кезiнде белсендiлiктi 100 есе ұлғайтуға жол берiледi.

Сұйық және қатты радиоактивтi қалдықтар сыныптамасы

4-кесте

Қалдықтар санаты	Меншікті активтілігі, кБк кг
Қалдықтар санаты	бета-сәулеленуші радионуклидтер	альфа-сәуле шығарушы радионуклидтер (трансурандықтарды қоспағанда)	Трансурандық радионуклидтер
Белсендiлiгi төмен	10³ кем	10² кем	10¹кем
Белсендiлiгi орташа	10³-нан 10⁷дейін	10²-нан 10⁶дейін	10¹-нан 10⁵дейін
Белсендiлiгi жоғары	10⁷артық	10⁶артық	10⁵артық

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
5-қосымша

Иондаушы сәулелену көздерiне (бұдан әрi - ИСК)
санитариялық паспорт

1. Ұйым _____________________________________________________________
_____________________________________________________________________
(толық және қысқаша атауы, әкiмшiлiк ауданы, мекен-жайы, телефоны)
2. Министрлiк, ведомство ____________________________________________
_____________________________________________________________________
              (толық және қысқаша атауы, мекен-жайы)
3. Жоғарыдағы (тiкелей ұйымнан жоғары) ұйым _________________________
_____________________________________________________________________           (толық және қысқаша атауы, мекен-жайы, телефоны)
4. Санитариялық паспорт алатын ұйымның бөлiмшесi (объектi) __________
_____________________________________________________________________
   (атауы, ұйым, құрылымындағы бағыныштылығы, әкімшілiк ауданы,
                   мекен-жайы, телефоны)
5. Объектiдегi радиациялық қауiпсiздiк үшін жауапты лауазымды тұлға (лауазымы, жауапкершiлiк жүктеу туралы ұйым бойынша бұйрықтың нөмiрi, күнi, телефон) ______________________________________________________
6. ИСК-мен жұмыс iстеугe рұқсат етiледi

ИСК түрi және сипаттамасы	Жұмыстар түрi және сипаттамасы	Жұмыстар жүргiзу орны	Шектеушi жағдайлар
I. Ашық ИСК-мен жұмыстар
II. Жабық ИСК-мен жұмыстар
III. Сәулелену өндiретiн құрылғылармен жұмыстар
IV. ИСК-мен басқа жұмыстар

7. Санитариялық паспорт төмендегiлердің негiзiнде берiлген _____________________________________________________________________
   (нөмiрлерiн және күндерiн, қадағалау органдарын көрсетумен
_____________________________________________________________________
         қабылдау, тексеру актiлерi мен басқа құжаттар)
8. Санитариялық паспорт жарамды ____ жыл «____» __________ дейiн Мемлекеттiк санитариялық Бас дәрiгер ________________________________
(___________________________________________________________________)
                            (Т.А.Ә.)

      M.O.
      Санитариялық паспорт беру күнi   _______ жыл «____» ________
      Орындаушы:
_____________________________________________________________________
(т., а., ә., лауазымы, санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органы,
_____________________________________________________________________
                          телефоны)
      ______ данада орындалған
      Тапсырылған:

Дана

№

Ұйымға

Күні

Тапсырылуы туралы

белгі

      мерзiмi ____________жыл «___» ______ дейiн ұзартылған.
      Мемлекеттiк санитариялық Бас дәрiгер ____________________
      M.O.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
6-қосымша

Иондаушы сәулелену көздерiне санитариялық
паспортты толтыру бойынша
Нұсқаулық

      1. Кестенi радиациялық гигиена бойынша санитариялық дәрiгер толтырады және оның құрамында иондаушы сәулелену көздерiмен (бұдан әрi - ИСК) рұқсат етiлген жұмыстар туралы барлық қажеттi мәлiметтер: ИСК-інің сандық және сапалық сипаттамасы (1-баған), олармен жұмыстардың түрi және сипаты (2-баған), олардың жүргiзiлетiн орны (3-баған) санитариялық дәрiгер осы жұмыстарға рұқсатта ескеру қажет деп есептейтiн кейбiр шектеулер (4-баған) болуға тиiс.
      Санитариялық паспорт санитариялық-эпидемиологиялық қызмет органдарының рұқсаты талап етiлетiн ИСК-мен барлық жұмыстарға (ИСК-iн сақтау, радиоизотоптық көздердi тасымалдау, радиоактивтi қалдықтарды жинау, тасымалдау және көму бойынша жұмыстарды қоса) құқық беретiн бiртұтас құжат болып табылады.
      2. Мiндеттi түрде ИСК-мен рұқсат етiлетiн жұмыстар тобына арналған бөлiмнiң тақырыбы мен нөмiрi келтiрiледi. IV бөлiм тақырыбының астында I-III бөлiмдерге жатқызыла алмайтын ИСК-мен жұмыстар: радионуклидтер өндiргiштермен, ядролық реакторлармен, радиоактивтi қалдықтармен және аралас немесе қатаң түрде айқындалмаған радиациялық сипаттамалы басқа ИСК-мен жұмыстар келтiрiледi.
      3. ИСК-iнiң әрбiр түрiне (немесе радиациялық сипаттамасы бар бiрнеше түрiне) бөлiмнiң iшiндегi реттiк нөмiр берiледi, және осы нөмiрге 2 - 4-бағандардағы барлық мәлiметтердi осы бағандардағы жазбаларға реттiк нөмiрлер бере отырып және оларды келесi бағандағы жазбалардың алдыңғыға қатынасын сәйкестендiру үшiн пайдалана отырып жатқызу керек.
      4. 1-бағанда келтiрiлетiн мiндеттi мәлiметтер:
      1) I-бөлiмде: радионуклид, зат, оның агрегаттық күйi, жұмыс орнындағы максималды шақтамалы бiр мәртелiк активтілік, жылдық тұтыныс;
      2) II-бөлiмде: нуклид, көз түрi (қондырғылар, аппараттар, аспаптар үшiн - тұрпаты, маркасы, шығарылған жылы; бейстандартты ИСК үшiн - жасап шығарушы, шығаруға санитариялық-эпидемиологиялық қорытынды туралы деректер), көздiң максималды белсендiлiгi, жұмыс орындарындағы көздердiң максималды шақтамалы бiр мәртелiк саны және олардың жұмыс орнындағы жиынтық белсендiлiгi, жылдық тұтыныс (ғұмыры қысқа нуклидтер үшiн);
      3) III-бөлiмде: көз түрi (қондырғылар, аппараттар, аспаптар үшiн - II-бөлiмдегідей мәлiметтер), сәулеленудің түрi, энергиясы және қарқындылығы [немесе (және) үдеткiш кернеуi, ток күшi, қуаты], бiр мезгiлде жұмыс iстеушi ИСК-нiң максималды шақтамалы саны, бiр жерде жайғастырылған ИСК-нiң саны;
      4) IV-бөлiмде: ИСК түрi мен сипатына байланысты I-III-бөлiмдерге арналған мәлiметтер (радионуклидтер өндiргiштерi үшiн - аналық нуклид және еншiлес өнiмдер бойынша өнiмдiлiгi туралы деректер);
      5) радиоизотопты көздер мен радиоактивтi қалдықтарды арнайы автокөлiкпен тасымалдау бойынша жұмыстар үшiн - автомашинаның түрi, маркасы және нөмiрi.
      2-бағанда келтiрiлетiн мiндеттi мәлiметтер:
      жұмыстардың түрiн және сипатын көрсету (тұрғылықты, тұрғылықты емес, зерттеушілiк, өндiрулiк).
      3-бағанда келтiрілетiн мiндеттi мәлiметтер:
      жұмыстар орнын: ғимаратты, қабатты, цехты, учаскенi, бөлменi, аумақ учаскесiн (ұйымда немесе одан тыс) нақты белгiлеу; 4-бағанда келтiрiлетiн мiндеттi мәлiметтер;
      6) I бөлiмде (және ашық ИСК-мен жұмыстар жағдайында IV бөлiмде): осы жайларда жүргiзуге рұқсат етiлген жұмыстардың сыныбын көрсету;
      7) барлық бөлiмдерде: кез келген қажеттi шектеушi жағдайлар - осы жерде ИСК қолданумен байланысты емес басқа жұмыстар жүргiзуге рұқсат немесе тыйым (А тобының персоналымен немесе басқа жұмыскерлермен), зиянды радиациялық емес факторлар әсерiн болдырмау немесе азайту.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
7-қосымша

формасы

Ұйымның тiркеу нөмiрi ______

Иондаушы сәулелену көздерiн жеткiзуге тапсырыс-өтiнiм

      1. Жеткiзушiнің атауы және пошталық мекен-жайы __________________________________________________________________
      2. Тапсырыскердiң атауы және пошталық мекен-жайы
__________________________________________________________________
      3. Ол үшiн тапсырыс жүргiзілетiн ұйымның атауы
__________________________________________________________________
      4. Тапсырыс мәнi
__________________________________________________________________

Көздіңатауы

Өлшем бірлігі

Бірлік активтілігі

Бір жылға бірліктер саны

Соның iшінде айлар бойынша

Жылына жалпы саны (актив ілік)

сомасы, теңге

III

VII

VIIІ

ІX

XІ

XII

      Барлығы ___________________________________________
      Ескертулер ________________________________________
      5. Төлем кепiлдiктерi _____________________________
      ______ жыл «____»______ Ұйым басшысы ______________
                              Бас бухгалтер _____________
      Мемлекеттік санитариялық Бас дәрiгер ______________
      М.П.__________ жыл «____»

      6. Тапсырыс-өтінiмдi iске асыру туралы есепке алу белгiлерi (бір мәртелік жеткiзілiмдер кезiнде)
      7. Көздердi жөнелту күнi Көздердi алу күнi
      тапсырыскерге ______________ жыл «____»
      тапсырыскермен ______________ жыл «____»
      5 данада орындалған:
      № 1.2 дана - жеткізушіге
      № 3 дана - Мемлекеттiк санитариялық-эпидемиологиялық қадағалау департаменті
      № 4 дана - тапсырыскерге
      № 5 дана - Iшкi iстер басқармасы

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
8-қосымша

формасы

РҰҚСАТ ЕТЕМIН
________________________
(ұйым басшысының қолы)

__________ жыл «____»

Радиоактивтік заттар беруге талап
(Талап екi данада)

Төмендегi_____________________________________________________

____________________________________________________________________
(қандай нақты жұмыс үшін екенi көрсетiлсiн)

радиоактивтi заттар берудi өтiнемін:

Қажет				Іс жүзінде берілген
Заттың атауы және қосылыстар түрі	Саны (көздер көлемі немесе саны)	Жалпы белсенділігі	Саны (көздер көлемі немесе саны)	Активтілігі
				Паспорт бойынша	Затты берудің сағатына есептегенде	Паспорт № және күні көз № (партия №)

Талап еткен қызметкерлер             Радиоактивті заттарды
                                     сақтау үшiн жауапты бердi
_____________________________        ________________________________
         (тегi, аты-жөнi)                                  (тегi, аты-жөнi)
_____________________________        ________________________________
    (зертхана немесе цех атауы)                            (ұйымның атауы)
_________________жыл «_____»         ________________________________
                                                               (қолы)
Алған________________________
                (қолы)
Сағаты ____________ (ғұмыры қысқалар үшiн) __________жыл «___»

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
9-қосымша

Радионуклидтік сәулелену көздерін есепке алудың
кіріс-шығыс журналы

Т.т. №	Кіріс
	Жеткізушінің атауы	Кіріс жүкқұжатының № және күні	Көз, аспап, аппарат, қондырғы атауы	Аспап, аппарат, қондырғы		Қайнар көз
				Зауыттық №	Техникалық төлқұжат № және күні	Техникалық паспорт № және беру күні	Көздер саны (дана) №

таблицаның жалғасы

		Шығыс				Қалдық		Ескертпе
Қайнар көз		Шығыс				Қалдық		Ескертпе
Паспорт бойынша белсенділігі	Көздердің қызмет мерзімі	Кімге берілді немесе жеткізілді Берілген күні	Жүкқұжат немесе талаптың № және күні	Көздер саны және №	Берілген күнгі Белсенділігі	Саны	Белсенділігі	Растаушы құжаттарды көрсетумен қайтарылған, есептен шығарылғаны және көмілгені туралы белгі

      1. Радионуклидтік иондаушы сәулелену көзіне бөлек беттер ашылады.
      2. Радионуклидтік көздермен жиынтықталған аспаптарды, аппараттар мен қондырғыларды есепке алу радиоактивті заттарды есепке алудан бөлек жүргізіледі, (бөлек журналда).
      3. Есеп жүргізу журналы тұрақты сақталады.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
10-қосымша

формасы

БЕКIТЕМIН
____________________________
(ұйым басшысының қолы)
__жылғы «____» _____________

Ұйымның радионуклидтiк сәулелену көздерiн шығындау
және есептен шығару туралы актi

____________________________________________________________________
                              (ұйым атауы)
Осы актiнi жасаған қызметкерлер _____________________________________
_____________________________________________________________________
                          (тегі, аты-жөнi)
жұмыстар басшысы ____________________________________________________
                          (тегi, аты-жөнi)
№ ___ талап бойынша __жылғы «____» _____________алынған радиоактивтi заттар ______________________________________________________________              (көздiң атауы, нөмiрi немесе партия нөмiрi, паспорт
_____________________________________________________________________
                         нөмiрi және күнi)
саны ___________ меншiктi белсендiлігі ______________________________
және жалпы активтілiгі ______________________________________________
__________ сағат ______________________ минут өлшеулер бойынша
(бастапқы құны _________________________________________ теңге)
__жылғы «____» _____ _____________________ үшiн пайдаланылды
_____________________________________________________________________
                     (жұмыс сипаты көрсетілсін)
Жұмыс жүргiзген _____________________________________________________
                          (қызметкердің тегi және аты-жөні)
Жұмыс барысында _____________________________________________________
                   (нуклидтiң не болғанының қысқаша суреттемесi)
Қалдықтар ____________________________________________ түрiнде__жылғы
«____» ___________ № _____ құжат бойынша көмуге тапсырылды
Заттың қалдығы ______ саны ____________________________________жалпы белсендiлiгi ________________________________________________________
__________________________________________жылғы «____» ______________
      (қоймаға қайтарылды немесе жоқ)
Жұмыстар басшысы ____________________________________________________
                                     (қолы)
Қызметкер ___________________________________________________________
                                      (қолы)
Нуклеидтердi сақтау үшiн жауапты ____________________________________
                                            (тегі, аты-жөнi)
_________________________жылғы «____» _____
       (қолы)

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
11-қосымша

Радиоактивтi заттар мен ядролық материалдар, сәулелену көздерi бар құрылғылар мен қондырғылар және радиоактивтi заттар тасымалдау құқығына санитариялық паспорт

1. Ұйым атауы _______________________________________________________
2. Көлiк түрi (автомашина, тiркеме, темiржол вагоны) ________________
нөмiрi ______________________________________________________________
3. Көлiк жабдығы ____________________________________________________
_____________________________________________________________________
4. Апаттық жиынтықтамамен қамтамасыздығы ____________________________
5. Санитариялық тексеру негiзiнде және дозиметрлiк өлшеулердің нәтижесiнде тасымалдауға рұқсат етiледi:
а) радиоактивтi заттар, радионуклидтiк көздер бар қондырғылар мен құрылғылар орамдарын_________________________________________________
                         (орамдардың саны, санаты және жиынтық
_____________________________________________________________________
                       белсендiлiгi көрсетiлсiн)
б) радиоактивтi қалдықтарды (сұйық, қатты)___________________________
_____________________________________________________________________
                              (сызылсын)
_____________________________________________________________________
          (қалдықтар түрi мен олардың белсендiлiгi көрсетiлсiн)
Санитариялық паспорт берiлген күнi __жылғы «____» _____
Паспорт __жылғы «____» _____ дейiн жарамды
Паспорттың әрекет мерзiмi __жылғы «____» _____ дейiн ұзартылған
М.О        Бас мемлекеттiк санитариялық дәрiгер
_____жылғы «____» _____

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
12-қосымша

Металдарды шектеусiз пайдалану үшiн негiзгi ұзақ ғұмырлы радионуклидтердің шақтамалы меншiктi активтілігi

Радионуклидтер	Жартылай ыдырау кезеңi	Жеке радионуклидтiң шақтамалы меншiктi белсендiлiгi ДК, кБк/кг
⁵⁴Mп	312 тәулiк	1,0
⁶⁰Со	5,3 жыл	0,3
⁶⁵Zn	244 тәулiк	1,0
⁹⁴Nb	2,0х10⁴ жыл	0,4
¹⁰⁶Ru+^106mRh	368 тәулiк	4,0
^110mAg	250 тәулiк	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	11,6х10³жыл	0,4
²³²Th	1x10¹⁰ жыл	0,3

1. Металда радионуклидтер қоспасы п барда жекелеген радионуклидтердiң меншiктi белсендiлiктерiнің мәндерi Qі Е (жиынтығы) Qі/ДКі < 1 арақатынасын қанағаттандыруға тиiс.

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
13-қосымша

МГК ұйымдары қызметкерлерінің табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын дозасын бағалау әдісі

1. Жұмыскерлердің сыртқы сәуле соққысына ұрынуын бақылау

      1. Ұйым жұмыскерлерінің қабылдайтын тиімді дозасы гамма-сәуле көзі қуатының орташа мәндерімен және жұмыскердің сәуле соққысына ұрынуда болатын уақытымен анықталады.
      2. Жұмыскерлердің сыртқы сәуле соққысынан қабылдайтын тиімді дозасын бағалауды, жер бетінен (еденнен) 1 м биіктікте жұмыс орынында сыртқы гамма сәуле көзінің өлшенген дозалар қуатының (бұдан әрі - Р) мәні және осы қаралатын учаскеде жұмыскердің 1 жыл ішіндегі жұмыс уақыты (бұдан әрі - Т) негізінде жүргізу керек.
      Сыртқы гамма сәуле көзінен қабылдайтын жылдық тиімді дозасы (Е₁^сыртқы) төмендегі формула бойынша есептеледі:

      (Е₁^сыртқы) = К^е Р_y Т_р, мЗв/жыл, (1)
      бұл жерде: К^е - дозалық коэффициенттің мәні төмендегіге тең болып алынады:
      1) 0,006 мЗв/мР, егер Рy - ауқымдық дозаның қуаты миллиРентген/сағ.
      (бұдан әрі - мР/с);
     2) 0,0007 мЗв/мкЗв, егер Рy - эквиваленттік дозаның қуаты мкЗв/сағ.
      3. Гамма-сәуле көзі дозасының қуаты (Рy) дозиметрдің өзінің фонының деңгейі (Р_ф) және космостық сәуле көзін (Р_к) ескере отырып анықталады:

Рy = Р_1- (Р_ф⁺Р_к) (2)

      Бұл жерде: Р₁ - өлшеу нүктесіндегі дозиметрдің көрсеткіші.
      (Р_ф⁺Р_к) параметрлерінің сандық мәні, жағадан 50 м және одан да көп қашықтықта, тереңдігі 5 метрден кем емес судың бетінде, әрбір дозиметр үшін неше қайтара өлшеу арқылы жеке 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 сәуле көзі есебінен жылдық тиімді доза төмендегіден тұрады:

(3)

      бұл жерде Р_y_-n - учаскенің бетінен 1 м биіктіктегі доза қуаты;
      Т_рn - n - учаскесінде 1 жылдың ішіндегі жұмыс уақыты.
      5. Жұмыскердің сыртқы сәуле соққысына ұрыну дозасын анықтау барысында мына шарттар орындалуы керек:

(4)

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

2. Құрамында ұзақ өмір сүретін радионуклидтер бар өндірістік тозаңмен демалу арқылы жұмыскерлердің сәуле соққысына ұрынуын бақылау

      6. Құрамында табиғи радионуклидтер (ТРН) бар өндірістік тозаңмен демалу арқылы ішкі сәуле соққысына ұрыну дозасы радионуклидтік құраммен, тозаңданатын материалдың және тозаңның меншікті активтілігімен, өндірістік аумақтағы ауаның жалпы тозаңдануымен, осы жағдайда жұмыс уақытымен, демалу органдарын жеке қорғаныс құралдарын қолдану арқылы қорғаумен анықталады. Радионуклидтік құрам тозаңның меншікті активтілігіне және ауаның жалпы тозаңдануына, технологиялық үдерістің параметрлеріне, жұмыстың температуралық режиміне, қолданылатын химиялық реагенттерге, материалдың дисперсиялығы мен көлеміне байланысты.
      7. Жұмыскердің тұрақты жұмыс орнында бір радионуклидпен демалу арқылы ішкі сәуле соққысына ұрынуының тиімді дозасы төмендегі формуламен анықталады:
      Е^ішкі = k_d • C_n • f • V • Т, мЗв/жыл, (5)
      бұл жерде k_d - дозалық коэффициент (Зв/Бк), оның уран мен торий қатарындағы негізгі радионуклидтер үшін мәні 2-қосымшада келтірілген;
      C_n - өндірістік тозаңдағы радионуклидтердің меншікті активтілігі кБк/кг;
      f - ауаның орташа тозаңдануы мг/м³;
      V - жұмыскерлердің демалуының орташа жылдамдығы м³/с;
      Т - жыл бойы тозаңды аумақта болу уақыты с/жыл;
      С_n, f және V көлемдері мәндерінің тұрақты жағдайында сәуле соққысына ұрыну дозасын бағалаудағы (5) мағынасы дұрыс.
      8. Бір немесе бірнеше параметрлердің уақытқа байланысты ауыспалы мәні жағдайында, сәуле соққысына ұрынудың барлық уақытын олардың әрқайсысының ішінде бірнеше кезеңге бөлу керек, одан параметрлер тұрақты болып есептелінеді. Әрбір кезеңдегі дозалар 5 формула бойынша бағаланады, әрі қарай сәуле соққысына ұрынудың барлық кезеңіндегі мәндері қосылып есептеледі.
      9. Жұмысшы аумағындағы радионуклидтердің қосылыс түрлері белгісіз немесе ішкі сәуле соққысына ұрыну дозасын есептеу үшін радиоактивтік тепе-теңдік болмаған жағдайда осы санитарлық ереженің 2-қосымшасына сәйкес дозалық коэффициенттердің максимальды мәндерін алу керек.
      10. Жұмыскерлер демалу органдары үшін жеке қорғану құралдарын қолданған болса, онда демалу органдары арқылы өндірістік тозаңмен ұзақ өмір сүретін табиғи радионуклидтердің организмге түсуі есебінен болатын ішкі сәуле соққысына ұрынудың тиімді дозасы, егер тозаңды ұстағыш коэффициенттің орташа мәні n (салыс. бірлік) құрайтын болса, n есе төмендейді.

3. Жұмыскерлердің радон изотоптарының және олардың қысқа мерзімді еншілес өнімдерінің сәулесі соққысына ұрынуын бақылау

      11. Радон изотоптары және қысқа мерзімді радонның (РЕӨ) және торонның (ТЕӨ) еншілес өнімдерінің аэрозольдері көлемі шағын және ауа алмасуы еселігі төмен үй-жайларда орналасуы, құрамында жоғарғы көлемде табиғи радионуклидтер бар материалдардың үлкен массасын сақтауы немесе өңдеуі жұмыскерлердің жұмыс орнындағы сәуле соққысына ұрынуына белгілі көлемде үлес қоса алады.
      12. Радон изотоптары және РЕӨ мен ТЕӨ-ның аэрозольдері есебінен ішкі сәуле соққысына ұрыну дозасы, ауада, болжам бойынша бір сағаттық демалу көлемі 1,2 м³/с болғанда екі параметрмен анықталады, олар-уақыт ауқымымен (демалу) - t, сағ. және осы уақытта ауадағы радон изотоптарының эквивалентті тепе-теңдігінің көлемдік активтілігінің (ЭТКБ) орташа мәнімен C_equ, Бк/м³. Радон изотоптары есебінен ішкі сәуле соққысына ұрынудың тиімді дозасы ЭТКБ радон изотоптарының туындысымен (C_equ t) уақытта анықталады, - оны қашанда «ұстау уақыты» (БкLс/м³) деп атайды.
      13. Өндірістік жағдайда радон изотобының ұстау уақыты 1сБк/м³ 0,78 - 10-⁵мЗв тең болатын тиімді сәуле соққысының дозасы сәйкес келеді.
      Егер ауадағы радон изотобының ЭТКБ орташа мәні және жұмыс уақыты - t, белгілі болса, онда сәуле соққысының тиімді дозасы мына формуламен есептеледі:
      - E^Rn = d * -C_equ^E * t, мЗв (6)
      бұл жерде дозалық коэффициенттің мәні d = 0,78 * 10^-5мЗв/(сағ * Бк/м³), ал радон изотоптарының ЭТКБ -C_equ^E мына формуламен есептеледі:
      -C_equ^E = -C_equ^{(Rn) + 4,6} * -C_equ(^Tn), (7)
      оның ішінде -C_equ(Rn) және -C_equ(Tn) t - уақыттағы радон мен торонның 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 сәуле соққысына ұрынудағы жылдық тиімді дозасы (Е_өн) сыртқы (Е₁^сырт) және ішкі сәуле көзі дозалардың қосындысына тең болады (Е₁^сырт.+ Е^rn):
      Е_өн = Е₁^сырт^.+ Е₁^ішкі. +Е^rn      (8)

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
14-қосымша

Демалу арқылы организмге өндірістік тозаңмен түсетін радионуклидтердің ²³⁸U және ²³²Th қатарының дозалық коэффициенттерінің мәні

Радионуклидтердің ²³⁸U қатарының дозалық коэффициенттері

1-кесте

Радионуклид	Жартылай ыдырау кезеңі	Ыдырау түрі	Демалу арқылы түсетін дозалық коэффициент Зв/Бк
Радионуклид	Жартылай ыдырау кезеңі	Ыдырау түрі	Қосылыс түрлері-П	Максимальды
²³⁸U	4,77 * 10⁹жыл	a	2,6 • 10^-6	7,3 • 10^-6
²³⁴Th	24,10 күн	в	6,3 • 10^-9	7,3 • 10^-9
²³⁴Pa	1,17 мин	в	3,8 • 10^-10	4,0 • 10^-10
²³⁴U	2,45 * 10⁵жыл	a	3,1 • 10^-6	8,5 • 10^-6
²³⁰Th	7,70 * 10⁴жыл	a	4,0 • 10^-5	4,0 • 10^-5
²²⁶Ra	1600 жыл	a	3,2 • 10^-6	3,2 • 10^-6
²²²Rn	3,824 күн	a	-	-
²¹⁸Po	3,10 мин	a	-	-
²¹⁴Pb	26,8 мин	в	-	2,9 • 10^-9
²¹⁴Bi	19,9 мин	в	1,4 • 10^-8	1,4 • 10^-8
²¹⁴Po	164 мкс	a	-	-
²¹⁰Pb	22,3 жыл	в	-	8,9 • 10^-7
²¹⁰Bi	5,013 күн	в	8,4 • 10^-8	8,4 • 10^-8
²¹⁰Ро	138,4 күн	a	3,0 • 10^-6	3,0 • 10^-6
Қосындысы			5,20 * 10^-5	6,30 * 10^-5

Радионуклидтердің ²³²Th қатарына арналған дозалық коэффициенттер

2-кесте

Радионуклид	Жартылай ыдырау кезеңі	Ыдырау түрлері	Демалу арқылы түсетін дозалық коэффициент, Зв/Бк
Радионуклид	Жартылай ыдырау кезеңі	Ыдырау түрлері	Қосылыс түрлері	Максимальды
²³²Th	1,405 • 10¹⁰жыл	a	4,2 • 10^-5	4,2 • 10^-5
²²⁸Ra	5,75 жыл	в	2,6 • 10^-6	2,6 • 10^-6
²²⁸Ас	6,15 с	в	1,6 • 10^-8	2,5 • 10^-8
²²⁸Th	1,913 жыл	a	3,1 • 10^-5	3,9 • 10^-5
²²⁴Ra	3,66 күн	a	2,9 • 10^-6	2,9 • 10^-6
²²⁰Rn	55,6 с	a	-	-
²¹⁶Ро	0,145 с	a	-	-
²¹²Pb	10,64 с	в	-	1,9 • 10^-8
²¹²Bi	60,55 мин	a (36%); в (64%)	3,0 • 10^-8	3,0 • 10^-8
²¹²Po	0,299 мкс	a	-	-
²⁰⁸Ti	3,053 мин	в	-	-
Қосындысы			7,85 • 10^-5	8,66 • 10^-5

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
15-қосымша

Металл сынықтарына жасалатын өндірістік радиациялық
бақылауды тіркейтін журнал

Өнеркәсіптің атауы __________________________________________________
Мекен-жайы, телефоны ________________________________________________
Радиациялық бақылауға жауапты адамның аты-жөні және қызметі
_____________________________________________________________________
Журнал 200__ж. «____»_______________ басталды
Журнал 200__ж. «____»_______________ аяқталды
Беттерінің саны

N р/н	Айы, күні	Металл сынықтарының атауы, мөлшері (кг)	Жабдықтаушы	Тауар құжаттамасының нөмірі мен берілген күні	Өлшеуді жүргізген, қолданы лған құралдар (атауы нөмірі)	Радиациялық бақылаудың қорытындысы
						Фондық мәндер	Беткі қабаттағы фонның жоғарғы мөлшері	Беткі қабаттағы ЕЖБДҚ	Өлшеуді жүргізген адамның қолы

«Радиациялық қауiпсiздiктi
қамтамасыз етуге қойылатын
санитариялық-эпидемиологиялық
талаптар» санитариялық ережесіне
16-қосымша

Металлсынықтарына өндірістік радиациялық бақылау
жүргізудің әдістемесі

      Металлсынықтарында радиациялық ластану орын алса, жүргізілетін өлшеу жұмыстары міндетті түрде оны анықтайтындай жағдайда жүргізілуі керек.
      Ол үшін топталған металлсынықтары бір қабат болып орналастырылып, гамма сәуле көзінің мөлшерін жан-жағынан өлшеу керек, ал альфа және бета бөлшектерін бір жағынан ғана өлшеу керек.
      Топталып жиналмаған металлсынықтарын аумаққа қалыңдығы 0,5 м аспайтындай етіп жинап, мұндағы гамма сәуле көзінің қуатын БДҚ деңгейі табиғи фонның үстінде артық болғанда радиометр арқылы 1 м тор ішіндегі деңгей анықталынады. Егер сәуле көзінің барлығы анықталған жағдайда тор жиілігі арта түсуі керек. Альфа және бета бөлшектерінің тығыздығын өлшеу өлшенетін топтың ұзындығы мен ені бойынша әрбір 0,5 м аралықта үздіксіз бақыланып, әрбір 0,5 м сайын белгіленген нүктеде өлшеудің саны анықталынады.
      Үлкен мөлшердегі механизмдерді, станоктарды, көлік, жол, құрылыс техникаларын басқа да салмағы 1 тоннадан артық заттарға өндірістік бақылау жүргізгенде, өлшеу жұмыстары басқару механизмдерінің арасында сырт жағынан жүргізіліп, керек болса іш жағынан да өлшеніледі.
      Металлсынықтарын 0,5 м қалыңдықта алаңда жинауға мүмкіндік болмаған жағдайда, өлшеу жұмыстары тиерде немесе түсірерде жүргізіледі. Мұндай да БДҚ-ны және бөлшектер ағынының тығыздығын өлшеу көтеру механизмімен (кран, тельфер, экскаватор және т.б.) әрбір топқа жүргізіледі. Өлшеу саны көтерілетін металлтоптарының санына сай болуы керек.
      БДҚ-ны өлшеу өлшейтін беттен 10 сантиметр (бұдан әрі - см) алыстықта, ал альфа, бета бөлшектерін өлшеу өлшенетін беттерден 1 см қашықтықта жүргізілуі керек.
      Металлсынықтарын жинайтын орында металлсынықтарына радиациялық өндірістік бақылау жүргізерден бұрын аумақтың табиғи БДҚ-сы өлшеніледі. Ол үшін бақыланатын металлсынықтарынан 15-20 м жерде 10 см биіктіктегі табиғи фон өлшеніледі. Бөлшек ағындарының тығыздығын өлшеу жұмыстарын жүргізерден бұрын өлшейтін құралдың өз фонын өлшеп, оны алып тастау керек.
      Аумақтағы табиғи радиациялық фон 5 рет жүргізілген өлшемнің орта арифметикалық саны арқылы анықталынады.
      Металлсынықтарының радиоактивті ластануына баға беру радиометр немесе дозиметрдің ең жоғарғы көрсеткіштер арқылы бағаланылады. Металлсынықтарының тобы немесе топтың бөлігі (жеке заттар) мынандай жағдайда радиоактивті ластанған деп табылады, егер:
      1) металлсынықтарының бетіндегі гамма-сәуле көзінің БДҚ-сы табиғи фонның үстінде 0,2 мкЗв/сағ аспаса;
      2) альфа сәулесінің тығыздығы 1 шаршы сантиметрге 0,04 беккерель (бұдан әрі - Бк/см²) аспаса;
      3) бета сәулесінің тығыздығы 1 шаршы сантиметрге 0,4 Бк/см² аспаса.

Сноска. Отменен приказом Министра здравоохранения РК от 18.05.2012 № 362.

В соответствии с подпунктом 5) пункта 1 статьи 7 и подпунктом 19) статьи 145 Кодекса Республики Казахстан "О здоровье народа и системе здравоохранения" от 18 сентября 2009 года ПРИКАЗЫВАЮ:

1. Утвердить прилагаемые санитарные правила "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности".

2. Комитету государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан (Оспанов К.С.) обеспечить в установленном законодательством порядке государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан.

3. Департаменту административно-правовой работы Министерства здравоохранения Республики Казахстан (Бисмильдин Ф.Б.) обеспечить в установленном законодательством порядке официальное опубликование настоящего приказа после его государственной регистрации.

4. Признать утратившим силу следующие приказы:

1) Министра здравоохранения Республики Казахстан от 31 января 2003 года № 97 "Об утверждении санитарных правил и норм "Санитарно-гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности" (зарегистрированный в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов за № 2198, опубликованный в Бюллетене нормативных правовых актов центральных исполнительных и иных государственных органов Республики Казахстан, 2003 г., № 21-22);

2) и.о. Министра здравоохранения Республики Казахстан от 9 марта 2005 года № 101 "Об утверждении санитарно-эпидемиологических правил и норм "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности объектов нефтегазового комплекса" (зарегистрированный в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов за № 3553, опубликованный в газете "Юридическая газета" 9 сентября 2005 г., № 165-166);

3) и.о. Министра здравоохранения Республики Казахстан от 8 июля 2005 года № 335 "Об утверждении санитарно-эпидемиологических правил и норм "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности металлолома" (зарегистрированный в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов за № 3791, опубликованный в Бюллетене нормативных правовых актов центральных исполнительных и иных государственных органов Республики Казахстан, 2005 г., № 20, ст. 192).

5. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на Ответственного секретаря Министерства здравоохранения Республики Казахстан Садыкова Б.Н.

6. Настоящий приказ вводится в действие по истечении десяти календарных дней после дня его первого официального опубликования.

Министр здравоохранения
Республики Казахстан	Ж. Доскалиев
"СОГЛАСОВАНО"
Заместитель Премьер-Министра
Республики Казахстан -
Министр индустрии
и новых технологий
Республики Казахстан
______________Исекешев А.О.
29 июля 2010 года

Утверждены
приказом Министра здравоохранения
Республики Казахстан
от 29 июля 2010 года № 565

Санитарные правила
"Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности"
1. Общие положения

1. Настоящие санитарные правила к обеспечению радиационной безопасности (далее - санитарные правила) устанавливают санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности, проектированию, вводу в эксплуатацию и содержанию радиационных объектов, выводу из эксплуатации радиационных объектов, условиям работы с закрытыми источниками излучения и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение, условиям работы с открытыми источниками излучения (радиоактивными веществами), применению материалов и изделий, загрязненными или содержащими радионуклиды, сбору, использованию и захоронению радиоактивных отходов, осуществлению производственного радиационного контроля, производственному радиационному объектов нефтегазового комплекса, осуществлению производственного радиационного контроля металлолома, применению средств индивидуальной защиты и личной гигиены, обеспечению радиационной безопасности пациентов и населения при медицинском облучении, обеспечению радиационной безопасности при воздействии природных источников излучения, обеспечению радиационной безопасности при радиационных авариях.

2. В настоящих санитарных правилах использованы следующие определения:

1) активность (далее - А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

А=

dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени - dТ. Единицей активности является Беккерель (далее - Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (далее - Ки) составляет 3,7 х 10¹⁰ Бк;

2) активность минимально значимая (далее - МЗА) - активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения, при превышении которой требуется разрешение уполномоченных органов на обращение с этими источниками. Для открытых источников решение о необходимости получения разрешения на обращение принимается при условии превышения значения минимально значимой удельной активности. Единица измерения МЗА беккерель (Бк);

3) активность минимально значимая удельная (далее - МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения, при превышении которого требуется разрешение уполномоченных органов на обращение с этими источниками.

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:

A A

A_m = -; A_v = -

m V

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 требованиям норм радиационной безопасности (далее - НРБ) 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 по данному пути облучения от данного 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:

D = --

__ dm

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^-1), и имеет специальное название - грей (далее - Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр;

11) доза в органе или ткани (далее - D_T) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

mт - 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:

H_T,R = W_R x D_T,R

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 эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

H_T =

H_T,R

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:

W_T, x H_T

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 - Нт(t)) или эффективная (Е(t)) ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

t_о - момент поступления, a H_T(t) - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.

Когда t не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-to) - 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 НРБ и настоящих санитарных правил;

19) загрязнение поверхности неснимаемое (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 - источник излучения) - радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, соответствующее требованиям НРБ, 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, соответствующее требованиям НРБ 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) объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения;

47) отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные требованиями НРБ и настоящих санитарных правил;

48) персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

49) 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;

50) 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;

51) 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;

52) радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения;

53) работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль;

54) работа с радиоактивными веществами - любые виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль;

55) риск - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения;

56) 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;

57) санитарный шлюз - помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты;

58) средство индивидуальной защиты - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов;

59) уровень вмешательства (далее - УВ) - величина предотвращаемой дозы, при достижении которой, в случаях возникновения ситуаций хронического или аварийного облучения, принимаются защитные или послеаварийные меры;

60) 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;

61) 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;

62) 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;

63) 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;

64) природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов урана-238, тория-232 и калия-40;

65) 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;

66) 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;

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

68) локальный источник - отдельный фрагмент металлолома, вблизи поверхности которого (на расстоянии не более 10 сантиметров, далее - см) значение мощности эквивалентной дозы (далее - МЭД) гамма-излучения содержащихся в нем радионуклидов (за вычетом вклада природного фона) превышает 0,2 микрозиверт в час (далее - мкЗв/ч);

69) МЭД гамма-излучения - мощность эквивалентной дозы вблизи поверхности (на расстоянии не более 10 сантиметров) партии (фрагмента) металлолома за вычетом вклада природного фона;

70) ММЭД гамма-излучения - максимальное зарегистрированное значение мощности эквивалентной дозы вблизи поверхности (на расстоянии не более 10 сантиметров) партии (фрагмента) металлолома за вычетом вклада природного фона;

71) радиоактивное загрязнение металлолома - отдельный фрагмент металлолома, содержащий или загрязненный радионуклидами превышающие значения, установленные нормами 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 НРБ;

4) радиоактивные источники с активностью ниже МЗА, приведенной в действующих нормах радиационной безопасности, а также закрытые гамма-излучающие радиоактивные источники, мощность дозы от которых на расстоянии 0,1 м не превышает 1,0 мкЗв/ч.

4. Разрешение на работу с источниками излучения не требуется в случаях, 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 НРБ, или сумма отношений активности отдельных радионуклидов к их табличным значениям меньше 1;

3) в организации: общая активность радионуклидов в открытых источниках излучения не превышает МЗА более чем в десять раз или сумма отношений активности радионуклидов к их табличным значениям, приведенным в НРБ;

4) мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 метра от поверхности закрытого радионуклидного источника излучения, не превышает 1,0 мкЗв/ч над фоном. Обеспечивается надежная герметизация находящихся внутри устройства радиоактивных веществ, а на его нормативно-техническую документацию выдается санитарно-эпидемиологическое заключение.

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 НРБ), 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, который предусматривает непревышение установленных Законом Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения" и НРБ индивидуальных пределов доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения и других нормативов радиационной безопасности.

Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными НРБ, вводятся допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, 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 содержатся 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, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;

6) числа лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения;

7) эффективности обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и соблюдению санитарных правил, гигиенических нормативов по радиационной безопасности.

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) санитарной паспортизации и 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 радиации.

8. Эксплуатирующая организация обеспечивает:

1) соблюдение требований Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения", НРБ и других нормативных правовых актов Республики Казахстан в области обеспечения радиационной безопасности;

2) получение санитарного паспорта на источники излучения и санитарно-эпидемиологического заключения на выпускаемую продукцию, содержащую радиоактивные вещества или работающего на основе источников ионизирующего излучения;

3) разработку контрольных уровней радиационных факторов в организации и зоне наблюдения с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, а также инструкций по радиационной безопасности;

4) перечень лиц, относящихся к персоналу групп А и Б;

5) создание условий работы с источниками излучения, соответствующих требованиям настоящих санитарных правил, правил по охране труда, техники безопасности и других санитарных правил, действие которых распространяется на данную организацию;

6) планирование и осуществление мероприятий по обеспечению и совершенствованию радиационной безопасности в организации;

7) систематический контроль радиационной обстановки на рабочих местах, в помещениях, на территории организации, в контролируемых зонах, а также за выбросом и сбросом радиоактивных веществ;

8) проведение регулярного контроля и учета индивидуальных доз облучения персонала;

9) регулярное информирование персонала об уровнях ионизирующего излучения на их рабочих местах и о величине полученных ими индивидуальных доз облучения;

10) 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;

11) проведение инструктажа и проверку знаний персонала в области радиационной безопасности;

12) проведение предварительных (при поступлении на работу) и периодических медицинских осмотров персонала;

13) 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;

14) выполнение заключений, постановлений и предписаний должностных лиц государственных органов, осуществляющих государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.

9. Персонал, работающий с источниками излучения (группа А):

1) выполняет требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные требованиями настоящих санитарных правил;

2) использует средства индивидуальной защиты;

3) выполняет установленные требования по предупреждению радиационной аварии и правил поведения в случае ее возникновения;

4) своевременно проходят периодические медицинские осмотры;

5) незамедлительно ставить 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 с 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 НРБ 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.

11. Радиационная безопасность населения обеспечивается:

1) созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения", НРБ и 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 следует исходить из следующих основных положений:

1) индивидуальные дозы снижаются там, где они превышают допустимый уровень облучения;

2) мероприятия по коллективной защите людей осуществляются в отношении тех 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 места строительства радиационного объекта учитывают категорию объекта, его потенциальную радиационную, химическую и пожарную опасность для населения и окружающей среды. Площадка для вновь строящихся объектов должна отвечать требованиям строительных норм правил и настоящих санитарных правил.

15. Категория радиационных объектов должна устанавливаться на стадии их проектирования на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

По потенциальной радиационной опасности устанавливаются четыре категории объектов:

1) к I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите;

2) во II категории объектов радиационное воздействие при аварии 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 должны быть оценены 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 должен разрабатываться с учетом развития производства, прогноза радиационной обстановки на объекте и вокруг него и возможности возникновения радиационных аварий.

20. Размещение радиационного объекта допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения с учетом перспектив развития, как самого объекта, так и района его размещения.

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 и 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 и II категорий может быть ограничена 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.

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 территории предусматривается комплекс защитных мероприятий в соответствии с требованиями НРБ.

31. В санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения силами службы радиационной безопасности объекта проводится радиационный контроль.

32. Проектная документация на радиационные объекты содержит обоснование мер 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 проектной документации 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:

Н = 500 х Д/t, мкЗв/ч,

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 и содержанию радиационных объектов

40. Радиационный объект принимается в эксплуатацию на основании санитарно-эпидемиологического заключения государственных органов санитарно-эпидемиологической службы на соответствующих территориях.

41. Деятельность объектов, связанная с использованием источников излучения, не допускается без наличия лицензии на предоставление услуг в области использования атомной энергии.

42. Получение, хранение источников излучения и проведение с ними работ разрешается при наличии санитарного паспорта на источники ионизирующего излучения, который заполняется согласно приложению 5 и инструкции по заполнению санитарного паспорта на источники ионизирующих излучений согласно приложению 6 к настоящим санитарным правилам и выдается органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора по запросу организации. Основанием для выдачи санитарного паспорта является акт приемки в эксплуатацию построенного (реконструированного) объекта или акт санитарного обследования действующего объекта.

Санитарный паспорт, дающий право на эксплуатацию источников ионизирующего излучения, выдается на срок не более трех лет. По истечении срока действия санитарного паспорта, органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора по запросу администрации организации решает вопрос о продлении срока его действия.

43. Работа с источниками излучения разрешается только в помещениях, указанных в санитарном паспорте.

На дверях каждого помещения должны быть указаны его назначение, класс проводимых работ с открытыми источниками излучения и знак радиационной опасности.

44. Оборудование, контейнеры, упаковки, аппараты, передвижные установки, транспортные средства, содержащие источники излучения, должны иметь знак радиационной опасности.

45. Допускается не наносить знак радиационной опасности на оборудование в помещении, где постоянно проводятся работы с источниками излучения и которое имеет знак радиационной опасности.

46. Обеспечение условия сохранности источников излучения в организации осуществляет ее администрация.

47. Вывоз источника излучения для проведения работ с ним вне организации, допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения государственных органов санитарно-эпидемиологической службы на соответствующей территории.

48. Обращение с источниками излучения в различных областях промышленности, науки, медицины, образования, сельского хозяйства, торговли допускается только при наличии санитарного паспорта.

В случае изменения конструкции источника излучения или изделия, содержащего такой источник, получают новый санитарный паспорт.

49. К моменту получения источника излучения эксплуатирующая организация утверждает список лиц, допущенных к работе с ним, обеспечивает их необходимое обучение и инструктаж, назначает приказом по организации лиц, ответственных за учет и хранение источников излучения, за организацию сбора, хранения и сдачу радиоактивных отходов, за производственный контроль за радиационной безопасностью.

50. При прекращении работ с источниками излучения администрация организации информирует об этом органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Эксплуатация помещений, в которых ранее проводились работы с радиоактивными веществами, допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

51. К работе с источниками излучения (персонал группы А) допускаются лица, не моложе восемнадцати лет, не имеющие медицинских противопоказаний. Перед допуском к работе с источниками излучения персонал должен пройти обучение, инструктаж и проверку знаний правил безопасности ведения работ и действующих в организации инструкций. Проверка знаний правил безопасности работы в организации проводится комиссией до начала работ и периодически, не реже одного раза в год, а руководящего состава - не реже одного раза в три года. На определенные виды деятельности допускается персонал группы А при наличии у них разрешений, выдаваемых органами государственного регулирования безопасности.

52. 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.

53. 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 пылегазоочистки, средства индивидуальной защиты и радиационного контроля должны иметь заключение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

54. 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 разрешается только по технической документации, составленной в соответствии с требованиями действующих стандартов и на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

55. Поставка организациям источников излучения и изделий, содержащих их, проводится по заказ-заявкам на поставку источников ионизирующего излучения по форме согласно приложению 7 к настоящим санитарным правилам. 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.

56. 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.

57. Согласование и регистрация заказов-заявок на получение, передачу источников излучения и изделий, их содержащих, разрешается только для организаций, имеющих лицензию на предоставление услуг в области использования атомной энергии.

58. Организация, получившая источники излучения, извещает об этом органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора в десятидневный срок.

59. 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.

60. Лицо, назначенное ответственным за учет и хранение источников излучения, осуществляет регулирование их приема и передачи по установленным формам, указанным в приложениях 8, 9, 10 к настоящим санитарным правилам.

61. Все поступившие в организацию источники излучения должны учитываться в приходно-расходном журнале учета радионуклидных источников излучения согласно приложению 9 к настоящим санитарным правилам, а сопроводительные документы должны передаваться в бухгалтерию для оприходования.

62. 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.

63. Радионуклиды, полученные в организации с помощью генераторов, ускорителей, ядерных реакторов, учитываются по фасовкам, препаратам и активностям в приходно-расходном журнале учета радионуклидных источников излучения.

64. 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. Выдача и возврат источников излучения регистрируется в приходно-расходном журнале учета радионуклидных источников излучения согласно приложению 9 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.

65. 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.

66. Ежегодно комиссия, назначенная руководителем организации, производит инвентаризацию радиоактивных веществ, радиоизотопных приборов, аппаратов, установок. В случае обнаружения хищений и потерь источников излучения администрации следует немедленно информировать вышестоящую организацию, органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора и лицензирующий орган.

67. Хранение и транспортирование источников излучения необходимо производить по принципу однородности веществ и материалов с учетом требований действующих стандартов.

68. 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 санитарном паспорте.

69. Временные хранилища источников излучения вне территории организации, в том числе для гамма-дефектоскопических аппаратов, используемых в полевых условиях имеют санитарный паспорт, выданный органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора 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 мкГр/ч.

Временное хранение упаковок с радиоактивными веществами на открытых площадках и общих складах транспортных организаций допускается при наличии санитарного паспорта.

70. Специально оборудованные помещения-хранилища размещаются на уровне нижних отметок здания (незатопляемый подвал, первый этаж).

71. Отделка и оборудование помещения для хранения открытых источников излучения отвечает требованиям, предъявляемым к помещениям для работ соответствующего класса, но не ниже II класса.

72. 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) легко открываются и имеют отчетливую маркировку с указанием наименования радионуклида и его активности. Лицо, ответственное за учет и хранение источников излучения, имеет карту-схему их размещения в хранилище. Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости, помещаются в металлические или пластмассовые упаковки.

73. Радионуклиды, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров или аэрозолей, хранятся 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.

74. Радионуклидные источники излучения, непригодные для дальнейшего использования, своевременно списываются и сдаются на переработку или захоронение. Копия акта о приеме источников излучения на захоронение передается в органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора и лицензирующий орган.

75. 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.

76. Транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и ядерных материалов за пределами организации, имеют санитарный паспорт на право их транспортировки, приведенный в приложении 11 к настоящим санитарным правилам.

77. Транспортные средства, предназначенные для перевозки источников излучения, оборудуются знаками, а также сигнальными цветами и знаками безопасности опасности груза в соответствии с требованиями действующих стандартов.

78. 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

79. Решение о продлении срока эксплуатации или 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.

80. 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.

81. В проекте вывода радиационного объекта из эксплуатации должны быть предусмотрены мероприятия по обеспечению безопасности на различных этапах вывода его из эксплуатации: остановке, консервации, демонтаже, перепрофилировании, ликвидации или захоронении, а также при проведении ремонтных работ.

82. 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.

83. При выводе радиационного объекта из эксплуатации следует оценить ожидаемые индивидуальные и коллективные дозы облучения персонала и населения.

84. 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.

85. Вопрос о возможном продлении срока эксплуатации источников излучения решается комиссией в составе представителей организации, использующей источник излучения, и контролирующих органов государственного надзора за радиационной безопасностью, а при необходимости и представителей организации-изготовителя. В заключении комиссии определяются возможность, условия и срок дальнейшего использования источника излучения. Техническое освидетельствование источника осуществляется специализированной организацией, имеющей лицензию на предоставление услуг в области использования атомной энергии.

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

86. Эксплуатация закрытых источников излучения и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, осуществляется согласно требованиям настоящих санитарных правил, на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

87. Не допускается использование закрытых источников излучения в случае нарушения их герметичности, а также по истечении установленного срока эксплуатации, без наличия документа о продлении срока его службы.

88. Устройство, в которое помещен закрытый источник излучения, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.

89. В нерабочем положении закрытые источники излучения должны находиться в защитных устройствах, а установки, генерирующие ионизирующее излучение, должны быть обесточены.

90. Для извлечения закрытого источника излучения из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными приспособлениями. 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 двух миллигрей в час (далее - мГр/ч) на расстоянии одного метра, - специальные защитные устройства (боксы, шкафы) с дистанционным управлением.

91. 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 микрогрей в час (далее - мкГр/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 мкГр/ч, а на расстоянии одного метра от нее - 3 мкГр/ч.

Мощность дозы излучения от устройств, при работе которых возникает сопутствующее неиспользуемое рентгеновское излучение, не должна превышать 1,0 мкГр/ч на расстоянии 0,1 метра от любой поверхности.

92. При использовании установок (аппаратов), мощность дозы излучения от которых в рабочем положении и при хранении источников излучения не превышает 1,0 мкГр/ч на расстоянии одного метра от доступных частей поверхности установки, специальные требования к помещениям не предъявляются.

93. 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.

94. Помещения, где проводятся работы на стационарных установках с закрытыми источниками излучения, должны быть оборудованы системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников). Кроме того, должно быть предусмотрено устройство для принудительного дистанционного перемещения источника излучения в положение хранения в случае отключения энергопитания установки или в случае любой другой нештатной ситуации.

95. При подводном хранении закрытых источников излучения должны быть предусмотрены системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне, сигнализации об изменении уровня воды и о повышении мощности дозы в рабочем помещении.

96. При работе с закрытыми источниками излучения специальные требования к отделке помещений не предъявляются. Исключение составляют помещения, в которых проводится перезарядка и ремонт блоков излучения и которые должны быть оборудованы в соответствии с требованиями для работ с открытыми источниками излучения III класса.

97. 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.

98. 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.

В целях обеспечения радиационной безопасности персонала и населения:

1) направить излучение в сторону земли или туда, где отсутствуют люди;

2) удалить источники излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;

3) ограничить время пребывания людей вблизи источников излучения;

4) вывешат знак радиационной опасности и предупредительные плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 метра.

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

99. 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 НРБ.

100. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения разделяются по степени радиационной опасности на четыре группы в зависимости от МЗА:

группа А - радионуклиды с минимально значимой активностью 10³ Беккерель;

группа Б - радионуклиды с минимально значимой активностью 10⁴ и 10⁵ Бк;

группа В - радионуклиды с минимально значимой активностью 10⁶ и 10⁷ Бк;

группа Г - радионуклиды с минимально значимой активностью 10⁸ Бк и более.

Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с НРБ.

В случае нахождения на рабочем месте радионуклидов разных групп радиационной опасности их активность приводится к группе А радиационной опасности по формуле:

С_Э= С_А + МЗА_А

(C_i/МЗА_А)

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;

MЗA_i - минимально значимая активность отдельных радионуклидов, приведенная в НРБ.

101. Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками излучения.

102. Комплекс мероприятий по радиационной безопасности при работе с открытыми источниками излучения должен обеспечивать защиту персонала от внутреннего и внешнего облучения, ограничивать загрязнение воздуха и поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала, а также объектов окружающей среды - воздуха, почвы, растительности, как при нормальной эксплуатации, так и при проведении работ по ликвидации последствий радиационной аварии.

103. Ограничение поступления радионуклидов в рабочие помещения и окружающую среду должно обеспечиваться использованием системы статических (оборудование, стены и перекрытия помещений) и динамических (вентиляция и газоочистка) барьеров.

104. Во всех организациях, в которых проводится работа с открытыми источниками излучения, помещения для каждого класса работ должны сосредоточить в одном месте. В тех случаях, когда в организации ведутся работы по всем трем классам, помещения должны быть разделены в соответствии с классом проводимых в них работ.

105. Работы с открытыми источниками излучения с активностью ниже значений, приведенных в НРБ, разрешается проводить в производственных помещениях, к которым не предъявляются дополнительные требования по радиационной безопасности.

106. 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.

107. Работы II класса проводятся в помещениях, скомпонованных 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 должен быть санитарный пропускник или санитарный шлюз. Помещения для работ II класса должны быть оборудованы вытяжными шкафами или боксами.

108. Работы I класса проводятся в отдельном здании или изолированной части здания с отдельным входом только через санитарный пропускник. Рабочие помещения должны быть оборудованы боксами, камерами, каньонами или другим герметичным оборудованием. Помещения, разделяются на три зоны:

1) первая зона - необслуживаемые помещения, где размещаются 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, других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования, размещения 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.

109. 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.

110. Для снижения уровней внешнего облучения персонала от открытых источников излучения используются системы автоматизации и дистанционного управления, экранирование источников излучения и сокращение времени рабочих операций.

111. В организации, где проводятся работы с радиоактивными веществами, предусматривается комплекс мероприятий по дезактивации производственных помещений и оборудования.

112. 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 должны быть покрыты слабосорбирующими материалами, стойкими к моющим средствам. Помещения, относящиеся к разным зонам и классам, окрашивать в разные цвета.

113. Края покрытий полов должны быть подняты и заделаны заподлицо со стенами. При наличии трапов полы должны иметь уклоны. Полотна дверей и переплеты окон должны иметь простейшие профили.

114. 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.

115. Оборудование и рабочая мебель должны иметь гладкую поверхность, простую конструкцию и слабосорбирующие покрытия, облегчающие удаление радиоактивных загрязнений.

116. Оборудование, инструменты и мебель закрепляются за помещениями каждого класса (зоны) и соответственно маркированы. Передача их из помещений одного класса (зоны) в другие не допускается.

117. Производственные операции с радиоактивными веществами в камерах и боксах должны выполняться дистанционными средствами или с использованием перчаток, герметично вмонтированных в фасадную стенку. Загрузка и выгрузка перерабатываемой продукции, оборудования, замена камерных перчаток, манипуляторов должна производиться без разгерметизации камер или боксов.

118. Количество радиоактивных веществ на рабочем месте должно быть минимально необходимым для работы. При возможности выбора радиоактивных веществ следует использовать вещества с меньшей группой 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 необходимо использовать автоматические пипетки или пипетки с грушами.

119. Организация работ с открытыми источниками должна быть направлена на минимизацию радиоактивных отходов, образующихся при технологических процессах (операциях).

120. Для ограничения загрязнения рабочих поверхностей, оборудования и помещений при работах с радиоактивными веществами в лабораторных условиях следует пользоваться лотками и поддонами, выполненными из слабосорбирующих материалов, пластиковыми пленками, фильтровальной бумагой и другими материалами разового пользования.

121. 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 так устроены, чтобы поток воздуха был направлен из менее загрязненных пространств к более загрязненным.

122. Проектирование вентиляции, кондиционирования воздуха в производственных зданиях и сооружениях организации, а также выбросов вентиляционного воздуха в атмосферу и очистки его перед выбросом допускается производить 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 устанавливаются на основании санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии требованиям настоящих санитарных правил.

123. 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, а при необходимости, и II классов, следует предусматривать 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.

124. 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.

125. В зданиях, где для работ с открытыми источниками излучения отводится только часть общей площади, необходимо предусматривать отдельные системы вентиляции.

126. При использовании системы рециркуляции воздуха обеспечивается очистка от радиоактивных и токсических веществ и аэрация помещений для работ I и II классов.

127. В герметичных камерах и боксах при закрытых проемах должно обеспечиваться разрежение не менее 20 миллиметров водяного столба. Камеры и боксы должны оборудоваться приборами контроля степени разрежения. Расчетная скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов и укрытий должна приниматься 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.

128. Вентиляторы, обеспечивающие вытяжные шкафы, боксы и камеры, следует располагать 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, должны иметь резервные агрегаты производительностью не менее 1/3 полной расчетной.

Пускатели двигателей должны иметь световую сигнализацию, их размещают в помещениях 3 зоны.

129. Для работ с эманирующими и летучими радиоактивными веществами должна быть предусмотрена постоянно действующая система вытяжной вентиляции хранилищ, рабочих помещений и боксов. Система должна иметь резервный вытяжной агрегат производительностью не менее 1/3 полной расчетной.

130. 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, а 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 должны осуществляться 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.

131. Фильтры и аппараты устанавливают непосредственно у боксов, камер, шкафов, укрытий с тем, чтобы максимально снизить загрязнение систем магистральных воздухоотводов.

132. 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.

133. Помещения пылегазоочистного оборудования должны быть изолированы и не сообщаться по воздуху с основными производственными помещениями и зонами. Вход и выход в помещения пылегазоочистного оборудования должен осуществляться через санитарный шлюз.

134. В комплексе помещений пылегазоочистного оборудования обязательно наличие изолированных помещений или герметичных вентилируемых участков для ремонта, разборки, временного хранения фильтров, аппаратов и их элементов, а также для хранения средств уборки и дезактивации.

135. При централизованном размещении пылегазоочистного оборудования на участках для работ I класса в основу планировки комплекса пылегазоочистки должен быть положен принцип зонирования.

136. 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 должны быть снабжены шаровыми или пружинными автоматическими клапанами.

137. Отопление помещений для работ с применением открытых источников излучения должно быть водяным или воздушным.

138. 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.

139. 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.

140. 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 должна быть обеспечена 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.

141. Прокладка воздуховодов, труб водопровода, канализации и других коммуникаций в стенах и перекрытиях не должна приводить к ослаблению защиты от ионизирующего излучения.

142. Санитарный пропускник должен размещаться 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 должен быть питьевой фонтанчик с педальным или бесконтактным управлением.

143. Планировка санитарного пропускника должна обеспечивать раздельное прохождение персонала в рабочие помещения и в обратном направлении по разным маршрутам.

144. 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) пункт радиационного контроля;

3) умывальники.

Помимо стационарных санитарных шлюзов, возможно использование переносных санитарных шлюзов, устанавливаемых непосредственно у входа в помещение, где производятся ремонтные работы.

145. Пол, стены и потолки санитарно-бытовых помещений, а также поверхности шкафов должны иметь влагостойкие покрытия, слабо сорбирующие радиоактивные вещества и допускающие легкую очистку и дезактивацию.

146. Число мест для хранения домашней и рабочей одежды в гардеробной должно соответствовать максимальному числу людей, постоянно и временно работающих в смене.

147. Размещение кладовой для грязной специальной одежды должно обеспечивать закрытую транспортировку одежды, направляемой в стирку, с выходом на улицу, минуя чистые помещения. Кладовая должна располагаться вблизи пунктов радиометрического контроля и гардеробной загрязненной специальной одежды.

Сортировка специальной одежды должна производиться по ее виду и степени радиоактивного загрязнения. Загрязненная специальная одежда из раздевалки передается в кладовую в упакованном виде.

148. Помещения для хранения и выдачи средств индивидуальной защиты (фартуки, очки, респираторы, дополнительная обувь) должны размещаться в чистой зоне, между гардеробной чистой специальной одежды и рабочими помещениями.

149. Пункт радиометрического контроля кожных покровов должен размещаться между душевой и гардеробной домашней одежды.

8. Санитарно-эпидемиологические требования
к применению материалов и изделий, загрязненными
или содержащими радионуклиды

150. Материалы и изделия с низкими уровнями содержания радионуклидов допускается использовать в деятельности. Критерием для принятия решения о возможном применении в деятельности сырья, материалов и изделий, содержащих радионуклиды, является ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, которая при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв, а годовая коллективная эффективная доза не должна быть более одного человека-Зв.

151. Не допускается наличие нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения поверхности материалов и изделий (металл, древесина), поступающих для использования в деятельности.

152. Не вводится никаких ограничений на использование в деятельности любых твердых материалов, сырья и изделий при удельной активности радионуклидов в них менее 0,3 килобеккерель на килограмм (далее - кБк/кг).

153. 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 только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора на определенный вид применения. Эти материалы подлежат обязательному радиационному контролю.

154. Использование в деятельности строительных материалов и удобрений, содержащих радиоактивные вещества природного происхождения, должна соответствовать НРБ.

155. Предназначенные для дальнейшего использования по прямому назначению материалы и изделия, содержащие радиоактивные вещества выше уровней, приведенных в пункте 153 настоящих санитарных правил и в НРБ, подлежат дезактивации.

Дезактивацию следует проводить в тех случаях, когда уровень загрязненности материалов и изделий может быть снижен до допустимых значений, обеспечивающих их дальнейшее применение.

156. 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.

157. 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.

158. Организации, в которых производится дезактивация, переплавка или иная переработка материалов, содержащих радионуклиды, должны иметь санитарный паспорт и лицензию на указанный вид деятельности. Технология переработки сырья и его дальнейшего использования разрабатывается и утверждается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

159. 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.

160. В случае невозможности или нецелесообразности использования сырья, материалов и изделий, отнесенных к категории ограниченного использования, согласно пункту 153 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 на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

161. В случае невозможности или нецелесообразности дальнейшего использования материалов, изделий и сырья, содержащих радионуклиды выше значений, приведенных в пункте 153 настоящих санитарных правил, с ними необходимо обращаться как с радиоактивными отходами.

9. Санитарно-эпидемиологические требования
к сбору, использованию и захоронению радиоактивных отходов

162. Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в десять раз превышает значения, уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в НРБ.

К твердым радиоактивным отходам относятся неиспользуемые отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также затвердевшие жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в НРБ, а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

1) 100 кБк/кг - для источников бета-излучения;

2) 10 кБк/кг - для источников альфа-излучения;

3) 1,0 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, приведенные в НРБ.

163. Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на три категории - низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные согласно таблице 4 приложения 4 к настоящим санитарным правилам.

164. В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов отходы относятся к разным категориям, устанавливается для них более высокое значение категории отходов.

165. 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.

166. 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.

167. 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.

168. Сбор радиоактивных отходов в организациях должен производиться 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.

169. 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 должны обеспечиваться защитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня.

170. Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма-излучения более 2 мГр/ч, должны быть специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение сборников отходов из колодцев и ниш необходимо производить с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала.

171. Жидкие радиоактивные отходы должны собираться в специальные емкости. Их должны концентрировать и перевести в затвердевшее состояние в организации, где они образуются или в специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами, после чего направлять 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.

172. 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.

173. Временное хранение радиоактивных отходов различных категорий в организации должно осуществляться в отдельном помещении, либо на специально выделенном участке, оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ II класса. Хранение радиоактивных отходов следует осуществлять в специальных контейнерах.

174. Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения активности до уровней, не превышающих приведенных в пункте 162 настоящих санитарных правил. После такой выдержки твердые отходы удаляются, 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 162 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.

175. Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы до отправки на захоронение должны быть переведены в неопасное состояние, с соблюдением радиационной и пожарной безопасности.

176. Передача радиоактивных отходов из организации на переработку или захоронение должна производиться в специальных контейнерах и оформляться актом.

Уровни радиоактивного загрязнения на поверхностях упаковки (контейнера) не должны превышать значений, приведенных в таблице 2 приложения 4 к настоящим санитарным правилам.

177. Транспортировка радиоактивных отходов должна проводиться в механически прочных герметичных упаковках на специально оборудованных транспортных средствах на основании санитарно-эпидемиологического заключения и при наличии санитарного паспорта на право транспортировки радиоактивных веществ и ядерных материалов, устройств и установок с источниками излучения и радиоактивных отходов, согласно приложению 11 к настоящим санитарным правилам.

178. 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.

179. Выбор мест захоронения радиоактивных отходов должен производиться 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.

180. 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.

10. Санитарно-эпидемиологические требования
к осуществлению производственного радиационного контроля

181. Радиационный контроль охватывает все основные виды воздействия ионизирующего излучения на человека, перечисленные в НРБ.

182. 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.

183. 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.

184. Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться 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 должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.

185. 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.

186. 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.

187. Система производственного радиационного контроля объектов I и II категорий должна использовать следующие технические средства:

1) непрерывного контроля на основе стационарных автоматизированных технических средств;

2) оперативного контроля на основе носимых и передвижных технических средств;

3) лабораторного анализа 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.

188. 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, необходимо устанавливать приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал должен быть обеспечен аварийными дозиметрами.

189. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение пятидесяти лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за пять последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.

190. Индивидуальная доза облучения должна регистрироваться 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.

191. 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.

192. 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.

193. 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.

194. Результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. Превышения контрольных уровней должны анализироваться администрацией организации. О случаях превышения пределов доз для персонала, установленных НРБ или квот облучения населения, администрация организации информирует органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

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

195. 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.

196. 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).

197. 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.

198. 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.

199. Индивидуальная годовая эффективная доза облучения природными источниками излучения работников НГК в производственных условиях не должна превышать 5 милли Зивертов в год (далее - мЗв/год).

200. Среднегодовые значения радиационных факторов по пункту 198, 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 Беккерелей 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 килоБеккерелей на килограмм (далее - кБк/кг), где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, миллиграмм на кубический метр (далее - мг/м³);

5) удельная активность в производственной пыли тория-232 в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 27/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, мг/м³.

При одновременном воздействии на рабочих местах нескольких радиационных факторов 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 201, среднегодовые значения радиационных факторов устанавливаются по согласованию с государственным органом санитарно-эпидемиологической службы.

201. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами организаций нефтегазовой отрасли с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется в соответствии с требованиями действующих санитарных правил.

202. Эффективная доза облучения природными источниками излучения работников организаций нефтегазовой отрасли в производственных условиях не должна превышать гигиенических нормативов.

При дозах облучения более 1 миллиЗиверта в год (далее - мЗв/год) работники относятся к лицам, подвергающимся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.

203. Требования по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазовой отрасли должны соблюдаться, если облучение работников от природных радионуклидов может превышать 1 мЗв/год или в результате деятельности объекта образуются (или уже имеются) производственные отходы с эффективной удельной активностью природных радионуклидов более 1,5 кБк/кг.

204. 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, и уточняется по данным его детального обследования.

205. 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.

Повторное обследование такой организации следует проводить, если произошли существенные изменения, которые могут 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.

206. Если в организации не обнаружено повышенное облучение работников, но имеются или образуются производственные отходы I категории или выше, то устанавливается производственный радиационный контроль.

207. 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.

208. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников составляют от 1 мЗв/год до 2 мЗв/год, радиационный контроль проводится на рабочих местах с наибольшими уровнями облучения работников.

209. 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.

210. 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.

211. 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 13 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.

212. Производственный радиационный контроль в организации нефтегазовой отрасли должен включать определение следующих показателей:

1) удельная и эффективная удельная активность (далее - А_эфф) природных радионуклидов в производственных отходах;

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

3) среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и удельная активность природных радионуклидов в пыли;

4) ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны.

213. Методики радиационного контроля 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 14 к настоящим санитарным правилам).

214. 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 %. При этом вклад неконтролируемых параметров в суммарные дозы облучения должен учитываться введением соответствующих коэффициентов.

215. 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.

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

216. Юридические лица, имеющие лицензию на право выполнения работ, связанные со сбором (заготовкой), хранением, переработкой и реализацией металлолома, должны обеспечивать производственный радиационный контроль всего поступающего в организацию металлолома.

217. Производственный радиационный контроль должен обеспечивать:

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.

218. 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, аппараты или другое оборудование с источниками ионизирующего излучения;

6) при утилизации транспортных средств, если шкалы их приборов имели световой состав, содержащий радионуклиды постоянного действия;

7) при утилизации транспортных средств, на которых осуществлялось хранение или транспортирование радиоактивных веществ.

219. Измерение радиоактивного загрязнения партии металлолома проводится по следующим параметрам:

1) МЭД гамма-излучение;

2) плотность потока альфа-частиц;

3) плотность потока бета-частиц.

220. 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.

221. Результаты производственного радиационного контроля должны регистрироваться в специальном журнале производственного радиационного контроля металлолома согласно приложению 15 к настоящим санитарным правилам.

222. Производственный радиационный контроль проводится согласно методике проведения производственного радиационного контроля металлолома, указанного в приложении 16 к настоящим санитарным правилам.

223. Различное оборудование, транспортные средства и другие изделия из цветных и черных металлов перед разделкой на металлолом должны подвергаться производственному радиационному контролю. Владелец оборудования проводит демонтаж всех приборов содержащих радиоактивные источники, а также приборов со световым составом постоянного действия.

224. После демонтажа приборов и оборудования проводится повторный производственный радиационный контроль.

225. 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.

226. 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 альфа излучения, не более 0,04 беккерель на сантиметр квадратный (далее - Бк/см²);

3) плотность потока бета излучения, не более 0,4 Бк/см².

227. Юридические лица должны принять меры к ограничению доступа посторонних лиц в зону с уровнем гамма-излучения более 0,2 мкЗв/ч над природным фоном.

228. При обнаружении радиоактивного загрязнения металлолома, юридические лица должны немедленно прекратить дальнейшие работы и проинформировать государственные органы санитарно-эпидемиологической службы в течение 24 часов.

229. 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.

230. Все обнаруженные в металлоломе локальные источники должны быть из него удалены, и утилизироваться.

231. Извлечение радиоактивного источника из металлолома должны производить специально подготовленные сотрудники.

232. Извлеченные из партии металлолома локальные источники помещаются 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.

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

233. Все работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, должны обеспечиваться средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ.

234. 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.

235. Средства индивидуальной защиты для работ с радиоактивными веществами должны изготовляться из хорошо дезактивируемых материалов, либо быть одноразовыми.

236. 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.

237. Персонал, выполняющий работы по сварке или резке металла, загрязненного радионуклидами, должен быть снабжен специальными средствами индивидуальной защиты из искростойких хорошо дезактивируемых материалов.

238. 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).

239. 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).

240. При переходах из помещений для работ более высокого класса в помещения для работ более низкого класса необходимо контролировать уровни радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты, а при переходе из второй в третью зону необходимо снимать дополнительные средства индивидуальной защиты.

241. Загрязненные выше допустимых уровней спецодежда и белье должны направляться на дезактивацию в специальные прачечные. Смена основной спецодежды и белья должна осуществляться персоналом не реже одного раза в семь дней.

Дополнительные средства индивидуальной защиты (пленочные, резиновые, с полимерным покрытием) после каждого использования должны подвергаться предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или в другом специально отведенном месте. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает допустимый уровень, дополнительные средства индивидуальной защиты должны быть направлены на дезактивацию в специальную прачечную.

242. Следует исключить радиоактивное загрязнение личной одежды и обуви. В случае обнаружения такого загрязнения личная одежда и обувь подлежит дезактивации под контролем службы радиационной безопасности, а при невозможности ее очистки - захоронению.

243. 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.

244. При выходе из помещений, где проводятся работы с радиоактивными веществами, должно проверяться радиоактивное загрязнение спецодежды и других средств индивидуальной защиты, снять их и при выявлении радиоактивного загрязнения направить на дезактивацию, а самому работнику вымыться под душем.

245. Для приема пищи должно быть предусмотрено специальное помещение, оборудованное умывальником для мытья рук с подводкой горячей воды, изолированное от помещений, где ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде.

246. На радиационных объектах, где имеется вероятность радиоактивного загрязнения кожных покровов, используются в качестве средств их дезактивации препараты (моющие средства), эффективно удаляющие загрязнения и не увеличивающие поступление радионуклидов через кожу в организм. Последнее обстоятельство является определяющим при работах с высокотоксичными радионуклидами.

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

247. 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 всесторонней минимизации радиационного ущерба, при безусловном превосходстве пользы для облучаемых над вредом.

248. Медицинское облучение пациентов с целью получения диагностической информации или терапевтического эффекта проводится только по назначению врача и с согласия пациента. Окончательное решение о проведении соответствующей процедуры принимает врач-рентгенолог или врач-радиолог.

249. Медицинское диагностическое облучение осуществляется по медицинским показаниям в тех случаях, когда отсутствуют или нельзя применить, или недостаточно информативны другие альтернативные методы диагностики.

250. Все применяемые методы лучевой диагностики и терапии должны быть утверждены уполномоченным органом в области здравоохранения. В описании методов необходимо отразить оптимальные режимы выполнения процедур и уровня облучения пациента при их выполнении.

251. Регламенты проведения всех видов рентгенорадиологических диагностических исследований должны гарантировать отсутствие детерминированных лучевых эффектов.

252. Облучение людей с целью получения научной медицинской информации осуществляется на основании санитарно-эпидемиологического заключения в пределах установленных допустимых уровней облучения при обязательном письменном согласии обследуемых после представления им сведений о возможных последствиях облучения.

253. При проведении лучевой терапии предпринимаются меры для предотвращения лучевых осложнений у пациента.

254. Для рентгенорадиологических медицинских исследований и лучевой терапии должна использоваться аппаратура, включенная в Государственный реестр лекарственных средств, изделий медицинского назначения и медицинской техники и имеющая санитарный паспорт на право ее эксплуатации.

255. Отделения (подразделения) лучевой терапии и диагностики должны иметь и использовать при выполнении лечебно-диагностических процедур обязательный набор передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты пациента и персонала.

256. Наборы табельных средств защиты пациента и персонала в различных рентгенорадиологических отделениях и кабинетах утверждаются уполномоченным органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

257. Использование в практике фармакологических радиопротекторов разрешается при наличии санитарного паспорта.

258. Рентгенорадиологические, медицинские, диагностические и терапевтические подразделения должны иметь лицензии в установленном законодательством порядке.

259. Медицинский персонал, занимающийся рентгенорадиологической диагностикой и терапией, осуществляет защиту пациентов, поддерживая на возможном низком уровне индивидуальные дозы их облучения. Доза, полученная пациентом, подлежит регистрации.

260. 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.

261. 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.

262. По требованию пациента ему предоставляется информация об ожидаемой или полученной дозе облучения и о возможных последствиях от проведения рентгенорадиологических процедур.

263. Медицинскому персоналу не допускается увеличивать облучение пациента в целях сокращения собственного профессионального облучения.

264. При введении пациенту радиофармацевтического препарата с терапевтической целью врач должен рекомендовать ему временное воздержание от воспроизводства потомства.

265. Введение радиофармацевтических средств с целью диагностики и терапии беременным женщинам не допускается.

266. При введении с целью диагностики или терапии радиофармацевтических препаратов кормящим матерям должно быть временно приостановлено кормление ребенка грудью. Срок прекращения грудного кормления зависит от вида и количества вводимого препарата и определяется отдельными инструкциями.

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

267. 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. К ним, в частности, относятся организации, осуществляющие работы в подземных условиях (неурановые рудники, шахты), а также добывающие и перерабатывающие минеральное и органическое сырье с повышенным содержанием природных радионуклидов. В проектной документации неурановых 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

268. Для строительства зданий производственного назначения выбирают участки территории, где плотность потока радона с поверхности грунта не превышает миллибеккерель на квадратный метр в секунду (далее - мБк/(м²*с). При проектировании строительства здания на участке с плотностью потока радона с поверхности грунта более 250 мБк/(м²*с) в проекте здания должна быть представлена система защиты от радона.

269. В организациях, где не проводятся работы с техногенными источниками излучения, уровни природного облучения работников в производственных условиях не должны превышать значений, приведенных в НРБ. При изменении продолжительности работы, нарушении радиоактивного равновесия природных радионуклидов в производственной пыли, определяющих уровень радиационного воздействия, администрации организации устанавливает контрольные уровни радиационного воздействия, на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

270. Для составления перечня действующих организаций, цехов или отдельных рабочих мест, на которых должен осуществляться контроль радиационной обстановки, обусловленной природными источниками излучения, проводится их первичное обследование.

271. 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.

272. 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.

273. В организациях, в которых дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, должен осуществляться постоянный контроль доз облучения и проводиться мероприятия по их снижению.

274. В случае обнаружения превышения установленного норматива (5 мЗв/год) администрация организации принимает все необходимые меры по снижению облучения работников. При невозможности соблюдения указанного норматива в организациях, перечисленных в пункте 269 настоящих санитарных правил, 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.

275. В организациях, в которых отходы производства по критериям, приведенным в разделе 9 настоящих санитарных правил, относятся к категории радиоактивных, должен быть организован их сбор, временное хранение и захоронение.

276. 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.

277. 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.

278. При выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения отводятся участки с гамма-фоном, не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/(м²*с).

279. При отводе для строительства здания участка с плотностью потока радона более 80 мБк/(м²*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/(м²*с) определяется в каждом отдельном случае на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

280. Производственный радиационный контроль должен осуществляться на всех стадиях строительства, реконструкции, капитального ремонта и эксплуатации жилых домов и зданий социально-бытового назначения. Производственный радиационный контроль проводится для проверки их соответствия требованиям НРБ. В случаях обнаружения превышения нормативных значений, вышеуказанных пунктов, должен проводиться анализ связанных с этим причин и осуществляться необходимые 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, органам государственного санитарно-эпидемиологического надзора запрещается выдавать санитарно-эпидемиологическое заключение для эксплуатации объекта.

281. Производственный радиационный контроль жилых домов и зданий социально-бытового назначения осуществляют организации, аккредитованные в установленном законодательством порядке.

282. Государственный надзор за выполнением требований санитарных правил и гигиенических нормативов при обеспечении радиационной безопасности в жилых домах и зданиях социально-бытового назначения при их строительстве, реконструкции, сдаче в эксплуатацию и при эксплуатации осуществляют органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

283. Значения удельной активности природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах должны приводиться поставщиками в сопроводительном документе, копию которого организация-получатель должна передавать в органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

284. 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 (паспорте) на каждую партию материалов и изделий.

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

285. Система радиационной безопасности персонала и населения при радиационной аварии должна обеспечивать сведение к минимуму негативных последствий аварии, прежде всего - 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.

286. 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.

287. 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".

288. 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.

289. Проектная документация радиационных объектов утверждается администрацией радиационных объектов на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

290. На всех радиационных объектах должна быть "Инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях".

291. На производственных участках, в санитарном пропускнике и здравпункте 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, также и восполняемый запас средств санитарной обработки лиц, подвергшихся загрязнению.

292. В каждой организации, в которой возможна радиационная авария, должна быть предусмотрена система экстренного оповещения о возникшей аварии, по сигналам которой персонал должен действовать в соответствии с планом мероприятий по ликвидации радиационной аварии и должностными инструкциями.

293. Во всех случаях установления факта радиационной аварии администрация организации информирует государственные органы, уполномоченные осуществлять государственное управление, надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.

294. Государственные органы в области обеспечения радиационной безопасности в соответствии с "Планом мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии" специалистам в области радиационной защиты и их участие в информации населения о радиационной аварии, рекомендуемых способах и средствах защиты.

295. 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.

296. 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.

297. 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.

298. Регламентация планируемого повышенного облучения персонала при ликвидации аварии определяется НРБ. Планируемое повышенное облучение допускается для персонала радиационного объекта, участвующего в проведении аварийно-восстановительных работ, и специалистов аварийно-спасательных служб и формирований.

299. Порядок радиационного контроля определяется с учетом особенностей и условий выполняемых работ на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

300. 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.

301. 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 НРБ.

302. Ликвидация последствий аварии и расследование ее причин, при необходимости, проводится на региональном, территориальном и объектовом уровнях в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан.

303. 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.

304. Регламентация особых режимов проживания населения в зонах радиоактивного загрязнения, контроля за радиационной обстановкой на соответствующей территории, учета доз облучения населения осуществляется на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

305. 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.

306. 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 на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

307. Медицинская организация, обслуживающая организацию, где проводятся работы с источниками излучения, на случай аварийного облучения оборудуются:

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.

308. 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.

309. 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

№	Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения (W_R)	Множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения
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 2МэВ до 20МэВ	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 (W_T)	Множители эквивалентной дозы в органах и тканях
1	Гонады	0,20
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	0,05
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	0,05

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 D_Z0 - 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 благополучия населения, а до их издания - путем проведения радиационно-гигиенической экспертизы обосновывающих документов. При этом согласно НРБ 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 НРБ 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 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 НРБ. 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).

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
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	0,06

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
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
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
Категория отходов	Бета-излучающие радионуклиды	Альфа-излучающие радионуклиды (исключая транс- урановые)	Трансурановые радионуклиды
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"

Санитарный паспорт на источники
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 санитарный

паспорт______________________________________________________________

(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
I. Работы с открытыми ИИИ __________________________
II. Работы с закрытыми ИИИ __________________________
III. Работы с устройствами, генерирующими излучение __________________________ __________________________
IV. Другие работы с ИИИ __________________________ __________________________

7. Санитарный паспорт выдан на основании_______________________

(актов приемки, обследований

_____________________________________________________________________

и других документов с указанием номеров и дат, органов надзора)

8. Санитарный паспорт действителен до "__" ________ ____ года

Главный государственный санитарный врач _______________________

(___________________________________________________________________)

(фамилия, имя, отчество)

Место печати

Дата выдачи санитарного паспорта

"__" ________ ____ года

Исполнитель:

_____________________________________________________________________

(фамилия, имя, отчество, должность, наименование органа санитарно-

_____________________________________________________________________

эпидемиологической службы, телефон)

Исполнено в ________________ экземплярах

Вручено:

№ экземпляра	Организации	Дата	Отметка о вручении (подпись)

Срок действия санитарного паспорта

продлен до "__" ________ ____ года

Главный государственный санитарный врач

_______________________________________

Место печати

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

Инструкция по заполнению санитарного паспорта
на источники 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).

Санитарный паспорт 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 _____________________________________________

Наи-

мено-

ва-

ние

ис-

точ-

ни-

ка

Еди-

ница

изме-

рения

Ак-

тив-

нос-

ть

еди-

ни-

цы

Ко-

ли-

чес-

тво

еди-

ниц

на

год

В том числе по месяцам

Общее коли-

чество

на год

(ак-

тив-

ность)

Сум-

ма,

тен-

ге

III

VII

VIII

ХII

Итого _________________________________________________________

Примечания ____________________________________________________

5. Гарантии оплаты_____________________________________________

"__" ________ ____ года

Руководитель организации ______________________________

Главный бухгалтер _____________________________________

Главный государственный санитарный врач _______________

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 - Департамент 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)

"__" __________ ____ год

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)
Наименование вещества и вид соединений	Количество (объем или число источников)	Общая активность	Количество (объем или число источников)	по паспорту	в пересчете на час выдачи вещества	№ и дата паспорта, № источника (№ партии)
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 источ- ника, прибора, аппа- рата, уста- новки	Прибор, аппарат, установка		Источник
	Наимено- вание постав- щика	№ и дата приход- ной наклад- ной		Завод- ской №	№ и дата техни- чес- кого пас- порта	№ и дата выдачи техни- чес- кого пас- порта	Коли- чество (штук) № источ- ников	Актив- ность по пас- порту	Срок службы 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"
Утверждаю

_________________________________

(подпись руководителя организации)

"__" __________ ____ год

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 № ______ "___"________ ____ 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"

Санитарный паспорт на право транспортировки
радиоактивных веществ и ядерных материалов, устройств и
установок с источниками излучения и радиоактивных отходов

1. Наименование организации ____________________________________

2. Вид транспорта (автомашина, прицеп, железнодорожный вагон)

_____________________________________________________________________

номер _____________________

3. Оборудование транспорта _____________________________________

4. Обеспечение аварийным комплектом ____________________________

5. На основании санитарного осмотра и результатов

дозиметрических измерений разрешается перевозка:

а) упаковок с радиоактивными веществами, установками и устройствами с

радионуклидными источниками

_____________________________________________________________________

(указать количество, категорию упаковок и суммарную активность)

б) радиоактивных отходов (жидких, твердых)

_____________________________________________________________________

(подчеркнуть)

_____________________________________________________________________

(указать вид отходов и их активность)

Дата выдачи санитарного паспорта

"___"____________ ____ года

Паспорт действителен до "___"____________ ____ года

Срок действия паспорта продлен до "___"____________ ____ года

Главный государственный санитарный врач

Место печати

"___" ____________ ____ года

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
⁵⁴Мп	312 суток	1,0
⁶⁰Со	5,3 год	0,3
⁶⁵Zn	244 суток	1,0
⁹⁴_Nb	2,0 x 10⁴ год	0,4
¹⁰⁶Ru + ^106mRh	368 суток	4,0
^110mAg	250 суток	0,3
¹²⁵Sb + ¹²⁵^mTe	2,8 год	1,6
¹³⁴Cs	2,1 год	0,5
¹³⁷Cs + ¹³⁷^mBa	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 SQ_i/ДК_i<1

Приложение 13
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^е Р_y Т_p, мЗв/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 долгоживущих 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 по приложению 13 настоящих санитарных правил.

10. В случае, когда работники используют средства индивидуальной защиты органов дыхания, эффективные дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью снижаются в n раз, если среднее значение коэффициента улавливания пыли (аэрозолей) составляет h(отн. ед.).

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 - С_egu, Бк/м³. Эффективная доза внутреннего облучения за счет изотопов радона определяется произведением ЭРОА изотопов радона

на время, - (С_egu• t), которое обычно называют "экспозицией" (Бк • ч/м³).

13. В производственных условиях экспозиции изотопами радона в 1чБк/м³ соответствует эффективная доза облучения, равная 0,78 • 10^-5 мЗв.

Если известно среднее значение ЭРОА изотопов радона в воздухе

С_egu, 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 S рассчитывается по формуле:

С_egu

(7)

в которой С_{egu (Rn)}и - среднее за время t значение ЭРОА радона и торона соответственно.

Для работников производственных организаций при времени работы 2000 ч в год значение d = 1,56 • 10^-2мЗв/(Бк/м³).

14. Годовая эффективная доза производственного облучения работников (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 14
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 ²³⁸U

Таблица 1

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Тип соединения - П	Максимальный
²³⁸U	4,77 • 10⁹лет	a	2,6 • 10^-6	7,3 • 10^-6
²³⁴Th	24,10 дней	b	6,3 • 10^-9	7,3 • 10^-9
²³⁴Pa	1,17 мин	b	3,8 • 10^-10	4,0 • 10^-10
234_U	2,45 • 10⁵лет	a	3,1 • 10^-6	8,5 • 10^-6
²³⁰Th	7,70 • 10⁴лет	a	4,0 • 10^-5	4,0 • 10^-5
²²⁶Ra	1600 лет	a	3,2 • 10^-6	3,2 • 10^-6
²²²Rn	3,824 дней	a	-	-
²¹⁸Po	3,10 мин	a	-	-
²¹⁴Pb	26,8 мин	b	-	2,9 • 10^-9
²¹⁴Bi	19,9 мин	b	1,4 • 10^-8	1,4 • 10^-8
²¹⁴Po	164 мкс	a	-	-
²¹⁰Pb	22,3 года	b	-	8,9 • 10^-7
²¹⁰Bi	5,013 дня	b	8,4 • 10^-8	8,4 • 10^-8
²¹⁰Ро	138,4 дня	a	3,0 • 10^-6	3,0 • 10^-6
Сумма			5,20 • 10^-5	6,30 • 10^-5

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда 232_Th

Таблица 2

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, в/Бк
Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Тип соединения - П	Максимальный
²³²Th	1,405 • 10¹⁰лет	a	4,2 • 10^-5	4,2 • 10^-5
²²⁸Ra	5,75 лет	b	2,6 • 10^-6	2,6 • 10^-6
²²⁸Ас	6,15 ч	b	1,6 • 10^-8	2,5 • 10^-8
²²⁸Th	1,913 лет	a	3,1 • 10^-5	3,9 • 10^-5
²²⁴Ra	3,66 дней	a	2,9 • 10^-6	2,9 • 10^-6
²²⁰Rn	55,6 с	a	-	-
²¹⁶Ро	0,145 с	a	-	-
²¹²Pb	10,64 ч	b	-	1,9 • 10^-8
²¹²Bi	60,55 мин	a(36 %); b(64 %)	3,0 • 10^-8	3,0 • 10^-8
²¹²Po	0,299 мкс	a	-	-
²⁰⁸Ti	3,053 мин	b	-	-
Сумма			7,85 • 10^-5	8,66 • 10^-5

Приложение 15
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 "______" ____________ 200__г.

Журнал окончен "______" ____________ 200__г.

Количество страниц

№

п/п

Дата

Наименование

металлолома,

количество (кг)

Поставщик

Номер и дата

накладной

Приборы, применявшиеся при

проведении замеров

(наименование, номер)

продолжение таблицы

Результаты радиационного контроля
Фоновые значения	Превышение фона на поверхности	ММЭД на поверхности	Подпись лица, проводившего замеры

Приложение 16
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 сантиметров (далее - 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 МЭД естественного радиационного фона на территории, где складируется металлолом, 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.

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

«Радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар» санитариялық ережесi

1. Жалпы ережелер

2. Радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

3. Радиациялық объектiлердi жобалауға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптары

4. Радиациялық объектілерді пайдалануға енгізуге және күтіп-ұстауға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

5. Радиациялық объектiлердi пайдаланудан алып тастауға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

6. Жабық сәулелену көздерiмен және генерирлеуші иондаушы сәулелену құрылғылармен жұмыс iстеуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

7. Ашық сәулелену көздерiмен (радиоактивтi заттарымен) жұмыс істеу жағдайларына қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

8. Радионуклидтермен ласталған немесе құрамында радионуклидтер бар материалдар мен бұйымдарды қолдануға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

9. Радиоактивтiк қалдықтарды жинауға, пайдалануға және көмуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

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

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

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

13. Жеке қорғаныш және жеке бас гигиенасы құралдарын қолдануға қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

14. Медициналық сәулелендiру кезiнде пациенттер мен халықтың радиациялық қауiпсiздiгiн қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

15. Табиғи сәулелену көздерiнiң әсер етуі кезінде радиациялық қауiпсiздiкті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

16. Радиациялық апаттар кезiнде радиациялық қауiпсiздiкті қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар

Эквивалентті дозаны есептеу кезiнде сәулеленудің жекелеген түрлерi үшiн өлшеуіш коэффициенттер (WR)

Тiндермен ағзалар үшiн тиiмдi дозаны есептеуге арналған өлшеу коэффициенттер (WT)

Радиациялық қауiпсiздiктiң негiзгi принциптерi

1. Негiздеу принципi

2. Оңтайландыру принципi

Халықтың жекелеген техногендiк сәулелену көздерiнен әулеленуіне квоталар белгiлеу бойынша ұсыныстар

Сырттай иондаушы сәулеленуден қорғауды жобалау кезiнде қолданылатын эквиваленттілі дозаның қуаты

Көлiк құралдарының үстiңгi бетiнің шақтамалы радиоактивтiк ластану деңгейлерi, жиiлiгi/(см2x мин)

Ашық сәулелену көздерімен жұмыстар сыныбы

Сұйық және қатты радиоактивтi қалдықтар сыныптамасы

Иондаушы сәулелену көздерiне (бұдан әрi - ИСК) санитариялық паспорт

Иондаушы сәулелену көздерiне санитариялық паспортты толтыру бойынша Нұсқаулық

Иондаушы сәулелену көздерiн жеткiзуге тапсырыс-өтiнiм

Радиоактивтік заттар беруге талап (Талап екi данада)

Радионуклидтік сәулелену көздерін есепке алудың кіріс-шығыс журналы

Ұйымның радионуклидтiк сәулелену көздерiн шығындау және есептен шығару туралы актi

Радиоактивтi заттар мен ядролық материалдар, сәулелену көздерi бар құрылғылар мен қондырғылар және радиоактивтi заттар тасымалдау құқығына санитариялық паспорт

Металдарды шектеусiз пайдалану үшiн негiзгi ұзақ ғұмырлы радионуклидтердің шақтамалы меншiктi активтілігi

МГК ұйымдары қызметкерлерінің табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын дозасын бағалау әдісі

1. Жұмыскерлердің сыртқы сәуле соққысына ұрынуын бақылау

2. Құрамында ұзақ өмір сүретін радионуклидтер бар өндірістік тозаңмен демалу арқылы жұмыскерлердің сәуле соққысына ұрынуын бақылау

3. Жұмыскерлердің радон изотоптарының және олардың қысқа мерзімді еншілес өнімдерінің сәулесі соққысына ұрынуын бақылау

Демалу арқылы организмге өндірістік тозаңмен түсетін радионуклидтердің 238U және 232Th қатарының дозалық коэффициенттерінің мәні

Радионуклидтердің 232Th қатарына арналған дозалық коэффициенттер

Металл сынықтарына жасалатын өндірістік радиациялық бақылауды тіркейтін журнал

Металлсынықтарына өндірістік радиациялық бақылау жүргізудің әдістемесі

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

Санитарные правила"Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечениюрадиационной безопасности"1. Общие положения

2. Санитарно-эпидемиологические требованияк обеспечению радиационной безопасности

3. Санитарно-эпидемиологические требованияк проектированию радиационных объектов

4. Санитарно-эпидемиологические требованияк вводу в эксплуатацию и содержанию радиационных объектов

5. Санитарно-эпидемиологические требованияк выводу из эксплуатации радиационных объектов

6. Санитарно-эпидемиологические требованияк условиям работы с закрытыми источниками излученияи устройствами, генерирующими ионизирующее излучение

7. Санитарно-эпидемиологические требованияк условиям работы с открытыми источникамиизлучения (радиоактивными веществами)

8. Санитарно-эпидемиологические требованияк применению материалов и изделий, загрязненнымиили содержащими радионуклиды

9. Санитарно-эпидемиологические требованияк сбору, использованию и захоронению радиоактивных отходов

10. Санитарно-эпидемиологические требованияк осуществлению производственного радиационного контроля

11. Санитарно-эпидемиологические требованияк производственному радиационному контролюобъектов нефтегазового комплекса

12. Санитарно-эпидемиологические требованияк осуществлению производственного радиационногоконтроля металлолома

13. Санитарно-эпидемиологические требованияк применению средств индивидуальной защиты и личной гигиены

14. Санитарно-эпидемиологические требованияк обеспечению радиационной безопасности пациентов и населенияпри медицинском облучении

15. Санитарно-эпидемиологические требованияк обеспечению радиационной безопасности при воздействииприродных источников излучения

16. Санитарно-эпидемиологические требованияк обеспечению радиационной безопасностипри радиационных авариях

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излученияпри расчете эквивалентной дозы (WR)

Таблица 1

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органовдля расчета эффективной дозы (WT)

Таблица 2

Основные принципы радиационной безопасности1. Принцип обоснования

2. Принцип оптимизации

Рекомендации по установлению квот на облучение населенияот отдельных техногенных источников излучения

Мощность эквивалентной дозы,используемая при проектировании защитыот внешнего ионизирующего излучения

Таблица 1

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

Таблица 2

Класс работ с открытыми источниками излучения

Таблица 3

Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов

Таблица 4

Санитарный паспорт на источникиионизирующего излучения (далее - ИИИ)

Инструкция по заполнению санитарного паспортана источники ионизирующих излучений

Заказ-заявкана поставку источников ионизирующего излучения

Требование на выдачу радиоактивных веществ (составляется в двух экземплярах)

«Радиациялық қауiпсiздiктi қамтамасыз етуге қойылатын санитариялық-эпидемиологиялық талаптар»
санитариялық ережесi

Эквивалентті дозаны есептеу кезiнде сәулеленудің жекелеген түрлерi үшiн өлшеуіш коэффициенттер (W_R)

Тiндермен ағзалар үшiн тиiмдi дозаны есептеуге арналған өлшеу коэффициенттер (W_T)

Халықтың жекелеген техногендiк сәулелену көздерiнен
әулеленуіне квоталар белгiлеу бойынша ұсыныстар

Көлiк құралдарының үстiңгi бетiнің шақтамалы радиоактивтiк ластану деңгейлерi, жиiлiгi/(см²x мин)

Иондаушы сәулелену көздерiне (бұдан әрi - ИСК)
санитариялық паспорт

Иондаушы сәулелену көздерiне санитариялық
паспортты толтыру бойынша
Нұсқаулық

Радиоактивтік заттар беруге талап
(Талап екi данада)

Радионуклидтік сәулелену көздерін есепке алудың
кіріс-шығыс журналы

Ұйымның радионуклидтiк сәулелену көздерiн шығындау
және есептен шығару туралы актi

Демалу арқылы организмге өндірістік тозаңмен түсетін радионуклидтердің ²³⁸U және ²³²Th қатарының дозалық коэффициенттерінің мәні

Радионуклидтердің ²³²Th қатарына арналған дозалық коэффициенттер

Металл сынықтарына жасалатын өндірістік радиациялық
бақылауды тіркейтін журнал

Металлсынықтарына өндірістік радиациялық бақылау
жүргізудің әдістемесі

Санитарные правила
"Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности"
1. Общие положения

2. Санитарно-эпидемиологические требования
к обеспечению радиационной безопасности

3. Санитарно-эпидемиологические требования
к проектированию радиационных объектов

4. Санитарно-эпидемиологические требования
к вводу в эксплуатацию и содержанию радиационных объектов

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

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

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

8. Санитарно-эпидемиологические требования
к применению материалов и изделий, загрязненными
или содержащими радионуклиды

9. Санитарно-эпидемиологические требования
к сбору, использованию и захоронению радиоактивных отходов

10. Санитарно-эпидемиологические требования
к осуществлению производственного радиационного контроля

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

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

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

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

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

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

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

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

Основные принципы радиационной безопасности
1. Принцип обоснования

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

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

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

Санитарный паспорт на источники
ионизирующего излучения (далее - ИИИ)

Инструкция по заполнению санитарного паспорта
на источники ионизирующих излучений

Заказ-заявка
на поставку источников ионизирующего излучения

Приходно-расходный журнал учета радионуклидных
источников излучения

Акт
о расходовании и списании радионуклидных
источников излучения организации

Санитарный паспорт на право транспортировки
радиоактивных веществ и ядерных материалов, устройств и
установок с источниками излучения и радиоактивных отходов

Допустимые удельные активности основных долгоживущих
радионуклидов для неограниченного использования металлов

Методика оценки доз
облучения работников организаций НГК природными источниками
1. Контроль внешнего облучения работников

2. Контроль облучения работников за счет
ингаляционного поступления долгоживущих природных
радионуклидов с производственной пылью

3. Контроль облучения работников изотопами радона
и их короткоживущими дочерними продуктами

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда 232_Th

Журнал
производственного радиационного контроля металлолома

Методика проведения производственного
радиационного контроля металлолома