Об утверждении санитарных правил и норм "Санитарно-гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности"

Утративший силу

Приказ Министра здравоохранения Республики Казахстан от 31 января 2003 года N 97. Зарегистрирован в Министерстве юстиции Республики Казахстан 11 марта 2003 года N 2198. Утратил силу приказом Министра здравоохранения Республики Казахстан от 29 июля 2010 года N 565

Сноска. Утратил силу приказом Министра здравоохранения РК от 29.07.2010 N 565 (вводится в действие по истечении десяти календарных дней после дня его первого официального опубликования).

Согласован Согласован
Председатель Комитета Председатель Агентства
по атомной энергетике Республики Казахстан
Министерства энергетики и по чрезвычайным ситуациям
минеральных ресурсов от 5 февраля 2003 года
Республики Казахстан
от 4 февраля 2003 года

В соответствии со статьей 7 Закона Республики Казахстан "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения", приказываю:

1. Утвердить прилагаемые санитарные правила и нормы от 31 января 2003 года N 5.01.030.03 "Санитарно-гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности".

2. Настоящий приказ вводится в действие после государственной регистрации в Министерстве юстиции Республики Казахстан, по истечении десяти календарных дней со дня их первого официального опубликования.

Министр

Утверждены
приказом Министра здравоохранения
Республики Казахстан
от 31 января 2003 года N 97

Санитарные правила и нормы
"Санитарно-гигиенические требования по обеспечению
радиационной безопасности"

1. Общие положения

1. Настоящие санитарные правила и нормы по обеспечению радиационной безопасности (далее - санитарные правила) устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения (далее - источников излучения).
2. Настоящие санитарные правила распространяются на физические и юридические лица независимо от форм собственности, деятельность которых связана с проектированием, добычей, производством, хранением, использованием, транспортировкой, переработкой, захоронением радиоактивных веществ и других источников излучения, монтажом, ремонтом, наладкой приборов, установкой аппаратов, действие которых основано на использовании ионизирующего излучения, и устройств, генерирующих ионизирующее излучение.
3. Ответственность за соблюдением настоящих санитарных правил возлагается на первых руководителей организаций.
4. В настоящих санитарных правилах использованы следующие термины и определения:
1) авария радиационная проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности;
2) активность (далее - А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

dN
А = ----
dt,

dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени - dt. Единицей активности является Беккерель (далее - Бк).
Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (далее - Ки) составляет 3,7x10 ¹⁰ Бк;
3) активность минимально значимая (далее - МЗА) - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора на использование этих источников, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности;
4) активность минимально значимая удельная (далее - МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности;
5) активность удельная (объемная) - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

А А
А _m = ---; A _v = ---
m V

Единица удельной активности - Беккерель на килограмм (далее - Бк/кг). Единица объемной активности - Беккерель на кубический метр (далее - Бк/м ³ );
6) активность эквивалентная равновесная объемная (далее - ЭРОА) дочерних продуктов изотопов радона - ²²² Rn и ²²⁰ Rn - взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - ²¹⁸ Ро(RaA); ²¹⁴ Pb(RaB); <-- ²¹⁴ Bi(RaC); ²¹² Pb(ThB); ²¹² Bi (ThC) соответственно:
(ЭPOA) _Rn = 0,10 A _RnA + 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;
7) вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, должны соответствовать требованиям санитарных правил "Нормы радиационной безопасности" (далее - НРБ-99) и настоящих санитарных правил;
8) взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (далее - W _R ) - это используемые в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения:
Фотоны любых энергий....................................... 1
Электроны и мюоны любых энергий............................ 1
Нейтроны с энергией менее 10 килоэлектронвольт (далее-кэВ)..5
от 10 кэВ до 100 кэB...................................... 10
от 100 кэВ до 2 мегаэлектронвольт (далее-МэВ)..............20
от 2МэВ до 20МэВ.......................................... 10
более 20 МэВ............................................... 5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи.......5
Альфа частицы, осколки деления, тяжелые ядра...............20
Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении;
9) взвешивающие коэффициенты для тканей и органов для расчета эффективной дозы (далее - W _T ) - это множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета их различной чувствительности в возникновении стохастических эффектов радиации:
гонады............................................. 0,20
костный мозг (красный)............................. 0,12
толстый кишечник................................... 0,12
легкие............................................. 0,12
желудок............................................ 0,12
мочевой пузырь..................................... 0,05
грудная железа..................................... 0,05
печень............................................. 0,05
пищевод............................................ 0,05
щитовидная железа.................................. 0,05
кожа............................................... 0,01
клетки костных поверхностей........................ 0,01
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;
10) вмешательство - действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения;
11) 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;
12) дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды;
13) доза поглощенная (далее - D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

__
de
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 (далее - СИ) 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.;
14) доза в органе или ткани (далее - D _T ) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

1
D _T = --- S(интеграл)D x dm
m _T m _T ,

m _т - масса органа или ткани, a D - поглощенная доза в элементе массы dm;
15) 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 эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

H _T =Е(сумма)H _T,R
R .

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (далее - Зв);
16) 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:

E = Е(сумма)W _T x H _T
т ,

Н _т - эквивалентная доза в органе или ткани Т, a W _т - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
Единица эффективной дозы - зиверт (3в);
17) доза эквивалентная (далее - Н _т (t)) или эффективная (Е(t)) ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

t _о +t
H _T (t) = S(интеграл)H _T (t)dt,
t _о
E(t) = E(сумма) W _T x H _T (t)
т ,

t ₀ - 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-t _o ) - для детей;
18) 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;
19) 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);
20) доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями;
21) 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-99 и настоящих санитарных правил;
22) загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации;
23) загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации;
24) захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения;
25) зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль;
26) зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии;
27) источник ионизирующего излучения - (далее - источник излучения) радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, которые должны соответствовать требованиям НРБ-99 и настоящих санитарных правил;
28) 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;
29) источник излучения открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду;
30) источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, который должен соответствовать требованиям НРБ-99 и настоящих санитарных правил;
31) источник излучения техногенный - это источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности;
32) категория объекта радиационного - характеристика объекта по степени его потенциальной опасности для населения в условиях возможной аварии;
33) квота - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом);
34) 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;
35) контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль);
36) 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;
37) мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час);
38) население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения;
39) облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения;
40) облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии;
41) облучение медицинское - облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения;
42) облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий;
43) облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии;
44) облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения;
45) облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности;
46) облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения;
47) облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов;
48) обращение с отходами радиоактивными - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов;
49) объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения;
50) отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные требованиями НРБ-99 и настоящих санитарных правил;
51) персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);
52) 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;
53) 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;
54) радиационно-гигиенический паспорт организации - документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению;
55) радиационно-гигиенический паспорт территории - документ, характеризующий состояние радиационной безопасности населения территории и содержащий рекомендации по ее улучшению;
56) 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;
57) радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения;
58) работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль;
59) работа с радиоактивными веществами - любые виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль;
60) риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения;
61) санитарно-защитная зона - территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения;
62) 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;
63) санитарный шлюз - помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты;
64) средство индивидуальной защиты - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов;
65) уровень вмешательства (далее - УВ) - величина предотвращаемой дозы, при достижении которой, в случаях возникновения ситуаций хронического или аварийного облучения, принимаются защитные или послеаварийные меры;
66) 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;
67) 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;
68) 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;
69) 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.
5. 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 микрозиверт в час (далее - мк3в/ч);
3) продукция, товары, содержащие радионуклиды, на которые имеется санитарно-гигиеническое заключение о том, что создаваемые ими дозы облучения не могут превышать значения, приведенные в пункте 1.4 НРБ-99;
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 мк3в/ч.
6. Организациям, индивидуальным предпринимателям, осуществляющим деятельность в области обращения с источниками излучения, необходимо иметь специальное разрешение (лицензию) заниматься этим видом деятельности или совершать определенные действия, выдаваемое компетентным органом. Разрешение на работу с источниками излучения не требуется в случаях, если:
1) используются продукция, товары, перечисленные в пункте 5 настоящих санитарных правил;
2) на рабочем месте: удельная активность радионуклида меньше МЗУА, или активность радионуклида в открытом источнике меньше МЗА, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, 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 приложении П-4 НРБ-99;
4) мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 метра от поверхности закрытого радионуклидного источника излучения, не превышает 1,0 мк3в/ч над фоном. Должна быть обеспечена надежная герметизация находящихся внутри устройства радиоактивных веществ, а на его нормативно-техническую документацию выдается санитарно-эпидемиологическое заключение.

2. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности

7. Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные Законом Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения", НРБ-99 и настоящих санитарных правил.
Контроль за реализацией основных принципов должен осуществляться путем проверки выполнения следующих требований:
1) принцип обоснования должен применяться на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий, разработке и утверждении правил и норм и гигиенических нормативов по радиационной безопасности, а также при изменении условий их эксплуатации согласно приложению 1 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. Однако мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, должны проводиться в обязательном порядке;
2) принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных НРБ-99), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов в соответствии с приложением 1 к настоящим санитарным правилам.
В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации должен применяться к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством;
3) принцип нормирования должен соблюдаться всеми лицами, от которых зависит уровень облучения людей, который предусматривает непревышение установленных Законом Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения" и НРБ-99 индивидуальных пределов доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения и других нормативов радиационной безопасности;
4) для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными НРБ-99, 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.
Поскольку производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для монофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то их использование должно быть основано на условии не превышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям;
5) для предупреждения использования установленного для населения предела дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество должны применяться квоты на основные техногенные источники облучения.
Обоснование значений квот должно содержаться в проектах радиационных объектов. Рекомендации по установлению квот приведены в приложении 2 к настоящим санитарным правилам.

3. Оценка состояния радиационной безопасности

8. Оценка радиационной безопасности в организации 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 и норм, гигиенических нормативов по радиационной безопасности.
9. Все вышеуказанные показатели необходимо представить в радиационно-гигиенических паспортах организаций и территорий, характеризующих уровень обеспечения радиационной безопасности работников данной организации или населения территории, которые разработаны и утверждены в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан.
10. Анализ данных, приведенных в радиационно-гигиенических паспортах организаций и территорий, следует проводить путем сопоставления их с требованиями НРБ-99 и настоящих санитарных правил, с данными предыдущих лет и с аналогичными показателями других организаций и территорий.
11. Для оценки состояния радиационной безопасности используется показатель радиационного риска. В наибольшей степени этот риск характеризует суммарная накопленная эффективная доза от всех источников излучения. Значимость каждого источника излучения следует оценивать по его вкладу в суммарную эффективную дозу.

4. Пути обеспечения радиационной безопасности

12. 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 радиационного контроля;
9) планирования и проведения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при нормальной работе объекта, его реконструкции и выводе из эксплуатации;
10) повышения квалификации и знания правил работы с источниками радиации.
13. 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-99 и настоящих санитарных правил;
5) применением индивидуальных средств защиты;
6) соблюдением установленных контрольных уровней;
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.
14. Радиационная безопасность населения обеспечивается:
1) созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения", НРБ-99 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.
15. При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала и населения следует исходить из следующих основных положений:
1) индивидуальные дозы должны снижаться там, где они превышают допустимый уровень облучения;
2) мероприятия по коллективной защите людей должны осуществляться в отношении тех источников излучения, где возможно достичь наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах;
3) снижение доз от каждого источника излучения должно достигаться за счет уменьшения облучения критических групп для этого источника излучения.
16. Применение радиоактивных веществ в различных областях хозяйства путем их введения в вырабатываемую продукцию (независимо от физического состояния продукции) допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

5. Требования к системе радиационного контроля

17. Радиационный контроль охватывает все основные виды воздействия ионизирующего излучения на человека, перечисленные в пункте 1.3 НРБ-99.
18. 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.
19. 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.
20. Производственный контроль за радиационной безопасностью в организации, где планируется обращение с источниками излучения, разрабатывается на стадии проектирования. В разделе "Радиационный контроль" определяются виды и объем радиометрического и дозиметрического контроля, перечень необходимых радиометрических и дозиметрических приборов, вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов и точек постоянного и периодического контроля, состав необходимых помещений, а также штат работников, осуществляющих радиационный контроль.
Производственный контроль за радиационной безопасностью, определенный проектом, уточняется в зависимости от конкретной радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории. На проект необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.
21. В организации, в зависимости от объема и характера работ, производственный контроль за радиационной безопасностью осуществляется специальной службой или лицом, ответственным за радиационную безопасность, прошедшим специальную подготовку и аттестацию.
22. Производственный контроль за обеспечением радиационной безопасности в организации, где происходит облучение работников природными источниками излучения в дозе более одного мкЗв в год, также осуществляется специальной службой или лицом, ответственным за радиационную безопасность.
23. Порядок проведения номенклатуры и объема производственного контроля за радиационной безопасностью, определяющий ее задачи с учетом особенностей и условий, выполняемых ею работ, устанавливается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
24. Радиационный контроль организаций и территорий включает и проведение контроля и учета индивидуальных доз облучения работников (персонала) и населения. Регистрация доз облучения персонала и населения должна проводиться в соответствии с единой государственной системой контроля и учета индивидуальных доз облучения.
25. Средства измерений должны применяться по назначению и периодически проходить поверку, калибровку в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан .
26. Анализ результатов производственного контроля за радиационной безопасностью осуществляется на каждом объекте, результаты оценки ежегодно заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий.
27. Данные контроля за радиационной безопасностью используются для оценки радиационной обстановки, установления контрольных уровней, разработки мероприятий по снижению доз облучения и оценки их эффективности, ведения радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий.
28. Для лиц, у которых накопленная доза от одного из основных видов облучения согласно пункту 1.3 НРБ-99 превышает 0,5 3в, должна, по возможности, проводиться реконструкция (восстановление) доз от остальных видов облучения.

6. Санитарно-гигиенические требования к администрации,
персоналу и гражданам по обеспечению радиационной безопасности

29. Центральные исполнительные органы и иные государственные органы осуществляют:
1) централизованное управление подведомственными организациями в области обеспечения радиационной безопасности;
2) проведение анализа состояния радиационной безопасности в организациях, обмена опытом и доводить до них информацию о радиационной безопасности.
30. Администрации территорий:
1) принимают участие в разработке нормативных правовых актов Республики Казахстан в области радиационной безопасности с учетом требований Закона "О радиационной безопасности населения", НРБ-99 и настоящих санитарных правил;
2) ежегодно обеспечивают проведение работы по оценке состояния радиационной безопасности на подведомственной территории и информируют о ней население;
3) планируют и осуществляют мероприятия по оптимизации системы обеспечения радиационной безопасности населения;
4) создают, поддерживают и совершенствуют систему быстрого и эффективного реагирования на случай возникновения радиационных аварий на подведомственной и сопредельной территории;
5) обеспечивают реализацию прав граждан в области радиационной безопасности.
31. Эксплуатирующая организация обеспечивает:
1) соблюдение требований Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения", НРБ-99, и иных 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 и норм, 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) ежегодное в установленные сроки представление заполненного радиационно-гигиенического паспорта организации;
14) 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;
15) выполнение заключений, постановлений и предписаний должностных лиц государственных органов, осуществляющих государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.
32. Персоналу, работающему с источниками излучения (группа А), следует:
1) знать и строго выполнять требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные требованиями настоящих санитарных правил, инструкций по радиационной безопасности и должностных инструкций;
2) использовать в предусмотренных случаях средства индивидуальной защиты;
3) выполнять установленные требования по предупреждению радиационной аварии и правил поведения в случае ее возникновения;
4) своевременно проходить периодические медицинские осмотры и выполнять рекомендации медицинской комиссии;
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) выполнять указания службы радиационной безопасности, касающиеся обеспечения радиационной безопасности при выполнении работ;
7) по окончании смены покинуть свои рабочие места, если не предусмотрено иное с производственной необходимостью.
33. Граждане Республики Казахстан, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Республики Казахстан, обязаны соблюдать законодательство, регулирующее обеспечение радиационной безопасности, соблюдать требования санитарных правил и норм по обеспечению радиационной безопасности.
На территории организаций, осуществляющих деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, выполнять требования должностных лиц этих организаций.

7. Классификация радиационных объектов
по потенциальной опасности

34. Потенциальная опасность радиационного объекта определяется его возможным радиационным воздействием на население при радиационной аварии.
Потенциально более опасными являются радиационные объекты, в результате деятельности которых при аварии возможно облучение не только работников объекта, но и населения. Наименее опасными радиационными объектами являются те, где исключена возможность облучения лиц, не относящихся к персоналу.
По потенциальной радиационной опасности устанавливается четыре категории объектов:
1) к I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и 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.
Категория радиационных объектов должна устанавливаться на стадии их проектирования на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

8. Размещение радиационных объектов и зонирование территорий

35. При выборе места строительства радиационного объекта необходимо учитывать 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.
36. 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.
37. При выборе площадки для строительства радиационных объектов I и II категорий следует отдавать предпочтение участкам:
1) расположенных 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.
38. 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.
39. Генеральный план радиационного объекта должен разрабатываться с учетом развития производства, прогноза радиационной обстановки на объекте и вокруг него и возможности возникновения радиационных аварий.
40. Размещение радиационного объекта допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения с учетом перспектив развития, как самого объекта, так и района его размещения.
41. 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.
42. 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.
43. 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 всегда совпадает с внешней границей санитарно-защитной зоны.
44. Радиационное воздействие на население, проживающее в зоне наблюдения радиационного объекта I категории, при нормальной его эксплуатации должно быть ограничено размером квоты для данного объекта.
45. 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.
46. 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.
47. Границы санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения радиационного объекта на стадии проектирования устанавливаются санитарными правилами.
48. В санитарно-защитной зоне радиационных объектов запрещается 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.
49. 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 оценке и радиационному контролю.
50. В зоне наблюдения, на случай аварийного выброса радиоактивных веществ, администрацией территории должен быть предусмотрен комплекс защитных мероприятий в соответствии с требованиями раздела 6 НРБ-99.
51. В санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения силами службы радиационной безопасности объекта должен проводиться радиационный контроль.

9. Проектирование радиационных объектов

52. Проектная документация на радиационные объекты должна содержать обоснование мер безопасности при конструировании, строительстве, реконструкции, эксплуатации, выводе из эксплуатации, а также в случае аварии. Разработка этой документации допускается при наличии лицензии на право проектирования объектов, работающих с источниками ионизирующих излучений.
53. 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.
54. Проектирование защиты от внешнего облучения персонала и населения необходимо проводить с учетом коэффициента запаса по годовой эффективной дозе равным двум и наличия других источников излучения и перспективное увеличение их мощности.
55. 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 3 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.
56. 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.
57. При проектировании радиационных объектов и выборе технологических схем работ следует обеспечить:
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.
58. Технологическое оборудование для работ с радиоактивными веществами должно соответствовать 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.
59. В проекте радиационного объекта должен быть предусмотрен комплекс организационных, технических и санитарно-гигиенических мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при проведении ремонтных работ.

10. Организация работ с источниками излучения

60. Радиационный объект (источник излучения) до начала его эксплуатации принимается комиссией в составе представителей, органов государственного надзора и иных государственных органов в области обеспечения радиационной безопасности. Комиссия устанавливает соответствие принимаемого объекта проекту, требованиям действующих санитарных правил и норм, строительных норм и правил, необходимым условиям сохранности источников излучения, на основе чего принимается решение о возможности эксплуатации объекта.
61. Деятельность организаций, связанная с использованием источников излучения, не допускается без наличия лицензии, выдаваемой в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан.
62. Получение, хранение источников излучения и проведение с ними работ разрешается при наличии санитарного паспорта на источники ионизирующего излучения (физическими факторами воздействия на человека), который заполняется согласно приложениям 4 , 5 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 двух лет. По истечении срока действия санитарного паспорта, органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора по запросу администрации организации решает вопрос о продлении срока его действия.
63. Работа с источниками излучения разрешается только в помещениях, указанных в санитарном паспорте.
Проведение работ, не связанных с применением источников излучения, в этих помещениях допускается только в случае, если они вызваны производственной необходимостью. На дверях каждого помещения должны быть указаны его назначение, класс проводимых работ с открытыми источниками излучения и знак радиационной опасности.
64. Оборудование, контейнеры, упаковки, аппараты, передвижные установки, транспортные средства, содержащие источники излучения, должны иметь знак радиационной опасности.
65. Допускается не наносить знак радиационной опасности на оборудование в помещении, где постоянно проводятся работы с источниками излучения и которое имеет знак радиационной опасности.
66. Обеспечение условия сохранности источников излучения в организации осуществляет ее администрация.
67. Вывоз источника излучения для проведения работ с ним вне организации, допускается при наличии санитарно-эпидемиологические заключения на условия применения радиоактивных веществ органов санитарно-эпидемиологического надзора, выдавших санитарный паспорт и по месту планируемого проведения работ. Оформление нового санитарного паспорта по месту планируемого проведения работ не требуется, если не предусмотрена организация временного хранилища источника излучения.
68. При нарушении требований настоящих санитарных правил, органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан:
1) полностью или частично приостанавливают в организациях, работу с источниками излучения;
2) отзывают санитарный паспорт до истечения срока его действия, ставят перед органом, выдавшим лицензию на проведение работ с источниками излучения, вопрос о приостановке ее действия или отзыве.
69. Обращение с источниками излучения в различных областях промышленности, науки, медицины, образования, сельского хозяйства, торговли разрешается только при наличии санитарного паспорта.
В случае изменения конструкции источника излучения или изделия, содержащего такой источник, следует получить новый санитарный паспорт.
70. Порядок проведения санитарно-эпидемиологических экспертиз устанавливается уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения. На основании результатов санитарно-эпидемиологических экспертиз выдаются санитарно-эпидемиологические заключения.
71. 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.
72. 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.
73. 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. Лица, не соответствующие квалификационным требованиям, к работе не допускаются. На определенные виды деятельности допускается персонал группы А при наличии у них разрешений, выдаваемых органами государственного регулирования безопасности.
74. 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.
75. 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.
76. 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.

11. Поставка, учет, хранение и перевозка источников излучения

77. Поставка организациям источников излучения и изделий, содержащих их, проводится по заказам-заявкам согласно приложению 6 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 6 настоящих санитарных правил.
Импорт, экспорт и транзит радиоактивных источников и материалов осуществляется только при наличии лицензии, полученной в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан, за исключением вышеуказанных источников.
78. Передача из одной организации в другую источников излучения и изделий с характеристиками, превышающими значения, указанные в пункте 6 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.
79. Согласование и регистрация заказов-заявок на получение, передачу источников излучения и изделий, их содержащих, разрешается только для организаций, имеющих лицензию на деятельность в области обращения с источниками излучения.
80. Организация, получившая источники излучения, извещает об этом органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора в десятидневный срок.
81. 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.
82. Лицо, назначенное ответственным за учет и хранение источников излучения, осуществляет регулирование их приема и передачи по установленным формам, указанным в приложениях 7 , 8 , 9 к настоящим санитарным правилам.
83. Все поступившие в организацию источники излучения должны учитываться в приходно-расходном журнале согласно приложению 8 к настоящим санитарным правилам, а сопроводительные документы должны передаваться в бухгалтерию для оприходования.
84. 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.
85. Радионуклиды, полученные в организации с помощью генераторов, ускорителей, ядерных реакторов, учитываются по фасовкам, препаратам и активностям в приходно-расходном журнале.
86. Источники излучения выдаются ответственным лицом из мест хранения по требованиям с письменного разрешения руководителя организации или лица, им уполномоченного согласно приложению 7 к настоящим санитарным правилам. Выдача и возврат источников излучения регистрируется в приходно-расходном журнале согласно приложению 8 к настоящим санитарным правилам.
В случае увольнения (перевода) лиц, допущенных к работам с источниками излучения, администрация принимает по акту все числящиеся за ними источники излучения.
87. 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 утверждаются администрацией организации и служат основанием для учета движения радиоактивных веществ в соответствии с приложением 9 к настоящим санитарным правилам.
88. 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.
89. Хранение и транспортирование источников излучения необходимо производить по принципу однородности веществ и материалов с учетом требований действующих стандартов.
90. Источники излучения, не находящиеся в работе, должны храниться 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.
91. При создании временных хранилищ источников излучения вне территории организации, в том числе для гамма-дефектоскопических аппаратов, используемых в полевых условиях, необходимо иметь 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, подтверждающего соответствие требованиям действующих нормативных правовых актов в области санитарно-эпидемиологического благополучия.
92. Специально оборудованные помещения-хранилища должны размещаться на уровне нижних отметок здания (незатопляемый подвал, первый этаж).
93. Отделка и оборудование помещения для хранения открытых источников излучения должны отвечать требованиям, предъявляемым к помещениям для работ соответствующего класса, но не ниже II класса.
94. Устройства для хранения радионуклидных источников излучения (ниши, колодцы, сейфы) должны быть сконструированы так, чтобы при закладке или извлечении отдельных источников излучения персонал не подвергался облучению от остальных источников излучения. Дверцы секций и упаковки с радиоактивными веществами (контейнеры) должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку с указанием наименования радионуклида и его активности. Лицо, ответственное за учет и хранение источников излучения, должно иметь карту-схему их размещения в хранилище.
Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости, должны быть помещены в металлические или пластмассовые упаковки.
95. Радионуклиды, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров или аэрозолей, должны храниться в закрытых сосудах, выполненных из несгораемых материалов, с отводом образующихся газов в вытяжных шкафах, боксах, камерах, с очистными фильтрами на вентиляционных системах. Хранилище должно быть оборудовано круглосуточно работающей вытяжной вентиляцией.
При хранении радиоактивных веществ с высокой активностью должна предусматриваться система их охлаждения. При хранении делящихся материалов должны быть обеспечены меры ядерной безопасности. При хранении легковоспламеняющихся или взрывоопасных материалов должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие их взрыво- и пожаробезопасность.
96. Радионуклидные источники излучения, непригодные для дальнейшего использования, должны своевременно списываться и сдаваться на переработку или захоронение. Копия акта о приеме источников излучения на захоронение передается в органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора и лицензирующий орган.
97. Транспортирование радионуклидных источников излучения внутри помещений, а также на территории организации должно производиться 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.
98. Транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и ядерных материалов за пределами организации, должны иметь санитарный паспорт на право их транспортировки, приведенный в приложении 10 к настоящим санитарным правилам. Требования безопасности при транспортировании радионуклидных источников излучения за пределами организации регламентируются действующими нормативными правовыми актами.
99. Транспортные средства, предназначенные для перевозки источников излучения, должны быть оборудованы знаками, а также сигнальными цветами и знаками безопасности опасности груза в соответствии с требованиями действующих стандартов.
100. Уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств не должны превышать значений, приведенных в таблице 2 приложения 3 к настоящим санитарным правилам.

12. Вывод из эксплуатации радиационных объектов
(источников излучения)

101. 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.
102. 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.
103. 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.
104. Проект вывода из эксплуатации радиационного объекта должен содержать:
1) подготовку необходимого оборудования для проведения демонтажных работ;
2) методы и средства дезактивации демонтируемого оборудования;
3) порядок утилизации радиоактивных отходов.
105. При выводе радиационного объекта из эксплуатации следует оценить ожидаемые индивидуальные и коллективные дозы облучения персонала и населения.
106. Работы по выводу радиационных объектов из эксплуатации должны выполняться специально подготовленным персоналом объекта или персоналом других организаций, имеющих соответствующую лицензию. В необходимых случаях подготовка персонала должна проводиться на макетах и тренажерах с имитацией основных операций предстоящих работ.
107. Вопрос о возможном продлении срока эксплуатации источников излучения должен решаться 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 право проведения этих работ.

13. Работа с закрытыми источниками излучения и устройствами,
генерирующими ионизирующее излучение

108. Эксплуатация закрытых источников излучения и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, осуществляется согласно требованиям настоящих санитарных правил, действующих стандартов и технической документации на источники излучения, на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
109. Контроль герметичности закрытых источников излучения должен проводиться в порядке и в сроки, установленные требованиями действующих стандартов и технической документацией на них. 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.
110. Устройство, в которое помещен закрытый источник излучения, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.
111. В нерабочем положении закрытые источники излучения должны находиться в защитных устройствах, а установки, генерирующие ионизирующее излучение, должны быть обесточены.
112. 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 микрогрей в час (далее - мГр/ч) на расстоянии одного метра, - специальные защитные устройства (боксы, шкафы) с дистанционным управлением.
113. 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 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.
114. Требования по защите от рентгеновского излучения рентгенофлюорографических, рентгенодиагностических, рентгенотерапевтических аппаратов регламентируются действующими санитарными правилами и нормами.
115. 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.
116. 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, должна блокироваться с механизмом перемещения источника излучения или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала.
117. 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.
118. 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.
119. 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.
120. При использовании мощных радиационных установок и хранении закрытых источников излучения в количествах, приводящих к накоплению в воздухе рабочих помещений сверхнормативных концентраций токсических веществ, необходимо с требованиями предусматривать приточно-вытяжную вентиляцию в соответствии с требованиями действующих нормативных правовых актов.
121. 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 следует:
1) направлять излучение в сторону земли или туда, где отсутствуют люди;
2) удалять источники излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;
3) ограничивать время пребывания людей вблизи источников излучения;
4) вывешивать знак радиационной опасности и предупредительные плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 метра.

14. Работа с открытыми источниками излучения
(радиоактивными веществами)

122. 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 10 ³ Беккерель;
группа Б - радионуклиды с минимально значимой активностью 10 ⁴ и 10 ⁵ Бк;
группа В - радионуклиды с минимально значимой активностью 10 ⁶ и 10 ⁷ Бк;
группа Г - радионуклиды с минимально значимой активностью 10 ⁸ Бк и более.
Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с приложением П-4 НРБ-99. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 часов, не приведенные в этом приложении, относятся к группе Г.
123. Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по таблице 3 приложения 3 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 приложении П-4 НРБ-99.
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 Е(сумма)(С _i /M3A _i ),

где С _э - суммарная активность, приведенная к активности группы А, Бк;
С _А - суммарная активность радионуклидов группы А, Бк;
МЗА _А - минимально значимая активность для группы А, Бк;
C _i - активность отдельных радионуклидов, не относящихся к группе А;
M3A _i - минимально значимая активность отдельных радионуклидов, приведенная в приложении П-4 НРБ-99, Бк.
124. Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками излучения.
125. 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.
126. 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.
127. Во всех организациях, в которых проводится работа с открытыми источниками излучения, помещения для каждого класса работ следует 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.
128. Работы с открытыми источниками излучения с активностью ниже значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, разрешается проводить в производственных помещениях, к которым не предъявляются дополнительные требования по радиационной безопасности.
129. Работы III класса должны проводиться 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.
130. Работы II класса должны проводиться в помещениях, скомпонованных в отдельной части здания изолированно от других помещений. При проведении в одной организации работ II и III классов, связанных единой технологией, можно 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.
131. Работы I класса должны проводиться 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, как правило, 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.
132. 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.
133. Для снижения уровней внешнего облучения персонала от открытых источников излучения должны использоваться системы автоматизации и дистанционного управления, экранирование источников излучения и сокращение времени рабочих операций.
134. В организации, где проводятся работы с радиоактивными веществами, должен быть предусмотрен комплекс мероприятий по дезактивации производственных помещений и оборудования.
135. 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, следует окрашивать в разные цвета.
136. 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.
137. 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.
138. Оборудование и рабочая мебель должны иметь гладкую поверхность, простую конструкцию и слабосорбирующие покрытия, облегчающие удаление радиоактивных загрязнений.
139. Оборудование, инструменты и мебель должны быть закреплены за помещениями каждого класса (зоны) и соответственно маркированы. Передача их из помещений одного класса (зоны) в другие запрещается; в исключительных случаях она может быть разрешена только после радиационного контроля с обязательной заменой маркировки.
140. 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.
141. 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.
142. Организация работ с открытыми источниками должна быть направлена на минимизацию радиоактивных отходов, образующихся при технологических процессах (операциях).
143. 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.

15. Санитарно-технические системы обеспечения работ
с открытыми источниками излучения

144. 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.
145. Проектирование вентиляции, кондиционирования воздуха в производственных зданиях и сооружениях организации, а также выбросов вентиляционного воздуха в атмосферу и очистки его перед выбросом следует производить в соответствии с требованиями настоящих санитарных правил и строительных норм и 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.
146. Удаляемый из укрытий, боксов, камер, шкафов и другого оборудования загрязненный воздух перед выбросом в атмосферу должен подвергаться очистке. Следует исключать 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 непревышение установленной квоты предела дозы для населения.
147. Разрешается 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.
148. В зданиях, где для работ с открытыми источниками излучения отводится только часть общей площади, необходимо предусматривать отдельные системы вентиляции.
149. При использовании системы рециркуляции воздуха обеспечивается очистка от радиоактивных и токсических веществ и аэрация помещений для работ I и II классов.
150. 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.
151. 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 следует размещать в помещениях 3 зоны.
152. 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.
153. 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.
154. Фильтры и аппараты следует устанавливать, по возможности, непосредственно у боксов, камер, шкафов, укрытий с тем, чтобы максимально снизить загрязнение систем магистральных воздухоотводов. Срок службы аппаратов и фильтров должен определяться по снижению пропускной способности для воздуха или по уровню радиационной опасности, возникающей в результате накопления радиоактивных веществ.
155. При размещении пылегазоочистного оборудования в отдельных помещениях (частях зданий, отдельных зданиях) к ним должны предъявляться те же требования, что и к основным производственным помещениям. В случае размещения пылегазоочистного оборудования на чердаке, он должен быть оборудован как технический этаж.
156. 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.
157. 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.
158. При централизованном размещении пылегазоочистного оборудования на участках для работ I класса в основу планировки комплекса пылегазоочистки должен быть положен принцип зонирования.
159. 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 следует устанавливать отдельную пневмолинию или отдельные вентиляторы, обеспечивающие необходимое давление и расход воздуха. Места присоединения шлангов должны быть снабжены шаровыми или пружинными автоматическими клапанами.
160. Отопление помещений для работ с применением открытых источников излучения должно быть водяным или воздушным.
161. 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.
162. 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.
163. Система специальной канализации должна предусматривать дезактивацию сточных вод и возможность их повторного использования для технологических целей. Очистные сооружения следует располагать 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.
164. Прокладка воздуховодов, труб водопровода, канализации и других коммуникаций в стенах и перекрытиях не должна приводить к ослаблению защиты от ионизирующего излучения.

16. Требования к устройству санитарных пропускников и шлюзов

165. 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.
166. Планировка санитарного пропускника должна обеспечивать раздельное прохождение персонала в рабочие помещения и в обратном направлении по разным маршрутам.
167. 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.
168. 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.
169. Число мест для хранения домашней и рабочей одежды в гардеробной должно соответствовать максимальному числу людей, постоянно и временно работающих в смене.
170. 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.
171. 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.
172. Пункт радиометрического контроля кожных покровов должен размещаться между душевой и гардеробной домашней одежды.

17. Требования по обращению с материалами и изделиями,
загрязненными или содержащими радионуклиды

173. Материалы и изделия с низкими уровнями содержания радионуклидов допускается использовать в хозяйственной деятельности. Критерием для принятия решения о возможном применении в хозяйственной 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.
174. Не допускается наличие нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения поверхности материалов и изделий (металл, древесина), поступающих для использования в хозяйственной деятельности.
175. Не вводится никаких ограничений на использование в хозяйственной деятельности любых твердых материалов, сырья и изделий при удельной активности радионуклидов в них менее 0,3 килобеккерель на килограмм (далее - кБк/кг). Нормативными правовыми актами уполномоченного органа в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения, для отдельных бета-излучающих радионуклидов могут быть установлены более высокие значения удельной активности сырья, материалов и изделий, годных для неограниченного использования.
176. 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.
177. Использование в хозяйственной деятельности строительных материалов и удобрений, содержащих радиоактивные вещества природного происхождения, должна соответствовать подпунктам 5.3.4 и 5.3.6 НРБ-99.
178. Предназначенные для дальнейшего использования по прямому назначению материалы и изделия, содержащие радиоактивные вещества выше уровней, приведенных в пункте 176 настоящих санитарных правил и в таблице 8.9 НРБ-99, подлежат дезактивации.
Дезактивацию следует проводить в тех случаях, когда уровень загрязненности материалов и изделий может быть снижен до допустимых значений, обеспечивающих их дальнейшее применение.
179. Протокол о содержании радионуклидов и об отсутствии снимаемого радиоактивного загрязнения в сырье, материалах и изделиях, предназначенных для вывоза с радиационного объекта, и их соответствии положениям пунктов 173-178 выдает служба радиационной безопасности данной организации. Санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии указанных материалов, сырья и изделий требованиям санитарных правил выдается органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора на основании протокола организации. Ответственность за достоверность информации о содержании радионуклидов и отсутствии загрязнения несет администрация организации, выдавшей протокол.
180. Предназначенное для отправки на перерабатывающие организации 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.
181. 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.
182. Числовые значения допустимой удельной активности по основным долгоживущим радионуклидам для неограниченного использования металлов после предварительной переплавки или иной переработки приведены в приложении 11 к настоящим санитарным правилам.
183. В случае невозможности или нецелесообразности использования сырья, материалов и изделий, отнесенных к категории ограниченного использования, согласно пункту 176 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 и при наличии санитарного паспорта по предварительной дезактивации материалов.
184. В случае невозможности или нецелесообразности дальнейшего использования материалов, изделий и сырья, содержащих радионуклиды выше значений, приведенных в пункте 176 настоящих санитарных правил, с ними необходимо обращаться как с радиоактивными отходами.

18. Обращение с радиоактивными отходами

185. 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 приложении П-2 НРБ-99.
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 приложении П-4 НРБ-99, 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 приложении П-2 НРБ-99.
186. Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на три категории - низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные согласно таблице 4 приложения 3 к настоящим санитарным правилам.
187. В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов отходы относятся к разным категориям, согласно таблице 4 приложения 3 к настоящим санитарным правилам устанавливается для них более высокое значение категории отходов.
188. 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.
189. 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.
190. 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.
191. 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.
192. 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.
193. 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.
194. Жидкие радиоактивные отходы должны собираться в специальные емкости. Их следует 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 необходимо предусмотреть систему специальной канализации, в которую не должны сбрасываться нерадиоактивные стоки.
195. Запрещается 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.
196. 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.
197. 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 185 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 196 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.
198. Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы до отправки на захоронение должны быть переведены в неопасное состояние, с соблюдением радиационной и пожарной безопасности.
199. 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 3 к настоящим санитарным правилам.
200. 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, согласно приложению 10 к настоящим санитарным правилам.
201. 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.
202. 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.
203. 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.
204. Детальный порядок обращения с радиоактивными отходами на всех этапах регламентируется специальными правилами.

19. Радиационный контроль при работе
с техногенными источниками излучения

205. 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.
206. 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.
207. 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.
208. Система 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.
209. 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.
210. 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.
211. 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.
212. 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.
213. 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.
214. 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.
215. 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 подпунктом 3.1.2 НРБ-99 или квот облучения населения, администрация организации информирует органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

20. Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены

216. Все работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, должны обеспечиваться средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ.
217. 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.
218. Средства индивидуальной защиты для работ с радиоактивными веществами должны изготовляться из хорошо дезактивируемых материалов, либо быть одноразовыми.
219. 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.
220. Персонал, выполняющий работы по сварке или резке металла, загрязненного радионуклидами, должен быть снабжен специальными средствами индивидуальной защиты из искростойких хорошо дезактивируемых материалов.
221. 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).
222. 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).
223. 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.
224. 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.
225. 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.
226. В помещениях для работы с радиоактивными веществами в открытом виде запрещается:
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.
227. При выходе из помещений, где проводятся работы с радиоактивными веществами, следует проверить радиоактивное загрязнение спецодежды и других средств индивидуальной защиты, снять их и при выявлении радиоактивного загрязнения направить на дезактивацию, а самому работнику - вымыться под душем.
228. 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.
229. На радиационных объектах, где могут возникать случаи радиоактивного загрязнения кожных покровов, должны использоваться 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.

21. Радиационная безопасность пациентов и населения
при медицинском облучении

230. 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. P031277
231. 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.
232. Медицинское диагностическое облучение осуществляется по медицинским показаниям в тех случаях, когда отсутствуют или нельзя применить, или недостаточно информативны другие альтернативные методы диагностики.
233. Все применяемые методы лучевой диагностики и терапии отражают оптимальные режимы выполнения процедур, и уровни облучения пациента при их выполнении должны быть утверждены уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения. В описании методов необходимо отразить оптимальные режимы выполнения процедур и уровня облучения пациента при их выполнении.
234. Регламенты проведения всех видов рентгенорадиологических диагностических исследований должны гарантировать отсутствие детерминированных лучевых эффектов.
235. Облучение людей с целью получения научной медицинской информации может осуществляться на основании санитарно-эпидемиологического заключения в пределах установленных допустимых уровней облучения при обязательном письменном согласии обследуемых после представления им сведений о возможных последствиях облучения.
236. При проведении лучевой терапии должны быть предприняты все возможные меры для предотвращения лучевых осложнений у пациента.
237. Для рентгенорадиологических медицинских исследований и лучевой терапии должна использоваться аппаратура, зарегистрированная в уполномоченном органе в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения, включенная в реестр медицинских изделий для медицинского применения в Республике Казахстан и имеющая санитарный паспорт для ее эксплуатации.
238. 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.
239. Наборы табельных средств защиты пациента и персонала в различных рентгенорадиологических отделениях и кабинетах утверждаются уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения.
240. Использование в практике фармакологических радиопротекторов разрешается при наличии санитарного паспорта.
241. Рентгенорадиологические, медицинские, диагностические и терапевтические подразделения должны иметь соответствующие лицензии в установленном законодательством порядке.
242. Медицинский персонал, занимающийся рентгенорадиологической диагностикой и терапией, осуществляет защиту пациентов, поддерживая на возможном низком уровне индивидуальные дозы их облучения. Доза, полученная пациентом, подлежит регистрации.
243. 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.
244. При достижении накопленной дозы медицинского диагностического облучения пациента 0,5 Зв должны быть приняты меры по дальнейшему ограничению его облучения, если лучевые процедуры не диктуются жизненными показаниями.
245. По требованию пациента ему предоставляется информация об ожидаемой или полученной дозе облучения и о возможных последствиях от проведения рентгенорадиологических процедур.
246. Пациент имеет право отказаться от медицинских рентгенорадиологических процедур, за исключением профилактических исследований, проводимых в целях выявления заболеваний, опасных в эпидемиологическом отношении.
247. Медицинский персонал не имеет права прямо или косвенно влиять на увеличение облучения пациента в целях сокращения собственного профессионального облучения.
248. При введении пациенту радиофармацевтического препарата с терапевтической целью врач должен рекомендовать ему временное воздержание от воспроизводства потомства.
249. Введение радиофармацевтических средств с целью диагностики и терапии беременным женщинам не допускается.
250. 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.

22. Радиационная безопасность при воздействии природных
источников излучения

1. Облучение работников

251. 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 излучения. На них распространяются требования по обеспечению радиационной безопасности, изложенные в разделах 7-20 настоящих санитарных правил.
252. Для строительства зданий производственного назначения следует выбирать участки территории, где плотность потока радона с поверхности грунта не превышает микробеккерель на квадратный метр в секунду (далее - мБк/(м ² хс). При проектировании строительства здания на участке с плотностью потока радона с поверхности грунта более 250 мБк/(м ² хс) в проекте здания должна быть представлена система защиты от радона.
253. В организациях, где не проводятся работы с техногенными источниками излучения, уровни природного облучения работников в производственных условиях не должны превышать значений, приведенных в пункте 4.2. НРБ-99. При изменении продолжительности работы, нарушении радиоактивного равновесия природных радионуклидов в производственной пыли, определяющих уровень радиационного воздействия, администрации организации следует установить контрольные уровни радиационного воздействия, на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
254. Для составления перечня действующих организаций, цехов или отдельных рабочих мест, на которых должен осуществляться контроль радиационной обстановки, обусловленной природными источниками излучения, следует проводить их первичное обследование.
255. Если в результате обследования в организации не обнаружено случаев превышения дозы облучения работников в 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, следует провести повторное обследование.
256. В организациях, в которых установлено превышение дозы 1 мЗв/год, но нет превышения дозы в 2 мЗв/год, следует проводить выборочный радиационный контроль рабочих мест с наибольшими уровнями облучения работников.
257. В организациях, в которых дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, должен осуществляться постоянный контроль доз облучения и проводиться мероприятия по их снижению.
258. 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 251 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.
259. Санитарно-гигиенические условия хозяйственной деятельности при использовании полезных ископаемых с повышенным содержанием природных радионуклидов определяются территориальными органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора Республики Казахстан.
260. В организациях, в которых отходы производства по критериям, приведенным в разделе 18 настоящих санитарных правил, относятся к категории радиоактивных, должен быть организован их сбор, временное хранение и захоронение.

2. Облучение населения

261. 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. Сведения об уровнях облучения населения природными источниками излучения заносятся в радиационно-гигиенические паспорта территорий:
1) 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;
2) 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/(м ² хс);
3) при отводе для строительства здания участка с плотностью потока радона более 80 мБк/(м ² хс) в проекте здания должна быть предусмотрена система защиты от радона (монолитная бетонная подушка, улучшенная изоляция перекрытия подвального помещения). Необходимость радонозащитных мероприятий при плотности потока радона с поверхности грунта менее 80 мБк/(м ² хс) определяется в каждом отдельном случае на основании санитарно-эпидемиологического заключения;
4) 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 подпунктов 5.3.2 и 5.3.3 НРБ-99. 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;
5) производственный радиационный контроль жилых домов и зданий социально-бытового назначения осуществляют организации, аккредитованные в установленном законодательством порядке;
6) государственный надзор за выполнением требований санитарных норм, 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;
7) на каждый источник централизованного питьевого водоснабжения населения выдается санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии санитарным правилам и гигиеническим нормативам. Контроль за содержанием радионуклидов в питьевой воде осуществляет организация, обеспечивающая водоснабжение населения. Порядок контроля устанавливается на основании санитарно-эпидемиологического заключения; V074735
8) государственный надзор за содержанием радионуклидов в источниках водоснабжения осуществляют органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора, которые в необходимых случаях производят оценку доз внутреннего облучения населения территорий и отдельных критических групп населения, подвергающихся наибольшему облучению за счет потребления воды из источников с повышенным содержанием радионуклидов;
9) при содержании радионуклидов в воде действующих источников водоснабжения выше уровней вмешательства приведенных в приложении П-2 НРБ-99 следует принять меры по изысканию альтернативных источников. Государственные органы, индивидуальные предприниматели и юридические лица обязаны в соответствии с их полномочиями принять меры по ограничению, приостановлению или запрещению использования указанных водных объектов;
10) новые источники водоснабжения вводят в эксплуатацию, при условии, что удельная активность радионуклида в воде не превышает принятых уровней вмешательства, приведенных в приложении П-2 НРБ-99;
11) 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;
12) 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;
13) возможность и условия использования материалов и изделий, содержащих природные радионуклиды, для которых в НРБ-99 не установлены нормативы, определяются нормативными правовыми актами в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

23. Радиационная безопасность при радиационных авариях

262. 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.
263. 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. Перечень возможных аварий для конкретных условий работы с источниками излучения устанавливается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
264. В проектной документации радиационных объектов I-II категорий должны быть разделы:
1) "Инженерно-технические мероприятия гражданской обороны. Мероприятия по предупреждению чрезвычайных ситуаций", включающий 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".
265. План мероприятий по защите персонала и населения от радиационной аварии и ее последствий должен содержать 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) обязанности должностных лиц 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.
266. Проектная документация радиационных объектов утверждается администрацией радиационных объектов на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
267. На всех радиационных объектах должна быть "Инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях".
268. 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.
269. 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.
270. Во всех случаях установления факта радиационной аварии администрация организации обязана проинформировать государственные органы, уполномоченные осуществлять государственное управление, надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.
271. 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.
272. 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.
273. Перед началом работ по ликвидации последствий аварии должен проводиться инструктаж персонала по вопросам радиационной безопасности с разъяснением характера и последовательности работ. При необходимости следует проводить предварительную отработку предстоящих операций.
274. 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.
275. Регламентация планируемого повышенного облучения персонала при ликвидации аварии определяется разделом 3.2 НРБ-99. Планируемое повышенное облучение допускается для персонала радиационного объекта, участвующего в проведении аварийно-восстановительных работ, и специалистов аварийно-спасательных служб и формирований.
276. Порядок радиационного контроля определяется с учетом особенностей и условий выполняемых работ на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
277. 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.
278. 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 разделе 6 НРБ-99.
279. Ликвидация последствий аварии и расследование ее причин, при необходимости, проводится на региональном, территориальном и объектовом уровнях в порядке, установленном законодательством Республики Казахстан.
280. 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.
281. 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.
282. На территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате радиационной аварии, должны осуществляться:
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.
283. 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.

24. Медицинское обеспечение радиационной безопасности

284. Медицинское обеспечение радиационной безопасности персонала и населения, подвергающихся облучению, включает медицинские обследования (медосмотр), профилактику заболеваний, а в случае необходимости, лечение и реабилитацию лиц, у которых выявлены отклонения в состоянии здоровья.
285. Все работающие с источниками ионизирующего излучения (персонал группы А) должны проходить предварительные (при поступлении на работу) и периодические профилактические медицинские осмотры.
286. Работники, отказывающиеся от прохождения профилактических медицинских осмотров, не допускаются к работе.
287. В случаях, когда персонал может подвергаться воздействию других вредных факторов (физических, химических, биологических), меры медицинской защиты должны проводиться с учетом сочетанного воздействия всех вредных производственных факторов.
288. После проведения периодического профилактического медицинского осмотра целесообразно выделение групп диспансерного учета в соответствии с комплексом воздействующих неблагоприятных факторов.
289. При выявлении в состоянии здоровья лиц из персонала отклонений, препятствующих продолжению работы с источниками излучения, вопрос о временном или постоянном переводе этих лиц на работу вне контакта с ионизирующим излучением решается в каждом конкретном случае индивидуально, с учетом санитарно-гигиенической характеристики условий труда, стойкости и тяжести выявленной патологии, а также социальных мотивов.
290. При периодических медицинских осмотрах должны выявляться лица, требующие лечения, лица с высокой степенью риска возникновения радиационно-зависимых заболеваний, в отношении которых должна осуществляться система мер профилактики. Лица с выявленными заболеваниями должны быть направлены на амбулаторное или стационарное лечение, а при необходимости и на реабилитацию.
291. В медицинской организации, обслуживающей организацию, где проводятся работы с источниками излучения, на случай аварийного облучения должны быть:
1) приборы радиационного контроля;
2) средства дезактивации кожных покровов, ожогов и ран (при работах с радиоактивными веществами в открытом виде);
3) средства ускорения выведения радионуклидов из организма;
4) радиопротекторы.
292. 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.
293. 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.
294. Причинно-следственные связи заболеваний, инвалидности или смерти с профессиональной деятельностью или аварийным облучением устанавливаются экспертными советами, уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения и другими уполномоченными органами в порядке, установленном Правительством Республики Казахстан.
295. Для укрепления здоровья персонала и населения, подвергшегося значительному облучению, следует включать в рацион питания пищевые добавки с антиканцерогенным и иммунопротекторным действием.
296. Необходимо также проводить интенсивную пропаганду здорового образа жизни, противодействовать распространению вредных привычек (курение, употребление алкоголя).

Приложение 1
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

Основные принципы радиационной безопасности

1. Принцип обоснования

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

Х - (У ₁ +У ₂ ) >/= 0, (1)

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;
У ₁ - затраты на все меры защиты;
У ₂ - вред, наносимый здоровью людей и окружающей среде от облучения, не устраненного защитными мерами.
2. Разница между пользой (X) и суммой вреда (У ₁ + У ₂ ) 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:

У ₀ > У ₂ , (2)

где У ₂ имеет то же значение, что и в формуле (1),
У ₀ - вред для здоровья в результате отказа от данного вида деятельности, связанной с облучением.
Качественная оценка может быть выполнена с помощью формулы:

Z Z ₀
E (сумма)(--- - ----) < 0, (3)
D _z D _Zо

где Z - интенсивность воздействия вредных факторов в результате деятельности, связанной с облучением;
Z ₀ - вредные факторы, воздействующие на персонал или население при отказе от деятельности, связанной с облучением;
D _z и D _Zo - допустимая интенсивность воздействия факторов Z и Z _0.

2. Принцип оптимизации

7. Реализация принципа оптимизации должна осуществляться каждый раз, когда планируется проведение защитных мероприятий. Ответственным за реализацию этого принципа является служба или лица, ответственные за организацию радиационной безопасности на объектах или территориях, где возникает необходимость в радиационной защите.
8. В условиях нормальной эксплуатации источника излучения или условий облучения оптимизация (совершенствование защиты) должна осуществляться при уровнях облучения в диапазоне от соответствующих пределов доз до достижения пренебрежимо малого уровня - 10 мкЗв в год индивидуальной дозы.
9. Реализация принципа оптимизации, как и принципа обоснования, должна осуществляться по специальным методическим указаниям, утверждаемым уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучии населения, а до их издания - путем проведения радиационно-гигиенической экспертизы обосновывающих документов. При этом согласно НРБ-99 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 2
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по 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-99 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-99. 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 3
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

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

Таблица 1
-------------------------------------------------------------------
| |Продолжи- |Проектная
Категория | Назначение помещений |тельность |мощность
облучаемых лиц | и территорий |облучения,|эквивалент-
| | ч/год |ной дозы,
| | |мкЗв/ч
-------------------------------------------------------------------
Помещения постоянного 1700 6,0
Группа А пребывания персонала
Помещения временного
пребывания персонала 850 12
Пер-
сонал Помещения организации и
Группа Б территория санитарно- 2000 1,2
защитной зоны, где
находится персонал группы Б

Население Любые другие помещения 8800 0,06
и территории
-------------------------------------------------------------------

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности
транспортных средств, в частицах на квадратный сантиметр
в минуту (далее - част/(см ² х мин)

Таблица 2

-------------------------------------------------------------------
Объект | Вид загрязнения
загрязнения |--------------------------------------------------
| Снимаемое | Неснимаемое
| (нефиксированное) | (фиксированное)
|--------------------------------------------------
|Альфа-активные|Бета-актив-|Альфа-активные|Бета-ак-
|радионуклиды |ные радио- | радионуклиды |тивные
| |нуклиды | |радио-
| | | |нуклиды
-------------------------------------------------------------------
Наружная поверх- Не допускается Не допус- Не регламенти- 200
ность охранной кается руется
тары контейнера

Наружная поверх- Не допускается Не допус- Не регламенти- 200
ность вагона- кается руется
контейнера

Внутренняя 1,0 100 Не регламенти- 2000
поверхность руется
охранной тары
контейнера

Наружная поверх- 1,0 100 Не регламенти- 2000
ность транспорт- руется
ного контейнера
-------------------------------------------------------------------

Класс работ с открытыми источниками излучения

Таблица 3
-------------------------------------------------------------------
Класс работ | Суммарная активность на рабочем месте,
| приведенная к группе А, Бк
-------------------------------------------------------------------
I класс более 10 ⁸
II класс от 10 ⁵ до 10 ⁸
III класс от 10 ³ до 10 ⁵
-------------------------------------------------------------------

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
-------------------------------------------------------------------
| Удельная активность, кБк/кг
|-------------------------------------------------
|Бета-излучающие|Альфа-излучающие| Трансурановые
Категория | радионуклиды | радионуклиды | радионуклиды
отходов | |(исключая транс-|
| | урановые) |
-------------------------------------------------------------------
Низкоактивные менее 10 ³ Менее 10 ² менее 10 ¹
Среднеактивные от 10 ³ до 10 ⁷ от 10 ² до 10 ⁶ от 10 ¹ до 10 ⁵
Высокоактивные более 10 ⁷ Более 10 ⁶ более 10 ⁵
-------------------------------------------------------------------

Приложение 4
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по 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 | Вид и | Место |Ограничитель-
ИИИ |характер работ|проведения|ные условия
| | работ |
-------------------------------------------------------------------
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:
-------------------------------------------------------------------
N экземпляра | Организации | Дата | Отметка о вручении (подпись)
-------------------------------------------------------------------

Срок действия санитарного паспорта
продлен до "__"_________ ____ года

Главный государственный санитарный врач
_______________________________________
Место печати

Приложение 5
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по 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 6
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

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 ___________________________________________

-------------------------------------------------------------------
Наиме- |Еди- |Актив-|Коли- | В том числе по месяцам
нование|ница |ность |чество|
источ- |изме-|еди- |единиц|
ника |рения|ницы |на год|
-------------------------------------------------------------------
| | | | I |II|III|IV|V|VI|VII|VIII|IX|X|XI|ХII
-------------------------------------------------------------------

Продолжение таблицы

-----------------------
Общее количество|Сумма,|
на год (актив- |тенге |
ность) | |
-----------------------

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 N 1, 2 - поставщику
экземпляр N 3 - Управление государственного санитарно-эпидемиологического надзора
экземпляр N 4 - заказчику
экземпляр N 5 - Управление внутренних дел

Приложение 7
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

Разрешаю
__________________________________
(подпись руководителя организации)
"_____"_____________________года

Требование на выдачу радиоактивных веществ
(составляется в двух экземплярах)

Прошу выдать для ____________________________________________
___________________________________________________________________
(указать, для какой конкретной работы)
следующие радиоактивные вещества:
-------------------------------------------------------------------
Требуется | Фактически выдано
--------------------------|----------------------------------------
Наимено-|Количест-|Общая |Количест-| Активность |N и дата
вание |во (объем|актив- |во (объем|-------------------|паспорта,
вещества|или число|ность |или число|по пас-|в перес- |N источни-
и вид |источни- | |источни- |порту |чете на час|ка (N пар-
соедине-|ков) | |ков) | |выдачи ве- |тии)
ний | | | | |щества |
-------------------------------------------------------------------
1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7
-------------------------------------------------------------------

Затребовал сотрудник Выдал ответственный за хранение
радиоактивных веществ

__________________________ ______________________________
(фамилия, имя, отчество) (фамилия, имя, отчество)
______________________________
(наименование организации)

_______________________________
(название лаборатории или цеха)
"___"______________года _____ _____________________
(подпись)
Получил________________________
(подпись)

Часы _______ (для короткоживущих) "___"__________________года

Приложение 8
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

Приходно-расходный журнал учета
радионуклидных источников излучения

-------------------------------------------------------------------
N | Приход
п/п|---------------------------------------------------------------
|Наиме-|N и |Наиме- | Прибор, | Источник
|нова- |дата|нование| аппарат, |
|ние |при-|источ- | установка |
|пос- |ход-|ника, |-------------------------------------------
|тавщи-|ной |прибо- |За- |N и да-|N и да-|Коли- |Актив-|Срок
|ка |нак-|ра, ап-|вод-|та тех-|та вы- |чество|ность |службы
| |лад-|парата,|ской|ничес- |дачи |(штук)|по |источ-
| |ной |уста- |N |кого |техни- |N ис- |пас- |ников
| | |новки | |пас- |ческого|точни-|порту |
| | | | |порта |паспор-|ков | |
| | | | | |та | | |
-------------------------------------------------------------------
1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 | 9 | 10
-------------------------------------------------------------------

Продолжение таблицы

-------------------------------------------------------------------
Расход | Остаток | Примечание
------------------------------------|------------|-----------------
Кому вы-|N и дата|Количест-|Актив- |Коли-|Актив-|Отметка о возрас-
дано или|наклад- |во источ-|ность в |чест-|ность |те, списании и
постав- |ной или |ников и |день |во | |захоронении с
лено |требова-|номера |выдачи | | |указанием под-
дата |ния | | | | |тверждающих
выдачи | | | | | |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 9
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

Утверждаю
__________________________________
(подпись руководителя организации)
"___"_____________года

Акт
о расходовании и списании радионуклидных
источников излучения организации

_____________________________________________________________
(наименование организации)
Настоящий акт составлен сотрудниками ________________________
___________________________________________________________________
(фамилия, имя, отчество)
руководителем работ _______________________________________________
(фамилия, имя, отчество)
в том, что полученное по требованию N______
"___"____________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 N____ 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 10
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по 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. Обеспеченность 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 11
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

Допустимые удельные активности основных долгоживущих
радионуклидов для неограниченного использования металлов

-------------------------------------------------------------------
Радионуклиды | Период | Допустимая удельная ак-
| полураспада | тивность отдельного
| | радионуклида ДК, кБк/кг
-------------------------------------------------------------------
⁵⁴ Мп 312 суток 1,0

⁶⁰ Со 5,3 год 0,3

⁶⁵ Zn 244 суток 1,0

⁹⁴ Nb 2,0 х 104 год 0,4

¹⁰⁶ Ru + ^106m Rh 368 суток 4,0

^110m Ag 250 суток 0,3

¹²⁵ Sb + ^125m Te 2,8 год 1,6

¹³⁴ Cs 2,1 год 0,5

¹³⁷ Cs + ^137m Ba 30,2 год 1,0

¹⁵² Eu 13,3 год 0,5

¹⁵⁴ Eu 8,8 год 0,5

⁹⁰ Sr + ⁹⁰ Y 29,1 год 10,0

²²⁶ Ra 11,6 х 10 ³ лет 0,4

²³² Th 1 х 10 ¹⁰ лет 0,3
-------------------------------------------------------------------

1. При наличии в металле смеси радионуклидов значения удельных активностей отдельных радионуклидов Q _i должны удовлетворять соотношению E(сумма)Q _i /ДK _i < 1

Приложение 12
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

Множители и приставки для образования десятичных
кратных и дольных единиц и их наименования

-------------------------------------------------------------------
| |Обозначение| | | Обозначение
| | приставки | | | приставки
Множи- | |-----------|Множи-| |--------------
тель | Приставка |Между-|Рус-|тель | Приставка |Между-|Русское
| |народ-|ское| | |народ-|
| |ное | | | |ное |
-------------------------------------------------------------------
10 ¹⁸ Экса Е Э 10 ^-1 Деци D д
10 ¹⁵ Пета Р П 10 ^-2 Санти С с
10 ¹² Тера Т Т 10 ^-3 Милли М м
10 ⁹ Гига G Г 10 ^-6 Микро м мк
10 ⁶ Мега М М 10 ^-9 Нано n н
10 ³ Кило k к 10 ^-12 Пико р п
10 ² Гекто h г 10 ^-15 Фемто f ф
10 ¹ Дека da да 10 ^-18 Атто а а
-------------------------------------------------------------------

Приложение 13
к санитарным правилам и нормам
"Санитарно-гигиенические
требования по обеспечению
радиационной безопасности"

Соотношения между единицами СИ и внесистемными единицами
активности и характеристик поля излучения

-------------------------------------------------------------------
Величина и | Название и обозначение единиц | Связь между
ее символ |-----------------------------------| единицами
| Единица СИ |Внесистемная единица|
-------------------------------------------------------------------
Активность Беккерель Кюри (далее - Ки) 1 Ки = 3,700*10 ¹⁰
А (Бк), равный расп/с=3,700*10 ¹⁰
одному распаду Бк;
в секунду 1 Бк = 1 расп/с;
(далее - 1 Бк = 2,703*10 ^-11
расп/с) Ки

Плотность Ватт на квад- Эрг на квадратный 1 эрг/(см ² *с) =
потока I ратный метр сантиметр в секунду 1*10 ^-3 Дж/(м ² *с) =
или тока (далее - (далее - эрг/(см ² *с)) 1*10 ^-3 Вт/м ² ;
J _E энергии Вт/м ² ), рав- или мегаэлектрон- 1 Вт/м ² =
частиц ный одному вольт на квадратный 1 Дж/(м ² *с) = 1*10 ³
джоулю на сантиметр в секунду эрг/(см ² *с);
квадратный (далее - МэВ/(см ² *с)) 1 МэВ/(см ² *с) =
метр в секун- 1,602*10 ^-9 Дж/(м ² *с)
ду (далее - = 1,602*10 ^-9 Вт/м ² ;
Дж/м ² *с) 1 Вт/м ² =
1 Дж/(м ² *с) =
6,24*10 ⁸
МэВ/(см ² *с)

Поглащен- Грэй равный Рад 1 рад = 100 эрг/г =
ная доза D одному джоулю 1*10 ^-2 Дж/кг =
на килограмм 1*10 ^-2 Гр;
(далее - Дж/кг) 1 Гр = 1 Дж/кг;
1 Гр = 1 Дж/кг =
10 ⁴ эрг/г = 100 рад

Мощность Грэй в секунду Рад в секунду 1 рад/с = 1*10 ^-2
поглащен- (далее - Гр/с), (рад/с) Дж/(кг*с) =
ной дозы равный одному 1*10 ^-2 Гр/с;
D джоулю на 1 Гр/с = 1 Дж/(кг*с)
килограмм в = 1*10 ² рад/с
секунду
(Дж/(кг*с))

Эквива- Зиверт (Зв), Бэр (далее - эр) 1 рад
лентная равный одному 1бэр = -------- =
доза Н грэю на взве- W _R
шивающий 1*10 ^-2 Дж/кг
коэффициент = ------------ =
для вида из- W _R
лучения - W _R 1*10 ^-2 Гр
(1 Гр/W _R = = --------- =
1 (Дж/кг)/W _R ) W _R
1*10 ^-2 Зв

1Гр 1Дж/кг
1Зв = --- = ------
W _R W _R
100рад
= ------- = 100бэр
W _R

Мощность Зиверт в Бэр в секунду 1 бэр/с = 1*10 ^-2
эквива- секунду (далее - бэр/с) Зв/с;
летной (далее - Зв/с) 1 Зв/с = 100 бэр/с
дозы Н

Экспози- Кулон на Рентген (далее - Р) 1 Р = 2,58*10 ^-4
ционная килограмм Кл/кг (точно);
доза Х (далее - Кл/кг) 1 Кл/кг = 3,88*10 ³ Р
(приближенно)

Мощность Кулон на Рентген в секунду 1 Р/с = 2,58*10 ^-4
экспози- килограмм в (далее - Р/с) Кл/(кг*с) (точно);
ционной секунду 1 Кл/(кг*с) =
дозы Х (далее - 3,88*10 ³ Р/с
Кл/(кг*с)) (приближенно)

Керма К Грэй (Гр), Рад 1 рад = 100 эрг/г =
равный одному 1*10 ^-2 Дж/кг =
джоулю на = 1*10 ^-2 Гр;
килограмм 1 Гр = 1 Дж/кг;
(Дж/кг) 1 Гр = 1 Дж/кг =
10 ⁴ эрг/г = 100 рад

Мощность Грэй в секун- Рад в секунду 1 рад/с = 1*10 ^-2
кермы К ду (Гр/с), (далее - рад/с) Дж/(кг*с) =
равный одному 1*10 ^-2 Гр/с;
джоулю на 1 Гр/с = 1Дж/(кг*с)
килограмм в = 1*10 ² рад/с
секунду
(Дж/(кг*с))
-------------------------------------------------------------------

1. Экспозиционная доза Х - используется для гамма-излучения с энергией до 3 МэВ в воздухе 1 Р = 0,87 рад = 0,87*10 ^-2 Гр поглощенной в воздухе дозы.
2. Керма К - для гамма-излучения с энергией до 10 МэВ керма практически не отличается от поглощенной дозы.
3. Для нейтронных источников излучения регламентируются такие же численные значения эквивалентной дозы в мЗв/в и мкЗв/ч соответственно.