Об утверждении санитарно-эпидемиологических правил и норм "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности объектов нефтегазового комплекса"

Приказ и.о. Министра здравоохранения Республики Казахстан от 9 марта 2005 года N 101. Зарегистрирован в Министерстве юстиции Республики Казахстан от 8 апреля 2005 года N 3553. 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).

В соответствии с подпунктом 10) статьи 7 Закона Республики Казахстан "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения", ПРИКАЗЫВАЮ:
1. Утвердить прилагаемые санитарно-эпидемиологические правила и нормы "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности объектов нефтегазового комплекса".
2. Комитету государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан (Байсеркин Б.С.) направить настоящий приказ на государственную регистрацию в Министерство юстиции Республики Казахстан.
3. Департаменту организационно-правовой работы Министерства здравоохранения Республики Казахстан (Акрачкова Д.В.) направить настоящий приказ на официальное опубликование после его государственной регистрации в Министерстве юстиции Республики Казахстан.
4. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на вице-министра здравоохранения, Главного государственного санитарного врача Республики Казахстан Белоног А.А.
5. Настоящий приказ вводится в действие со дня официального опубликования.

И.о. Министра

Утверждены приказом
И.о. Министра здравоохранения
Республики Казахстан
от 9 марта 2005 года N 101

Санитарно-эпидемиологические правила
и нормы "Санитарно-эпидемиологические
требования по обеспечению радиационной безопасности
объектов нефтегазового комплекса" 1. Общие положения

1. Санитарно-эпидемиологические правила и нормы "Санитарно-эпидемиологические требования по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса", утвержденные Приказом (далее - Санитарно-эпидемиологические требования), предназначены для физических, юридических лиц, деятельность которых связана с геологическими изысканиями (разведкой), добычей, переработкой и транспортировкой нефти и газа (газового конденсата), а также с ремонтом и техническим обслуживанием оборудования, сбором и утилизацией производственных отходов организаций нефтегазового комплекса (далее - НГК).
2. В настоящих санитарных правилах использованы следующие термины и определения:
1) природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов урана-238, тория-232 и калия-40;
2) производственные отходы предприятий нефтегазового комплекса - солевые отложения и шлам, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте и очистке, элементы технологического оборудования и конструкций, не предназначенные для дальнейшего использования по их назначению, почва и грунты на территории предприятий, в которых могут накапливаться природные радионуклиды в процессе производственной деятельности предприятий НГК.

2. Санитарно-эпидемиологические требования к
критериям обеспечения радиационной безопасности

3. При добыче, переработке и транспортировке нефти и газа в окружающую среду поступают природные радионуклиды семейств урана-238 (далее - ²³⁸ U) и тория-232 (далее - ²³² Th), а также калия-40 (далее - ⁴⁰ К). Радионуклиды осаждаются на внутренних поверхностях оборудования (насосно-компрессорные трубы, резервуары и другие), на территории организаций и поверхностях рабочих помещений, концентрируясь в ряде случаев до уровней, при которых возможно повышенное облучение работников, населения, а также загрязнение окружающей среды.
4. На рабочих местах по технологическому процессу добычи и первичной переработки минерального органического сырья основными природными источниками облучения работников организаций НГК в производственных условиях могут быть:
1) промысловые воды, содержащие природные радионуклиды;
2) загрязненные природными радионуклидами территории (отдельные участки территорий) нефтегазодобывающих и перерабатывающих организаций;
3) отложения солей с высоким содержанием природных радионуклидов на технологическом оборудовании, на территории организаций и поверхностях рабочих помещений;
4) производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов;
5) загрязненные природными радионуклидами транспортные средства и технологическое оборудование в местах их ремонта, очистки и временного хранения;
6) технологические процессы, связанные с распылением воды с высоким содержанием природных радионуклидов;
7) технологические участки, в которых имеются значительные эффективные площади испарений (открытые хранилища и поля испарений, места утечек продукта и технологических вод, резервуары и хранилища продукта), и возможно интенсивное испарение отдельных фракций нефти, аэрация воды;
8) технологические процессы, в результате которых в воздух рабочих помещений могут интенсивно поступать изотопы радона (радон-222 и торон-220), а также образующиеся из них короткоживущие дочерние продукты распада радона и торона (далее - ДПР и ДПТ);
9) производственная пыль с высоким содержанием природных радионуклидов в воздухе рабочей зоны;
10) в некоторых случаях источником внешнего облучения могут оказаться и используемые баллоны со сжиженным газом (при высоких концентрациях радона в газе источниками гамма-излучения являются дочерние продукты радона - свинец-214 и висмут-214).
5. Суммарная эффективная доза производственного облучения работников формируется за счет внешнего облучения гамма-излучением природных радионуклидов и внутреннего облучения при ингаляционном поступлении изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов и долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью.
6. Радиационная безопасность населения и работников организаций НГК обеспечивается за счет:
1) не превышения установленных пределов индивидуальных эффективных доз облучения работников и критических групп населения природными источниками излучения;
2) обоснования мероприятий по радиационной безопасности на стадии проектирования объектов НГК и учета требований по обращению с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов в процессе деятельности организаций, а также при реабилитации территории объектов после вывода их из эксплуатации (консервации);
3) разработки и осуществления мероприятий по поддержанию на низком уровне индивидуальных доз облучения и численности работников организаций НГК и уровней облучения критических групп населения природными источниками излучения, а также загрязнения объектов среды обитания людей природными радионуклидами.
7. Индивидуальная годовая эффективная доза облучения природными источниками излучения работников НГК в производственных условиях не должна превышать 5 милли Зивертов в год (далее - мЗв/год).
8. Среднегодовые значения радиационных факторов по пункту 6, соответствующие эффективной дозе 5 мЗв/год, при воздействии каждого из них в отдельности при продолжительности работы 2000 часов в год и средней скорости дыхания работников 1,2 метра кубических в час (далее - м ³ /ч) составляют:
1) мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте - 2,5 микро Зиверта в час (далее - мкЗв/ч);
2) эквивалентная равновесная объемная активность (далее - ЭРОА) радона в воздухе зоны дыхания - 310 Беккерелей на кубический метр (далее - Бк/м ³ );
3) эквивалентная равновесная объемная активность торона в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м ³ ;
4) удельная активность в производственной пыли урана-238 в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f килоБеккерелей на килограмм (далее - кБк/кг), где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, миллиграмм на кубический метр (далее - мг/м ³ );
5) удельная активность в производственной пыли тория-232 в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 27/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания работников, мг/м ³ .
При одновременном воздействии на рабочих местах нескольких радиационных факторов должно выполняться условие: сумма отношений величины воздействующих факторов к приведенным выше значениям не должна превышать 1;
6) при облучении работников в условиях, отличающихся от перечисленных в пункте 8, среднегодовые значения радиационных факторов устанавливаются по согласованию с органом государственного санитарно-эпидемиологического надзора соответствующей территории.
9. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами организаций нефтегазовой отрасли с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется в соответствии с требованиями действующих санитарно-эпидемиологических правил и норм.
10. Эффективная доза облучения природными источниками излучения работников организаций нефтегазовой отрасли в производственных условиях не должна превышать гигиенических нормативов.
При дозах облучения более 1 миллиЗиверта в год (далее - мЗв/год) работники относятся к лицам, подвергающимся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.
11. Требования по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазовой отрасли должны соблюдаться, если облучение работников от природных радионуклидов может превышать 1 мЗв/год или в результате деятельности объекта образуются (или уже имеются) производственные отходы с эффективной удельной активностью природных радионуклидов более 1,5 кБк/кг.
12. Перечень организаций нефтегазовой отрасли или отдельных рабочих мест с повышенными уровнями облучения работников природными источниками, а также категория имеющихся (образующихся) в организации производственных отходов, содержащих природные радионуклиды, устанавливаются по результатам первичного радиационного обследования, и уточняется по данным его детального обследования, в соответствии с санитарными правилами и нормами " Санитарно-гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности", зарегистрированными в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов Республики Казахстан за N 2198.
13. Если по результатам первичного обследования не обнаружено повышенное облучение работников, а эффективная удельная активность природных радионуклидов в производственных отходах не превышает 1,5 кБк/кг, то дальнейший радиационный контроль не обязателен.
Повторное обследование такой организации следует проводить, если произошли существенные изменения, которые могут привести к увеличению облучения работников: освоение новых горизонтов или месторождений, изменение технологии добычи, смена поставщиков (для организаций по переработке и транспортированию сырья) и другое, но не реже 1 раза в 3 года.
14. Если в организации не обнаружено повышенное облучение работников, но имеются или образуются производственные отходы I категории или выше, то устанавливается производственный радиационный контроль.
15. Если по результатам обследования обнаружено превышение дозы производственного облучения работников природными источниками 1 мЗв/год, проводится детальное обследование радиационной обстановки с целью оценки структуры доз и суммарных уровней облучения работников.
16. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников составляют от 1 мЗв/год до 2 мЗв/год, следует проводить радиационный контроль на рабочих местах с наибольшими уровнями облучения работников.
17. В организациях, в которых эффективные дозы производственного облучения работников превышают 2 мЗв/год, следует проводить постоянный радиационный контроль доз облучения в соответствии с программой производственного радиационного контроля, а также осуществлять мероприятия по снижению облучения.
При невозможности оперативного снижения уровней облучения работников ниже установленного норматива работники по условиям труда приравниваются к персоналу группы А.
18. Радиационная безопасность населения, проживающего в зоне воздействия организаций НГК, обеспечена, если средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения не превышает 0,1 мЗв/год как за счет текущей деятельности организаций, так и после реабилитации территории организации по окончании ее деятельности.

3. Санитарно-эпидемиологические требования к
организации и проведению производственного контроля

19. При разработке программы производственного контроля необходимо провести:
1) первичную оценку радиационной обстановки с расчетом максимально возможных доз производственного облучения работников природными источниками излучения и наличия в организации производственных отходов;
2) полную оценку радиационной обстановки, включая оценку структуры доз производственного облучения работников природными источниками излучения (приложение 1 к настоящим санитарным правилам), определение основных источников и путей облучения работников, а также классификации производственных отходов и установления видов и объема производственного радиационного контроля.
20. Производственный радиационный контроль должен включать определение следующих показателей:
1) удельная и эффективная удельная активность (далее - А _эфф ) природных радионуклидов в производственных отходах;
2) мощность дозы гамма- излучения, содержащихся в производственных отходах природных радионуклидов на расстоянии 0,1 метра от поверхности отходов и на рабочих местах (профессиональных маршрутах);
3) среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и удельная активность природных радионуклидов в пыли;
4) ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны.
21. Методики радиационного контроля для оценки уровней облучения работников и установления категории производственных отходов в организациях НГК должны обеспечивать:
1) определение значений А _эфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%, при этом методики выполнения измерений должны обеспечивать определение численного значения А _эфф как для равновесных рядов урана и тория, так и при отсутствии радиоактивного равновесия в них, а требование, чтобы суммарная погрешность определения не превышала 20%, обязательно для значений А _эфф более 1000 Бк/кг;
2) достоверное измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности производственных отходов и на рабочих местах на уровне 0,1 микроГрей в час (далее - мкГр/ч) и выше;
3) измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30 % при значениях выше 25 Бк/м ³ - для ЭРОА радона, и выше 5 Бк/м ³ - для ЭРОА торона;
4) достоверное определение среднегодовой общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций на уровне 1 мг/м ³ и выше;
5) определение удельной активности природных радионуклидов в производственной пыли в зоне дыхания работников для основных радионуклидов рядов урана-238 и тория-232 (приложение 2 к настоящим санитарным правилам).
22. При проведении производственного радиационного контроля с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками допускается осуществлять инструментальные измерения значений радиационных факторов, вклад которых в суммарные дозы превышает 20%. При этом вклад неконтролируемых параметров в суммарные дозы облучения должен учитываться введением соответствующих коэффициентов.
23. Первичная сортировка (оценка класса) производственных отходов осуществляется путем измерения мощности дозы гамма-излучения в стандартных условиях с учетом массы и формы размещения отходов, расположения точек измерений. Переходный коэффициент для данных измерений определяется на основании гамма-спектрометрического анализа отходов. Окончательное установление класса производственных отходов производится по результатам гамма-спектрометрического анализа.

Приложение 1
к санитарно-эпидемиологическим
правилам и нормам "Санитарно-
эпидемиологические требования
по обеспечению радиационной
безопасности объектов
нефтегазового комплекса"

Методика оценки доз облучения работников
организаций НГК природными источниками

1. Контроль внешнего облучения работников

1. Эффективные дозы облучения работников организаций определяются средними значениями мощности дозы гамма-излучения и временем, в течение которого работники подвергаются облучению.
2. Оценку эффективной дозы внешнего облучения работников следует проводить на основе измеренных значений мощности дозы (далее - Р) внешнего гамма-излучения на высоте 1 м над поверхностью земли (пола) на рабочем месте и времени работы данного работника на рассматриваемом участке (операции) в течение года (далее - Т).
Годовая эффективная доза внешнего гамма-излучения (Е ₁ ^внешн. )
рассчитывается по формуле:

Е ₁ ^внешн = К ^е Р _y Т _p , м3в/год, (1)
где: К ^е - дозовый коэффициент, значение которого принимается равным:
1) 0,006 мЗв/мР, если Р _y - мощность экспозиционной дозы в миллиРентгенах в час (далее - мР/ч);
2) 0,0007 мЗв/мкЗв, если Р _y - мощность эквивалентной дозы в мкЗв/ч.
3. Мощность дозы гамма-излучения (Р _y ) должна определяться с
учетом уровня собственного фона дозиметра (Рф) и отклика его на космическое излучение (Р _к ):
Р _y = Р ₁ - (Р _ф + Р _к ) (2)
где: Р ₁ - показания дозиметра в точке измерений.
Численное значение параметра (Р _ф + Р _к ) определяется для каждого дозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над водной поверхностью при глубине воды не менее 5м на расстоянии от берега 50м или более.
4. Время работы на различных технологических участках Т _р (час) может колебаться от 0 до 2000 ч в год. Если работник в течение года работает на нескольких участках (N рабочих местах или операциях) с существенно отличающимися значениями Р, для него годовая эффективная доза за счет внешнего облучения составит:

_N
\
E ₁ ^внеш. = K ^{е .} / P _y,n . T _p,т , мЗв
ⁿ⁼¹ (3)

где Р _y - мощность дозы на высоте 1 м над поверхностью n-го участка;
Т _рn - время работы на n-ом участке в течение года.

5. При определении дозы внешнего облучения работника должно
выполняться условие:

_N
\
/ . P ^е _р
ⁿ⁼¹ (4)
где Т _р - штатная продолжительность работы работника в течение года, ч.

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

6. Доза внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов (далее - ПРН) с производственной пылью определяется радионуклидным составом и удельной активностью пылящего материала и самой пыли, общей запыленностью воздуха производственной зоны и временем работы в конкретных условиях, применением средств индивидуальной защиты органов дыхания. Радионуклидный состав, удельная активность пыли и общая запыленность воздуха зависят от параметров технологических процессов, температурного режима работ, используемых химических реагентов, дисперсности и объема материала.
7. Эффективная доза внутреннего облучения работника за счет ингаляционного поступления с производственной пылью одного радионуклида на одном постоянном рабочем месте определяется по формуле:

Е ^внутр. = k _d . C _n . f . V . Т, мЗв/год, (5)
где k _d - дозовый коэффициент (Зв/Бк), значения которого для основных радионуклидов рядов урана и тория приведены в приложении 2;
С _n - удельная активность радионуклидов в производственной пыли, кБк/кг;
f - средняя запыленность воздуха, мг/м ³ ;
V - средняя скорость дыхания работающих, м ³ /ч;
T - время нахождения в зоне запыленности в течение года, ч/год.
Выражение (5) справедливо при оценке доз облучения в случае постоянных значений величин С _n , f и V.
8. При переменных во времени значениях одного или нескольких параметров, необходимо разделить все время облучения на несколько периодов, внутри каждого, из которых параметры считаются постоянными. Дозы за каждый период оцениваются по формуле 5, с последующим суммированием по всем периодам облучения.
9. При неизвестном типе соединения радионуклида в воздухе рабочей зоны или отсутствия радиоактивного равновесия для расчета доз внутреннего облучения следует принимать максимальные значения дозовых коэффициентов по приложению 2 настоящих санитарных правил.
10. В случае, когда работники используют средства индивидуальной защиты органов дыхания, эффективные дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью снижаются в n раз, если среднее значение коэффициента улавливания пыли (аэрозолей) составляет n (отн. ед.).

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

11. Изотопы радона и аэрозолей короткоживущих дочерних продуктов радона (ДПР) и торона (ДПТ) вносят заметный вклад в облучение работников на рабочих местах при незначительных объемах помещений и кратности воздухообмена, хранении или переработке больших масс материалов с повышенным содержанием природных радионуклидов.
12. Доза внутреннего облучения за счет изотопов радона и аэрозолей ДПР и ДПТ, в воздухе, в предположении стандартного часового объема дыхания 1,2 м ³ /ч, определяется двумя параметрами, - временем экспозиции (дыхания) - t, ч, и средним за это время значением эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона в воздухе - C _egu , Бк/м ³ . Эффективная доза внутреннего облучения за счет изотопов радона определяется произведением ЭРОА изотопов радона на время, -(C _egu .t), которое обычно называют "экспозицией" (Бк . ч/м ³ ).
13. В производственных условиях экспозиции изотопами радона в 1чБк/м ³ соответствует эффективная доза облучения, равная 0,78 . 10 ^-5 м3в.

Если известно среднее значение ЭРОА изотопов радона в
__
\
/
воздухе C _egu , и время работы - t, то эффективная доза облучения

рассчитывается по формуле:

__
\
_ /
E ^Rn = d. C _egu .t, мЗв, (6)

где значение дозового коэффициента d = 0,78 . 10 ^-5 мЗв/(чБк/м ³ ),
а ЭРОА изотопов радона
__
\
_ /
С _egu рассчитывается по формуле:

__
\
_ / _ _
С _egu = C _egu (Rn) + 4,6 . С _egu (Tn), (7)

_ _
в которой С _egu (Rn) и С _egu (Tn) - среднее за время t значение ЭРОА радона и торона соответственно.
Для работников производственных организаций при времени работы 2000 ч в год значение d = 1,56 . 10 ^-2 мЗв/(Бк/м ³ ).
14. Годовая эффективная доза производственного облучения работников (Е _пр ) равна сумме доз внешнего (Е ₁ ^внешн. ) и внутреннего
(Е ₁ ^внутр. + Е ^rn ) облучения:
Е _пр = Е ₁ ^внешн. + Е ₁ ^внутр. + Е ^rn (8)

Приложение 2
к санитарно-эпидемиологическим
правилам
"Санитарно-эпидемиологические
требования по обеспечению
радиационной безопасности
объектов нефтегазового
комплекса"

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

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда ²³⁸ U
Таблица 1

Радио- нуклид	Период полурас- пада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
			Тип соединения - П	Максимальный
238 U	4,77 . 10 9 лет	a	2,6 . 10 - 6	7,3 . 10 - 6
234 Th	24,10 дней	в	6,3 . 10 -9	7,3 . 10 -9
234 Pa	1,17 мин	в	3,8 . 10 - 10	4,0 . 10 - 10
234 U	2,45 . 10 5 лет	a	3,1 . 10 -6	8,5 . 10 -6
230 Th	7,70 . 10 4 лет	a	4,0 . 10 -5	4,0 . 10 -5
226 Ra	1600 лет	a	3,2 . 10 -6	3,2 . 10 - 6
222 Rn	3,824 дней	a	-	-
218 Po	3,10 мин	a	-	-
214 Pb	26,8 мин	в	-	2,9 . 10 - 9
214 Bi	19,9 мин	в	1,4 . 10 -8	1,4 . 10 - 8
214 Po	164 мкс	a	-	-
21 0 Pb	22,3 года	в	-	8,9 . 10 -7
210 Bi	5,013 дня	в	8,4 . 10 -8	8,4 . 10 -8
2 10 Ро	138,4 дня	a	3,0 . 10 - 6	3,0 . 10 -6
Сумма			5,20 . 10 -5	6,30 . 10 - 5

Дозовые коэффициенты для радионуклидов ряда ²³² Th

Таблица 2

Радио- нуклид	Период полурас- пада	Тип распада	Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
			Тип соединения - П	Макси- мальный
232 Th	1,405 . 10 10 лет	a	4,2 . 10 -5	4,2 . 10 -5
228 Ra	5,75 лет	в	2,6 . 10 -6	2,6 . 10 -6
228 Ас	6,15 ч	в	1,6 . 10 -8	2,5 . 10 -8
228 Th	1,913 лет	a	3,1 . 10 -5	3,9 . 10 -5
224 Ra	3,66 дней	a	2,9 . 10 -6	2,9 . 10 -6
22 0 Rn	55,6 с	a	-	-
216 Ро	0,145 с	a	-	-
212 Pb	10,64 ч	в	-	1,9 . 10 -8
212 Bi	60,55 мин	a (36%); в (64%)	3,0 . 10 -8	3,0 . 10 - 8
212 Po	0,299 мкс	a	-	-
208 Ti	3,053 мин	в	-	-
Сумма			7,85 . 10 -5	8,66 . 10 -5

"Мұнайгаз кешендері нысандарында радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитарлық-эпидемиологиялық талаптар" атты санитарлық- эпидемиологиялық ережелер мен нормаларды бекіту туралы

Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің 2005 жылғы 9 наурыздағы N 101 бұйрығы. Қазақстан Республикасының Әділет министрлігінде 2005 жылғы 08 сәуірде тіркелді. Тіркеу N 3553. Күші жойылды - Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2010 жылғы 29 шілдедегі № 565 Бұйрығымен.

Күші жойылды - Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрінің 2010.07.29 № 565 (ресми жарияланған күнінен кейін он күнтізбелік күн өткен соң қолданысқа енгізіледі) Бұйрығымен.

"Халықтың санитарлық-эпидемиологиялық салауаттылығы туралы" Қазақстан Республикасы Заңының 7-бабының 10) тармақшасына сәйкес БҰЙЫРАМЫН:
1. Қоса беріліп отырған "Мұнайгаз кешендері нысандарында радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитарлық-эпидемиологиялық талаптар" атты санитарлық-эпидемиологиялық ережелер мен нормалар бекітілсін.
2. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау комитеті (Байсеркин Б.С.) осы бұйрықты Қазақстан Республикасының Әділет министрлігіне мемлекеттік тіркеуге жіберсін.
3. Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің Ұйымдастыру-құқықтық жұмыс департаменті (Акрачкова Д.В.) осы бұйрықты Қазақстан Республикасының Әділет министрлігінде мемлекеттік тіркеуден өткеннен кейін ресми жариялауға жолдасын.
4. Осы бұйрықтың орындалуын бақылау Қазақстан Республикасының Денсаулық сақтау вице-министрі, Бас мемлекеттік санитарлық дәрігері А.А.Белоногқа жүктелсін.
5. Осы бұйрық ресми жарияланған күнінен бастап қолданысқа енгізіледі.

Министрдің
міндетін атқарушы

"Мұнайгаз кешендерінің нысандарында радиациялық
қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын
санитарлық-эпидемиологиялық талаптар"
санитарлық-эпидемиологиялық ережелер мен
нормалар Қазақстан Республикасы Денсаулық
сақтау министрінің 2005 жылғы 9 наурыздағы
N 101 бұйрығымен бекітілген

"Мұнайгаз кешендерінің нысандарында радиациялық
қауіпсіздікті қамтамасыз етуге
қойылатын санитарлық-эпидемиологиялық
талаптар" санитарлық-эпидемиологиялық
ережелер мен нормалар 1. Жалпы ережелер

1. "Мұнайгаз кешендерінің нысандарында радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етуге қойылатын санитарлық-эпидемиологиялық талаптар" туралы санитарлық-эпидемиологиялық ережелер мен нормалар (бұдан әрі - санитарлық-эпидемиологиялық ережелер), Бұйрықпен бекітілген, қызметі мұнай мен газға геологиялық ізденулер (барлау) жүргізумен, өндірумен, өңдеумен және тасымалдаумен, сол сияқты мұнайгаз кешендерінің жабдықтарын жөндеумен, оларға техникалық қызмет көрсетумен, жинақтаумен және мұнайгаз кешендері (бұдан әрі - МГК) ұйымдарының өндірістік қалдықтарын жоюмен айналысатын заңды және жеке тұлғаларға арналған.

2. Осы санитарлық ережеде төмендегідей терминдер мен анықтамалар қолданылды:
1) табиғи радионуклидтер - уран-238, торий-232 және калий-40 қатарындағы радиоактивті элементтер;
2) мұнайгаз кешендері кәсіпорындарының өндірістік қалдықтары - технологиялық жабдықтарды жөндеу және тазарту барысында жинақталған тұзды түзілімдер мен шламдар, технологиялық жабдықтар мен құрылғылардың әрі қарай қолдануға жатпайтын элементтері, кәсіпорынның аумағындағы МГК-нің өндірістік жұмысы барысында табиғи радионуклидтер жинақталуы мүмкін жер қабаты мен топырақ.

2. Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз ететін
критерийлерге қойылатын
санитарлық-эпидемиологиялық талаптар

3. Мұнай және газды өндіру, өңдеу және тасымалдау барысында уран-238 (бұдан әрі - ²³⁸ U), торий -232 (бұдан әрі - ²³² Th), сол сияқты калий-40 (бұдан әрі - ⁴⁰ K) тобынан қоршаған ортаға табиғи радионуклидтер түседі. Радионуклидтер жабдықтардың ішкі бетіне (сорғыш-компрессорлық құбырлардың, сыйымдылықтардың және басқаларының), ұйымның аумағына және жұмысшы үй-жайлардың беттеріне жинақталып, жекеленген жағдайда олардың деңгейі жұмыскерлерді, тұрғындарды жоғарғы деңгейдегі сәуле соққысына ұрындыруы, сол сияқты қоршаған ортаны ластауы мүмкін.

4. Минералдық органикалық шикізаттарды өндіру және алғашқы өңдеудің технологиялық үдерісі жүретін жұмыс орындарында МГК ұйымдарының жұмыскерлерін өндірістік жағдайда табиғи сәуле соққысына ұрындырудың негізгі көздері төмендегілер болуы мүмкін:
1) құрамында табиғи радионуклидтер бар өнеркәсіптік қалдық сулар;
2) мұнайгаз өндіретін және өңдейтін ұйымдардың табиғи радионуклидтермен ластанған аумақтары (аумақтың жекеленген бөліктері);
3) технологиялық жабдықтарда, ұйымның аумағында және жұмысшы үй-жайлардың бетінде жинақталған, құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар тұз түзілімдері;
4) құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтар;
5) жөндеу, тазарту және уақытша сақтау орындарындағы табиғи радионуклидтермен ластанған көлік құралдары және технологиялық жабдықтар;
6) құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар суларды шашыратуға байланысты технологиялық үдерістер;
7) құрамында әлдеқайда тиімді буландыру алаңдары бар технологиялық учаскелер (ашық қоймалар мен буландыру алаңдары, өнім мен технологиялық сулардың ағып кететін орындары, сыйымдылықтар мен өнімді сақтайтын қоймалар) және мұнайдың жекеленген фракцияларының қарқынды түрде булануы, судың аэрациялануы мүмкін;
8) жұмысшы үй-жайларының ауасына радон изотоптарын (радон-222 мен торонның-220) қарқынды түрде түсіруі мүмкін, сол сияқты радон мен торонның ыдырауынан қысқа мерзімді еншілес өнімдер түзілуі (РТӨ мен ТТӨ) мүмкін технологиялық үдерістер;
9) жұмысшы аумағының ауасында болатын құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік шаң-тозаңдар;
10) кейбір жағдайда сырттай сәуле соққысына ұрыну көзі - қолданылып жүрген сұйытылған газ толтырылған баллон болуы да мүмкін (газдағы радонның жоғарғы концентрациясы жағдайында гамма сәуле көздері радонның еншілес өнімдері - қорғасын-214, және висмут-214 болып табылады).

5. Қызметкерлерді өндірістік сәуле көзіне ұрынудағы тиімді дозалар қосындысы табиғи радионуклидтердің гамма сәуле көзінен шығатын сәулеге сырттай ұрынуынан және дем алу арқылы радон изотоптарының және олардың қысқа мерзімдік еншілес өнімдері мен бірге ұзақ өмір сүретін табиғи радионуклидтердің өндірістік шаң-тозаңмен ішке түсуі барысында іштей сәуле-соққысына ұрыну есебінен құралады.

6. Тұрғындардың және МГК ұйымдары қызметкерлерінің радиациялық қауіпсіздігі төмендегілер есебінен қамтамасыз етіледі:
1) қызметкерлердің және тұрғындардың қатерлі топтарының табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын жеке тиімді дозаларын белгіленген шектен асырмау;
2) МГК-рі нысандарын жобалау кезеңінде радиациялық қауіпсіздік жөніндегі шараларды негіздеу және ұйымның жұмысы барысында құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтармен жүргізілетін жұмыстарды, сол сияқты пайдаланудан шығарылатын нысандардың аумағын сауықтыруға қойылатын талаптарды есепке алу;
3) МГК ұйымдары қызметкерлерінің табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын жеке дозасының деңгейін және сәуле соққысына ұрынуы мүмкін тұрғындардың қатерлі тобының санын, сол сияқты адамдар өмір сүретін ортадағы нысандардың табиғи радионуклидтермен ластану деңгейін төмендету және қолдау жөніндегі шараларды әзірлеу және жүзеге асыру.

7. МГК қызметкерлерінің өндірістік жағдайда табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын жылдық жеке тиімді дозасы жылына 5 миллиЗиверттен аспауға тиіс (бұдан әрі - мЗв/жыл).

8. Радиациялық факторлардың орташа жылдық мәндері, 6 пунктке сәйкес жылдық тиімді доза 5 мЗв-ке тең болғанда, олардың әрқайсысының жеке әсері жылдық жұмыс ұзақтығы 2000 сағат жағдайында және жұмыскердің орташа демалу жылдамдығы сағатына 1,2 куб метр (бұдан әрі - м ³ /сағ) болғанда, төмендегілерден тұрады:
1) жұмыс орнындағы гамма сәулесінің тиімді дозасының қуаты - сағатына 2,5 мЗв (бұдан әрі - мкЗв/сағ);
2) демалу аумағындағы ауада радонның эквиваленттік тепе-теңдіктік көлемдік белсенділігі (ЭТКБ) - куб метрге 310 Беккерель (бұдан әрі - Бк/м ³ );
3) демалу аумағындағы ауада торонның эквиваленттік тепе-теңдіктік көлемдік белсенділігі - 68 Бк/м ³ ;
4) өндірістік тозаңдағы, өз қатарындағы мүшелерімен радиоактивтік тепе-теңдікте болатын, уранның-238 меншікті белсенділігі 40/f кило Беккерель, бұл жерде f - жұмыскердің демалу аумағындағы ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануы, мг/м ³ ;
5) өндірістік тозаңдағы, өз қатарындағы мүшелерімен радиоактивтік тепе-теңдікте болатын, торийдың-232 меншікті белсенділігі 27/f кило Беккерель, бұл жерде f - жұмыскердің демалу аумағындағы ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануы, мг/м ³ .
Жұмыс орнында бір мезгілде бірнеше радиациялық факторлардың әсер етуі орын алғанда төмендегі шарт орындалуға тиіс: жоғарыда көрсетілген мәндерге әсер ететін факторлар мөлшерінің қатынасының қосындысы 1-ден аспауға тиіс;
6) жұмыскерлердің сәуле соққысына ұрыну жағдайы, 8 пунктте көрсетілгендерден өзгеше болса, онда жылдық радиациялық факторлардың орташа мәні тиісті аумақтағы мемлекеттік санитарлық-эпидемиологиялық қадағалау органдарымен белгіленеді.

9. Мұнайгаз саласындағы ұйымдарда құрамында жоғарғы деңгейде табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтарымен жұмыс істеу қолданыстағы санитарлық-эпидемиологиялық ережелер мен нормалардың талаптарына сәйкес жүзеге асырылады.

10. Мұнайгаз саласындағы ұйымдар қызметкерлерінің өндірістік жағдайда табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын тиімді сәулеге дозасы гигиеналық нормадан аспауға тиіс.
Жылына қабылдаған дозасы 1 миллиЗиверттен (бұдан әрі - мЗв/жыл) асқан жағдайда, онда ол қызметкерлер өндірістік жағдайда табиғи сәуле соққысының жоғарғы дозасына ұшырағандар қатарына жатады.

11. Егер қызметкерлердің жылына табиғи радионуклидтерден қабылдаған дозасы 1 миллиЗиверттен асуы немесе нысанның өндірістік жұмысы барысында құрамында табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті белсенділігі 1,5 кБк/кг асатын өндірістік қалдықтар түзілуі мүмкін болса, онда мұнайгаз саласындағы ұйымдарда қызметкерлердің радиациялық қауіпсіздігін қамтамасыз етуге қойылатын талаптар сақталуы керек.

12. Жоғарғы деңгейдегі табиғи сәуле көздерінің соққысына ұрынушы мұнайгаз саласындағы ұйымдардың немесе жекеленген жұмыс орындарының, сол сияқты құрамында табиғи радионуклидтер бар өндірістік қалдықтардың тізімі алғашқы радиациялық тексеру кезінде белгіленеді және әрі қарай жекелеп тексеру арқылы толық анықталады "Радиациялық қауіпсіздікті қамтамасыз етудің негізгі санитарлық-гигиеналық талаптары" санитарлық ережелері және нормалары, Қазақстан Республикасы Денсаулық сақтау министрлігінің 2003 жылғы 31 қаңтардағы N 97 бұйрығымен бекітілген Қазақстан Республикасының нормативтік-құқықтық актілерін мемлекеттік тіркеу тізілімінде N 2198 тіркелген.

13. Егер алғашқы радиациялық тексерудің қорытындысы бойынша қызметкерлердің жоғарғы деңгейдегі табиғи сәуле көздерінің соққысына ұрынуы анықталмаса, өндірістік қалдықтардың құрамындағы табиғи радионуклидтердің тиімді меншікті белсенділігі 1,5 кБк/кг аспайтын болса, онда әрі қарай радиациялық бақылау жүргізбеуге болады.
Бұл ұйымды қайталап тексеру, егер қызметкерлердің қабылдайтын дозасының көбеюіне ықпал етуі мүмкін әлдеқандай өзгерістер болған жағдайда жүргізу керек: жаңа горизонттарды немесе кенорындарын игергенде, өндіру технологиясы өзгергенде, тапсырыс берушілер өзгергенде (шикізатты өңдеу және тасымалдау үшін) және басқа жағдайлар орын алғанда, бірақ 3 жылда 1 реттен кем болмауы керек.

14. Егер, ұйымда қызметкерлерді жоғарғы деңгейдегі сәуле соққысына ұрындыру анықталмаса, бірақ 1-ші немесе одан да жоғарғы категорияға жататын өндірістік қалдықтар бар немесе түзілуі мүмкін болған жағдайда, өндірістік радиациялық бақылау жүргізу белгіленеді.

15. Егер тексеріс қорытындысы бойынша қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен өндірістік сәуле соққысына ұрынуының жылдық дозасы 1 мЗв-тен асатыны анықталса, онда радиациялық жағдайға дозаның құрылымын және қызметкерлер қабылдайтын сәуле деңгейлерінің жиынтығын анықтау мақсатында егжей-тегжейлі тексеріс жүргізіледі.

16. Егер қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен өндірістік сәуле соққысына ұрынуының жылдық дозасы 1 мЗв-тен - 2 мЗв-ке дейін болса, онда қызметкерлердің ең жоғарғы деңгейде сәуле соққысына ұрынатын жұмыс орындарында радиациялық бақылау жүргізу керек.

17. Қызметкерлердің өндірістік сәуле соққысына ұрынуының жылдық дозасы 2 мЗв-тен асатын ұйымдарда, қабылданатын сәуле дозасына тұрақты өндірістік бақылауды өндірістік радиациялық бақылау бағдарламасына сәйкес жүргізіп, сол сияқты сәуле соққысының деңгейін төмендетуге бағытталған шараларды жүзеге асыру керек.
Егер сәуле деңгейін белгіленген нормативтік деңгейден жедел түрде төмендету мүмкін болмаған жағдайда, қызметкерлер жұмыс жағдайына байланысты А тобының персоналдарына теңестіріледі.

18. МГК ұйымдарының әсері бар аумақта тұратын тұрғындардың радиациялық қауіпсіздігі қамтамасыз етілген болып есептеледі, сол жағдайда, егер ұйымның ағымдағы жұмысы жағдайында және жұмысы аяқталуына байланысты аумаққа сауықтыру жүргізілгеннен кейін де тұрғындардың қатерлі тобының қабылдайтын орташа жылдық тиімді дозасы 0,1 мЗв-тен аспайтын болса.

3. Өндірістік бақылауды ұйымдастыруға
және жүргізуге қойылатын
санитарлық-эпидемиологиялық талаптар

19. Өндірістік бақылаудың бағдарламасын әзірлеу барысында мыналарды жүргізу қажет:
1) қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен өндірістік сәуле соққысына ұрынуы мүмкін деңгейі жоғарғы дозасын және ұйымдағы өндірістік қалдықтардың болуын есепке ала отырып, радиациялық жағдайға алғашқы баға беру;
2) қызметкерлердің табиғи сәуле көздерінен алатын өндірістік сәуле дозасының құрылымын, сәулеге ұрыну жолдарын және негізгі сәуле көздерін анықтау, сол сияқты өндірістік қалдықтарды жіктеу мен өндірістік бақылаудың түрі мен көлемін белгілеуді қосып есептеп радиациялық жағдайға толық баға беру (осы санитарлық ереженің 1 қосымшасына сәйкес).

20. Өндірістік радиациялық бақылау төмендегідей көрсеткіштерді анықтаулары керек:
1) өндірістік қалдықтардың құрамындағы табиғи радионуклидтердің меншікті және тиімді меншікті белсенділігін (бұдан әрі - А _эфф );
2) өндірістік қалдықтардың құрамындағы табиғи радионуклидтердің қалдықтардың және жұмыс орны бетінен (кәсіби маршраутта) 0,1 м қашықтықтағы гамма-сәуле көзінің қуатын;
3) жұмысшы аумағындағы ауаның жалпы тозаңдануының орташа жылдық мәнін және шаң-тозаңдағы табиғи радионуклидтердің меншікті белсенділігін;
4) жұмысшы аумағының ауасындағы радон изотоптарының ЭТКБ.

21. МГК ұйымдарындағы қызметкерлердің сәуле соққысына ұрыну деңгейін бағалау және өндірістік қалдықтардың категориясын белгілеу үшін жүргізілетін радиациялық бақылаудың әдістері төмендегілерді қамтамасыз етуге тиіс:
1) өндіріс қалдықтарынан алынған, салыстырмалы қателіктер қосындысы 20% артық емес, сынамадағы А _тиім мәнін анықтау, бұл әдіс бойынша жүргізілген өлшеулер уран және торийдың тепе-теңдіктегі қатарлары үшін де, сол сияқты ондағы радиоактивтік тепе-теңдіктің жоқтығы жағдайында да А _тиім сандық мәнін анықтауды қамтамасыз етуге тиіс, ал қойылатын талап, А _тиім мәні 1000 Бк/кг-дан артық болғанда, анықталатын қателіктер қосындысын 20%-нан аспауы міндетті;
2) өндірістік қалдықтардың және жұмыс орнының бетінен 0,1 м қашықтықта 0,1 микроГрей/сағ. және одан да жоғары деңгейде гамма-сәуле көзінің қуатына нақты өлшеу жүргізу;
3) радон ЭТКБ-нің мәні - 25 Бк/м ³ жоғары және торон - ЭТКБ-нің мәні - 5 Бк/м ³ жоғары жағдайында, қателіктер қосындысы 30% артық емес ауадағы радон изотоптарының ЭТКБ-сын өлшеу;
4) ұйымның жұмыскерлері дем алатын аумақтағы 1мг/м ³ және одан да жоғары деңгейінде ауаның орташа жылдық жалпы тозаңдануын нақты анықтау;
5) жұмыскерлердің дем алу аумағындағы өндірістік тозаңда уран-238 және торий-232 қатарындағы негізгі радионуклидтер үшін табиғи радионуклидтердің меншікті белсенділігін анықтау (осы санитарлық ережеге 2 қосымша).

22. Өндірістік радиациялық бақылау жүргізу барысында жұмыскерлердің табиғи сәуле көздерінен қабылдайтын дозасын анықтау мақсатында радиациялық факторлардың дозалар қосындысына үлесі 20% асатын мәндеріне аспаптық өлшемдер жүргізуге рұқсат етіледі. Бұл жағдайда дозалар қосындысына бақыланбайтын параметрлердің үлесі тиісті коэффициенттерді енгізу арқылы есептелуі керек.

23. Өндірістік қалдықтарды алғашқы сұрыптау (сыныбын бағалау) стандарттық жағдайда қалдықтың массасы мен орналастыру түрін, өлшейтін нүктелерінің орналасуын есепке ала отырып, гамма-сәуле көзінің дозалық қуатын өлшеу арқылы жүзеге асырылады. Аталған өлшемдер үшін ауыспалы коэффициент қалдықтарға гамма-спектрлік талдау жүргізу негізінде анықталады. Өндірістік қалдықтардың сыныбын ақырғы рет белгілеу гамма-спектрлік талдаулардың қорытындысы бойынша жүргізіледі.

"Мұнайгаз кешендері нысандарында
радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитарлық-эпидемиологиялық
талаптар" туралы санитарлық-
эпидемиологиялық ережелер
мен нормаларға 1 қосымша

МГК ұйымдары қызметкерлерінің табиғи сәуле
көздерінен қабылдайтын дозасын бағалау әдісі 1. Жұмыскерлердің сыртқы сәуле соққысына
ұрынуын бақылау

1. Ұйым жұмыскерлерінің қабылдайтын тиімді дозасы гамма-сәуле көзі қуатының орташа мәндерімен және жұмыскердің сәуле соққысына ұрынуда болатын уақытымен анықталады.

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

(Е ₁ ^сыртқы ) = К ^е Р _? Т _р , мЗв/жыл, (1)

бұл жерде: К ^е - дозалық коэффициенттің мәні төмендегіге тең болып алынады:
1) 0,006 мЗв/мР, егер Рy - ауқымдық дозаның қуаты миллиРентген/сағ.
(бұдан әрі - мР/с);
2) 0,0007 мЗв/мкЗв, егер Рy - эквиваленттік дозаның қуаты мкЗв/сағ.

3. Гамма-сәуле көзі дозасының қуаты (Рy) дозиметрдің өзінің фонының деңгейі (Р _ф ) және космостық сәуле көзін (Р _к ) ескере отырып анықталады:

Рy = Р _1- (Р _ф ⁺ Р _к ) (2)

Бұл жерде: Р ₁ - өлшеу нүктесіндегі дозиметрдің көрсеткіші.

(Р _ф ⁺ Р _к ) параметрлерінің сандық мәні, жағадан 50 м және одан да көп қашықтықта, тереңдігі 5 метрден кем емес судың бетінде, әрбір дозиметр үшін неше қайтара өлшеу арқылы жеке анықталады.

4. Әртүрлі технологиялық учаскелерде жұмыс уақыты Т _р (сағ) жылына 0-ден 2000 сағатқа дейін ауытқуы мүмкін. Егер жұмыскер бір жылдың ішінде Р-дың мәні өзгеріп отыратын бірнеше учаскеде (N жұмыс орны немесе жұмыс операциясы) жұмыс істесе, онда ол үшін сыртқы сәуле көзі есебінен жылдық тиімді доза төмендегіден тұрады:

E ₁ ^сыртқы = К ^e * ^N E _n=1 P _{y, n *} T _{p, n} , мЗв, (3)

бұл жерде Р _{y - n} - учаскенің бетінен 1 м биіктіктегі доза қуаты;
Т _рn - n - учаскесінде 1 жылдың ішіндегі жұмыс уақыты.

5. Жұмыскердің сыртқы сәуле соққысына ұрыну дозасын анықтау барысында мына шарттар орындалуы керек:

^N E _n=1 P ^e _p , (4)

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

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

6. Құрамында табиғи радионуклидтер (ТРН) бар өндірістік тозаңмен демалу арқылы ішкі сәуле соққысына ұрыну дозасы радионуклидтік құраммен, тозаңданатын материалдың және тозаңның меншікті белсенділігімен, өндірістік аумақтағы ауаның жалпы тозаңдануымен, осы жағдайда жұмыс уақытымен, демалу органдарын жеке қорғаныс құралдарын қолдану арқылы қорғаумен анықталады. Радионуклидтік құрам тозаңның меншікті белсенділігіне және ауаның жалпы тозаңдануына, технологиялық үдерістің параметрлеріне, жұмыстың температуралық режиміне, қолданылатын химиялық реагенттерге, материалдың дисперсиялығы мен көлеміне байланысты.

7. Жұмыскердің тұрақты жұмыс орнында бір радионуклидпен демалу арқылы ішкі сәуле соққысына ұрынуының тиімді дозасы төмендегі формуламен анықталады:

Е ^ішкі = k _d - C _n - f - V - Т, мЗв/жыл, (5)

бұл жерде k _d - дозалық коэффициент (Зв/Бк), оның уран мен торий қатарындағы негізгі радионуклидтер үшін мәні 2-қосымшада келтірілген;
C _n - өндірістік тозаңдағы радионуклидтердің меншікті белсенділігі кБк/кг;
f - ауаның орташа тозаңдануы мг/м ³ ;
V - жұмыскерлердің демалуының орташа жылдамдығы м ³ /с;
Т - жыл бойы тозаңды аумақта болу уақыты с/жыл;
С _n , f және V көлемдері мәндерінің тұрақты жағдайында сәуле соққысына ұрыну дозасын бағалаудағы (5) мағынасы дұрыс.

8. Бір немесе бірнеше параметрлердің уақытқа байланысты ауыспалы мәні жағдайында, сәуле соққысына ұрынудың барлық уақытын олардың әрқайсысының ішінде бірнеше кезеңге бөлу керек, одан параметрлер тұрақты болып есептелінеді. Әрбір кезеңдегі дозалар 5 формула бойынша бағаланады, әрі қарай сәуле соққысына ұрынудың барлық кезеңіндегі мәндері қосылып есептеледі.

9. Жұмысшы аумағындағы радионуклидтердің қосылыс түрлері белгісіз немесе ішкі сәуле соққысына ұрыну дозасын есептеу үшін радиоактивтік тепе-теңдік болмаған жағдайда осы санитарлық ереженің 2-қосымшасына сәйкес дозалық коэффициенттердің максимальды мәндерін алу керек.

10. Жұмыскерлер демалу органдары үшін жеке қорғану құралдарын қолданған болса, онда демалу органдары арқылы өндірістік тозаңмен ұзақ өмір сүретін табиғи радионуклидтердің организмге түсуі есебінен болатын ішкі сәуле соққысына ұрынудың тиімді дозасы, егер тозаңды ұстағыш коэффициенттің орташа мәні n (салыс. бірлік) құрайтын болса, n есе төмендейді.

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

11. Радон изотоптары және қысқа мерзімді радонның (РЕӨ) және торонның (ТЕӨ) еншілес өнімдерінің аэрозольдері көлемі шағын және ауа алмасуы еселігі төмен үй-жайларда орналасуы, құрамында жоғарғы көлемде табиғи радионуклидтер бар материалдардың үлкен массасын сақтауы немесе өңдеуі жұмыскерлердің жұмыс орнындағы сәуле соққысына ұрынуына белгілі көлемде үлес қоса алады.

12. Радон изотоптары және РЕӨ мен ТЕӨ-ның аэрозольдері есебінен ішкі сәуле соққысына ұрыну дозасы, ауада, болжам бойынша бір сағаттық демалу көлемі 1,2 м ³ /с болғанда екі параметрмен анықталады, олар-уақыт ауқымымен (демалу) - t, сағ. және осы уақытта ауадағы радон изотоптарының эквивалентті тепе-теңдігінің көлемдік белсенділігінің (ЭТКБ) орташа мәнімен - ^- C _equ , Бк/м ³ . Радон изотоптары есебінен ішкі сәуле соққысына ұрынудың тиімді дозасы ЭТКБ радон изотоптарының туындысымен ( ^- C _equ * t) уақытта анықталады, - оны қашанда "ұстау уақыты" (БкLс/м ³ ) деп атайды.

13. Өндірістік жағдайда радон изотобының ұстау уақыты 1сБк/м ³ 0,78 - 10 ^-5 мЗв тең болатын тиімді сәуле соққысының дозасы сәйкес келеді.
Егер ауадағы радон изотобының ЭТКБ орташа мәні және жұмыс уақыты - t, белгілі болса, онда сәуле соққысының тиімді дозасы мына формуламен есептеледі:

^- E ^Rn = d * ^- C _equ ^E * t, мЗв (6)

бұл жерде дозалық коэффициенттің мәні d = 0,78 * 10 ^-5 мЗв/(сағ * Бк/м ³ ), ал радон изотоптарының ЭТКБ ^- C _equ ^E мына формуламен есептеледі:

^- C _equ ^E = ^- C _equ (Rn) + 4,6 * ^- C _equ (Tn), (7)

оның ішінде ^- C _equ (Rn) және ^- C _equ (Tn) t - уақыттағы радон мен торонның ЭТКБ орташа мәні.
Өндірістік ұйымдардың жұмыскерлері үшін бір жылда 2000 сағат жұмыс істеген жағдайда d = 1,56 * 10 ^-2 мЗв/(Бк/м ³ ) болады.

14. Жұмыскерлердің өндірістік сәуле соққысына ұрынудағы жылдық тиімді дозасы (Е _өн ) сыртқы (Е ₁ ^сырт. ) және ішкі сәуле көзі дозалардың қосындысына тең болады (Е ₁ ^сырт. + Е ^rn ):

Е _өн = Е ₁ ^сырт. + Е ₁ ^ішкі. +Е ^rn (8)

"Мұнайгаз кешендері нысандарында
радиациялық қауіпсіздікті
қамтамасыз етуге қойылатын
санитарлық-эпидемиологиялық
талаптар" туралы санитарлық-
эпидемиологиялық ережелер
мен нормаларға 2 қосымша

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

Радионуклидтердің ²³⁸ U қатарының дозалық коэффициенттері

1-кесте

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

Радионуклидтердің ²³² Th қатарына арналған дозалық
коэффициенттер

2-кесте

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