804. При разработке программы производственного контроля проводят:
1) первичную оценку радиационной обстановки с расчетом максимально возможных доз производственного облучения работников природными источниками излучения и наличия в организации производственных отходов;
2) полную оценку радиационной обстановки, включая оценку структуры доз производственного облучения работников природными источниками излучения проводят согласно приложению 37 к настоящим Санитарным правилам;
3) определение основных источников и путей облучения работников, а также классификации производственных отходов и установления видов и объема радиационного контроля.
805. Радиационный контроль в организациях нефтегазовой отрасли осуществляется в соответствии с настоящими Санитарными правилами.
806. Радиационный контроль для оценки уровней облучения работников и установления категории производственных отходов в организациях НГК обеспечивают:
1) определение значений Аэфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%, при этом методики выполнения измерений обеспечивают определение численного значения Аэфф как для равновесных рядов урана и тория, так и при отсутствии радиоактивного равновесия в них, а требование, чтобы суммарная погрешность определения составляло 20% и менее, обязательно для значений Аэфф более 1000 Бк/кг;
2) достоверное измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности производственных отходов и на рабочих местах на уровне 0,1 микроГрей в час (далее - мкГр/ч) и выше;
3) измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью 30% и менее при значениях выше 25 Бк/м3 - для ЭРОА радона, и выше 5 Бк/м3 - для ЭРОА торона;
4) достоверное определение среднегодовой общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций на уровне 1 мг/м3 и выше;
5) определение удельной активности природных радионуклидов в производственной пыли в зоне дыхания работников для основных радионуклидов рядов урана-238 и тория-232 (таблицы 1 и 2 приложения 38 к настоящим Санитарным правилам).
807. При проведении радиационного контроля с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками разрешается осуществлять инструментальные измерения значений радиационных факторов, вклад которых в суммарные дозы превышает 20%. Вклад неконтролируемых параметров в суммарные дозы облучения учитывается введением соответствующих коэффициентов.
808. 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.
Параграф 50. Требования к осуществлению радиационного контроля металлолома
809. Физические и (или) юридические лица, занимающиеся сбором (заготовкой), хранением, переработкой и реализацией металлолома, обеспечивают радиационный контроль всего поступающего в организацию металлолома.
Металлоломом (лом цветных и черных металлов) являются отходы производства и потребления, содержащие цветные или черные металлы, образовавшиеся из пришедших в негодность или утративших потребительские свойства изделий промышленного и бытового назначения и годные только для переработки.
810. Радиационный контроль обеспечивает:
1) достоверное выявление превышения уровней гамма-излучения вблизи поверхности партии металлолома над природным фоном более чем на 0,05 мкЗв/ч;
2) выявление всех находящихся в партии металлолома локальных источников, создающих МЭД гамма-излучения на расстоянии 10 см от поверхности партии (транспортного средства) более 0,2 мкЗв/ч;
3) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока альфа излучения;
4) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока бета излучения.
Локальным источником является предмет, вблизи поверхности которого выполняется любое из условий:
мощность эквивалентной дозы излучения (за вычетом вклада от естественного радиационного фона) на расстоянии 10 сантиметров превышает 0,2 микрозиверта в час;
радиоактивное загрязнение поверхности предмета превышает 0,4 бета-частиц на квадратный сантиметр в секунду (далее - бета-частиц/(см2×с) и (или) 0,04 альфа-частиц /(см2×с).
811. Радиационный контроль проводится:
1) при приемке металлолома на хранение в пунктах сбора, складах (площадках);
2) при подготовке партии металлолома к реализации;
3) перед отправкой загруженных металлоломом транспортных средств потребителю;
4) при получении металлолома потребителем;
5) при утилизации транспортных средств, имевших приборы, аппаратов или аналогичного оборудования с источниками ионизирующего излучения;
6) при утилизации транспортных средств, если шкалы их приборов имели световой состав, содержащий радионуклиды постоянного действия;
7) при утилизации транспортных средств, на которых осуществлялось хранение или транспортирование радиоактивных веществ.
Партией металлолома является отдельно складированное количество металлолома (количество металлолома, загруженные в одну или несколько транспортных единиц - платформа, вагон, автомашины, грузовой контейнер).
812. Измерение радиоактивного загрязнения партии металлолома проводится по следующим параметрам:
1) МЭД гамма-излучение;
2) плотность потока альфа-частиц;
3) плотность потока бета-частиц.
813. Для проведения радиационного контроля используется дозиметрическая и радиометрическая аппаратура, обеспечивающая обнаружение в металлоломе радиоактивного загрязнения превышающего уровни, установленные в ГН и в Приказом № ҚР ДСМ-275/2020. Аппаратура радиационного контроля имеют сертификаты Государственной поверки.
814. Результаты радиационного контроля регистрируются в журнале радиационного контроля металлолома согласно приложению 39 к настоящим Санитарным правилам.
815. Радиационный контроль проводится согласно, указанного в приложении 40 к настоящим Санитарным правилам.
816. Оборудование, транспортные средства и изделия из цветных и черных металлов перед разделкой на металлолом подвергаются радиационному контролю.
817. Собственник оборудования, транспортного средства и изделий из цветных и черных металлов обеспечивает демонтаж всех приборов, содержащих радиоактивные источники, а также приборов со световым составом постоянного действия.
818. После демонтажа приборов и оборудования проводится повторный радиационный контроль.
819. Площадки и помещения, предназначенные для размещения металлолома, перед началом их эксплуатации подвергаются радиационному контролю.
Площадки огороживаются, имеют освещение, твердое покрытие и каналы для удаления атмосферных вод.
820. Партия металлолома разрешается к реализации если:
1) МЭД гамма-излучения от поверхности лома составляет 0,2 мкЗв/ч и менее над естественным радиационным фоном местности;
2) плотность потока альфа излучения, 0,04 беккерель на сантиметр квадратный (далее - Бк/см2) и менее;
3) плотность потока бета излучения, 0,4 Бк/см2 и менее.
821. Физические и (или) юридические лица принимают меры к ограничению доступа посторонних лиц в зону с уровнем гамма-излучения более 0,2 мкЗв/ч над природным фоном.
822. При обнаружении радиоактивного загрязнения металлолома, физические и (или) юридические лица немедленно прекращают дальнейшие работы и информируют территориальные подразделения государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения в течение 24 часов.
Радиоактивным загрязнением металлолома является отдельный фрагмент металлолома, содержащий или загрязненный радионуклидами, превышающими значения, установленные в ГН.
823. При выявлении радиационного загрязнения на отдельных участках партии металлолома, радиационный контроль включает:
1) полное обследование всей партии металлолома с целью обнаружения всех локальных источников гамма-излучения;
2) проведение измерений МЭД гамма-излучения на поверхности партии металлолома;
3) обязательную и полную проверку наличия поверхностного загрязнения металлолома альфа и бета активными радионуклидами;
4) определение наличия гамма-излучения содержащихся в металлоломе радионуклидов с доверительным значением нижней границы определения МЭД гамма-излучения (над естественным радиационным фоном) 0,05 мкЗв/ч и менее;
5) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока альфа излучения, превышающей 0,04 Бк/см2;
6) достоверное выявление, в местах проведения измерений, наличия плотности потока бета излучения, превышающей 0,4 Бк/см2.
824. Все обнаруженные в металлоломе локальные источники удаляются и утилизируются.
825. Извлечение радиоактивного источника из металлолома производят специально подготовленные сотрудники.
826. Извлеченные из партии металлолома локальные источники помещают для временного хранения в металлические контейнеры, расположенные в специально предназначенных помещениях, обеспечивающих их сохранность и исключающих возможность несанкционированного доступа к ним посторонних лиц. МЭД гамма-излучения (за вычетом природного фона) на внешней поверхности стен помещения, в котором размещается контейнер с извлеченными локальными источниками, составляет 0,1 мкЗв/ч и менее.
Параграф 51. Требования к условиям работы с радиоизотопными приборами
827. На всех этапах обращения с радиоизотопными приборами (далее - РИП) обеспечиваются условия, исключающие возможность облучения населения и персонала сверх установленных основных пределов доз техногенного облучения.
828. По степени радиационной опасности, в зависимости от вида и активности используемых в их составе источников, устанавливаются 4 группы РИП:
1) 1 группа - РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью МЗА и менее, приведенной в ГН;
РИП, содержащие источники гамма-излучения с активностью МЗА и менее, создающие мощность поглощенной дозы в воздухе 1,0 мкГр/ч и менее на расстоянии 0,1 м от поверхности источника;
2) 2 группа - РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью более МЗА, но 200 МБк и менее;
3) 3 группа - РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью более 200 МБк, но 2000 МБк и менее;
РИП с источниками гамма-излучения, создающими мощность поглощенной дозы в воздухе более 1,0 мкГр/ч на расстоянии 0,1 м от поверхности источника, но 3,0 мкГр/ч и менее на расстоянии 1,0 м от поверхности источника;
РИП с источниками нейтронов, испускающими 105 н/с и менее;
4) 4 группа - РИП, содержащие источники альфа- или бета-излучения с активностью более 2000 МБк;
РИП с источниками гамма-излучения, создающими мощность поглощенной дозы в воздухе более 3,0 мкГр/ч на расстоянии 1,0 м от поверхности источника;
РИП с источниками нейтронов, испускающими более 105 н/с.
При получении РИП предприятие проверяет фактическое наличие источника излучения в каждом блоке в соответствии с сопроводительными документами. Проверка проводится специалистами предприятия или силами специализированного предприятия. По результатам проверки составляется акт.
Предприятие, получившее РИП, организовывает хранение блоков источников излучения в специально отведенных для этого местах, исключающих доступ к блокам посторонних лиц и обеспечивающих их сохранность.
Для хранения переносных РИП выделяют отдельное помещение площадью 10 квадратных метров и более. Мощность дозы излучения на наружной поверхности стен и двери этого помещения составляет 3 мкЗв/ч и менее.
Выполнение мероприятий, включая сохранность блоков источников излучения, в том числе и в период установки и ремонта РИП, обеспечивает администрация предприятия, которому принадлежит РИП.
В период проведения ремонта или модернизации оборудования, на котором установлены блоки источников излучения, лицо, ответственное за учет и хранение РИП, осуществляет контроль за перемещением и сохранностью блоков источников излучения.
829. К непосредственной работе с РИП 2-4 групп (производство, монтаж, ремонт, перезарядка, обслуживание и демонтаж) разрешается специально обученный персонал, отнесенный к категории персонал группы «А».
Работники, которые по характеру своей деятельности попадают в сферу воздействия ионизирующих излучений РИП, но непосредственно с РИП не работают, включаются в список персонала группы Б, утвержденный руководителем объекта.
830. Использование РИП 2-4 групп разрешается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения.
831. Обращение в организации с РИП 1-ой группы в количестве, при котором суммарная активность содержащихся в них радионуклидных источников превышает 10 МЗА, разрешается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения.
832. Изготовление (опытных) образцов РИП разрешается по техническим документации.
Требования к документации на РИП и к используемым в составе РИП радионуклидным источникам, приведены в приложении 41 к настоящим Санитарным правилам.
833. Обеспечивается соответствие условий эксплуатации РИП (давление, температура, влажность, наличие агрессивных сред) документации.
834. При разработке конструкции РИП предусматривается:
1) наличие устройств, информирующих о положении источника в блоке (положения «работа» или «хранение»);
2) возможность перекрытия выхода прямого пучка излучения за пределы блока источника и снижения уровней излучений до регламентированных величин при нахождении источника в положении «хранение»;
3) надежная фиксация источника в положениях «работа» и «хранение», исключающая возможность перевода источника из положения «хранение» в положение «работа» без использования специального ключа, но позволяющая беспрепятственно перевести его из положения «работа» в положение «хранение»;
4) невозможность доступа к источнику без использования специального инструмента и без повреждения пломбы изготовителя;
5) надежное крепление стационарных РИП, исключающее возможность его несанкционированного съема посторонними лицами.
Выполнение требований, указанных в подпунктах 1), 2) и 3) настоящего пункта нецелесообразно для РИП, если отсутствует пучок излучения, выводимый за пределы корпуса РИП, и источник неподвижен.
835. Радиационная защита блока источника РИП 4 группы, предназначенных для использования в помещениях, имеющих постоянные рабочие места, обеспечивает ослабление мощности эквивалентной дозы излучения до величины 100 мкЗв/ч и менее на поверхности блока источника и 3,0 мкЗв/ч и менее на расстоянии 1,0 м от нее. Для РИП, предназначенных для использования в помещениях, в которых отсутствуют постоянные рабочие места, мощность эквивалентной дозы излучения на расстоянии 1,0 м от поверхности блока источника составляет 20 мкЗв/ч и менее. Эти требования выполняются для всех точек при нахождении источника в положении «хранение», и для всех точек вне зоны рабочего пучка излучения, указанной в технической документации, при нахождении источника в положении «работа».
836. Для РИП 1 группы мощность поглощенной дозы излучения на расстоянии 0,1 м от любой доступной точки их поверхности при любых нормальных условиях эксплуатации составляет 1,0 мкЗв/ч и менее. Для РИП 1 группы, а также РИП, которым в соответствии с заключением не требуется радиационный контроль и учет, разрешается наносить знак радиационной опасности на внутренней поверхности корпуса или на блоке источника.
Для РИП 2 группы это условие выполняется для всех точек, за исключением зоны рабочего пучка излучения, указанной в технической документации, при нахождении источника в положении «работа».
837. Конструкция радиационной защиты РИП (блоков источников) выполняется устойчивой к механическим, химическим, температурным и аналогичным воздействиям.
838. Работа с переносными РИП, мощность эквивалентной дозы излучения на расстоянии 1,0 м от любой доступной точки поверхности которых, при любых нормальных условиях эксплуатации составляет 1,0 мкЗв/ч и менее, проводится в любых производственных помещениях и на открытом воздухе.
Работа с переносными РИП, для которых это требование не выполняется, разрешается только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на соответствие настоящим Санитарным правилам.
839. На наружную поверхность РИП (блок источника) наносят знак радиационной опасности, отчетливо видимый с расстояния 3,0 м и более. Для РИП 1 группы, а также РИП, которым в соответствии с заключением не требуется радиационный контроль и учет, разрешается наносить знак радиационной опасности на внутренней поверхности корпуса или на блоке источника.
При проектировании радиационной защиты РИП во всех случаях используется коэффициент запаса равный 2.
840. Установка стационарных РИП 2-4 групп осуществляется в строгом соответствии с технической документацией и проектом. Способ установки и крепления РИП исключает возможность несанкционированного использования их посторонними лицами и обеспечивает сохранность источников.
841. При установке РИП 4-й группы они максимально удаляются от постоянных рабочих мест.
842. При использовании РИП 2-4 групп выполняются следующие требования:
1) пучок излучения направляется в наиболее безопасную для работающих в данном помещении сторону (в сторону земли, в сторону капитальной стены);
2) установку РИП осуществляют так, чтобы мощность дозы на постоянных рабочих местах и в местах возможного нахождения людей составляет 1,0 мкЗв/ч и менее, используя дополнительные средства радиационной защиты (стационарные или переносные);
3) не разрешается наличие постоянных рабочих мест на расстоянии менее 1,0 м от поверхности блока источников стационарных РИП 3-4 групп и исключается доступ в эту зону посторонних лиц.
843. Монтаж и наладка РИП 3-4 групп, перезарядка блоков источников, а также их ремонт и техническое обслуживание осуществляют, прошедшие соответствующую подготовку, сотрудники эксплуатирующей организации, либо организацией, имеющей лицензию в соответствии с Законом Республики Казахстан «О разрешениях и уведомлениях».
844. После монтажа и наладки стационарных РИП 3-4 групп организацией, аккредитованной на право проведения соответствующих видов измерений, в присутствии лица, ответственного за радиационную безопасность, измеряется мощность эквивалентной дозы излучения:
1) на наружной поверхности блока источника (РИП) и на расстоянии 1,0 м от нее;
2) на ближайших рабочих местах;
3) в местах возможного доступа лиц, не связанных с эксплуатацией РИП и оборудования, на котором он установлен;
4) проведен контроль радиоактивного загрязнения поверхности блока.
845. По результатам проведенных измерений оформляются два экземпляра протокола измерений. Один экземпляр остается в эксплуатирующей организации, а второй в акредитованной организации, проводившей соответствующие виды измерений (монтаж и наладку РИП).
846. После завершения монтажа и наладки стационарных РИП 3-4 групп и проведения необходимого радиационного контроля они принимаются в эксплуатацию комиссией, включающей представителей эксплуатирующей организации, организации, осуществлявшей монтаж и наладку РИП, и организации, проводившей радиационный контроль. Приемка РИП в эксплуатацию оформляется актом, один экземпляр которого хранится в эксплуатирующей организации.
847. Для приемки стационарных РИП 3-4 групп в эксплуатацию организация представляет комиссии:
1) документацию на РИП;
2) санитарно-эпидемиологическое заключение;
3) паспорта источников, установленных в блоках источников РИП;
4) проект размещения РИП (для стационарных РИП);
5) протокол измерений;
6) приказы о назначении лица, ответственного за радиационную безопасность (при отсутствии в организации службы радиационной безопасности), а также лиц, ответственных за учет и хранение источников;
7) инструкцию по радиационной безопасности при использовании РИП;
8) инструкцию по предупреждению радиационных аварий;
9) положение о службе радиационной безопасности или должностная инструкция лица, ответственного за радиационную безопасность;
10) положение о порядке проведения радиационного контроля;
11) приходно-расходный журнал;
12) список сотрудников организации, отнесенных к персоналу группы «А» и «Б», утвержденный приказом руководителя объекта;
13) журнал инструктажа персонала по радиационной безопасности.
848. Использование принятых в эксплуатацию РИП 3-4 групп разрешается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения.
849. Не извлекаются источники из блоков источников РИП, если это не предусмотрено инструкцией по эксплуатации.
850. Зарядка (перезарядка) блока источника производится только источниками, указанными в технической документации на РИП. Для этой цели источники, не предусмотренные технической документацией, отличающиеся от них по физическим параметрам (активность, радионуклид, размеры) или с истекшим сроком эксплуатации не используются.
851. РИП всех групп, не подлежащие дальнейшему использованию, демонтируются и сдаются на захоронение в СО. Работы по демонтажу стационарных РИП 2-4 групп, осуществляют, прошедшие соответствующую подготовку, сотрудники эксплуатирующей организации, либо организацией, имеющей лицензию в соответствии с Законом Республики Казахстан «О разрешениях и уведомлениях».
Приложение 1
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Расчет допустимого выброса в атмосферу радона и его дочерних продуктов
Условия расчета - кустовая лаборатория с 6-ю генераторами радона по 30 мг радия каждый.
Исходя из практических данных, ежесуточный фактический выброс радона составляет около 37 мБк/сутки из одного генератора. За год (300 рабочих дней) суммарный выброс составит: 37×106×6×300 суток = 1800×37×106=666 МБк.
В соответствии с действующими на территории Республики Казахстан нормативам разрешается удалять вентиляционной воздух без очистки, если концентрация радиоактивных веществ на выбросе соответствует ДКА (для радона - 55,5 Бк/л), а суммарный выброс за год соответствует установленного значения допустимого выброса (ДВ). При этом уровни внешнего и внутреннего облучения лиц категории персонал группы «Б» соответствует предела дозы, установленного для этой категории в действующих на территории Республики Казахстан нормативов.
В рассматриваемом случае проектная производительность вентиляции V = 6000 м3/час. Работа вентиляции - непрерывная, 24 часа в сутки. При этом выброс воздуха составит 144.103м3, а за год 432.105м3. при этом допустимый выброс радона составит: ДВ = 432×105×5,55 Бк = 24×1010, а фактический суммарный выброс радона - 666 МБк.
Из полученных данных следует, что при выбросе за один сутки из 6-ти генераторов активности радона, равной 222 МБк, допустимый выброс ДВ за 1 год не будет превышен.
Выброс дочерних продуктов в атмосферу практически исключается за счет применение фильтров из ткани ФП, которыми снабжены вытяжные шкафы. Задержка дочерних продуктов радона на фильтре будет практически 100% (99,9%).
Приложение 2
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Форма
ЖУРНАЛ контроля в порционных флаконах (отпускаемой продукции)
| Дата | № барботера и его активность, Бк | Активность образцового источника (Ra-226) (QМкКи), имп/с (NRa) | K=NRa - Nф/Q=Имп/сек/мкКи | Активность порционного флакона, имп/сек | Nфл-Nф, имп/сек | Активность флакона A=Nфп Nф/К, мБк | А-активная концентрация радона в баке-смесителе, мБк/мл |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 |
| | | | | | | | |
| | | | | | | | |
Приложение 3
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Набор и площадь помещений лабораторий радиоизотопной диагностики
| № | Наименование помещений | Площадь и более, м2 |
| 1 | 2 | 3 |
| 1. Блок радиоизотопного обеспечения |
| 1) | Помещения для приемки РФП | 10 |
| 2) | Хранилище | 10 |
| 3) | Хранилище отходов | 10 |
| 4) | Фасовочная РФП | 18 |
| 5) | Моечная | 12 |
| 6) | Санитарно-радиационный шлюз блока радиационного обеспечения | 8 |
| 2. Блок радиодиагностических исследований in vivo |
| 1) | Процедурная с генератором короткоживущих радиоактивных изотопов | 18 |
| 2) | Процедурная для внутривенного введения РФП | 18 |
| 3) | Процедурная для перорального введения РФП | 12 |
| 4) | Кабинет радиометрии | 18 |
| 5) | Помещение для гамма-камеры | 18 |
| 6) | Пультовая для гамма-камеры | 10 |
| 7) | Помещение для ЭВМ | 24 |
| 8) | Помещение для радиометрии биосред | 10 |
| 9) | Фотолаборатория | 6 |
| 10) | Смотровая для предварительного осмотра больного | 10 |
| 11) | Туалет для пациентов | 1,6×1,1 |
| 12) | Ожидальная | 4,8 на каждый диагностический кабинет, но не менее 10 |
| 3. Блок радиодиагностических исследований in vitro |
| 1) | Радиохимическая | 18, на каждое место сверх 2-х площадь увеличивается на 6 |
| 2) | Радиометрическая | 12, при наличии более 2-х автоматических счетчиков на каждый площадь увеличивается на 6 |
| 3) | Центрифужная | 8 |
| 4) | Хранилище - криогенная | 10, при наличии 3-х и более низко температурных шкафов на каждый сверх 3-х площадь увеличивается на 4 |
| 5) | Моечная | 12 |
| 6) | процедурная для взятия проб крови | 12 |
| 7) | Лаборантская | 12 |
| 8) | Кабинет врача | 10 |
| 9) | Ожидальная | 10 |
| 4. Общие помещения лаборатории радиоизотопной диагностики |
| 1) | Кабинет заведующего | 12 |
| 2) | Комната врачебного персонала | 10, на каждого сверх 2-х площадь увеличивается на 4 |
| 3) | Комната среднего персонала | 10, но не менее 3,25 на 1 человека |
| 4) | Комната инженерно-технического персонала с мастерской ремонта и настройки оборудования | 24 |
| 5) | Комната старшей медсестры с материальной | 12 |
| 6) | Кладовая запасных частей и расходных материалов | 10 |
| 7) | Кладовая предметов уборки (одна для рабочих помещений, одна для общих помещений) | 3×3 |
| 8) | Комната личной гигиены персонала | 5 |
| 9) | Туалет | 1,6×1,1 |
Примечание:
Диагностикой радионуклидной in vivo является установление наличия, характера и распространенности патологического процесса в организме пациента на основе визуализации и (или) определения характеристик пространственно-временного распределения РФП, введенного в тело пациента.
Диагностикой радионуклидной in vitro является установление наличия, характера и распространенности патологического процесса в биологических жидкостях, чаще всего в крови, биологически активных веществ (в том числе гормонов, ферментов, лекарственных препаратов), проводимых в специальных радиоиммунных лабораториях.
Приложение 4
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Температура и кратность воздухообмена в помещениях радиоизотопной диагностики
| № | Наименование помещений | ТемператураоС | Кратность воздухообмена |
| приток | вытяжка |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 |
| 1. | Помещение для приемки РФП, фотолаборатория | 18 | 3 | 4 |
| 2. | Хранилище*, хранилище отходов* | 18 | 4 | 5 |
| 3. | Фасовочная, генераторная*, моечная*, процедурные | 20 | 4 | 5 |
| 4. | Кабинеты радиометрии, помещения для гамма-камеры, пультовая для гамма-камеры**, помещение ЭВМ, смотровая, комната инженерно-технического персонала, радиохимическая, ожидальная для больных, фотолаборатория | 20 | 3 | 4 |
| 5. | Комнаты персонала | 20 | 3 | 3 |
| 6. | Кладовая запасных частей и расходных материалов | 16 | - | 1,5 |
| 7. | Центрифужная, хранилище-криогенная* | 18 | 1 | 3 |
| 8. | Ожидальная для больных без введения РФП | 20 | 2 | 2 |
| 9. | Санпропускник, комнаты личной гигиены | 25 | 4 | 4 |
| 10. | Кладовая предметов уборки | 18 | - | 1,5 |
| 11. | Туалеты | 20 | | 50 м3 в час на каждый унитаз и писсуар |
Примечание:
*Приточно-вытяжная вентиляция работает постоянно.
**Помещение гамма-камеры обеспечивается постоянной температурой с помощью кондиционеров.
Приложение 5
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Расчет безопасности режима работы с СГН после его выключения
Величина мощности дозы гамма-излучения активированных конструкций СГН мишени с нейтронной трубки после его выключения рассчитывается по формуле: H = 2,3×Q×k1×k2/109×R2мкЗв/ч, (1),
где: 2,3 - коэффициент, численно равный мощности дозы активационного гамма-излучения на расстоянии 1 м от мишени СГН, генерировавшего средний поток нейтронов 109 с-1 более 10 часов, сразу после выключения, м2×мкЗв/ч;
Q - среднее значение генерируемого СГН потока нейтронов, с-1;
k1 - безразмерный коэффициент, учитывающий время работы СГН;
k2 - безразмерный коэффициент, учитывающий время, прошедшее после выключения СГН;
109 - принятый в расчете номинальный поток нейтронов, c-1;
R - расстояние от мишени нейтронной трубки СГН до точки, в которой рассчитывается мощность дозы, м.
Поправочные коэффициенты определется с использованием соотношений: k1 = 1 - exp (-0,3×tp), k2 = exp (-0,27×tв), (2),
где: tp - время работы СГН, ч;
tв - время, прошедшее после выключения СГН, ч.
Допустимый уровень мощности дозы на постоянных рабочих местах персонала группы А составляет 12 мкЗв/ч. Время выдержки СГН после выключения обеспечивается мощность дозы в месте нахождения человека не более этой величины. Если оценка ожидаемой мощности дозы по формуле (1) дает величину более 12 мкЗв/ч, то минимально необходимое время выдержки СГН после выключения (tвmin) определяется из соотношения: tвmin ≥ 3,7×ln (H/12)ч, (3), где: R - расстояние от мишени СГН до места расположения человека в м.
Расчет радиационной защиты персонала от излучения работающего СГН. Расчет необходимой толщины (d) радиационной защиты от нейтронного излучения, генерируемого СГН, при работе с ним вне скважины проводится с использованием соотношения: d = λ×ln (C×Q×h/4×π×R2×Hпр)см, (4),
где: λ - длина релаксации плотности потока нейтронов, см;
C - поправочный безразмерный коэффициент;
Q - среднее значение генерируемого СГН потока нейтронов, с-1;
h - дозовый коэффициент, мкЗв×см2;
R - расстояние от мишени нейтронной трубки СГН до внешней поверхности защиты или защитного ограждения, исключающего доступ людей при работе СГН вне скважины, см;
Hпр - проектная мощность дозы, мкЗв/ч.
Значения величин λ, C и h для защитных материалов для нейтронов с энергией 14 МэВ приведены в таблице.
Таблица
| Материал защиты | λ (ламбда), см | C | h, мкЗв·см2 |
| Бетон | 19,7 | 1,2 | 4,96×10-4 |
| Парафин | 17,5 | 1,3 |
| Вода | 16,9 | 1,3 |
Приложение 6
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Перечень операций с гамма и нейтронными источниками, при которых возможно облучение персонала
| № | Операция | Облучаемые участки тела |
| 1 | 2 | 3 |
| 1 | Подъем хранилищного контейнера из колодца-скважины и установка его на пол хранилища | Все тело, кисти рук |
| 2 | Открывание крышки хранилищного контейнера | Все тело, кисти рук |
| 3 | Перекладывание источника из хранилищного контейнера в переносной | Все тело, кисти рук |
| 4 | Закрывание крышки переносного контейнера | Все тело, кисти рук |
| 5 | Транспортировка переносного контейнера из хранилища к транспортному | Все тело, кисти рук |
| 6 | Открывание крышки переносного контейнера | Все тело, кисти рук |
| 7 | Перекладывание источника из переносного контейнера в транспортный | Все тело, кисти рук |
| 8 | Закрывание крышки транспортного контейнера | Все тело, кисти рук |
| 9 | Перевозка транспортного контейнера к скважине | Все тело |
| 10 | Открывание крышки транспортного контейнера | Все тело, кисти рук |
| 11 | Перекладывание источника из транспортного контейнера в переносной | Все тело, кисти рук |
| 12 | Закрывание крышки переносного контейнера | Все тело, кисти рук |
| 13 | Транспортировка переносного контейнера к скважинному прибору | Все тело, кисти рук |
| 14 | Открывание крышки переносного контейнера | Все тело, кисти рук |
| 15 | Перекладывание источника из переносного контейнера в зондовое устройство скважинного прибора | Все тело, кисти рук |
| 16 | Завинчивание хвостовой части скважинного прибора | Все тело, кисти рук |
| 17 | Подъем скважинного прибора с настила и вставление его в устье скважины | Все тело, кисти рук |
Примечание: Обратная последовательность операций от подъема снаряда из устья скважины до помещения источника в защитное устройство хранилища производится при условиях, соблюдаемых для пунктов настоящих правил.
Приложение 7
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Скорость движения воздуха в живом сечении, м/с
| № | Наименование вредных выделений | Процесс без подогрева | Процесс с подогревом |
| 1 | 2 | 3 | 4 |
| 1. | Радиоактивные газы и соединения фтора, хлора, азота, ртути | 2,0 | 2,5 |
| 2. | Радиоактивные аэрозоли | 1,0 | 2,0 |
| 3. | Пары солянокислых, сернокислых, аммиачных соединений | 1,0 | 1,5 |
| 4. | Пары щелочных растворов, растворителей | 0,7 | 1,0 |
| 5. | Азотные пары | - | 3,0-5,0 |
Приложение 8
к Санитарным правилам
«Санитарно-эпидемиологические
требования к радиационно-
опасным объектам»
Перечень работ по контролю условий труда
1. Задачами производственного контроля условий труда являются:
1) контроль уровней РОФ на всех рабочих местах и в окружающей среде (в зоне наблюдения);
2) контроль и учет индивидуального облучения персонала;
3) проведение (совместно с вентиляционной службой и работниками ВГСЧ) воздушно-радоновых съемок в рудниках;
4) оценку радиационной обстановки и выбор мероприятий по снижению облучения персонала и радиоактивного загрязнения окружающей среды;
5) разработку комплекса мероприятий по предупреждению, оперативной фиксации и ликвидации экстремальных ситуаций;
6) контроль и оценку эффективности использования защитных мероприятий;
7) контроль уровней нерадиационных ВПФ на рабочих местах и оценку их кумулятивного воздействия;
8) контроль микроклиматических условий труда;
9) экспертизу локальных проектов развития работ в части обеспечения РБ и нормальных санитарно-гигиенических условий труда;
10) обучение персонала требованиям и способам их обеспечения в области РБ и промышленной санитарии;
11) составление отчетов для вышестоящих организаций, а также оперативных извещений и детальных отчетов по условиям труда для использования внутри предприятия.
2. По требованиям органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, или полномочных организаций наряду с плановой работой необходимо:
1) выполнять разовые дополнительные обследования условий труда;
2) представлять данные по радиационной и санитарно-гигиенической обстановке на предприятии в различные периоды его работы;
3) выдавать полную характеристику условий труда (профмаршрут) на работающих или ранее работавших на предприятии за весь производственный стаж, включая работы на вторых предприятиях отрасли.
Для выполнения этих работ предусматривается необходимый резерв времени, а службе контроля необходимо располагать данными индивидуального контроля для всех лиц, работавших ранее на вторых предприятиях отрасли.
3. Контроль уровней РОФ включает:
1) плановые периодические инспекционные измерения в пределах профмаршрутов персонала МЭД внешнего гамма - излучения, а также ЭРОА радона и содержания ДРН ряда урана в производственной атмосфере;
2) оперативные измерения уровней перечисленных выше РОФ на отдельных рабочих местах в связи с фактическим или предполагаемым изменением условий формирования радиационной обстановки (РО);
3) плановые оперативные измерения радиоактивного загрязнения транспортных средств, направляемых за пределы предприятия, металлолома и оборудования, направляемого в ремонт;
