Санитарно эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности

Санитарно эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности

В ДЕМО-режиме вам доступны первые несколько страниц платных и бесплатных документов.
Для просмотра полных текстов бесплатных документов, необходимо войти или зарегистрироваться.
Для получения полного доступа к документам необходимо Оплатить доступ.

Дата обновления БД:

Всего документов в БД:

Документ утратил силу с 19 сентября 2015 года в соответствии с пунктом 1 Постановления Правительства Республики Казахстан от 8 сентября 2015 года №754

ПОСТАНОВЛЕНИЕ ПРАВИТЕЛЬСТВА РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН

от 3 февраля 2012 года №202

Об утверждении Санитарных правил «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»

В соответствии с подпунктом 2) статьи 6 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года «О здоровье народа и системе здравоохранения» Правительство Республики Казахстан ПОСТАНОВЛЯЕТ:

2. Настоящее постановление вводится в действие по истечении десяти календарных дней после первого официального опубликования.

Премьер-Министр Республики Казахстан

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

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

1. Общие положения

1. Настоящие Санитарные правила (далее — Санитарные правила) устанавливают санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности при проектировании, вводе в эксплуатацию и содержании радиационных объектов, выводе из эксплуатации радиационных объектов, обращении с источниками ионизирующего излучения (закрытыми и открытыми радионуклидными источниками, радиоактивными веществами, радиоизотопными приборами, устройствами, генерирующими ионизирующее излучение), обращении с радиоактивными отходами, применении материалов и изделий, загрязненных или содержащих радионуклиды, осуществлении производственного радиационного контроля на объектах, в том числе нефтегазового комплекса и металлолома, применении средств индивидуальной защиты и личной гигиены, при медицинском облучении, воздействии природных источников излучения и радиационных авариях.

2. В настоящих Санитарных правилах использованы следующие понятия:

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

dN — ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени — dt. Единицей активности является Беккерель (далее — Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (далее — Ки) составляет 3,7х1010 Бк;

2) активность минимально значимая (далее — МЗА) — активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения при превышении которой требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами госсанэпиднадзора. Единица измерения МЗА — беккерель (Бк);

3) активность минимально значимая удельная (далее — МЗУА) — удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении, при превышении которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами госсанэпиднадзора.;

Для закрытых источников излучения решение о необходимости получения разрешения на обращение определяется путем сравнения его активности с МЗА, без учета МЗУА. Единица измерения МЗУА беккерель на грамм Бк/г;

4) удельная (объемная) активность — отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

6) радиоактивное вещество — вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, соответствующее гигиеническим нормативам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности (далее — ГН) и настоящих санитарных правил;

7) вмешательство — действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения;

8) группа критическая — группа лиц из населения (не менее десяти человек), однородная по одному или нескольким признакам (полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания), которая подвергается наибольшему радиационному воздействию от источника излучения;

9) дезактивация — удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды;

10) доза поглощенная (далее — D) — величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

de — средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm — масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах Международной системы единиц поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название — грей (далее — Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр;

11) доза в органе или ткани (далее — DT) — средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

mт — масса органа или ткани, a D — поглощенная доза в элементе массы dm;

12) доза эквивалентная (далее — HT,R) — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:

D тr — средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a Wr взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами, которые приведены в таблице 1 приложения 1 к настоящим санитарным правилам эквивалентная, доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (далее — Зв);

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

Нт — эквивалентная доза в органе или ткани Т, a Wт — взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единица эффективной дозы — зиверт (3в);

15) доза эффективная (эквивалентная) годовая — сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год;

16) доза эффективная коллективная — мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы человеко-зиверт (далее — чел. — Зв);

17) доза предотвращаемая — прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая предотвращается защитными мероприятиями;

18) загрязнение радиоактивное — присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные требованиями ГН и настоящих санитарных правил;

19) загрязнение поверхности не снимаемое (фиксированное) — радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации;

20) загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) — радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации;

21) захоронение отходов радиоактивных — безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения;

22) зона наблюдения — территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль;

23) зона радиационной аварии — территория, на которой установлен факт радиационной аварии;

24) источник ионизирующего излучения (далее — ИИИ или источник излучения) — радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, соответствующее требованиям ГН, настоящих санитарных правил и других нормативных правовых актов Республики Казахстан;

25) источник излучения закрытый — это источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан;

26) источник излучения открытый — источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду;

27) источник излучения природный — источник ионизирующего излучения природного происхождения, соответствующий требованиям ГН и настоящих санитарных правил;

28) источник излучения техногенный — это источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности;

29) категория объекта радиационного — характеристика объекта по степени его потенциальной опасности для населения в условиях возможной аварии;

30) квота — часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом);

31) класс работ — характеристика работ с открытыми источниками ионизирующего излучения по степени потенциальной опасности для персонала, определяющая требования по радиационной безопасности в зависимости от радиотоксичности и активности нуклидов;

32) контроль радиационный — получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль);

33) место рабочее — место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно;

34) мощность дозы — доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час);

35) население — все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения;

36) облучение — воздействие на человека ионизирующего излучения;

37) облучение аварийное — облучение в результате радиационной аварии;

38) облучение медицинское — облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения;

39) облучение планируемое повышенное — планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий;

40) облучение потенциальное — облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии;

41) облучение природное — облучение, которое обусловлено природными источниками излучения;

42) облучение производственное — облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности;

Смотрите так же:  Налог на доходы в виде выигрыша в лотерею

43) облучение профессиональное — облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения;

44) облучение техногенное — облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов;

45) обращение с отходами радиоактивными — все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов;

46) обращение с источниками ионизирующего излучения — деятельность, связанная с изготовлением, поставкой, получением, обладанием, хранением, использованием, передачей, переработкой или захоронением, импортом, экспортом, транспортированием, техническим обслуживанием источников ионизирующего излучения;

47) объект радиационный — организация, где осуществляется обращение с техногенными ИИИ;

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

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

50) предел дозы (далее — ПД) — величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне;

51) предел годового поступления (далее — ПГП) — допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы;

52) радиационная авария — потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды;

53) радиационная безопасность населения — состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Обеспечение радиационной безопасности -осуществление комплекса организационных, технологических, технических, санитарно-эпидемиологических и медико-профилактических мероприятий, направленных на снижение уровней облучения персонала и населения;

54) радиационно-гигиеническое паспорт организации — документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению;

55) радиационно — гигиеническое паспорт территории — документ, характеризующий состояние радиационной безопасности населения территории и содержащий рекомендации по ее улучшению;

56) работа с ИИИ — все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль;

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

58) риск — вероятность возникновения у человека или его потомства какого — либо вредного последствия в результате облучения;

59) санитарный пропускник — комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала;

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

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

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

63) уровень контрольный — значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения, устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды;

64) устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение — электрофизическое устройство (например, рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций;

65) эффекты излучения детерминированные — клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше — тяжесть эффекта зависит от дозы;

66) эффекты излучения стохастические — вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы;

67) природные радионуклиды — радиоактивные элементы рядов урана -238 и тория-232;

68) производственные отходы объектов нефтегазового комплекса — солевые отложения и шлам, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте и очистке, элементы технологического оборудования и конструкций, не предназначенные для дальнейшего использования по их назначению, почва и грунты на территории предприятий, в которых могут накапливаться природные радионуклиды в процессе производственной деятельности предприятий нефтегазового комплекса;

69) металлолом (лом цветных и черных металлов) — это отходы производства и потребления, содержащие цветные или черные металлы, образовавшиеся из пришедших в негодность или утративших потребительские свойства изделий промышленного и бытового назначения и годные только для переработки;

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

71) локальный источник — предмет, имеющий радиоактивное загрязнение, создающий мощность эквивалентной дозы (далее — МЭД) гамма-излучения на расстоянии 10 сантиметров (далее — см) выше 0,2 микрозиверта в час (далее — мкЗв/ч), либо имеющий МЭД, превышающую естественный радиационный фон местности, либо имеющий на поверхности плотность потока бета-частиц, превышающую 0,4 Бк/см2 и (или) 0,04 Бк/см2 альфа-частиц;

72) радиоактивное загрязнение металлолома — отдельный фрагмент металлолома, содержащий или загрязненный радионуклидами превышающими значения, установленные гигиеническими нормативами радиационной безопасности.

3. Источники излучения подлежат обязательному учету и контролю. От радиационного контроля и учета полностью освобождаются:

1) электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение с максимальной энергией не более 5 кэВ;

2) другие электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение, в условиях нормальной эксплуатации которых мощность эквивалентной дозы в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от поверхности аппаратуры не превышает 1,0 мкЗв/ч;

3) продукция, товары, содержащие радионуклиды, на которые имеется санитарно-эпидемиологическое заключение о том, что создаваемые ими дозы облучения не превышают значения, приведенные в ГН;

4) открытые и закрытые источники с активностью ниже МЗА, приведенной в действующих ГН;

5) закрытые гамма-излучающие радиоактивные источники, мощность дозы от которых на расстоянии 0,1 м не превышает 1,0 мк3в/ч;

6) от радиационного контроля и учета источники излучения полностью освобождаются на основании санитарно-эпидемиологического заключения государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории.

4. Разрешение на работу с источниками излучения не требуется, если:

1) используются продукция, товары, перечисленные в пункте 3 настоящих санитарных правил;

2) на рабочем месте удельная активность радионуклида меньше МЗУА, или активность радионуклида в открытом источнике меньше МЗА, приведенных в ГН, или сумма отношений активности отдельных радионуклидов к их табличным значениям меньше 1;

3) в организации общая активность радионуклидов в открытом виде не превышает МЗА более чем в десять раз или сумма отношений активности нескольких радионуклидов к их табличным значениям приведенным в ГН, не превышает единицу;

4) мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 метра от поверхности закрытого радионуклидного источника излучения, не превышает 1,0 мк3в/ч над фоном.

2. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности

5. Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды обеспечивается при соблюдении основных принципов радиационной безопасности: обоснование, оптимизация, нормирование.

Принцип обоснования применяется на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий, разработке и утверждении правил и гигиенических нормативов по радиационной безопасности, а также при изменении условий их эксплуатации согласно приложению 2 к настоящим санитарным правилам.

В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. В качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, проводятся в обязательном порядке.

Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных ГН), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов в соответствии с приложением 2 к настоящим санитарным правилам.

В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации применяется к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.

Принцип нормирования обеспечивается всеми лицами, от которых зависит уровень облучения людей и предусматривает не превышение установленных Законом Республики Казахстан от 23 апреля 1998 года №219-I «О радиационной безопасности населения» и ГН индивидуальных пределов доз облучения граждан от всех ИИИ.

Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными ГН, вводятся допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида в зависимости от пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.

Производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для монофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, их использование основывается на условии не превышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.

Для предупреждения использования установленного для населения предела дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество применяются квоты на основные техногенные источники облучения.

Смотрите так же:  Будет ли пенсия без трудового стажа

Обоснование значений квот должно содержаться в проектах радиационных объектов. Рекомендации по установлению квот приведены в приложении 3 к настоящим санитарным правилам.

6. Оценка радиационной безопасности на объекте и в каждом регионе осуществляется на основе:

1) характеристики радиоактивного загрязнения окружающей среды;

2) анализа обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;

3) вероятности радиационных аварий и их масштабе;

4) степени готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;

5) анализа доз облучения персонала группы «А» по результатам регламентированных форм №1 ДОЗ, №2 ДОЗ, а также получаемых отдельными группами населения от всех ИИИ;

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

7. Радиационная безопасность на объекте и вокруг него обеспечивается за счет:

1) качества проекта радиационного объекта;

2) обоснованного выбора района и площадки для размещения радиационного объекта;

3) физической защиты источников излучения;

4) зонирования территории вокруг наиболее опасных объектов и внутри них;

5) условий эксплуатации технологических систем;

6) лицензирования всех видов деятельности с источниками излучения;

7) санитарно-эпидемиологической оценки деятельности с источниками облучения;

8) наличия системы производственного радиационного контроля;

9) планирования и проведения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при нормальной работе объекта, его реконструкции и выводе из эксплуатации, а так же при радиационных авариях;

10) повышения квалификации и знания правил работы с источниками излучения.

8. Эксплуатирующая организация обеспечивает:

1) получение санитарно-эпидемиологического заключения на право работ с источниками излучения и на выпускаемую продукцию, содержащую радиоактивные вещества или оборудование, работающее на основе источников излучения;

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

3) утверждение перечня лиц, относящихся к персоналу групп А и Б;

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

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

6) систематический контроль радиационной обстановки на рабочих местах, в помещениях, на территории организации, в контролируемых зонах, а также за предельно допустимыми выбросами и предельно допустимыми сбросами радиоактивных веществ в окружающую среду;

7) проведение регулярного контроля и учета индивидуальных доз облучения персонала с предоставлением обобщенной информации в государственный орган в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения на соответствующей территории;

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

9) подготовку и аттестацию по вопросам обеспечения радиационной безопасности руководителей и исполнителей работ, специалистов служб радиационной безопасности, других лиц, постоянно или временно выполняющих работы с источниками излучения;

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

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

12) своевременное информирование государственных органов, уполномоченных осуществлять государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности, о возникновении аварийной ситуации, о нарушениях технологического регламента, создающих угрозу радиационной безопасности;

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

14) получение специального разрешения (лицензии) на деятельность в области использования атомной энергии;

15) ведение учета радиоактивных источников (радиоактивных веществ), радиоизотопных приборов и установок, генерирующих ионизирующее излучение, исключающего возможность их утраты или бесконтрольного использования и хранения.

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

1) выполняет требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные настоящими санитарными правилами;

2) использует средства индивидуальной защиты;

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

4) своевременно проходит периодические медицинские осмотры;

5) незамедлительно ставит в известность руководителя (цеха, участка, лаборатории) и службу радиационной безопасности (лицо, ответственное за радиационную безопасность) обо всех обнаруженных неисправностях в работе установок, приборов и аппаратов, являющихся источниками излучения;

6) выполняет указания службы радиационной безопасности, касающиеся обеспечения радиационной безопасности при выполнении работ;

7) по окончании смены покидает свои рабочие места, если не предусмотрено иное производственной необходимостью.

10. Радиационная безопасность персонала обеспечивается:

1) ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту, полу, состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и другим показателям;

2) знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения;

3) достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников излучения, а также ограничением времени работы с источниками излучения;

Санитарно эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности

ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

от 15 октября 2010 года N 132

Об утверждении СанПиН 2.6.1.2748-10 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения»

В соответствии с Федеральным законом от 30.03.99 N 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650; 2002, N 1 (ч.I), ст.2; 2003, N 2, ст.167; N 27 (ч.I), ст.2700; 2004, N 35, ст.3607; 2005, N 19, ст.1752; 2006, N 1, ст.10; N 52 (ч.I), ст.5498; 2007, N 1 (ч.I), ст.21, 29; N 27, ст.3213; N 46, ст.5554; N 49, ст.6070; 2008, N 24, ст.2801; N 29 (ч.I), ст.3418; N 30 (ч.II), ст.3616; N 44, ст.4984; N 52 (ч.I), ст.6223; 2009, N 1, ст.17) и постановлением Правительства Российской Федерации от 24.07.2000 N 554 «Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологической службе Российской Федерации и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании» (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст.3295; 2004, N 8, ст.663; N 47, ст.4666; 2005, N 39, ст.3953)

Утвердить СанПиН 2.6.1.2748-10 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения» (приложение).

Зарегистрировано
в Министерстве юстиции
Российской Федерации
13 декабря 2010 года,
регистрационный N 19160

Приложение. СанПиН 2.6.1.2748-10 «Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения»

Санитарные правила и нормативы
СанПиН 2.6.1.2748-10

I. Общие положения

1.1. Область применения

1.1.1. Настоящие санитарные правила и нормативы (далее — правила) регламентируют требования по обеспечению радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения (далее — НИРИ).

1.1.2. Правила разработаны с учетом требований федеральных законов от 30.03.99 N 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650), от 09.01.96 N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.141) и СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» (зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 года, регистрационный N 14534).

1.1.3. Требования правил обязательны для исполнения всеми юридическими и физическими лицами, деятельность которых связана с обращением с изделиями, являющимися источниками НИРИ или содержащими такие источники.

1.1.4. Действие правил распространяется на проектирование, изготовление, поставку, эксплуатацию, ремонт, обслуживание и хранение изделий, являющихся источниками НИРИ или содержащих такие источники.

1.2. Общие требования

1.2.1. Неиспользуемое рентгеновское излучение возникает при работе высоковольтных электровакуумных приборов (электронных, ионных, электронно-лучевых), электронных микроскопов, электронно-лучевых установок для сварки, плавления, зонной очистки материалов, ионно-плазменных установок для легирования полупроводниковых материалов (приложение 1 к правилам). НИРИ возникает в результате торможения ускоренных электрическим полем электронов на электродах, на обрабатываемых или исследуемых материалах и на других металлических или содержащих соединения тяжелых элементов деталях.

1.2.2. На источники НИРИ, генерирующие излучение с максимальной энергией не более 5 кэВ, требования норм и правил по обеспечению радиационной безопасности не распространяются. Изделия, содержащие такие источники, освобождаются от радиационного контроля и учета, а также от необходимости оформления специального разрешения (лицензии) и санитарно-эпидемиологического заключения на обращение с ними в части вопросов радиационной безопасности. Они также не требуют проведения санитарно-эпидемиологической экспертизы в части радиационной безопасности продукции.

Выпуск источников НИРИ с максимальной энергией более 5 кэВ, изделий, в состав которых входят такие источники, и их серийное производство разрешаются только по техническим условиям, имеющим санитарно-эпидемиологическое заключение и утвержденным в установленном порядке.

1.2.3. Источники НИРИ и изделия, содержащие такие источники, освобождаются от радиационного контроля и учета, а также от необходимости получения специального разрешения (лицензии) на право обращения с ними, если мощность дозы генерируемого ими рентгеновского излучения в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности изделия не превышает 1,0 мкЗв/ч при любых допустимых условиях его эксплуатации.

1.2.4. Источники НИРИ с энергией более 5 кэВ, мощность дозы на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности которых может превышать 1,0 мкЗв/ч, представляют потенциальную радиационную опасность для здоровья людей. К использованию на территории Российской Федерации такие источники и содержащие их изделия допускаются при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии санитарным правилам. Обращение с ними может осуществляться только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на вид деятельности и специального разрешения (лицензии).

1.2.5. Источники НИРИ генерируют ионизирующее излучение только после включения питающих напряжений. В обесточенном состоянии они не представляют радиационной опасности и их хранение и транспортирование могут осуществляться без каких-либо дополнительных требований по обеспечению радиационной безопасности.

1.2.6. При наличии у изделий с источниками НИРИ нерадиационных факторов, которые могут оказывать вредное воздействие на здоровье людей (электромагнитные поля, лазерное излучение, озон и окислы азота, шум и т.д.), необходимо предусматривать мероприятия по снижению вредного влияния всех этих факторов на организм человека до значений, не превышающих допустимые в соответствии с действующими нормативами уровни.

Смотрите так же:  Покупка огнетушителей договор

II. Требования к изделиям с источниками НИРИ

2.1. Конструкция изделий с источниками НИРИ, предназначенными для использования в производственных помещениях или на открытой местности, должна обеспечивать мощность дозы во всех доступных точках на расстоянии 0,1 м от их внешней поверхности при любых допустимых режимах их работы не более 3,0 мкЗв/ч.

Эксплуатация изделий с источниками НИРИ, мощность дозы на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности которых может превышать 3,0 мкЗв/ч, допускается только в специальных защитных камерах (шкафах, кожухах), обеспечивающих мощность дозы не более 3,0 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от любой доступной точки их внешней поверхности. Доступ людей в защитную камеру (шкаф, кожух) при работе изделия с источником НИРИ исключается, что обеспечивается техническими средствами.

2.2. В технической документации на электровакуумные приборы и изделия, являющиеся источниками НИРИ, а также на изделия (оборудование), в состав которых входят такие источники, указывают:

— максимальное значение мощности дозы НИРИ в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от корпуса (баллона) электровакуумного прибора или его радиационной защиты либо от корпуса изделия;

— требования к конструкции радиационной защиты от НИРИ, необходимой для обеспечения соответствия требованиям пункта 2.1 настоящих правил, наличие которой обязательно при работе электровакуумного прибора, если радиационная защита не входит в конструкцию прибора и не поставляется комплектно с ним;

— ссылки на санитарные правила, требования которых должны соблюдаться при обращении с данными изделиями.

2.3. Двери защитных камер (шкафов), съемные экраны (кожухи) изделий, в которых размещены источники НИРИ, оборудуют защитными блокировками, отключающими высокое напряжение при открывании дверей или снятии экранов.

2.4. При проектировании радиационной защиты от НИРИ следует использовать коэффициент запаса не менее 2. Проектирование проводится для наиболее жестких условий (режимов) работы изделия (максимальных значений анодного напряжения, силы тока, частоты следования импульсов и других параметров, определяющих уровни НИРИ).

При наличии в изделии нескольких источников НИРИ проектирование радиационной защиты проводят с учетом их суммарного воздействия.

2.5. При разработке, производстве и эксплуатации изделий с источниками НИРИ предусматривают технические мероприятия, обеспечивающие уменьшение выхода излучения за пределы их корпуса.

2.6. Смотровые окна камер и установок с источниками НИРИ закрывают рентгенозащитным стеклом, обеспечивающим выполнение требований пункта 2.1, на его внешней поверхности.

2.7. При проектировании защиты от НИРИ, генерируемого электровакуумными приборами и электронно-лучевыми установками, руководствуются приложением 2 к правилам.

III. Требования к организации работ с источниками НИРИ

3.1. Получение изделий с источниками НИРИ и передача их в другую организацию осуществляются по заказ-заявкам, согласованным в установленном порядке с органом, осуществляющим государственный санитарно-эпидемиологический надзор в организации.

3.2. Администрация организации обеспечивает сохранность изделий с источниками НИРИ и такие условия их получения, хранения, использования и списания с учета, при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования.

3.3. Изделия с источниками НИРИ, удовлетворяющие требованиям пункта 2.1 настоящих правил, могут размещаться в любых производственных помещениях и на открытой местности. Санитарно-эпидемиологическое заключение на проект размещения не требуется.

3.4. При размещении стационарных установок с источниками НИРИ с учетом их конструктивных и технологических особенностей предусматривают рабочие места и проходы следующих размеров:

а) с лицевой стороны пультов и панелей управления установкой — не менее 1 м при однорядном расположении установок и не менее 1,2 м при двухрядном расположении;

б) с задней и боковых сторон установок, имеющих открывающиеся двери, съемные панели и другие устройства, к которым необходим доступ персонала, — не менее 0,8 м.

В указанные размеры не включаются общие проходы, пространство, необходимое для открывания дверей, имеющихся на оборудовании и защитных камерах, и площади для размещения переносной измерительной аппаратуры и приспособлений.

3.5. Помещения, в которых размещаются установки с источниками НИРИ, должны удовлетворять требованиям, предъявляемым к ним с учетом их назначения и особенностей размещенного в них оборудования. Дополнительных требований к отделке этих помещений, их освещенности и вентиляции, связанных с нахождением в них установок с источниками НИРИ, не предъявляется, и санитарно-эпидемиологическое заключение на проект размещения не требуется.

3.6. Вводимые в эксплуатацию установки с источниками НИРИ до начала работ с ними принимаются в установленном порядке комиссией, устанавливающей их соответствие требованиям действующих норм и правил.

3.7. К моменту начала работ с источниками НИРИ в организации разрабатывают порядок проведения производственного контроля за обеспечением радиационной безопасности, включающий в себя организацию и проведение радиационного контроля в помещениях, в которых ведутся работы с источниками НИРИ.

3.8. В зависимости от объема и характера работ с источниками НИРИ производственный контроль за обеспечением радиационной безопасности в организации осуществляется службой радиационной безопасности или лицом, ответственным за радиационную безопасность.

3.9. Перечень лиц, отнесенных к персоналу группы А, устанавливается приказом администрации. К персоналу группы А при работе с источниками НИРИ могут быть отнесены лица в возрасте не моложе 18 лет, не имеющие медицинских противопоказаний. Перед допуском к работе с источниками НИРИ персонал проходит обучение безопасным методам и приемам ведения работ с источниками ионизирующего излучения, инструктаж и проверку знаний правил безопасности ведения работ и действующих в организации инструкций.

Инструктаж и проверка знаний правил безопасности работы в организации проводится комиссией до начала работ и периодически не реже одного раза в год. При изменении характера работ с источниками НИРИ проводится внеочередной инструктаж.

3.10. Для персонала группы А в организации должен быть организован индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения.

3.11. В организации разрабатывается инструкция по радиационной безопасности при работе с источниками НИРИ и инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях.

На работы, проводимые с источниками НИРИ при снятой стационарной защите или без таковой (наладка, регулировка, ремонт, экспериментальные исследования), разрабатываются специальные инструкции по радиационной безопасности при проведении этих работ. При изменении условий работ в инструкции вносятся необходимые изменения.

3.12. Экспериментальные исследования высоковольтных электровакуумных приборов и наладка (регулировка) установок с источниками НИРИ со снятой стационарной защитой или без таковой, создающих в пространстве, в котором может находиться экспериментатор или наладчик (регулировщик), мощность дозы больше 12 мкЗв/ч, проводятся персоналом группы А по письменному распоряжению руководителя организации (наряду-допуску, программе работ), оформляемому в соответствии с действующими нормативными требованиями.

При этом принимают меры (применение временных экранов, увеличение расстояния от источника излучения, сокращение длительности облучения, применение индивидуальных средств защиты), обеспечивающие годовые дозы персонала не более установленных НРБ-99/2009 для персонала группы А. Персоналу, привлекаемому к таким работам, выдается, кроме основного индивидуального дозиметра, дополнительный прямопоказывающий индивидуальный дозиметр для оперативного контроля мощности дозы ионизирующего излучения в местах нахождения персонала и накопленной дозы при выполнении этих работ.

3.13. Все лица, работающие с источниками НИРИ, обязаны знать и строго соблюдать правила и инструкции по безопасности, знание которых необходимо при выполнении работ.

3.14. Обо всех нарушениях в работе установок с источниками НИРИ, о неисправностях защитных и блокирующих устройств работники докладывают своим руководителям.

IV. Радиационный контроль

4.1. В организациях, осуществляющих обращение с источниками НИРИ, проводится радиационный контроль. Он включает измерение мощности дозы на поверхности защиты изделий с источниками НИРИ, на близлежащих рабочих местах и в смежных помещениях, а также индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А.

4.2. Радиационный контроль проводится с целью обеспечения безопасных условий труда, проверки эффективности и исправности радиационной защиты изделий с источниками НИРИ и контроля за соблюдением норм радиационной безопасности.

4.3. Измерения мощности дозы НИРИ проводятся:

— при испытании высоковольтных электровакуумных приборов (как в процессе их разработки, так и при промышленном производстве);

— после окончания сборки (при испытании) каждой электронно-лучевой, ионно-плазменной установки и каждого электронного микроскопа на предприятии-разработчике и предприятии-изготовителе;

— перед вводом в эксплуатацию изделий, содержащих источники НИРИ;

— не реже одного раза в год на рабочих местах персонала, работающего с источниками НИРИ;

— после замены электровакуумного прибора в изделии прибором другого типа или иной мощности, являющимися источниками НИРИ;

— после проведения дополнительных мероприятий по экранированию изделий с источниками НИРИ.

4.4. Измерения мощности дозы НИРИ проводятся дозиметрическими приборами, предназначенными для проведения измерений рентгеновского излучения соответствующей энергии и имеющими действующее свидетельство о метрологической поверке.

Характеристики некоторых дозиметрических приборов, предназначенных для измерения мощности дозы рентгеновского излучения, приведены в приложении 3 к правилам.

4.5. Для радиационного контроля импульсных источников НИРИ используют дозиметрические приборы, предназначенные для измерения импульсного излучения, параметры которых соответствуют диапазону частот следования импульсов, их длительности и значению измеряемой мощности дозы (дозы) излучения.

Для индивидуального дозиметрического контроля персонала, работающего с импульсными источниками НИРИ, рекомендуется использовать термолюминесцентные дозиметры на основе фтористого лития.

4.6. Используемые дозиметрические приборы должны быть защищены от влияния электромагнитных, магнитных и электростатических полей, генерируемых при работе некоторых типов источников НИРИ или работающих в комплексе с ними приборов и установок. Для уменьшения наводок по цепи питания рекомендуется использовать дозиметрические приборы с автономным питанием от батарей или аккумуляторов.

4.7. Проведение радиационного контроля источников НИРИ проводят в соответствии с приложением 4 к правилам.

Author: Advokat