Нормативные документы по радиационной безопасности и основные положения этих документов

При хранении радиоактивных веществ  с высокой активностью должна предусматриваться система их охлаждения. При хранении делящихся материалов должны быть обеспечены меры ядерной безопасности. При хранении легко воспламеняющихся или взрывоопасных материалов должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие их взрывобезопасность и пожаробезопасность.

99. Радионуклидные источники излучения, не пригодные для дальнейшего использования, должны своевременно списываться и сдаваться на переработку или захоронение.

100. Транспортирование  радиоактивных веществ и ядерных  материалов внутри помещений,  а также на территории организации  должно производиться в контейнерах и упаковках на специальных транспортных средствах с учетом физического состояния источников излучения, их активности, вида излучения, габаритов и массы упаковки, с соблюдением условий безопасности.

101. Транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и ядерных материалов за пределами организации, должны иметь санитарный паспорт. Форма санитарного паспорта на специализированный транспорт для постоянных перевозок радиоактивных веществ и материалов, устройств и установок с источниками излучения и радиоактивных отходов приведена в приложении 10 к Правилам.

Требования  безопасности при  транспортировании  радионуклидных источников за пределами организации регламентируются отдельными санитарными правилами.

102. Уровни  радиоактивного загрязнения поверхности  транспортных средств не должны  превышать установленных настоящими  Правилами значений. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств  приведены в приложении 11 к Правилам.

 

Глава 14.  Вывод из эксплуатации радиационных объектов

(источников излучения)

 

103. Решение  о продлении срока эксплуатации  или выводе из эксплуатации радиационного объекта, источника излучения, а также выбор его варианта принимаются после комплексного обследования радиационного и технического состояния технологических систем и оборудования, строительных конструкций и прилегающей территории объекта.

104. На  радиационных объектах I категории  не позднее, чем за 5 лет до  назначенного срока окончания  эксплуатации, должен быть разработан  детальный проект вывода из эксплуатации всего объекта или отдельной его части, согласованный с органами, осуществляющими государственный санитарный надзор. Для объектов II категории проект вывода из эксплуатации должен быть разработан не позднее, чем за 3 года до окончания срока эксплуатации, а для объектов III категории - за 1 год.

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

106. Проект  вывода из эксплуатации радиационного  объекта должен содержать:

• подготовку необходимого оборудования для проведения демонтажных работ;
• методы и средства дезактивации демонтируемого оборудования;
• порядок утилизации радиоактивных отходов.

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

108. Работы  по выводу радиационных объектов  из эксплуатации должны выполняться  специально подготовленным персоналом  объекта или персоналом других организаций в порядке, установленном законодательством. В необходимых случаях подготовка персонала должна проводиться на макетах и тренажерах с имитацией основных операций предстоящих работ.

109. Вопрос  о возможном продлении срока  эксплуатации источников излучения  должен решаться комиссией в  составе представителей организации, использующей источник излучения, органов, осуществляющих государственный надзор за радиационной безопасностью, а при необходимости и представителей предприятия-изготовителя. В заключении комиссии определяются возможность, условия и срок дальнейшего использования источника излучения.

Глава 15. Работа с закрытыми  источниками  излучения и 

устройствами, генерирующими  ионизирующее излучение

 

110. Использование  закрытых источников излучения  и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, регламентируется требованиями настоящих Правил, санитарных правил по видам работ, государственных стандартов и технической документации на источники излучения, согласованной с органами, осуществляющими государственный санитарный надзор.

111. Закрытые  источники излучения относятся  к невосстанавливаемым промышленным  изделиям, непрерывно расходующим  свой ресурс, и не подлежат ремонту. После окончания назначенного срока службы или при нарушении условий эксплуатации, использование источника или его хранение должно быть прекращено. В зависимости от особенностей условий его эксплуатации и технического состояния компетентной комиссией может быть принято решение о продлении эксплуатации источника в течение определенного срока.

112. Контроль герметичности закрытых источников излучения должен проводиться в порядке и в сроки, установленные соответствующими стандартами и технической документацией. Не допускается использование закрытых источников излучения в случае нарушения их герметичности.

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

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

115. Для извлечения закрытого источника излучения из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными приспособлениями. При работе с источником излучения, извлеченным из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником излучения, создающим мощность дозы более 2  мГр/ч* на расстоянии 1 м, - специальные защитные устройства (боксы, шкафы и другие) с дистанционным управлением.

116. Мощность  дозы излучения от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов и других установок, действие которых основано на использовании радионуклидных источников излучения, не  должна превышать 20 мкГр/ч* на расстоянии 1 м от поверхности защитного блока с источником излучения.

Для радиоизотопных приборов, предназначенных  для использования в производственных условиях, мощность дозы излучения  у поверхности блока с источником излучения не должна превышать 100 мкГр/ч*, а на расстоянии 1 м от нее -  3 мкГр/ч*.

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

117. Требования  по защите от рентгеновского  излучения рентгенофлюорографических, рентгенодиагностических, рентгенотерапевтических аппаратов регламентируются специальными правилами.

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

119. Рабочая  часть стационарных аппаратов  и установок с неограниченным по направлению пучком излучения должна размещаться в отдельном помещении (преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания); материал и толщина стен, пола, потолка этого помещения при любых положениях источника излучения и направлении пучка должны обеспечивать ослабление первичного и рассеянного излучения в смежных помещениях и на территории организации до допустимых значений.

Пульт управления таким аппаратом (установкой) должен размещаться в отдельном  от источника излучения помещении. Входная дверь в помещение, где  находится аппарат, должна блокироваться  с механизмом перемещения источника  излучения или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала.

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

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

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

123. При использовании мощных радиационных установок и хранении закрытых источников излучения в количествах, приводящих к накоплению в воздухе рабочих помещений сверхнормативных концентраций токсических веществ, необходимо предусматривать приточно-вытяжную вентиляцию в соответствии с требованиями специальных санитарных правил.

124. При  использовании приборов с закрытыми  источниками излучения и устройств,  генерирующих ионизирующее излучение,  вне помещений или в общих  производственных помещениях должен  быть исключен доступ посторонних лиц к источникам излучения и обеспечена сохранность источников.

В целях  обеспечения радиационной безопасности персонала и населения следует:

• направлять излучение в сторону земли или туда, где отсутствуют люди;
• удалять источники излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;
• ограничивать время пребывания людей вблизи источников излучения;
• вывешивать знак радиационной опасности и предупредительные указатели, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 м.

 

 

Глава 16. Работа с открытыми источниками  излучения

(радиоактивными веществами)

 

125. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения разделяются по степени радиационной опасности на четыре группы в  зависимости  от  минимально  значимой активности (МЗА):

• группа А - радионуклиды с минимально значимой активностью 103 Бк;
• группа Б - радионуклиды с минимально значимой активностью 104 и 105 Бк;
• группа В - радионуклиды с минимально значимой активностью 106 и 107Бк;
• группа Г - радионуклиды с минимально значимой активностью 108 Бк и более.

Принадлежность радионуклида к  группе радиационной  опасности  устанавливается в соответствии с приложением 19 НРБ-2000. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч, не приведенные в этом приложении, относятся к группе Г.

126. Все работы с использованием  открытых источников излучения  разделяются на I класс, II класс, III класс. Класс работ устанавливается в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его фактической активности на рабочем месте. Виды классов работ с открытыми радионукдидными источниками излучения приведены в приложении 12 к Правилам. При  простых операциях с  жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа и тому подобное) допускается увеличение активности на рабочем месте в 10 раз. При простых операциях по получению (элюированию) и расфасовке из генераторов короткоживущих радионуклидов медицинского назначения допускается увеличение активности на рабочем месте в 20 раз. Класс работ определяется по максимальной одновременно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида. Для предприятий, перерабатывающих уран и его соединения, класс работ определяется в зависимости от характера производства и регламентируется специальными правилами. При хранении открытых источников излучения допускается увеличение активности в 100 раз.

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

       С_{Э  =} С_А + МЗА_А å (C_i / МЗА_i),           (12)

где:  С_Э  - суммарная активность, приведенная к активности группы А, Бк;

С_А - активность радионуклидов группы А, находящихся на рабочем месте, Бк;

МЗА_А  - минимально значимая активность для группы А, Бк;

С_i  -  активность  радионуклида i,  не относящихся к группе А;