Приложение 3
Удельные активности техногенных радионуклидов, при
которых допускается неограниченное использование твердых материалов
(Измененная редакция. Изм. № 1)
Работа с закрытыми радионуклидными
источниками и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение
3.7.1. Использование закрытых радионуклидных источников и
устройств, генерирующих ионизирующее излучение, регламентируется требованиями
настоящих Правил, государственных стандартов и технической документации на
источники ионизирующего излучения.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
3.7.2. Контроль герметичности закрытых радионуклидных
источников должен проводиться в порядке и в сроки, установленные
соответствующими стандартами и технической документацией на них. Не допускается
использование закрытых радионуклидных источников в случае нарушения их
герметичности, а также по истечении установленного срока эксплуатации.
3.7.3. Устройство, в которое помещен закрытый радионуклидный
источник, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и
другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.
3.7.4. В нерабочем положении закрытые радионуклидные
источники должны находиться в защитных устройствах, а устройства, генерирующие
ионизирующее излучение, должны быть обесточены.
3.7.5. Для извлечения закрытого радионуклидного источника из
контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными
приспособлениями. При работе с закрытым радионуклидным источником, извлеченным
из защитного контейнера, должны применяться защитные экраны и манипуляторы, а
при работе с источником, создающим мощность эквивалентной дозы более 2 мЗв/ч на
расстоянии 1 м – специальные защитные устройства с дистанционным управлением.
3.7.6. Мощность эквивалентной дозы излучения от переносных,
передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов и
других установок, действие которых основано на использовании закрытых
радионуклидных источников, не должна превышать 20 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от
поверхности защитного блока с источником.
Для радиоизотопных приборов, предназначенных для
использования в производственных условиях, мощность эквивалентной дозы
излучения у поверхности блока с закрытым радионуклидным источником не должна
превышать 100 мкЗв/ч, а на расстоянии 1 м от нее – 3,0 мкЗв/ч.
Мощность эквивалентной дозы излучения от устройств, при
работе которых возникает сопутствующее неиспользуемое рентгеновское излучение,
не должна превышать 3,0 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от любой внешней
поверхности.
3.7.7. При использовании установок (аппаратов), мощность
дозы излучения от которых в рабочем положении и в положении хранения не
превышает 1,0 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от доступных частей внешней поверхности
установки, специальные требования к помещениям не предъявляются.
3.7.8. 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 и направлении пучка излучения должны обеспечивать ослабление
ионизирующего 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.
3.7.9. Помещения, где проводятся работы на стационарных
установках с закрытыми радионуклидными источниками, должны быть оборудованы
системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников).
Кроме того, должно быть предусмотрено устройство для принудительного
дистанционного перемещения закрытого радионуклидного источника в положение
хранения в случае отключения энергопитания установки или в случае любой другой
нештатной ситуации.
3.7.10. При подводном хранении закрытых радионуклидных
источников должны быть предусмотрены системы автоматического поддержания уровня
воды в бассейне, сигнализации об изменении уровня воды и о повышении мощности
дозы в рабочем помещении.
3.7.11. При работе с закрытыми радионуклидными источниками
специальные требования к отделке помещений не предъявляются. Поверхности стен,
пола и потолка должны быть гладкими, легко очищаемыми и допускать влажную
уборку. Помещения, в которых проводится перезарядка, ремонт и временное
хранение демонтированных приборов и установок должны быть оборудованы в
соответствии с требованиями для работ с открытыми радионуклидными источниками
III класса.
3.7.12. При использовании мощных радиационных установок и
хранении закрытых радионуклидных источников в количествах, приводящих к накоплению
в воздухе рабочих помещений сверхнормативных концентраций токсических веществ,
необходимо предусматривать приточно-вытяжную вентиляцию, обеспечивающую
снижение концентрации токсических веществ в воздухе до нормативных значений.
3.7.13. При использовании приборов с закрытыми
радионуклидными источниками и устройств, генерирующих ионизирующее излучение,
вне помещений или в общих производственных помещениях, должен быть исключен
доступ посторонних лиц к источникам излучения и обеспечена их сохранность.
В целях обеспечения радиационной безопасности персонала и
населения следует:
• направлять ионизирующее излучение в сторону земли или
туда, где отсутствуют люди;
• удалять источники ионизирующего излучения от
обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние;
• ограничивать время пребывания людей вблизи источников
ионизирующего излучения;
• вывешивать знак радиационной опасности и предупредительные
плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 м.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
3.7.14. До начала работы с источниками излучения персонал
обязан провести проверку исправности оборудования. При обнаружении
неисправности необходимо приостановить работу, провести ревизию и ремонт оборудования.
Облучение работников
5.2.1. При проектировании производственных
зданий и сооружений должно быть предусмотрено, чтобы после окончания их
строительства, капитального ремонта или реконструкции, среднегодовая
эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и
торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6ЭРОАTn не превышала 150 Бк/м3, а мощность
эквивалентной дозы гамма-излучения не превышала 0,6 мкЗв/ч.
5.2.2. Среднегодовые значения ЭРОА изотопов радона в
помещениях эксплуатируемых производственных зданий и сооружений не должны
превышать 300 Бк/м3, а мощность эквивалентной дозы гамма-излучения –
0,6 мкЗв/ч. При невозможности снизить ЭРОА изотопов радона ниже 300 Бк/м3
и/или мощности эквивалентной дозы гамма-излучения ниже 0,6 мкЗв/ч решается
вопрос о перепрофилировании здания или части его помещений.
5.2.3. Для обеспечения соответствия зданий и сооружений
производственного назначения требованиям пункта 5.2.1 Правил выбирают участки территории, на которых
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения не превышает 0,6 мкЗв/ч, а
плотность потока радона с поверхности грунта в пределах контура застройки
составляет менее 250 мБк/(м2∙с). При проектировании здания на
участке с мощностью эквивалентной дозы гамма-излучения выше 0,6 мкЗв/ч,
плотностью потока радона с поверхности грунта более 250 мБк/(м2∙с)
в проекте должна быть предусмотрена система защиты здания от повышенных уровней
гамма-излучения и радона.
5.2.4. Для возведения зданий и сооружений производственного
назначения должны применяться строительные материалы и изделия с эффективной
удельной активностью природных радионуклидов не более 740 Бк/кг.
5.2.5. Обращение в производственных условиях с сырьем,
материалами и изделиями с эффективной удельной активностью природных
радионуклидов до 740 Бк/кг, а также с производственными отходами с эффективной
удельной активностью природных радионуклидов до 1500 Бк/кг допускается без
ограничений по радиационному фактору.
5.2.6. В организациях, осуществляющих работы в подземных
условиях (неурановые рудники, шахты, подземные производства), добывающих и
перерабатывающих минеральное и органическое сырье и подземные воды,
использующих минеральное сырье и материалы с Аэфф более 740
Бк/кг или продукцию на их основе, а также в результате деятельности которых
образуются производственные отходы с Аэфф более 1500 Бк/кг,
должен осуществляться радиационный контроль, который является составной частью
производственного контроля.
Радиационному контролю в таких организациях подлежат:
годовые эффективные дозы облучения работников за счет природных источников
излучения; эффективная удельная активность природных радионуклидов в используемом
сырье, материалах и изделиях; в готовой продукции, при производстве которой
применяются сырье и материалы с Аэфф более 740 Бк/кг;
производственные отходы.
5.2.7. В случае превышения дозы облучения 5 мЗв/год должны
приниматься меры по снижению доз облучения работников ниже этого уровня или
рассматриваться вопрос о прекращении (приостановке) работ.
В случаях, когда экономически обоснованные защитные
мероприятия не позволяют обеспечить на отдельных рабочих местах облучение
работников в дозе менее 5 мЗв/год, допускается отнесение соответствующих
работников по условиям труда к персоналу группы А.
На лиц, отнесенных по условиям труда к персоналу группы А,
распространяются все требования по обеспечению радиационной безопасности,
установленные для персонала группы А.
О принятом решении администрация организации информирует
органы, осуществляющие федеральный государственный санитарно-эпидемиологический
надзор.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
5.2.8. Для оценки доз на рабочих местах, на которых
продолжительность работы, средняя скорость дыхания или радиоактивное равновесие
природных радионуклидов в производственной пыли отличаются от значений,
приведенных в пункте 4.2 ,
устанавливаются расчетные значения радиационных факторов в течение года с
учетом конкретных условий работы, соответствующие эффективной дозе 5 мЗв/год.
5.2.9. Производственные отходы с эффективной удельной
активностью природных радионуклидов до 1500 Бк/кг могут направляться для
захоронения в места захоронения промышленных отходов без ограничений по
радиационному фактору.
Производственные отходы с эффективной удельной активностью
природных радионуклидов свыше 1,5 до 10 кБк/кг направляются для захоронения на
специально выделенные участки в места захоронения промышленных отходов. При
этом доза облучения критической группы населения за счет захоронения таких
отходов не должна превышать 0,1 мЗв/год. Порядок, условия и способы захоронения
таких производственных отходов устанавливаются органами местного
самоуправления.
Захоронение производственных отходов с эффективной удельной
активностью природных радионуклидов более 10 кБк/кг производится с соблюдением
требований, установленных при захоронении низкоактивных радиоактивных отходов.
5.2.10. Организации, добывающие и перерабатывающие руды с
целью извлечения из них природных радионуклидов, а также организации,
использующие эти радионуклиды, относятся к организациям, осуществляющим
деятельность с использованием техногенных источников излучения. На них
распространяются требования по обеспечению радиационной безопасности,
изложенные в разделе III Правил.
Приложение 1
к ОСПОРБ 99/2010
Практическая реализация основных принципов радиационной
безопасности
В наиболее простых ситуациях
проверка принципа обоснования осуществляется путем сравнения пользы и вреда:
X – польза от применения
источника излучения или условий облучения, за вычетом всех затрат на создание и
эксплуатацию источника излучения или условий облучения, кроме затрат на
радиационную защиту;
У1 – затраты на все меры защиты;
У2 – вред, наносимый здоровью людей и
окружающей среде от облучения, не устраненного защитными мерами.
Разница между пользой (X) и суммой вреда (У1
+ У2) должна быть больше нуля, а при наличии альтернативных
способов достижения пользы (X) эта разница должна быть еще и
максимальной. В случае, когда невозможно достичь превышения пользы над вредом,
принимается решение о неприемлемости использования данного вида источника
излучения.
Должны учитываться аспекты технической и экологической
безопасности.
Проверка соблюдения принципа обоснования, связанная со
взвешиванием пользы и вреда от источника излучения, когда чаще всего польза и
вред измеряются через различные показатели, не ограничивается только
радиологическими критериями, а включает социальные, экономические,
психологические и другие факторы.
Для различных источников излучения и условий облучения
конкретные величины пользы имеют свои особенности (произведенная энергия от
атомных электростанций (далее – АЭС), диагностическая и другая информация,
добытые природные ресурсы, обеспеченность жилищем). Их следует, по возможности,
свести к обобщенному выражению пользы для сопоставления с возможным ущербом от
облучения за одинаковые отрезки времени в виде сокращения числа человеко-лет жизни.
При этом принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1
человеко-зиверт (далее – чел.-Зв) приводит к потере 1 человеко-года (далее –
чел.-года) жизни.
Приоритет отдается показателям здоровья по сравнению с
экономическими выгодами.
Медико-социальное обоснование
соотношения польза-вред может быть сделано на основе количественных и
качественных показателей пользы и вреда для здоровья от деятельности, связанной
с облучением. Для количественной оценки следует использовать неравенство:
У2 имеет то же
значение, что и в формуле (1),
У0 – вред для здоровья в результате отказа
от данного вида деятельности, связанной с облучением.
Качественная оценка может быть выполнена
с помощью формулы:
Z – интенсивность
воздействия вредных факторов в результате деятельности, связанной с облучением;
Z0 – вредные факторы, воздействующие на
персонал или население при отказе от деятельности, связанной с облучением;
DZ и 
– допустимая интенсивность воздействия
факторов Z и Z0.
Реализация принципа оптимизации должна осуществляться каждый
раз, когда планируется проведение защитных мероприятий. Ответственным за реализацию
этого принципа является служба или лица, ответственные за организацию
радиационной безопасности на объектах или территориях, где возникает
необходимость в радиационной защите.
В условиях нормальной эксплуатации источника излучения или
условий облучения оптимизация (совершенствование защиты) должна осуществляться
при уровнях облучения в диапазоне от соответствующих пределов доз до достижения
пренебрежимо малого уровня – 10 мкЗв в год индивидуальной дозы.
Реализация принципа оптимизации, как и принципа обоснования,
должна осуществляться по специальным методическим указаниям, утверждаемым
федеральными органами государственного надзора за радиационной безопасностью, а
до их издания – путем проведения радиационно-гигиенической экспертизы
обосновывающих документов. При этом согласно
минимальным расходом на совершенствование защиты, снижающей эффективную дозу на
1 чел.-Зв, считается расход, равный одному годовому душевому национальному
доходу (величина альфа, принятая в международных рекомендациях).
Приложение 4
Допустимые удельные активности основных долгоживущих
радионуклидов для неограниченного использования металлов и изделий на их основе
При наличии в металле (изделии на его основе) смеси
техногенных радионуклидов неограниченное использование его возможно при
выполнении следующего соотношения:
N – число техногенных
радионуклидов в металле (изделии);
Ai – удельная активность i-го
радионуклида в металле (изделии) в кБк/кг;
ДУАi – значение
допустимой удельной активности i-го техногенного
радионуклида в металле (изделии), приведенное в таблице, в кБк/кг.
Приложение 7
В настоящих Нормах и Правилах нашли отражение следующие
нормативные документы:
• Федеральный закон Российской Федерации от 30 марта 1999
года № «О
санитарно-эпидемиологическом благополучии (в ред. Федеральных законов от
30.12.2001 № 196-ФЗ, от 10.01.2003 № 15-ФЗ, от 30.06.2003 № 86-ФЗ, от
22.08.2004 № 122-ФЗ, от 09.05.2005 № 45-ФЗ, от 31.12.2005 № 199-ФЗ, от
18.12.2006 № 232-ФЗ, от 29.12.2006 № 258-ФЗ, от 30.12.2006 № 266-ФЗ, от
26.06.2007 № 118-ФЗ, от 08.11.2007 № 258-ФЗ, от 01.12.2007 № 309-ФЗ, от
14.06.2008 № 118-ФЗ);
• Федеральный закон Российской Федерации от 09 января 1996
года № «О радиационной
безопасности населения» (в ред. Федерального закона от 22.08.2004 № 122-ФЗ);
• Федеральный закон Российской Федерации от 21 ноября 1995
года № «Об использовании атомной
энергии» (в ред. Федеральных законов от 10.02.1997 № 28-ФЗ; от 10.07.2001 №
94-ФЗ; от 28.03.2002 № 33-ФЗ; от 11.11.2003 № 140-ФЗ; от 22.08.2004 № 122-ФЗ);
• Федеральный закон Российской Федерации от 10 января 2002
года № «Об охране окружающей среды» (в
ред. Федеральных законов от 22.08.2004 № 122-ФЗ, от 29.12.2004 № 199-ФЗ, от
09.05.2005 № 45-ФЗ, от 31.12.2005 № 199-ФЗ, от 18.12.2006 № 232-ФЗ, от
05.02.2007 № 13-ФЗ, от 26.06.2007 № 118-ФЗ, от 24.06.2008 № 93-ФЗ, от
14.07.2008 № 118-ФЗ).
Оценка состояния радиационной безопасности
2.2.1. Оценка состояния радиационной безопасности в
организации и в каждом регионе должна основываться на следующих показателях,
предусмотренных Федеральным законом № :
• характеристика радиоактивного загрязнения окружающей
среды;
• анализ обеспечения мероприятий по радиационной
безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области
радиационной безопасности;
• вероятность радиационных аварий и их масштаб;
• степень готовности к эффективной ликвидации радиационных
аварий и их последствий;
• анализ доз облучения, получаемых персоналом и отдельными
группами населения от всех источников ионизирующего излучения;
• число лиц, подвергшихся облучению выше установленных
пределов доз облучения;
• показатель радиационного риска.
2.2.2. Все вышеуказанные показатели, характеризующие
состояние радиационной безопасности персонала радиационных объектов и
населения, должны ежегодно отражаться в радиационно-гигиенических паспортах
организаций и территорий в соответствии с порядком, установленным
Правительством Российской Федерации.
2.2.3. Анализ данных, приведенных в
радиационно-гигиенических паспортах организаций и территорий, следует проводить
путем сопоставления их с требованиями ,
настоящих Правил и с данными предыдущих лет.
Радиационная безопасность при медицинском
облучении
4.1. Радиационная безопасность лиц, подвергающихся
медицинским рентгенорадиологическим процедурам (диагностическим, лечебным,
профилактическим, исследовательским), должна быть обеспечена путем обоснования
проведения таких процедур и оптимизации радиационной защиты.
4.2. Дозы, получаемые пациентами при проведении
рентгенорадиологических процедур, не нормируются. У лиц, проходящих медицинские
рентгенорадиологические исследования в связи с профессиональной деятельностью
или в рамках медико-юридических процедур либо участвующих в профилактических
обследованиях или в медико-биологических исследованиях, годовая эффективная
доза, обусловленная этими процедурами, не должна превышать 1 мЗв.
4.3. Проведение диагностических рентгенорадиологических
исследований должно быть обосновано с учетом следующих требований:
• наличие клинических показаний;
• выбор наиболее щадящих в отношении облучения методов
исследований;
• рассмотрение альтернативных (нерадиационных) методов
диагностики.
4.4. Проведение терапевтических рентгенорадиологических
процедур должно быть обосновано с учетом следующих требований:
• ожидаемая эффективность лечения превосходит эффективность
альтернативных (нерадиационных) методов;
• риск отказа от лучевой терапии заведомо превышает риск от
облучения при ее проведении.
4.5. Необходимо стремиться к уменьшению облучения пациентов
как за счет исключения необоснованных назначений рентгенорадиологических
процедур, так и их необоснованных повторений.
4.6. Методики диагностических рентгенорадиологических
исследований должны исключать развитие детерминированных лучевых эффектов у
пациентов. При проведении терапевтических рентгенорадиологических процедур
должны быть приняты необходимые меры для предотвращения лучевых осложнений у
пациента.
4.7. Оптимизация радиационной защиты пациентов должна
предусматривать достижение полезного медицинского эффекта
рентгенорадиологических процедур, диагностической информации высокого качества
или лечебного результата, при наименьших возможных уровнях облучения*.
Для лучевой терапии что
требование относится к здоровым, ненамеренно облучаемым, органам и тканям.
4.8. Радиационная защита лиц, проходящих диагностические
рентгенорадиологические исследования, должна быть оптимизирована следующими
средствами:
• использованием надлежащего оборудования и методик, при
которых пациент получает наименьшую дозу, необходимую для получения изображения
или другой диагностической информации надлежащего качества;
• использованием референтных диагностических уровней (РДУ)
дозы для отдельных видов исследований;
• измерением или вычислением дозы, получаемой пациентами;
• обеспечением качества исследований.
4.9. Радиационная защита лиц, подвергающихся терапевтическим
рентгенорадиологическим процедурам, должна быть оптимизирована следующими
средствами:
• использованием надлежащего оборудования, программного
обеспечения и радиофармацевтических препаратов (в случае радионуклидной
терапии);
• планированием и проведением процедуры таким образом, чтобы
ткани за пределами органа-мишени получили наименьшие возможные дозы излучения,
а орган-мишень – требуемую терапевтическую дозу;
• определением поглощенной дозы в объеме органа-мишени и в
других тканях, указанных врачом-рентгенологом/радиологом;
• обеспечением качества процедур.
4.10. Эксплуатационные параметры рентгенорадиологического
оборудования должны измеряться:
• при приемке оборудования для клинического использования,
• при изменении условий эксплуатации оборудования.
Для оборудования со сроком эксплуатации свыше 10 лет
контроль проводится не реже одного раза в два года.
4.11. Контроль эксплуатационных параметров медицинского
рентгенорадиологического оборудования проводится организациями,
аккредитованными в установленном порядке.
4.12. Использование технических средств радиационной защиты
пациентов (стационарных, передвижных и индивидуальных) является обязательным
при проведении диагностических рентгенологических процедур. Части тела
пациентов вне поля излучения должны быть защищены средствами индивидуальной
защиты (фартуки и накидки из просвинцованной резины). Эффективность средств
индивидуальной защиты подлежит контролю.
4.13. При планировании интервенционных и терапевтических
процедур в области живота или таза беременных женщин необходимо обеспечивать
наименьшую возможную дозу у зародыша или плода.
4.14. При введении радиофармацевтических препаратов кормящей
матери с целью диагностики грудное кормление должно быть приостановлено на
время, зависящее от вида и активности вводимого препарата. В случае терапии
кормящей матери радиофармацевтическими препаратами грудное кормление должно
быть прекращено.
4.15. Оптимизация радиационной защиты лиц, которые помогают
в уходе за пациентами, должна включать методы, позволяющие избежать или
уменьшить необходимость поддержки пациентов; критерии выбора лиц, которым
позволяется поддерживать пациентов; а также выбор положения и средств защиты
этих лиц.
4.16. Доза, полученная пациентом при проведении
рентгенорадиологического исследования или процедуры лучевой терапии, подлежит
регистрации. Дозы должны вноситься в персональный лист учета доз медицинского
облучения пациента, являющийся приложением к его амбулаторной карте.
4.17. Рентгенорадиологические диагностические или лечебные
процедуры, связанные с облучением пациентов, проводятся только по назначению
лечащего врача и с согласия пациента, которому предварительно разъясняют пользу
от предложенной процедуры и связанный с ней риск для здоровья. Окончательное
решение о проведении соответствующей процедуры принимает врач.
4.18. Применяемые методы лучевой диагностики и терапии
утверждаются Минздравсоцразвития России. В описании методов необходимо отразить
оптимальные режимы выполнения процедур и уровни облучения пациентов при их
выполнении.
4.19. При проведении медицинских рентгенорадиологических
процедур по требованию пациента ему предоставляется информация об ожидаемой или
полученной дозе облучения и о его возможных последствиях.
4.20. Проведение медико-биологических исследований на
добровольцах с использованием ионизирующего излучения может осуществляться с
разрешения федерального органа здравоохранения при обязательном письменном
согласии исследуемых лиц после представления им сведений о риске облучения для
здоровья. Доза, обусловленная исследованием, не должна превышать ограничений,
установленных в .
4.21. Для медицинских рентгенорадиологических процедур
используется оборудование, содержащее радионуклидные или генерирующие источники
ионизирующего излучения, зарегистрированное в Минздравсоцразвития России,
включенное в реестр изделий для медицинского применения в Российской Федерации.
4.22. Контроль и учет индивидуальных доз, полученных лицами
при проведении диагностических рентгенорадиологических исследований, являются
обязательными и осуществляются в рамках ЕСКИД.
4.23. Юридическое или физическое лицо, использующее
источники ионизирующего излучения для диагностики или лечения пациентов,
ежегодно заполняет и представляет в установленном порядке
радиационно-гигиенический паспорт организации.
Обращение с материалами и изделиями,
загрязненными или содержащими техногенные радионуклиды
3.11.1. Материалы и изделия с низкими
уровнями содержания техногенных радионуклидов допускается использовать в
хозяйственной деятельности. Критерием для принятия решения о возможном
применении в хозяйственной деятельности сырья, материалов и изделий, содержащих
радионуклиды, является ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза
облучения, которая при планируемом виде их использования не должна превышать 10
мкЗв.
3.11.2. Не допускается нефиксированное
(снимаемое) радиоактивное загрязнение поверхности материалов, изделий,
транспортных средств и помещений, предназначенных для использования в хозяйственной
деятельности, превышающее 0,4 Бк/см2 для бета-излучающих
радионуклидов и 0,04 Бк/см2 для альфа-излучающих радионуклидов.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
3.11.3. Не вводится никаких ограничений по радиационной
безопасности на использование в хозяйственной деятельности любых твердых
материалов, сырья и изделий (кроме продовольственного сырья, пищевой продукции
и кормов для животных) при удельной активности техногенных радионуклидов в них
менее значений, приведенных в приложении 3 к Правилам (для нескольких техногенных радионуклидов
– при сумме отношений удельных активностей техногенных радионуклидов к значениям,
приведенным для них в приложении 3
к Правилам, менее 1).
Не вводится никаких ограничений на использование в
хозяйственной деятельности любых жидкостей (кроме питьевой воды) при удельной
активности техногенного радионуклида в них менее 0,1 от предельного значения
удельной активности данного радионуклида для жидких отходов, приведенного в
приложении 5 к Правилам (для
нескольких техногенных радионуклидов – при сумме отношений удельных активностей
техногенных радионуклидов к их предельным значениям для жидких отходов,
приведенным в приложении 5 к
Правилам, менее 0,1).
(Измененная редакция. Изм. № 1)
3.11.4. Могут ограниченно использоваться
при соблюдении требований пункта 3.11.1
для данного вида использования сырье, материалы и изделия удельная активность техногенных
радионуклидов в которых:
– для твердых материалов и изделий – превышает значения,
приведенные в приложении 3
Правил (для нескольких техногенных радионуклидов – сумма отношений удельных
активностей техногенных радионуклидов к значениям, приведенным для них в
приложении 3 Правил,
превышает 1), но не превышает значения МЗУа (для нескольких радионуклидов –
сумма отношений удельных активностей техногенных радионуклидов к значениям их
МЗУА не превышает 1);
– для жидкостей – превышает 0,1 предельных значений удельных
активностей для жидких отходов, приведенных в приложении 5 к Правилам (для нескольких
радионуклидов – сумма отношений удельных активностей техногенных радионуклидов
к их предельным значениям для жидких отходов, приведенным в приложении 5 Правил, превышает 0,1), но не
превышает предельных значений удельных активностей для жидких отходов,
приведенных в приложении 5
Правил (для нескольких радионуклидов – сумма отношений удельных активностей
техногенных радионуклидов к их предельным значениям для жидких отходов,
приведенным в приложении 5
Правил, не превышает 1).
В СЭЗ указывается разрешенный вид использования. Эти сырье,
материалы и изделия подлежат обязательному радиационному контролю.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
3.11.5. Числовые значения допустимой удельной активности по
основным долгоживущим радионуклидам для неограниченного использования металлов
приведены в прилож. 4 к
Правилам.
3.11.6. Документ об уровнях снимаемого радиоактивного
загрязнения и содержании техногенных радионуклидов в сырье, материалах и
изделиях, предназначенных для вывоза с радиационного объекта, и их соответствии
положениям пунктов 3.11.2 – 3.11.4 Правил выдает служба радиационной
безопасности.
3.11.7. Юридическое или физическое лицо, производящее
дезактивацию, переплавку или иную переработку материалов, содержащих
радионуклиды, должно иметь санитарно-эпидемиологическое заключение на данный
вид деятельности и соответствующую лицензию.
Технология переработки материалов и сырья и его дальнейшего
использования должна быть согласована с органом, осуществляющим федеральный
государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
3.11.8. Эти сырье, материалы и изделия не должны иметь снимаемого
радиоактивного загрязнения, превышающего уровни, приведенные в пункте 3.11.2.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
3.11.9. В случае невозможности или нецелесообразности
дальнейшего использования материалов, изделий и сырья, содержащих радионуклиды
с удельной активностью больше МЗУА, с ними необходимо обращаться как с
радиоактивными отходами.
Облучение населения
5.1.1. Требования по обеспечению радиационной безопасности
населения распространяются на регулируемые природные источники ионизирующего
излучения: изотопы радона и продукты их радиоактивного распада в воздухе
помещений, гамма-излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных
изделиях и материалах, природные радионуклиды в питьевой воде, минеральных
удобрениях и агрохимикатах, а также в продукции, изготовленной с использованием
минерального сырья и материалов, содержащих природные радионуклиды.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
5.1.2. Органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации
планируют и осуществляют мероприятия по оценке и снижению уровней облучения
населения за счет природных источников излучения. Сведения об уровнях облучения
населения природными источниками излучения учитываются в рамках ЕСКИД и
заносятся в радиационно-гигиенические паспорта территорий.
Степень радиационной безопасности населения характеризуют
следующие значения эффективных доз облучения от всех основных природных
источников излучения:
• менее 5 мЗв/год – приемлемый уровень облучения населения
от природных источников излучения;
• свыше 5 до 10 мЗв/год – облучение населения является
повышенным;
• более 10 мЗв/год – облучение населения является высоким.
Мероприятия по снижению уровней облучения природными
источниками излучения должны осуществляться в первоочередном порядке для групп
населения, подвергающихся облучению в дозах более 10 мЗв/год.
5.1.3. В помещениях зданий жилищного и общественного
назначения, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства,
капитального ремонта и реконструкции, среднегодовая эквивалентная равновесная
объёмная активность (далее – ЭРОА) изотопов радона в воздухе помещений и
мощность дозы гамма-излучения должны соответствовать требованиям пункта 5.3.2 ,
а в эксплуатируемых зданиях -требованиям пункта 5.3.3 .
5.1.4. Если показатели радиационной безопасности зданий
жилищного и общественного назначения (части помещений) превышают установленные
в пунктах 5.3.2 и 5.3.3
значения, то предусматриваются мероприятия по их снижению. При невозможности
снизить значения одного или обоих показателей до нормативного уровня без
нарушения целостности здания рассматривается вопрос о переселении жильцов и
перепрофилировании здания или части помещений или о сносе здания.
5.1.5. Для строительства зданий жилищного и общественного
назначения должны применяться строительные материалы и изделия с эффективной
удельной активностью природных радионуклидов не более 370 Бк/кг.
5.1.6. При выборе участков территорий под строительство
зданий жилищного и общественного назначения выбираются участки с мощностью
эквивалентной дозы гамма-излучения менее 0,3 мкЗв/ч и плотностью потока радона
с поверхности грунта не более 80 мБк/(м2∙с).
При на участке с мощностью
эквивалентной дозы гамма-излучения выше 0,3 мкЗв/ч, плотностью потока радона с
поверхности грунта более 80 мБк/(м2∙с) в проекте должна быть
предусмотрена система защиты здания от повышенных уровней гамма-излучения и
радона.
5.1.7. Для проверки соответствия зданий жилищного и
общественного назначения требованиям пунктов 5.3.2 и 5.3.3
на всех стадиях строительства, реконструкции, капитального ремонта и
эксплуатации зданий жилищного и общественного назначения проводится
радиационный контроль. В случаях обнаружения превышения нормативных значений
должен проводиться анализ связанных с этим причин и должны осуществляться
необходимые защитные мероприятия, направленные на снижение мощности дозы
гамма-излучения и/или содержания радона в воздухе помещений.
5.1.8. Качество питьевой воды по
показателям радиационной безопасности должно соответствовать требованиям пункта
5.3.5 .
Если при совместном присутствии
в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:
Ai
– удельная активность i-го радионуклида в воде,
Бк/кг;
УВi –
уровни вмешательства для i-го радионуклида,
принимаемые по прилож. 2а к ,
Бк/кг;
N –
общее число определяемых радионуклидов в воде, то мероприятия по снижению
радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.
5.1.9. Если
условие пункта 5.1.8 Правил не
выполняется, но выполняется условие:
то должны осуществляться
мероприятия по снижению содержания радионуклидов в воде с учетом принципа оптимизации.
При этом для удельной активности
техногенных радионуклидов в питьевой воде должно выполняться условие:
Аk
– удельная активность k-го техногенного
радионуклида в воде, Бк/кг;
УВk –
уровни вмешательства для k-го техногенного
радионуклида, принимаемые по прилож. 2а к ,
Бк/кг;
М – общее число определяемых техногенных
радионуклидов в воде.
Обоснование характера защитных мероприятий проводится на
основании взвешивания пользы и вреда для здоровья населения с учетом
результатов исследований воды возможных альтернативных источников по
показателям радиационной, биологической, химической безопасности и
органолептических свойств, а также возможного ущерба в связи с прерыванием или
ограничением водопотребления населения.
5.1.10. В случае, когда условия пунктов 5.1.8 и 5.1.9
Правил не выполняются, то по показателям радиационной безопасности вода из
источника считается непригодной для питьевого водоснабжения населения.
Поиск и переход на альтернативный источник водоснабжения
населения в таких случаях осуществляется в безотлагательном порядке.
5.1.11. Контроль соответствия питьевой воды требованиям
радиационной безопасности осуществляет организация, обеспечивающая
водоснабжение населения, или производство бутилированной воды, в т.ч.
искусственно минерализованной, а также напитков на основе воды, в рамках
программы производственного контроля.
5.1.12. Санитарно-эпидемиологические заключения на воду из
источников централизованного питьевого водоснабжения населения, бутилированную
воду, в т.ч. искусственно минерализованную и напитки на основе воды, а также на
проекты округов и зон санитарной охраны водных объектов, используемых для
питьевого, хозяйственно-бытового водоснабжения и в лечебных целях, оформляются
с учетом результатов оценки соответствия питьевой воды требованиям радиационной
безопасности.
5.1.13. Удельная активность природных радионуклидов в
минеральных удобрениях и агрохимикатах должна соответствовать требованиям
пункта 5.3.6 .
5.1.14. Эффективная удельная активность
природных радионуклидов в облицовочных изделиях и материалах, используемых для
внутренней облицовки зданий и сооружений, а также в санитарно-технических
изделиях, посуде, емкостях для цветов и растений, изделиях художественных
промыслов и предметах интерьера из керамики, керамогранита, природного и
искусственного камня, глины, фаянса и фарфора не должна превышать 740 Бк/кг.
5.1.15. Контроль за содержанием природных радионуклидов в
строительных материалах и изделиях, минеральных удобрениях и агрохимикатах, а
также в продукции, перечисленной в пункте 5.1.14
Правил, осуществляет производитель. Применение этой продукции допускается при
наличии санитарно-эпидемиологического заключения органов, осуществляющих
федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
В сопроводительной документации должно указываться численное
значение удельной активности природных радионуклидов на каждый вид такой
продукции.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
5.1.16. Использование в коммунальных условиях и быту
материалов и изделий, для которых в
и настоящих Правилах не установлены прямые нормативы на содержание природных
радионуклидов, допускается, если при использовании их по назначению эффективная
доза облучения населения не превысит 0,1 мЗв/год.
5.1.17. При перевозке строительных материалов и изделий,
минерального сырья и материалов, изделий на их основе, а также производственных
отходов, содержащих природные радионуклиды, мощность дозы на поверхности
транспортного средства не должна превышать 1 мкЗв/ч, а на поверхности упаковки
продукции – 2,5 мкЗв/ч.
Область применения
1.1. Основные санитарные правила и нормативы обеспечения
радиационной безопасности (далее – Правила) устанавливают требования по защите
людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от
источников ионизирующего излучения (далее – ИИИ), на которые распространяется
действие «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» (далее – ) (зарегистрированы Министерством юстиции Российской Федерации 14
августа 2009 года, регистрационный № 14534).
1.2. Правила являются обязательными для исполнения на
территории Российской Федерации всеми юридическими и физическими лицами,
независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности
которых возможно облучение людей, а также для администрации субъектов
Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации,
иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской
Федерации.
1.3. Правила распространяются на всех юридических и
физических лиц, осуществляющих:
– проектирование, добычу, производство, хранение,
использование, транспортирование радиоактивных веществ и других источников
ионизирующего излучения (НИИ);
– сбор, хранение, переработку, транспортирование и
захоронение радиоактивных отходов;
– монтаж, ремонт и наладку приборов, установок и аппаратов, действие
которых основано на использовании ионизирующего излучения, и устройств,
генерирующих ионизирующее излучение;
– радиационный контроль техногенных ИИИ.
Правила также распространяются на юридических и физических
лиц, от деятельности которых зависит уровень облучения людей природными ИИИ, и
организации, выполняющие работы на территории, загрязненной радиоактивными
веществами.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
1.4. Правила являются обязательными при проектировании,
строительстве, эксплуатации, реконструкции, перепрофилировании и выводе из
эксплуатации радиационных объектов.
1.5. Настоящими Правилами должны руководствоваться в своей
работе органы, осуществляющие федеральный государственный
санитарно-эпидемиологический надзор, а также иные органы исполнительной власти,
осуществляющие контроль в области обеспечения радиационной безопасности,
специальные службы, осуществляющие контроль за безопасностью.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
1.6. Нормативные правовые акты в области обеспечения
радиационной безопасности, принимаемые федеральными органами исполнительной
власти, органами исполнительной власти субъектов Российской Федерации, органами
местного самоуправления, решения юридических лиц по указанным вопросам,
государственные стандарты, строительные нормы и правила, правила охраны труда,
ветеринарные правила не должны противоречить положениям настоящих Правил.
1.7. Техногенные ИИИ и радиоактивные отходы
подлежат обязательному контролю и учету. Обращение с техногенными ИИИ или
радиоактивными отходами допускается только при наличии
санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий работы с ними
санитарным правилам (далее – СЭЗ).
(Измененная редакция. Изм. № 1)
1.7.1. Полностью освобождаются от контроля и учета без
оформления СЭЗ:
– материалы или изделия, удельная активность техногенного
радионуклида в которых меньше значения, приведенного для него в приложении 3 Правил (при наличии нескольких
техногенных радионуклидов – сумма отношений удельных активностей радионуклидов
к значениям, приведенным для них в приложении 3 Правил, не превышает 1);
– любые электрофизические устройства, генерирующие
ионизирующее излучение с максимальной энергией не более 5 кэВ.
(Введен дополнительно. Изм. № 1)
1.7.2. Освобождаются от контроля после оформления СЭЗ:
– материалы или изделия весом не более 1 тонны, удельная
активность техногенного радионуклида в которых меньше его минимально значимой
удельной активности (далее – МЗУА), приведенной в приложении 4
(при наличии нескольких техногенных радионуклидов – сумма отношений удельных
активностей радионуклидов к их МЗУА не превышает 1);
– изделия, содержащие радионуклидные источники, мощность
амбиентного эквивалента дозы (далее – МАД) в любой доступной точке на
расстоянии 0,1 м от внешней поверхности которых при любых возможных режимах
эксплуатации изделия не превышает 1,0 мкЗв/ч; при этом должна быть исключена
возможность доступа пользователя к радионуклидному источнику без нарушения
конструкции изделия или пломбы изготовителя и обеспечена надежная герметизация
радиоактивного содержимого при всех возможных условиях эксплуатации изделия;
– электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее
излучение, при любых возможных режимах и условиях эксплуатации которых МАД в
любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности устройства не
превышает 1,0 мкЗв/ч.
Под любыми возможными режимами эксплуатации изделия понимаются
любые режимы, которые может установить пользователь, не нарушая конструкцию
изделия или пломбу изготовителя.
(Введен дополнительно. Изм. № 1)
1.8. Деятельность в области использования
техногенных ИИИ и (или) обращения с радиоактивными отходами осуществляется при
наличии специального разрешения (лицензии) на право осуществления этой
деятельности, выданного органами, уполномоченными осуществлять лицензирование.
(Измененная редакция. Изм. № 1)
1.8.1. Лицензия на право осуществления деятельности в
области использования техногенных ИИИ не требуется, если:
– используются техногенные ИИИ или содержащие их изделия,
освобожденные от контроля в соответствии с пунктом 1.7 Правил;
– установки, генерирующие ионизирующее излучение,
используются для медицинской диагностики или лечения пациентов организациями,
имеющими лицензию на медицинскую деятельность, включающую рентгенологию;
– активность техногенного радионуклида в открытом
радионуклидном источнике на любом рабочем месте не превышает его минимально
значимой активности (далее – МЗА) (при наличии нескольких техногенных
радионуклидов – сумма отношений активностей радионуклидов к их МЗА не превышает
1), а суммарная активность техногенного радионуклида в открытых радионуклидных
источниках в организации не превышает 10 МЗА (при наличии нескольких
техногенных радионуклидов – сумма отношений активностей радионуклидов к их МЗА
не превышает 10);
– используются закрытые радионуклидные источники, активность
техногенного радионуклида в каждом из которых не превышает
минимально-лицензируемой активности (далее – МЛА) радионуклида, приведенной в
приложении 6 Правил (при
наличии нескольких техногенных радионуклидов – сумма отношений активностей
радионуклидов к их МЛА не превышает 1).
Закрытые радионуклидные источники, активность техногенного
радионуклида в которых превышает МЗА (при наличии нескольких техногенных
радионуклидов – сумма отношений активностей радионуклидов к их МЗА превышает
1), но не превышает МЛА (при наличии нескольких техногенных радионуклидов –
сумма отношений активностей радионуклидов к их МЛА не превышает 1), подлежат
регистрации.
(Введен дополнительно. Изм. № 1)
1.8.2. Лицензия на право осуществления деятельности в
области обращения с радиоактивными отходами не требуется, если осуществляется
обращение с отработавшими закрытыми радионуклидными источниками, активность
техногенного радионуклида в каждом из которых не превышает его МЛА (при наличии
нескольких техногенных радионуклидов – сумма отношений активностей
радионуклидов к их МЛА не превышает 1).
(Введен дополнительно. Изм. № 1)
Санпропускники и саншлюзы
3.10.1. Санпропускник должен размещаться в здании, в котором
проводятся работы с открытыми источниками излучения, или в отдельном здании,
соединенном с производственным корпусом закрытой галереей.
В состав санпропускника входят: душевые, гардеробная
домашней одежды, гардеробная спецодежды, помещения для хранения средств
индивидуальной защиты, пункт радиометрического контроля кожных покровов и
спецодежды, душевые, термокамера, кладовая грязной спецодежды, кладовая чистой
спецодежды, комната гигиены женщин, туалетные комнаты.
3.10.2. Планировка санпропускника должна исключать
возможность пересечения потоков персонала в личной и специальной одежде.
Возможность прохода из помещений зоны свободного доступа в помещения зоны
контролируемого доступа, минуя санпропускник, должна быть исключена.
3.10.3. Стационарные саншлюзы размещаются между 2-й и 3-й
зонами рабочих помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками
излучения. В саншлюзах предусматриваются:
• места для переодевания, хранения и предварительной
дезактивации дополнительных средств индивидуальной защиты;
• пункт радиационного контроля;
Помимо стационарных саншлюзов возможно использование
переносных саншлюзов, устанавливаемых непосредственно у входа в помещение, где
производятся радиационно-опасные работы.
3.10.4. Пол, стены и потолки санитарно-бытовых помещений, а
также поверхности шкафов должны иметь влагостойкие покрытия, слабо сорбирующие
радиоактивные вещества и допускающие влажную уборку и дезактивацию.
3.10.5. Число мест для хранения домашней и рабочей одежды в
гардеробной должно соответствовать максимальному числу людей, постоянно и
временно работающих в смене.
3.10.6. Транспортирование грязной спецодежды через чистые
помещения в открытой таре запрещается. Кладовая загрязненной спецодежды должна
располагаться вблизи пунктов радиометрического контроля и гардеробной
спецодежды.
Сортировка спецодежды должна производиться по ее виду и
степени радиоактивного загрязнения. Загрязненная спецодежда из гардеробной
передается в кладовую в упакованном виде для последующей сдачи в спецпрачечную.
3.10.7. Помещения для хранения и выдачи дополнительных
средств индивидуальной защиты (фартуки, очки, респираторы, дополнительная
обувь) должны размещаться между гардеробной спецодежды и рабочими помещениями.
Хранение уборочного инвентаря, предназначенного для уборки
«чистой» и «грязной» зон санпропускников, следует осуществлять раздельно в
специальных помещениях (кладовые) либо в специальных шкафах.
3.10.8. Пункт радиометрического контроля кожных покровов
должен размещаться между душевой и гардеробной домашней одежды.