Тизимнинг ушбу имкониятидан фойдаланиш учун Сиз авторизация қилинишингиз керак!
Рўйхатдан ўтишни хоҳлайсизми? Ёки тизимга ўз логинингиз билан кирасизми?

Авторизация қилиш Рўйхатдан ўтиш

×
 ×
НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-2006) И ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ОСПОРБ-2006)

Термины и определения

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (НРБ-2006)

1. Область применения

2. Общие положения

3. Ограничение техногенного облучения в контролируемых условиях

4. Защита от природного облучения в производственных условиях

5. Ограничение облучения населения

6. Ограничение облучения населения в условиях радиационной аварии

7. Контроль за выполнением Норм

8. Значения допустимых уровней радиационного воздействия

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-2006)

1. Область применения

2. Общие положения

ПРАКТИЧЕСКАЯ РЕАЛИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ПРИНЦИПОВ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Принцип обоснования

Принцип оптимизации

УКАЗАНИЯ ПО ЗАПОЛНЕНИЮ ТАБЛИЦЫ САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКОГО ЗАКЛЮЧЕНИЯ

КРИТЕРИИ ВМЕШАТЕЛЬСТВА НА ЗАГРЯЗНЕННЫХ ТЕРРИТОРИЯХ

1.1. Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Закона Республики Узбекистан «О радиационной безопасности» в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям Норм.
2.4. НРБ-2006 относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.
3.2.1. Планируемое облучение персонала категории А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.
3.2.2. Планируемое повышенное облучение персонала в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается с разрешения территориальных ЦГСЭН, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 - только с разрешения МЗ РУз.
3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу категории А, и на них распространяются положения раздела 3.2 настоящих Норм. Эти лица должны быть обучены (с проверкой знаний) для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.
5.1.1. Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения (п. 1.3). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.
5.2.1. Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.
Таблица 5.1

Значения дозовых коэффициентов, величин предельного годового поступления с воздухом и пищей, допустимой объемной активности во вдыхаемом воздухе и уровни вмешательства при поступлении с водой отдельных радионуклидов для населения Республики Узбекистан1

Радионуклид РН

Период полураспада
Tl/2

Поступление с воздухом

Поступление с водой и пищей

критическая группа [1] КГ

дозовый коэффициент, возд εнас ,Зв/Бк

предел годового поступления, возд ПГПнас Бк в год

допустимая среднегодовая объемная активность, ДОАнас Бк/м3

критическая группа[1] КГ

дозовый коэффициент, пищ εнас, Зв/Бк

предел годового поступления, пищ ПГПнас Бк в год

уровень вмешательства вода УВ, Бк/кг

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

H-3

12,3

#2

2,7 Е-10

3,7 Е+6

1,9 Е+3

[2]

#2

4,8Е-11

2,1 Е+7

7,7 Е+3

[3]

#2

1,2 Е-10

8,3 Е+6

3,3 Е+3

Sr-82

25 сут

#2

4,0 Е-8

2,5 Е+4

1,3 Е+1

#2

4,1 Е-8

2,4 Е+4

2,3 Е+1

Sr-83

1,35 сут

#2

1,9 Е-9

5,3 Е+5

2,8 Е+2

#2

2,7 Е-9

3,7 Е+5

2,8 Е+2

Sr-85

64,8 сут

#5

8,8 Е-10

1,1 Е+6

1,6 Е+2

#2

3,1 Е-9

3,2 Е+5

2,5 Е+2

Sr-89

50,5 сут

#5

7,3 Е-9

1,4 Е+52,0

1,9 Е+1

#2

1,8 Е-8

5,6 Е+4

5,3 Е+1

Sr-90

29,1 лет

#5

5,0 Е-8

2,0 Е+4

2,7

#5

8,0 Е-8

1,3 Е+4

5,0

Y-87

3,35 сут

#2

2,2 Е-9

4,5 Е+5

2,4 Е+2

#2

3,2 Е-9

3,1 Е+5

2,5 Е+2

Y-88

107 сут

#5

5,4 Е-9

1,9 Е+5

2,5 Е+1

#2

6,0 Е-9

1,7 Е+5

1,1 Е+2

Y-90

2,67 сут

#2

8,8 Е-9

1,1 Е+5

6,0 Е+1

#2

2,0 Е-8

5,0 Е+4

5,1 Е+1

Y-91

58,5 сут

#5

1,0 Е-8

1,0 Е+5

1,4 Е+1

#2

1,8 Е-8

5,6 Е+4

5,8 Е+1

Tc-95m

61,0 сут

#5

1,1 Е-9

9,1 Е+5

1,2 Е+2

#2

2,8 Е-9

3,6 Е+5

2,5 Е+2

Tc-96

4,28 сут

#2

3,9 Е-9

2,6 Е+5

1,3 Е+2

#2

5,1 Е-9

2,0 Е+5

1,3 Е+2

Tc-97

2,60+6 лет

#5

2,8 Е-10

3,6 Е+6

4,9 Е+2

#2

4,9 Е-10

2,8 Е+6

2,0 Е+3

Tc-97m

87,0 сут

#5

4,1 Е-9

2,4 Е+5

3,3 Е+1

#2

4,1 Е-9

2,4 Е+5

2,5 Е+2

Tc-98

4,20+6 лет

#5

1,0 Е-8

1,0 Е+5

1,4 Е+1

#2

1,2 Е-8

8,3 Е+4

6,9 Е+1

Tc-99

2,13+5 лет

#2

5,0 Е-9

2,0 Е+5

2,7 Е+1

#2

4,8 Е-9

2,1 Е+5

2,2 Е+2

1-124

4,18 сут

#2

4,5 Е-8

2,2 Е+4

1,2 Е+1

#2

1,1 Е-7

9,1 Е+3

1,1 Е+1

1-125

60,1 сут

#4

1,1 Е-8

9,1 Е+4

1,7 Е+1

#2

5,7 Е-8

1,8 Е+4

9,3

1-126

13,0 сут

#2

8,3 Е-8

1,2 Е+4

6,3

#2

2,1 Е-7

4,8 Е+3

4,8

1-129

1,57+7 лет

#4

6,7 Е-8

1,5 Е+4

2,9

#4

1,9 Е-7

5,3 Е+3

1,3

1-131

8,04 сут

#2

7,2 Е-8

1,4 Е+4

7,3

#2

1,8 Е-7

5,6 Е+3

6,3

Cs-129

1,34 сут

#2

2,8 Е-10

3,6 Е+6

1,9 Е+3

#2

3,0 Е-10

3,3 Е+6

2,3 Е+3

Cs-131

9,69 сут

#2

1,7 Е-10

5,9 Е+6

3,1 Е-3

#2

2,9 Е-10

3,4 Е+6

2,4 Е+3

Cs-132

4,48 сут

#2

1,2 Е-9

8,3 Е+5

4,4 Е+2

#2

1,8 Е-9

5,6 Е+5

2,8 Е+2

Cs-134

2,06 лет

#6

6,6 Е-9

1,5 Е+5

1,9 Е+1

#6

1,9 Е-8

5,3 Е+4

7,3

Cs-135

2,30+6 лет

#6

6,9 Е-10

1,4 Е+6

1,8 Е+2

#6

2,0 Е-9

5,0 Е+5

6,9 Е+1

Cs-136

13,1 сут

#4

2,0 Е-9

5,0 Е+5

9,6 Е+1

#2

9,5 Е-9

1,1 Е+5

4,6 Е+1

Cs-137

30,0 лет

#6

4,6 Е-9

2,2 Е+5

2,7 Е+1

#6

1,3 Е-8

7,7 Е+4

1,1 Е+1

Pb-210

22,3 лет

#5

1,3 Е-6

7,7 Е+2

1,1 Е-1

#2

3,6 Е-6

2,8 Е+2

4,0 Е-1

Bi-210

5,01 сут

#5

1,1 Е-7

9,1 Е+3

1,2

#2

9,7 Е-9

1,0 Е+5

2,2 Е+2

Po-210

138 сут

#5

4,0 Е-6

2,5 Е+2

3,4 Е-2

#2

8,8 Е-6

1,1 Е+2

2,4 Е-1

Ra-224

3,66 сут

#5

3,7 Е-6

2,7 Е+2

3,7 Е-2

#2

6,6 Е-7

1,5 Е+3

4,2

Ra-226

1,60+3 лет

#5

4,5 Е-6

2,2 Е+2

3,0 Е-2

#5

1,5 Е-6

6,7 Е+2

1,0

Ra-228

5,75 лет

#5

4,4 Е-6

2,3 Е+2

3,1 Е-2

#5

5,3 Е-6

1,9 Е+2

4,0 Е-1

Th-228

1,91 лет

#5

4,7 Е-5

2,1 Е+1

2,9 Е-3

#2

3,7 Е-7

2,7 Е+3

3,8

Th-230

- 7,70+4 лет

#6

1,4 Е-5

7,1 Е+1

8,8 Е-3

#2

4,1 Е-7

2,4 Е+3

1,32

Th-232

1,40+10 лет

#6

2,5 Е-5

4,0 Е+1

4,9 Е-3

#2

4,5 Е-7

2,2 Е+3

1,2

U-234

2,44+5 лет

#5

4,2 Е-6

2,4 Е+2

3,3 Е-2

#2

1,3 Е-7

7,7 Е+3

5,8

U-235

7,04+8 лет

#5

3,7 Е-6

2,7 Е+2

3,7 Е-2

#2

1,3 Е-7

7,7 Е+3

6,0

U-238

4,47+9 лет

#5

3,4 Е-6

2,9 Е+2

4,0 Е-2

#2

1,2 Е-7

8,4 Е+3

6,2

При условиях образования радионуклидов не указанных в табл. 5.1 значений дозовых коэффициентов, величин предельного годового поступления воздухом и пищей радионуклидов для населения устанавливаются МЗ РУз.
Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты (табл. 6.1), необходимо срочное вмешательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от облучения.
6.5. При проведении вмешательств пределы доз (табл. 3.1) не применяются. Исходя из указанных принципов, при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии МЗ РУз устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.
7.4. С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров по п.7.3 устанавливаются контрольные уровни. Порядок установления контрольных уровней изложен в ОСПОРБ-2006. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.
Распределение отдельных соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в таблице 8.3 и минимально значимые удельная активность (МЗУА), активность в помещении или на рабочем месте (МЗА) и группа опасности отдельных пунктов— в таблице 8.4.
8.4. Приведенные в таблицах 5.1 и 8.2. значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГППперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ.
8.5 В таблицу 8.2 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с короткоживущими продуктами их распада (см. разделы 4 и 5). Из-за химической токсичности урана-238 поступление через ораны дыхания его соединений типов Б или П не должно превышать 2,5 (30 Бк) мг в сутки и 500 (6000 Бк) мг в год.
Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из таблицы 8.2 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно, наименьшими значениями ПГПперс и ДОАперс
8.6. В таблице 5.1. для населения приведены:
б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей— критическая возрастная группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГПнас для этой же группы, где ПГПнас наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой удельной активности в питьевой воде УВнас, рассчитанный согласно п. 5.3.5. УВ в пищевых продуктах не приводятся и должны определяться по специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения— см. п. 5.2.4 и с обеспечением непревышение основных пределов доз (табл. 3.1) в нормальных условиях и критериев таблиц 6.3, 6.4 и 6.5 при аварийном облучении.
8.7. В таблицах 8.5 — 8.11 приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами (табл. 8.5 — 8.6), бета-частицами (табл. 8.7), моноэнергетическими фотонами (табл. 8.8 — 8.10) и моноэнергетическими нейтронами (табл. 8.11). Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2я или 4ж) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (переднезадняя геометрия).
8.8. В таблице 8.12 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты персонала. Для кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
8.9. В таблице 8.13 приведены допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств.

Таблица 8.2

Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала организаций Республики Узбекистан

Радионуклид РН

Период полураспада Т1/2

Тип соединения при ингаляции[1]

Дозовый коэффициент воздействияεперс , Зв/Бк

Предел годового поступления ПГПперо Бк в год

Допустимая среднегодовая объемная активность, ДОАперс, Бк/м3

РЬ-210

22,3 лет

Б

8,9-07

2,2+04

9,0

РЬ-212

10,6 час

Б

1,9-08

1,1+06

4,2+02

РЬ-214

0,447 час

Б

2,9-09

6,9+06

2,8+03

Bi-210

5,01 сут.

Б

1,1-09

1,8+07

7,3+03

П

8,4-08

2,4+05

9,5+01

Bi-212

1,01 час

Б

9,3-09

2,2+06

8,6+02

П

3,0-08

6,7+05

2,7+02

Bi-214

0,332 час

Б

7,2-09

2,8+06

1,1+03

П

1,4-08

1,4+06

5,7+02

Ро-210

138 сут.

Б

6,0-07

3,3+04

1,3+01

П

3,0-06

6,7+03

2,7

Ra-224

3,66 сут.

П

2,9-06

6,9+03

2,8

Ra-226

1,60+03 лет

П

3,2-06

6,3+03

2,5

Ra-228

5,75 лет

П

2,6-06

7,7+03

3,1

Ac-228

6,13 час

Б

2,5-08

8,0+05

3,2+02

П

1,6-08

1,3+06

5,0+02

М

1,4-08

1,4+06

5,7+02

Th-228

1,91 лет

П

3,1-05

6,5+02

2,6-01

М

3,9-05

5,1+02

2,1-01

Th-230

7,70+04 лет

П

4,0-05

5,0+02

2,0-01

М

1,3-05

1,5+03

6,2-01

Th-232

1,40+10 лет

П

4,2-05

4,8+02

1,9-01

М

2,3-05

8,7+02

3,5-01

Pa-234

6,70 час

П

3,8-10

5,3+07

2,1+04

М

4,0-10

5,0+07

2,0+04

U-234

2,44+05 лет

Б

5,5-07

3,6+04

1,5+01

П

3,1-06

6,5+03

2,6

М

8,5-06

2,4+03

9,4-01

U-235

7,04+08 лет

Б

5,1-07

2,7+04[1]

1,1+01[1]

П

2,8-06

7,1+03

2,9

М

7,7-06

2,6+03

1,0

U-238

4,47+09 лет

Б

4,9-07

6,0+03[1]

2,4[1]

П

2,6-06

6,0+03[1]

2,4[1]

М

7,3-06

2,7+03

1,1

Если присутствует несколько нуклидов, то сумма отношений активности к их табличным значениям не должна превышать единицу. Приведенные в таблице 8.4. радионуклиды в зависимости от минимально значимой суммарной активности (МЗА) делятся на 4 группы радиационной опасности:
на рабочем месте: удельная активность радионуклидов меньше минимально значимой удельной активности (МЗУА) или активность радионуклида в открытом источнике излучения меньше минимально значимой активности (МЗА), приведенных в таблице 8.4 НРБ-2006, или сумма отношений активности радионуклидов к их табличным значениям меньше 1; а в организации: общая активность радионуклидов в открытых источниках излучения не превышает более чем в 10 раз МЗА или сумму отношений активности разных радионуклидов к их табличным значениям, приведенным в таблице 8.4 НРБ-2006;
2.1.3. Принцип нормирования, требующий непревышения установленных законом Республики Узбекистан «О радиационной безопасности» и НРБ-2006 индивидуальных пределов доз и других нормативов радиационной безопасности, должен соблюдаться всеми организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.
2.1.4. Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными НРБ-2006, вводится система дополнительных производных нормативов от пределов доз в виде допустимых значений: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.
2.4.12. Для лиц, у которых накопленная доза от одного из основных видов облучения (по п. 1.2 НРБ-2006) превышает 0,5 Зв, должна, по возможности, проводиться восстановление доз от остальных видов облучения.
соблюдение требований Закона Республики Узбекистан «О радиационной безопасности», НРБ-2006 и настоящих Правил;
3.5.1. Поставка организациям источников излучения и изделий, содержащих их, проводится по заказам-заявкам (рекомендуемая форма указана в приложении Г). Поставка источников излучения, предназначенных для градуировки и поверки дозиметрической и радиометрической аппаратуры, проводится без специальных разрешений, если их характеристики соответствуют требованиям п. 1.6 Правил.
3.5.2. Передача из одной организации в другую источников излучения и указанных изделий с характеристиками, превышающими значения, приведенные в п. 1.6 Правил, производится с обязательным информированием ЦГСЭН по месту нахождения как передающей, так и принимающей источники излучения организации.
3.5.7. Все поступившие в организацию источники излучения должны учитываться в приходно-расходном журнале (приложение Ж), а сопроводительные документы должны передаваться в бухгалтерию для оприходования.
3.5.21. Транспортные средства, специально предназначенные для перевозки радиоактивных веществ и материалов за пределами организации, должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение (приложение Л). Требования безопасности при транспортировании радионуклидных источников за пределами организации регламентируются отдельными санитарными правилами.
Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с таблицей 8.4 НРБ-2006. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч, не приведенные в этом приложении, относятся к группе Г.
3.8.2. Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по таблице 3.8.1 в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте, при условии, что удельная активность превышает значение, приведенное в таблице 8.4. НРБ 2006.
3.8.7. Работы с открытыми источниками излучения с активностью ниже значений, приведенных в таблице 8.4 НРБ-2006, разрешается проводить в производственных помещениях, к которым не предъявляются дополнительные требования по радиационной безопасности.
3.11.7. Документ о содержании радионуклидов и об отсутствии снимаемого радиоактивного загрязнения в сырье, материалах и изделиях, предназначенных для вывоза с радиационного объекта, и их соответствии положениям п.п. 3.11.2—3.11.6 выдает служба радиационной безопасности данной организации. Санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии указанных сырья, материалов и изделий санитарным правилам выдается ЦГСЭН.
3.11.11. В случае невозможности или нецелесообразности использования сырья, материалов и изделий, отнесенных к категории ограниченного использования (п. 3.11.4), они направляются на специально выделенные участки для временного хранения в местах захоронения промышленных отходов. Эти материалы не должны иметь снимаемого радиоактивного загрязнения. Порядок, условия и способы захоронения таких производственных отходов устанавливаются органами местного самоуправления при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии указанных порядка, условий и способов санитарным правилам.
3.12.3. В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов таблицы 3.12.1 отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается более высокое значение категории отходов.
3.12.13. Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения активности до уровней, не превышающих приведенных в п. 3.12.1 Правил. После такой выдержки твердые отходы удаляются, как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно-технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно-бытовую канализацию.
3.12.20. Изъятые при рекультивации земель нерадиоактивные грунты с повышенной средней удельной альфа-активностью от 0,6 кБк/кг сверх естественного фона, до 10 кБк/кг подлежат захоронению. Указанные грунты должны размещаться в денадуационных объектах (провалах, прогибах, выемках, отработанных карьерах), в вертикальных горных выработках ликвидированных рудников или в построенных пунктах захоронения нерадиоактивных отходов (ПЗНО) без сооружения подстилающего противофильтрационного экрана при условии размещения водоносного горизонта на глубине не менее 4 м от захораниваемых грунтов. Для предотвращения загрязнения почв радионуклидами за счет ветровой эрозии верхние слои грунтов в денадуационных объектах и в ПЗНО должны перекрываться крупнообломочными породами (каменистыми, валунными, щебеночными, галечниковыми, хрящеватыми, гравийными), а при их отсутствии в районе расположения рекультивируемых земель— суглинками, глинами или супесями. Толщина покрытия по условиям технологии укладки этих пород должна быть не менее 25 см.
5.1.3. В организациях, где не проводятся работы с техногенными источниками излучения, уровни природного облучения работников в производственных условиях не должны превышать значений, приведенных в п..2 НРБ-2006. При изменении продолжительности работы, нарушении радиоактивного равновесия природных радионуклидов в производственной пыли, определяющих уровень радиационного воздействия, администрации организации следует установить контрольные уровни радиационного воздействия, на которые необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение ЦГСЭН.
5.1.5. В случае обнаружения превышения установленного норматива (5 мЗв/год) администрация организации принимает все необходимые меры по снижению облучения работников. При невозможности соблюдения указанного норматива в организациях, перечисленных в п. 5.1.1 Правил, допускается приравнивание соответствующих работников по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения. О принятом решении администрация организации информирует ЦГСЭН. На лиц, приравненных по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения, распространяются все требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные для персонала категории А.
5.2.13. Возможность и условия использования материалов и изделий, содержащих природные радионуклиды, для которых в НРБ-2006 не установлены нормативы, определяются специальным нормативным документом государственного органа, уполномоченного осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
6.13. Регламентация планируемого повышенного облучения персонала при ликвидации аварии определяется разделом 3.2 НРБ-2006. Планируемое повышенное облучение допускается для персонала радиационного объекта, участвующего в проведении аварийно-восстановительных работ, и специалистов аварийно-спасательных служб и формирований.
При этом согласно НРБ-2006 минимальным расходом на совершенствование защиты, снижающей эффективную дозу на 1 человеко-зиверт, считается расход, равный одному годовому душевому национальному доходу (величина альфа, принятая в международных рекомендациях).

САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКОЕ ЗАКЛЮЧЕНИЕ

__________________________________________________________________
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________

(полное наименование органа государственного санитарного надзора, адрес, телефон)

Экз. № _____

Санитарно-эпидемиологическое заключение №— на право работы с источниками ионизирующего излучения (ИИИ)

1. Организация __________________________________________________________________
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________

(полное и сокращенное наименование, административный район, адрес, телефон)

2. Министерство, ведомство __________________________________________
____________________________________________________________________________________________________________________________________

(полное и сокращенное наименование, адрес)

3. Вышестоящая (непосредственно над организацией) организация _________

__________________________________________________________________
__________________________________________________________________

(полное и сокращенное наименование, адрес, телефон)

4. Подразделение организации (объект), получающее санитарно-эпидемиологическое заключение
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________

(наименование, подчиненность в структуре организации, административный район, адрес, телефон)

5. Должностное лицо, ответственное за радиационную безопасность на объекте
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________

(должность, номер, дата приказа по организации о возложении ответственности, телефон)

6. Разрешаются работы с ИИИ
Вид и характеристика ИИИ

Вид и характер работ

Место проведения работ

Ограничительные условия

I. Работы с открытыми ИИИ
________________
II. Работы с закрытыми ИИИ
________________
III. Работы с устройствами, генерирующими излучение
________________
IV. Другие работы с ИИИ
________________
7. Санитарно-эпидемиологическое заключение выдано на основании ______
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________
__________________________________________________________________

(актов приемки, обследований и других документов с указанием номеров и дат, органов надзора)

8. Санитарно-эпидемиологическое заключение действительно до «_____» ______________ 2 _____ г.
Главный государственный санитарный врач ____________________________

(Ф.И.О.)

М.П.
Регистрационный номер
организации ______

ЗАКАЗ-ЗАЯВКА НА ПОСТАВКУ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1. Наименование и почтовый адрес поставщика __________________________
___________________________________________________________________
2. Наименование и почтовый адрес заказчика ____________________________
___________________________________________________________________
3. Наименование организации, для которой производится заказ ____________
___________________________________________________________________
4. Предмет заказа ____________________________________________________
___________________________________________________________________

Наименование источника

Единица измерения

Активность единицы

Количество единиц на год

В том числе по месяцам

Общее количество на год (активность)

Сумма, сум
I

IIIIIIIVVVIVIIVIIIIXXXIXII
Итого
___________________________________________________________________
Примечания
___________________________________________________________________
5. Гарантии оплаты __________________________________________________
«___» ______________ 2 ______ г.
Руководитель организации________________________________________
Главный бухгалтер____________________________________________
Главный государственный санитарный врач________________________
М.П.«_____» ________2 _____ г
6. Учетные отметки о реализации заказа-заявки (при разовых поставках)______________
___________________________________________________________________
7. Дата отправки источников Дата получения источников
заказчику«_»_______2 ___ г.заказчиком «_»______2 ___ г.
Исполнено в 4 экз.:
экз.№ 1, 2— поставщику
экз.№ 3— главному санитарному врачу
экз.№ 4— заказчику

ТРЕБОВАНИЕ НА ВЫДАЧУ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ



РАЗРЕШАЮ

____________________________

(подпись руководителя организации)

Прошу выдать для ___________________________________________________________________
___________________________________________________________________

(указать, для какой конкретной работы)

следующие радиоактивные вещества:

Требуется

Фактически выдано

наименование вещества и вид соединений

количество (объем или число источников)

общая активность

количество (объем или число источников)

активность

№ и дата, пас-порт, № источни¬ка (№ партии)

по паспорту

в пересчете на час выдачи вещества

1

2

3

4

5

6

7


Затребовал сотрудник

Выдал ответственный за хранение радиоактивных веществ
________________________________________________________

(фамилия, имя, отчество)

(фамилия, имя, отчество)

________________________________________________________

(название лаборатории или цеха)

(наименование организации

«____» ____________2 ______ г«____» ____________2 ______ г
__________________(подпись)__________________(подпись)



Получил ____________________

(подпись)

Часы _______________ (для короткоживущих)«____» ____________2 ______ г
Утверждаю
_____________________

(подпись руководителя организации)

«___» ________ 2 ____ г.


АКТ О РАСХОДОВАНИИ И СПИСАНИИ
РАДИОНУКЛИДНЫХ ИСТОЧНИКОВ ИЗЛУЧЕНИЯ ОРГАНИЗАЦИИ

___________________________________________________________________

(наименование организации)

Настоящий акт составлен сотрудниками ________________________________
__________________________________________________________________,

(фамилия, имя, отчество)

в том, что полученное по требованию № ______«___» _________ 2 ____ г.
радиоактивное вещество _____________________________________________
___________________________________________________________________

(наименование, номер источника или номер партии, номер и дата паспорта)

в количестве __________с удельной активностью _______________________
и общей активностью ________________________________________________
по измерениям на _______час._______ мин.
(первоначальная стоимость _______________________________________ сум)
«___» ________ 2 ____ г.,использовано для _____________________________
___________________________________________________________________
___________________________________________________________________

(указать характер работы)

Работу проводил ___________________________________________________________________

(фамилия и инициалы сотрудника)


В процессе работ ___________________________________________________________________
___________________________________________________________________

(краткое описание того, что произошло с исходным нуклидом)

Отходы в виде ___________________________________________________________________
сданы на захоронение по документу № ___________«___» _________ 2 ____ г.
Остаток вещества _______________________в количестве _________________
общей активностью __________________________________________________
___________________________________________________________________

(возвращен в хранилище или отсутствует)

____________________________________________«___» _________ 2 ____ г.


Руководитель работ


______________________

(подпись)

Сотрудник______________________

(подпись)

Ответственный за хранение радионуклидов_____________________

(фамилия, инициалы)

_________

«___» ________ 2 _____ г.

(подпись)

САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКОЕ ЗАКЛЮЧЕНИЕ О СООТВЕТСТВИИ УСЛОВИЙ И СПОСОБОВ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ И ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ, УСТРОЙСТВ И УСТАНОВОК С ИСТОЧНИКАМИ ИЗЛУЧЕНИЯ И РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ САНИТАРНЫМ ПРАВИЛАМ

1. Наименование организации ________________________________________
2. Вид транспорта (автомашина, прицеп, ж/д вагон) ______________________
номер ___________________________________________________________________
3. Оборудование транспорта __________________________________________
___________________________________________________________________
4. Обеспеченность аварийным комплектом ______________________________
5. На основании санитарного осмотра и результатов дозиметрических измерений разрешается перевозка:
а) упаковок с радиоактивными веществами, установками и устройствами с радионуклидными источниками ___________________________________________________________________
___________________________________________________________________

(указать количество, категорию упаковок и суммарную активность)

б) радиоактивных отходов (жидких, твердых)
_________________________________________________________________

(подчеркнуть)

___________________________________________________________________

(указать вид отходов и их активность)

Дата выдачи санитарно-эпидемиологического заключения
«____» ______________ 2 ____ г.

Срок действия до «__» ______ 2 ___ г.

М.П. Главный государственный санитарный врач ________________________

«____» ______________ 2 ____ г.

СООТНОШЕНИЯ МЕЖДУ ЕДИНИЦАМИ СИ И ВНЕСИСТЕМНЫМИ ЕДИНИЦАМИ АКТИВНОСТИ И ХАРАКТЕРИСТИК ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ

Величина и ее символ

Название и обозначение единиц

Связь между единицами

Единица СИ

Внесистемная единица

Активность АБеккерель (Бк), равный одному распаду в секунду (расп./с)Кюри (Ки)1 Ки = 3,7 х 1010расп./с = 3,7 х 1010Бк; 1 Бк = 1 расп./с; 1 Бк = 2,703 х 10-11 Ки
Плотность потока I или тока JE энергии частицВатт на квадратный метр (Вт/м2), равный одному джоулю на квадратный метр в секунду [Дж/(м2хс)]Эрг на квадратный сантиметр в секунду [эрг/(см2 х с)] или мегаэлектронвольт на квадратный сантиметр в секунду [МэВ/(см2 х с)]1 эрг/(см2 х с) = 1 х 10-3J Дж/(м2 х с) =1 x l 0-3_JВт/м2;
1 Вт/м2 = 1 Дж/(м2 х с) = 1 х 103 эрг/(см2 х с);
1 МэВ/(см2 х с)= 1,602 х 10-9 Дж/(м2 х с) = 1,602 х 10-9 Вт/м2;
1 Вт/м2 = 1 Дж/(м2 х с) = 6,24 х 108 МэВ/(см2 х с)
Поглощенная доза БГрей (Гр), равный одному джоулю на килограмм (Дж/кг)Рад (рад)1 рад=100 эрг/г=1 х 10-2 Дж/кг =1х10-2 Гр; 1 Гр = 1 Дж/кг; 1 Гр=1 Дж/кг=104 эрг/г = 100 рад
Мощность поглощенной дозы DГрей в секунду (Гр/с), равный одному джоулю на килограмм в секунду [Дж/(кг х с)]Рад в секунду (рад/с)1рад/с= 1х10-2 Дж/(кг х с) = 1х10-2 Гр/с; 1 Гр/с =1 Дж/(кг х с) = 1х102 рад/с
Эквивалентная доза НЗиверт (Зв), равный одному грэю на взвешивающий коэффициент для вида излучения - WR[1ГрWR=Дж/кг)WR]Бэр (бэр)1 бэр = 1 рад/WR = (1 х 10-2 Дж/кг)/ WR= (1 х 10-2 Гр)/ WR= 1 х 10-2 Зв; 1 Зв = 1 Гр/ WR = (1 Дж/кг)/ WR = 100 рад/WR = 100 бэр
Мощность эквивалентной дозы НЗиверт в секунду (Зв/с)Бэр в секунду (бэр/с)1 бэр/с = 1 х 10-2 Зв/с; 1 Зв/с = 100 бэр/с
Экспозиционная доза* XКулон на килограмм (Кл/кг)Рентген (Р)1 Р = 2,58 х 10-4 Кл/кг (точно); 1 Кл/кг = 3,88 х 103 Р (приближенно)
Мощность экспозиционной дозы XКулон на килограмм в секунду [Кл/(кг х с)]Рентген в секунду (Р/с)1 Р/с = 2,58 х 10-4Кл/Осг х с) (точно); 1 Кл/(кг х с) = 3,88 х 103 Р/с (приближенно)
Керма** КГрэй (Гр), равный одному джоулю на килограмм (Дж/кг)Рад (рад)1 рад = 100эрг/г=1 х 10-2 Дж/кг = 1 х 10-2 Гр; 1 Гр = 1 Дж/кг; 1 Гр = 1 Дж/кг = 104 эрг/г = 100 рад
Мощность кермы КГрэй в секунду (Гр/с), равный одному джоулю на килограмм в секунду [Дж/(кг х с)Рад в секунду (рад/с)1 рад/с=1 х 10-2Дж/(кг х с) = 1 х 10-2 Гр/с; 1 Гр/с = 1 Дж/(кг х с) =1х102 рад/с

При обнаружение ошибки в акте, выделите и нажмите Ctrl+Enter.

© Центр правовой информатизации при Министерстве юстиции Республики Узбекистан