Наказ №54 Зареєстровано в Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 р за №552/10832 Про затвердження державних санітарних правил "Основні санітарні правила



Сторінка10/17
Дата конвертації11.01.2017
Розмір2.12 Mb.
ТипНаказ
1   ...   6   7   8   9   10   11   12   13   ...   17

14.5.4. Результати всіх видів індивідуального дозиметричного контролю повинні реєструватись і зберігатись в установі протягом 50 років. Під час проведення індивідуального дозиметричного контролю необхідно вести облік річної ефективної та еквівалентних доз, а також сумарних доз за весь період професійної роботи. Індивідуальну дозу опромінення осіб персоналу категорії А фіксують у картці індивідуального обліку дози. Картка індивідуального обліку доз робітника та відповідна інформація в спеціалізованій базі даних повинні зберігатися до моменту досягнення робітником 75-річного віку, але не менше ніж 30 років після звільнення робітника.

14.5.5. Копія даних з усієї історії попереднього опромінення працівника у випадку його переходу в іншу установу, де проводяться роботи з джерелами іонізуючих випромінювань, повинна передаватися на нове місце роботи за запитом; оригінал повинен зберігатися на попередньому місці роботи.

Дані про індивідуальні дози у осіб, які відряджені до підприємства повинні повідомлятися за місцем їх постійної роботи.

14.5.6. Перелік інформації, яка підлягає тривалому зберіганню, затверджується адміністрацією у відповідності до вимог нормативів і за узгодженням з територіальними закладами державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України.

14.5.7. Усі реєстраційні записи повинні бути доступними для служби радіаційної безпеки і медичної частини та, за запитом, закладів державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України та органів державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки. Адміністрація підприємства повинна надавати вичерпну інформацію про зміст реєстраційних записів за запитом працівника в індивідуальному порядку.

14.6. Контрольні рівні

14.6.1. Контрольні рівні (далі - КР), визначені як радіаційно-гігієнічні регламенти першої групи, встановлюються адміністрацією підприємства за узгодженням із закладами державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України з метою закріплення досягнутого на цьому підприємстві (об'єкті) рівня санітарно-гігієнічного благополуччя щодо потенційно-шкідливих для здоров'я людини факторів радіаційної природи.

14.6.2. КР установлюються підприємством у відповідності з методиками, затвердженими МОЗ України.

14.6.3. КР для підприємств I і II категорій узгоджуються МОЗ України.

14.6.4. При введенні в експлуатацію нових або модернізації радіаційно-ядерних об'єктів, технологічних процесів, операцій, нових робочих місць уводяться проектні КР. Проектні КР розраховуються на основі проектних параметрів дозиметричної обстановки на робочих місцях, у приміщеннях, на проммайданчику, в СЗЗ. Проектні КР є невід'ємною складовою частиною проектної документації.

14.6.5. Після накопичення достатнього обсягу фактичних даних дозиметричного контролю (радіаційного моніторингу та ІДК) проектні КР переглядаються і вводяться експлуатаційні КР. Рекомендований період для введення експлуатаційних КР - 1 рік з моменту початку експлуатації нової (модифікованої) технології.

14.6.6. КР установлюються з метою:

закріплення досягнутого рівня радіаційного благополуччя для конкретних видів робіт, технологій та обладнання, у тому числі умов, що забезпечують це благополуччя: стан робочих місць, надійність засобів стаціонарного і нестаціонарного захисту, а також режиму забезпечення радіаційної безпеки, що установився;

удосконалення СДК як для умов проектного технологічного процесу, так і при будь-яких його змінах;

оперативного виявлення всіх випадків незапланованої зміни радіаційної обстановки, включаючи аварійні ситуації, що потребують розслідування і прийняття рішень;

практичної реалізації принципу неперевищення лімітів доз і принципу оптимізації радіологічного захисту;

здійснення закладами державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України функцій поточного санітарного нагляду.

14.6.7. Значення КР не повинні перевищувати 70 % значень відповідних допустимих рівнів.

14.6.8. КР установлюються настільки низькими, наскільки це практично можливо з урахуванням варіації контрольованого параметра при нормальних (штатних) умовах експлуатації. При цьому ймовірність перевищення експлуатаційних КР унаслідок варіації контрольованого параметра в штатних умовах експлуатації повинна бути узгоджена МОЗ України при узгодженні величини КР.

14.6.9. При встановленні експлуатаційних КР в аналізованій статистичній вибірці значень контрольованого параметра повинні враховуватись усі випадки підвищених значень контрольованого параметра, які пов'язані з порушеннями технологічного режиму, передбаченого проектом або регламентом робіт, і відносно яких виконані розслідування в установленому Правилами порядку.

14.6.10. У залежності від особливостей радіаційно-ядерного об'єкта КР підлягають регулярному перегляду (не рідше ніж 1 раз на 3 роки). При цьому повинен бути переглянутий і перелік контрольованих параметрів. Термін дії документів повинен зазначатись при їх затвердженні. Достроковий перегляд КР здійснюється при змінах технології, які можуть вплинути на радіаційну обстановку.

14.6.11. Факт перевищення КР повинен розглядатися як ознака погіршення радіаційної обстановки. Випадки перевищення КР повинні розслідуватись, а причини, які їх викликали, - усуватися. У разі якщо перевищення КР не пов'язане з санітарними порушеннями або відхиленнями від передбачених проектом нормальних режимів експлуатації, КР можуть бути достроково переглянуті.

14.6.12. За фактом перевищення КР не більше ніж на 20% (за умови неперевищення ДР, DL) проводиться внутрішнє розслідування силами персоналу служби РБ підприємства, результати якого відображаються у ЗВСЗ.

14.6.13. При перевищенні КР більше, ніж на 20% (за умови неперевищення ДР, DL) адміністрація підприємства:

призначає комісію з розслідування факту перевищення КР, до складу якої включаються спеціалісти служби РБ підприємства і за необхідності - фахівці державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України;

оперативно (протягом 7 днів) інформує територіальний заклад державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України про факт перевищення КР, причини та рекомендації комісії;

протягом місяця направляє до закладів державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України акт розслідування, затверджений керівником підприємства, з додатком усіх матеріалів роботи комісії.

14.6.14. При перевищенні КР більше ніж у 5 разів або при перевищенні ДР, DL адміністрація підприємства негайно (протягом робочого дня) інформує територіальний заклад державної санітарно-епідеміологічної служби, призначає комісію з розслідування факту перевищення КР (ДР, DL), до складу якої включаються спеціалісти служби РБ підприємства і (в обов'язковому порядку) фахівці державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України. Результати розслідування комісії включаються у ЗВСЗ.

15. Поводження з радіоактивними відходами

15.1. Загальні вимоги

15.1.1. Радіоактивні відходи (далі - РАВ) - це особливий вид радіоактивних матеріалів (у будь-якому агрегатному стані), відносно яких установлено, що:

ні зараз, ні в майбутньому вони не можуть бути використані;

за сучасного рівня науки і техніки ще немає рішення щодо того, яким чином ці матеріали можуть бути використані в рамках сучасних чи створених у майбутньому технологічних процесів;

питома активність радіонуклідів у цих відходах перевищує встановлені Правилами рівні вилучення радіоактивних відходів (пункт 15.1.6 Правил).

15.1.2 Детальні вимоги стосовно технології безпечного поводження з радіоактивними відходами, які включають:

вимоги до проектної документації щодо РАВ-виробляючих технологій;

порядок безпечного виконання основних і допоміжних технологічних операцій щодо збору, зберігання, підготовки до захоронення, транспортування, захоронення РАВ;

вимоги щодо безпеки конструкцій контейнерів для збору РАВ;

вимоги до документації з обліку РАВ, а також до супроводжувальних документів, необхідних під час транспортування та прийому на захоронення РАВ;

вимоги до протиаварійних заходів;

вимоги до радіаційно-дозиметричного контролю виробничого середовища, а також контролю об'єктів навколишнього середовища;

вимоги до приміщень (місць) тимчасового зберігання (витримки) визначаються окремими санітарними правилами поводження з радіоактивними відходами.

15.1.3. До рідких радіоактивних відходів належать:

розчини неорганічних речовин;

пульпи фільтроматеріалів, шлами;

солеві плави;

органічні рідини (масла, розчинники), що мають такі радіаційні характеристики:

    уміст окремих радіонуклідів перевищує допустиму концентрацію,

встановлену   для   води,   що   використовується  населенням  для

                            ingest

господарсько-питних цілей (PC      );

                            B

    склад суміші  радіонуклідів  такий,  що  сума  співвідношення

питомої активності кожного окремого радіонукліда  до  відповідного

               ingest

значення його PC       перевищує одиницю.

               B

15.1.4. У залежності від цілей класифікації всі РАВ підрозділяються на типи, групи, категорії і види.

15.1.5. Установлюються такі типи РАВ:

короткоіснуючі;

довгоіснуючі.

Такий поділ здійснюється на основі критеріїв допустимості захоронень РАВ у поверхневих (приповерхневих) сховищах, альтернативою для яких є захоронення в стабільних глибоких геологічних формаціях.

Класифікація РАВ, що грунтується на критеріях допустимості (недопустимості) їх захоронень у сховищах різних типів




Тип РАВ

Дози
потенційного
опромінення
через 300
років після
захоронення

Тип можливого
звільнення в
період до 300
років після
захоронення

Допустимий тип
захоронення РАВ

Короткоіснуючі

Нижче рівня Б

Повне, обмежене

Поверхневий або
приповерхневий

Довгоіснуючі

Вище рівня А

Не розглядається

У стабільних
глибоких
геологічних
формаціях

Примітка. Рівень А відповідає річній дозі 50 мЗв, рівень Б - 1 мЗв.

15.1.6. Усі РАВ поділяються на чотири групи, належність до яких визначається в залежності від значення рівня вилучення, встановленого для тієї чи іншої групи радіонуклідів, що містяться в РАВ.

Класифікація твердих радіоактивних відходів за критерієм "рівень вилучення"




Група
РАВ

Тверді РАВ

Рівень
вилучення,
кБк * кг(-1)

1

Трансуранові альфа-випромінюючі
радіонукліди

0,1

2

Альфа-випромінюючі радіонукліди (за
винятком трансуранових)

1

3

Бета-, гамма-випромінюючі радіонукліди (за
винятком віднесених до групи 4)

10

4

H-3, C-14, Cl-36, Ca-45, Mn-53, Fe-55,
Ni-59, Ni-63, Nb-93m, Tc-99, Cd-109,
Cs-135, Pm-147, Sm-151, Tm-171, Tl-204

100

Примітка. За наявності у складі радіоактивних відходів кількох радіонуклідів, що належать до однієї групи, їх питомі активності додаються.

15.1.7. Уводиться три категорії для твердих та рідких РАВ, що не підлягають вилученню, причому їх питома активність є класифікаційним критерієм віднесення даних РАВ до тієї чи іншої категорії.

Класифікація категорій твердих і рідких РАВ за критерієм питомої активності




Категорії
РАВ

Інтервал значень питомої активності
твердих РАВ, кБк * кг(-1)

Інтервал
значень питомої
активності
рідких РАВ в
одиницях
кратності
ingest
PC
B




альфа-радіонукліди

бета-, гамма-радіонукліди




Група 1

Група 2

Група 3

Група 4




1

Низько-
активні

> 10(-1) < 10(1)

> 10(0) < 10(2)

> 10(1) < 10(3)

> 10(2) < 10(4)

> 1 < 10(2)

2

Середньо-
активні

>= 10(1) < 10(5)

>= 10(2) < 10(6)

>= 10(3) < 10(7)

>= 10(4) < 10(8)

>= 10(2) < 10(6)

3

Високо-
активні

>= 10(5)

>= 10(6)

>= 10(7)

>= 10(8)

>= 10(6)

Примітки:

1. Запис ">= 10(-1)" слід розуміти як: "питома активність більше або дорівнює 10(-1) кБк * кг(-1), а запис "<10(1)" - "менше 10(1) кБк * кг(-1)".

2. Розподіл на групи 1-4 відповідає класифікації у пункті 15.1.6.

3. Для тих відходів, які є сумішшю РАВ різних категорій, категорія встановлюється за найбільш високою компонентою, що входить до суміші.

4. Категорія високоактивних РАВ розподіляється на дві підкатегорії:

"низькотемпературні" - високоактивні РАВ, питоме тепловиділення яких у місцях тимчасового зберігання або в захороненнях не перевищує 2 кВт * м(-3);

"тепловидільні" - високоактивні РАВ, питоме тепловиділення яких становить 2 і більше кВт * м(-3).

15.1.8. Для гамма-випромінюючих РАВ з невідомою питомою активністю допускається використання класифікації їх на "низько-", "середньо-" та "високоактивні" за критерієм потужності поглиненої в повітрі дози на відстані 0,1 м від поверхні, на якій знаходяться РАВ.

Класифікація РАВ з невідомим радіонуклідним складом (НРС) та невідомою питомою активністю за критерієм потужності поглиненої в повітрі дози на відстані 0,1 м від поверхні об'єкта (контейнера)




Категорія РАВ

Потужність поглиненої в повітрі
дози, мкГр * год(-1)

1

Низькоактивні НРС

> 1; <= 100

2

Середньоактивні НРС

> 100; <= 10000

3

Високоактивні НРС

> 10000

Примітка. Запис "> 1; <= 100" слід розуміти як: "потужність поглиненої в повітрі дози - більше 1 мкГр * год(-1) і менше або дорівнює 100 мкГр * год(-1)".

15.1.9. Допускається побудова класифікацій твердих і рідких відходів, що базуються на розподілі РАВ за видами виробництва з РАВ-утворюючими технологіями або за видами РАВ-утворюючих джерел, що виникли в результаті незапланованих (наприклад, аварійних) подій (додаток 15).

15.1.10. РАВ класифікуються за критеріями величини періоду напіврозпаду радіонуклідів, які входять до цих відходів:

короткоіснуючі, у складі яких немає радіонуклідів з періодами напіврозпаду, що перевищують 10 років;

середньоіснуючі, які містять радіонукліди з періодом напіврозпаду понад 10 років, але не більше 100 років;

довгоіснуючі, в яких містяться радіонукліди з періодами напіврозпаду, що перевищують 100 років.

15.1.11. У свою чергу короткоіснуючі РАВ поділяються на:

"добовики", з періодами напіврозпаду радіонуклідів, які входять до них, що не перевищують 18 діб; до них, зокрема, належать Na-24, K-42, I-123, I-131, Te-132+I-132, Cs-136;

"місячники", період напіврозпаду яких не перевищує трьох місяців: Sr-85, Sr-89, Y-91, Nb-95, Zr-95, I-125, Ba-140;

"річники", до яких належать радіонукліди з періодом напіврозпаду понад три місяці: Ca-45, Ru-106, Ba-133, Cs-134, Ce-144, Tl-204.

15.1.12. Переробку радіоактивних відходів, а також їх захоронення здійснюють спеціалізовані організації з поводження з радіоактивними відходами.

16. Радіаційна безпека в умовах опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного походження

16.1. Вимоги цього розділу поширюються на джерела випромінювання природного походження, що формують опромінення населення і виробниче опромінення працівників.

16.2. Радіаційна безпека і протирадіаційний захист під час опромінення джерелами природного походження населення і працівників виробництв забезпечується введенням:

системи дозових критеріїв щодо обмеження рівнів опромінення працівників;

системи радіаційного контролю, обсяг і структура якого в умовах виробництв дорівнює відповідним дозовим критеріям;

системи недозових критеріїв і радіаційних характеристик середовища, що є безпосередніми об'єктами інструментального радіаційного контролю у виробничих умовах;

системи протирадіаційних заходів (контроль і обмеження доз) у виробничих умовах;

системи захисних заходів (контроль, зниження та відвертання доз опромінення) для населення, що відповідають установленим рівням дії і рівням обов'язкової дії в умовах хронічного опромінення.

17. Обмеження опромінення персоналу джерелами природного походження

17.1. Опромінення джерелами природного походження у виробничих умовах належить до професійного, а працівники, зайняті на такого виду виробництвах, кваліфікуються як персонал, якщо роботи з цими джерелами є невід'ємною частиною радіаційно-ядерних технологій:

добування уранових і торієвих руд підземним або відкритим способами як частина ядерно-енергетичного циклу;

технології, пов'язані із збагаченням та первинною переробкою уранових і торієвих руд;

технології, пов'язані із добуванням та виробленням металевих урану і торію з рудних концентратів;

технології, пов'язані з промисловим добуванням і концентруванням окремих природних радіонуклідів уранового і торієвого рядів.

17.2. Усі роботи, здійснювані в рамках технологій, перерахованих у пункті 17.1, кваліфікуються як практична діяльність, а природні джерела в рамках цієї діяльності визначаються як індустріальні.

17.3. В умовах практичної діяльності, що не містить робіт і технологій, перерахованих у пункті 17.1, персонал також може зазнавати додаткового опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного походження. У цьому разі встановлюються такі дозові критерії необхідності здійснення контролю та обліку природної складової опромінення персоналу.

Якщо у виробничих умовах річна ефективна доза опромінення персоналу техногенно-підсиленими джерелами природного походження (без урахування дози фонового опромінення) не перевищує 1 мЗв, то контроль і облік природної компоненти опромінення персоналу не є обов'язковим.

При ефективних дозах опромінення персоналу від 1 до 5 мЗв у рік, пов'язаних з техногенно-підсиленими природними джерелами, вводиться система періодичного радіаційного контролю цього радіаційного фактора, а значення самих доз додаткового опромінення, оцінених за результатами контролю, додаються до індустріальної компоненти професійного опромінення персоналу. Отримана таким чином у виробничих умовах сумарна доза опромінення розглядається далі як доза опромінення персоналу, яка обмежується лімітами доз.

У випадках, коли природна компонента опромінення персоналу перевищує 5 мЗв у рік, необхідно вживати заходів для зниження величини виробничого опромінення від природних джерел до значень, менших за 5 мЗв у рік, після чого набирає чинності вимога щодо застосування процедури підсумовування. Комплекс таких захисних заходів узгоджується державною санітарно-епідеміологічною службою МОЗ України.

Вимоги до системи контролю визначаються у відповідності до Правил.

17.4. Додаткове опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження на виробництві, що відповідають умовам, викладеним у пункті 17.3 може бути пов'язане з:

підвищеною концентрацією природних радіонуклідів у будівельних і облицювальних матеріалах стін і перекриттів виробничих приміщень;

підвищеною еквівалентною рівноважною об'ємною активністю (далі - ЕРОА) радону і торону в повітрі;

підвищеним вмістом природних радіонуклідів у матеріалах, що використовуються у технологічних процесах (спеціальні фарби та покриття, цирконієві вироби з підвищеним вмістом природних радіонуклідів, торовані електроди).

17.5. Установлюються референтні - середні протягом року - значення радіаційних характеристик виробничого середовища, зумовлені природними джерелами випромінювання, що забезпечують неперевищення ефективної дози 5 мЗв у рік, у припущенні опромінення одним джерелом, що складають:

потужність поглиненої дози у повітрі робочих приміщень 4 мкГр * год(-1);

значення еквівалентної рівноважної об'ємної активності (ЕРОА) радону-222 у повітрі 300 Бк * м(-3);

значення ЕРОА радону-220 (торону) - 60 Бк * м(-3).

17.6. Установлюються нижні рівні дії для ЕРОА у повітрі функціонуючих виробничих приміщень, що дорівнюють 60 Бк * м(-3) радону-222 і 10 Бк * м(-3) радону-220 (торону). На виробництвах, де має місце перевищення цих рівнів, уводиться спеціальна система періодичного радіаційного контролю і рекомендується здійснення заходів щодо зниження об'ємної активності радону та його дочірніх радіонуклідів у повітрі цих приміщень.



Поділіться з Вашими друзьями:
1   ...   6   7   8   9   10   11   12   13   ...   17


База даних захищена авторським правом ©divovo.in.ua 2017
звернутися до адміністрації

войти | регистрация
    Головна сторінка


загрузить материал