НАОП 9.5.10-1.01-84

НАОП 9.5.10-1.01-84 Правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в учреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР

АКАДЕМИЯ НАУК СCСР ПРАВИЛА РАБОТЫ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ДРУГИМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ В УЧРЕЖДЕНИЯХ ОРГАНИЗАЦИЯХ И НА ПРЕДПРИЯТИЯХ АКАДЕМИИ НАУК СССР Ответственный редактор член-корреспондент АН СССР Ю. А. ЗОЛОТОВ ИЗДАТЕЛЬСТВО «НАУКА» МОСКВА 1984 ПРЕДИСЛОВИЕ Настоящие Правила являются значительно переработанным дополненным и расширенным изданием «Инструкции по р'аботе с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в научных учреждениях АН СССР» М.: Наука 1963. 239 с. . Последняя редакция Правил подготовлена в связи с появлением новых направлений научно-исследовательских работ увеличением объема использования и расширением номенклатуры применяемых источников ионизирующих излучений а также в связи с выходом в свет второго издания «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80» М.: Энергоиз-дат 1981. 95 с. . Правила согласованы с Министерством здравоохранения СССР и ЦК профсоюза работников просвещения высшей школы и научных учреждений и утверждены Президиумом АН СССР Распоряжение от 5 октября 1982 г. № 10143-1678 . Они распространяются на все учреждения АН СССР использующие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений. Переработка Правил проводилась комиссией созданной Распоряжением Президиума АН СССР от 18 ноября 1981 ь № 10143 1871 . Состав комиссии: член-корреспондент АН СССР Ю. А. Золотев председатель доктора физико-математических наук А. П. Захаров Ю. В. Стависский; доктора химических наук В. Е. Казаринов Б. Ф. Мясоедов; доктор технических наук Ю. В. Сивинцев; кандидаты физико-математических наук К. А. Белавинцев Ю. В. Воронов И. Р. Гек-кер Н. И. Головастиков; кандидат биологических наук В. А. Пасешниченко; кандидат экономических наук Н. С. Прокофьев; кандидаты технических наук В. Н. Примак-Миролюбов Г. И. Терехов; кандидат геолого-минералогических наук [Е. П. Сонюшкин[; В. К. Миронов член редакционной коллегии В. Н. Петифоров-Северов Л. М. Площан-ский М. А. Фельдман В. В. Хлопков ответственный секретарь . В Правила включены новые главы отражающие специфику проведения работ с термоядерными установками с лазерами и электронно-вакуумными установками источниками ионизирующих излучений а также главы о мерах защиты и личной гигиены охраны внешней среды от воздействия вредных производственных факторов при работе с радио активными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. Расширена глава «Работа на исследовательских ядерных реакторах» требованиями радиационной бет опасности при эксплуатации критических стендов. В разделы отражающие характерные особенности про ведения работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в различных областях научных исследований введены дополнительные требования но размещению планировке и отделке помещений по вентиляции и водоснабжению а также по предупреждению аварий и ликвидации их последствий При составлении главы «Радиационный контроль" учтены рекомендации «Типового положения о службе радиационной безопасности учреждений АН СССР» а также опыт работы служб радиационной безопасности учреждений АН СССР. Дополнительные сведения необходимые при организации и проведении работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений приведены в Приложениях к настоящим Правилам. Кроме членов комиссии к подготовке отдельных глав привлекались сотрудники различных институтов АН СССР В разработке главы 2 «Размещение учреждений лабораторий и участков предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений. Основные требования к проектированию отделке и оборудованию помещений» а также в подготовке разделов о вентиляции отоплении водоснабжении планировке отделке лабораторий и других участвовали кандидаты технических наук А.Я Яковлев и В. М. Крупчатников. Глава 4 «Получение учет хранение и транспортировка источников ионизирующих излучений» составлена с участием А. В. Микова и В. К. Кандыбарова. В разработке отдельных подразделов главы 5 «Работа с открытыми радиоактивными веществами» приняли участие В. К. Кандыбаров А И. Нефедова А. В. Миков кандидат химических наук И. А. Лебедев Большую помощь в подготовке главы 8 «Работа на уско-рителях заряженных частиц» оказали Ю. Т. Миронов и как дидат физико-математических наук Е. А. Глазов. Глава 12 «Работа на электронных микроскопах высоковольтных электровакуумных приборах и других установках подобного типа источниках неиспользуемого рентгеновского излучения» написана В. А. Разумовской. В подготовке главы 13 «Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений при геологических исследованиях» принял участие кандидат геолого-минералогических наук В. В. Викторов. При окончательном редактировании настоящих Правил учтены все ценные замечания Главной государственной санитарной инспекции Министерства здравоохранения СССР и Центрального Комитета профсоюза работников просвещения высшей школы и научных учреждений СССР. Большая техническая помощь в подготовке Правил оказана сотрудниками Службы радиационной безопасности АН СССР и Отдела охраны труда УД АН СССР. Комиссия выражает глубокую благодарность Всесоюзному центральному ордена «Знак Почета» научно-исследовательскому институту охраны труда ВЦСПС Отделу радиационной безопасности и радиационных исследований Объединенного института ядерных исследований Центральной лаборатории радиационной безопасности Всесоюзного научно-исследовательского института ядерной геофизики и геохимии а также другим организациям приславшим свои замечания предложения и рекомендации при подготовке настоящих Правил. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ТЕРМИНОЛОГИЯ Извлечения из «Норм радиационной безопасности НРБ-76» «Санитарных правил размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ» и «Единых санитарных правил размещения и эксплуатации радиационно-технологических установок с ускорителями электронов» Ионизирующее излучение любое излучение взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Примечания. 1. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относятся к ионизирующим излучениям. 2. В дальнейшем как сокращенная форма используется также термин излучение. Гамма-излучение электромагнитное фотонное излучение испускаемое при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц. Характеристическое излучение фотонное излучение с дискретным спектром испускаемое при изменении энергетического состояния атома. Тормозное излучение фотонное излучение с непрерывным спектром испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц. Тормозное излучение возникает в среде окружающей источник бета-излучения в рентгеновских трубках в ускорителях электронов и т. п. Рентгеновское излучение совокупность тормозного и характеристического излучений диапазон энергии фотонов которых составляет 1 кэВ 1 МэВ. Линейная передача ЛПЭ заряженных частиц в среде Lд средняя энергия dE теряемая частицей в среде при соударениях с передачей энергии меньше А на малом отрезке пути II деленная на этот отрезок: L = dE / dl В качестве единицы измерения ЛПЭ используется килоэлектронвольт на микрометр воды 1 кэВ/мкм = 0 16 нДж/м. Поглощенная доза Д средняя энергия dE переданная излучением веществу в некотором элементарном объеме деленная на массу вещества dm в этом объеме: Д = dE / dm. Единицей поглощенной дозы является джоуль на килограмм Дж/кг . Paд специальная единица поглощенной дозы; 1 рад = 100 эрг/г = 1·10-2 Дж/кг = 0 01 Гр. Грей единица поглощенной дозы в системе единиц СИ Гр; 1 грей равен одному джоулю поглощенному в килограмме вещества: 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад. Мощность поглощенной дозы Р приращение поглощенной дозы dД за малый промежуток времени 11 деленное на этот промежуток: Р = dD / dt. Специальной единицей мощности поглощенной дозы является рад в секунду рад/с . Экспозиционная доза X полный заряд dQ ионов одного знака возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха деленный на массу воздуха в этом объеме: Х = dQ / dm. Единица экспозиционной дозы кулон на килограмм Кл/кг. Примечания. 1. Термин используется для фотонного излуче-нта с энергией фотонов 1 кэВ 3 МэВ. 2. Мощность экспозиционной дозы определяется аналогично мощности поглощенной дозы. Рентген специальная единица экспозиционной дозы Р; 1Р=0 258=мКл/кг точно . Эквивалентная доза Я величина введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и определяемая как произведение поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества излучения Q в данной точке ткани. Примечания. 1. Коэффициент качества Q определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах от полной ЛПЭ излучения безразмерная величина. Регламентированная зависимость коэффициента качества Q от полной ЛПЭ Q L следующая: L кэВ/мкм воды <3 5 7 0 23 53 >175 Q L 1 2 5 10 20 Q = Д1Q1 + Д2Q2 + D3Q3 + ... D = 1/D D L Q L dL 2. Эквивалентная доза и коэффициент качества должны использоваться только для целей радиационной безопасности при значении Я не более 5 ПДД. 3. Мощность эквивалентной дозы определяется аналогично мощ- ности поглощенной дозы. Бэр специальная единица эквивалентной дозы 1бэр = 100эрг/г / Q = 1 ·10-2 Дж/кг / Q = 0 01 Гp / Q = 0 013в. Зиверт новая единица эквивалентной дозы в системе единиц СИ Зв; один зиверт равен одному грею деленному на коэффициент качества 13в = 1Гр /Q = 1Дж/кг /Q = 100 paд /Q = 100 бэр. Активность А радиоактивного вещества число спонтанных ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt деленное на этот промежуток: А = dN/dt. Единицей измерения активности является одно ядерное превращение в секунду. В системе единиц СИ она получила название беккерель Бк. Кюри специальная единица активности Ки. 1 Ки = 3 7·1010 ядерных превращений в секунду. Нуклид вид атомов характеризующихся массовым числом и атомным номером. Иногда нуклид определяется также энергетическим состоянием ядра. Нуклиды с одинаковым атомным номером но разным массовым числом называются изотопами. Источник излучения вещество или установка испускающее или способное испускать ионизирующее излучение. Закрытый источник радиоактивный источник излучения устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях его эксплуатации на которые он рассчитан. Открытый источник радиоактивный источник излучения при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду. Гамма-эквивалент mRa источника условная масса точечного источника 220Ra создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы как и данный источник. Специальной единицей гамма-эквивалента является килограмм-эквивалент радия; 1 кг-экв радия на расстоянии 1 см в воздухе от источника создает мощность экспозиционной дозы 2 33 кР/с точно или 8 4-106 Р/ч соответственно 1 мг-экв радия 2 33·10-3 Р/с или 8 4 Р/ч. Внешнее облучение воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников излучения. Внутреннее облучение воздействие на организм ионизирующих излучений радиоактивных веществ находящихся внутри организма. Естественный фон излучения ионизирующее излучение состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ на поверхности земли в приземной атмосфере в продуктах питания в воде в организме человека и др. . Примечание. Естественный фон внешнего излучения на территории СССР создает мощность экспозиционной дозы 4 20 мкР / ч 40 200 мР/год . Критический орган орган часть тела все тело облучение которого в данных условиях причиняет наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. Критические органы разделяют на группы различающиеся по радиочувствительности. Персонал профессиональные работники категория А лица которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Ограниченная часть населения категория Б лица которые не работают непосредственно с источниками излучения но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения применяемых в учреждениях и или удаляемых во внешнюю среду с отходами. Население категория В население области края республики страны. Критическая группа лица которые по принадлежности к возрастной группе по условиям жизни или другим факторам подвергаются наибольшему радиационному воздействию среди данного контингента людей. Предельно допустимая доза ПДД наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала категории А неблагоприятных изменений обнаруживаемых современными методами; ПДД является основным дозовым пределом для лиц категории А. Предел дозы ПД предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения категории Б ; предел дозы устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей; предел дозы контролируется по усредненной для критической группы дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды; ПД является основным дозовым пределом для лиц категории Б. Допустимые уровни нормативные значения поступления радиоактивных веществ в организм содержания радиоактивных веществ в организме их концентрации в воде и воздухе мощности дозы плотности потока и т. п. рассчитанные из значений основных дозовых пределов ППД и ПД. Предельно допустимое годовое поступление ПДП для лиц категории А такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года которое за 50 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу равную 1 ПДД. При ежегодном поступлении на уровне ПДП эквивалентная доза за любой год будет равна или меньше одной ПДД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радиоактивного вещества в организме . Предел годового поступления ПГП для лиц категории Б такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года которое за 70 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу равную 1 ПД. Допустимое содержание ДС такое среднегодовое содержание радиоактивных веществ в организме критическом органе при котором эквивалентная доза равна ПДД для категории А или ПД для категории Б. Допустимая мощность дозы ДМД отношение ПДД или ПД за год ко времени облучения Т в течение года. Для категории А время облучения принимается равным 1700 ч = 1·105 мин = 6 1·106 с в СССР для большей части персонала установлена 36-часовая рабочая неделя и 4 6-недельный отпуск . Для категории Б время облучения Т = 8800 ч = 5 3·105 мин = 3 2·107 с. При установлении контрольных уровней могут использоваться и другие расчетные значения Т в зависимости от условий облучения и фактической продолжительности облучения. Допустимая концентрация ДК отношение ПДП или ПГП радиоактивного вещества к объему воды или воздуха с которыми оно поступает в организм человека в течение года. Для категории А объем воздуха принимается равным 2 5·106 л/год. Для категории Б объем воздуха 7 3·106 л/год объем воды 800 л/год. Примечание. ДК радионуклидов благородных газов аргона криптона ксенона и короткоживущих радионуклидов углерода азота и кислорода рассчитаны из значения ДМД их внешнего бета-и гамма-излучений. Контрольные уровни значения годового поступления радионуклида в организм содержания радионуклида в организме мощности дозы плотности потока частиц концентрации радионуклида в воздухе а для категории Б и в воде загрязнения поверхности устанавливаемые в целях ограничения облучения персонала и населения. Контрольные уровни устанавливаются отдельно для категорий А и Б. Рабочее место место помещение постоянного пребывания персонала для выполнения производственных функций в течение не менее 50% рабочего времени или двух часов непрерывно. Если при этом обслуживание процессов производства осуществляется в различных зонах помещения то постоянным рабочим местом считается все помещение. Минимально значимая активность МЗА наибольшая активность открытого источника на рабочем месте не требующая регистрации или получения разрешения органов Госганнадзора. Радиационная опасность радионуклида радиационно-гигиеническая характеристика радионуклида; все радионуклиды как потенциальный источник внутреннего облучения разделяются в порядке убывания радиационной опасности на четыре группы с индексами А Б В Г. Санитарно-защитная зона территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов на которой уровень облучения может превысить предел дозы. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль. Зона наблюдения территория где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы. На территории зоны наблюдения проводится радиационный контроль. Неиспользуемое рентгеновское излучение рентгеновское излучение возникающее внутри электровакуумных приборов электронно-лучевых ионно-плазменных электронных микроскопов и других установок в результате торможения ускоренных электрическим полем электронов на электродах на обрабатываемых или исследуемых материалах и на других металлических или содержащих соединения тяжелых элементов деталях и являющееся побочным паразитным т. е. не связанным с назначением этих приборов и установок. Источники неиспользуемого рентгеновского излучения приборы и установки устройства генерирующие неиспользуемое рентгеновское излучение. Ускоритель электронов электрофизическое устройство генерирующее поток электронов или тормозное излучение с максимальной энергией свыше 0 1 МэВ . Радиационная установка с ускорителем электронов электрофизическая радиационная установка источником ионизирующих излучений является ускоритель электронов предназначенная для облучения различных объектов ионизирующими излучениями. Стационарная радиационная установка с ускорителем электронов установка для размещения которой требуются специально оборудованные помещения. Радиационная установка с ускорителем электронов с индивидуальной местной защитой установка в которой радиационная защита является элементом ее конструкции и непосредственно прилегает к источнику излучения и основным конструктивным узлам установки. Система блокировки радиационной установки ускорителя функциональная часть радиационной установки ускорителя обеспечивающая аварийное выключение функциональных частей установки ускорителя с целью обеспечения безопасности персонала. Система сигнализации радиационной установки ускорителя функциональная часть радиационной установки ускорителя информирующая о проведении радиационного процесса значении экспозиционной дозы в радиационно опасной зоне на рабочих местах состоянии отдельных функциональных частей установки ускорителя . Пультовая комната управления помещение постоянного пребывания персонала в котором расположен пульт управления и контроля за работой радиационной установки ускорителя . Радиационно опасная зона зона в пределах которой мощность дозы ионизирующих излучений превышает 0 1 мбэр/ч. Радиационная авария ситуация инцидент которая привела или могла бы привести к внешнему или внутреннему облучению людей радиоактивному загрязнению окружающей среды и объектов облучения выше допустимых величин. Запретный период минимальное время между окончанием облучения и разрешением входа в рабочую камеру необходимое для уменьшения в ней концентрации токсических веществ до заданных величин за счет ее вентилирования а также для снижения уровней излучения от наведенной активности конструкционных и других материалов в рабочей камере до допустимых величин. Мощная радиоизотопная гамма-установка установка основанная на использовании гамма-излучения закрытых радиоизотопных источников излучения активностью более 500 Ки. Установка с сухой защитой установка в которой защита от гамма-излучения источника облучателя выполнена из твердых материалов бетон свинец и т. п. . Установка с жидкостной водной защитой установка в которой защита от гамма-излучения источника облучателя обеспечивается слоем жидкости вода или другая жидкость . Установка со смешанной защитой установка в которой защита от гамма-излучения источника облучателя обеспечивается комбинацией твердых и жидких материалов. Передвижная установка установка смонтированная и используемая на самоходных или несамоходных транспортных средствах автомашина вагон и т. д. . Стационарная установка установка размещение которой требует специально оборудованных помещений. Установка с неподвижным облучателем установка в которой объект облучения подается к облучателю неподвижному или незначительно перемещаемому относительно защиты как во время облучения так и в положениях хранения. Установка с подвижным облучателем установка в которой источники облучатель перемещаются из положения хранения к объекту облучения и обратно. Облучатель устройство собранное из закрытых радиоизотопных источников излучения и обеспечивающее пространственное расположение их для создания требуемого поля ионизирующего излучения. Рабочая камера рабочий объем помещение емкость окруженное защитой от гамма-излучения в котором осуществляется непосредственное воздействие излучения на объекты. Лабиринт устройство в виде коридора многоколенча того кольцевого или иной формы расположенного в защите рабочей камеры установки и служащего для сообщения с ней и уменьшения уровней отраженного гамма-излучения до заданных значений. Рабочий бассейн емкость заполненная жидкостью и служащая для хранения источников облучателя в нерабочем положении а в установках с жидкостной защитой и для помещения облучаемого объекта. Загрузочный бассейн емкость заполненная жидкостью обеспечивающей защиту от гамма-излучения при загрузке догрузке и смене источников облучателя установки . Сухой способ загрузки способ загрузки облучателя источниками излучения непосредственно из транспортного контейнера или с использованием защитной камеры. Жидкостный способ загрузки способ загрузки облучателя источниками излучения с использованием загрузочного бассейна. Приемный бассейн емкость предназначенная для обмыва и дезактивации транспортных контейнеров. Смежное помещение помещение непосредственно примыкающее к рабочей камере и отделенное от нее стационарной защитой от гамма-излучения. Технологические каналы каналы проходящие сквозь защиту установок и предназначенные для подводки к рабочей камере различных коммуникаций механических газовых водных и т. п. и обеспечивающие уменьшение уровней отраженного гамма-излучения до заданных значений. Хранилище источников защитное устройство для хранения отдельных источников облучателя в перерывах между облучением объектов в рабочей камере рабочем объеме . Радиационная технология совокупность операций при которых получение веществ или обработка объектов осуществляется воздействием на них ионизирующих излучений. Компетентный орган государственный или другой орган обладающий юрисдикцией в отношении рассматриваемых видов деятельности. Глава 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ 1.1. Все учреждения АН СССР использующие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений а также проектирующие строящие и реконструирующие радиационно опасные объекты должны организовать проведение своих работ в соответствии с требованиями настоящих Правил. 1.2. Ответственность за выполнение настоящих Правил и других нормативных документов регламентирующих радиационную безопасность а также за обеспечение необходимых условий работы возлагается на администрацию учреждений использующих радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений. 1.3. Все виды работ с источниками ионизирующих излучений в том числе производство обработка применение хранение и транспортирование источников ионизирующих излучений переработка и обезвреживание радиоактивных отходов осуществляются только с разрешения и под контролем органов Госсаннадзора и вышестоящих ведомственных служб радиационной безопасности которым представляется вся необходимая информация для оценки возможной радиационной опасности персоналу и населению и выяснения санитарного состояния соответствующего объекта. Примечание. Вышестоящими службами радиационной безопасности в АН СССР являются: а Служба радиационной безопасности Академии наук СССР при Отделе охраны труда АН СССР для всех учреждений АН СССР; б Служба радиационной безопасности Сибирского отделения АН СССР для учреждений Сибирского отделения АН СССР; в Отдел радиационной безопасности при Ленинградском институте ядерной физики им. Б. П. Константинова АН СССР для уч реждений г. Ленинграда и Ленинградской области Кольского Карельского Коми филиалов АН СССР; г службы радиационной безопасности научных центров и филиалов для учреждений научных центров и филиалов. 1.4. Учреждения АН СССР освобождаются от получения разрешений соответствующих органов на работу с источниками ионизирующих излучений в следующих случаях: а если активность источника на рабочем месте меньше минимально значимой активности указанной в табл. 1. НРБ-76 * а общая активность источников находящихся в учреждении не превышает указанную величину более чем в 10 раз; б если учреждения получают используют или храпят любые количества радиоактивных веществ в виде растворов с концентрацией не больше допустимой концентрации для лиц категории Б для воды см. табл. 1 НРБ-76 1 ; в если учреждения получают используют или хранят любые количества радиоактивных веществ в твердом-состоянии с удельной активностью менее 2*10-6 "Ки/кг 7 4*10-4 Бк/кг для бета-источников; менее 1*10-7 г-экв Rа/кг для гамма-источников; менее 2*10-7 Ки/кг 7 4*103 Бк/кг для альфа-источников кроме радионуклидов трансурановых элементов для которых эта величина не должна превышать 1*10-8 Ки/кг 3 7*102 Бк/кг ; г если мощность эквивалентной дозы в любой точке находящейся на расстоянии 0 1 м от поверхности закрытого источника не превышает 0 1 мбэр/ч 0 001 мЗв/ч ; обеспечена надежная герметизация радиоактивных веществ находящихся внутри источника а конструкция последнего согласована с органами Госсаннадзора; д если используется оборудование в котором происходит ускорение электронов до энергии менее 10 кэВ. 1.5. Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений связана с опасностью облучения работающих. Вредное воздействие может оказывать внешнее облучение внутреннее облучение при попадании радиоактивных веществ внутрь организма через органы дыхания пищевой тракт или кожу и смешанное облучение внешнее и внутреннее . Годовые предельно-допустимые дозы облучения работающих и ограниченной части населения среднегодовые допустимые концентрации радиоактивных веществ в воздухе и воде допустимое годовое поступление радиоактивных веществ в организм а также уровни допустимого загрязнения радио- Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80. М.: Энергоиздат. 95 с Далее везде дается сокращенно - НРБ-76 и ОСП-72/80. активными веществами различных поверхностей регламентируются НРБ-76. 1.6. При разработке мероприятий по защите от воздействия ионизирующего излучения следует предусматривать снижение суммарной дозы от всех источников внешнего и внутреннего облучений ниже предельно допустимой дозы или предела дозы для каждой категории лиц и группы критических органов а также предусматривать мероприятия по охране окружающей среды от радиоактивных загрязнений. Необходимо исключить возможность всякого необоснованного облучения лиц любой категории населения а постоянный контроль за выполнением комплекса мероприятий по радиационной безопасности в учреждении должен вести к снижению дозы облучения до возможно более низкого уровня. 1.7 Проведение различных видов работ электротехнических химических работ с СВЧ и др. в подразделениях учреждения где используются радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений должно осуществляться с учетом требований соответствующих нормативных документов. 1.8. Помещения оборудование приборы и аппараты передвижные установки контейнеры и транспортные средства предназначенные для работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений должны быть промаркированы знаками радиационной опасности Приложение 1 . 1.9. Использование радиоактивных веществ для введения в вырабатываемую продукцию независимо от физического состояния продукции а также производство радиоактивных веществ и препаратов выпуск приборов и установок действие которых основано на использовании ионизирующих излучений разрешается только после предварительного согласования с Главным санитарно-эпидемиологическим Управлением Министерства здравоохранения СССР. 1.10. Возможность и условия использования производственных отходов учреждений АН СССР содержащих естественные или искусственные радионуклиды а также возможность и условия использования пищевых продуктов и иных предметов подвергавшихся радиационной обработке определяются по согласованию с Главным санитарно-эпидемиологическим Управлением Министерства здравоохранения СССР. 1.11. В медицинской практике могут применяться только такие методы диагностики профилактики и лечения основанные на использовании радионуклидов и других источни- Таблица 1 Мощность эквивалентной дозы Рн используемая при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения Категория облучаемых лиц время облучения Назначегие помещений и территорий Проектная мощность дозы мбэр/ч мЗв/ч Категория А t = 36 ч в неде- Помещения постоянного пребывания персонала 1 4 0 014 лю 50 недель в году Помещения в которых персонал пребывает не более половины ра-бочего времени 2 8 0 028 Категория Б t = 41 ч в неделю 50 недель в году Любые помещения учреждения и территория сани гарно-защитной зоны где могут находиться лица относящиеся к категории Б 0.12 0 0012 t 168 ч в неделю 52 недели в году Любые помещения в том числе жилые и территория в пределах зоны наблюдения 0 03 0 0003 ков ионизирующих излучений которые разрешены Министерством здравоохранения СССР. 1.12. При проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения включая защиту боксов каньонов других необслуживаемых помещений которые персонал посещает периодически или при проведении ремонтных работ в связи с возможными неточностями в исходных данных необходимо вводить коэффициент запаса по мощности эквивалентной дозы равный 2. Проектирование защиты от излучений должно выполнять-ся с учетом назначения помещений категории лиц подвергающихся облучению и продолжительности облучения. Необходимо также учитывать ряд дополнительных факторов: наличие других источников ионизирующих излучений; перспективное увеличение мощности дозы самих источников излучения; повышенную радиочувствительность материалов и аппаратуры; сорбцию радиоактивных веществ конструкционными материалами. 1.13. Расчет защиты проводится исходя из проектной мощности эквивалентной дозы излучения Рн на поверхности защиты в соответствии с формулой Рн = 500 Д/t мбэр/ч Рн = 5 Д/t мЗв/ч где D предельно допустимая доза равная 5 бэр 0 05 Зв в год для лиц категории А и 0 5 бэр 0 005 Зв в год для лиц категории Б; I продолжительность работы персонала ч в год. В этой формуле учтен используемый при проектировании коэффициент запаса по мощности дозы равный двум. Для стандартной продолжительности работы 36 41 ч в неделю значения проектной мощности эквивалентной дозы приведены в табл. 1. Переход от плотности потока частиц или фотонов разных энергий к мощности эквивалентной дозы проводится по табл. 7-11 13 14 НРБ-76. 1.14. Контроль за организацией охраны состоянием наличием условий сохранности источников ионизирующих излучений осуществляют органы внутренних дел. Глава 2 РАЗМЕЩЕНИЕ УЧРЕЖДЕНИЙ ЛАБОРАТОРИЙ И УЧАСТКОВ ПРЕДНАЗНАЧЕННЫХ ДЛЯ РАБОТЫ С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ. ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТИРОВАНИЮ ОТДЕЛКЕ И ОБОРУДОВАНИЮ ПОМЕЩЕНИЙ 2.1. Размещение учреждений лабораторий и участков предназначенных для работ с источниками ионизирующих излучений в жилых зданиях и детских учреждениях запрещается. 2.2. Площадки для размещения учреждений АН СССР предназначенные для работ с источниками ионизирующих излучений должны соответствовать требованиям «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий» 1 ОСП-72/80 и настоящих Правил. Участки для строительства учреждений предназначенных для работ с открытыми радиоактивными веществами по I классу 2 а также с мощными источниками ионизирующих излучений исследовательские ядерные реакторы ускорители работа которых сопровождается образованием наведенной радиоактивности термоядерные установки не следует размещать со стороны преобладающего направления ветров по отношению к жилым зданиям детским общественным и са-нитарно-оздоровительным учреждениям зонам отдыха спортивным сооружениям и т. п. При размещении этих учреждений а также зданий с мощными источниками гамма-излучения следует отдавать предпочтение участкам с низким уровнем грунтовых вод: наивысший уровень этих вод должен быть не менее чем на 1 5 м ниже отметки пола проектируемых подвальных помещений каньонов бассейнов подземных сооружений содержащих жидкие радиоактивные вещества электротехнические коммуникации. 1 Поскольку главы строительных норм и правил периодически переиздаются то пользоваться следует при проектировании последними изданиями СНиП. 2 Определение класса работ см. табл. 2. Ускорители высоких энергий исследовательские ядерные реакторы термоядерные и лазерные установки являющиеся источниками ионизирующих излучений не рекомендуется размещать в районах с активными сейсмическими явлениями переувлажненных с постоянным притоком грунтовых вод в районах со слабыми легко деформируемыми основаниями т. е. на территории требующей дорогостоящих мероприятий по инженерной подготовке. 2.3. Вертикальная планировка участков под объекты предназначенные для работы с источниками ионизирующих излучений должна обеспечивать создание оптимальных уклонов планируемой поверхности для удобного отвода поверхностных вод и использования в необходимых случаях естественного рельефа местности а также грунта из котлованов зданий и траншей подземных инженерных сетей для защиты от ионизирующих излучений при проектировании зданий ускорителей исследовательских ядерных реакторов термоядерных установок . 2.4. Основной принцип проектирования генеральных планов крупных комплексов лабораторных зданий предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений четкое функциональное и санитарное зонирование территории. В научных центрах на территориях которых размещены ускорители исследовательские ядерные реакторы термоядерные установки обычно выделяют следующие основные функциональные зоны: административно-общественные и учебные здания; лаборатории и исследовательские установки; инженерно-технические сооружения и склады; вспомогательные и опытные производства. Кроме того часть территории отводится под автостоянки и зеленые насаждения. 2.5. Участки для строительства ускорителей исследовательских ядерных реакторов термоядерных установок должны иметь размеры достаточные для организации санитарно-защитных разрывов и резервных территорий позволяющих развивать функциональные зоны комплекса в первую очередь зоны лабораторий и исследовательских установок. Резервные территории для ускорителей с энергией более 150 МэВ исследовательских ядерных реакторов и термоядерных установок рекомендуется принимать не менее 50% территории участка для строительства при соответствующем техническом обосновании. Территория около зданий в зонах возможного расширения должна быть свободна от сооружений и подземных коммуникаций. 2.6. На внешней границе санитарно-защитной зоны предел дозы для I группы критических оргаиов 3 лица категории Б не должен превышать 0 5 бэр/год 0 005 Зв/год . 2.7. Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения определяются на основании расчета доз внешнего и внутреннего облучений с учетом распространения радиоактивных выбросов в атмосфере сбросов радиоактивных отходов в водоемы за счет всех источников с учетом используемой системы очистки организационных и защитных мероприятий направленных на ограничение вредных воздействий и локализацию возможных последствий аварий установок условий размещения установок относительно промышленных и населенных районов перспективного роста мощности установок или расширения учреждения - а также метеорологических гидрологических и экологических факторов. Размеры зон в каждом конкретном случае должны быть согласованы с органами Госсаннадзора. Критерием для установления размеров санитарно-защитной зоны служат пределы годового поступления радиоактивных веществ через органы дыхания и пределы доз внешнего облучения ограниченной части населения а также допустимые концентрации радиоактивных веществ в атмосферном воздухе и в воде. Размеры зоны наблюдения при нормальной работе учреждения как правило должны быть в 3 4 раза больше размеров санитарно-защитной зоны. 2.8. В санитарно-защитной зоне запрещается размещение жилых зданий детских учреждений больниц санаториев и других оздоровительных учреждений а также промышленных и подсобных зданий и сооружений не относящихся к учреждению для которого устанавливается сани-тарно-защитная зона. Использование земель санитарно-защитной зоны для сельскохозяйственных целей возможно только с разрешения Главного санитарно-эпидемиологического Управления Министерства здравоохранения СССР по согласованию с Министерством сельского хозяйства СССР. 2.9. В пределах санитарно-защитной зоны допускается размещать относящиеся к объекту для которого установлена зона здания и помещения с целью оборудования систем энергоснабжения вентиляции здания специализированных и вспомогательных производств склады за исключением продовольственных столовые для обслуживающего персонала здравпункты прачечные помещения охраны админи- стративно-служебные здания сооружения инженерно-технического обеспечения и транспорта временные предприятия строительства. Эти сооружения не рекомендуется располагать в направлении распространения пучков излучения. 2.10. Действующие учреждения АН СССР которые не имеют санитарно-защитных зон предусмотренных настоящими Правилами должны создать соответствующие зоны а в случае невозможности принять меры гарантирующие безопасность окружающего населения. 2.11. Для учреждений АН СССР которые применяют только закрытые источники ионизирующих излучений са-нитарно-защитные зоны могут не устанавливаться при условии соблюдения необходимых мер по защите от излучений. 2.12. Территория прилегающая к лабораториям и объектам в которых ведутся работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений должна быть благоустроена и озеленена. Участки резервируемые для последующего строительства могут быть засеяны травой. По внешней границе санитарно-защитной зоны должна быть создана плотная зеленая полоса из нескольких рядов деревьев и кустарников. Со стороны жилой застройки рекомендуется предусматривать полосу древесных насаждений шириной не менее 15 20% установленной ширины зоны. 2.13. Санитарно-защитная зона как правило должна быть ограждена. Расстояние от ограды санитарно-защитной зоны до жилых зданий рекомендуется принимать не менее 25 м. 2.14. Проекты вновь строящихся или реконструируемых •объектов для работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений перед согласованием с органами Госсаннадзора должны быть согласованы с вышестоящими ведомственными службами радиационной безопасности. 2.15. В помещениях предназначенных для работ с открытыми радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений создающими наведенную радиоактивность поверхности строительных конструкций оборудования и лабораторной мебели должны быть гладкими по возможности иметь простую форму на них должны быть нанесены малосорбирующие покрытия уменьшающие эрозию и облегчающие удаление радиоактивных загрязнений. Строительные конструкции должны иметь минимальное количество швов. Полотна дверей и переплеты окон должны иметь простейшие профили. Следует предусматривать: скрытую проводку коммуникаций освещения газа в специальных коробах или же за фальшстенкой; устройство окон без подоконников. 2.16. Внутренняя отделка помещений должна соответствовать рекомендациям по промышленной эстетике. При отделке помещений необходимо рационально сочетать требования эффективной дезактивации и профилактики зрительного утомления. Для окраски стен потолков и оборудования в помещениях постоянного пребывания людей кроме помещений фотолабораторий оптических залов лазерных установок рекомендуются светлые тона. Отличные от них но также светлые тона следует применять в помещениях временного пребывания людей. Помещения различных зон должны различаться между собой по окраске. 2.17 Отделочные материалы и покрытия мебели и оборудования должны обладать достаточной механической прочностью необходимой температурной влагокоррозионной и радиационной стойкостью стойкостью к воздействию химических веществ кислот щелочей моющих растворов мало сорбировать пыль и радиоактивные вещества легко поддаваться дезактивации при отмывке и позволять проводить быструю уборку Приложение 2 . 2.18. Помещения где проходят коммуникации с жидкими радиоактивными веществами должны иметь надежную гидроизоляцию исключающую возможность попадания радиоактивных растворов в помещения находящиеся ниже и в грунт. Глава 3 ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ С ПРИМЕНЕНИЕМ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ 3.1. Учреждения лаборатории помещения и отдельные установки предназначенные для работы с источниками ионизирующих излучений в том числе хранилища радиоактивных веществ до начала их эксплуатации должны быть приняты межведомственной комиссией в составе представителей заинтересованной организации органов Госсаннадзо-ра Технической инспекции труда профсоюза органов внутренних дел службы радиационной безопасности вышестоящей организации и при необходимости других органов государственного надзора Госатомнадзор Госгортехнадзор . Комиссия устанавливает соответствие принимаемых объектов проекту требованиям действующих норм и правил наличие условий радиационной безопасности для персонала и населения обеспечение условий сохранности радиоактивных веществ и решает вопрос о возможности эксплуатации объекта и получения источников ионизирующих излучений учреждением. 3.2. Комиссия составляет акт приемки в котором указывается допустимое годовое потребление радиоактивных веществ учреждением назначение помещений вид используемых источников ионизирующих излучений класс работ для открытых радиоактивных веществ мощность закрытого источника и его максимальная активность. Для ускорителей указывается максимальный ток пучка вид ускоряемых частиц и их максимальная энергия. Для ускорителей электронов дополнительно указывается используемая ми-шень мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от мишени и группа ускорителя . 3.3. На основании акта приемки местные органы государственного санитарного надзора оформляют санитарный паспорт Приложения 3 4 являющийся разрешением на См.: Санитарные правила размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ. М. 1981 с. 9. право хранения и проведения работ с применением источников ионизирующих излучений. Санитарный паспорт выдается на срок не более трех лет. Копия санитарного паспорта учреждения направляется для регистрации в органы внутренних дел. Вопрос о продлении санитарного паспорта решается местными органами Госсаннадзора. Паспорт должен храниться непосредственно на радиационно опасном объекте учреждения. Ответственность за сохранность санитарного паспорта возлагается на руководителя радиационно опасного объекта. 3.4. Работа с источниками ионизирующих излучений разрешается только в помещениях указанных в санитарном паспорте в котором также приводятся количество и номенклатура радиоактивных веществ и других исходников ионизирующих излучений разрешенных к использованию в каждом из помещений учреждения. В этих помещениях запрещается проведение работ не связанных с применением источников излучения если это не вызвано технологической необходимостью. На дверях помещений в которых проводятся работы с источниками ионизирующих излучений вывешивается знак радиационной опасности с указанием класса работ. 3.5. К моменту получения источников излучения администрация обязана определить перечень лиц отнесенных к категории А и указать лиц для которых обязателен индивидуальный дозиметрический контроль; обеспечить необходимое обучение и инструктаж персонала; назначить приказом по учреждению лиц ответственных за учет и хранение источников излучений за радиационный контроль за радиационную безопасность. Одновременно должны быть разработаны правила внутреннего распорядка определяющие обязанности персонала. 3.6. Администрация учреждения обязана разработать и после согласования с органами Госсаннадзора утвердить совместно с местным комитетом профсоюза инструкции по радиационной безопасности для каждого вида проводимых работ в которых с учетом специфики излагаются порядок проведения работ учета хранения и выдачи источников излучения сбора и удаления радиоактивных отходов содержания помещений меры личной профилактики организация проведения радиационного контроля меры радиационной безопасности при пусконаладочных работах с источниками ионизирующих излучений. При изменении условий работ администрация обязана в инструкцию по радиационной безопасности внести необходимые изменения и дополнения. Пересмотр инструкций следует проводить также при переоформлении санитарного паспорта. 3.7. Администрация учреждений применяющих радиоактивные вещества в открытом и закрытом виде должна составить утвердить и согласовать с органами Госсаннад-зора и Главным Управлением пожарной охраны МВД СССР «Инструкцию по предупреждению и ликвидации аварии пожара ». С этой Инструкцией необходимо ознакомить всех лиц работающих с радиоактивными веществами. В Инструкции должны быть отражены следующие основные положения: 1 прогноз возможных аварийных ситуаций и меры по их предупреждению; 2 порядок информации вышестоящей организации органов санитарно-эпидемиологической службы и других организаций о возникновении аварии; 3 меры по ликвидации и изоляции участков аварийного радиоактивного загрязнения; 4 поведение персонала при аварии; 5 организация оказания медицинской помощи в случаях внутреннего и внешнего аварийного 2 облучения; 6 порядок ликвидации аварии и меры защиты персонала при выполнении аварийных работ; 7 меры по предупреждению и ликвидации пожаров; 8 ответственность администрации и должностных лиц за проведение мероприятий по предупреждению и ликвидации аварии. 3.8. Вывоз источников ионизирующих излучений для работы с ними за пределами территории на которую распространяется действие санитарного паспорта разрешается после согласования с органом Госсаннадзора выдавшим санитарный паспорт и извещения органов Госсаннадзора и органов внутренних дел по месту проведения работ. Оформление нового санитарного паспорта по месту проведения работ не требуется. При необходимости организации временных хранилищ должны быть выполнены требования указанные в пункте 4.16 настоящих Правил. 3.9. Ремонт радиоизотопных блоков перезарядка разрядка приборов монтаж и демонтаж аппаратов и установок с радиоактивными препаратами должны производиться учреждениями после получения разрешения органов Госсан-надзора на проведение этих работ в соответствии с требованиями «Санитарных правил устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов № 1946-78» М.: Атомиздат 1980. 32 с. 3.10. В случае прекращения работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений администрация учреждения обязана информировать об атом органы внутренних дел Госсаннадзора Техническую инспекцию труда и вышестоящую ведомственную службу радиационной безопасности. Оставшиеся в учреждении неизрасходованные радиоактивные вещества подлежат утилизации или передаче в другие учреждения в установленном порядке. 3.11. Передача помещений в которых велись работы с радиоактивными веществами в открытом виде для дальнейшей эксплуатации проводится по разрешению органов Госсаннадзора и высшестоящей ведомственной службы радиационной безопасности которые определяют допустимые уровни остаточной загрязненности помещений. 3.12. К непосредственной работе с источниками ионизирующих излучений допускаются лица не моложе 18 лет прошедшие медицинский осмотр в установленном порядке и не имеющие медицинских противопоказаний Приложение 5 ; первичный инструктаж по безопасности ведения работ; обучение на рабочем месте и проверку знаний правил безопасности ведения работ и действующих в учреждении инструкций по данному виду работ. Проверка знаний правил безопасности ведения работ и инструкций проводится комиссией учреждения перед допуском к самостоятельной работе периодически не реже одного раза в год. Результаты проверки знаний регистрируют в специальном журнале. 3.13. О проведении первичного инструктажа на рабочем месте повторного и внепланового лицо проводившее инструктаж делает запись в журнале регистрации инструктажа на рабочем месте личной карточке инструктажа с обязательной подписью инструктируемого и инструктирующего. При регистрации внепланового инструктажа указывается причина вызвавшая его проведение. 3.14. Допуск к самостоятельной работе фиксируют датой и подписью руководителя подразделения работ в журнале регистрации инструктажа на рабочем месте личной карточке инструктажа Приложение 6 . 3.15. Повторный инструктаж проходят все работающие с источниками ионизирующих излучений независимо от должности квалификации образования и стажа работы не реже чем через шесть месяцев. 3.16. При изменении характера работ с источниками ионизирующих излучений повышении класса работ нарушении работниками требований безопасности труда перерывах в работе более чем на 30 календарных дней проводится внеплановый инструктаж. 3.17. Для проведения особо опасных работ при возможном облучении персонала дозой свыше 0 1 бэр оформляется наряд-допуск Приложение 7 . Перед допуском к таким работам руководителем работ проводится текущий инструктаж который фиксируется в наряде-допуске. Лица направляемые на работу по нарядам-допускам должны выполнять все требования изложенные в наряде-допуске. Руководители работ по наряду-допуску инструктируются ответственным за радиационный контроль в учреждении подразделении . 3.18. В наряде-допуске должны быть записаны: фамилия имя отчество участников работы и ответственного руководителя место работы время начала и конца работы форма спецодежды защитные средства сведения о радиационной обстановке условия производства работ и прочие меры предосторожности. 3.19. Наряд-допуск выписывается лицом ответственным за радиационный контроль дежурным дозиметристом перед началом работ подписывается руководителем подразделения и хранится у ответственного руководителя на рабочем месте. 3.20. Наряд-допуск закрывается лицом выдавшим его после дозиметрической проверки и принятия рабочего места. В журнале учета нарядов-допусков Приложение 8 при этом делается отметка «наряд-допуск закрыт» 3.21. Если во время работы или после ее окончания лицо ответственное за радиационный контроль дежурный дози-метрист замечает нарушения условий наряда-допуска со стороны работающих то в наряде-допуске делается соответствующая отметка а сам факт нарушения доводится до сведения начальника службы радиационной безопасности в письменном виде 3.22. Если проведение работ по наряду-допуску связано с повышенным облучением работающих превышающим предельно допустимую годовую дозу или предельно допустимое годовое поступление то персонал должен быть предупрежден о дополнительном облучении. Проведение таких работ допускается только с письменного разрешения администрации учреждения и личного согласия каждого исполнителя. Участие женщин в возрасте до 40 лет в подобных работах запрещается. 3.23. Допуск лиц временно привлекаемых к работам с источниками ионизирующих излучений должен осуществляться в соответствии с требованиями пункта 3.12. 3.24. Администрация учреждения и руководители структурных подразделений несут ответственность за своевременное проведение инструктажа по радиационной безопасности и осуществляют постоянный контроль за соблюдением персоналом всех требований инструкций правил и норм. 3.25. При выявлении отклонений в состоянии здоровья препятствующих продолжению работы с источниками ионизирующих излучений вопрос о временном или постоянном переводе этих лиц на работу не связанную с ионизирующими излучениями решается в каждом случае индивидуально. 3.26. Женщины должны освобождаться от работы с источниками ионизирующих излучений на весь период беременности а при работ е с открытыми источниками и на период грудного вскармливания ребенка. 3.27. Лица работающие с источниками ионизирующих излучений обязаны строго соблюдать правила внутреннего распорядка действующие инструкции по технике безопасности и радиационной безопасности правила пожарной безопасности и производственной санитарии и несут ответственность в установленном порядке за несоблюдение указанных инструкций и правил. 3.28. О всех нарушениях в работе оборудования несоответствии индивидуальных средств защиты предъявляемым к ним требованиям и других отступлениях от нормального режима работы сотрудники обязаны немедленно докладывать руководителям подразделений 3 29. При проведении работ с источниками ионизирующих излучений запрещается выполнять какие-либо операции не предусмотренные должностными инструкциями инструкциями по технике безопасности и радиационной безопасности и другими нормативными документами если эти действия не направлены на предотвращение аварий и других ситуаций угрожающих здоровью людей и нормальной работе учреждений. 3.30. Работа с источниками ионизирующих излучений должна проводиться с использованием средств защиты захваты пинцеты перчатки спецодежда спецтара и т. п. с учетом вида излучений и активности источника. Прикасаться к излучающей поверхности источника руками запрещается. 3.31. Технические условия на разрабатываемое защитное технологическое оборудование камеры боксы вытяжные шкафы а также сейфы контейнеры и мешки для радиоактивных отходов транспортные упаковочные комплекты контейнеры предназначенные для хранения или перевозки радиоактивных веществ фильтры и все виды средств индивидуальной защиты должны быть согласованы с Министерством здравоохранения СССР и ЦК соответствующего профсоюза. Глава 4 ПОЛУЧЕНИЕ УЧЕТ ХРАНЕНИЕ И ТРАНСПОРТИРОВКА ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ 4.1. Поставка учреждению источников ионизирующих излучений за исключением указанных в пункте 1.4 настоящих Правил проводится по заявкам согласованным с органами Госсаннадзора и органами внутренних дел Приложение 9 . Поставка образцовых и контрольных альфа- бета- гамма- и нейтронных источников для градуировки и поверки дозиметрической и радиометрической аппаратуры проводится без специального разрешения если активность этих источников не превышает десятикратного значения минимально значимой активности на рабочем месте указанной в НРБ-76 табл. 1. 4.2. Передача из одного учреждения в другое источников ионизирующих излучений в том числе образцов после облучения в реакторе или на ускорителе с активностью превышающей значения которые указаны в пункте 1.4 настоящи Правил допускается только с разрешения органов Госса: надзора и органов внутренних дел. Передачу оформляют актом в двух экземплярах один которых направляют в бухгалтерию учреждения передаю щего радиоактивные вещества для списания другдй экземп-ляр высылают учреждению получающему радиоактивные| вещества для оприходования. Копии актов направляют ор- ганам внутренних дел и Госсаннадзора. Аналогично оформляют получение материала после облучения на реакторе или ускорителе. Движение источников ионизирующих излучений должно быть зафиксировано в приходно-расходных журналах переда ющей и принимающей организаций. 4.3. Учреждение обязано в десятидневный срок известить органы Госсаннадзора внутренних дел вышестоящую служ-бу радиационной безопасности о получении радиоактивны: веществ радиоизотопных приборов и установок. Примечание. Организация-поставщик оборудования укомплектованного источниками ионизирующего излучения должна в сопроводительной документации указать о необходимости информации вышестоящих организаций. Получение учет и хранение радиоизотопных приборов должно проводиться строго в соответствии с «Санитарными правилами устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов № 1946-78» М.: Атомиздат 1980. 16 с. . 4.4. Администрации учреждения необходимо обеспечить такие условия хранения и производства работ а также учет поступления расходования и списания всех источников излучений при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования. 4.5. Радиоактивные источники излучений следует заказывать в таких физико-химическом состоянии расфасовке и упаковке которые не требуют дополнительной обработки их потребителем. 4.6. Источники излучений должны приниматься ответственным лицом назначенным приказом руководителя учреждения. Принимающий должен хорошо знать физико-химические свойства источников вести систематический учет их наличия и движения в учреждении у подотчетных лиц в хранилищах и в отходах Приложение 10 . 4.7. Все поступившие в учреждение радиоактивные вещества приборы аппараты и установки в которых используются источники ионизирующих излучений образцовые контрольные источники и другие источники ионизирующих излучений учитываются в приходно-расходном журнале Приложение 11 а сопроводительные документы передаются в бухгалтерию для оприходования. 4.8. Открытые и закрытые радиоактивные вещества учитываются по фасовкам препаратам и активности указанным в сопроводительных документах. Приборы аппараты и установки в которых используются источники ионизирующих излучений учитываются по наименованиям и заводским номерам с указанием активности и номера радиоактивных препаратов входящих в их комплект. Генераторы короткоживущих радионуклидов медицинского назначения учитываются по их наименованиям и заводским номерам с указанием номинальной активности материнского нуклида. Класс работ и требования к системе защиты от внутреннего облучения определяются по максимальной одновременно вымываемой элюируемой активности дочернего радионуклида. Устройства генерирующие ионизирующее излучение учитываются по их наименованиям и заводским номерам. 4.9. Выдача источников излучения из мест хранения на рабочие места производится ответственным лицом только по письменному разрешению руководителя учреждения или лица им уполномоченного после соответствующего заключения службы радиационной безопасности или лица ответственного за радиационный контроль Приложение 12 . Выдача и возврат источников регистрируются в приходно-расходном журнале. 4.10. Расходование радиоактивных веществ используемых в открытом виде а также их возвращение в хранилище оформляется внутренними актами составляемыми исполнителями работ с участием лиц ответственных .за учет и хранение источников ионизирующих излучений и за радиационный контроль. Акты утверждаются администрацией учреждения и служат основанием для учета движения радиоактивных веществ Приложение 13 . 4.11. Ежегодно приказом по учреждению назначается комиссия которая проводит инвентаризацию источников ионизирующих излучений радиоизотопных приборов аппаратов установок радиоактивных веществ. Результаты инвентаризации оформляются актом. В случае обнаружения потерь источников излучений или расхода радиоактивных веществ для целей не определяемых технологией работы немедленно информируются вышестоящая организация отдел охраны труда УД АН СССР органы внутренних дел и Госсаннадзора и проводится расследование. Лица виновные в потере или использовании источников излучения для целей не связанных с работой привлекаются к ответственности в установленном порядке. 4.12. Условия безопасности транспортирования радиоактивных веществ за пределы учреждения регламентируются «Правилами безопасности при транспортировании радиоактивных веществ ПБТРВ-73» М.: Атомиздат 1974. 104 с. . На специализированную автомашину для постоянных перевозок радиоактивных веществ должен быть оформлен санитарный паспорт Приложение 14 . 4.13. Транспортирование источников излучений внутри помещений а также по территории учреждения должно проводиться в контейнерах на специальных транспортных устройствах с учетом физического состояния радиоактивных источников вида излучения активности габаритов и массы упаковки с соблюдением условий безопасности. 414. Источники излучения не находящиеся в работе должны храниться в специально отведенных местах или соответственно оборудованных хранилищах исключающих доступ к ним посторонних лиц. Общее количество радиоактивных веществ находящихся в хранилище не должно превышать значения указанного в санитарном паспорте учреждения. 4.15. Проектирование защиты хранилищ радиоактивных веществ должно осуществляться с учетом требований ОСП-72/80 и настоящих Правил. 4.16. При организации временных хранилищ вне территории учреждения в том числе и для гамма-дефектоскопических аппаратов используемых в полевых условиях требуется предварительное согласование с органами Госсаннад-зора и органами внутренних дел. Мощность эквивалентной дозы на наружной поверхности такого хранилища или его ограждения исключающего доступ посторонних лиц не должна превышать 0 1 мбэр/ч 0 001 мЗв/ч а в хранилищах находящихся в санитарно-защитной зоне 2 8 мбэр/ч 0 028 мЗв/ч . 4.17. Специально оборудованные помещения-хранилища как правило должны размещаться на уровне нижних отметок здания подвал первый этаж . 4.18. Отделка и оборудование помещения для хранения открытых радиоактивных веществ должны отвечать требованиям предъявляемым к помещениям для работ соответствующею класса но не ниже II класса см. табл. 2 и пункт 5.2 . Стены пол потолок и двери хранилищ должны обеспечивать снижение мощности дозы ионизирующих излучений в смежных помещениях ниже 0 1 мбэр/ч 0 001 мЗв/ч . 4.19. Устройства для хранения источников излучений ниши колодцы сейфы и др. должны быть выполнены так чтобы при закладке или извлечении отдельных источников персонал не подвергался облучению за счет остальных источников находящихся в устройстве. Дверцы секций и упаковки с радиоактивными веществами контейнеры и др. должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку с указанием названия хранимого радиоактивного вещества и его активности. Лицо ответственное за учет и хранение источников должно иметь карту-схему размещения радиоактивных веществ в хранилище. 4.20. Стеклянные емкости содержащие радиоактивные жидкости и порошки должны быть помещены в металлические или пластмассовые сосуды достаточные для вмещения всего хранящегося объема жидкости или порошка в случае если целостность стекла нарушится. 4.21. Радиоактивные вещества при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов паров или аэрозолей должны храниться в вытяжных шкафах боксах камерах в закрытых сосудах выполненных из несгораемых материалов. В хранилище должна быть оборудована круглосуточно работающая вытяжная вентиляция. При хранении радиоактивных веществ высокой удельной активности должна предусматриваться система охлаждения. Глава 5 РАБОТА С ОТКРЫТЫМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ ВВЕДЕНИЕ Радиоактивные вещества как потенциальные источники внутреннего облучения по степени радиационной опасности разделяются на четыре группы 1 А Б В и Г в убывающем порядке по степени опасности . К группе А относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 0 1 мкКи 3 7 • 103 Бк . К группе Б относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 1 мкКи 3 7*104 Бк . К группе В относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 10 мкКи 3 7 • 105 Бк . К группе Г относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 100 мкКи 3 7*106 Бк . Все работы с открытыми радиоактивными веществами разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по табл. 2 в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и фактической его активности на рабочем месте. Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещений в которых проводятся работы с открытыми источниками. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 5.1. Комплекс защитных мер при работе с применением радиоактивных веществ в открытом виде должен обеспечивать защиту людей от внутреннего и внешнего облучений предотвращение загрязнения воздуха и поверхностей рабочих помещений кожных покровов и одежды персонала в том числе и в смежных помещениях а также объектов внешней среды воздуха воды почвы растительности и др. Принадлежность к группе для каждого радионуклида указана в НРБ-76 табл. 1. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч не приведенные в табл. 1 НРБ-76 относятся к группе Г. Таблица 2 Определение класса радиационной опасности работ в зависимости от активности на рабочем месте Группа радиаци- Активность М1 рэ мкКи[Бк] при работах диационной опасности по классам 1 онной опасности I класс II класс III класс А Более 104 [3 7 -108] От 10 до 104 [3 7. 105 -108 ] От 0 1 до 10 [3 7- 103 -105 ] Б Более Ю5 [3 7-109] От 100 до 105 [3 7. 106-109 ] От 1 до 100 [3 7- 104-106 ] В Более 106 [3 7-1010] От 103 до 106 [3 7 107-1010 От 10 до 103 [3 7. 105-107 ] Г Более 107 [3 7-1011] От 104 до Ю7 [3 7. 108-1011 ] От 102 до 104 [3 7. 103-108 ] Примечания 1. При простых операциях с жидкостями без упарива-ния перегонки барботаша и т.п. допускается увеличение активности радионуклида на рабочем месте в 10 раз. 2. При простых операциях по получению элюированию и расфасовке порций «ороткоживущих радионуклидов медицинского назначения из генераторов имеющих нормативно-техническую и эксплуатационную документацию согласно подразделу 6.5 настоящих Правил допускается увеличение активности на рабочем месте в 20 раз. 3. При хранении открытых источников допускается увеличение активности на рабочем месте в 100 раз. 4. Класс работ и требования к системе защиты определяются по максимальной одновременно вымываемой элюируемой активности дочернего радионуклида. 5.2. К числу основных профилактических мероприятий относятся: правильный выбор планировки помещений оборудования отделки помещений технологических режимов рациональная организация рабочих мест и соблюдение мер личной гигиены работающими рациональные системы вентиляции защиты от внутреннего и внешнего облучений сбора и удаления радиоактивных отходов. 5.3. Во всех учреждениях предназначенных для работ с применением радиоактивных веществ в открытом виде необходимо руководствоваться принципом объединения помещений для работ каждого класса в одном блоке. 5.4. В лабораториях где проводятся работы с радиоактивными веществами в открытом виде должна быть установлена контрольная дозиметрическая аппаратура для измерения возможных загрязнений кожных покровов и одежсотрудников. Во время проведения работ с радиоактивными веществами эта аппаратура должна находиться в рабочем состоянии. 5 5. При работе с радиоактивными веществами в каждом учреждении должно быть выделено помещение или место для хранения средств ликвидации радиоактивных загрязнений защитной спецодежды дезактивирующих растворов инвентаря для уборки помещений и др. . 5.6. Электрическое освещение и силовое электрооборудование лабораторных помещений предназначенных для работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений следует выполнять в соответствии с «Правилами устройства электроустановок» М.: Энергия 1965. 464 с. СНиП 11-4-79 «Естественное и искусственное освещение» М.: Стройиздат 1979. 44 с. «Инструкцией по устройству сетей заземления и зануления в электроустановках СП 102-76» М.: Стройиздат 1977. 63 с. «Инструкцией по проектированию и устройству молниезащиты зданий и сооружений СН 305-77» М.: Стройиздат 1978. 48 с. и «Инструкцией по проектированию зданий научно-исследовательских учреждений СН 495-77» М.: Стройиздат 1978. 56 с. . ПЛАНИРОВКА ОТДЕЛКА И ОБОРУДОВАНИЕ ПОМЕЩЕНИИ. ВЕНТИЛЯЦИЯ ПЫЛЕОЧИСТКА. ОТОПЛЕНИЕ ВОДОСНАБЖЕНИЕ КАНАЛИЗАЦИЯ Требования к размещению планировке отделке лабораторий участков и оборудования для работы с открытыми радиоактивными веществами 5.7. К размещению лабораторий где проводятся работы по III классу специальные требования не предъявляются. Работы по этому классу производятся в отдельных помещениях с пунктами радиационного контроля. 5.8. К отделке помещений где проводятся работы по III классу предъявляются следующие требования: стены помещений должны быть окрашены масляной краской на высоту не менее двух метров полы должны иметь покрытия стойкие к моющим средствам и легко поддающиеся дезактивации. 5.9. В лаборатории для работ по III классу должно быть предусмотрено хранилище радиоактивных веществ. Для хранилища необходимо выделить специальное помещение в подвале или на первом этаже. Хранилище должно быть оборудовано по II классу. В хранилище следует предусмотреть помещение для временного хранения радиоактивных отходов и смежное с хранилищем помещение расфасовочной. 5.10. Работы по III классу связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха операции с порошками упаривание растворов работы с эмалирующими и летучими веществами и др. должны проводиться в вытяжных шкафах. Столешницы металлические и другие конструкции шкафов и рабочих столов следует покрывать слабосорбирующими материалами. Лаборатории для работ по III классу должны быть оборудованы шкафчиками для хранения спец-одежды и личной одежды. 5.11. Работы относящиеся ко II классу должны проводиться в отдельных специально оборудованных помещениях которые размещаются в изолированной части здания. В составе этих помещений необходимо предусмотреть душевую или санпропускник со шкафами для личной и специальной одежды и пункт дозиметрического контроля на выходе а также отдельные помещения для расфасовки радиоактивных веществ. 5.12. Помещения для работ по I классу должны размещаться в отдельном здании или изолированной части здания с отдельным входом только через санпропускник и разделяться на три зоны: 1 зона камеры боксы и другие герметичные устройства необслуживаемые помещения где размещаются технологическое оборудование коммуникации являющиеся основными источниками радиоактивного загрязнения; 2 зона периодически обслуживаемые ремонтно-транс-портные помещения для проведения ремонта оборудования и других работ связанных со вскрытием технологического оборудования узлов загрузки и выгрузки радиоактивных материалов временного хранения и удаления отходов; 3 зона помещения предназначенные для постоянного пребывания персонала: операторские пульты управления и др. Вход в помещения 3-й зоны допускается только через санпропускник. Для исключения возможности выноса радиоактивных загрязнений из помещений 2-й зоны в помещения 3-й зоны между зонами оборудуется санитарный шлюз. 5.13. Помещения для работ по II классу должны быть оборудованы вытяжными шкафами или боксами для работ по I классу боксами камерами или другим герметичным оборудованием. 5.14. Любые операции с радиоактивными веществами в камерах и боксах должны выполняться дистанционными средствами и с помощью перчаток герметично вмонтирован-ных в фасадную стенку бокса камеры. 5.15. Управление арматурой на коммуникациях газа во-ды вакуума и т. п. должно осуществляться с панели выне-сенной на фасадную стенку бокса камеры. 5.16. В помещениях для работ по I и II классам управление общими системами отопления газоснабжения сжатого воздуха водопровода и групповые электрические щитки должны быть вынесены из основных рабочих помещений. 5.17. В помещениях для работ по I и II классам полы и стены а в помещениях для проведения ремонта и размещения технологического оборудования также и потолки должны быть покрыты специальными малосорбирующими материалами стойкими к моющим средствам. Углы помещений должны быть закруглены. Края покрытий полов следует поднять на высоту 20 см и заделать заподлицо со стенами. При наличии специальной канализации полы должны иметь уклоны и трапы. 5.18. Высота помещений для работы с радиоактивными веществами принимается в соответствии с требованиями строительных норм. Площадь в расчете на одного работаю- щего должна быть не менее 10 м2. 5.19. В случаях когда в учреждении ведутся работы по всем трем классам помещения должны быть разделены в соответствии с классом проводимых в них работ. 5.20. Оборудование инструменты и мебель должны быть закреплены за помещениями каждого класса работ каждой зоны и соответственно промаркированы. Передача их из одного помещения или зоны в другие разрешается только после радиационного контроля. Применение мягкой мебели запрещается. Санитарные пропускники и шлюзы 5.21. В здании где проводятся работы по I классу должен быть оборудован санпропускник; где проводятся работы по II классу должны быть оборудованы санпропускник или душевая и помещение со шкафчиками отдельно для личных вещей и спецодежды; где проводятся работы по III классу рекомендуется предусматривать душевую обычного типа. 5.22. Санпропускник представляет собой комплекс помещений предназначенных для хранения личной одежды и смены ее на специальную перед работой а также для осу-ществления радиационного контроля одежды обуви и тела после работы. При проектировании санпропускника должно быть предусмотрено такое расположение помещений которое дает возможность дезактивации работающих и создает условия для безопасного хранения спецодежды в случае если радиационным контролем зарегистрировано радиоактивное загрязнение. 5.23. Санпропускник размещается либо в основном здании учреждения либо в отдельно стоящем здании соединенном с лабораториями или производственными корпусами закрытой галереей. 5.24. Планировка санпропускника должна обеспечивать полную поточность при прохождении работающих как в производственные помещения так и обратно с пропуском «грязных» и «чистых» потоков по разным участкам. 5.25. В состав санпропускника должны входить: гардеробная для верхней оделеды отдельные помещения для хранения домашней одежды и спецодежды "душевые умывальные пункт радиационного контроля кожных покровов и спецодежды помещения для средств индивидуальной защиты помещения для контроля и сортировки спецодеягды кладовые для раздельного хранения грязной и чистой спецодежды суточный запас . Загрязненная спецодежда должна поступать в кладовую в затаренном виде. 5.26. Саншлюзы представляют собой комплекс помещений предназначенных для хранения и использования дополнительных средств индивидуальной защиты при работе в условиях радиоактивного загрязнения а также для соблюдения санитарного режима во время ремонтных работ в целях предупреждения распространения радиоактивных загрязнений при выходе из ремонтных коридоров и размещаются между 1 и 2 зонами рабочих помещений. Помимо стационарных саншлюзов можно использовать переносные устанавливаемые непосредственно у входа в помещение где проводятся ремонтные работы или работы по ликвидации аварии. 5.27. Состав и расположение помещений саншлюза должны обеспечивать возможность хранения получения и надевания пленочной спецодежды пневмокостюмов специальной обуви осуществления дозиметрического контроля персонала а также обмыва и дезактивации людей в спецодежде и защитных приспособлений. В зависимости от объема и характера работ в саншлюзах предусматриваются: места для переодевания хранения в шкафах и на стеллажах и предварительной дезактивации дополнительных индивидуальных средств защиты; устройство для предварительной очистки подошв спецобуви средственно на ногах пункт предварительной обмывки пневмокостюмов непосредственно на человеке; пункт радиационного контроля; умывальники; раздевалка для снятия загрязненной спецодежды оборудованная скамьей и контейнером для спецодежды. Площадь расположение и состав отдельных элементов саншлюза могут меняться. 5 28. Полы стены и потолки бытовых помещений должны иметь влагостойкую отделку слабо сорбирующую радиоактивные вещества и допускающую легкую очистку и дезактивацию. 5.29. В гардеробах рабочей одежды душевых кладовых грязной одежды в пунктах радиационного контроля стены на высоту не менее 2 м следует покрывать слабо сорбирующими легко моющимися материалами стойкими к кислым и щелочным растворам оставшуюся часть стен и потолки масляной краской. В остальных бытовых помещениях стены и потолки необходимо покрывать масляной краской полы нескользкими слабо сорбирующими материалами. 5.30. Умывальники должны быть обеспечены кранами допускающими открывание локтем или нажимом ноги. Промывка унитазов должна осуществляться педальным спуском воды. Гардеробные 5.31. Число мест для хранения домашней и рабочей одежды в гардеробной определяется списочным составом основного штата работающих с учетом дополнительного количества мест для временно работающих по норме 5% от наибольшего числа работающих в смене. 5.32. Санитарно-бытовые помещения должны быть оборудованы согласно требованиям СНиП П-92-76 «Нормы проектирования. Вспомогательные здания и помещения промышленных предприятий» М.: Стройиздат 1977. 32 с. . 5.33. В гардеробной спецодежды следует предусматривать площадь для переодевания из расчета 0 3 м2 на одного человека. 5.34. Поверхность шкафов должна быть покрыта материалами которые слабо сорбируют химические и радиоактивные вещества и хорошо поддаются дезактивации. 5.35. Размещение кладовой для грязной спецодежды должно обеспечивать удобную транспортировку одежды направляемой на стирку с выходом на улицу минуя другие чистые помещения; кладовые должны располагаться вблизи пунктов дозиметрического контроля и гардеробов хранения спецодежды. Следует предусмотреть возможность сортировки одежды перед отправкой в прачечную. Место сортировки спецодежды должно оборудоваться местными вентиляционными отсосами. 5.36. В зоне свободной от загрязнения по пути из гардеробной спецодежды в рабочие помещения должны размещаться помещения для храпения и выдачи индивидуальных средств защиты фартуки очки респираторы дополнительная обувь и др. . Площадь помещения определяется списочным составом работающих по норме 0 2 м2 на человека. Душевые 5.37. Душевые должны быть оборудованы приспособлениями для размещения моющих средств. Количество рожков в душевых санпропускника устанавливается из расчета 1 рожок на каждые 5 человек работающих в смене с учетом временно работающих лиц. 5.38. Умывальные в санпропускнике должны располагаться перед душевой. Умывальники должны иметь подводку горячей и холодной воды для предварительной обработки рук бачки для дезактивирующих растворов педальное включение и выключение или краны открывающиеся локтем. Число умывальников необходимо устанавливать из расчета 1 умывальник на 12 15 человек. Умывальники должны быть оборудованы фонтанчиками для полоскания рта. 5.39. При душевых оборудованных по принципу санпропускника надлежит устраивать помещения для обтирания тела. Площадь обтирочных устанавливается из расчета 0 4 м2 на душевой рожок но не менее 4 м2. Обтирочные должны иметь места для хранения полотенец. Пункты радиационного контроля 5.40. Пункты для радиационного контроля кожных покровов необходимо размещать между душевой и гардеробной личной одежды. Во избежание проникновения влаги из душевой и для обеспечения нормальной работы приборов в помещении должен быть создан соответствующий подпор воздуха. 5.41. Радиометрические приборы которыми оснащаются пункты радиационного контроля следует выбирать исходя из вида контролируемого излучения и характера контроля. Число приборов устанавливаемых в санпропускниках и саншлюзах рассчитывается исходя из времени необходимого для контроля наибольшего числа работающих в смене но не превышающего 20 мин. 5 42 В санпропускниках учерждений где проводятся работы по I классу необходим регулярный принудительный контроль загрязнения кожных покровов и одежды. Приборы контроля должны иметь звуковую и световую сигнализацию превышения установленного порога загрязнения. Вентиляция пылегазоочистка 5.43. Вентиляция лабораторий и учреждений использующих открытые радиоактивные вещества должна в сочетании с технологическими строительными и организационными мероприятиями предотвращать загрязнение воздушной среды рабочих помещений и атмосферного воздуха. 5.44. Работы связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха должны выполняться: в герметичных боксах или камерах работы по I классу ; в боксах или вытяжных шкафах работы по II классу ; в вытяжных шкафах работы по III классу . Работа в шкафах должна производиться в перчатках. 5.45. Число местных и общеобменных вытяжных систем обслуживающих помещения предназначенные для работы с открытыми радиоактивными веществами должно быть минимальным. Следует избегать применения индивидуальных вытяжных систем из-за возможности загрязнения рабочих помещений в случае опрокидывания тяги при отключении одной или нескольких вентиляционных систем. 5.46. В зданиях где работам с радиоактивными веществами отводится только часть общей площади необходимо предусматривать раздельные системы вентиляции для помещений где ведутся работы с применением радиоактивных веществ и для помещений не связанных с применением радиоактивных веществ. 5.47. Запрещается рециркуляция воздуха в системах вентиляции обслуживающих группу помещений и аэрация в помещениях для работ по I и II классам. Допускается установка местных кондиционеров и отопительных агрегатов обслуживающих только одно помещение на полной рециркуляции воздуха без связи с приточной вентиляцией . В помещениях где производятся работы по I классу перед местными кондиционерами и отопительными агрегатами должны быть установлены фильтры топкой очистки. Перед агрегатами воздушных и тепловых завес у входов в здания лабораторий для любого класса работ установка фильтров тонкой очистки не требуется. 5.48. Допускается выбрасывать воздух в атмосферу без очистки если количество радиоактивных веществ находящихся в нем меньше предельно допустимого выброса установленного расчетом для данного сооружения через «низкие шахты» ниже границы аэродинамической тени . Предельно допустимый выброс из низких труб расположенных вблизи крыши здания для точечного источника одиночной трубы можно определить по следующей формуле: ПДВг = 0 5гН2здqг /[ n/no а] где ПДВг предельно допустимый выброс радионуклида Ки/с г/с ; V скорость ветра на высоте флюгера принимаемая 1 м/с; Hзд высота здания м; qi допустимая приземная концентрация изотопа в атмосферном воздухе Ки/м3 г/м3 внутри санитарно-защитной зоны эта концентрация создается на расстоянии ЗHзЛ ; п/па показатель вытянутости среднегодовой розы ветров для конкретного района; а коэффициент который при среднегодовом значении ПДВ берется равным 1/13 Принимая для расчета что допустимая концентрация изотопа qi=0 1 ДКД и n/n0 = 4/1 как наибольшее значение формула может быть преобразована в следующий вид: ПДВ4 = 0 16.H32ДДКА где ДКa допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочих помещений для лиц категории А Ки/м3. 5.49. Предельно допустимый выброс должен определяться с учетом существующего и предполагаемого фона радиоактивного загрязнения атмосферного воздуха. При отсутствии данных о фоновых загрязнениях следует предельно допустимый выброс для надежности устанавливать в 3 4 раза ниже расчетного. 5.50. Высокие выбросные трубы выше границы аэродинамической тени допускается устанавливать только как дополнительные мероприятия к высокоэффективной очистке если последней не представляется возможным снизить предельно допустимый выброс до величины допускаемой выбросом через низкие трубы. 5.51. Расчетная скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов с перчаточным обслуживанием должна быть 1 5 м/с. При числе шкафов более трех при расчете скорости учитывается только половина площади всех рабочих проемов. При эксплуатации допускается временное снижение скорости воздуха в открываемых проема.ч. вытяжных шкафов до 0 5 м/с. 5.52. В герметичных камерах и боксах нрн закрытых проемах должно обеспечиваться разрежение не менее 100 Па и не более 400 Пa. Камеры и боксы должны быть оборудованы приборами контроля разрежения. 5.53. Фильтры для очистки воздуха в зависимости от конкретных условий могут быть установлены как непосредственно у шкафов камер боксов и иных укрытии так и централизованно в отдельных помещениях если невозможно размещение у технологического оборудования. 5.54. Воздуховоды вытяжной вентиляции для удаления воздуха из боксов и камер а также фильтры следует рассчитывать на возможность обеспечения скорости воздуха в периодически открываемых проемах не менее 1 м/с. Открывание проемов допускается лишь после тщательной дезактивации всех поверхностей внутри камер и боксов. Объем воздуха удаляемого в единицу времени из камер и боксов при закрытых проемах должен быть достаточным для поддержания необходимого разрежения. Во избежание внезапного повышения давления внутри камер и боксов при резком изменении положения рук оператора этот объем должен быть не менее 20 25 м3/ч. 5.55. Производительность вытяжной системы удаляющей воздух из герметичных камер и боксов определяется как сумма объемов воздуха удаляемого из камер и боксов с закрытыми проемами и объемов воздуха удаляемого из камер и боксов с открытыми проемами. Число одновременно открываемых в процессе эксплуатации проемов принимается по технологическому режиму. Производительность вентиляционного оборудования этих систем должна быть рассчитана с учетом коэффициента запаса равного или больше 2. 5.56. При централизованном размещении очистного оборудования для работ по I классу в основу планировки комплекса помещений должен быть положен принцип зональности: в зоне I размещаются фильтры и другие аппараты для очистки воздуха в зоне II электродвигатели с вентиляторами щиты электропитания контрольно-измерительные приборы и т. д. 5.57. Помещения для размещения фильтров и другого пылегазоочистного оборудования должны соответствовать требованиям предъявляемым к соответствующим производственным помещениям. Вход в помещение пылегазоочистного оборудования должен быть из зоны II. 5.58. В комплексе помещений для размещения пылегазоочистного оборудования должны быть предусмотрены вентилируемые участки с воздухообменом не менее 5 1/ч для производства ремонта временного хранения отработанных фильтров аппаратов и их элементов а также хранения средств уборки и дезактивации. 5.59. Фильтры для очистки воздуха подлежат замене в следующих случаях: а при снижении пропускной способности на 10%; б при повышении уровня излучения на рабочем месте более чем это допустимо для персонала занятого на временной работе; в при снижении эффективности очистки в результате различных повреждений фильтрующего элемента. 5.60. Системы очистки воздуха должны быть обязательно оснащены контрольно-измерительными приборами для контроля эффективности работы отдельных ступеней очистки и всей системы в целом определения загрязненности воздуха перед выбросом в атмосферу определения производительности системы. 5.61. Воздухообмен в рабочих помещениях следует рассчитывать исходя из разбавления вредных веществ и удаления избыточного тепла 5.62. Параметры воздуха в помещениях должны соответствовать требованиям ГОСТа 12.1.005-76 «Воздух рабочей зоны. Общие санитарно-гигиенические требования» для работ средней тяжести если нет специальных технологических требований. 5.63. Объем воздуха подаваемого механической вентиляционной системой в помещения с работами по I и II классам следует определять по теплому периоду года а в помещения с работами по III классу при температуре наружного воздуха +10° С. 5.64. Воздух удаляемый из камер боксов и других герметичных укрытий следует учитывать в воздушном балансе помещения в размере 25% от объема рассчитанного в соответствии с пунктом 5 55. 5.65. Если в боксах камерах и т. д. предусмотрено постоянное удаление воздуха то этот объем учитывается в воздушном балансе помещения полностью. 5.66. Приточный воздух должен подвергаться очистке на фильтрах II класса по показателю эффективности согласно ГОСТу 12.2.043-80 «Оборудование пылеулавливающее. Классификация». 5.67. В системах приточной вентиляции для помещений с работами по I классу следует устанавливать резервные вентиляторы той же производительности что и основные. Включение резервного вентилятора допускается производить вручную. Резервные вентиляторы можно не устанавливать при односменной работе если помещение может обслуживаться другой приточной установкой производительность которой равна или больше производительности отключенной установки. 5.68. Объем приточного воздуха подаваемого в помещения не должен быть меньше чем это требуется для ассимиляции теплогазовыделений. 5.69. Вход в помещение для приточного вентиляционного оборудования должен быть снаружи или из зоны постоянного пребывания персонала. 5.70. При работах с эманирующими и летучими радиоактивными веществами должна быть предусмотрена круглосуточно действующая система вытяжной вентиляции для обслуживания хранилища рабочего помещения и боксов. Система должна иметь резервный вентилятор автоматически включающийся при остановке рабочего. 5.71. Вытяжные вентиляционные системы обслуживающие оборудование предназначенное для работ по I классу должны иметь резервные вентиляторы автоматически включающиеся при остановке рабочих вентиляторов. Пускатели дистанционного запуска электродвигателей следует размещать в помещениях зоны III с постоянным пребыванием персонала . 5.72. Все вентиляторы должны иметь сигнализацию световую или звуковую оповещающую об их работе или остановке. Сигналы должны быть выведены в помещения с постоянным пребыванием персонала. 5.73. При работе по I классу в помещениях зон I и II необходимо предусматривать систему подачи воздуха к шланговым средствам индивидуальной защиты пневмоко-стюмам пневмошлемам противогазам . 5.74. Для подачи воздуха к шланговым средствам защиты следует предусматривать отдельную пневмолинию или отдельные вентиляторы обеспечивающие в точке присоединения шланга давление 5000 Па при объеме подаваемого воздуха 15 20 мг/ч на один костюм. Температура подаваемого воздуха должна быть пе выше 35° С и не ниже температуры окружающего воздуха более чем на 10°. Наибольшая длина шланга не должна превышать 20 м. 5.75. При небольшом количестве точек присоединения средств индивидуальной защиты допускается использование переносных вентиляторов с забором воздуха из помещений зоны III. 5.76. Разводящие сети питания шланговых средств защиты необходимо выполнять из коррозионно-стойких материале допускаются и трубопроводы из оцинкованных труб . Места присоединения шлангов должны быть снабжены шаровым или пружинными автоматическими клапанами. Отопление водоснабжение и канализация] 5.77. Отопление помещений для работ с радиоактивными веществами должно быть водяное или воздушное. При водя-ном отоплении температура приборов не должна быть выше 105° С при однотрубной системе и 95° С при двухтрубной. Расчетная температура воздуха должна быть 18° С. В качестве нагревательных приборов помещений для работ по I и II классам можно использовать панели регистры из гладких труб гладкие радиаторы; для помещений по III классу допускается применять радиаторы конвекторы типа «Аккорд» и т. п. 5.78. Здания учреждений в которых ведутся работы с радиоактивными веществами должны оборудоваться водопроводом холодной и горячей воды и канализацией. Примечание. Исключение допускается для небольших полевых лабораторий ведущих работы по III классу или наблюдения ла уровнем радиоактивности внешней среды располагающихся вне населенных пунктов или в населенных пунктах не имеющих центрального водоснабжения. 5.79. В зданиях учреждений где ведутся работы с радиоактивными веществами устройство внутреннего водопровода и хозяйственно-бытовой канализации сточные воды которой не загрязнены радиоактивными веществами следует выполнять в соответствии с требованиями СНиП 11-30-76 «Проектирование внутреннего водопровода холодной и горячей воды и канализации» М.: Стройиздат 1976. 60с. . 5.80. Система специальной канализации должна преду-: сматривать очистку сточных вод. Очистные сооружения следует размещать в специальном помещении на территории учреждения. 5.81. Система очистки должна обеспечивать необходимую еффективность дезактивации и исключать возможность за- грязнения окружающей среды радиоактивными отходами. После счистки сточных вод от радиоактивных веществ и других примесей вода как правило должна быть использована повторно для технологических целей. 5 82 Трубопроводы системы специальной канализации следует укладывать отдельно от других систем а также борудовать устройствами позволяющими сравнительно легко обнаруживать утечки. 5.83. В системе специальной канализации приемники радиоактивных жидких отходов раковины воронки трапы трубы и фасонные части должны быть изготовлены из коррозионно-стойких материалов или иметь легко дезактивируемые коррозионно-стойкие покрытия внутренних и наружных поверхностей. Конструкция приемников доляша исключать возможность разбрызгивания жидкости. 5.84. В производственных помещениях и санпропускниках необходимо предусматривать раковины и умывальники оборудованные термосмесителем с педальным или локтевым включением воды и бачки для дезактивирующих растворов. 5.85. Прокладка труб водопровода специальной канализации и других коммуникаций в стенах и перекрытиях служащих защитой от ионизирующих излучений не должна приводить к ослаблению этой защиты. Примечание. Прокладывать трубы через защитные стены перекрытия нужно перпендикулярно направлению ионизирующего излучения или же предусматривать трубопроводы и кабельные туннели в виде лабиринтов не ухудшающих качества биологической защиты. 5.86. Перед ремонтом и очисткой канализационных систем предназначенных для удаления и обезвреживания жидких радиоактивных отходов во избежание переоблучения персонала необходимо проверить уровни ионизирующего излучения в смотровых колодцах и других местах где намечено проведение указанных работ. Эти работы следует проводить с использованием дополнительных средств индивидуальной защиты. РАБОТА С ОТКРЫТЫМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ В РАДИОХИМИЧЕСКИХ ЛАБОРАТОРИЯХ И ПРИ БИОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЯХ 5.87. Перед началом работы с радиоактивными веществами необходимо тщательно подготовить рабочее место таким образом чтобы доза облучения работающего не превышала предельно допустимой; соседние рабочие места должны быть защищены от излучения так чтобы мощность эквивалентной дозы была ниже 1 4 мбэр/ч 0 014 мЗв/ч . На рабочем месте следует оставить только оборудование и приборы необходимые для проведения данной работы. 5.88. О начале работ с радиоактивными веществами необходимо поставить в известность службу радиационной безопасности или лицо ответственное за радиационный контроль. 5.89. При возможности выбора следует использовать для работы радионуклиды и их химические соединения обладающие наименьшей радиотоксичностью например 89Sг вместо 90Sг . 5.90. Количество радиоактивного вещества на рабочем месте должно быть минимально необходимым. Рекомендуется пользоваться растворами наименьшей удельной активно-сти а также использовать для работы растворы а не порошки. 5.91. Число операций при которых возможны потери радиоактивных веществ пересыпание порошков - возгонка и т. п. должно быть минимальным. 5.92. Работы с радиоактивными веществами необходимо проводить на поддонах из пластмассы или нержавеющей стали установленных на рабочих столах или в вытяжных шкафах. Рекомендуется покрывать поддоны фильтровальной бумагой особенно при работе с растворами и регулярно заменять ее. 5.93. Все ручные операции с радиоактивными вещества- ми должны проводиться с применением инструментов и средств защиты уменьшающих степень облучения рук работающего. 5.94. При работе с бета-излучателями необходимо использовать индивидуальные средства защиты в виде специальных очков щитков и экранов из органического стекла и других материалов с малым атомным номером см. Приложение 15 . 5.95. Предметы которые подвергаются загрязнению радиоактивными веществами должны быть соответствующим образом маркированы и храниться отдельно от чистых предметов. 5.96. В зависимости от активности растворы радиоактивных веществ следует держать в пластмассовых полиэтиленовых фторопластовых сосудах либо в сосудах из химически стойкого стекла снабженных охранными сосудами из пластмассы или нержавеющей стали. 5.97. Запрещается набирать жидкости в пипетки ртом. Для набора жидкостей следует использовать пипетки с резиновыми грушами автоматические пипетки или поршневые микронасосы а также вакуумные системы 5 98. Вскрытие ампул с жидкими и твердыми радиоактивными веществами следует проводить только в вытяжном шкафу или боксе с газообразными в специальной герметичной камере. 5.99. Отбор навесок радиоактивных препаратов следует проводить в вытяжных шкафах или боксах. 5.100. Кипячение и выпаривание радиоактивных растворов должно осуществляться только в вытяжных шкафах или боксах в сосудах из жаростойкого стекла снабженных металлическими охранными сосудами или в металлических сосудах. 5.101. Рекомендуется гидрофобизировать края сосуда при переливании радиоактивных растворов во избежание затека-ния жидкости па внешнюю поверхность сосуда. Если нанесение гидрофобного слоя по каким-то причинам нежелательно а также при работе с органическими растворами рекомендуется переносить раствор с помощью пипетки. 5.102. Высушивание радиоактивных препаратов необходимо проводить в специально отведенных для этого сушильных шкафах или под инфракрасной лампой помещенных в вытяжном шкафу или боксе. 5.103. Центрифугирование радиоактивных растворов следует осуществлять в специальных толстостенных центри-фужных пробирках снабженных пластмассовыми или металлическими чехлами. Допускается также использование пробирок из прозрачной пластмассы. Для отделения раствора от осадка запрещается использовать декантацию раствор слетует отобрать пипеткой. 5.104. Прокаливание радиоактивных веществ следует вести в вытяжном шкафу пользуясь охранным тиглем. Механическую обработку полировка шлифовка растирание порошков и т. д. следует проводить в боксах или вытяжных шкафах. 5.105. При ручном экстрагировании радиоактивных веществ следует избегать делительных воронок с кранами рекомендуется пользоваться пробирками с притертыми пробками. Длительное встряхивание пробирок целесообразпо проводить на механических аппаратах для встряхивания. 5.106. При работе с использованием вакуума вакуумное фильтрование возгонка радиоактивных препаратов и т. п. откачиваемые сосуды должны помещаться в охранные чехлы перед насосом должна быть поставлена ловушка для улавливания радиоактивных веществ выхлопной штуцер насоса должен быть соединен с вытяжной вентиляцией. Фильтрование по возможности заменять центрифугированием. 5.107. После окончания работы рабочее место должно быть приведено в порядок и дезактивировано. 5.108. При прекращении работ на длительное время радиоактивные вещества должны быть сданы в хранилище. 5.109. Запрещается самовольная передача радиоактивных веществ другим лицам даже на короткое время. 5.110. Перед началом работ с использованием метода меченых атомов необходимо изучить химические физико-химические и физические свойства соединений с которыми должна проводиться работа чтобы достаточно полно представить поведение этих соединений скорость поступления характер распределения выведения и т. п. в изучаемой среде. 5.111. Для проведения длительных опытов с микроорганизмами растениями мелкими животными затравленными радиоактивными веществами должны быть выделены специальные помещения оборудованные боксами вытяжными шкафами. 5.112. Следует принять во внимание что после введения радиоактивного раствора в изучаемый объект растение животное микроорганизмы почва и т. д. все соприкасающееся с ним как правило загрязняется радиоактивными веществами. 5.113. Наибольшее внимание в отношении чистоты и безопасности работы следует уделять изготовлению препаратов из радиоактивных объектов для исследований. Высушивание и сжигание объектов необходимо проводить в специальных сушильных шкафах и муфельных печах которые должны устанавливаться в вытяжном шкафу. Температура сушки и сжигания не должна превышать температуры возгонки соответствующих радиоактивных веществ. 5.114. При использовании различных методов мокрого сжигания растворение в щелочах и кислотах надлежит придерживаться тех же правил что и при сухом сжигании учитывая возможность образования летучих радиоактивных соединений. 5.115. Исследовательские работы с биологическими объектами растениями животными и микроорганизмами с применением соединений меченных 3Н 14С необходимо проводить в вытяжных шкафах или на специально оборудованных открытых изотопных площадках. 5.116. При организации работ с радиоактивными веществами в полевых условиях необходимо: а обеспечить сохранность радиоактивного материала; б по возможности локализовать зону применения радиоактивных веществ; в обеспечить сбор и хранение всех радиоактивных отходов; г обеспечить сотрудников необходимой спецодеждой и защитными приспособлениями; д организовать радиационный контроль. 5.117. Площадка для приготовления рабочих препаратов должна быть защищена от действия атмосферных факторов дождь снег солнце ветер . 5.118. На полевых участках каждый день после проведения работ следует осуществлять радиометрический и дозиметрический контроль. 5.119. При работе в полевых условиях должна быть предусмотрена дозиметрическая аппаратура с автономным питанием. 5.120. В случае внесения радиоактивных препаратов в почву опытных делянок или воду экспериментальных бассейнов их следует огородить предупреждая попадание посторонних лиц и животных а также возможные распыления и разнос радионуклидов. 5.121. Для содержания экспериментальных животных в организм которых вводят радиоактивные вещества следует выделять отдельное помещение. Запрещается совместное содержание животных затравленных радиоактивными веществами с другими подопытными или контрольными животными. 5.122. В помещениях вивария должны быть выполнены следующие основные требования: 1 стены на высоту 2 м покрыты пластикатом или глазурованной плиткой а остальная часть стен и потолок окрашены масляной краской; 2 полы покрыты пластикатом края которого приподняты на стены на 20 см; 3 помещения оборудованы приточно-вытяжной вентиляцией обеспечивающей 5 10-кратный обмен воздуха в час; 4 в помещения подведена горячая и холодная вода; 5 при выходе из помещения вивария оборудован душ пропускного типа. Камера стенки и все другие специальные установки для работ с экспериментальными животными которым был введен радиоактивный препарат должны соответствовать требованиям предъявляемым к мебели и оборудованию лабораторий для работ с открытыми радиоактивными веществами. 5.123. Все животные которым введен радиоактивный препарат должны содержаться в специальных клетках из легкодезактивируемых материалов металл с обязательной покраской кислотостойкими лаками или в стеклянных банках. Под клетками должны устанавливаться специальные поддоны пластмассовые или из нержавеющей стали так как все выделения животных а также их шерсть содержат радиоактивные вещества. 5.124. При содержании в лабораторных помещениях клеток с животными сосудов с растениями или микроорганизмами в которые введены радиоактивные вещества необходимо в случае использования гамма-источников в процессе работы принять меры для снижения суммарной мощности дозы излучения на рабочих местах ниже предельно допустимых уровней используя защитные экраны. 5.125. Перемещение животных или клеток с животными которым введен радиоактивный препарат должно проводиться с применением специальных приспособлений обеспечивающих радиационную безопасность. Для этих целей следует применять удлинительные шесты и штанги поддоны переносные клетки или клетки-тележки. 5.126. Мытье помещений и клеток вивария необходимо проводить ежедневно. Для уборки должен использоваться отдельный уборочный инвентарь. 5.127. При работе с тритием и его соединениями необходимо руководствоваться специальными методиками. РАБОТА С УРАНОМ ТОРИЕМ ИХ СПЛАВАМИ И СОЕДИНЕНИЯМИ 5.128. Уран и торий2 обладающие большим периодом полураспада относятся к группе радионуклидов мадой радиотоксичности группа Г . Изотопы урана тория и продукты их распада дочерние изотопы содержащиеся в уране и тории являются источниками альфа- бета- и гамма-излучений. Наибольшую опасность уран и торий представляют при проникновении внутрь организма когда создаются условия непосредственного воздействия их на те или иные ткани внутреннее облучение . Допустимая концентрация ДКА тория в воздухе рабочих помещений равна 1 7*10-15 Ки/л 6 3*10-5 Бк/л и урана 6*10-14 Ки/л 2 2*10-3 Бк/л . 8 Уран и торий следует понимать как естественную смесь изотопов урана 238U 235U и 234U и естественную смесь изотопов тория. Таблица 3 Определение класса работ в зависимости от активности количества урана или тория на рабочем месте   Продукт Активность при работх по классам радиационной опасности I класс II класс III класс Торий       10 Ки 3 7-1011 Бк 46 т 10 мКи 10 Ки 3 7-108-3 7-10 11 Бк 46 кг 46 т 0 1 10мКи 3 7-106 Бк 3 7-103 Бк 0 46 46 кг Уран       10 Ки 3 7-1011 Бк 15 т 10 мКи 10 Ки 3 7-108-3 7-10 11 Бк 15 кг 15 т 0 1 10 мКи 3 7-106 3 7*108 Бк 150 г 15 кг 5.129. Работы с ураном и торием не сопровождающиеся пылеобразоваиием проводят обычным порядком как со стабильными элементами если суммарное количество радиоактивного вещества на рабочем месте ниже 100 мкКи 3 7-106 Бк 460 г для тория и 100 мкКи 3 7-106 Бк 150 г для естественного урана 5.130. В зависимости от активности на рабочем месте и радиотоксичности работы с открытыми торием и ураном делят на три класса радиационной опасности. 5.131. При работе с ураном и торием требуется особая осторожность так как в производственных и лабораторных условиях уран торий и продукты их распада могут проникать в организм через дыхательный тракт при вдыхании радиоактивной пыли разной степени дисперсности и через желудочно-кишечный тракт вследствие радиоактивного загрязнения рук спецодежды используемого оборудования. 5.132. Процессы связанные с выделением радиоактивной пыли должны проводиться только в закрытых установках снабженных вытяжной вентиляцией. Резка радиоактивных металлов абразивным кругом и шлифовка образцов должны проводиться в закрытых вентилируемых боксах. Боксы для выемки и установки образцов следует открывать при работающей вентиляции. Выключение вентиляции допускается через 10 мин после прекращения работы. 5.133. Механическую обработку урана тория и их сплавов следует проводить как правило мокрым способом с применением местной тяги. Опиловка напильником как пылящая операция связанная с вероятностью загорания опилок должна проводиться в исключительных случаях например изготовление порошков для рентгеновских исследований . Работу с сухими порошкообразными ураном торием оксидами этих металлов следует выполнять в условиях исключающих распыление и попадание их в воздух рабочего помещения. Целесообразно использовать камеры из органического стекла или работать с увлажненными материалами. Запрещается выполнять какие-либо пылящие операции на открытых рабочих столах вне вытяжных шкафов и укрытий. 5.134. В целях уменьшения внешнего облучения работающих образцы находящиеся на рабочем месте следует держать в закрытых коробках из жести или органического стекла. 5.135. Выброс газов форвакуумными насосами используемыми для откачки газов из плавильных печей необходимо осуществлять через промежуточные баки увлажненные маслом. 5.136. Очистка и обтирка оборудования внутренние поверхности дуговой печи сосуды используемые при плавке в высокочастотной печи от порошков урана тория и других веществ должны проводиться влажным способом чтобы исключить распыление. В качестве увлажнителя можно применять воду или спирт. Использованные обтирочные материалы следует собирать как радиоактивные отходы и сдавать на захоронение. 5.137. Все операции связанные с использованием урана тория и их соединений необходимо проводить только в перчатках. Перчатки должны иметь маркировку наружной и внутренней сторон. 5.138. При выполнении работ в местах образования пыли работающие обязаны пользоваться респиратором со сменными фильтрами. СБОР ХРАНЕНИЕ. УДАЛЕНИЕ И ОБЕЗВРЕЖИВАНИЕ ЖИДКИХ II ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 5.139. Жидкие отходы считаются радиоактивными если содержание в них радиоактивных веществ превышает допустимую концентрацию в воде для лиц категории В. Численные значения допустимых концентраций отдельных радионуклидов в воде приведены в НРБ-76 табл. 1 для неизвестного или частично известного состава радионуклидов в табл. 3. Источниками жидких радиоактивных отходов могут быть утечки воды используемой в качестве теплоносителя или замедлителя в реакторах любые растворы после обработки радиоактивных материалов растворы после дезактивации оборудования и помещений полов стен окон дверей шкафов и т. п. сбросы активных дренажей в реакторах а также сточные воды санпропускников специальных прачечных и других санитарно-технических устройств. 5.140. Твердые отходы считаются радиоактивными в следующих случаях: а если удельная активность отходов больше 2 10-6 Ки/кг 7 4 104 Бк/кг для бета-источников больше 1 10-7 г-экв На/кг для гамма-источников и больше 2 10-7 Ки/кг 7 4 103 Бк/кг для альфа-источников кроме радионуклидов трансурановых элементов для которых эта величина должна быть больше 1-108 Ки/кг 3 7-102 Бк/кг ; б если уровни загрязнения поверхностей превышают 5 альфа-частиц/ см2-мин или 50 бета-частиц/ см2-мин определяемых на площади 100 см2. Твердыми радиактивными отходами могут быть различного рода материалы активной зоны реактора демонтированное радиоактивное оборудование инструменты обтирочные материалы средства индивидуальной защиты спецодежда спецобувь и другие предметы если их радиоактивное загрязнение превышает допустимый уровень для твердых радиоактивных отходов. 5.141. В учреждениях где образуются жидкие радиоактивные отходы объемом 200 л в смену и более с удельной активностью превышающей допустимую концентрацию радионуклидов в воде для лиц категории Б необходимо предусматривать кроме хозяйственно-бытовой специальную канализацию с очистными сооружениями. В необходимых случаях для учреждений по согласованию с органами Госсаннадзора устанавливаются предельно допустимые сбросы радиоактивных веществ в поверхностные водоемы. 5.142. Допускается сброс в хозяйственно-бытовую канализацию радиоактивных жидких отходов с удельной активностью не более чем в 10 раз превышающей допустимую концентрацию радионуклидов в воде для лиц категории Б если обеспечивается десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного учреждения в любое время суток а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит установленных предельно допустимых сбросов. 5.143. При малых количествах радиоактивных жидких отходов до 200 л в смену с удельной активностью превышающей допустимую концентрацию радионуклидов в воде для лиц категории Б и невозможности их разбавления до допустимой концентрации нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного учреждения радиоактивные жидкие отходы должны собираться в специальные емкости кон-тейнеры-сборники для последующего удаления их на пункт захоронения. Для перемещения емкостей необходимо предусматривать подъемные механизмы и лифты. 5.144. При удалении загрязненных радиоактивными веществами сточных вод непосредственно из учреждений или городской канализации в водоемы содержание в них радиоактивных веществ не должно превышать допустимых концентраций установленных для вод открытых водоемов. 5.145. Запрещается сброс сточных вод загрязненных радиоактивными веществами в поглощающие ямы скважины на поля орошения в пруды предназначенные для разведения рыбы и водоплавающей птицы а также в ручьи и другие водоемы вода которых может поступать в эти пруды. Примечание. В отдельных случаях по санитарным показаниям при наличии благоприятных природных и санитарных условий] подземное удаление жидких радиоактивных отходов допускается по специальному разрешению Министерства здравоохранения СССР и Министерства геологии СССР. 5.146. Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов необходимо проводить отдельно от обычного мусора. Системы удаления и обезвреживания твердых радиоактивных отходов и подлежащих захоронению жидких радиоактивных отходов должны быть централизованы и включать в себя сбор отходов временное их хранение удаление и обезвреживание Приложения 16 18 . 5.147. Твердые и подлежащие захоронению жидкие радиоактивные отходы содержащие короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада не больше 15 сут. должны выдерживаться в сборниках контейнерах или других емкостях в течение времени обеспечивающего снижение активности до допустимой концентрации радионуклидов в воде для лиц категории Б. После этого твердые отходы удаляются на организованные свалки с обычным мусором при этом на территории свалки общий гамма-фон не должен превышать 0 01 мР/ч над естественным фоном данной местности а жидкие в хозяйственно-бытовую канализацию. 5.148. Срок выдержки твердых радиоактивных отходов с содержанием большого количества органических веществ трупы экспериментальных животных и т. п. не должен превышать 5 сут. если не обеспечиваются условия хранения выдержки в холодильных установках или соответствующих растворах. 5.149. Воспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы должны быть переведены в неопасное состояние по отправки их на захоронение при этом необходимо предусмотреть меры радиационной пожарной и взрывной безопасности. 5.150. Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми и закрываться крышками. Размер и конструкция их определяются типом и количеством радиоактивных отходов видом и энергией излучения радионуклидов. Внутренние поверхности сборников для многократного использования должны плавно сопрягаться быть гладкими выполненными из слабосорбирующего материала допускающего обработку кислотами и специальными растворами и иметь достаточную механическую прочность. 5.151. Конструкция контейнеров должна предусматривать возможность механизированной погрузки на транспортное средство и разгрузки с него. Мощность эквивалентной дозы излучения на расстояние 1 м от контейнера с радиоактивными отходами допускается не более 10 мбэр/ч 0 1 мЗв/ч . 5.152. Для временного хранения радиоактивных отходов вне контейнеров в учреждениях должны иметься сборники и предусматриваться помещения или места в помещениях имеющие отделку которая соответствует требованиям предъявляемым к помещениям для работ не ниже II класса. Место расположения сборников должно быть обеспечено соответствующими защитными приспособлениями для снижения мощности дозы излучения за его пределами до допустимого уровня. 5.153. Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами с гамма-эквивалентом более 200 мг-экв Rа должны быть предусмотрены специальные защитные колодцы или ниши. 5.154. Установку сборников в колодцы и ниши и извлечение из них необходимо проводить с помощью специальных устройств исключающих переоблучение обслуживающего персонала. 5.155. Транспортирование радиоактивных отходов следует проводить на специально оборудованных транспортных средствах конструкция которых согласовывается с органами санитарно-эпидемиологической службы. Использование этих транспортных средств для перевозок нерадиоактивш грузов запрещается. Транспортные средства и сборники для сбора и перевоз-ки радиоактивных отходов должны иметь знаки радиацион-ной опасности в соответствии с ГОСТом 17925-72 «Знак ра-диационной опасности». 5.156. Транспортные средства предназначенные для пе-ревозки радиоактивных отходов как правило должны бытц крытыми. Внутренняя поверхность кузова облицовывается нержавеющей сталью или другим материалом допускающим обработку раствором кислот специальными дезактивирующими средствами и мытье водой. Кузов должен иметь устройство для слива из него жидкости в соответствующие емкости. Транспортное средство необходимо оборудовать подъемниками для погрузки и разгрузки сборников и приспособлениями исключающими их; опрокидывание в пути и обеспечивающими защиту водителя и сопровождающего персонала от облучения сверх допустимых доз. 5.157. Допускаются перевозки радиоактивных отходов воздушным водным железнодорожным или специально выделенным автотранспортом в механически прочных герметических упаковках удовлетворяющих требованиям «Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ ПБТРВ-73» М.: Атомиздат 1974. 104 с. . 5.158. Захоронение радиоактивных отходов вне централизованных пунктов захоронения запрещается. Примечание. В отдельных случаях для некоторых учреждений допускается устройство самостоятельных пунктов захоронения радиоактивных отходов по специальному разрешению Министерства здравоохранения СССР с учетом требований санитарных> правил регламентирующих устройство и эксплуатацию таких пунктов. СОДЕРЖАНИЕ И ДЕЗАКТИВАЦИЯ РАБОЧИХ ПОМЕЩЕНИЙ И ОБОРУДОВАНИЯ ПРЕДНАЗНАЧЕННЫХ ДЛЯ РАБОТ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ 5.159. Радиоактивное загрязнение наружных поверхностей оборудования инструмента лабораторной посуды аппаратуры поверхностей рабочих помещений где проводятся работы с применением открытых радиоактивных веществ а также в отделениях санитарных пропускников для хранения спецодежды не должно превышать значений приведенных в табл. 4. Таблица 4 Допустимое загрязнение поверхности для лиц категории А ДЗА частиц/ см2-мин   Объект загрязнения Альфа-активные нуклиды*1   Бета-актив- ные нуклиды *4 отдельные *2 прочие Конные покровы полотенца спец-белье внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты 1 1 100 Основная спецодежда внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты 5 20 800 Наружные поверхности спецобуви и дополнительных средств индивидуальной защиты используемых в помещениях       постоянною пребывания персонала 5 20 2000 периодического пребывания персонала 50 200 8000 Спецодежда 5 20 800 Другие индивидуальные средства защиты       внутренняя поверхность 5 20 800 наружная поверхность 50 200 8000 Поверхность помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования 5 20 2000 Поверхность помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования 50 200 8000 Транспортные средства и наружная поверхность защитных контейнеров и охранной тары упаковочных комплектов радиоактивных веществ*3 10 10 100 *' Для поверхностей рабочих помещений оборудования транснортных средств защитных контейнеров и охранной тары загрязненных альфа-активными нуклидами нормируется нефиксированное «снимаемое- загрязнение для остальных поверхностей суммарное фиксированное и нефиксированное загрязнение. «Снимаемое» загрязнение определяется методом сухого мазка. *2 К отдельным радионуклидам относятся альфа-активные нуклиды допустимая концентрация которых в воздухе производственных помещений меньше 1*10-14Ки/л. *3 Вне санитарно-защитной зоны нефиксированное загрязнение транспортных средств и наружной поверхности охранной тары упаковочных комплектов не допускается. *4 Для 90Sг 90Sг + 90У допустимое загрязнение устанавливается в 5 раз меньшим; загрязнение тритием не нормируется так как его воздействие контролируется по содержанию в воздухе и в организме. 5.160. Оборудование инструмент посуда и другие предметы выносимые из укрытий боксов шкафов и т. п. или из зон I и II при зональной планировке в другие помещения должны подвергаться дезактивации на месте для снижения загрязненности до контрольных уровней установленнных для помещений в которые они выносятся или помещаться в контейнеры упаковываться в пленочную или другую герметичную тару. Ш 5.161. Во всех помещениях постоянного пребывания персонала в которых ведутся работы с радиоактивными веществами в открытом виде должна проводиться ежедневная влажная уборка. Не реже одного раза в месяц должна проводиться полная уборка с мытьем стен окон дверей оборудования и т. д. Сухая уборка таких помещений за исключением вакуумной запрещается. Я 5.162. Уборочный инвентарь необходимо закрепить за помещением для работ каждого класса и хранить в специально отведенных местах. Я 5.163. В помещениях постоянного пребывания персонале должен быть предусмотрен неснижаемый запас дезактивирующих средств и моющих растворов подбираемых с учетом радионуклида и соединения с которым проводится работа а также характера поверхностей подлежащих дезактивации. По окончании работы каждый работающий должен убрать свое рабочее место и при необходимости дезактивировать рабочую посуду и инструмент. Проведение этих операций может осуществлять специально выделенный персонале 5.164. Необходимо контролировать эффективность дезактивации. Оборудование инструменты покрытия являющие ся источниками дополнительного облучения персонала которые не поддаются очистке до допустимого уровня и по этом причине не пригодны для дальнейшего использования под лежат замене и рассматриваются как радиоактивные отходы. в ПРЕДУПРЕЖДЕНИЕ АВАРИЙ И АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ 1 И ЛИКВИДАЦИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ 5.165. Аварийная ситуация непредвиденное обстоятельство нарушающее нормальный ход технологического процесса которое может послужить причиной радиационной аварии. 5.166. В учреждении где ведутся работы с открытыми радиоактивными веществами должны быть предусмотрены средства ликвидации аварийных загрязнений специальные растворы инвентарь для уборки помещений дополнительные средства индивидуальной защиты и т. д. . Набор таких средств должен быть определен заблаговременно. 5.167. При возникновении непредвиденного загрязнения разбита ампула рассыпан порошок разлит раствор и т. п. необходимо: 1 предупредить окружающих; 2 покинуть участок повышенной радиационной опасности выключив действующие установки; 3 немедленно известить об аварии службу радиационной безопасности или лицо ответственное за дозиметрический контроль и инженера по технике безопасности; 4 провести радиационный контроль загрязненного участка оградить место аварии и установить соответствующую надпись и известить вышестоящую организацию см. пункт 3 7 настоящих Правил . 5.168. Все случаи превышения контрольных уровней подлежат расследованию службой радиационной безопасности лицом ответственным за радиационный контроль учреждения совместно с руководителем структурного подразделения лаборатории отдела в котором фиксировалось превышение контрольного уровня. Причины вызвавшие превышения контрольных уровней должны быть немедленно устранены. В журнале радиационного контроля должна быть сделана соответствующая запись о мерах принятых для устранения причин вызвавших указанные превышения. 5.169. При осуществлении мероприятий по ликвидации последствий аварии планируемое повышенное облучение персонала ограничивается следующими условиями: допускается внешнее облучение выше годовой предельно допустимой дозы или поступление радионуклидов в организм выше предельно допустимого поступления радионуклидов в два раза кроме урана в растворимой форме в каждом отдельном случае или в пять раз на протяжении всего периода работы. В каждом подобном случае персонал должен быть предупрежден о дополнительном облучении а работы проводятся по нарядам-допускам см. главу 3 . Увеличение дозы или поступление радионуклидов выше указанных значений в НРБ-76 пункт 3.2 оправдано только в тех случаях когда нет возможности применить меры исключающие такое облучение персонала. 5.170. Планировать повышенное облучение не разрешается в следующих случаях: а если добавление планируемой дозы к полученной ранее работником превысит значение установленное по формуле Н = ПДД-Т где Т лет время с начала профессиональной деятельности ПДД годовая предельно допустимая доза; б если работник при аварии или случайном облучении ранге получил дозу превышающую годовую предельно допустимую дозу в пять раз; в если работник женщина в возрасте до 40 лет. 5.171. Работник подвергшийся повышенному облучению может продолжать обычную работу только при отсутствии медицинских противопоказаний доза полученная при планируемом повышенном облучении сама по себе не может служить причиной для отстранения данного лица от его обычной работы . 5.172. Каждое аварийное или планируемое повышенное облучение при дозе внешнего облучения не более 2 ПДД должно быть скомпенсировано так чтобы в последующем периоде не более 5 лет накопленная доза не превысила значение определенное Формулой Н = ППД*Т. При дозе не более 5 ПДД внешнее облучение должно быть скомпенсировано так чтобы в последующем периоде не более 10 лет накопленная доза не превысила значение определяемое по указанной формуле. В случае повышенного поступления радионуклидов в организм следует оценить активность поглощенную каждым сотрудником и сопоставить ее с установленным значением предельно допустимой дозы. 5 173. Однократное внешнее облучение при дозе свыше 5ПДД а также однократное поступление в организм радионуклиттов свыше 5 ПДД должно рассматриваться как потенпиально опасное. После такого воздействия работник должен быть направлен на медицинское обследование. 5.174. Основная задача первичных мероприятий связанных с ликвидацией последствий радиационной аварии состоит в том. чтобы в наиболее короткие сроки локализовать загрязнение и предупредить дальнейшее распространение радиоактивпых веществ и возможное поражение людей. 5.175. Дезактивация должна проводиться силами сотрудников лаборатории или учреждения и специальной службы дезактивации. 5.176. Перед началом работы в аварийной зоне необходимо установить точную карту загрязненности разработать план ликвидации аварии и осуществить «аварийный режим» входа в аварийную зону. Ликвидация аварии выполняется под контролем службы радиационной безопасности. Проведение в аварийной зоне работ ее относящихся к ликвидации аварии запрещается. 5 177. «Аварийный режим» входа в помещения заключается в том что все лица при входе в аварийную зону обязаны надеть дополнительную защитную одежду обувь и т. п. а при выходе снять их. 5.178. Для обеспечения аварийного режима входа в аварийную зону на границе последней необходимо установить «дисциплинирующие барьеры» и оборудовать временные саншлюзы если при строительстве не были предусмотрены постоянные саншлюзы . Оборудование саншлюзов состоит из вешалок и стеллажей для хранения дополнительных средств индивидуальной защиты надеваемых при входе в аварийную зону скамеек и табуреток для удобства одевания приспособлений для предварительной дезактивации умывальника или временного душа если при работе используются пневмокостюмы мусоросборников радиометрических приборов контроля уровней загрязнения рук и спецодежды. Ремонтные работы и дезактивацию боксов и камер и другого оборудования проводят со стороны второй зоны. При переходах из помещений для работ более высокого класса в помещения для работ меньшего класса необходимо контролировать уровни радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты и рук. 5.179. Вход в аварийную зону и проведение каких-либо работ по дезактивации в ней допустимы только с разрешения сотрудников службы радиационной безопасности по специальному наряду с указанием допустимой продолжительности работы и необходимых средств индивидуальной защиты. 5.180. В случае разлива радиоактивного раствора следует собрать раствор фильтровальной бумагой опилками и провести дезактивацию помещения. Обмыв поверхности надлежит делать сверху вниз и от более чистых участков к более грязным. 5.181. При рассыпании радиоактивного порошка необходимо выключить все вентиляционные установки способные поднять этот порошок в воздух собрать порошок и провести дезактивацию помещения в том же порядке как указано выше. 5.182. Если обычная обработка не дает должного эффекта то используют специальные способы дезактивации см. Приложение 19 : снятие растворителями красочного покрытия применение химических средств для растворения радиоактивных соединений с последующим промыванием водой механическое удаление слоя материала и др. Большое количество пролитых радиоактивных жидкостей следует засыпать сухими опилками или собрать при помощи переносных вакуумных насосов. После того как основное количество радиоактивного вещества будет удалено оставшееся загрязнение устраняется обработкой поверхности специальными моющими растворами дезактивация . Дезактивацию загрязненных поверхностей производят при помощи мягких тряпок щеток или тампонов смоченных моющими растворами или смыванием. При дезактивации поверхностей покрытых пористыми или легкосмачиваемыми материалами керамические плиты цемент не следует оставлять моющий раствор на обрабатываемой поверхности на длительное время во избежание впитывания материалом радиоактивного вещества вместе с моющим раствором. Если загрязненная поверхность представляет собой сплошное покрытие без швов и стыков пластикат линолеум и т. п. то обработку можно также проводить обильным смачиваеием ее дезактивирующим раствором поливанием пульверизацией . Обрабатываемая поверхность после дезактивации специальными моющими растворами промывается водой протирается сухой чистой тряпкой после чего чистота поверхности контролируется соответствующим радиометрическим прибором. Использованные загрязненные тряпки и щетки собирают в пластикатовые мешки или другие емкости и удаляют как радиоактивные отходы. В качестве моющих растворов для дезактивации помещений может применяться один из составов приведенных в Приложении 19. 5.183. Все действия в аварийной зоне необходимо проводить по ранее разработанному плану быстро и целенаправленно руководство работами сосредоточить в определенном месте и подчинить конкретному лицу или единой группе. Руководителем группы должен быть назначен один из руководящих работников учреждения. Обязанности указанной группы состоят в следующем: а руководство всеми работами по ликвидации последствий аварии; б обеспечение дозиметрических и дезактивационных работ необходимой аппаратурой средствами дезактивиции защитной одеждой а также при необходимости автотранспортом; в формирование дезактивационной бригады; г организация медицинского наблюдения за пострадавшими в период проведения работ; д составление отчета о проведенных мероприятиях. 5.184. Руководитель службы радиационной безопасности дозиметрист обязан провести инструктивное занятие с участниками сформированной бригады. Инструктаж должен касаться правил радиационной безопасности при выполнении работ. 5.185. Все лица непосредственно участвующие в работах по ликвидации последствий аварии должны быть обеспечены специальной защитной одеждой Приложения 20 21 . Категорически запрещается пребывание в этой зоне лиц без средств индивидуальной защиты и дозиметров индивидуального контроля независимо от характера загрязнения. 5.186. Все работы в зоне загрязнения должны проводиться под тщательным дозиметрическим контролем. При этом следует принимать меры препятствующие загрязнению самих приборов. Результаты дозиметрических измерений фиксируют в специальных журналах и скрепляют подписью дозиметриста. 5.187. Продолжительность работы в загрязненной зоне определяется мощностью дозы гамма-излучения и предельной величиной дозы установленной руководителем работ для участников проводимых мероприятий с учетом ограничений установленных НРБ-76. 5.188. При выходе из загрязненного очага все участники работ должны подвергаться обязательному и тщательному радиационному контролю. Радиационный контроль при выходе из зоны загрязнения следует проводить теми же типами приборов что и при работе в очаге. Защитная одежда при выходе из зоны снимается и в случае ее загрязнения выше допустимого загрязнения для лиц категории А подвергается дезактивации. При обнаружении загрязнения кожных покровов пострадавший должен пройти санитарную обработку. 5.189. Ответственность за проведение аварийных мероприятий несет лицо отвечающее за радиационную безопасность в учреждении и руководитель работ на участке которого произошла авария. Глава 6 РАБОТА С ЗАКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ Настоящая глава определяет организацию работ с закрытыми источниками ионизирующего излучения за исключением тепловыделяющих элементов твэлов радиационных контуров при ядерных реакторах и гамма-установок применяемых в медико-терапевтических целях. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 6.1. Устройство в которое помещен радиоактивный источник должно быть устойчиво к механическим химическим температурным и другим воздействиям и соответствовать техническим условиям его использования. Запрещается применять источники ионизирующих излучений в условиях не предусмотренных технической документацией на них. 6.2. В нерабочем положении все источники излучения должны находиться в защитных устройствах. 6.3. Для извлечения источника излучения из контейнера следует использовать дистанционный инструмент или специальные устройства защитные экраны и различного рода манипуляторы . 6.4. При работе с закрытыми источниками активностью более 200 мг-экв Ка должны использоваться специальные устройства с дистанционным управлением. 6.5. Выпуск опытных образцов приборов аппаратов и установок действие которых основано на использовании ионизирующих излучений в количестве свыше трех экземпляров и их серийное производство разрешается только по техническим условиям описаниям и инструкциям по эксплуатации составленным в соответствии с действующими ГОСТами и согласованным с Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР или организацией им уполномоченной и Главным санитарно-эпидемиологическим Управлением Министерства здравоохранения СССР. Этим порядком регламентируется также серийный выпуск источников излучения для радиоизотопных приборов. При выпуске указанных выше видов продукции в количестве до трех экземпляров техническая документация подлежит согласованию с органами Госсаннадзора. В дальнейшем в главе 6 источники излучения. 6.6. Выпуск опытных образцов и серийное производство устройств генерирующих рентгеновское излучение с энергией свыше 10 кэВ разрешается после согласования технической документации с Главным санитарно-эпидемиологическим Управлением Министерства здравоохранения СССР. Мощность эквивалентной дозы излучения за счет устройств генерирующих неиспользуемое рентгеновское излучение не должна превышать 0 07 мкбэр/с 0 7 нЗв/с на расстоянии 5 см от поверхности при 41-часовой рабочей неделе. 6.7. Мощность эквивалентной дозы излучения на поверхности вновь разрабатываемых переносных передвижных и стационарных гамма-установок применяемых для исследовательских целей и других аппаратов не должна превышать 3 мбэр/ч 0 03 мЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока аппарата с источником. 6.8. Для вновь разрабатываемых радиоизотопных приборов мощность эквивалентной дозы излучения не должна превышать 0 3 мбэр/ч 3 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности прибора с источником и 10 мбэр/ч 0 1 мЗв/ч вплотную к поверхности блока с источником. 6.9. В зависимости от характера работы должны быть предусмотрены меры и средства исключающие возможность разгерметизации ампул-упаковок источников в процессе работы с ними. Категорически запрещается: 1 вскрывать оболочку источника подвергать источник механическим воздействиям не предусмотренным техническими условиями эксплуатации источника которые могут вызвать деформацию источника его металлической оболочки или появление трещин стеклянные ампулы и металлические оболочки ; 2 подвергать источник нагреву выше допустимых техническими условиями температур; 3 помещать источник в среды способные нарушить герметичность оболочки. В случае необходимости источник помещают в дополнительную герметизированную кассету ам-пулу материал которой является стойким к действию данной среды; 4 проводить ремонт оболочки источника; 5 использовать источник в режимах не предусмотренных техническими условиями. Деформированные и разгерметизированные источники подлежат вывозу на захоронение. 6.10. В зависимости от активности облучателя мощные радиоизотопные гамма-установки разделяют на три категории: категория I активность облучателя более 5 105 Ки 1 85-1016 Бк ; категория II активность облучателя от 5-103 до 5105 Ки 1 85-1014-1 85-1016 Бк ; катего-5 103 Ки рия III активность облучателя от 500 до 1 85-1013-1 85-1014 Бк . По характеру объектов для обработки которых предназначаются установки последние можно разделить на три группы: первая группа установки применяемые для радиационной обработки пожаро- и взрывоопасных объектов; вторая группа установки применяемые для радиационной обработки токсических химических соединений или таких веществ при радиационной обработке которых образуются токсические соединения; для радиационной обработки препаратов содержащих болезнетворные микроорганизмы или вирусы; третья группа установки применяемые для радиационной обработки нейтральных объектов не представляющих опасности при работе. В зависимости от конструктивных особенностей группы и условий эксплуатации установки в процессе работы возможно возникновение нерадиационных вредных производственных факторов: озона оксида азота образующихся в результате ионизации воздуха в рабочей камере а также поступление других газов летучих соединений и аэрозолей. Установки могут иметь неподвижный облучатель и транспортное устройство для подачи в рабочую камеру объекта облучения или подвижный облучатель который удаляется из рабочей камеры в хранилище после окончания работы Установки в которых с помощью механизмов и приспособлений возможно изменять конфигурацию облучателя без его удаления из рабочей камеры следует рассматривать как установки с неподвижным облучателем. ПЛАНИРОВКА ОТДЕЛКА И ОБОРУДОВАНИЕ ПОМЕЩЕНИЙ. ВЕНТИЛЯЦИЯ ВОДОСНАБЖЕНИЕ И КАНАЛИЗАЦИЯ Требования к размещению закрытых источников ионизирующих излучений в здании. Планировка отделка и оборудование помещений 6.11. Рабочая часть стационарных аппаратов и установок с открытым или с неограниченным по направлению пучком излучения должна размещаться в отдельном помещении преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания. Материал и толщина стен пола и потолка этого помещения при любых реальных положениях источника и направлениях пучка должны обеспечивать ослабление мощности дозы первичного и рассеянного излучений в смежных помещениях и на территории учреждения до допустимых значений. 6.12. При размещении установок следует руководствоваться строительными противопожарными санитарными нормами и правилами. При этом исходя из конструктивных и технологических особенностей установок должны быть предусмотрены рабочие места и проходы следующих размеров: с лицевой стороны пультов и панелей управления установок не менее 1 м при однорядном расположении установок и не менее 1 2 м при двухрядном; с задней и боковой сторон установок оборудования имеющих открывающиеся двери съемные панели и другие устройства к которым необходим доступ персонала не менее 0 8 м. Указанные размеры не распространяются на общие проходы пространство необходимое для открывания дверей имеющихся на оборудовании и защитных камерах и площади для размещения переносной измерительной аппаратуры. Расстояния следует отсчитывать от максимально выступающей точки на оборудовании а со стороны дверей от кромки двери при перпендикулярном положении ее по отношению к оборудованию до стены или следующего ряда оборудования. 6.13. Пульт управления установкой необходимо размещать в смежном помещении. Входная дверь в помещение в котором находится установка должна блокироваться с механизмом перемещения источника облучателя или с включением высокого ускоряющего напряжения так чтобы исключалась возможность случайного облучения персонала. 6.14. Должно быть предусмотрено устройство для принудительного дистанционного перемещения источника в положение «хранение» в случае отключения энергопитания установки или в случае любой аварии. При подводном хранении источников излучения должны быть предусмотрены системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне сигнализации изменения уровня воды и повышения мощности дозы в рабочем помещении. Бассейны должны иметь надежную гидроизоляцию исключающую утечку воды систему очистки воды в случае разгерметизации источника и систему перемещения источника из бассейна изоляции на период ремонтных работ. 6.15. Помещения в которых размещаются стационарные установки с радиоизотопными источниками излучения должны быть оборудованы системами блокировки и сигнализации о положении облучателя и превышении заданного уровня мощности дозы. 6.16. При проектировании и монтаже систем блокировок и сигнализации должны быть предусмотрены следующие функциональные возможности: при неполностью закрытых дверях экранах па оконных проемах и т. п. механизм переводящий облучатель из положения «хранение» в рабочее положение должен автоматически отключаться а световая сигнализация на пульте управлений- установкой должна указывать положение этих дверей и экранов. Закрытие и блокировка запоров должны осуществляться в режиме снятия напряжения в электрических цепях обеспечивающих работу запоров. Тем самым при непредвиденном прекращении подачи электроэнергии на установку вход персонала в рабочую камеру когда источник находится в рабочем положении исключен. 6.17. Входные двери в рабочую камеру или в лабиринт должны быть оборудованы: блокировкой дверных запоров осуществляющейся по положению облучателя и блокировкой по превышению мощности дозы в заданном месте рабочей камеры или лабиринта над установленным контрольным уровнем. Рекомендуется контрольный уровень устанавливать равным величине радиационного фона создаваемого облучателем в рабочей камере или лабиринте когда он находится в положении «хранение». Двойная автоматическая блокировка должна дублировать ручную которая выполняется совмещенным переключающим устройством. Схема управления вывода облучателя в положение «хранение» должна обеспечивать возможность выключения ручкой блокировки только после того как облучатель займет положение «хранение». Все три системы блокировок по излучению по положению облучателя и ручная должны быть автономными. Система управления положением облучателя должна обеспечивать возможность включения механизма перемещения облучателя из положения «хранение» только при условии что все три блокировки исправны. Состояние блокировок включена или выключена должно указываться на сигнальных световых табло размещенных на пульте управления. Нарушение работы одной из блокировок вводит в действие звуковую сигнализацию. Одновременно с включением блокировок должны включаться световое табло с предупредительной надписью «Вход запрещен!» это табло размещается над входом в рабочую камеру или лабиринт и звуковой сигнал звонок сирена и т. п. в течение 5 с . В рабочей камере или лабиринте должно быть установлено устройство с кнопкой экстренной остановки подъемного механизма облучателя с этого устройства проводится включение системы управления положением облучателя на пульте управления установки. В схему включающую систему управления положением облучателя необходимо вводить реле задержки времени. После подачи команды с пульта экстренной остановки это реле осуществляет подключение системы управления положением облучателя только через заданный промежуток времени с момента включения достаточный для того чтобы оператор успел покинуть рабочую камеру и лабиринт. При этом если до истечения указанного времени срабатывания реле все двери в рабочую камеру или лабиринт не будут закрыты реле задержки времени переводит схему подключения системы управления перемещением облучателя в исходное состояние и операцию следует повторить. Такая система включения снижает вероятность перемещения облучателя в рабочее положение с пульта управления когда в рабочей камере или лабиринте находится персонал. Необходимо предусмотреть чтобы с пульта экстренной остановки имелась возможность проводить экстренную остановку механизмов перемещающих облучатель в рабочее положение и включение систем экстренного перемещения облучателя в положение «хранение». Одновременно с включением системы экстренной остановки и перевода облучателя в положение «хранение» блокируется отключается система управления перемещением облучателя. Запоры дверей в рабочую камеру или лабиринты открываются или закрываются единым ключом который вставляется в специальное гнездо на пульте управления. При извлечении ключа из гнезда должна срабатывать система автоматического перевода облучателя из рабочего положения в положение «хранение». Примечание. В случаях когда из-за конструктивных особенностей установки вход в лабиринт и рабочую камеру невозможно надежно изолировать от смежных помещений необходимо установить охранно-аварийную сигнализацию например   реагидрирующую на пересечение проходящим человеком светового луча совмещенную с системой автоматического экстренного вывода облучателя из рабочей камеры в хранилище. 6.18. Рабочие камеры установок конструкция которых предусматривает вход в них персонала для ремонтно-профилактических или подготовительных работ должны быть оборудованы светозвуковой сигнализацией или вещательной связью с помещением в котором размещен пульт управления. Защитные двери экраны и т. д. которыми оборудована рабочая камера или лабиринт должны открываться наружу со стороны рабочей камеры. Системы блокировок и запоров должны иметь конструкцию позволяющую легко вручную открывать двери со стороны рабочей камеры. 6.19. При использовании установок за пределами которых мощность дозы излучения в рабочем положении и при хранении источника не может превысить на расстоянии 1 м от доступных частей поверхности установки 0 3 мбэр/ч 0 003 мЗв/ч специальные требования к помещениям не предъявляются и регламентируются санитарными нормами проектирования промышленных предприятий. 6.20. При использовании приборов и установок с источниками ионизирующих излучений вне помещений или в общих производственных помещениях должны предусматриваться следующие мероприятия: а предпочтительное направление излучения в сторону земли или в сторону где отсутствуют люди; б наибольшее удаление источников от обслуживающего персонала и других лиц; в ограничение длительности пребывания людей вблизи источников; г применение передвижных ограждений и защитных экранов; д вывешивание плакатов предупреждающих об опасности отчетливо видимых с расстояния не менее 3 м. 6.21. При работе с закрытыми источниками излучения специальные требования к отделке помещений не предъявляются. Исключение составляют помещения в которых производится перезарядка и временное хранение демонтированных приборов и установок. 6.22. Источники излучения непригодные для дальнейшего использования следует рассматривать как радиоактивные отходы своевременно списывать и сдавать на захоронение в сроки согласованные с органами Госсаннадзора Организация работы и технологического процесса пусконаладочных и ремонтных работ. Требования к оборудованию. Защита от излучения 6.23. До начала пусконаладочных или ремонтных работ руководитель этих работ составляет инструкции постоянные или временные по безопасному ведению работ в соответствии с пунктом 3.6 настоящих Правил . В инструкции по безопасному ведению работ должны быть изложены способы выполнения основных этапов работ а также указаны методы и средства обеспечивающие выполнение правил техники безопасности на всех этапах ведения работ. Персонал проводящий пусконаладочные ремонтные работы обязан знать эти инструкции см. пункты 3.12 3.14 настоящих Правил . 6.24. Все имеющиеся в учреждении источники излучения не используемые в стационарных установках должны храниться в специально отведенных для этой цели помещениях. Помещения должны быть снабжены сейфами металлическими шкафами или ящиками стеллажами с боксами и т. д. в зависимости от количества и типа источников. Условия хранения источников должны полностью исключать доступ к ним посторонних лиц. Ответственный та прием учет и хранение источников обязан иметь в своем распоряжении необходимый набор манипуляторов пинцетов защитных экранов и т. п. для работы с источниками а также транспортные тележки для перевозки контейнеров с источниками излучения. Количество и тип указанного оборудования определяется количеством и типами имеющихся источников излучения. У входа в помещение на дверях сейфов шкафов и т. п. в которых хранятся источники излучения должны быть знаки радиационной опасности установленной формы. Транспортные упаковки контейнеры и транспортные средства также должны быть маркированы знаками радиационной опасности Приложение 1 . 6.25. При хранении большого числа различных источников излучения должна быть составлена карта их размещения с указанием паспортных данных и места постоянного хранения. Сейфы металлические шкафы и т. п.. в которых хранятся источники излучения должны быть разделены па отдельные отсеки для хранения однотипных источников излучения. При этом стенки и дверцы отсеков должны обеспечивать ослабление излучения до такой степени чтобы на поверхности сейфа металлического шкафа и т. д. мощность дозы не превышала 3.0 мбэр/ч 003 мЗв/ч . При изъятии источника излучения из отсека или контейнера необходимо применять защитные экраны и дистанционное инструменты пинцеты щипцы захваты и т. д. . Суммарная мощность дозы создаваемая источниками излучения на внешней стороне стен и перекрытий помещения в котором они хранятся или с внешней стороны ограждения места размещения источников излучения не должна превышать установленные допустимые значения см. пункт 113 настоящих Правил и Приложения 22 23 . Ограждение места размещения источников излучения должно быть выполнено таким образом чтобы полностью исключить проникновение посторонних лиц на огражденную территорию. 6.26. ПРИ работе с источниками излучения любое незапланированное превышение мощности дозы-над контрольными уровнями установленными для радиационно опасных зон рассматривается как предаварийная ситуация. О всех предаварийных ситуациях персонал обязан немедленно информировать руководителя работ который принимает меры по ликвидации создавшейся ситуации. 6.27. В процессе ведения работ с источниками излучения проводится радиационный контроль. При этом в тех случаях когда мощность дозы на рабочих местах составляет не более 0 3 предельно допустимой индивидуальный дозиметрический контроль не обязателен. В этом случае оценка доз полученных персоналом проводится по результатам периодических измерений мощности дозы на рабочих местах п определенного среднего времени пребывания персонала в зонах. Если условия работы таковы что можно ожидать изменения мощности дозы в зонах выше контрольных уровней установленных для этих зон организуется непрерывный радиационный контроль приборами снабженными светозвуковой сигнализацией превышения заданного контрольного уровня мощности дозы. 6.28. ПРИ проведении пусконаладочных и ремонтных работ устройств установок и блоков имеющих в своем составе источники излучения которые создают при отсутсвии защитных приспособлений в открытом пространстве мощность дозы более 1 мбэр/ч 0 01 мЗв/ч на расстоянии 1 м проводящий работы персонал обеспечивают средствами индивидуального дозиметрического контроля. Приборы обеспечивающие индивидуальный дозиметрический контроль должны иметь паспорт государственной поверки. 6.29. Методы и средства дозиметрического контроля могут изменятся в зависимости от характера работ и активсти используемых источников. При этом во всех случаях должно соблюдаться общее требование к организации радиационного контроля: средства и методы контроля должны обеспечивать поступление информации о величине мощности дозы на рабочих местах и в радиационно опасных зонах в сроки достаточные для принятия мер которые исключают получение персоналом и лицами находящимися в зонах доз выше предельно допустимых. 6.30. При разработке изготовлении или монтаже установок следует особое внимание уделять блокам и системам механизмов предназначенных для перемещения облучателя из рабочего положения в положение его хранения и наоборот а также конструкции облучателя. Конструкция облучателя должна исключать возможность повреждения оболочек источников которыми заряжен облучатель. Применяемая на установке защита от излучения должна исключать возможность облучения персонала и лиц категории Б в зонах предусмотренных для этой категории дозами выше предельно допустимых. Конструкция защиты должна быть такой чтобы в случае пожара или взрыва обрабатываемого материала ее целостность не нарушалась и исключала возможность облучения лиц направляемых на ликвидацию последствий аварии. 6.31. После монтажа установки при наладочных работах все ее командно-исполнительные контрольные системы и механизмы а также блокировки проверяются при номинальных режимах по предварительно составленной и утвержденной руководством учреждения инструкции пуско-наладочных испытаний . После завершения пусконаладоч-ных работ руководитель учреждения назначает комиссию для предварительной приемки установки. В состав этой комиссии входят также и представители компетентных органов. Комиссия дает заключение о возможности произвести зарядку облучателя источниками излучения. 6.32. До получения источников излучения и зарядки ими облучателя персонал под руководством ответственного за эти работы лица проводит тренировочную зарядку облучателя имитаторами. Имитаторы изготовляют в точном соответствии с геометрическими размерами источников с которыми предстоит проводить работы. Транспортные контейнеры используемые для работы с имитаторами должны быть такого же типа как и контейнеры в которых ожидается поставка источников излучения. 6.33. Работа с имитаторами помимо тренировки персонала имеет цель определить возможные дозы облучения персонала при загрузке бассейна или зарядке облучателя источниками излучения методом хронометража удобство и надежность в работе дистанционных приспособлений манипуляторов захватов и т. д. которые планируется использовать при загрузке бассейнов или облучателя источниками излучения. Работы с имитаторами проводят по предварительно составленным инструкциям на загрузку бассейна или облучателя. В ходе тренировочных работ с имитаторами проверяется выполнимость всех пунктов инструкции выявляются и дорабатываются отдельные этапы работы недостаточно организованные с точки зрения их безопасного ведения. Выявленные недостатки в конструкциях и сборках основных узлов вспомогательных механизмов и приспособлений подлежат устранению. При загрузке бассейна источниками излучения или зарядке облучателя следует организовать и непрерывно вести дозиметрический контроль за мощностью дозы на рабочих местах и когда это необходимо в наблюдаемой зоне. Персонал проводящий работы должен быть обеспечен средствами индивидуальной дозиметрии и защиты. Результаты дозиметрии на рабочих местах и показания индивидуальных дозиметров необходимо заносить в журнал регистрации доз ионизирующих излучений. Легкие ампулы кассеты и т. д. в которые помещаются источники загруженные в бассейн должны иметь конструкцию исключающую контакт источника с водой либо обеспечивающую самостоятельное свободное удаление продуктов радиолиза водород и кислород из этих упаковок. Такая мера предосторожности необходима для исключения всплытия таких ампул после вытеснения из них воды продуктами радиолиза. Если в бассейне размещено несколько различных по типу и активности источников необходимо составить карту их размещения с указанием паспортных данных источников. Порядок размещения остается постоянным на весь период работы с источниками в бассейне. В случае изменения размещения источников составляется новая карта. 6.34. С целью уменьшения вероятности облучения персонала и лиц категории Б загрузку рекомендуется проводить в несколько этапов увеличивая на каждом этапе общую активность облучателя. На каждом этапе после загрузки в облучатель очередной партии источников излучения проводится измерение мощности дозы на поверхности защиты при двух положениях облучателя в положении «хранение» и в рабочем положении. Если на каком-либо этапе за-грузки облучателя будет обнаружено увеличение мощности дозы на поверхности защиты выше нормы установленной проектом загрузку облучателя следует прекратить и принять меры к выявлению и устранению причин непланируемого повышения мощности дозы. Если облучатель в установке неподвижен то проверку защиты после каждого этапа необходимо проводить при различных положениях механизма перемещения объекта облучения. 6.35. На период загрузки облучателя должны быть установлены три зоны: контролируемая зона; наблюдаемая зона зона наблюдения ; аварийная зона. Границы этих зон уточняются после загрузки облучателя источниками излучения. Контролируемая зона и зона наблюдения устанавливаются в соответствии с принимаемыми величинами контрольных уровней мощностей доз. Аварийная зона определяется исходя из анализа возможных аварийных ситуаций. С целью облегчения планирования проведения аварийных работ для рабочей камеры если ее размеры позволяют проводить персоналу в ней работы и лабиринтов составляются карты дозных полей при рабочем положении облучателя . Требования к системам вентиляции водопровода и канализации 6.36. Производительность вентиляции следует рассчитывать на удаление азота оксидов азота озона и других агрессивных соединений и токсических веществ образование которых возможно при эксплуатации закрытых источников излучения. 6.37. Для помещений в которых установлены гамма-установки малой активности менее 500 Ки 1 85-1013 Бк допускается принимать воздухообмен по табл. 5. Таблица 5 Зависимость кратности воздухообмена в помещении от активности источника Активность гамма-источника Ки Бк Кратность воздухообмена 1/ч До 10 3 7.1011 3 Более 10 но менее 500 более 3 7-1011 но менее 1 85- 1013 Бк 3 и дополнительно 1 м3 воздуха за 1 ч на каждые 10 Ки / 6.38. В камерах гамма-установок большой активности с сухой или смешанной защитой при нахождении облучателя в рабочем положении фактическую кратность воздухообмена при непрерывной работе вентиляции рекомендуется принимать следующей: Категория установок I II III Кратность воздухообмена 1/ч 15 20 10 15 5 10 6.39. Вентиляцию помещения где размещена установка или ее рабочей камеры следует проводить непрерывно во время облучения объектов. 6.40. Необходимые кратность воздухообмена в рабочей камере К и расход воздуха L для установки с сухой или смешанной защитой определяются по формулам K=3 1*10-3 Q V -2/3 1/ч; 6.1 L = 3 1-10-3 QV 1/3 м3/ч 6.2 где Q активность облучателя Ки; V объем рабочей камеры м3. Если фактическая кратность воздухообмена Kф в рабочей камере меньше рассчитанной по формуле 6.1 Kф< <К то после удаления облучателя из рабочей камеры вход в камеру персоналу разрешается только через некоторое время в течение которого рабочая камера вентилируется. Для соблюдения этого условия в систему блокировки запоров дверей камеры вводится реле времени отключающее блокировку запоров только по истечении заданного промежутка времени запретного времени Т с момента удаления облучателя из рабочей камеры в хранилище. Запретное время Т ч может быть определено по формуле Т=[In К/Кф ]/Кф. 6.3 Формулы 6.1 6.3 учитывают только появление в воздухе рабочей камеры озона и оксидов азота. Если в процессе радиационной обработки объекта в воздух рабочей камеры поступают агрессивные химические соединения или токсические вещества то запретное время определяется по формуле Т= In K/Kф + 2 Pi /Kф где Р1=qi/qoi qi концентрация i-го вредного вещества в мг/л в рабочей камере к моменту удаления облучателя в хранилище qio предельно допустимая концентрация г-го вредного вещества в мг/л. 6.41. Приточно-вытяжная вентиляция должна обеспечивать удаление гремучего газа из помещений с водяным способом защиты. 6.42. При устройстве внутреннего водопровода и канализации для сбора удаления и обезвреживания жидких радиоактивных отходов следует выполнять требования пунктов 5.77 5.86 настоящих Правил. РАБОТА НА МОЩНЫХ РАДИОИЗОТОПНЫХ ГАММА-УСТАНОВКАХ 6.43. Эксплуатация мощных радиоизотопных гамма-установок разрешается только при наличии согласованной с компетентными органами и утвержденной руководством учреждения документации регламентирующей их эксплуатацию куда входят следующие основные документы: 1 акт приемки установки межведомственной комиссией; 2 санитарный паспорт на установку выдаваемый местными органами Госсаннадзора на основании акта приемки; 3 инструкция по эксплутации установки. В этой инструкции должны быть исчерпывающе изложены такие требования как подготовка и порядок ведения радиационного процесса технология на установке; подготовка установки основного и вспомогательного оборудования ; обязанности обслуживающего персонала; способы ведения оперативного радиационного контроля при эксплуатации установки; порядок оформления и организация работы лиц не связанных с обслуживанием установки проводящих экспериментальные работы в частности радиационную обработку объекта эксперимента ; 4 инструкции по предупреждению и ликвидации аварии и инструкции по другим разделам техники безопасности составляемые в случае необходимости в зависимости от конструктивных особенностей установки ее категории типа и специфики обрабатываемого на установке материала; 5 список лиц категории А утвержденный руководителем учреждения выписка из приказа допущенных к работам по эксплуатации установки; 6 должностные инструкции для лиц обслуживающих установку эксплуатация радиационный контроль ремонтно-профилактические работы . Этими инструкциями определяются обязанности персонала обслуживающего установку; 7 журнал регистрации периодического повторного инструктажа по технике безопасности сотрудников; 8 техническая документация на установку включаю-щая акты проверки основного и вспомогательного оборудования; 9 журнал дозиметрического контроля; 10 индивидуальные карточки учета доз см. Приложе-ПНР 24 ; 11 журнал регистрации проводимых работ на установке. В журнале регистрируются технические условия и время проводимого радиационного процесса характеристики обрабатываемого объекта доза результаты профилактических осмотров и другие данные отражающие характер и условия ведения радиационного процесса и действия персонала при эксплуатации установки на каждый день работы. Данные занесенные в журнал подписываются дежурным оператором или лицом ответственным за проведение работ. Полный перечень документации согласуется с ООТ УД АН СССР в каждом конкретном случае. 6.44. С целью обеспечения четкой организации работ по эксплуатации установки руководитель работ разрабатывает должностную инструкцию должностные обязанности для каждого сотрудника из числа персонала обслуживающего установку. В инструкции определяется круг обязанностей сотрудника при эксплуатации ремонтно-профилактических и аварийных работах и она выдается каждому сотруднику под расписку. 6.45. Ведение радиационного процесса на установке разрешается группе сотрудников из числа персонала в еоста-ве не менее двух человек. Ремонтно-профилактические ра-боты ведутся в присутствии и под контролем представите-ля службы радиационной безопасности учреждения. 6.46. Перед началом радиационной обработки объектов группа обслуживания операторы проводит профилактический осмотр установки систем контроля сигнализации и блокировок и т. д. . Установка вводится в рабочий режим только при отсутствии неисправностей. Результаты профилактического осмотра дежурный оператор фиксирует в рабочем журнале. 6.47. Материал предназначенный для радиационной обработки дежурным оператором принимается только по письменному разрешению руководителя работ заявка на радиационную обработку утвержденная руководителем ответственным за эксплуатацию установки . Руководитель в письменной форме дает указание о технологическом режиме радиационного процесса и если это необходимо оговаривает особые условия. 6.48. На установке допускается проводить радиационную обработку только тех объектов которые предусматривались при проектировании установки. Если возникает необходимость подвергнуть радиационной обработке объекты не предусмотренного типа то руководитель работ изучив возможность провести обработку этих объектов дает письменное разрешение и проводит если это необходимо инструктаж обслуживающего персонала по особенностям ведения технологического процесса и дополнительных мерах предосторожности. 6.49. Во время работы установки в зонах ведется радиационный и другие виды контроля предусмотренные действующими инструкциями. 6.50. После загрузки бассейна источниками излучения или размещения в нем загруженного облучателя организуется периодический контроль загрязнения радиоактивными веществами воды в бассейне. Проверка чистоты воды проводится сразу после загрузки бассейна источниками или зарядки облучателя размещенного в нем. В последующем контроль чистоты воды в бассейне проводится в течение всего периода хранения источников или эксплуатации установки с бассейном. Необходимое количество анализов воды в год определяется на основании накопленных данных о радиоактивности воды в процессе эксплуатации бассейнов в течение первого года работы. Следует отметить два возможных источника загрязнения воды: первый загрязнения вносимые при разгрузке транспортных контейнеров; второй загрязнения вносимые при разгерметизации оболочки одного или нескольких источников. В первом случае после очистки или замены воды в бассейне уровень радиационного фона с течением времени остается неизменным. Во втором случае наблюдается медленное нарастание величины радиоактивного загрязнения воды. Предельно допустимые уровни загрязнения воды радиоактивными веществами установлены НРБ-76 и ОСП-72/ ВО. Рекомендуется если позволяют условия и режим эксплуатации источников за контрольный допустимый уровень загрязнения воды радиоактивными веществами принять рстественный фон воды -используемой для заполнения бассейнов или установить такую величину контрольного уровня чтобы за время между двумя очередными измерениями загрязненности воды уровень загрязненности не превысь предельно допустимый уровень к моменту второго измере-ния если во время первого измерения уровень загрязнен ности достиг контрольного. Результаты каждого анализу воды заносятся в журнал радиационного контроля. Если контрольный уровень загрязнения в два четыр раза выше фоновых значений для воды которой заполняет ся бассейн для проверки измерительного прибора рекомендуется использовать калиевый эталон. Вода загрязнение которой радиоактивными веществами достигло или приближается к установленной величине контрольного уровня должна быть подвергнута очистке с последующим ее повторным использованием в бассейне рециркуляция воды . В отдельных случаях по согласованию с органами Госсаннадзора допускается проводить сброс воды после ее очистки и разбавления в канализационную систему. Если причиной радиоактивного загрязнения воды является источник излучения с разгерметизированной оболочкой то необходимо принять меры к обнаружению и удалению его на захоронение. Хранение источников с поврежден ной оболочкой запрещается. ПРЕДУПРЕЖДЕНИЕ АВАРИЙ И ЛИКВИДАЦИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ 6.51. Строгое соблюдение инструкций и правил безопасного ведения работ является основой безаварийной эксплуатации установки. Любое отклонение от установленного режима ведения радиационного процесса или выход из строя какого-либо блока или агрегата установки могут явиться причиной возникновения аварий. Такие отклонения от нормальных условий ведения работ следует рассматривать как предаварительную ситуацию. Для уменьшения вероятности возникновения предаварийной ситуации необходимо помимо ремонтных работ систематически проводить профилактические осмотры установки. Цель этих осмотров своевременное выявление и устранение неисправности установки. Для своевременной ликвидации предаварийной ситуации должен быть разработан и утвержден план профилактических мероприятий. К плану прилагается график профилактического осмотра основного вспомагательного контрольного-измерительного оборудования систем автоматики и блокировок. В плане в частности должны быть выделены основные этапы ремонтно-профилактических работ. Для каждого этапа работ разрабатываются меры предосторожности снижающие возможность облучения до минимума. 6.52. На основании анализа конструктивных особенностей установки условий размещения ее основного и вспомо-гательного оборудования способов и особенностей ведения на установке технологического процесса включающего радиационный процесс обработки объекта подготовительные и вспомогательные работы квалификационный уровень персонала и т. д. составляется аварийная инструкция см. пункт 3.7 настоящих Правил . Инструкция по ликвидации последствий аварии составляется также на период проведения загрузки разгрузки источниками бассейнов зарядки источниками до загрузки или смены облучателя и на период пускопаладочных работ с момента зарядки источниками облучателя . 6.53. С целью совершенствования методик и способов безаварийной эксплуатации установок все действующие инструкции включая аварийную регламентирующие работы по эксплуатации или ремонтно-профилактическим мероприятиям должны пересматриваться не реже одного раза в три года. При пересмотре инструкций необходимо учитывать накопленный опыт работы рекомендации компетентных органов и современные достижения науки и техники. 6.54. При авариях обслуживающий персонал в соответствии с аварийной инструкцией принимает меры по локализации аварийной зоны эвакуации из нее посторонних лиц не связанных с ликвидацией аварии. Руководитель ответственный за эксплуатацию установки немедленно ставит в известность руководство учреждения об аварии и ее характере и предпринимает действия предусмотренные аварийной инструкцией. Если аварийная зона локализована и последствия аварии не угрожают нормальной работе за ее пределами например выход из строя механизма перемещения облучателя и т. п. рекомендуется составить на основании существующей конкретную инструкцию по ликвидации последствий аварии с графиком режима работы персонала и после ее согласования с компетентными органами и утверждения руководством учреждения приступить к ликвидации последствий аварии. Глава 7 РАБОТА НА ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ ВВЕДЕНИЕ Исследовательский ядерный реактор представляет собой устройство в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция деления. Общим для таких устройств является наличие реактора с контуром радиоактивного теплоносителя теплообменными устройствами системой управления и регулирования и биологической защитой. Большинство исследовательских реакторов оборудовано экспериментальными каналами петлевыми и контурными устройствами и защитными камерами. На некоторых объектах предусматриваются критические сборки реакторы нулевой мощности радиохимические и другие лаборатории. Радиационная опасность при работе на реакторах определяется следующими факторами: 1 внешним гамма- и бета-излучениями различных энергий источниками которых служат ядерное топливо и продукты деления наведенная активность теплоносителя продуктов коррозии конструкций деталей реактора облученных материалов и образцов; 2 нейтронами различных энергий от быстрых до тепловых источником нейтронов является активная зона реактора; воздействие нейтронов возможно в помещении главного зала вблизи экспериментальных каналов при выводе нейтронных пучков за защиту ; 3 радиоактивными аэрозолями осколочной и наведенной активностью источниками аэрозолей являются ядерное топливо продукты его деления а также продукты активации теплоносителя конструкционных элементов облучаемых материалов и т. п. ; 4 радиоактивными газами: 41Аг возникающим при облучении тепловыми нейтронами 40Аг содержащегося в воздухе который заполняет различные вентилируемые полости реактора или присутствует как примесь в газах теплоносителе и т. п.; осколочными газообразными и легколетучими продуктами деления такими как ксенон криптон иод и т. д. источником осколочных газов является активная зона реактора выход газов в производственные помещения может иметь место при нарушении целостности контура теплоносителя ; 5 загрязнением радиоактивными веществами помещений оборудования рабочих поверхностей спецодежды и др. Основными источниками загрязнения являются теплоноситель облученные материалы и образцы детали и инструменты используемые при работах с радиоактивными материалами и оборудованием; 6 возможным поступлением продуктов активации теплоносителей и замедлителей 3Н 14С 24На и др. в воздух рабочих помещений и окружающую среду при работе тяжеловодных водоводяных и водографитовых реакторов большой мощности а также жидкометаллических газоохлаждаемых и органических реакторов в случае нарушения герметичности контура первичного теплоносителя; 7 возможным загрязнением внешней среды вокруг ядерного реактора газоаэрозольпые выбросы жидкие и твердые радиоактивные отходы . ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 7.1. Выбор площадки для строительства исследовательских ядерных реакторов проекты строительства новых и реконструкции действующих объектов до начала работ подлежат согласованию с органами Госатомнадзора Госгортех-надзора Госсаннадзора отделами Главного архитектора органами Министерства внутренних дел республики края или области по принадлежности . 7.2. По завершении строительства или реконструкции комплекс зданий и сооружений реактора должен быть принят в эксплуатацию специальной комиссией. Состав комиссии и порядок ее работы определяются требованиями СНиП 111-3-76 «Строительные нормы и правила. Правила производства и приемки работ. Приемка в эксплуатацию законченных строительством предприятий зданий и сооружений. Основные положения» М.: Стройиздат 1977. 33 с . 7.3. На основе акта приема и положительного решения технической комиссии органы Госсаннадзора выдают санитарный паспорт Приложение 3 дающий право на эксплуатацию комплекса зданий и сооружений реактора и использование его для научных и производственных целей. В паспорте должны быть указаны технологические и лабораторные помещения в которых разрешается проведение работ с открытыми радиоактивными веществами по соответствующему классу. Паспорт выдается на срок не более 3 лет. 7.4. Весь эксплуатационный и научно-технический пер-сонал до начала работ проходит медицинское освидетельст вование специальцию подготовку обучение со сдачей экзамена по технике безопасности на рабочем месте диационной и общей технике безопасности с регистрацией в специальном журнале и только после этого допускается работе Приложение 25 . 7.5. Для хранения делящихся материалов на реакторнол комплексе должны быть созданы условия исключающие возможность несанкционированного их изъятия. РАЗМЕЩЕНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 7.6. Участок для размещения реактора должен удовлетворять требованиям предъявляемым к площадкам промыли ленных предприятий согласно «Санитарным нормам проек-тирования промышленных предприятий СН 245-71» Стройиздат 1972. 96 с. «Санитарным правилам проекти-рования и эксплуатации ядерных реакторов исследовательского назначения № 1128-73» М.: Миы-во здравоохранения СССР 1974. 33 с. СНиП И-М. 1-71 «Генеральные планы промышленных предприятий. Нормы проектирования» Сборник противопожарных норм строительного проектирс вания промышленных предприятий и населенных мест. М.: Стройиздат 1979. 480 с. настоящим Правилам и технико-экономическому обоснованию с учетом перспективь развития района. При выборе участка должны учитываться климатиче ские метеорологические и гидрогеологические условии а также рельеф местности с целью предупреждения радио-активного загрязнения почвы воздуха и воды. Реактор должен располагаться с подветренной стороны но отношению к насоленному пункту; рекомендуется наличие лесного массива вокруг реакторного комплекса. Наи-высший уровень подземных вод должен находиться не менее чем на 1 5 м ниже отметки пола проектируемых подвальных помещений и сооружений содержащих жидкие радиоактивные вещества. 7.7. Площадка реактора должна быть отделена от жилых районов санитарно-защитной зоной на границе кото-рой предел дозы внутреннего и внешнего облучений не должен превышать предела дозы для лиц категории Б 0 5 бэр в год . размер санитарно-защитной зоны и значения допустимых выбросов и сбросов в каждом конкретном случае устанавливаются по согласованию с органами Госсаннадзора на основании фактических или расчетных данных с учетом организационных и защитных мероприятий направленных на локализацию возможных последствий аварий и перспективного роста учреждения. 7.8. В санитарно-защитной зоне допускается строительство только зданий и сооружений обслуживающих данный реактор склады столовые здравпункты ремонтные мастерские прачечные и др. объекты реактора . Размещение других ядерно-физических установок и связанных с ними сооружений должно быть согласовано с органами Госсаннадзора в соответствии с требованиями пункта 7.3 настоящих Правил. Проживание населения в пределах санитарно-защитной зоны запрещается. 7.9. Территория реакторного комплекса должна быть ограждена чтобы исключить возможность проникновения на нее посторонних лиц. ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА И ОБОРУДОВАНИЮ 7.10. Конструкции и размещение реактора контура первичного теплоносителя петлевые и другие устройства связанные с активной зоной должны удовлетворять требованиям норм и правил установленных Госатомнадзором Госгортехнадзором Госсаннадзором должны быть герметичными и иметь надежную биологическую защиту. 7.11. Очистка первичного теплоносителя от продуктов коррозии износа и осколочных элементов должна осуществляться на специальных установках работающих по замкнутому циклу. На стадии проектирования должна быть обоснована расчетами степень очистки теплоносителя для снижения сорбции радиоактивных веществ поверхностями оборудования и снижения доз облучения персонала при ремонтных работах. 7.12. Управление реактором должно осуществляться с широким использованием средств автоматики и проводиться дистанционно со специального пульта. 7.13. Все операции по загрузке и выгрузке ядерного топлива облученных образцов технологических каналов и другого оборудования должны быть максимально механизированы и выполняться под защитой или дистанционно с использованием электрокранов электромагнитных захватов пневмопочты и других устройств. 7.14. Транспортировка радиоактивного оборудования образцов должна проводиться в соответствии с требование ми изложенными в главе 4 настоящих Правил. 7.15. В целях предотвращения повышенного выброса продуктов деления и ухудшения общей радиационной об-становки в здании реактора последний должен быть оборудован эффективной системой контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. 7.16. Для хранения поврежденных тепловыделяющих элементов и образцов должны быть предусмотрены герметичные защитные контейнеры пеналы . Вскрытие таких контейнеров должно проводиться в помещениях зоны I где предусмотрены очистка удаляемого воздуха и достаточно эффективная защита например в защитных камерах. 7.17. Для храпения облученных тепловыделяющих элементов необходимо предусмотреть специальные емкости-хранилища оборудованные защитой и эффективной вентиляцией с очисткой удаляемого воздуха. 7.18. Допускается временное хранение облученных материалов в каналах реактора до распада короткоживущих изотопов при условии обеспечения соответствующих мер радиационной безопасности для персонала и окружающей среды. Для временного хранения крупногабаритного оборудования экспериментальные каналы и другие устройства в здании реактора или на территории условно грязной зоны промышленной площадки необходимо предусматривать специально оборудованные участки помещения . 7.19. Для временного хранения радиоактивных образцов не используемых в данный момент в экспериментах должно быть предусмотрено специальное хранилище. 7.20. Транспортирование отработавших твэлов и высоко-активного оборудования следует осуществлять в специальных защитных контейнерах обеспечивающих ослабление гамма-излучения до допустимых уровней. 7.21. Оборудование используемое для технологических контуров и отбора проб должно иметь конструкцию исключающую возможность проникновения радиоактивных газов и жидкостей в помещения. Отбор проб должен быть максимально механизирован. 7.22. Конструктивное оформление отдельных узлов технологического оборудования исследовательских установок и устройств должно обеспечивать возможность их удобного и безопасного обслуживания дезактивации и демонтажа. 7.23. Реактор должен быть оборудован системой контроля радиоактивных выбросов в атмосферу обеспечивающей надежные измерения установленных допустимых значений выбросов как в рабочем состоянии реактора так и в аварийной ситуации. 7.24. Реакторы в которых в качестве теплоносителя или отражателя используется тяжелая вода должны быть оборудованы системой периодической замены тяжелой воды по мере накопления в ней трития или системой детритизации гяжелой воды с надежным хранением извлеченного трития. ПЛАНИРОВКА И ОТДЕЛКА ПОМЕЩЕНИЙ. ОБЩЕОБМЕННАЯ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ВЕНТИЛЯЦИЯ. ВОДОСНАБЖЕНИЕ И КАНАЛИЗАЦИЯ Планировка и отделка производственных и санитарно-бытовых помещений 7.25. Сооружения входящие в комплекс ядерного реактора .собственно реактор вентиляционное оборудование насосы и теплообменники градирни хранилище изотопов хранилища жидких и твердых радиоактивных отходов должны размещаться в отдельных помещениях или зданиях. 7.26. С целью локализации радиоактивных загрязнений все производственные помещения где размещается ядерный реактор подразделяются на помещения строгого режима помещения I III зон при трехзональной планировке и помещения свободного режима чистая зона санпропускника и предшествующие ей помещения со стороны входа в здание реактора . 7.27. К помещениям строгого режима должны быть отнесены главный зал насосная первого контура подаппаратное и надаппаратное пространства помещения петлевых установок защитные камеры помещения для проведения лабораторных исследовательских работ по I III классам хранилище изотопов помещения для сбора радиоактивных отходов и другие помещения где возможно воздействие на персонал радиационного излучения. 7.28. Защитные камеры следует размещать в изолированной части здания. В основу планировки должен быть положен принцип трехзонального размещения оборудования. 7.29. Технологическое оборудование являющееся источником ионизирующих излучений и радиоактивного загрязнения воздуха помещений и рабочих поверхностей должно размещаться в изолированных боксах с соответствующей за-щитой и вентиляцией. 7.30. Технологические помещения в которых проходят трубопроводы содержащие радиоактивные растворы коммуникации первого контура защитные камеры радиационные контуры должны быть оборудованы металлическими поддонами и иметь соответствующую гидроизоляцию для предотвращения попадания радиоактивных жидкостей в лежащие ниже помещения и в грунт. 7.31. Высота главного зала должна учитывать возможность дистанционного извлечения или замены технологических и экспериментальных каналов из активной зоны без их разрушения резки . 7.32. Для подачи облученных материалов на обработку в защитные камеры и боксы необходимо предусматривать удобные транспортные проемы и средства позволяющие осуществлять транспортировку за защитой или дистанционно пневмопочта магнитная почта транспортные каналы и др. разгрузочно-погрузочные средства . 7.33. Внутренняя отделка помещений зоны строгого ре-жима включая помещения для дезактивации должна выподняться из малосорбирующих и легкодезактивируемых материалов обладающих достаточной прочностью и стойкость к воздействию химических и температурных факторов. Полы помещений зон I и II должны иметь уклоны и трапы для сбора и удаления жидких радиоактивных отходов. Место соединения стен между собой и полом должны быть закруглены и покрытие поднято на 200 мм от уровня пола. 7.34. Внутренние поверхности защитных камер должны быть облицованы нержавеющей или плакированной сталью либо другими легко дезактивируемыми покрытиями. В помещениях операторов стены должны быть покрыты масляной краской потолки клеевой пол выстилаться пластикатом или линолеумом. В ремонтной зоне поверхности строительных конструкций должны быть сплошными гладкими и покрываться малосорбирующими материалами легко поддаюшимися дезактивации. 7.35. Полы в насосной первого контура рекомендуется покрывать листовой нержавеющей сталью. Для сбора утечек теплоносителя а также для временного хранения оборудования первого контура загрязненного радиоактивными веществами на время проведения ремонтных работ необходимо предусматривать устройство специальных поддонов. 7.36. Внутренняя отделка помещений зоны свободного режима должна соответствовать рекомендациям по промышленной эстетике. Для отделки потолков и стен следует использовать клеевую или масляную краску для покрытия полов -- линолеум и аналогичные ему материалы. 7.37. Внутренняя отделка помещений реактора должна соответствовать рекомендациям пункта 2.15 настоящих Правил. 7.38. В помещениях здания реактора запрещается применение мягкой мебели. Мебель должна изготавливаться из металла пластика плотной древесины. 7.39. Проход в помещения зоны строгого режима должен осуществляться через санпропускники состоящие из чистой промежуточной и грязной зон. 7.40. Площади санпропускников должны быть такими чтобы на них можно было разместить в чистой и грязной зонах индивидуальные шкафчики для всех сотрудников постоянно работающих в здании реактора. Конструкция шкафчиков грязной зоны должна предусматривать размещение в них одного комплекта спецодежды формы № 1 халат шапочка тапочки для работ по III классу и одного комплекта спецодежды формы № 2 нижнее белье комбинезон или костюм шапочка носки ботинки для работ по II и I классам. 7.41. Между зонами II и III рабочих помещений необходимо предусматривать постоянные или временные саншлюзы сухие или мокрые со стеллажами для чистой и использованной дополнительной спецодежды пневмокостюмы пневмокуртки пластикатовые костюмы комбинезоны полукомбинезоны нарукавники шлемы фартуки бахилы резиновые сапоги перчатки и пр. . Общеобменная и технологическая вентиляция 7.42. Для создания нормальных санитарно-гигиенических условий в производственных помещениях удаления газов и аэрозолей образующихся при работе аппарата и переработке радиоактивных материалов на ядерном реакторе должны быть оборудованы приточно-вытяжная общеобменная и технологическая специальная вентиляции. 7.43. Общеобменная приточно-вытяжная вентиляция должна обеспечивать комфортные условия согласно требованиям ГОСТа 12.1.005-76 ССБТ «Воздух рабочей зоны. Общие санитарно-гигиенические требования». 7.44. Технологическая система вентиляции должна обеспечивать удаление радиоактивных газов и аэрозолей непосредственно из мест их образования бак реактора близлежащие полости реактора защитные камеры насосная первого контура и др. . 7.45. Питание электродвигателей технологической вентиляции следует предусматривать по первой категории см.: «Правила устройства электроустановок». М.: Энергия 1965 464с. . 7.46. Объем удаляемого воздуха следует определять из условия создания скорости воздуха в открываемых проемах и в отверстиях шиберов каналов для нейтронных пучков равной 3 м/с. В щелях перекрытий над хранилищем и монтажными пространствами реактора скорость движения воздуха должна быть не менее 0 5 м/с над хранилищем аварийных твэлов не менее 2 м/с. 7.47. Суммарный воздухообмен в помещении главного центрального зала где установлен ядерный реактор должен быть рассчитан так чтобы он обеспечивал кратность воздухообмена не менее 1 5 а при ремонтных работах не менее 2 1/ч. 7.48. В помещениях и укрытиях в которых размещено технологическое оборудование и где возможно выделение радиоактивных газов и аэрозолей должно постоянно поддерживаться разрежение не менее 100 Па 10 кгс/м2 . В помещениях где размещено оборудование первого контура теплоносителя необходимо поддерживать разрежение 150 200 Па 15 20 кгс/м2 . Во внутренних объемах защитных камер необходимо предусматривать возможность регулировки разрежения до 100-200 Па 10-20 кгс/м2 . 7.49. Поступление приточного воздуха из помещений зоны свободного режима в помещения зоны строгого режима должно осуществляться через клапаны избыточного давления устанавливаемые в разделяющие эти зоны перегородки. Помещения зоны строгого режима должны находиться под разрежением относительно помещений зоны свободного режима. 7.50. Выброс воздуха удаляемого технологической системой должен осуществляться через общую трубу высота которой определяется расчетом с учетом требований пункта 7.7 настоящих Правил. 7.51. В случае аварийного состояния реактора и при необходимости в период нормальной его работы воздух удаляемый технологической вентиляцией должен подвергнуться эффективной очистке на специальных очистных сооружениях. 7.52. Вентиляционное оборудование следует размещать в специальном помещении с отдельным входом или в отдельно стоящем здании. 7.53. В помещениях и боксах в которых размещено радиационно опасное технологическое оборудование исключая реакторный зал следует предусматривать только вытяжку. Приток воздуха необходимо предусматривать в смежные более чистые помещения. Для перепуска воздуха из чистых помещений в загрязненные в разделяющих эти помещения перегородках следует предусматривать клапаны избыточного давления либо фильтры. Вход в помещение для приточного вентиляционного оборудования должен быть непосредственно снаружи здания или из чистых помещений. Вентиляторы и очистные установки следует размещать в боксах оборудованных защитой от ионизирующих излучений. Приводы и электродвигатели должны быть размещены вне боксов. В местах прохода валов и любых коммуникаций из боксов должны быть предусмотрены уплотнения исключающие распространение загрязненного воздуха. Смену очистных фильтрующих элементов следует осуществлять дистанционно. 7.54. Приточный воздух следует очищать от пыли на фильтрах а в холодный период года подогревать. Рециркуляция приточного воздуха не допускается. В помещении центрального щита управления следует предусматривать кондиционирование воздуха для обеспечения комфортных условий работы. Место забора воздуха для приточной вентиляции должно быть из «условно чистой» зоны производственной площадки. Приточный воздух следует подавать в рабочую зону. Кондиционирование воздуха помещения центрального щита рекомендуется предусматривать от автономные установок с полной рециркуляцией воздуха и подачей санитарной нормы наружного воздуха самостоятельной приточной системой вентиляции. 7.55. Воздуховоды вытяжной вентиляции реактора следует предусматривать из нержавеющей стали и размещать их в массивных стенах биологической защиты реактора. Воздуховоды прокладываемые вне реактора следует предусматривать из черной стали с окраской снаружи и изнутри перхлорвиниловым лаком по грунту. 7.56. Все вентиляционные системы реактора должны быть оборудованы приборами контролирующими эффективность работы вентиляции скорость движения воздушных потоков разрежение в вентилируемых объемах производительность вентиляционного оборудования . Регистрирующие указатели этих приборов со светозвуковой сигнализацией указывающей на неисправность системы должны быть размещены на центральном щите управления реактором и щите вентиляции. 7.57. К пневмокостюмам следует подавать воздух в соответствии с пунктом 5.74 настоящих Правил. 7.58. В помещениях где проходят коммуникации радиационных контуров необходимо создавать разрежение не менее 100 Па 10 кгс/м2 чтобы был подсос воздуха из чистых помещений. 7.59. Воздуховоды вытяжной системы вентиляции радиационных контуров следует выполнять из нержавеющей стали. 7.6О. В рабочей камере радиационного контура следует предусматривать приточно-вытяжную вентиляцию с превы-шением вытяжки над притоком на 10 15% и подогревом воздуха в зимнее время. Пульт управления радиационным контуром и рабочая камера должны обслуживаться независимыми вентиляционными системами. Системы вентиляции помещений радиационного контура должны иметь резервные вентиляторы включаемые автоматически при остановке основного. Водоснабжение и канализация 7.61. В помещениях реактора должны быть предусмотрены раздельные системы хозяйственно-питьевого и производственного водоснабжения. Санитарные требования к их устройству регламентируются действующими Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий СН 245-71 М.: Стройиздат 1972. 96 с . 7.62. Для удаления жидких отходов должны быть предусмотрены раздельные системы хозяйственно-бытовой и специальной канализации. Первая система предназначена для удаления сточных вод не имеющих радиоактивных загрязнений; требования к ней регламентируются соответствующими главами СНиП. Разводка системы специальной канализации служащей для удаления радиоактивных вод должна охватывать все основные технологические помещения реактора. 7.63. Приемное оборудование для слива радиоактивных отходов в спецканализацию раковины воронки и т. п. должно располагаться в помещениях зоны строгого режима и иметь специальное обозначение окраску . 7.64. Для сбора выдержки временного хранения и обезвреживания жидких радиоактивных отходов на реакторах необходимо предусматривать специальные емкости и очистные устройства в соответствии с требованиями ОСП-72/80. Емкости для жидких отходов должны быть оборудованы уровнемерами и устройствами для контроля протечек. 7.65. Система очистки стоков должна обеспечивать необходимую эффективность дезактивации и исключать возможность загрязнения внешней среды жидкими радиоактивными отходами. Очищенные стоки должны повторно использоваться для технологических целей. 7.66. Трубопроводы системы специальной канализации следует укладывать отдельно от других коммуникаций и оборудовать устройствами позволяющими сравнительно легко обнаруживать утечки. 7.67. Сточные воды от санпропускников после дозиметрического контроля и очистки по согласованию с органами Госсаннадзора разрешается удалять в хозяйственно-бытовую канализацию при соблюдении требований ОСП-72/80. 7.68. Условия спуска сточных вод в водоемы должны удовлетворять требованиям «Правил охраны поверхностных вод от загрязнения сточными водами № 372-61» М.: Мин-во мелиорации и водного хозяйства СССР Мин-во здравоохранения СССР Мин-во рыбного хозяйства СССР 1975. 44 с. ОСП-72/80 и согласовываться с органами Госсаннад-лора. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ. БЛОКИРОВКА И СИГНАЛИЗАЦИЯ 7.69. Защиту следует проектировать с учетом всех видов ионизирующих излучений и других вредных производственных факторов которые могут воздействовать на работающих в производственных условиях. 7.70. Расчет защиты необходимо проводить исходя из условий чтобы суммарное воздействие всех источников внешнего и внутреннего облучений не превышало одной предельно допустимой дозы общего и локального облучения критических органов для лиц соответствующих категорий. 7.71 При расчете защиты необходимо учитывать назначение помещений время пребывания в них обслуживающего персонала и характер проводимых работ. Проектирование защиты следует проводить исходя из величин мощности эквивалентной дозы излучения на поверхности защиты в соответствии с ОСП-72/80. Такие факторы как перспективное увеличение мощности реактора повышение требований к радиочувствительным материалам и аппаратуре а также сорбция радиоактивных веществ конструкционными материалами должны учитываться дополнительно. 7.72. Экспериментальные каналы через которые выводятся пучки из активной зоны в главный зал должны быть снабжены защитными шиберами заблокированными на открывание. Ключи блокировок должны находиться на пункте дозиметрического контроля. Состояние шибера открыт закрыт должно четко фиксироваться сигнализацией распо-ложенной непосредственно у места выхода пучка. 7.73 Пучки выводимые через экспериментальные каналы должны иметь надежную защиту как в осевом напралении ловушки так и в радиальном. 7.74. Все радиационно опасные необслуживаемые помещения насосная первого контура защитные камеры под-аппаратное надаппаратное пространства и др. должны иметь сигнализацию открытия дверей и или блокировку на пункте дозиметрического контроля. 7.75. Основные радиационно опасные помещения а также места постоянного нахождения людей должны обслуживаться системой стационарного дозиметрического контроля с автоматической сигнализацией радиационной опасности. ВЫПОЛНЕНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ЭКСПЛУАТАЦИОННЬК И РЕМОНТНЫХ РАБОТ 7.76 Все типовые радиационно опасные экспериментальные эксплуатационные и ремонтные работы должны проводиться по инструкциям составленным применительно к каждому конкретному виду работ. Инструкции должны содержать раздел «Меры безопасности». 7.77 Особо опасные фактически или потенциально в радиационном отношении работы проводятся по нарядам-допускам Приложение 7 . Перечень таких работ работы на экспериментальных каналах реактора в защитных камерах камерах вентиляционного центра в насосной первого контура работы связанные со вскрытием коммуникаций первого контура и т. п. должен быть приведен в общей инструкции по радиационной безопасности для конкретного реакторного комплекса. 7.78. Работа на экспериментальных каналах реактора должна разрешаться только при исправных сигнализации положения защитных шиберов и дозиметрической блокировки после предварительной проверки эффективности защиты пучков выводимых из реактора. Пучки выводимые из реактора должны проходить по главному залу таким образом чтобы физически исключалась возможность попадания людей в зону прямого излучения пучка. 7.79. При проведении работ с облученными деталями и образцами с наведенной радиоактивностью необходимо учитывать не только мощность дозы гамма-излучения но и величину потока бета-частиц. 7.80. Кроме экспериментальных работ связанных непосредственно с реактором в помещениях реакторного комплекса могут проводиться лабораторные работы с радиоактивными веществами. Если такие работы соответствуют I классу радиационной опасности то они должны проводиться как правило в защитных камерах; работы по II классу проводятся в специально выделенных и оборудованных для этой цели помещениях; работы по III классу могут проводиться во всех лабораторных помещениях зоны строгого режима. 7.81. При проведении ремонта оборудования загрязненного радиоактивными веществами необходимо предусмотреть: 1 возможность поузлового или поагрегатного способа ремонта технологического оборудования наиболее часто выходящего из строя; 2 выделение специальных площадок или помещений для ремонта; 3 предварительную дезактивацию оборудования; 4 создание специализированной группы ремонтного персонала. 7.82. Ремонтные работы должны проводиться по специально разработанному плану в котором необходимо предусматривать весь комплекс инженерно-технических и сани-тарно-гигиенических мероприятий с учетом особенностей и характера работ. Основное внимание следует уделять защите работающих от облучения и предупреждению распространения радиоактивных загрязнений. 7.83. Во время электросварочных и газосварочных работ на загрязненном оборудовании необходимо принимать меры по предотвращению вдыхания работающими радиоактивных газов и аэрозолей. Сварку мелких деталей и оборудования необходимо проводить на специальном стенде снабженном эффективной местной вытяжной вентиляцией. При сварочных работах на крупном оборудовании необходимо проводить отсос газов и аэрозолей непосредственно от мест сварки а удаляемый воздух подвергать эффективной очистке на фильтрах. Работающих следует обеспечивать средствами защиты органов дыхания респираторы пнев-мошлемы . 7.84. Все выгружаемые из реактора предметы твэлы экспериментальные образцы детали приборы и т. д. должны немедленно помещаться в сухие или заполненные водой пеналы шахты и бассейны. В случае если извлекаемые из активной зоны предметы выделяют радиоактивные и токсические газы и аэрозоли они должны размещаться в сборках оборудованных системой вытяжной вентиляции с эффективной очисткой воздуха фильтрами поглотителями или помещаться в герметичные емкости. 7.85. Уборка помещений постоянного пребывания персонала в которых возможно появление радиоактивных загрязнений главный зал коридоры отдельные лабораторные помещения саншлюзы санпропускники и т. п. должна проводиться ежедневно и только влажным способом с применением если это необходимо дезактивирующих растворов паст и других моющих средств. РАБОТА НА КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ 7.86 Основными регламентирующими документами при работах на критических сборках являются «Правила ядерной безопасности критических стендов ПБЯ-02-78» М.: Госатомнадзор СССР 1978. 40 с. и «Санитарные правила проектирования и эксплуатации критических сборок № 174/3-72» М.: Мин-во здравоохранения СССР 1972. 21 с. . 7.87. Критическая сборка представляет собой устройство для экспериментального изучения характеристик управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. в конкретных условиях. Критическая сборка отличается от ядерного реактора низкой мощностью достаточной лишь для уверенной работы системы управления и защиты при проведении физических экспериментов гибкостью конструкции позволяющей легко менять геометрию и состав размножающей среды и отражателя а также наличием рабочего пространства между биологической защитой и активной зоной чем обеспечивается непосредственный доступ к последней. Стенд критической сборки комплекс включающий критическую сборку и оборудование необходимое для проведения экспериментов и для обеспечения ядерной радиационной и технической безопасности на всех стадиях работ с делящимися материалами. 7.88. Стенды критических сборок до сдачи в эксплуатацию должны быть приняты специальной комиссией включающей специалистов по ядерной и радиационной безопасности. 7.89. На каждый стенд критической сборки должны быть оформлены технический Госатомнадзора и санитарный Госсаннадзора паспорта. Паспорта обновляются по истечении срока их действия а также во всех случаях когда изменяются параметры сборки указанные в паспортах. 7.90. До начала комплексного опробования должны быть смонтированы и налажены системы управления и защиты системы вентиляции контроля радиационной обстановки специальная канализация а также получены разрешения на эксплуатацию от органов Госгортехнадзора Госатомнадзора Госэнергонадзора Госсаннадзора Главного Управления пожарной охраны МВД СССР и Технической инспекции труда. 7.91. До пуска стенда критической сборки должен быть укомплектован обучен и аттестован эксплуатационный персонал подготовлены запасы ядерного топлива и других материалов составлены и выданы на все виды работ технологические схемы и инструкции а также план мероприятий на случай возникновения аварии. 7.92. К работе на критических сборках допускается персонал отвечающий требованиям изложенным в главе 3 настоящих Правил. Кроме того эксплуатационный персонал критической сборки необходимо инструктировать по технологическим инструкциям инструкциям ядерной радиационной и общей технике безопасности: рабочих через каждые 3 месяца ИТР 2 раза в год. Лица временно привлекаемые для работ на критических сборках в том числе и прикомандированные перед допуском к работе сдают экзамены и проходят инструктажи наравне с основными работниками критической сборки. 7.93. Процесс деления ядерного топлива при нормальной работе критических сборок сопровождается только гамма-и нейтронным излучениями. При аварийных ситуациях возможно выделение радиоактивных газов и аэрозолей загрязнение радиоактивными веществами поверхностей помещений и оборудования. 7.94. Радиационное воздействие на персонал критических сборок при соблюдении требований радиационной и ядерной безопасности в сравнении с радиационным воздействием на реакторе невелико однако вероятность тяжелого переоблучения персонала при аварии значительно выше. 7.95. Для размещения стендов критических сборок должно быть предусмотрено как правило специальное здание а для каждой критической сборки изолированное оборудованное биологической защитой помещение бокс каньон герметичное при использовании жидкого или газообразного топлива. 7.96. Вход в помещение где размещается критическая сборка должен осуществляться через защитный лабиринт с изолирующей дверью или защитную дверь с блокирую-щими устройствами и системой предупредительной сигнализации. 7.97. Лабиринт или защитные двери ведущие в помете-ние критической сборки должны снижать мощность дозы ионизирующих излучений за пределами помещения до зна-чений допускаемых ОСП-72/80. 7.98. Пульт управления стендом критической сборки следует размещать в смежном помещении или в отдельной части здания. Должна быть предусмотрена громкоговорящая связь между пультом управления и боксом критической сборки а также возможность визуального наблюдения через защитное окно или с помощью телевизионной установки. 7.99. Критические сборки в которых используется газообразное или жидкое ядерное топливо следует размещать в изолированной части здания в помещениях скомпонован-ных по зональному принципу. 7.100. Помещения для дезактивации оборудования и хра-нилища ядерного топлива следует располагать в зоне раз-мещения критических сборок. 7.101. Боксы критических сборок должны как правило размещаться выше уровня земли нулевой отметки . 7.102. Лабораторные помещения следует размещать в частях здания изолированных от стендов критических сборок. 7.103. Требования к устройству хозяйственно-питьевого и производственного водоснабжения хозяйственно-фекальной канализации регламентируются «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий СН 245-71 М.: Стройиздат 1972. 96 с . 7.104. На случай аварийных ситуаций следует предусмат-ривать специальные по возможности унифицированные ядерно-безопасные емкости позволяющие длительно хранить и выдерживать жидкие или газообразные ядерные топлива и замедлители. 7.105. Загрузка выгрузка и транспортировка ядерного топлива отдельных элементов критической сборки образцов должны проводиться дистанционно и только при помощи исправных грузоподъемных механизмов. 7.106. Заполнение систем жидкими замедлителями и слив их должны осуществляться дистанционно специальными устройствами обеспечивающими точную их дозировку возможность автоматического прерывания подачи жидкости в критическую сборку по сигналу аварийной защиты. 7.107. Для хранения ядерного топлива источников нейтронов облученных образцов следует предусматривать отдельные помещения размещение и оборудование которых должны соответствовать требованиям ядерной и радиационной безопасности. Емкости хранилища при необходимости следует оборудовать биологической защитой и вентиляцией. 7.108. Стенд критической сборки должен быть оснащен средствами для ликвидации последствий аварий связанных с радиоактивными загрязнениями помещений. 7.109. В помещениях где расположены стенды критических сборок и лаборатории должны быть предусмотрены системы общеобменной и специальной вентиляции. 7.110. Общеобменная система вентиляции предназначена для обеспечения комфортных условий во всех помещениях. Специальная система вентиляции выполненная раздельно от общеобменной должна удалять воздух из помещений критической сборки хранилищ и других помещений где возможно образование радиоактивных аэрозолей и газов. 7.111. Выброс воздуха удаляемого общеобменной вытяжной системой разрешается над кровлей помещений но не ниже чем на высоте превышающей на 4 м высоту конька крыши близлежащего здания. 7.112. В случае самопроизвольной цепной реакции должны быть автоматически отключены системы вентиляции бокса критической сборки во избежание распространения радиоактивных аэрозолей и газов в смежные помещения и во внешнюю среду. Отключение системы вентиляции бокса критической сборки в этом случае должно осуществляться с пульта управления сборки. Конструкция бокса критической сборки должна быть такой чтобы в период аварии он мог выполнять роль газгольдера выдержки радиоактивных аэрозолей и газов с последующим удалением их в атмосферу в допустимых количествах через специальные фильтры. 7.113. Биологическую защиту боксов критических сборок следует проектировать с учетом гамма- и нейтронного излучений активной зоны исходя из максимально возможной аварии для данного типа сборки. При этом проектные дозы облучения персонала не должны превышать величин установленных НРБ-76. 7.114. При проектировании в здании двух и более критических сборок для осуществления дозиметрического контроля за уровнем ионизирующего излучения необходимо предусматривать дозиметрический пульт и переносные приборы. 7.115. Все сотрудники работающие на критических ках должны быть обеспечены комплектом индивидуально аварийных дозиметров. Для оценки радиационной обстановки в случае аварии в помещении сборки в пультовых других смежных помещениях необходимо размещать набор аварийных дозиметров. 7.116. Меры безопасности в период аварии разрабатываются заранее и уточняются в каждом конкретном случае в зависимости от характера аварийной ситуации излагаются в специальных инструкциях. В процессе эксплуатации стендов необходимо периодически проводить учения по действиям персонала при возникновении аварийной ситуации. 7.117. На случай аварии сопровождающейся* загрязнением воздушной среды помещений радиоактивными газами и аэрозолями на критической сборке должны быть предусмотрены средства защиты органов дыхания с автономным питанием для участия в работах по ликвидации последствий аварии. 7.118. На случай аварийной ситуации на критических сборках должен быть разработан план по ликвидации последствий аварии согласованный с органами Госсаннадзора Госатомнадзора утвержденный лицом ответственным за ядерную безопасность и главным инженером учреждения. В плане по ликвидации аварии должны быть отражены экстренные первичные мероприятия и мероприятия по ликвидации последствий аварии. ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ 7.119. Для осуществления радиационного контроля на реакторе контроля за соблюдением требований и норм радиационной безопасности контроля облучения персонала и ограниченной части населения в штатно-организационной структуре реактора должна предусматриваться служба радиационной безопасности. На действующих предприятиях этот контроль поручается существующим объектовым службам радиационной безопасности. 7.120. Численность службы радиационной безопасности устанавливается исходя из того чтобы служба обеспечивала условия для выполнения всего объема исследований предусмотренного программой как на самом объекте так и на территории окружающей реактор см. главу 16 . В составе службы должна быть предусмотрена группа внешней дозиметрии для осуществления контроля на территории вокруг реактора и в пределах санитарно-защитной зоны. 7.121. Помещения для размещения службы радиационной безопасности реактора должны включать помещения централизованного дозиметрического пульта лаборатории для приготовления обработки и измерения проб мастерскую по ремонту и наладке приборов помещение для градуировки приборов фотолабораторию и кладовые. Центральный дозиметрический пульт для реакторов мощностью более 250 кВт должен размещаться отдельно от главного пульта управления реактором. На главный пульт выносится лишь основная сигнализация о превышении уровней излучения. Для реакторов меньшей мощности можно совмещать пульт управления реактором с дозиметрическим пультом. Для размещения группы внешней дозиметрии необходимо предусматривать отдельное здание или помещение имеющее самостоятельный вход. 7.122. Контроль за условиями труда в помещениях реакторной установки должен включать количественную и качественную оценки различных радиационных факторов и их соответствие требованиям НРБ-76 и ОСП-72/80. 7.123. При осуществлении радиационного контроля необходимо использовать методы централизованного дистанционного измерения в сочетании с измерениями непосредственно на рабочих местах с помощью переносных приборов. 7.124. При нормальной эксплуатации реактора дозиметрический и радиометрический контроль должен включать: 1 систематический контроль за всеми видами ионизирующих излучений в помещениях реактора при помощи стационарных и переносных приборов за внешними гамма- бета- нейтронным излучениями радиоактивными газами и аэрозолями загрязненностью радиоактивными веществами рабочих мест оборудования и помещений; на тяжеловодных реакторах следует осуществлять контроль за содержанием трития в помещениях и организме работающих; 2 проверку эффективности стационарных и переносных защитных устройств а также защитных шиберов перекрывающих каналы для вывода пучков нейтронного и гамма-излучений; 3 контроль оборудования и приборов используемых при работе на нейтронных пучках для оценки величины внешних гамма- и бета-излучений; 4 контроль удельной активности теплоносителя первого и второго контуров при измерениях радиоактивности теплоносителя первого контура следует учитывать не только суммарную активность но и определять состав радионуклидов; 5 контроль за степенью радиоактивного загрязнения спецодежды спецобуви и кожных покровов персонала на рабочих местах и санпропускнике при выходе из душевой в чистое отделение; 6 контроль за суммарными дозами облучения персонала а также прикомандированных лиц с учетом воздействия всех радиационных факторов Приложение 24 в рабочей и аварийной обстановках; 7 систематический контроль за состояние внешней среды на территории окружающей реактор: определение мощности доз гамма- и бета-излучений величины удельной активности вентиляционных выбросов и сточных вод степени загрязнения радиоактивными веществами воздушной среды почвы воды открытых водоемов растений продуктов питания и т. п. программа контроля внешней среды приводится в «Методических указаниях по санитарно-до-зиметрическому контролю в районах расположения исследовательских ядерных реакторов № 428-63». М.: Ин-т ра-диац. гигиены 1963. 36 с. ; 8 контроль за выбросами в атмосферу и сбросами в канализацию при помощи стационарных приборов непрерывного действия а также путем отбора проб; 9 контроль загрязненности радиоактивными веществами транспортных средств; 10 контроль выносимого вывозимого из реакторного комплекса оборудования материалов и т. п. 7.125. Частота и объем дозиметрических измерений внешней среды должны согласовываться с органами Госсан-надзора и позволять с необходимой точностью оценивать поступление радионуклидов в организм ограниченной части населения. Для выполнения этих измерений служба радиационной безопасности должна располагать необходимыми приборами и установками. ПРЕДУПРЕЖДЕНИЕ АВАРИЙ И ЛИКВИДАЦИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ 7.126. Основные технологические инструкции по эксплуатации реакторов и критических сборок должны максималь-но отражать безаварийные методы проведения работ порядок проверки и планово-предупредительного ремонта оборудования. 7.127. Персонал реактора и стендов критических сборок должен быть обучен безаварийным методам ведения технологических процессов. 7.128. Основные узлы реакторов и стендов критических сборок должны удовлетворять требованиям правил и инструкций Госатомнадзора Госгортехнадзора и ОСП-72/80. 7.129. В процессе эксплуатации реактора и критических сборок необходимо проводить тренировочные занятия с целью отработки действий персонала при аварийных ситуациях. 7.130. Возможные варианты аварийных ситуаций и меры по их ликвидации применительно к конкретным типам исследовательских реакторов должны предусматриваться в проектных материалах с расчетом максимально возможных аварийных выбросов радиоактивных газов и аэрозолей во внешнюю среду и предполагаемых доз облучения населения. Эти материалы должны учитываться при разработке плана противоаварийных мероприятий и ликвидации последствий аварии. 7.131. При аварийных ситуациях особое внимание следует уделять мероприятиям по предупреждению переоблучения работающих локализации радиоактивных загрязнений и предотвращению разноса их внутри помещений и на территории реактора а также максимальному сокращению радиоактивных выбросов с вентиляционным воздухом и сточными водами. 7.132. На случай аварийных ситуаций на реакторе должны быть заранее разработаны план или инструкция по ликвидации аварии и ее последствий согласованные с органами Госсаннадзора. В плане или инструкции должно быть отражено следующее: 1 порядок информации вышестоящих организаций и органов Госсаннадзора о возникновении аварии; 2 поведение персонала при аварии; 3 меры по изоляции и ликвидации участков аварийного радиоактивного загрязнения; 4 порядок эвакуации персонала; 5 мероприятия по защите населения; 6 порядок ликвидации аварии и меры защиты персонала при выполнении аварийных работ. 7.133. Ликвидация аварии должна проводиться под строгим дозиметрическим контролем по нарядам-допускам Приложение 7 . 7.134. Всеми работами по ликвидации последствпй аварии должен руководить специально созданный штаб по ликвидации аварии во главе с главным инженером реактора или заместителем директора учреждения. Заместителем начальника штаба должен быть назначен руководитель службы радиационной безопасности. Глава 8 РАБОТА НА УСКОРИТЕЛЯХ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ ВВЕДЕНИЕ Все ускорители заряженных частиц являются радиа-ционно опасными установками. Радиационную опасность могут представлять следующие факторы: 1 пучки первичных ускоренных частиц выведенные из ускорителя; 2 вторичное излучение состоящее из частиц и фотонов образующихся при взаимодействии первичного ускоренного пучка с мишенями коллиматорами деталями ускорителя и установленного оборудования в частности тормозное излучение; 3 наведенная радиоактивность в деталях ускорителя и установленного оборудования в том числе нефиксированное радиоактивное загрязнение оборудования и помещения ускорителя возникающее в результате активации пыли оксидов металлов испарения активированных материалов мишени и узлов ускорителя под действием пучка первичных ускоренных частиц и вторичного излучения ; 4 наведенная радиоактивность воздуха и воды радиоактивные аэрозоли в помещениях через которые проходят первичные и вторичные пучки; 5 рентгеновское излучение возникающее при работе вспомогательных высоковольтных электронных устройств например батарей высоковольтных кенотронов высоковольтных разрядников инжекторов и т. п.; 6 при эксплуатации ускорителей возможно воздействие па организм человека нерадиационных производственных факторов в том числе: высокое напряжение СВЧ-поля постоянные магнитные поля токсические вещества озон оксид азота и др. и т. д. Приложение 26 . Степень радиационной опасности каждого из факторов приведенных выше прежде всего зависит от типа ускоряемых частиц и диапазона энергии. Исходя из этого все ускорители могут быть разбиты на две группы: ускорители легких частиц При работе о ними необходимо руководствоваться соответствующими разделами настоящих Правил. электронов и ускорители тяжелых частиц протонов дейтонов альфа-частиц и многозарядных ионов. К ускорителям легких частиц относятся следующие: циклические ускорители электронов микротроны бетатроны синхротроны и линейные ускорители электронов всех систем. В зависимости от диапазона энергий электронов ускорители можно разделить на три группы: первая группа ускорители до энергии 10 МэВ основную радиационную опасность представляют выведенный пучок электронов тормозное излучение ; вторая группа ускорители с энергией от 10 МэВ до 150 МэВ основную радиационную опасность представляют выведенный пучок электронов тормозное излучение фотонейтроны наведенная радиоактивность Приложение 27 ; третья группа ускорители с энергией свыше 150 МэВ основную радиационную опасность представляют выведенный пучок электронов тормозное излучение фотонейтроны и фотомезоны наведенная радиоактивность . К ускорителям тяжелых частиц относятся следующие циклические ускорители тяжелых частиц циклотроны фазотроны синхроциклотроны синхрофазотроны синхротрсны с переменным градиентом и линейные ускорители тяжелых частиц. В зависимости от диапазона энергий и интенсивное пучка ускоренных частиц основную радиационную опас ность представляют: а в ускорителях до энергий порядка 30 МэВ пуч первичных ускоренных частиц выведенные из ускорителя быстрые нейтроны наведенная радиоактивность; б в ускорителях с энергией от 30 МэВ до 150 МэВ пучки первичных ускоренных частиц выведенные из уско рителя быстрые и сверхбыстрые нейтроны наведенная ра диоактивность гамма-кванты образующиеся при неупру гих ядерных взаимодействиях; в в ускорителях с энергией более 150 МэВ пучка первичных ускоренных частиц выведенные из ускорителя быстрые и сверхбыстрые нейтроны наведенная радиоактивность гамма-кванты образующиеся при неупругих ядерных  взаимодействиях мезоны. Пространственное распределение ионизирующих излучений и наведенной радиоактивности определяется не только видом ускоряемых частиц и их энергией но также конструктивными особенностями каждого конкретного ускорителя. В комплекс ускорителя обычно входят устройства работа которых связана с различными видами нерадиационной опасности. К их числу относятся высоковольтные и мощные высокочастотные генераторы вакуумные системы аппаратура высокого давления грузоподъемные механизмы и др. Работа с ними должна проводиться по правилам указанным в специальных инструкциях. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 8.1. Проекты вновь разрабатываемых сооружаемых и модернизируемых ускорителей а также техническая документация на оборудование технические описания инструкции по монтажу пусконаладочным работам и т. п. подлежат обязательному согласованию с Главным санитарно-эпидемиологическим Управлением Министерства здравоохранения СССР. 8.2. Ускорители и помещения в которых они размещаются до начала эксплуатации должны быть приняты комиссией назначаемой в соответствии с требованиями пунктов 3.1 3.3 настоящих Правил с участием представителя Госгортехнадзора если на ускорителе используются объекты регистрируемые в органах Госгортехнадзора. 8.3. На основании акта приемки орган Госсаннадзора выдает санитарный паспорт на право эксплуатации ускорителя см. Приложение 3 . Срок действия санитарного паспорта устанавливается органом выдавшим его но не более 3 лет. ТРЕБОВАНИЯ К РАЗМЕЩЕНИЮ УСКОРИТЕЛЕЙ 8.4. Ускорители с энергией до 150 МэВ за исключением установок с особо высокой интенсивностью пучков частиц могут размещаться в населенных пунктах независимо от их величины. 8.5. Вновь строящиеся ускорители с энергией выше 150 МэВ в том числе ускорители с особо высокой интенсивностью пучков частиц меньшей энергии рекомендуется размещать вне населенных пунктов или на их окраине на специально отведенной территории. 8.6. Площадка для размещения ускорителей должна соответствовать требованиям «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СП 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. «Санитарных правил размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ № 1858-78» М.: Минво здравоохранения СССР 1979. 56 с. СНиП П-М. 1 71 «Генеральные планы промышленных предприятий. Нормы проектирования» Сборник противопожарных норм строительного проектирования промышленных предприятий и населенных мест. М.: Стройиздат 1979. 480 с. настоящих Правил технико-экономического обоснования с учетом перспективы развития района. 8.7. Ускорители рекомендуется размещать в отдельных зданиях или в специально выделенных помещениях производственных и лабораторных зданий технологически связанных с эксплуатацией ускорителя. Помещения ускорителей должны быть оборудованы эффективной защитой от всех видов ионизирующих излучений Приложение 28 . 8.8. Как правило вокруг ускорителей должна быть выделена санитарно-защитная зона в соответствии с общими требованиями ОСП-72/80 и «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. . 8.9. Размеры сапитарно-защитной зоны определяются на основании расчета уровня облучения на внешней границе этой зоны который не должен превышать предела дозы 0 5 бэр в год. 8.10. В санитарно-защитной зоне запрещается размещение зданий и сооружений не относящихся к ускорителю. Допускается размещение вспомогательных зданий и помещений для оборудования систем электроснабжения вентиляции зданий специализированных и вспомогательных производств материально-технических складов временных предприятий строительства и других объектов имеющих непосредственное отношение к ускорителю. Уровень облучения в местах расположения вспомогательных объектов не должен превышать 1 5 бэр в год. Не рекомендуется располагать вспомогательные объекты в направлении распространения пучков излучения. 8.11. Помещения для персонала данного учреждения не связанного непосредственно с работой на ускорителе должны размещаться за пределами санитарно-защитной зоны. Уровень облучения в местах расположения этих помещений не должен превышать 0 5 бэр в год. ПЛАНИРОВКА И ОТДЕЛКА ПОМЕЩЕНИЙ. РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА И ОБОРУДОВАНИЕ УСКОРИТЕЛЕЙ Планировка и отделка помещений 8.12. Планировка помещений радиационная защита и оборудование ускорителя должны обеспечивать радиационную безопасность на рабочих местах персонала а также на территории вне здания ускорителя. 8.13. Помещения для ускорителя технологически связанные с его эксплуатацией следует размещать в едином комплексе. Состав количество и размеры помещений определяются на стадии проектирования и зависят от назначения ускорителя объема и характера выполняемых работ. 8.14. Все помещения входящие в комплекс ускорителя и прилегающая территория должны делиться по степени радиационной опасности на следующие зоны. Зона I помещения в которых располагается ускоритель и через которые проходят пучки излучений. Поскольку работа в этих помещениях связана с наибольшей опасностью доступ в них должен быть регламентирован. На выходе из зоны I ускорителей работа которых сопровождается образованием наведенной радиоактивности должен быть оборудован контрольный радиометрический пост. Пост должен быть оснащен радиометрической аппаратурой для контроля уровней загрязнений радиоактивными веществами. Уровень облучения на внешней границе зоны I па участке выходящем в зону II не должен превышать 5 бэр в год на участке выходящем в санитарно-защитную зону 1 5 бэр в год. Зона II помещения в которых постоянно находится эксплуатационный инженерно-технический и научный персонал связанный с работой на ускорителе. Уровень облучения на внешней границе этой зоны не должен превышать 1 5 бэр в год. Зона III санитарно-защитпая зона. 8.15. Если санитарно-защитная зона отсутствует то радиационная защита ускорителя должна обеспечивать снижение уровня облучения на наружных поверхностях здания ускорителя оконных и дверных проемах до 0 5 бэр в год и ниже. 8.16. Помещения зоны I должны быть отделены от помещений зон II и III стеной защитная эффективность которой выбирается с учетом общего пространственного решения радиационной защиты на данном ускорителе. Помещения зон II и III как правило должны окружать зону I со всех сторон. Размещение помещений для персонала данного учреждения не связанного непосредственно с работой на ускорителе рядом с зоной I разрешается только в исключительных случаях при наличии падежной радиационной защиты отвечающей требованию изложенному в пункте 8.15 настоящих Правил. При этом категорически запрещается непосредственное сообщение этих помещений с зоной I. 8.17. В комплексе помещений кроме технологически необходимых для эксплуатации ускорителя должны быть предусмотрены следующие: 1 отдельные помещения для размещения пульта управления ускорителем пультовая не менее 15 м2 2 помещения для работы с деталями и материалами активирующимися при работе ускорителя оборудованные по правилам установленным для работ с открытыми радиоактивными веществами см. главу 5 эти помещения должны располагаться в зоне II ; 3 место для сбора и временного хранения радиоактивных отходов которое рекомендуется размещать в зоне I; 4 помещения для службы осуществляющей радиационный контроль на ускорителе; 5 санитарно-бытовые помещения гардероб умывальные санузлы душевые; 6 помещения для отдыха персонала и приема пищи при круглосуточном режиме работы ускорителя эти помещения должны располагаться в зоне III . Для ускорителей электронов второй и третьей групп и для ускорителей тяжелых частиц душевые рекомендуется оборудовать по пропускному типу. Они должны включать отделения для домашней одежды спецодежды и спецобуви место для временного хранения загрязненной спецодежды и радиометрический пункт. Для лиц работающих в условиях где исключена возможность загрязнения радиоактивными веществами достаточно предусмотреть места для хранения халатов. Нормы площади отделка и оборудование санитарно-бы-товых помещений должны соответствовать требованиям «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. . 8.18. Отделка помещений зоны I должна обеспечивать возможность быстрой уборки и дезактивации помещений. Панели стен должны быть окрашены пентафталевой эмалью или масляной краской потолки могут быть окрашены клеевой краской. Пол следует покрыть малосорбирующим материалом например пластикатом рецептуры 57-40 линолеумом и т. п. . В помещениях зоны I должна быть предусмотрена возможность уборки при помощи пылесоса. 8.19. Отделка остальных рабочих помещений должна обеспечивать возможность проведения влажной уборки. В случае применения открытых радиоактивных веществ отделка помещений должна производиться в соответствии с требованиями изложенными в главе 5 настоящих Правил. 8.20. Освещение помещений должно соответствовать «Санитарным нормам проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. и СНиП 11-4-79 «Естественное и искусственное освещение» М.: Стройиздат 1979. 44 с. . РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА 8.21. Радиационная защита от всех видов ионизирующих излучений возникающих при работе ускорителя должна обеспечивать выполнение требований изложенных в пунктах 8.14 и 8.15 настоящих Правил. 8.22. При подготовке задания на проектирование необходимо исходить из двух основных пространственных решений коллективной радиационной защиты. Общая защита экранирует помещения ускорителя транспортировки и разводки пучка монтажную иногда и экспериментальную площадь подъемно-транспортное оборудование. Она обычно решается в виде стационарных конструкций выполняющих одновременно защитные несущие и ограждающие функции. Прилегающая защита примыкает к ускорителю и экранирует расположенные около него технологические разводки. Монтажная и экспериментальная площади а также подъемно-транспортное оборудование находятся вне защиты. Обычно защита решается в виде самонесущей конструкции из сборных элементов выполняющих только защитные функции. Для экспериментальных залов крупных ускорителей предпочтительней использовать защиту прилегающего типа. 8.23. Расчет защиты должен проводиться исходя из максимальной эксплуатационной интенсивности пучка и энергии ускоренных частиц и усредненного распределения потерь пучка. Перспективное увеличение интенсивности пучка излучения или энергии ускоренных частиц может учитываться при проектировании введением соответствующих коэффициентов запаса или выбором такого пространственно-конструктивного решения защиты которое допускало бы увеличение эффективности защиты без существенных работ по реконструкции. 8.24. Для снижения требований к радиационной защите на тех ускорительных установках где это принципиально 8.17. В комплексе помещений кроме технологически необходимых для эксплуатации ускорителя должны быть предусмотрены следующие: 1 отдельные помещения для размещения пульта управления ускорителем пультовая не менее 15 м2 2 помещения для работы с деталями и материалами активирующимися при работе ускорителя оборудованные по правилам установленным для работ с открытыми радиоактивными веществами см. главу 5 эти помещения должны располагаться в зоне II ; 3 место для сбора и временного хранения радиоактивных отходов которое рекомендуется размещать в зоне I; 4 помещения для службы осуществляющей радиационный контроль на ускорителе; 5 санитарно-бытовые помещения гардероб умывальные санузлы душевые; 6 помещения для отдыха персонала и приема пищи при круглосуточном режиме работы ускорителя эти помещения должны располагаться в зоне III . Для ускорителей электронов второй и третьей групп и для ускорителей тяжелых частиц душевые рекомендуется оборудовать по пропускному типу. Они должны включать отделения для домашней одежды спецодежды и спецобуви место для временного хранения загрязненной спецодежды и радиометрический пункт. Для лиц работающих в условиях где исключена возможность загрязнения радиоактивными веществами достаточно предусмотреть места для хранения халатов. Нормы площади отделка и оборудование санитарно-бытовых помещений должны соответствовать требованиям «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с . 8.18. Отделка помещений зоны I должна обеспечивать возможность быстрой уборки и дезактивации помещений. Панели стен должны быть окрашены пентафталевой эмалью или масляной краской потолки могут быть окрашены клеевой краской. Пол следует покрыть малосорбирующим материалом например пластикатом рецептуры 57-40 лишь леумом и т. п. . В помещениях зоны I должна быть предусмотрена возможность уборки при помощи пылесоса. 819. Отделка остальных рабочих помещений должна обеспечивать возможность проведения влажной уборки. В случае применения открытых радиоактивных веществ отделка помещений должна производиться в соответствии с требованиями изложенными в главе 5 настоящих Правил. 8.20. Освещение помещений должно соответствовать «Санитарным нормам проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. и СНиП 11-4-79 «Естественное и искусственное освещение» М.: Стройиздат 1979. 44 с. . РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА 8 21. Радиационная защита от всех видов ионизирующих излучений возникающих при работе ускорителя должна обеспечивать выполнение требований изложенных в пунктах 8.14 и 8.15 настоящих Правил. 8.22. При подготовке задания на проектирование необходимо исходить из двух основных пространственных решений коллективной радиационной защиты. Общая защита экранирует помещения ускорителя транспортировки и разводки пучка монтажную иногда и экспериментальную площадь подъемно-транспортное оборудование. Она обычно решается в виде стационарных конструкций выполняющих одновременно защитные несущие и ограждающие функции. Прилегающая защита примыкает к ускорителю и экранирует расположенные около него технологические разводки. Монтажная и экспериментальная площади а также подъемно-транспортное оборудование находятся вне защиты. Обычно защита решается в виде самонесущей конструкции из сборных элементов выполняющих только защитные функции. Для экспериментальных залов крупных ускорителей предпочтительней использовать защиту прилегающего типа. 8.23. Расчет защиты должен проводиться исходя из максимальной эксплуатационной интенсивности пучка и энергии ускоренных частиц и усредненного распределения потерь пучка. Перспективное увеличение интенсивности пучка излучения или энергии ускоренных частиц может учитываться при проектировании введением соответствующих коэффициентов запаса или выбором такого пространственно-конструктивного решения защиты которое допускало бы увеличение эффективности защиты без существенных работ по реконструкции. 8.24. Для снижения требований к радиационной защите на тех ускорительных установках где это принципиально возможно рекомендуется использовать автоматические электронные системы регулирования работы ускорителя элементов трактов транспортировки в целях ограничения потерь пучка а транспортировку пучка осуществлять в вакуумных трактах. 8.25. Пучки излучения должны гаситься специально сконструированными ловушками. 8.26. При проектировании и использовании радиационной защиты прилегающего типа состоящей из отдельных съемных блоков необходимо предусматривать отключение ускорителя в случае превышения заданного уровня излучения на внешней поверхности радиационной защиты например при неправильно установленных съемных защитных блоках . 8.27. Все проемы коммуникационные и технологические каналы в радиационной защите должны быть спроектированы и изготовлены таким образом чтобы эффективность защиты в местах их расположения не была снижена. 8.28. Входные двери и другие проемы в радиационной защите должны быть выполнены либо в виде лабирцнта либо в виде передвижных защитных экранов размеры которых превышают размеры проемов. Ввод силовых кабелей и вспомогательных коммуникаций должен осуществляться через специальные лабиринты. При необходимости в радиационной защите могут быть устроены смотровые окна из материалов обеспечивающих сохранение эффективности защиты. 8.29. Дверные проемы проемы для ввода коммуникаций смотровые окна а также трубы отопления подачи воды газов и другие аналогичные коммуникации должны располагаться в местах с наименьшим уровнем излучений. 8.30. При защите общего типа помещения зоны I в целях сохранения целостности защиты пе должны иметь окон. Освещение помещений в этом случае должно быть искусственным. 8.31. В помещениях ускорителей следует предусматривать приточно-вытяжную вентиляцию с механическим побуждением. 8.32. Воздухообмен в помещениях зоны I следует определять как правило по расчету на удаление избытков тепла в летний период и снижение концентрации озона до допустимой величины после окончания работы ускорителя. Прочие компоненты загрязняющие воздушную среду принимаются во внимание по мере необходимости. Кратность воздухообмена должна быть не меньше значений приведенных ниже: Объем помещения м3 До 100 100 500 500 1000 Выше 1000 Кратность воздухообме- 15 10 5 2 на 1/ч Температуру воздуха в помещении в летний период можно принять выше наружной не более чем на 7°. Рециркуляция воздуха для холодного периода года может быть допущена по согласованию с органами Госсаннадзора. В холодный период года следует предусматривать в приточных системах вентиляции подогрев воздуха в калориферах. 8.33. В зале ускорителя следует предусматривать технологическую вентиляцию для охлаждения тепловыделяющей аппаратуры. Объемы воздуха для охлаждения а также гидравлическое сопротивление внутренних воздушных трактов должны быть определены в технологической части проекта и указываться в задании на проектирование вентиляции. 8.34. В помещениях зоны I необходимо создавать разрежение с подсосом воздуха из помещений зоны II. В системе вытяжной вентиляции обслуживающей помещения зоны I должны предусматриваться резервные вентиляторы автоматически включающиеся при остановке основных вентиляторов. Резервные вентиляторы должны иметь производительность не менее одной третьей производительности основных. 8.35. Для ускорителей оборудованных защитой прилегающего типа рекомендуется предусматривать местные отсосы воздуха из зоны действия пучка первичных частиц и от облучаемых объектов способных выделять вредные вещества. 8.36. Выхлопы от насосов так называемой черновой откачки и форвакуумных насосов обслуживающих ускорительную камеру и тракты транспортировки частиц должны выводиться в специально оборудованные вентиляционные каналы. Выхлопы вакуумных насосов обслуживающих тритиевые и другие мишени при облучении которых могут образовываться радиоактивные газы и аэрозоли также должны выводиться в специально оборудованные вентиляционные каналы. 8.37. Допускается выброс воздуха из вентиляционной системы в атмосферу без очистки если расчетами обосновано что удаляемые вещества рассеиваются в атмосфере и их концентрации снижаются до допустимых величин при наиболее неблагоприятных метеорологических условиях для района размещения ускорителя. В противном случае удаляемый воздух должен очищаться на фильтрах. 8.38. На пульте управления ускорителя должна быть предусмотрена сигнализация оповещающая о неполадках в работе вентиляторов об их остановке. 8.39. Водяное охлаждение узлов ускорителя и оборудования находящихся в зоне I должно осуществляться по принципу замкнутого контура. Удаление воды из контура допускается только по согласованию со службой осуществляющей радиационный контроль на ускорителе. 8.40. Ускоритель должен иметь надежные системы блокировки и сигнализации которые бы исключали возможность случайного облучения персонала. Системы блокировки и сигнализации должны разрабатываться на стадии проектирования ускорителя. Ускоритель должен быть оборудован не менее чем двумя полностью независимыми системами блокировки входной двери люка в рабочую камеру. Одна система должна блокировать входную дверь в рабочую камеру при включении ускорителя; вторая блокирует дверь в случае превышения внутри рабочей камеры ускорителя заданного уровня ионизирующего излучения. 8.41. Все двери ведущие в помещения зоны I должны быть оборудованы блокировкой прекращающей процесс ускорения в момент открывания дверей и исключающей возможность случайного включения ускорителя хотя бы при одной открытой двери и снабжены замками. Замки должны открываться с внешней стороны ключами а изнутри свободно. Ключ от замка должен находиться в гнезде на пульте управления. Извлечение ключа из гнезда должно отключить ускоритель. Для дверей выполненных в виде перемещаемого с помощью электропривода защитного экрана блока допускается использование замков в виде пускового устройства включаемого в электрическую цепь электропривода дистанционно с пульта управления ускорителя. В этом случае дверь с внешней стороны может быть открыта пусковой кнопкой установленной около нее только при условии если дежурным оператором дано «разрешение на вход» замкнута цепь пускового устройства. 8.42. В системе блокировки может быть использовано отключение одного двух из элементов необходимых для процесса ускорения: ускоряющего напряжения напряжения на источнике ионов инжекторе магнитного поля ускорителя. 8.43. В помещениях зоны I должны быть установлены легкодоступные устройства аварийного выключения ускорителя а экспериментальные установки используемые на пучках ускорителя для проведения пожароопасных и взрывоопасных радиационных экспериментов должны быть оборудованы устройствами выключающими ускоритель в случае взрыва или пожара. 8.44. В помещениях зоны I должны быть установлены звуковая и световая сигнализации предупреждающие о необходимости немедленно покинуть зону I перед включением ускорителя. 8.45. Во время работы ускорителя над входом в зону I должны гореть предупреждающие световые сигналы. 8.46. При использовании ускорителя с защитой прилегающего типа должна быть оборудована светозвуковая сигнализация предупреждающая о превышении заданного уровня ионизирующих излучений в местах возможного пребывания персонала. Аналогичная сигнализация может быть установлена в зоне I на ускорителях с защитой общего типа. В этом случае основное назначение такой сигнализации информирование персонала о мощности дозы излучения от наведенной радиоактивности после выключения ускорителя. 8.47. Помещения зоны I и пультовая должны быть оборудованы двусторонней переговорной связью. 8.48. На пульте управления ускорителя должен быть установлен индикатор наличия пучка первичных ускоренных частиц. 8.49. Исправность систем блокировки и сигнализации устройств аварийного выключения необходимо проверять после каждого планово-предупредительного ремонта или ревизии ускорителя до его включения. Проверка должна проводиться начальником эксплуатационной смены дежурным оператором ускорителя. Результаты проверки должны регистрироваться в специальном журнале на пульте управления ускорителя. Включение ускорителя при неисправности одной из блокировок должно быть исключено. Радиационный контроль 8.50. На крупных ускорителях высокой энергии энергия более 150 МэВ число работающих в радиационно опасных условиях не менее 200 300 человек или в случае когда в учреждении не проводятся другие работы с источниками ионизирующих излучений непосредственно на ускорителе должна быть организована служба осуществляющая радиационный контроль. Численность службы должна быть не менее 4% от общего числа лиц работающих в радиа-ционно опасных условиях лица категории А . В прочих случаях радиационный контроль на ускорителях а также контроль за соблюдением всеми работающими норм и правил радиационной безопасности осуществляется службой радиационной безопасности учреждения в котором эксплуатируется ускоритель. 8.51. Объем характер и периодичность радиационного контроля устанавливаются администрацией по согласованию с органами Госсаннадзора и в соответствии с требованиями изложенными в главе 16 настоящих Правил. 8.52. Радиационный контроль на ускорителях должен включать: 1 измерение индивидуальных доз всех видов облучения; 2 контроль за эффективностью стационарной защиты от ионизирующих излучений ускорителя а также за состоянием применяемых передвижных защитных экранов и других средств защиты; 3 систематический контроль уровней ионизирующие излучений на основных рабочих местах; 4 контроль за содержанием в воздухе рабочих помещений радиоактивных газов и аэрозолей и контроль за выбрасами радиоактивных веществ в атмосферу; 5 периодический контроль за уровнем наведенной ра диоактивности и нефиксированного радиоактивного загрязнения оборудования и помещения ускорителя а также контроль за содержанием радиоактивных веществ в жидких отходах сбрасываемых непосредственно в канализацию; 6 контроль за допуском персонала к радиационно опасным работам; 7 систематический контроль загрязненности рук и одежды работающих с радиоактивными веществами; 8 контроль за индивидуальными дозами облучения при проведении аварийных мероприятий в случае возникновения радиационной аварии и контроль за уровнями загрязнения объектов внешней среды; 9 контроль за сбором временным хранением и удалением радиоактивных отходов. 8.53. Система радиационного контроля для ускорителя должна предусматривать проведение оперативного и периодического дозиметрического контроля за уровнями ионизирующих излучений с помощью стационарных и переносных дозиметрических приборов а также проведение индивидуального дозиметрического контроля облучения персонала в основном с помощью индивидуальных дозиметров. 8.54. Постоянный технологический контроль за уровнями излучений в зоне I должен осуществляться с пульта управления ускорителя а при необходимости например в случае использования автоматических электронных систем регулирования работы ускорителя см. пункт 8.24 и с пульта дозиметрического контроля. 8.55. Результаты контроля индивидуального облучения персонала должны регистрироваться в индивидуальных карточках Приложение 24 . Необходимо проводить специальный учет доз облучения при выполнении персоналом работ по нарядам-допускам в том числе ремонтных аварийных и т. п. см. пункт 3.17 Приложение 7 . В случае перехода работающего в другое учреждение где проводятся работы с источниками ионизирующих излучений копия индивидуальной карточки после предварительного запроса должна пересылаться на новое место работы. 8.56. Администрация учреждения обязана организовать контроль за факторами нерадиационной опасности в частности аа содержанием в воздушной среде зоны I озопа и оксидов азота. При наличии в учреждении соответствующих специалистов контроль за содержанием озона и оксидов азота возлагается на них в случае отсутствия на специально выделенное лицо которое должно быть обеспечено аппаратурой позволяющей достоверно измерять концентрацию озона и оксидов азота. Указанное лицо может быть введено в состав службы осуществляющей радиационный контроль на ускорителе. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ РАБОТ 8.57. Организация работ и требования к персоналу работающему на ускорителе должны отвечать требованиям изложенным в главе 3 настоящих Правил. 8.58. Работы с открытыми радиоактивными веществами на ускорителях в частности работа с оборудованием имеющим нефиксированное загрязнение радиоактивными веществами и др. должны проводиться в соответствии с требованиями изложенными в главе 5 настоящих Правил. 8.59. Все лица работающие на ускорителях должны обеспечиваться спецодеждой и средствами индивидуальной защиты. 8.60. На ускорителях работа которых сопровождаетсй образованием наведенной радиоактивности и нефиксированного радиоактивного загрязнения оборудования необходимо предусматривать две формы спецодежды: форму № 1 и форму № 2 Приложение 21 . Форма № 1 является основной а форма № 2 используется при выполнении работ в процессе которых возможно контактное загрязнение радиоактивными веществами. Использование дополнительной спецодежды и средств индивидуальной защиты например респираторов типа «Лепесток» в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздушной среды радиоактивными веществами предусматривается по мере необходимости и должно быть отражено в местной инструкции по радиационной безопасности. 8.61. На ускорителях работа которых не сопровождается образованием наведенной радиоактивности в качестве основной спецодежды достаточно использовать халаты из хлопчатобумажной ткани. 8.62. Все работы проводимые на ускорителе независимо от их вида в условиях повышенной радиационной опасности должны выполняться по нарядам-допускам Приложение 7 ; порядок выдачи нарядов-допусков должен быть отражен в местной инструкции по радиационной безопасности с учетом требований пунктов 3.12 3.22 настоящих Правил. 8.63. С учетом требований настоящих Правил и специфики работы ускорителя в местной инструкции по радиационной безопасности должны быть подробно изложены правила проведения основных видов радиационно опасных работ: пусконаладочных на период пуска и наладки экспериментально-физических ремонтно-технологических вспомогательных. ПРАВИЛА ПРОВЕДЕНИЯ ПУСКОНАЛАДОЧНЫХ РАБОТ 8.64. Пусконаладочные работы на ускорителях проводятся до приемки ускорителя комиссией в соответствии с пунктом 8.2 настоящих Правил и заключаются в получении номинального режима работы ускорителя расчетных энергий и тока интенсивности пучка ускоряемых частиц. Программа пусконаладочных работ и инструкция по их проведению согласуются с органами Госсаннадзора. На крупных уникальных ускорителях пусконаладочные работы могут проводиться и в процессе эксплуатации например при модернизации или реконструкции отдельных систем ускорителя и т. п. см. ниже . 8.65. Пребывание персонала не занятого работой в помещении где размещен ускоритель в зале ускорителя в период пусконаладочных работ запрещается. Кратковременное пребывание персонала в зале при работе ускорителя в режиме ускорения допускается только с разрешения службы радиационной безопасности по наряду-допуску с соблюдением всех требований радиационной безопасности снижение интенсивности внутреннего пучка ограничение времени работы дополнительное экранирование передвижными защитными экранами и др. исключающих возможность переоблучения персонала. Допустимый режим ускорения и время работы определяются по данным дозиметрических измерений. 8.66. Пусконаладочные работы необходимо производить при максимально пониженной интенсивности пучка ускоряемых частиц и если возможно при наибольшей скважности импульсов излучения. 8.67. Численность персонала занятого на пусконаладочных работах должна быть максимально ограничена. В период наладки при работе ускорителя в режиме ускорения весь персонал должен находиться за надежной защитой или в местах указанных службой радиационной безопасности. 8.68. При пусконаладочных работах следует избегать пребывания персонала в зале ускорителя для чего рекомендуется применять дистанционные методы наблюдения например телевизионные камеры. 8.69. Пусконаладочные работы выполняемые персоналом в зале ускорителя при запуске последнего или работе в режиме ускорения должны сопровождаться непрерывным дозиметрическим контролем. Установленные в зале дозиметры должны обеспечивать возможность отсчета показаний непосредственно работающим и передачу сигнала о превышении заданной дозы излучения на пульт управления ускорителя и на дозиметрический пульт. При получении сигнала о превышении дозы ускоритель должен быть немедленно выключен. 8.70. При пусконаладочных работах в зале ускорителя должна быть обеспечена возможность немедленного прекращения процесса ускорения лицами работающими в зале ускорителя. 8.71. Начиная с момента физического запуска ускорителя и периодически на всех этапах наладки необходимо снимать картограммы дозных полей в помещениях ускорителя и на прилегающей территории. Особое внимание при измерениях должно быть обращено на места где проложены технологические каналы проемы в радиационной защите. Зоны повышенных уровней ионизирующих излучений должны обозначаться знаками радиационной опасности дополняемые при необходимости другими вспомогательными средствами например барьерами . Для проведения каждого этапа увеличения тока пучка или энергии ускорителя необходимо разрешение службы осуществляющей радиационный контроль на ускорителе. 8.72. Все сотрудники привлекаемые к выполнению пуско-наладочных работ должны иметь индивидуальные дозиметры обеспечивающие двойной контроль индивидуального облучения. Рекомендуется применять дублирование дозиметров одного типа дозиметрами другого типа. Порядок учета индивидуальных доз облучения при пусконаладочных работах должен быть отражен в местной инструкции по радиационной безопасности. 8.73. Ответственность за радиационную безопасность а также соблюдение всех мер защиты при пусконаладочных работах возлагается приказом по учреждению на технического руководителя пусконаладочных работ. 8.74. Перед сдачей ускорителя в эксплуатацию должны быть проведены дозиметрические измерения и составлена картограмма полей ионизирующих излучений во всех помещениях ускорителя и на прилегающей территории т. е. в зонах I III; непосредственными дозиметрическими измерениями должно быть проверено качество защиты проемов ведущих в помещения где расположен ускоритель; должны быть измерены мощности доз излучения за пределами сани-тарно-защитной зоны ускорителя в направлениях распространения первичных и вторичных пучков частиц; должна быть проверена эффективность работы вентиляции. В случае превышения величин фактической мощности дозы излучения над расчетной проектной необходимо рассмотреть вопрос о повышении эффективности радиационной защиты. ПРАВИЛА ЭКСПЛУАТАЦИИ УСКОРИТЕЛЕЙ И ПРОВЕДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-ФИЗИЧЕСКИХ РАБОТ 8.75. Весь персонал участвующий в эксплуатации ускорителя и проведении экспериментально-физических работ далее экспериментов должен быть ознакомлен с предупреждающей сигнализацией очередностью подачи предупреждающих сигналов предшествующей включению ускорителя в режим ускорения с работой дозиметрической сигнализации и расположением устройств аварийного выключения ускорителя в зоне I. Инструктаж того или иного лица обязан проводить руководитель подразделения в котором данное лицо работает. 8.76. Весь персонал должен быть снабжен спецодеждой формы № 1 а на тех ускорителях где наведенная радиоактивность отсутствует халатами. Вход в зал ускорителя и другие помещения зоны I без соответствующей одежды категорически запрещается. 8.77. Весь персонал работающий в зонах I и II должен быть снабжен индивидуальными дозиметрами. Вход в эти зоны без индивидуальных дозиметров не разрешается. 8.78. Порядок работы эксплуатационного и научного персонала должен быть определен инструкциями применительно к конкретным работам проводимым на ускорителе и местной инструкцией по радиационной безопасности. 8.79. Управление ускорителем и наблюдение за его работой а также все измерения приборами технологического контроля расположенными в зоне I необходимо производить только дистанционно из помещения пульта управления. 8.80. Включение отдельных агрегатов ускорителя при помощи местных органов управления может быть разрешено только в том случае если это предусмотрено эксплуатационной инструкцией. 8.81. Осмотр и проверка оборудования и аппаратуры установленных в зоне I в процессе работы ускорителя производится только с разрешения ответственного лица начальника смены ускорителя или ответственного за эксперимент при прекращении ускорения пучка. 8.82. Порядок включения ускорителя. Перед включением ускорителя после длительной более одной смены остановки начальник смены дежурный оператор должен подать установленные предупреждающие сигналы; убедиться в отсутствии людей в зоне I; повторно подать предупреждающие сигналы; закрыть двери ведущие в зону I; запереть замки дверей если не предусмотрено дистанционное управление ими; включить световое табло над этими дверями если не предусмотрено автоматическое включение и в случае применения водяной защиты проверить уровни воды в баках. После этого может быть включен режим ускорения. Перед включением ускорителя после кратковременной менее одной смены остановки во время проведения эксперимента ответственный за эксперимент должен удалить людей из зоны I; завершая обход зоны подать предупреждающие сигналы; запереть соответствующие двери; сообщить начальнику смены или дежурному оператору об удалении всех людей из зоны I и дать разрешение на включение пучка. 8.83. При работе ускорителя в режиме ускорения входить в зону I запрещается. Кратковременная работа в помещениях этой зоны допускается лишь в исключительных случаях по согласованию со службой радиационной безопасности на ускорителе. 8.84. После выключения ускорителя вход в зал ускорителя и другие помещения зоны I разрешается только спустя определенное время установленное эксплуатационной инструкцией или местной инструкцией по радиационной безопасности. Время выдержки запрета после которого разрешается вход в зону I должно быть определено путем отбора и анализа проб воздуха проведения дозиметрических измерений мощности доз излучений от наведенной радиоактивности Приложение 29 . 8.85. Вход в зал ускорителя и другие помещения зоны I разрешается только начальником смены или дежурным оператором который должен быть поставлен в известность о характере и месте работы а также о числе работающих. 8.86. При кратковременных посещениях зоны I обусловленных методическими особенностями того или иного эксперимента начальник смены вправе дать а ответственный за эксперимент просить разрешение на вход до истечения установленного времени выдержки. Эксплуатационному персоналу работающему в смене может быть разрешен аналогичный вход при возникновении необходимости срочного осмотра оборудования и систем ускорителя или в связи с особенностями их режима работы. 8.87. Ответственность за радиационную безопасность лиц проводящих эксперимент возлагается на руководителя эксперимента которому предоставлено время для работы на пучке ускорителя. Фамилия ответственного за эксперимент должна указываться в расписании работы ускорителя которое утверждается администрацией. 8.88. Все эксперименты выполняемые параллельно с основным должны проводиться по согласованию с ответственным за основной эксперимент. 8.89. Режим работы ускорителя задается ответственным за эксперимент. Включение и изменение режима ускорения производится по командам передаваемым на пульт управления ускорителя ответственным за эксперимент 8.90. Лица проводящие параллельные эксперименты обязаны выполнять все указания ответственного за основной эксперимент касающиеся радиационной безопасности. 8.91. Ответственные за эксперимент должны назначаться приказом по учреждению. 8. 92. В случае когда эксперимент длительный и непрерывный в расписании работы ускорителя должны указываться фамилии нескольких ответственных за эксперимент. Передача обязанностей одним ответственным другому в том числе в процессе проведения одного эксперимента должна оформляться записью с личными подписями ответственных в специальном журнале у начальника смены ускорителя. Аналогичная запись должна предшествовать началу работы ускорителя на эксперимент указанный в расписании первым. 8.93. Лица командированные для проведения эксперимента из других учреждений могут допускаться к самостоятельной работе на пучке ускорителя в качестве ответственного за эксперимент только после обучения и стажировки в одной из местных научных групп и сдачи экзамена по радиационной безопасности. Разрешение на работу в качестве ответственного за эксперимент должно быть оформлено приказом по учреждению в котором эксплуатируется ускоритель после выполнения указанных выше условий и предъявления соответствующего командировочного предписания . 8.94. Изменения в разводке первичных или вторичных пучков а также в размещении оборудования на пучках и т. п. связанные с изменением полей ионизирующих излучений должны сопровождаться дополнительными дозиметрическими измерениями мощностей доз излучений в зонах I III. По окончании указанных выше работ эксплуатация ускорителя возобновляется только после получения разрешения от службы радиационной безопасности. 8.95. Все выносимые из зала ускорителя и других помещений зоны I приборы детали и материалы должны проверяться на наличие наведенной радиоактивности. В случае ее обнаружения в количествах превышающих допустимые указанные предметы следует хранить в специально отведенном месте помещении или удалять как радиоактивные отходы если они не предназначены для повторного использования. 8.96. Выдача в другие учреждения облученных мишеней изделий и т. п. содержащих наведенную радиоактивность должна проводиться в соответствии с правилами установленными для радиоактивных веществ и осуществляться через лицо ответственное за учет радиоактивных веществ в учреждении эксплуатирующем ускоритель. 8.97. О всяком несчастном случае связанном с возможными радиационными последствиями начальник смены или дежурный оператор обязан немедленно сообщить в медпункт и в службу осуществляющую радиационный контроль на ускорителе. ПРАВИЛА ПРОВЕДЕНИЯ РЕМОНТНО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ РАБОТ 8.98. К ремонтно-технологическим работам относятся планово-предупредительные ремонты так называемые ревизии оборудования ускорителя текущие профилактические ремонты отдельных систем оборудования а также работы связанные с совершенствованием систем оборудования и всего ускорителя в целом для получения более высоких параметров или новых возможностей для экспериментов. 8.99. Для уменьшения возможности возникновения аварии на ускорителе должна быть составлена подробная инструкция по ремонтно-профилактическому обслуживанию основного оборудования. Ремонтно-технологические далее ремонтные радиацион-но опасные работы должны быть регламентированы рабочими инструкциями. В рабочих инструкциях должны предусматриваться конкретные мероприятия по максимальному снижению облучения персонала исполнителей должны указываться последовательность операций средства индивидуальной защиты необходимые для выполнения данной работы дистанционный инструмент передвижные защитные экраны и т. п. Инструкции должны быть согласованы со службой радиационной безопасности на ускорителе с инженером по технике безопасности учреждения и утверждены администрацией и: профсоюзным комитетом. 8.100. До начала ремонтных работ весь персонал должен быть ознакомлен с рабочей инструкцией по той работе к выполнению которой он привлекается. Ответственным за инструктаж является руководитель работы. Он же является ответственным за радиационную безопасность персонала при выполнении данной работы. Факт проведения инструктажа должен быть отмечен в наряде-допуске выдаваемом на данную работу. 8.101. Перед началом ремонтных работ должны быть проведены измерения мощности дозы излучения от наведенной радиоактивности на месте предстоящей работы а при необходимости и измерения нефиксированного радиоактивного загрязнения. На основании этих измерений заполняется наряд-допуск и устанавливается допустимая длительность работы того или иного лица из персонала. 8.102. Ремонтные работы должны проводиться в спецодежде как правило формы № 2 дополненной перчатками резиновыми или трикотажными при работе с вакуумным и т. п. оборудованием . При работах когда возможность радиоактивного загрязнения исполнителя маловероятна допускается работа в спецодежде формы № 1. 8.103. Персонал участвующий в ремонтных работах должен иметь индивидуальные дозиметры основной и дополнительный с непосредственным отсчетом показаний . В процессе выполнения работы каждому работающему необходимо следить за показаниями своего дозиметра. 8.104. Ремонтные работы на ускорителе следует начинать через определяемый для каждого отдельного случая промежуток времени после выключения ускорителя для спада первоначальной наведенной радиоактивности . Промежуток времени определяется характером ремонтных работ их продолжительностью и режимом работы ускорителя. 8.105. В зале ускорителя и других помещениях зоны I где проводятся ремонтные работы участки оборудования с особо высокой мощностью дозы излучения от наведенной радиоактивности так называемые горячие пятна должны быть обозначены специальными указателями знаками предупреждающими о радиационной опасности. 8.106. Разборку очистку обработку и ремонт оборудования и деталей ускорителя с наведенной радиоактивностью вакуумной камеры насосов вариаторов фокусирующих электродов мишеней и т. п. необходимо производить на специально выделенном участке в зале ускорителя или в помещениях мастерских оборудованных в соответствии с требованиями к работам с открытыми радиоактивными веществами по II и III классам в зависимости от характера операций и количества наведенной радиоактивности . 8.107. Перед входом в помещения где осуществляется ремонт необходимо устанавливать знаки плакаты предупреждающие о наличии источников радиационной опасности. 8.108. Технологические операции с оборудованием и деталями содержащими наведенную радиоактивность и подлежащими механической обработке должны проводиться по правилам работы с открытыми радиоактивными веществами. 8.109. Во время электро- и газосварки деталей имеющих наведенную радиоактивность работу необходимо проводить в соответствии с пунктом 7.83. 8.110. Демонтаж деталей и мишеней имеющих наведенную радиоактивность необходимо осуществлять с максимальным использованием дистанционного инструмента и приспособлений захватов штанг и т. п. . 8.111. Работы связанные с визуальным наблюдением пучков ускоренных частиц должны осуществляться дистанционно с использованием телевизионных или других устройств. 8.112. Оборудование ускорителя снятые детали и мишени с высоким содержанием наведенной радиоактивности которые могут быть использованы в процессе дальнейшей работы должны храниться в специально отведенном месте участке помещении оборудованном в соответствии с требованиями предъявляемыми к хранению закрытых источников ионизирующих излучений или открытых если возможны распыление разнос или газовыделение радиоактивных веществ. 8.113. Вышедшее из строя оборудование и детали с наведенной радиоактивностью следует рассматривать как радиоактивные отходы и удалять на захоронение. 8.114. Во время проведения ремонтных работ на рабочих местах должен находиться только тот персонал присутствие которого необходимо при выполнении данных операций. Вход персонала не занятого на ремонтных работах в помещение где производится ремонт запрещается. В перерывах между выполнением отдельных операций персонал должен выходить из зоны действия ионизирующих излучений или находиться в местах где мощность дозы излучений не превышает 2 8 мбэр/ч 0 028 мЗв/ч . 8.115. С целью снижения облучения ремонтного персонала рекомендуется проводить тренировочные рабочие операции в условиях исключающих воздействие ионизирующих излучений. 8.116. Ежедневно в период проведения ремонтных работ должна производиться влажная уборка рабочих мест и при необходимости дезактивация загрязненных участков и оборудования. Качество очистки поверхностей проверяется службой радиационной безопасности на ускорителе. 8.117. По окончании ремонтных работ все оставшиеся детали приспособления и пр. а также спецодежда работавших должны быть проверены на загрязненность радиоактивными веществами и в случае необходимости сданы для дезактивации выдержки или захоронения как радиоактивные отходы. 8.118. При замене тритиевых мишеней профилактике и ремонте титановых насосов в ускорителях работающих с тритиевыми мишенями осуществляется дозиметрический контроль на содержание газообразного трития учитывая что нагрев титановой мишени и деталей титанового насоса сопровождается выделением трития. 8.119. Персонал участвующий в ремонте после окончания работы должен подвергаться радиометрическому контролю для определения степени радиоактивной загрязненности тела и рук и принимать душ. 8.120. Аварийные работы с оборудованием ускорителя должны проводиться при постоянном дозиметрическом контроле с соблюдением необходимых мер для предотвращения переоблучения персонала. Все работы связанные с ликвидацией последствий аварий должны проводиться при выключенном ускорителе. 8.121. Ответственность за проведение мероприятий по ликвидации аварий несет администрация учреждения. 8.122. Возобновление эксплуатации ускорителя после ликвидации последствий радиационной аварии допускается только после разрешения органов Госсаннадзора. ПРАВИЛА ПРОВЕДЕНИЯ ВСПОМОГАТЕЛЬНЫХ РАБОТ 8.123. К вспомогательным радиационно опасным работам относятся: уборка помещений зон I и II; сбор сортировка и направление на дезактивацию спецодежды; сбор накопление и удаление на захоронение радиоактивных отходов. 8.124. Уборка должна производиться специально проинструктированными лицами из персонала за каждым из которых следует закрепить определенный участок работы. Лица должны быть проинструктированы относительно степени радиационной опасности и возможной загрязненности радиоактивными веществами помещений ускорителя. 8.125. При уборке необходимо работать в спецодежде формы № 1 дополненной резиновыми перчатками а при необходимости и пластикатовыми нарукавниками и бахилами. 8.126. Уборка помещений должна производиться влажным способом специально выделенным уборочным инвентарем ежедневно. Уборка зала ускорителя и других помещений зоны I должна производиться только с разрешения начальника смены или дежурного оператора . Частота уборки устанавливается с учетом расписания режима работы ускорителя; способ уборки влажный или с помощью пылесоса должен быть уточнен в местной инструкции по радиационной безопасности. 8.127. При аварийных ситуациях повышенном радиоактивном загрязнении помещений уборка производится только с разрешения службы радиационной безопасности на ускорителе. 8.128. Собираемые при уборке отходы должны быть разделены на радиоактивные и нерадиоактивные чистые . Чистые отходы после дозиметрической и радиометрической проверки удаляются в обычном порядке а радиоактивные складываются в контейнер-сборник отходов устанавливаемый в специально отведенном месте и в последующем направляются на захоронение. Желательно отделение радиоактивных отходов от нерадиоактивных в момент их образования. 8.129. После окончания уборки инвентарь спецодежда руки и тело работавших должны подвергаться дозиметрическому и радиометрическому контролю. При необходимости персоналу проводившему уборку следует принять душ. 8.130. Для сортировки накопления и хранения спецодежды загрязненной радиоактивными веществами в здании ускорителя должно быть оборудовано помещение кладовая отвечающее требованиям предъявляемым к помещению для работы с открытыми радиоактивными веществами. 8.131. Дезактивация спецодежды и других средств индивидуальной защиты должна производиться только в специальных прачечных по согласованию с администрацией которых устанавливается порядок сортировки спецодежды и направление ее на дезактивацию. 8.132. Поступающая из стирки спецодежда должна подвергаться радиометрическому контролю на остаточную радиоактивную загрязненность. Только после этого спецодежда может быть использована по назначению. 8.133. Порядок удаления радиоактивных отходов на захоронение должен устанавливаться по согласованию с администрацией регионального местного пункта захоронения и органами Госсаннадзора. Глава 9 РАБОТА НА РЕНТГЕНОВСКИХ АППАРАТАХ ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 9.1. Требования настоящего раздела распространяются на аппараты предназначенные для получения используемого рентгеновского излучения. Работа на аппаратах при проведении медицинских рентгенологических исследований регламентируется «Санитарными правилами при проведении медицинских рентгенологических исследований № 2780-80» М.: Мин-во здравоохранения СССР 1980. 33 с. . 9.2. Рентгеновские аппараты всех типов и назначений с номинальным напряжением не выше 400 кВ должны соответствовать требованиям ГОСТа 7248-75 «Аппараты рентгеновские. Общие технические условия» и ГОСТа 12.2.018-76 «Аппараты рентгеновские. Общие требования безопасности» которые не распространяются на импульсные аппараты с длительностью импульса менее 10-4 с и на аппараты предназначенные для работы во взрывоопасной среде. 9.3. При работе на аппаратах основную опасность для обслуживающего персонала представляют рентгеновское излучение и высокое напряжение достигающее десятков и сотен тысяч вольт. Опасно для жизни и напряжение до 220 380 В в различных электрических цепях аппаратов. Вредное воздействие на организм оказывают озон и оксиды азота которые образуются при работе аппаратов. Для создания безопасных условий работы на любом аппарате необходимо обеспечить защиту персонала от рентгеновского излучения в такой степени чтобы на рабочих местах мощность экспозиционной дозы излучения не превышала 1 4 мР/ч; защиту персонала от прикосновения к токоведу-щим частям электрических устройств все внешние металлические части аппаратов должны быть заземлены . 9.4. Характер необходимой защиты от излучения зависит главным образом от напряжения при котором работает рентгеновская трубка и в меньшей мере от анодного тока. С этой точки зрения различают два типа аппаратов: аппараты типа А имеющие номинальное напряжение не выше 100 кВ при мощности на аноде трубки не выше 2000 ВА; аппараты типа Б имеющие номинальное напряжение от 100 до 400 кВ или мощность на аноде трубки выше 2000 ВА. Такие аппараты представляют большую опасность и требуют не только местной защиты но и общей защиты помещения. Допускается пребывание персонала в аппаратной возле работающих аппаратов типа А в том случае если на поверхности местной защиты аппарата мощность эквивалентной дозы не превышает контрольного уровня установленного в соответствии с действующими нормами радиационной безопасности. ПЛАНИРОВКА ОТДЕЛКА И ОБОРУДОВАНИЕ ПОМЕЩЕНИЙ. ВЕНТИЛЯЦИЯ ОТОПЛЕНИЕ ВОДОСНАБЖЕНИЕ ОСВЕЩЕНИЕ 9.5. Аппараты должны находиться в специальных помещениях аппаратных кабинах . 9.6. В аппаратных и кабинах не должно быть постоянных рабочих мест персонала. В исключительных случаях когда этого требуют условия эксплуатации аппаратов типа А с разрешения органов Госсаннадзора такие рабочие места могут находиться в помещениях удовлетворяющих требованиям электробезопасности и имеющих надежную местную радиационную защиту. 9.7. Расположение аппаратов типа А в помещении должно удовлетворять следующим требованиям: аппараты не должны занимать более половины всей площади помещения аппаратной; расстояние между различными блоками аппарата около которых может работать оператор должно быть не менее 1 2 м. Следует также обеспечить свободный доступ не менее 0 8 м к тем стенкам блоков аппарата которые открываются для ремонта и профилактического осмотра. Одна из стенок каждого блока аппарата может находиться непосредственно у стены помещения если не требуется проведения каких-либо работ с этой стороны аппарата. 9.8. К защите помещений смежных с аппаратной в которой находятся аппараты типа А особых требований не предъявляется. 9.9. Каждый аппарат типа Б должен находиться в индивидуальной аппаратной или кабине. Исключение может быть сделано для аппаратов с номинальным напряжением не выше 60 кВ имеющих трубки мощностью более 2000 ВА например для трубок с вращающимся анодом при достаточной местной защите. Стены перекрытия и дверь помещения для аппаратов типа Б должны ослаблять рентгеновское излучение до такой степени чтобы на их внешних поверхностях в смежных помещениях мощность экспозиционной дозы не превышала 0 1 мР/ч. Площадь помещения и расположение в нем аппарата должны соответствовать инструкции предприятия-изготовителя. 9.10. Пульты управления аппаратов типа Б следует располагать в смежных с аппаратными помещениях. То же рекомендуется и для аппаратов типа А если это возможно по их конструкции и по характеру работы на них. 9.11. Пол аппаратной должен быть покрыт токонепроводящим материалом дерево линолеум полихлоридные покрытия по непроводящему настилу . 9.12. К отделке стен и потолка помещения в котором находятся аппараты типа А особых требований не предъявляется. Внутренняя поверхность помещения для аппарата типа Б в случае необходимости должна покрываться баритовой штукатуркой или свинцом и окрашиваться масляной краской или облицовываться. 9.13. Помещение аппаратной должно быть сухим влажность не выше 70% и иметь водяное или воздушное отопление. 9.14. Аппаратная должна иметь приточно-вытяжную общеобменную вентиляцию с механическим побуждением обеспечивающую удаление озона оксидов азота выхлопов вакуумных насосов а также избытков тепла. Кратность воздухообмена должна быть не менее 5 1/ч. Для аппаратов управляемых ЭВМ следует предусмотреть кондиционирование воздуха. 9.15. Аппаратная должна быть обеспечена водопроводом и стоком. Расход воды на одну трубку аппаратов типа А до 10 л/мин при давлении 3 5 атм для аппаратов типа Б в соответствии с заводскими инструкциями. Если в аппаратной будет находиться управляющая ЭВМ следует предусмотреть снабжение водой кондиционера. 9.16. Естественное и искусственное освещение аппаратных проектируется в соответствии с общими санитарными нормами. СОДЕРЖАНИЕ РАБОЧИХ ПОМЕЩЕНИЙ И ОСНОВНЫЕ ПРАВИЛА ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕНТГЕНОВСКИХ АППАРАТОВ 9.17. Аппаратные и кабины следует использовать только по их прямому назначению. Проведение в них работ не связанных с рентгеновскими аппаратами не разрешается. 9.18. В аппаратных запрещается хранить хозяйственный инвентарь или какие-либо другие предметы если они не связаны с аппаратами или с управляющими ЭВМ которые находятся в аппаратных. 9.19. Помещения аппаратных и сами аппараты следует содержать в чистоте и в состоянии обеспечивающем их нормальное функционирование. 9.20. Помещения где установлены аппараты типа Б например для радиационно-химических исследований и в которых во время работы недопустимо присутствие людей должны иметь надежные блокировки входных дверей выключающие высокое напряжение при открывании дверей а также световую сигнализацию. При отсутствии обслуживающего персонала входные двери должны быть заперты на замок. Временное выключение блокировок и присутствие персонала в помещении при работе отдельных узлов аппарата допускается только в исключительных случаях по разрешению руководителя работ и службы радиационной безопасности работы по наладке регулировке и т. п. . 9.21. Помещения в которых находятся рентгеновские аппараты работа на которых допускается в присутствии обслуживающего персонала при отсутствии персонала должны быть заперты на замок. 9.22. Посторонние лица в том числе ремонтные рабочие могут находиться в помещении аппаратной только в сопровождении лица ответственного за рентгеновские аппараты или руководителя работ. 9.23. Перед началом работы необходимо удостовериться в отсутствии посторонних лиц в помещении аппаратной а также произвести осмотр аппаратов и радиационной защиты в частности убедиться в том что закрыты неиспользуемые окна рентгеновских трубок . 9.24. Обслуживающий персонал обязан немедленно сообщить руководителю работ или ответственному за рентгеновские аппараты о всех замеченных недостатках и неисправностях аппаратуры с занесением в контрольно-технический журнал. Там же отмечаются меры принятые для ликвидации неисправностей. 9.25. Запрещается подавать на аппарат нагрузку больше той которая предусмотрена техническими паспортами аппарата и рентгеновской трубки. 9.26. Работа на аппаратах типа А и Б должна проводиться при наличии в лаборатории не менее двух сотрудников из которых один имеет квалификационную группу по электробезопасности не ниже третьей выше тысячи вольт а другой не ниже второй. 9.27. Во время работы на аппаратах особенно при проведении котировочных работ обслуживающий персонал обязан находиться за постоянными или переносными защитными устройствами снижающими мощность дозы излучения до контрольного уровня. 9.28. Все неиспользуемые в данный момент аппараты или трубки должны быть выключены все неиспользуемые окна трубок в том числе и невключенных закрыты свинцовыми заглушками а коллиматоры неработающих приборов перекрыты. Это должно особенно строго соблюдаться при наличии в помещении нескольких рабочих мест аппаратов трубок окон так как несоблюдение этого правила может привести к облучению персонала первичным пучком излучения от соседних аппаратов. 9.29. Юстировку аппаратов наводку камер на пучок излучения и другие наладочные работы следует проводить при возможно более низких напряжении и токе рентгеновской трубки и с максимальным использованием защитных средств. 9.30. Для уменьшения облучения персонала при всех работах на рентгеновских аппаратах необходимо располагать рабочие места возможно дальше от источников излучения и максимально сокращать время пребывания в радиа-ционно опасной зоне. 9.31. Для всех работ при которых мощность экспозиционной дозы может превышать предельно допустимую величину 3 3 мР/ч должно быть установлено предельно допустимое время проведения этих работ на основании дозиметрических измерений. Превышение предельно допустимой дозы допускается только в исключительных случаях по разрешению руководителя работ при согласовании со службой радиационной безопасности ответственным за радиационный контроль учреждения. При этом действие повышенного облучения должно быть скомпенсировано в дальнейшем работой при пониженной экспозиционной дозе или перерывом в работе с излучением. 9.32. Время проведения всех радиационно опасных работ должно фиксироваться в контрольно-техническом журнале. 9.33. При работе рентгеновских аппаратов в аппаратной должна быть включена приточно-вытяжная вентиляция. ПУСКОНАЛАДОЧНЫЕ И РЕМОНТНЫЕ РАБОТЫ 9.34. Пусконаладочные и ремонтные работы должны проводиться только по разрешению руководителя работ при наличии в помещении аппаратной не менее двух человек. 9.35. На проведение пусконаладочных и ремонтных работ должны быть разработаны специальные инструкции учитывающие специфику выполнения этих работ для каждого типа аппаратов. Инструкции должны быть согласованы с органами Госсаннадзора. 9.36. Работы по ремонту и наладке аппаратов и приборов при включенном высоком напряжении и снятой защите должны проводиться с использованием переносных защитных экранов из свинцового стекла штор из освинцованной резины и т. п. а также с применением средств индивидуальной защиты защитные рукавицы защитные фартуки щитки защитные очки и т. п. . 9.37. До начала работы надо проверить эффективность защитных приспособлений которые должны ослаблять мощность эквивалентной дозы излучения так чтобы она была ниже установленного контрольного уровня для данного вида работ. 9.38. Проведение пусконаладочных и ремонтных работ должно осуществляться по возможности при минимальных токе и напряжении на трубке. 9.39. После окончания пусконаладочных и ремонтных работ следует провести контроль защиты на аппаратах и оценить эквивалентную дозу излучения полученную персоналом во время работы при включенном высоком напряжении. Результаты дозиметрических измерений заносят в журнал дозиметрического контроля. РАБОТА С РЕНТГЕНОВСКИМИ АППАРАТАМИ НА ОТКРЫТЫХ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ПЛОЩАДКАХ 9.40. Открытой экспериментальной площадкой считается помещение в здании или территория вне здания которые не имеют для работы с рентгеновскими аппаратами специально оборудованных аппаратных или защитных кабин. Границы открытой площадки устанавливаются на таком расстоянии от действующего аппарата на котором мощность экспозиционной дозы излучения не превышает 0 03 мР/ч. 9.41. Работы с применением аппаратов на территории где размещены детские учреждения и в жилых зданиях запрещаются. 9.42. При организации работ с аппаратами на открытых площадках должны быть выполнены все требования правил и норм электро- и радиационной безопасности установленных для работ с аппаратами. 9.43. Для выполнения правил радиационной безопасности до начала работ необходимо: 1 установить границы контролируемой зоны расчетным путем с последующей дозиметрической проверкой ; 2 принять меры исключающие проникновение в зону посторонних лиц; 3 установить временные ограждения зоны с предупредительными знаками принятой формы см. Приложение 1 ; 4 использовать средства коллективной защиты. 9.44. Для уменьшения облучения персонала следует: а использовать коллимированные пучки рентгеновского излучения; принять меры исключающие пребывание персонала на таких расстояниях от оси пучка на которых мощность экспозиционной дозы выше контрольного уровня для лиц категории А; б использовать локальную защиту окружающую генерирующее устройство рентгеновскую трубку и объект подвергаемый воздействию рентгеновского излучения. На поверхности такой защиты мощность экспозиционной дозы не должна превышать 1 4 мР/ч; в использовать передвижные защитные экраны; г применять методики работы при которых коллими-рованный пучок рентгеновского излучения направлен в грунт. 9.45. При работе на рентгеновских аппаратах должен проводиться радиационный контроль см. главу 16 . РАБОТА НА РЕНТГЕНОВСКИХ АППАРАТАХ ДЛЯ РАДИАЦИОННО-ХИМИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ 9.46. Аппараты используемые для облучения веществ при радиационно-химических исследованиях являются мощными источниками рентгеновского излучения. В обычных условиях эксплуатации мощность дозы излучения около окна рентгеновской трубки таких аппаратов достигает сотен и тысяч рентген в секунду. 9.47. Каждая рентгеновская трубка должна располагаться в отдельной защитной кабине. При работающей трубке пребывание персонала в кабине категорически запрещается. 9.48. Защитные свойства стен потолка пола входной двери и прочих защитных элементов кабины должны обеспечивать ослабление мощности экспозиционной дозы на рабочих местах обслуживающего персонала до величины не превышающей 1 4 мР/ч. 9.49. В помещении где находитcя рентгеновская трубка происходит интенсивное образование оксидов азота и озона. При недостаточном обмене воздуда концентрация этих газов может быть выше предельно допустимой. Вентиляционная система лаборатории должна быть включенной в течение всего рабочего дня. Непосредственно в кабине должна действовать только вытяжная вентиляция. При ведении радиационно-химического процесса необходимо предусматривать возможность образования взрывоопасных или токсических соединений. В этом случае заранее проводятся мероприятия по безопасному проведению этих работ. 9.50. Передвижные и съемные защитные элементы кабины двери люки и т. д. должны быть снабжены блок-контактами позволяющими подавать высокое напряжение на трубку только при «нормально закрытом» положении этих контактов. Блок-контакты должны обеспечивать автоматическое выключение высокого напряжения при случайном открывании двери или других съемных и передвижных защитных элементов кабины. 9.51. Над входом в кабину и в аппаратное помещение при включенном высоком напряжении должны гореть сигнальные фонари с надписью «Не входить! Рентген!». 9.52. Персонал работающий с аппаратами назначается приказом по учреждению. 9.53. Включение и выключение аппарата производится только дежурным оператором. 9.54. При всех операциях связанных с необходимостью подходить к рентгеновской трубке дежурный оператор обязан предварительно выключить высокое напряжение. Только после этого можно входить в кабину и производить необходимые операции. Вход в кабину разрешается только после предупреждения дежурного оператора о необходимости войти в кабину и получения от него разрешения. 9.55. Эксплуатация аппарата допускается только при исправных блокировках и сигнализации. Проверка надежности работы блок-контактов защитных устройств и дверей а также проверка работы световой сигнализации должна производиться ежедневно перед началом работы. При обнаружении неисправности дежурный оператор обязан прекратить работы и сообщить о неисправности ответственному за проведение работ. 9.56. При работе аппарата дежурный оператор обязан находиться в помещении у пульта аппарата и иметь при себе средства индивидуального дозиметрического контроля. 9.57. Дежурный оператор обязан фиксировать в специальном журнале время включения аппаратов режим работы а также причины вынужденных выключений аппаратов. Передача дежурства по сменам должна оформляться в том же журнале. ЗАЩИТА ОТ РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ 9.58. При проведении экспериментальных работ на аппаратах любое изменение в условиях эксперимента замена аппарата рентгеновской трубки изменение положения средств защиты и т. п. может привести к усилению рассеянного излучения и к выходу в окружающее пространство первичного излучения рентгеновской трубки Приложение 30 . 9.59. Работающая рентгеновская трубка должна находиться в защитном кожухе. Работа с открытой рентгеновской трубкой запрещается. 9.60. Защита от излучения должна быть обеспечена как применением защитных устройств так и рациональным расположением частей аппарата. 9.61. Выходные окна защитного кожуха рентгеновской трубки должны быть не больше чем требует назначение трубки. Окна должны иметь диафрагмы или тубусы ограничивающие пучок излучения до необходимого минимального размера. 9.62. Окна защитного кожуха трубки должны плотно закрываться свинцовыми заглушками. Заглушки неиспользуемых окон должны как правило закрываться автоматически. Толщина заглушки зависит от номинального напряжения следующим образом: Напряжение кВ До 70 70 100 100-150 150-200 200 250 250 300 Толщина мм 2 2 5 3 4 5 6 5 9 Свинцовые заглушки должны быть окрашены в оранжевый цвет. 9.63. Элементы защитных устройств экраны шторки заглушки и т. п. не должны иметь дефектов раковин пустот щелей и пр. 9.64. В случае использования рентгеновских аппаратов типа А должны выполняться следующие требования. Все неиспользуемые окна рентгеновских излучателей должны быть закрыты заглушками. Мощность экспозиционной дозы на внешней поверхности занятного кожуха рентгеновской трубки при закрытых окнах не должна превышать 1 4 мР/ч. Промежутки между окнами трубки и стоящими около них приборами должны быть изолированы от окружающего пространства защитными устройствами или свинцовой лентой. Коллиматоры рентгеновских приборов должны иметь устройства для перекрывания выходящих из них пучков излучения ловушки заслонки заглушки . Если в аппаратной находится несколько аппаратов то местная коллективная защита должна снижать мощность эквивалентной дозы на рабочем месте при одновременной работе всех аппаратов до установленного контрольного уровня. В аппаратной должны иметься переносные защитные экраны из свинцового стекла для защиты груди и головы оператора при работе с излучением например при котировочных работах . Дифрактометры и другие аналогичные аппараты с ручным управлением должны иметь местную защиту снижающую мощность экспозиционной дозы излучения до контрольного уровня. 9.65. Используемые для структурного или спектрального анализов трубки с вращающимся анодом работающие при напряжении до 60 кВ но имеющие большую мощность как правило должны находиться в отдельных кабинах. При средней мощности до 6000 ВА такая трубка может находиться в аппаратной вместе с другими структурными аппаратами но в этом случае она должна иметь индивидуальную стационарную защиту снижающую мощность экспозиционной дозы до контрольного уровня. 9.66. Для рентгеновских трубок с вращающимся анодом должны выполняться требования изложенные в пункте 9.63-Дополнительно должны быть выполнены следующие требования: 1 заглушки окон кожуха трубки должны иметь блокировки выключающие высокое напряжение в том случае если окна открыты но около них нет коллиматора рентгеновского прибора; 2 пребывание персонала в кабине во время работы при отсутствии стационарной защиты трубки запрещается исключение делается только для юстировочных работ ; 3 котировочные работы например наводка камеры на пучок излучения должны выполняться при минимально необходимом анодном токе с обязательным использованием переносных средств защиты например экрана из свинцового стекла . 9.67. Рентгеновские излучатели аппаратов для промышленной дефектоскопии технологического облучения должны иметь такие защитные устройства чтобы при закрытом выходном окне мощность экспозиционной дозы излучения на расстоянии 1000 мм от фокусного пятна в любом направлении для аппаратов с напряжением до 150 кВ не превышала 100 мР/ч 2 58- 10-5Кл/ кг*ч а для аппаратов с напряжением выше 150 кВ не превышала 1000 мР/ч 25 8-10 -5 Кл/ кг-ч . Мощность экспозиционной дозы излучения генерируемого электронными лампами кенотронами и т. д. таких аппаратов не должна превышать 25 мР/ч 6 5-10-6 Кл/ кг-ч в любой точке на расстоянии 50 мм от корпуса аппарата. 9.68. Аппараты для дефектоскопии технологического облучения должны иметь пульты управления располагаемые в смежном помещении. 9.69. Передвижные и переносные аппараты для промышленной дефектоскопии с напряжением выше 150 кВ должны иметь систему включения высокого напряжения позволяющую персоналу работать с аппаратом находясь на расстоянии не менее 15 м от объекта исследования. Для передвижных и переносных диагностических рентгеновских аппаратов соответствующее расстояние должно быть не менее 2 5 м. 9.70. В аппаратах для промышленной дефектоскопии площади регулируемых отверстий диафрагм не должны превышать величину 5?5 мм. 9.71. Диафрагмы излучателей аппаратов для промышленной дефектоскопии должны обеспечивать вне используемого пучка излучения со стороны наблюдателя на расстоянии 500 мм от фокуса трубки мощность экспозиционной дозы не более 30 мР/ч 7 74-10-6Кл/ кг-ч . 9.72. Защитные устройства аппаратов для промышленной дефектоскопии должны обеспечивать мощность экспозиционной дозы на расстоянии 50 мм от внешней поверхности устройств не более 3 3 мР/ч у опорных стенок пультов и флуоресцирующих экранов со стороны рабочих мест персонала. 9.73. Аппараты для промышленного просвечивания и технологического облучения должны иметь блокировку двери аппаратной или кабины отключающую высокое напряжение при открывании двери в помещение. Повторное включение при закрытых дверях должно осуществляться только с пульта управления. 9.74. На дверях всех помещений в которых находятся аппараты для промышленного просачивания технологического облучения а также для медицинских целей должна иметься световая сигнализация с надписью: «Не входить! Рентген!». Она должна автоматически включаться при подаче на аппарат высокого напряжения. 9.75. При расчете защиты аппаратов типа Б следует предусматривать защитные стены и перекрытия аппаратной. Особых требований к защите пола в помещениях расположенных непосредственно на грунте не предъявляется. 9.76. Расчет защиты от рентгеновского излучения производится в соответствии с Приложением 30. Для местных защитных устройств могут быть применены свинец свинцовое стекло просвинцованная резина сталь. Для защиты помещений следует использовать бетон кирпичную кладку баритовую штукатурку и т. п. Защитный слой свинца или баритовой штукатурки должен быть покрыт масляной краской или какой-либо облицовкой. 9.77. Дозиметрические измерения должны выполняться соответствующими приборами имеющими основную погрешность не более ±15% и аттестованными в установленном порядке. При измерениях на аппаратах для структурного и спектрального анализов необходимо применять дозиметры предназначенные для мягкого излучения. 9.78. Измерение мощности экспозиционной дозы за защитными устройствами должно производиться в реальных условиях эксплуатации и при номинальных напряжении и токе. 9.79. Мощность экспозиционной дозы излучения при проверке защиты аппаратов для промышленной дефектоскопии технологического облучения должна измеряться на расстоянии 50 мм от поверхности экрана за которым находятся рабочие места персонала на высоте 100 900 и 1500 мм от пола. Измерения должны проводиться при наличии фантома заменяющего реальный объект исследования размеры форма и материал которого должны быть указаны в стандартах или технических условиях на аппараты. 9.80. Мощность экспозиционной дозы при контроле защиты аппаратов для структурного анализа должна измеряться при наличии необходимых для обычной работы дополнительных приборов и исследуемых образцов с использованием рентгеновской трубки которую можно подвергнуть наибольшей нагрузке. Глава 10 РАБОТА НА ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВКАХ ВВЕДЕНИЕ При работе на термоядерных установках имеют место следующие реакции управляемого термоядерного синтеза: 12d + 13 Н- 24Не +10n +17 6МэВ 1 12d + 12d - 23Не +10n +3 25 МэВ 13 He + 11 p +4 00МэВ. Также существенна реакция воспроизводства трития Эффективное прохождение указанных выше реакций требует наличия горячей плазмы с температурой 40 350 • 106 ° С 4 35 кэВ при выполнении критерия Лоусона nТ>1014 см-3-с для d+3Н и nТ> 1015 см-3-с для d+d где п плотность плазмы и Т время ее удержания. Термоядерные установки могут быть интенсивными источниками ионизирующего излучения: нейтронов протонов альфа-частиц и тритонов а также рентгеновского тормозного и гамма-излучений от убегающих электронов . Указанные излучения могут создать наведенную активность в деталях установки и окружающих предметах. Также имеется вероятность радиоактивного загрязнения тритием. Радиационная опасность на термоядерной установке примерно в тысячу раз меньше чем соответствующих реакторов на уране. Однако особую группу представляют гибридные термоядерные реакторы работающие с необогащенным ураном близкие по радиационной опасности к обычным атомным реакторам. Радиационная опасность при работе на термоядерной установке может также возникать при реализации на них ускорительных режимов при которых могут появляться ускоренные до десятков МэВ электроны и соответствующее тормозное излучение. Радиационная опасность от рентгеновского излучения может возникать при работе вспомогательных электронных устройств таких как высоковольтные источники питания с высоковольтными кенотронами и тиратронами а также мощные высоковольтные ВЧ- и СВЧ- генераторные приборы в системах высокочастотного нагрева плазмы. Применение нагрева плазмы-С помощью мощных потоков ускоренных до сотен тысяч кэВ нейтральных атомов может дать новый источник радиационной опасности. Повышенной радиационной опасностью отличаются сильноточные электронные и ионные ускорители энергия в несколько МэВ ток десятки сотни тысяч ампер используемые при осуществлении электронного и ионного управляемого ядерного синтеза. В работе с перечисленными выше источниками радиационной опасности при наладке и эксплуатации термоядерных установок следует руководствоваться соответствующими разделами настоящих Правил. В комплекс термоядерных установок входят также устройства повышенной опасности работа которых не связана с радиационной опасностью. Работа с этими узлами установки должна проводиться в соответствии с пунктом 1.7 настоящих Правил. Степень радиационной опасности термоядерных установок зависит от режима их работы. Термоядерные установки по принципу действия можно разделить на стационарные квазистационарные Т = 10-3--10с и импульсные Т = 10-10-10-6с . К квазистационарным установкам относятся системы с магнитным удержанием плазмы: замкнутые тороидальные токамак стелларатор левитрон и т. д. и открытые ловушки пробкотрон многопробочная система и т. д. . В них могут использоваться магнитные катушки со сверхпроводящими обмотками. К импульсным системам относятся установки с разрядами в газах зетпинч тэтапинч плазменный фокус и т. д. установки с инерционным удержанием плазмы лазерного электронного и ионного управляемого термоядерного синтеза. Работа установок термоядерного синтеза при взаимодействии с мишенью носит взрывной характер и требует принятия соответствующих мер предосторожности. РАЗМЕЩЕНИЕ ПЛАНИРОВКА ОТДЕЛКА И ОБОРУДОВАНИЕ ПОМЕЩЕНИЙ ВЕНТИЛЯЦИЯ ОТОПЛЕНИЕ 10.1. Исследовательские термоядерные установки являются источником вредных и опасных производственных факторов воздействующих на организм человека поэтому при проектировании здания помещения для термоядерных установок необходимо четко определить перечень факторов их качественные и количественные характеристики а также учесть перспективу развития установок. На основе выполненных расчетно-теоретических и экспериментальных оценок должны быть выявлены специфические требования к строительным решениям зданий. 10.2. Исследовательские термоядерные установки строятся в комплексе с научными лабораториями различного профиля и вспомогательными зданиями и сооружениями. 10.3. При выборе участка для строительства зданий и комплексов исследовательских термоядерных установок наряду с действующими нормативными документами следует учитывать рекомендации настоящего раздела. Выбор места строительства должен быть подтвержден технико-экономическим обоснованием при этом с целью предотвращения загрязнения почвы воздуха воды и защиты установки от микросмещений должны учитываться и другие условия района строительства в первую очередь климатические гидрогеологические метеорологические рельеф местности. 10.4. Выбор участка для строительства исследовательских термоядерных установок проекты строительства новых и реконструкции действующих объектов до начала работ подлежат согласованию с Государственным Комитетом по использованию атомной энергии СССР органами Госсан-надзора отделами Главного архитектора органами МВД республики края или области по принадлежности. 10.5. В зависимости от назначения типа технологических параметров исследовательских термоядерных установок и будущего развития объекта возможны следующие варианты их размещения: в городах и поселках независимо от их величины на территории научных учреждений с соблюдением необходимых санитарных требований; за пределами крупных сложившихся городов на специально выделенной территории. 10.6. Санитарное зонирование территории и помещений здания термоядерной установки может осуществляться так же как на исследовательских ядерных реакторах см. главу 7 . Планировка здания термоядерной установки должна предусматривать полное отделение всех помещений мест пребывания научного и обслуживающего персонала от помещения с высоким уровнем ионизирующего излучения. 10.7. В зданиях термоядерной установки могут быть предусмотрены санпропускники саншлюзы специальная прачечная. Санитарно-бытовые помещения и их оборудование должны соответствовать СНиП 11-92-76 «Вспомогательные здания и помещения. Нормы проектирования» М.: Стройиздат 1977. 32 с. и ОСП-72/80. 10.8. Специальные требования к отделке помещений зависят от вида и количественных характеристик вредных и опасных производственных факторов проектируемых установок; отделка помещений производится в соответствии с требованиями государственных норм проектирования промышленных предприятий. 10.9. В помещениях термоядерных установок отопление и вентиляцию следует предусматривать в соответствии с требованиями «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. а также ОСП-72/80. ОБЩИЕ ПРАВИЛА ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЯ ПУСКОНАЛАДОЧНЫХ И РЕМОНТНЫХ РАБОТ 10.10. При проектировании наладке и эксплуатации термоядерных установок необходимо провести предварительный полный расчет мер защиты от всех видов радиационной опасности на строящейся установке. 10.11. При пусконаладочных работах на установках необходимо проводить дозиметрическую проверку эффективности принятых мер защиты. 10.12. При эксплуатации необходимо осуществлять систематический дозиметрический контроль мощностей доз излучения и величин наведенной радиоактивности. 10.13. При пусконаладочных и ремонтных работах на установке и при ее эксплуатации необходимо составить на все виды проводимых работ конкретные инструкции .обеспечивающие выполнение всех требований настоящих Правил. 10.14. Все сотрудники работающие на установке должны иметь приборы индивидуального дозиметрического контроля а сотрудники работающие при аварийно-ремонтных работах должны иметь приборы индивидуального дозиметрического контроля с визуальным отсчетом показаний. 10.15. Работы по пуску термоядерной установки и изменения режима можно проводить только под непосредственным наблюдением службы радиационной безопасности. Допустимый режим и время работы определяются по данным дозиметрического контроля. 10.16. Перед включением термоядерной установки оператор должен убедиться в отсутствии людей за ограждением установки и в радиационно опасных помещениях подать звуковой сигнал запереть двери ведущие в радиационно опасные помещения включить световое табло над этими дверями. 10.17. Вход за ограждение термоядерной установки может быть разрешен начальником смены или дежурным оператором. 10.18. Управление термоядерной установкой диагностической и другой аппаратурой расположенной в радиационно опасной зоне необходимо проводить дистанционно. 10.19. При работе термоядерной установки в режимах вызывающих наличие наведенной активности должны соблюдаться следующие основные требования: 1 все сотрудники работающие на термоядерной установке должны обеспечиваться спецодеждой Приложение 20 ; 2 спецодежда должна храниться в специально оборудованных шкафах. Совместное хранение спецодежды и личной одежды сотрудников запрещено; 3 после окончания цикла работ вход за ограждение термоядерной установки и в радиационно опасные помещения разрешается спустя определенное время установленное службой радиационной безопасности. Время выдержки и порядок входа определяются рабочими инструкциями; 4 все предметы и детали находящиеся в радиационно-опасных помещениях а также спецодежда сотрудников подвергаются дозиметрическому контролю на наличие на них наведенной активности; 5 все работы с активированными приборами деталями и материалами необходимо проводить с разрешения службы радиационной безопасности в специальном помещении при соблюдении правил работы с открытыми радиоактивными веществами см. главу 5 . 10.20. При проведении пусконаладочных работ на термоядерных установках должен быть установлен список лиц привлекаемых к пусконаладочным и ремонтным работам из числа сотрудников прошедших медицинский осмотр и проверку знаний по радиационной безопасности. Все сотрудники привлекаемые к пусконаладочным и ремонтным работам должны быть проинструктированы непосредственно перед началом каждого этапа работы. В зависимости от характера работ необходимо использовать индивидуальные средства защиты и контроля по согласованию со службой радиационной безопасности учреждения. РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА. БЛОКИРОВКА И СИГНАЛИЗАЦИЯ 10.21. Необходимость обеспечения радиационной защиты на термоядерных установках вызвана следующими видами излучения: 1 рентгеновским; 2 нейтронным; 3 излучением генерируемым наведенной радиоактивностью. Сотрудники работающие на термоядерных установках должны знать все возможные источники излучения и правила защиты от их воздействия. 10.22. Термоядерная установка реактор должна быть снабжена защитой от излучений как с использованием элементов самой установки стенки вакуумной камеры магнитные катушки защитные оболочки и т. д. так и защитой в виде дополнительных экранов и стен помещения. 10.23. Проектирование защиты должно выполняться исходя из величины мощности эквивалентной дозы на поверхности защиты. Регламентированные значения мощности эквивалентной дозы не должны превышать величин установленных в табл. 1 настоящих Правил. 10.24. Ограждения термоядерной установки и радиа-ционно опасные помещения должны быть снабжены системой электрических и механических блокировок. Установка должна быть оборудована световой и звуковой сигнализацией оповещающими о появлении излучения в зале в частности о появлении термоядерных нейтронов . 10.25. Устройство блокировок должно обеспечивать немедленное автоматическое выключение термоядерной установки в случае неисправности или отключения блокировок. 10.26. Включение и отключение блокировок должно производиться только начальником смены или дежурным оператором. 10.27. К системам вентиляции водоснабжения отопления освещения вакуумной откачки проведенным в помещениях термоядерных установок предъявляются общие требования для аналогичных систем радиационно опасных помещений. 10.28. При проектировании установки должны быть преусмотрены помещения для работы с тритием и активируемыми в процессе работы деталями а также для службы радиационной безопасности с учетом объема ее работ. 10.29. Перед сдачей термоядерной установки в эксплуатацию должны быть проведены необходимые дозиметрические измерения и составлена картограмма полей ионизирующих излучений во всех помещениях установки и на прилегающей территории. Должна быть проверена также эффективность работы вентиляции и охлаждающего установку контура. 10.30. Все работы по обслуживанию установки должен выполнять только специально назначенный персонал. Допуск сотрудников к работе на установке оформляется распоряжением по учреждению лаборатории с обязательным назначением ответственного за работу. 10.31. К самостоятельной работе сотрудники допускаются только после предварительного инструктажа на рабочем месте обучения проверки знаний соответствующих правил норм и инструкций экзаменационными комиссиями после стажировки и при наличии медицинского заключения о допуске к выполнению соответствующих работ. 10.32. Администрация обязана обучить персонал безопасным методам работы правилам личной гигиены правилам пользования защитными приспособлениями и оборудованием. ПРЕДУПРЕЖДЕНИЕ АВАРИЙ И ЛИКВИДАЦИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ 10.33. В аварийных случаях нарушение герметичности вакуумной камеры выброс трития и т. п. и при работах связанных с радиоактивными загрязнениями полов и стен помещений должны быть приняты меры по ликвидации загрязнений. 10.34. Разработка очистка и ремонт камеры термоядерной установки вакуумной системы и насосов разрешается только в специальном помещении с соблюдением требований правил проведения работ с открытыми радиоактивными веществами см. главу 5 под непосредственным контролем службы радиационной безопасности. 10.35. В инструкциях по безопасному ведению работ на современных термоядерных установках следует рассмотреть вопрос о возможных аварийных ситуациях хотя на современном уровне исследований их исчерпывающий прогноз не всегда представляется возможным. Предупреждение аварий связанных с выходом из строя электросетей и электрооборудования возникновением взрыво- и пожароопасных ситуаций а также ликвидация их последствий должны быть предусмотрены соответствующими инструкциями. 10.36. Ответственность за проведение мероприятий по ликвидации аварии несет администрация учреждения в котором произошла авария. 10.37. Возобновление эксплуатации термоядерной установки после ликвидации всех последствий аварии допускается только после получения разрешения компетентных органов. Глава 11 РАБОТА НА ЛАЗЕРНЫХ УСТАНОВКАХ -ИСТОЧНИКАХ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ВВЕДЕНИЕ Со многими типами лазеров связаны различные вредные производственные факторы. Необходимо рассматривать отдельно особенности работы каждого типа и разрабатывать в соответствии с этим программу организации безопасного ведения работ. Для обеспечения безопасности работ следует предварительно тщательно определить все необходимые защитные мероприятия с учетом специфики конкретных обстоятельств использования лазерных установок. При разработке и монтаже лазерных установок необходимо аналитическим или экспериментальным путем выявить возможные параметры излучения наметить и осуществить необходимые меры защиты. Источниками ионизирующих излучений лазеров могут быть: 1 источники питания это главным образом вакуумные выпрямительные кенотроны и тиратроны генераторные лампы с максимальной энергией рентгеновского излучения как правило не более 20 кэВ; 2 активная среда в состав активной среды могут входить радионуклиды: тритий радиоактивные материалы и др.; 3 способ накачки лазеров при накачке лазеров пучками электронов протонов заряженными осколками ядерных реакций и рентгеновским излучением в конструкционных материалах и в активной среде возникает рентгеновское излучение обычно с энергией не более 1 МэВ; 4 исследуемая среда при взаимодействии мощного лазерного излучения с исследуемой средой может возникать рентгеновское излучение а также нейтроны если среда представляет собой термоядерное топливо дейтерий смесь трития с дейтерием ; энергия рентгеновского излучения как правило не более нескольких сотен тысяч эВ а нейтронов до 14 МэВ; 5 комбинированные установки на которых используется независимо друг от друга лазерное излучение и ионизирующее излучение от постороннего источника; 6 излучение рентгеновских и гамма-лазеров. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 11.1. Потенциальную опасность при работе лазеров могут представлять токсические легковоспламеняющиеся горючие и взрывоопасные вещества и другие факторы воздействия. Необходимы соответствующие меры защиты от поражения электрическим током от воздействия электромагнитных полей шума ионизирующего излучения загрязнения воздуха ионизации воздуха пыли осколков материала при взрыве химических токсических веществ и т. д. Необходимы меры профилактики пожара поэтому все применяемые материалы должны быть огнестойкими. 11.2. Руководитель структурного подразделения должен организовать безопасные условия труда на данной установке и определить необходимые организационно-технические мероприятия и мероприятия по индивидуальной защите вопросы защиты от ионизирующих излучений согласуются со службой радиационной безопасности учреждения . 11.3. Организационно-технические мероприятия предусматривают разработку инструкций и правил в которых учитываются специфические условия учреждения определяется степень ответственности должностного лица за обеспечение безопасности регламентируются обязанности всех лиц непосредственно работающих на установках. 11.4. К организационно-техническим мероприятиям следует отнести также обучение персонала обращению со средствами защиты проверку знаний сотрудников по технике безопасности при проведении различного рода опасных работ электробезопасности работе с источниками ионизирующих излучений работе с химическими веществами работе с сосудами под давлением и т. д. . 11.5. При разработке организационно-технических мероприятий следует принимать во внимание целесообразность применения блокировок и правильного размещения оборудования правильного использования защитных материалов защитных экранов ширм штор ограждений и др. а также предупредительных сигналов указателей табло и других сигнализирующих устройств. 11.6. Доступ в помещения разрешается только лицам непосредственно работающим на лазерных установках. Подсобный персонал должен быть размещен вне этих помещений. Доступ к лазерам должен быть ограничен но если присутствие посетителей в лаборатории необходимо они должны находиться под постоянным наблюдением ответственных лиц. Посетителей следует снабдить соответствующими средствами защиты очки т. д. . 11.7. Лазерная установка находящаяся вне помещения требует особого наблюдения. Чтобы гарантировать безопасность работы в каждом конкретном случае необходимо принимать специальные меры и осуществлять постоянный контроль за работой лазера. 11.8. При работе лазерных установок на открытом месте следует надежно оградить опасную зону и предотвратить передвижение по ней людей и транспорта на время работы установки. Участок работы ограждается стойкими непрозрачными экранами. Следует избегать работы наружных установок при плохой погоде так как туманы снег пыль усиливают рассеивание лазерного излучения; работа в этих условиях допускается только при наличии соответствующих защитных средств. ПЛАНИРОВКА ОТДЕЛКА И ОБОРУДОВАНИЕ ПОМЕЩЕНИИ. ВЕНТИЛЯЦИЯ ОТОПЛЕНИЕ ВОДОСНАБЖЕНИЕ И ОСВЕЩЕНИЕ 11.9. Лазерные установки являющиеся источниками ионизирующих излучений должны располагаться в специально оборудованных помещениях производственных и лабораторных зданий. 11.10. При проектировании зданий и помещений для лазерных установок надо соблюдать принцип трехзональной планировки. Следует выделять следующие зоны: 1 радиационно опасную зону к ней относятся мишенные в которых во время работы установки могут образовываться ионизирующие излучения ; 2 зону помещений к которым предъявляются требования повышенной чистоты и постоянства температурно-влаж-ностного режима оптические залы помещения задающих генераторов и усилителей помещения для обработки экспериментальных результатов пультовые фотопроявочные лаборатории помещения вычислительных центров ; 3 зону остальных помещений к которым упомянутые выше требования не предъявляются лаборатории административные помещения помещения инженерного оборудования конденсаторные мастерские склады и пр. . 11.11. В проектах и планах объектов с лазерными установками обязательно должны учитываться и размеры оборудования должны быть предусмотрены места для размещения объектов исследования средств защиты съемной и переносной измерительной аппаратуры. Кроме того на проектах и планах должны быть показаны зона распространения луча лазера за пределы установки рабочие места для сотрудников проходы для технического обслуживания и наладки оборудования. 11.12. Все поверхности в помещении должны иметь малый коэффициент отражения. Не должно быть поверхностей обладающих блескостью способных отражать падающие на них лучи. Если этого нельзя избежать такие поверхности драпируют ширмами либо шторами. Качество экранирования следует постоянно контролировать. 11.13. В помещениях где производятся работы с лазерными установками не разрешается размещать оборудование не относящееся к лазерам нельзя также допускать нахождения лиц не имеющих отношения к работе на данной установке. 11.14. Установка и монтаж лазеров и всего оборудования относящегося к его эксплуатации производится на площадках размер которых должен обеспечивать свободный проход шириной не менее 1 0 м к пультам управления щиткам другим рабочим местам. 11.15. Исходя из необходимости обеспечения безопасности работы следует предусмотреть проходы следующих размеров: с лицевой стороны пультов щитов и панелей управления оборудованием не менее 1 м при однорядном расположении оборудования и не менее 1 2 м при двухрядном; с задней и боковых сторон оборудования имеющих открывающиеся двери съемные панели и другие устройства к которым необходим доступ персонала проходы шириной не менее 0 8 м. 11.16. Установку размещают так чтобы луч лазера был направлен на капитальную неотражающую огнестойкую стену а не на окна двери некапитальные сооружения способные пропускать излучение. Для излучения каждого лазера в помещении необходимо выбрать направление и зону в которых нахождение людей должно быть исключено. 11.17. Для установки имеющей рабочую камеру надо предусмотреть отдельное помещение для размещения пульта управления пультовая . Пультовая должна располагаться не ниже первого этажа. 11.18. Естественное и искусственное освещение общее и местное должно быть обильным чтобы зрачок глаза всегда имел минимальные размеры. Искусственное освещение в помещении должно быть комбинированным и обеспечивать освещенность не ниже минимально допустимой по СНиП П-4-79 «Естественное и искусственное освещение» М.: Стройиздат 1979. 44 с. . Коэффициент минимальной естественной освещенности должен составлять не менее 1 5% а общая освещенность не менее 150 лк. Следует избегать работ с лазерными установками при затемнении помещения. 11.19. Отделка помещений оборудование и звукоизоляция должны производиться в соответствии с общими требованиями «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. . 11. 20. При использовании установок за пределами которых мощность дозы излучения не превышает на расстоянии 1 м от доступных частей поверхности установки 0 03 мбэр/ч 0 3 мкЗв/ч специальные требования к помещениям не предъявляются. 11.21. Для установок при работе которых возможно радиоактивное загрязнение стены и пол рабочих камер должны покрываться малосорбирующими материалами. Потолки рабочих камер могут быть окрашены клеевой краской. 11.22. Все двери рабочих камер должны быть снабжены замками которые открываются с внешней стороны при помощи ключей а изнутри свободно. 11.23. Приточно-вытяжная вентиляция должна обеспечивать снижение содержания в воздухе помещений озона оксидов азота и других вредных веществ ниже предельно допустимой концентрации. Кратность воздухообмена должна быть не менее 3. 11.24. При наличии в удаляемом воздухе радиоактивных или токсических веществ превышающих предельно допустимую концентрацию он должен очищаться на фильтрах. 11.25. Системы отопления и водоснабжения оборудуются в соответствии с требованиями «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. . ПРАВИЛА ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПРОВЕДЕНИЯ ПУСКОНАЛАДОЧНЫХ И РЕМОНТНЫХ РАБОТ 11.26. Пусконаладочные работы проводятся до приемки установки комиссией в составе указанном в пункте 3.1 настоящих Правил. Руководителем работ должен быть определен ограниченный контингент сотрудников привлекаемых к этим работам составлены детальный план работ инструкция по технике безопасности и инструкция по радиационной безопасности 11.27. Работа проводится в спецодежде при наличии средств индивидуальной защиты и индивидуальных дозиметров ионизирующего излучения. 11.28. Работа проводится под контролем службы радиационной безопасности учреждения. 11.29. Для проведения пусконаладочных работ необходимо иметь следующую документацию: 1 разрешение на монтаж установки от органов Госсан-надзора и ООТ УД АН СССР или региональной службы радиационной безопасности; 2 распоряжение о назначении ответственного за установку ответственного за радиационную безопасность распоряжение о допуске персонала к работе; 3 инструкции по технике безопасности и радиационной безопасности с указанием возможных аварийных ситуаций; 4 журнал инструктажа на рабочем месте; 5 документы о прохождении персоналом медосмотра; 6 протоколы проверки эффективности работы вентиляции и результаты замеров сопротивления изоляции электросети установки и сопротивления растеканию тока заземляющих устройств; 7 план размещения установки с указанием на нем возможных направлений распространения как прямого так и отраженного лазерного излучений а также дозных полей ионизирующих излучений; 8 расчет защиты от излучений. 11.30. Эксплуатация установки без оформленного акта приемки запрещается. 11.31. Разборку очистку и ремонт активированных деталей установки необходимо производить только в специальных помещениях с соблюдением всех мер предосторожности характерных для работ с открытыми радиоактивными веществами см. главу 5 . ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ. СИСТЕМЫ БЛОКИРОВКИ И СИГНАЛИЗАЦИИ 11.32. Лазерная установка являющаяся источником ионизирующего излучения должна устанавливаться так чтобы путь пучка проходил по не посещаемой людьми зоне а точки фокусирования пучка при работе установки должны быть защищены диафрагмами; в конце пучка устанавливается ловушка для поглощения и защиты от брызг испарений аэрозолей выделяемых исследуемым веществом. При образовании в исследуемом веществе ионизирующего излучения должна быть предусмотрена локальная защита из материалов наиболее эффективно поглощающих излучение. 11.33. Путь пучка света импульсной установки должен быть маркирован покраской рейтеров оправ диафрагм и бленд а также должны быть приняты меры против попадания в глаза отраженных или преломленных лучей. В некоторых случаях необходимо канализировать или ограждать весь ход пучка. 11.34. Все работающие на установке должны быть обеспечены специальными защитными очками с фильтрами имеющими полосу поглощения соответствующую излучаемым частотам и их интенсивным гармоникам. 11.35. Проектирование защиты от ионизирующего излучения должно выполняться дифференцирование с учетом . назначения помещений в зависимости от категории облучаемых лиц и длительности облучения. Проектирование защиты проводится исходя из величины мощности эквивалентной дозы излучения на поверхности защиты см. табл. 1 . При проектировании местной радиационной защиты состоящей из отдельных съемных блоков необходимо предусматривать возможность автоматического отключения установки в случае превышения заданной мощности дозы излучения на внешней поверхности радиационной защиты например при неправильно установленных съемных защитных блоках . 11.36. Защита от ионизирующего излучения во всех случаях должна обеспечивать снижение дозы облучения персонала и лиц работающих в соседних помещениях ниже предельно допустимой дозы. 11.37. Установка должна иметь надежные системы блокировки и сигнализации. В случае неисправности хотя бы одной из этих систем эксплуатация установки запрещается. 11.38. Входы в помещения задающих генераторов усилителей в мишенные конденсаторные должны иметь блокировку а также звуковую и световую сигнализацию сблокированные с системой пуска установки. 11.39. В помещении где проводятся работы с импульсной установкой должна быть установлена сигнализация: световая в период когда на конденсаторной батарее поднимается напряжение и звуковая непосредственно за 2 3 с перед срабатыванием осветителя. 11.40. Осветители с импульсными лампами для накачки должны иметь блокировку исключающую возможность вспышки лампы при открытой крышке осветителя. 11.41. При размещении пультовой и рабочей камеры в разных помещениях система блокировки входной двери в рабочую камеру должна отключаться только после выключения установки и окончания запретного периода если он предусмотрен. При этом должна быть исключена возможность включения установки при незапертой двери в рабочую камеру а также исключена возможность открытия двери во время работы установки. При случайном открытии двери в рабочую камеру или неисправности контакта блокировки установка должна выключаться. 11.42. Установка должна быть оборудована системой блокировки не позволяющей закрыть входную дверь без предварительного захода в рабочую камеру. Указанная система выключается ответственным оператором который покидает рабочую камеру последним убедившись в отсутствии в ней людей. 11.43. В рабочей камере должны быть установлены легкодоступные устройства аварийного выключения установки и запрета на ее включение. 11.44. Во время работы установки на пульте управления и над входом в рабочую камеру должны гореть предупреждающие световые сигналы. 11.45. Необходимо проверять исправность системы блокировки и сигнализации каждый раз перед включением установки. При неисправности или умышленном отключении хотя бы одной из предусмотренных проектом блокировок пуск установки должен быть исключен. Информация о неисправности систем блокировки и сигнализации должна поступать на пульт управления установки и фиксироваться в журнале эксплуатации. ПРЕДУПРЕЖДЕНИЕ АВАРИЙ И ЛИКВИДАЦИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ 11.46. Радиационные аварии могут возникнуть при нарушении персоналом правил техники безопасности в результате пожара неисправности систем вентиляции электроснабжения взрыва разгерметизации камеры с активной средой содержащей радиоактивные вещества и др. О происшедшей радиационной аварии администрация учреждения обязана сообщить в вышестоящие организации. 11.47. При ликвидации аварий в первую очередь нужно предпринять следующие меры: а выключить в аварийной зоне все работающие приборы и установки кроме дозиметрических питание дозиметрических приборов должно быть автономным ; б немедленно вывести весь персонал оказавшийся в радиационно опасной зоне и подвергнуть тщательному дозиметрическому контролю; в пострадавших срочно доставить в медицинские учреждения с материалами кратко характеризующими аварию; г обозначить границы опасной зоны и установить заграждения; д сохранять аварийный режим вплоть до полной ликвидации аварии или ее последствий. 11.48. Сотрудники оказавшиеся вблизи места аварии должны немедленно удалиться на безопасное расстояние и сообщить о случившемся администрации и спецслужбам учреждения. 11.49. При выполнении аварийных работ персонал должен быть обеспечен средствами индивидуальной защиты и дозиметрического контроля. Глава 12 РАБОТА НА ЭЛЕКТРОННЫХ МИКРОСКОПАХ ВЫСОКОВОЛЬТНЫХ ЭЛЕКТРОВАКУУМНЫХ ПРИБОРАХ И ДРУГИХ УСТАНОВКАХ ИСТОЧНИКАХ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ВВЕДЕНИЕ Неиспользуемое рентгеновское излучение возникает внутри высоковольтных приборов и других установок подобного типа в результате торможения ускоренных электрическим полем электронов на обрабатываемых или исследуемых материалах на электродах и на других металлических или содержащих соединения тяжелых элементов деталях и является побочным паразитным не связанным с назначением этих приборов и установок. Высоковольтные электровакуумные приборы применяемые в радиоэлектронной электрофизической и другой аппаратуре и приборах электронно-лучевые и ионно-плазменные установки электронные микроскопы и иные установки подобного типа являются источниками неиспользуемого рентгеновского излучения только в рабочем состоянии т. е. при подаче на них высокого напряжения. Выход рентгеновского излучения за пределы корпуса баллона электровакуумного прибора или установки возможен при подаче напряжения 10 кВ и выше. Радиационная опасность при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения определяется энергией излучения мощностью экспозиционной дозы временем и характером облучения общее локальное а воздействие на организм человека ионизирующего излучения обусловлено только внешним облучением. При работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения могут иметь место следующие нерадиационные вредные и опасные производственные факторы: 1 электромагнитные поля генерируемые радиоэлектронным оборудованием; В настоящей главе рассмотрена организация работ с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения за исключением телевизионных приемников. 2 лазерное излучение когда источником неиспользуемого рентгеновского излучения является лазер глава 11 на стоящих Правил ; 3 озон и оксиды азота которые образуются при ионизации воздуха под действием ионизирующего излучения электрических разрядов электрических полей большой напряженности возникающих при работе установок; 4 избыточное тепло выделяемое при работе установок; 5 шум возникающий при работе механических и электрических устройств систем охлаждения и другого оборудования; 6 яркий свет лампы накачки брызги испарения аэрозоли или другие частицы исследуемого вещества образующиеся под воздействием светового пучка лазера; 7 взрывоопасные или отравляющие газы другие токсические вещества баллоны под давлением применяемые в процессе исследований. Кроме того потенциально опасным фактором является вероятность поражения электрическим током. Нарушение качества защиты или правил эксплуатации установок и приборов являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения может привести к облучению персонала. Для организации безопасной работы на установках и приборах являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения необходимо: 1 обеспечить необходимую защиту от тормозного рентгеновского излучения лиц работающих в данном и смежных помещениях; 2 снизить уровень вредных нерадиационных факторов до значений не превышающих допустимые по действующим нормам; 3 организовать защиту от поражения электрическим током. ТРЕБОВАНИЯ К РАЗМЕЩЕНИЮ И ВВОДУ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ УСТАНОВОК И ОБОРУДОВАНИЯ ЯВЛЯЮЩИХСЯ ИСТОЧНИКАМИ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ 12.1. Установки являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения или содержащие в своем составе источники неиспользуемого рентгеновского излучения удовлетворяющие требованиям санитарных норм и правил могут размещаться как в отдельных только для них предназначенных помещениях так и в общих производствен- пых помещениях если это вызвано технологической необходимостью. 12.2. Лаборатории участки предназначенные для испытания и экспериментальных исследований приборов и установок оборудования а также научно-исследовательские установки оборудование являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения к размещению которых предъявляются специальные требования должны располагаться в отдельных помещениях специально отведенных и оборудованных для этих целей. 12.3. Установки являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения или содержащие источники неиспользуемого рентгеновского излучения должны размещаться на производственных площадях вновь строящихся учреждений в соответствии с проектами согласованными в установленном порядке и действующих учреждений в соответствии с проектами утвержденными руководством учреждения и согласованными с органами Госсаннадзора. 12.4. При размещении установок и приборов являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения необходимо руководствоваться требованиями главы 6 настоящих Правил. 12.5. Помещения в которых размещаются приборы и установки являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должны удовлетворять требованиям «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий СН 245-71» М.: Стройиздат 1972. 96 с. и соответствовать по своему назначению технологическим и исследовательским процессам в которых используются эти приборы и установки. 12.6. Вентиляция водоснабжение отопление и освещение естественное и искусственное помещений в которых размещены приборы и установки оборудование являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должны удовлетворять требованиям действующих строительных и санитарных норм и правил а также соответствующих стандартов «Системы стандартов безопасности труда» М.: ВНИИС Госстандарт 1981. 46 с. . 12.7. Вновь вводимые в эксплуатацию учреждения лаборатории участки в которых размещены источники неиспользуемого рентгеновского излучения до начала работ должны быть приняты комиссией в соответствии с требованиями пункта 3.1 настоящих Правил. В состав комиссии должен быть включен представитель органов Главного Управления пожарной охраны МВД СССР. 12.8. Комиссия составляет акт приемки в котором указывается назначение помещений состав источников излучения мощность экспозиционной дозы излучения этих источников и перечень работ которые разрешается проводить. Акт приемки является документом разрешающим работу с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения. Один экземпляр акта приемки направляется в органы Госсаннадзора. 12.9. Ввод в эксплуатацию отдельных установок являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения или имеющих в своем составе источники неиспользуемого рентгеновского излучения в действующих учреждениях до начала эксплуатации должен осуществляться комиссией назначаемой руководством учреждения. В состав комиссии должны быть включены руководитель подразделения или его заместитель в котором размещается установка председатель комиссии начальник службы радиационной безопасности ответственный за радиационный контроль ответственный за электрохозяйство учреждения представитель отдела охраны труда инженер по технике безопасности учреждения и представитель органов Госсаннадзора по согласованию . В состав комиссии могут быть включены представители других заинтересованных организаций. 12.10. Комиссия устанавливает соответствие принимаемой установки требованиям действующих норм и правил наличие условий радиационной безопасности и необходимой документации инструкции технического описания планировки и т. п. . При удовлетворительных результатах проверки составляется акт ввода установки оборудования в эксплуатацию. Один экземпляр акта направляется в органы Госсаннадзора. ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ С ИСТОЧНИКАМИ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ. ОСНОВНЫЕ ПРАВИЛА ЭКСПЛУАТАЦИИ ПУСКОНАЛАДОЧНЫЕ И РЕМОНТНЫЕ РАБОТЫ 12.11. Установки приборы оборудование являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должны удовлетворять требованиям действующих «Правил устройства электроустановок ПУЭ-76» М.: Атомиздат 1978. 96 с. . Эксплуатация установок должна вестись в соответствии с требованиями НРБ-76 и ОСП-72/80 «Санитарных правил работы с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения» М.: Атомиздат 1980. 32 с. «Правил технической эксплуатации электроустановок-потребителей л правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок-потребителей» М.: Атомиздат 1971. 102 с. и настоящих Правил. 12.12. Выпуск опытных образцов установок с номинальным напряжением 10 кВ и более являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения проводится в соответствии с требованиями пункта 6.6 настоящих Правил. 12.13. Конструкция экспериментальных установок в процессе их разработки не подлежащих выпуску передаче другому учреждению или другому подразделению внутри учреждения должна удовлетворять требованиями радиационной безопасности предъявляемым действующими санитарными нормами и правилами. 12.14. В зависимости от специфики и объема работ с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения контроль за радиационной обстановкой в учреждении должен осуществляться службой радиационной безопасности или специально выделенным лицом ответственным за радиационный контроль в соответствии с главой 16 настоящих Правил. 12.15. Отнесение персонала к той или другой категории облучаемых лиц в соответствии с НРБ-76 определяется администрацией учреждения по согласованию с органами Гос-саннадзора с учетом достигнутого уровня защиты и мощности дозы неиспользуемого рентгеновского излучения воздействующего на персонал. 12 16. Порядок допуска к работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения проводится в соответствии с требованиями изложенными в главе 3 настоящих Правил. 12.17. Повторный инструктаж проходят все работающие с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения независимо от квалификации образования и стажа работы не реже одного раза в квартал. 12.18. В инструкции по технике безопасности распространяющиеся на работы с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должны быть внесены требования радиационной безопасности и порядок проведения дозиметрического контроля. 12.19. Для работ проводимых с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения при снятой стационарной защите или без таковой наладка регулировка экспериментальные исследования должны быть разработаны и согласованы с органами Госсаннадзора специальные инструкций но радиационной: безопасности. 12.20. При изменении условий работ в инструкции по технике безопасности и в инструкции по радиационной безопасности должны вноситься необходимые изменения и дополнения. 12.21. При проведении экспериментальных исследований высоковольтных электровакуумных приборов и наладке регулировке установок приборов со снятой стационарной защитой или без таковой когда мощность дозы неиспользуемого рентгеновского излучения на рабочем месте персонала превышает 0 07 мкР/с 18 1 пКл/кг-с необходимо обеспечить соблюдение всех требований радиационной безопасности и принять необходимые меры для уменьшения дозы облучения персонала до значений пе превышающих 30 мР 7 74 мкКл/кг за неделю. Защита персонала выполняющего указанные работы должна быть обеспечена применением защитных экранов ширм применением индивидуальных средств защиты а также сокращением длительности облучения и увеличением расстояния от источника излучения. Указанные работы должны проводиться но письменному распоряжению наряду программе работ в соответствии с требованиями правил по технике безопасности распространяющихся на эти работы. 12.22. Во время проведения экспериментальных исследований и наладки регулировки установок со снятой стационарной защитой или без таковой необходимо учитывать длительность облучения персонала и проводить измерение мощности экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения на рабочих местах персонала и на границах зон отведенных для этих работ. 12.23. Границы зоны в которой проводятся экспериментальные исследования или наладка регулировка должны быть обозначены. За пределами зоны мощность экспозиционной дозы излучения не должна превышать 0 07 мкР/с 18 1 пКл/кг*с . Вход в зоны наладки и экспериментальных исследований лиц не допущенных к этим работам запрещается. 12.24. Перед началом работы обслуживающий персонал должен проверить наличие и состояние средств защиты исправность всех блоков приборов оборудования надежность заземлений исправность блокировочных устройств после чего подготовить установку к эксплуатации согласно требованиям инструкций по эксплуатации и технике безопасности. 12.25. Работа на установках приборах являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения может проводиться при наличии в помещении не менее двух сотрудников один из которых должен иметь квалификационную группу не ниже третьей. 12.26. При наличии в помещении нескольких установок приборов все неиспользуемые установки должны быть выключены. Неиспользуемые смотровые окна работающих установок должны быть закрыты съемными защитными экранами из стали или свинца. 12.27. При работе установок приборов являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должна быть включена вентиляция. 12.28. Пусконаладочные и ремонтные работы должны проводиться в соответствии с требованиями «Правил технической эксплуатации электроустановок-потребителей и правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок-потребителей» М.: Атомиздат 1971. 102 с. и пунктом 9.4 настоящих Правил. 12.29. После окончания работы обслуживающий персонал должен отключить все источники питания автоматы на распределительном щите провести другие мероприятия в соответствии с требованиями инструкций по эксплуатации и технике безопасности. 12.30. В случае прекращения работ с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения администрация учреждения обязана информировать об этом органы Госсаннад-зора и Техническую инспекцию труда соответствующего профсоюза. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ОТ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ. КОНТРОЛЬ ЗА ЭФФЕКТИВНОСТЬЮ ЗАЩИТЫ 12.31. Мощность экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения в любой точке пространства на расстоянии 5 см от корпуса установки или специальной защитной камеры а также от защиты электровакуумного прибора или его корпуса при размещении электровакуумного прибора вне корпуса установки не должна превышать 0 07 мкР/с 18 1 пКл/кг-с при 41-часовой рабочей неделе 0 08 мкР/с при 36-часовой рабочей неделе . 12.32. При разработке эксплуатации и проведении других работ с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должны быть предусмотрены необходимые мероприятия обеспечивающие снижение мощности экспозиционной дозы за пределами их корпуса до допустимых уровней. 12.33. Защита от неиспользуемого рентгеновского излучения должна как правило конструктивно составлять одно целое с установкой прибором и обеспечивать ослабление излучения до допустимых уровней при всех возможных условиях режимах работы. 12.34. В тех случаях когда выполнение защиты от неиспользуемого рентгеновского излучения как единого целого с установкой прибором затруднено или нецелесообразно проведение испытаний или экспериментальных исследований установка может быть заключена в отдельную защитную камеру обеспечивающую необходимое ослабление излучения. Пульт управления установкой должен размещаться вне защитной камеры. 12.35. Двери защитных камер шкафов блоков съемные экраны кожухи установок в которых размещены источники неиспользуемого рентгеновского излучения должны быть оборудованы защитной блокировкой отключающей высокое напряжение при открывании двери или снятии защитного экрана. 12.36. Для защиты от неиспользуемого рентгеновского излучения проникающего через отверстия сделанные в камерах шкафах корпусах установок или в защитных экранах для ввода и вывода различных коммуникаций должны быть предусмотрены дополнительные защитные устройства обеспечивающие необходимое ослабление излучения. 12.37. В конструкциях высоковольтных вакуумных установок для обработки материалов электронным лучом сварка плавление и т. п. должна предусматриваться защита от неиспользуемого рентгеновского излучения проникающего через различные сочленения в корпусе установки смотровые и иные отверстия. Корпус источника электронов с фокусирующей и отклоняющей системами и корпус рабочей пла-вильной сварочной и т. п. камеры должны выполняться из стали толщина которой выбирается из условия необходимого ослабления излучения. 12.38. Корпус источника электронов с фокусирующей и отклоняющей системами и камера для исследуемых образцов электронных микроскопов должны выполняться из стали с расчетом необходимого ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения. 12.39. Ускорительные трубки ионно-плазменных и других установок являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должны быть заключены в защитный металлический стальной свинцовый кожух обеспечивающий требуемое ослабление излучения. 12.40. Уменьшение выхода рентгеновского излучения за пределы корпуса радиоэлектронного электрофизического оборудования содержащего электровакуумные приборы являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения может быть достигнуто экранированием отдельных электровакуумных приборов радиационно опасных блоков или всей установки в целом. 12.41. В качестве материала применяемого для изготовления защитных экранов от неиспользуемого рентгеновского излучения энергией до 50 кэВ в зависимости от энергии и мощности дозы излучения могут быть использованы сталь свинец. В отдельных случаях защита установки может быть усилена нанесением на внутреннюю поверхность обшивки установки краски содержащей свинец. 12.42. Защитные камеры и экраны для защиты от излучения энергией свыше 50 кэВ выполняют из свинца барита баритобетона железобетона. 12.43. Смотровые окна защитных камер и установок являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения должны экранироваться защитными рентгеновскими стеклами например марки ТФ для обеспечения ослабления излучения до допустимого уровня. Замена защитных стекол на обычные запрещается. 12.44. Проектирование защиты от неиспользуемого рентгеновского излучения необходимо проводить исходя из наиболее жестких условий работы приборов установок т. е. при максимальных значениях ускоряющего напряжения силы тока частоты следования импульсов и других параметров режима работы установки прибора. Мощность экспозиционной дозы излучения на поверхности защиты при этом принимается равной 0 03 мкР/с 7 74 пКд/кг*с . Кроме того необходимо учитывать суммарное воздействие излучения на персонал при наличии в одной установке нескольких источников неиспользуемого рентгеновского излучения. 12.45. При проектировании защиты от неиспользуемого рентгеновского излучения генерируемого высоковольтными электровакуумными приборами и электронно-лучевыми установками рекомендуется руководствоваться Приложением 31. 12.46. Дозиметрические измерения неиспользуемого рентгеновского излучения при контроле эффективности защиты должны проводиться не реже одного раза в год на рабочих местах где эксплуатируются высоковольтные электровакуумные приборы электронно-лучевые и ионно-плазменные установки электронные микроскопы и другие установки и приборы являющиеся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения а также в следующих случаях: а при проведении наладки и испытаний в процессе разработки; б после окончания монтажа сборки ; в перед вводом в эксплуатацию; г после внесения изменений в электрическую схему или конструкцию; д после замены высоковольтных электровакуумных приборов приборами другого типа или большей мощности; е при замене защитных смотровых стекол; ж при проведении дополнительных мероприятий по экранированию; з при проведении работ указанных в пункте 12.22 настоящих Правил. 12.47. Дозиметрические приборы используемые для измерения неиспользуемого рентгеновского излучения должны быть проверены в организациях имеющих право проводить государственную поверку. 12.48. Параметры дозиметрических приборов должны соответствовать диапазону частот длительности импульсов значению измеряемой мощности дозы или дозе излучения и удовлетворять требованиям действующих стандартов. 12.49. Для измерения неиспользуемого рентгеновского излучения следует применять приборы с известной зависимостью чувствительности от энергии излучения. Рекомендуется использовать дозиметрические приборы позволяющие проводить измерения в узких пучках излучения. 12.50. Для уменьшения наводок по цепи питания рекомендуется применять автономное питание дозиметрических приборов. В необходимых случаях при наличии электромагнитных магнитных и электростатических полей дозимстрические приборы должны быть экранированы. 12. 51. При проведении измерений неиспользуемого рентгеновского излучения рекомендуется руководствоваться методом изложенным в Приложении 32 настоящих Правил. 12.52. Результаты измерений необходимо фиксировать в журнале дозиметрического контроля Приложение 33 . 12.53. По результатам измерений составляется протокол Приложение 34 . Один экземпляр протокола направляется в подразделение учреждения где проводились измерения второй в Отдел охраны труда учреждения инженеру по технике безопасности третий остается в документах службы радиационной безопасности учреждения лица ответственного за радиационный контроль . 12.54. Результаты измерений выполненных в соответствии с требованиями пункта 12 46 при проведении наладки испытаний после окончания монтажа настоящих Правил записываются в технический паспорт прибора или установки 12.55 В тех случаях когда при дозиметрическом котроле обнаружено превышение допустимого уровня указанного в пункте 12.31 настоящих Правил эксплуатация установок приборов являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения запрещается до проведения мероприятий по экранированию. Эффективность проведенных мероприятий определяется измерением мощности дозы излучения. Глава 13 РАБОТА С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ДРУГИМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ПРИ ГЕОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЯХ ВВЕДЕНИЕ При геологических исследованиях используются как закрытые так и открытые источники ионизирующих излучений. Эти работы могут проводиться в экспедиционных и лабораторных стационарных условиях. В практике геологических работ применяются следующие закрытые источники излучений: 1 лабораторные и скважинные генераторы нейтронов; 2 нейтронные размножители малогабаритные подкри-тические реакторы типы ПС-1 ; 3 радиоизотопные источники нейтронов в основном Ро+Ве Рu + Вс радионуклиды 244Сm 252Сf с периодами полураспада 18 4 года и 2 6 года соответственно нейтроны в этом случае являются продуктом спонтанного деления радионуклидов и имеют сплошной спектр 0 1 12 МэВ с максимумом в области 1 5 МэВ ; 4 закрытые радиевые источники гамма-излучения 10 1000 мкг для эталопирования радиометрической аппаратуры. При каротаже скважин используются в основном радионуклиды 137Сз 60Со активностью до 100 мг-экв радия. Открытыми источниками ионизирующих излучений могут быть: гамма- и бета-излучатели используемые в методе меченых атомов при исследовании технического состояния скважин движения подземных вод и др ; горные породы и пробы радиоактивных руд и вод. В этом случае радиоактивность исследуемых объектов обусловлена излучением изотопов урана тория и актиноурана находящихся как правило в равновесии со своими продуктами распада. РАБОТА С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ В ЭКСПЕДИЦИОННЫХ УСЛОВИЯХ В экспедиционных условиях работы с источниками излучений включают в себя различные исследования на буровых скважинах исследования с использованием нейтронных генераторов в морских условиях эталонировку приборов а также отбор радиоактивных образцов и проб воды и проведение геолого-геофизических съемок на поверхности в подземных горных выработках и карьерах месторождений радиоактивных руд. При работах в подземных горных выработках организм подвергается суммарному воздействию внешнего и внутреннего облучения. За безопасное ведение работ в экспедиционных условиях ответственность несет начальник отряда партии экспедиции . По окончании полевого сезона наряду с общей отчетностью за полевые работы начальник отряда партии экспедиции должен предоставить службе радиационной безопасности отчет о состоянии радиационной безопасности за время проведения экспедиционных работ с приложением результатов дозиметрического контроля. Работа е закрытыми источниками гамма-излучения При полевых работах источники гамма-излучения применяют для градуировки аппаратуры и для проведения исследований методами гамма-гамма-каротажа и гамма-нейтронного каротажа и их модификаций. Для градуировки аппаратуры следует использовать источники небольшой активности десятки сотни мкг-экв Ка иногда 1 мг-экв На . При работе с закрытыми источниками гамма-излучения опасность представляет внешнее гамма-облучение а также возможность загрязнения кожи и попадания радиоактивного вещества внутрь организма при нарушении герметичности ампулы источника. При использовании закрытых источников гамма-излучения необходимо соблюдать требования изложенные в главе 6 а также дополнительно следующие требования. 13.1. Для градуировки радиометров следует применять-источники гамма-излучения возможно меньшей активности. Большая часть выпускаемых промышленностью радиометров может быть градуирована точечными источниками гамма-излучения активностью 0 01 0 1 мг-экв Ка 8 5 85 мкР/ч на расстоянии 1 м . При градуировке аппаратуры с большими измерительными диапазонами например гамма-каротажные станции применяют эталоны в 1 мг Ка 850 мкР/ч на 1 м . 132. Площадку для эталонирования приборов следует выбирать в местах наиболее удаленных от жилых строений рабочих помещений палаток и т. п. 13.3. Источник для эталонирования в нерабочим положении должен находиться в защитой приспособлении контейнере и т. п. удовлетворяющем требованиям ОСП-72/80. Все манипуляции с источником должны проводиться с помощью дистанционного инструмента захватов щипцов . Используемый для градуировки источник ионизирующего излучения должен иметь паспорт о государственной поверке. Запрещается использовать для градуировки источники ионизирующего излучения с просроченным паспортом государственной поверки или без паспорта 13.4. Запрещается изготовление самодельных радиоактивных источников так как при этом возможно загрязнение тела одежды рабочих мест а также попадание радиоактивных веществ внутрь организма. 13.5. При использовании источников активностью более 10 мг-экв Rа запрещается ежедневный перенос источника из контейнера в прибор и обратно. Скважинный снаряд или его хвостовик с источником необходимо хранить в свинцовом контейнере специальной конструкции обеспечивающем достаточную защиту см. табл. 1 настоящих Правил . 13.6. Все работы с источниками на буровых скважинах установка источника в переносной контейнер и зопдовое устройство глубинных приборов извлечение его опускание приборов в скважину и извлечение из скважин должны производиться с помощью дистанционных инструментов и приспособлений. 13.7. При транспортировке источника на место работ в переносном контейнере контейнер должен сниматься с автотранспорта непосредственно перед закладыванием источника в зондовоо устройство. Допускается временное хранение источника в переносном контейнере при проведении работ на скважине в течение рабочего дня. В этом случае контейнер должен быть закрыт крышкой а место его нахождения обозначено знаком радиационной опасности. 13.8. Установка истоника в глубинный скважинный прибор должна производиться непосредственно перед спуском его в скважину. 13.9. В случае аварии при работах с закрытыми источниками ионизирующих излучений необходимо руководствоваться пунктами 6.51 6.54 настоящих Правил. Работа с нейтронными источниками При работе в экспедиционных условиях в настоящее время в основном используют герметичные Ро + Ве -источники нейтронов. Они представляют собой смесь порошков Ро и Ве помещенных в герметичную ампулу. Мощность источников может быть определена по активности Ро или выражена величиной абсолютного выхода нейтронов. Так выход нейтронов при активности Ро 1 Ки смешанного с необходимым количеством Ве составляет 2-106 нейтрон/с. Изменение мощности нейтронного излучения источника можно вычислить для любого времени прошедшего после градуировки источника по формуле It = Ioe - 693/Т t где Iо мощность источника в день градуировки указана в паспорте ; It мощность источника по истечении времени t в днях Т период полураспада Ро равный 138 дням Приложение 35 . Интенсивность гамма-излучения Ро + Ве -источника невелика и соответствует интенсивности гамма-излучения 0 1 мг-экв Rа для источника активностью 1 Ки Ро. При расчетах дозы от Ро + Ве -источника вклад гамма-излучения может не учитываться. При работе с герметичным Ро + Ве -источником основную опасность представляют испускаемые им быстрые нейтроны а в случае нарушения герметичности источника возникает весьма большая опасность распыления полопия и его проникновения внутрь организма. При работе с нейтронными источниками в полевых условиях кроме общих правил хранения транспортировки и обращения с источниками ионизирующих излучений регламентированных действующими «Санитарными правилами работы с закрытыми изотопными источниками ионизирующих излучений нри радиометрических исследованиях разрезов буровых скважин СП 1136-73» М.: Недра 1975. 30 с. необходимо соблюдать следующие требования: 1 перемещать нейтронный источник без контейнера можно лишь в случае установки его в кожух скважинного прибора перенос источника для размещения его в соответствующей аппаратуре следует осуществлять при помощи дистанционного приспособления; 2 максимально сокращать длительность операций установки источника в аппаратуре и извлечения из нее; 3 запрещается производить одному лицу операции по установке источника в аппаратуру и извлечению из нее. Для этого необходимо привлекать нескольких лиц из числа персонала группы А работающих по очереди; 4 в условиях полевых работ когда источник размещен в рабочем замедлителе или кожухе скважинного прибора рекомендуется не переносить его ежедневно в хранилище а оставлять под охраной в замедлителе или в кожухе сква-ЖИБНОГО прибора обеспечив дополнительную защиту расчет защиты приведен в Приложении 36 ; 5 учитывая большую опасность связанную с нарушением герметичности источника следует обращать особое внимание на его сохранность. Запрещается перепаковывать источник или вскрывать его капсулу; 6 в тех случаях когда кожух прибора раздавлен жидкостью в скважине следует проверить герметичность ампулы источника. При нарушении ее герметичности необходимо принять соответствующие меры по дезактивации персонала местности приборов оборудования и захоронению источника и радиоактивных отходов в соответствии с требованиями пунктов 5.159 5.189 настоящих Правил ; 7 полевые партии должны иметь приборы при помощи которых можно измерить потоки тепловых и быстрых нейтронов. Необходимо контролировать потоки тепловых и быстрых нейтронов при различных операциях проводимых с источником в условиях повседневной работы а также надежность сооружаемых временных хранилищ для источников; 8 при работе с фототтейтротнными источниками необходимо учитывать суммарную дозу обусловленную как гамма-излучением так и потоками нейтронов. Работа с нейтронными генераторами При геологических исследованиях в экспедиционных условиях на буровых скважинах и морских экспедициях используются нейтронные генераторы. Скважинный генератор нейтронов представляет собой малогабаритный ускоритель состоящий из следующих основных блоков: ускорительной трубки источника высоковольтного питания измерительной аппаратуры. В генераторах как правило применяются ускорительные трубки в которых быстрые нейтроны с энергией 14 МэВ получаются в результате ядерной реакции 3Н d п 4Не при бомбардировке ускоренными дейтонами тритиевых мишеней представляющих собой циркониевые или вольфрамовые диски насыщенные тритием. Нейтронные генераторы монтируемые на морских судах отличаются от приведенных выше размерами. 13.10. При работе на нейтронном генераторе основными факторами радиационной опасности являются следующие; поток быстрых нейтронов возникающих при включении генератора и подаче высокого напряжения на трубку; вторичное гамма-излучение из конструкционных и защитных материалов; рентгеновское излучение при торможении заряженных частиц в ускорительной трубке; потоки тепловых и промежуточных нейтронов образующихся при замедлении быстрых нейтронов в окружающей среде и конструкционных материалах; наведенная активность образующаяся при облучении нейтронами окружающей среды и конструкционных материалов самого генератора; выделение трития и загрязнение им окружающей среды в случае нарушения герметичности нейтронной трубки. 13.11. Конструкция генераторов должна выдерживать механические температурные и другие воздействия предусмотренные условиями его эксплуатации. 13.12. Рабочая часть генератора используемого на морских судах должна размещаться в помещении материал и толщина стен пола и потолка которого при любых режимах работы геператора обеспечивают ослабление всех видов излучения до значений установленных санитарными правилами. Пульт управления должен размещаться в смежном помещении. Персонал обслуживающий генератор нейтронов должен быть защищен соответствующими экранами от нейтронного гамма- и рентгеновского излучений. Выхлоп насоса должен быть выведен в отдельную вытяжную систему. 13.13. К работе с нейтронным генератором могут быть допущены сотрудники отвечающие требованиям пунктов 3 12 3.14 настоящих Правил а также прошедшие проверку знания правил техники электробезопасности и правил техники безопасности и имеющие соответствующую квалификационную группу по электробезопасности. 13.14. Журнал регистрации инструктажа должен храниться у заведующего лабораторией или начальника установки. Все работы на нейтронном генераторе разрешается проводить не менее чем двум сотрудникам. 13.15. Руководитель работ обязан ежедневно в специальном журнале отмечать выход нейтронов в течение всего времени работы геператора фиксировать проведение ремонтных и профилактических работ. 13.16. Во время работы генератора смонтированного на морских судах категорически запрещается присутствие людей в помещении где находятся высоковольтные установки и мишенное устройство. Двери в этом помещении должны иметь соответствующие устройства механической и электрической блокировки и сигнализации. 13.17. Дозиметрический контроль при работе с нейтронным генератором должен включать: определение уровней нейтронных потоков; определение уровней рентгеновского и гамма-излучений; систематическое определение концентраций трития в воздухе рабочих помещений Должна быть предусмотрена система аварийной сигнализации и запись показаний приборов самописцами. Категорически запрещается выключение всех блокирующих устройств сигнализации и дозиметрических приборов а также работа при неисправной блокировке. 13.18. Все детали вакуумной части установок работающих с откачиваемыми ускорительными трубками при разборке и ремонте установок должны быть радиометрически проверены на степень загрязнения тритием. Детали передаются в мастерские для обработки только после их полной очистки. Загрязненное тритием масло из насосов должно сдаваться на захоронение по специально установленным правилам. 13.19. Очистку тритиевой мишени от масла и т. д. разрешается проводить только в специальной одежде в вытяжном шкафу или защитном боксе в зависимости от класса проводимых работ. 13.20. При интенсивном и длительном облучении нейтронами моделей горных пород в открытом виде порода может стать источником гамма-излучения а также источником возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений. В связи с этим необходимо проводить дозиметрический контроль моделей горных пород по интенсивности гамма-излучения. Помещения в которых используют модели горных пород должны быть оборудованы вентиляцией в соответствии с требованиями пунктов 5.45 5.76 настоящих Правил. В этих помещениях необходимо контролировать концентрации радиоактивных аэрозолей. Вентиляция должна обеспечивать удаление радиоактивных аэрозолей и газов и снижение их концентраций в воздухе помещения генератора до допускаемого уровня с учетом времени запретного периода. 13.21. Надо учитывать что выключенный после работы генератор является радиационно опасным объектом из-за наведенной активности его конструкционных материалов. 13.22. При опробовании генератора на скважине до момента включения он должен быть опущен в скважину на глубину не менее двух метров считая от устья скважины до места расположения мишени маркировка на корпусе генератора . 13.23. До начала любых манипуляций с выключенным после работы с выходом более 1-108 нейтрон/с и извлеченным из модели пород генератором необходимо тщательно протереть маркированную часть корпуса влажным тампоном который сразу после этого должен быть помещен в сборник для твердых радиоактивных отходов. Если мощность дозы излучения от тампонов хранящихся в сборнике перед их отправкой на организованную свалку превышает 0 3 мбэр/ч то эти тампоны должны быть отправлены на пункт захоронения радиоактивных отходов. 13.24. При планировании исследовательских работ с применением источников ионизирующих излучений в морских экспедициях необходимо эти работы согласовать с капитаном корабля и предварительно ознакомиться с имеющимися условиями. 13.25. Для работ с источниками ионизирующих излучений на корабле должны предоставляться специально оборудованное помещение на научно-исследовательском судне изотопная лаборатория и возможность проводить дозиметрический контроль. 13.26. В судовых условиях когда источник размещен в рабочем замедлителе допускается оставлять его на рабочем месте без транспортировки в хранилище. Однако непременно должны приниматься дополнительные меры для крепления по штормовому на случай изменения гидрометеорологической обстановки. Работа с открытыми радиоактивными веществами на скважинах 13.27. Работы связанные с введением в скважины радиоактивных веществ в открытом виде могут проводиться только с разрешения органов Госсаннадзора. 13.28. Работы должны проводиться после исследования скважин на предмет исключения возможности поступления радиоактивных изотопов в грунтовые воды. 13.29. Радиоактивные вещества должны доставляться в скважины в запаянных стеклянных ампулах. 13.30. Ввод радиоактивных веществ в скважину должен производиться способами исключающими радиоактивные загрязнения оборудования прилегающей территории и персонала. 13.31. Вскрытие ампул с радиоактивным веществом без помощи специального дистанционного инструмента запрещается. 13.32. При введении в скважины радиоактивных веществ под давлением подходить к устью скважины до снятия давления запрещается. 13.33. Приготовление активируемого раствора без использования давления в линии нагнетания следует производить путем дистанционного раздавливания ампул с радиоактивным веществом в воде. 13.34. Инструмент оборудование и рабочие поверхности имевшие контакт с радиоактивными веществами при приготовлении активированного раствора и введении его в скважину должны сразу по окончании работ подвергаться радиометрическому контролю. 13.35. Раствор выходящий из скважины должен подвергаться контролю на содержание в нем радиоактивных веществ. В случае обнаружения превышения допустимой концентрации радиоактивных веществ для воды в растворе должны приниматься экстренные аварийные меры. Работа с открытыми радиоактивными веществами урановыми и ториевыми рудами 1 в полевых условиях Работы с открытыми радиоактивными веществами в экспедиционных условиях включают в себя отбор радиоактивных образцов и проб воды на поверхности и в подземных горных выработках проведение геологогеофизической съемки подземных выработок и карьеров на месторождениях радиоактивных руд и др. В плохо вентилируемых горных выработках концентрации радиоактивных эманации и аэрозолей могут во много раз превышать предельно допустимые нормы. 13.36. Работы в подземных горных выработках и карьерах радиоактивных руд должны планироваться таким образом чтобы суммарная доза внешнего и внутреннего облучения не превышала допустимого уровня по НРБ-76. 13.37. К числу основных мер снижающих внутреннее и внешнее облучение относится ограничение времени работ и соблюдение работающими мер личной гигиены. 13.38. Перед началом работ в подземных выработках месторождений радиоактивных руд руководитель начальник партии отряда * При работах с урановыми рудами под естественным ураном подразумевается уран с продуктами распада до полония включительно. должен ознакомиться с дозиметрическими данными по объекту и получить от администрации объекта сведения о специфических условиях проведения работ. 13.39. В подземных выработках месторождений радиоактивных руд запрещается находиться свыше 6 ч в день. Работа в горных выработках где содержание радиоактивных эманации и аэрозолей в воздухе превышает предельно допустимые уровни проводится только в исключительных случаях с разрешения начальника партии или отряда. Пребывание в таких выработках должно строго ограничиваться минимально необходимым временем. 13.40. Все работники занятые в подземных горных выработках должны быть обеспечены индивидуальными средствами защиты органов дыхания от пыли и дочерних продуктов распада радона респираторами фильтрующего или изолирующего типов . 13.41. После окончания работы в горных выработках необходимо тщательно вымыться под душем. 13.42. Спецодежду используемую на работах в подземных выработках необходимо хранить в специально отведенном для этого месте отдельно от другой одежды. Эту спецодежду следует периодически подвергать дезактивации в зависимости от загрязнения ее радиоактивными веществами. 13.43. В подземных выработках запрещается курить пить есть пользоваться косметикой. 13.44. На месторождениях контроль дозы облучений ведет служба радиационной безопасности рудника. Руководитель работ начальник отряда партии должен вести учет индивидуальных доз облучения своих сотрудников. РАБОТА С ЗАКРЫТЫМИ И ОТКРЫТЫМИ ЕСТЕСТВЕННЫМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ УРАНОВЫЕ И ТОРИЕВЫЕ РУДЫ В ЛАБОРАТОРНЫХ УСЛОВИЯХ 13.45. Работы с закрытыми источниками ионизирующих излучений и работы на нейтронных генераторах при геологических исследованиях и в лабораторных условиях практически не отличаются от работ рассмотренных в главах 6 и 8 настоящих Правил и должны проводиться с соблюдением требований изложенных в этих главах. Работы с урановыми и ториевыми рудами и другими образцами в лабораторных условиях включают в себя обработку полевого материала дробление растирание радиоактивных образцов радиометрический химический и радиохимический анализы проб просмотр шлифов под микроскопом и др. . 13.46. Комплекс защитных мероприятий при работе с использованием радиоактивных веществ в открытом виде должен включать меры предотвращающие загрязнение воздуха и поверхностей рабочих помещений кожных покровов и одежды персонала а также объектов внешней среды воздуха воды почвы и др. 13.47. Помещения для обработки радиоактивных образцов в лабораторных условиях должны соответствовать требованиям предъявляемым настоящими Правилами к лабораториям в которых ведут работы с открытыми радиоактивными веществами глава 5 . 13.48. Образцы доставленные с объектов в учреждение для камеральной обработки должны быть размещены в специальном хранилище радиоактивных руд оборудованном в соответствии с требованиями настоящих Правил глава 4 . 13.49. Работа в хранилище радиоактивных руд разрешается в специальной одежде халаты бахилы предназначенной только для хранилища. Выход из хранилища в другие помещения в указанной спецодежде запрещается. 13.50. Все работы в хранилище по разборке радиоактивных руд необходимо проводить в специально отведенном для этого месте. 13.51. Перенос радиоактивных образцов из хранилища в рабочие помещения разрешается в закрытых емкостях ящиках и т. д. 13.52. Обработку радиоактивных руд следует осуществлять с тщательным соблюдением необходимых предосторожностей см. главу 5 настоящих Правил . 13.53. Количество радиоактивных образцов на рабочем месте должно быть минимально необходимым для работы. Радиоактивные образцы необходимые для работы в течение дня но не используемые в непосредственной обработке следует хранить в защитном контейнере. При обработке радиоактивных минералов под бинокуля-ром и других аналогичных работах необходимо использовать настольные защитные экраны снижающие мощность гамма-излучения на рабочем месте до предельно допустимого уровня. При работах со штуфными образцами для защиты глаз от бета-излучения следует применять индивидуальные средства защиты в виде щитков и экранов из органического стекла. 13.54. Сбор и удаление радиоактивных отходов проводится в соответствии с требованиями пунктов 5.159 и 5.189 настоящих Правил. 13.55. Все лица работающие с радиоактивными веществами обязаны строго выполнять правила личной гигиены глава 14 . 13.56. Работы по отборке высокоактивных минералов под лупой необходимо проводить с использованием различных приспособлений лопаточки иглы и пр. . 13.57. В лабораторных условиях радиационный контроль должен включать учет индивидуальных доз облучения промеры активности образцов на рабочем месте контроль загрязненности рабочих поверхностей стен пола оборудования и т. д. и загрязненности воздуха рабочих помещений радиоактивными эманациями аэрозолями. Периодичность контроля определяется администрацией учреждения по согласованию со службой радиационной безопасности. Глава 14 МЕРЫ ЗАЩИТЫ И ЛИЧНОЙ ГИГИЕНЫ ПРИ РАБОТЕ С ОТКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИИ 14.1. Все лица работающие или посещающие участки работы с открытыми источниками ионизирующих излучений должны быть обеспечены индивидуальными средствами защиты в зависимости от вида и класса работ в соответствии с действующими нормами бесплатной выдачи средств индивидуальной защиты Приложение 20 . 14.2. При работах по I классу и при отдельных работах по II классу работающие должны быть обеспечены комбинезонами или костюмами шапочками спецбельем носками легкой обувью или ботинками перчатками бумажными полотенцами носовыми платками разового пользования и в зависимости от характера возможного радиоактивного загрязнения воздуха средствами защиты органов дыхания и зрения. При работах по II классу и при отдельных работах по III классу работающие должны быть обеспечены халатами шапочками перчатками легкой обувью и при необходимости средствами защиты органов дыхания и зрения. 14.3. Персонал проводящий уборку помещений а также работающий с радиоактивными растворами и порошками должен быть дополнительно снабжен пластикатовыми фартуками и нарукавниками или пластикатовыми полухалатами специальной резиновой или пластикатовой обувью или резиновыми сапогами. 14.4. При работах в условиях возможного загрязнения воздуха помещений радиоактивными аэрозолями работа с порошками выпаривание радиоактивных растворов и т. п. необходимо обеспечить персонал специальными фильтрующими или изолирующими средствами защиты органов дыхания. 14.5. При работах когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами или парами ликвидация аварий ремонтные работы и т. п или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность необходимо снабдить персонал изолирующими защитными средствами пневмокостюмы пневмошлемы и в отдельных случаях кислородные изолирующие приборы . 14.6. К мерам коллективной и индивидуальной защиты и личной гигиены при работах по I II классам радиационной опасности особенно с высокотоксичными радионуклидами относятся такие организационные мероприятия как зональная планировка рабочих помещений оборудование дисциплинирующих барьеров дозиметрических постов самообслуживания проведение особо опасных работ по нарядам-допускам использование индивидуальных дозиметров с визуальной или звуковой сигнализацией и т. д. 14.7. Загрязнение личной одежды и обуви радиоактивными веществами не допускается. В случае загрязнения личная одежда и обувь подлежат дезактивации под контролем службы радиационной безопасности учреждения а если невозможна дезактивация захоронению как радиоактивные отходы. 14.8. В случае радиоактивных загрязнений средств индивидуальной защиты выше контрольных уровней они должны быть немедленно подвергнуты дезактивации в саншлю-зе или в специально отведенном месте а при невозможности дезактивации заменены на чистые. Дезактивация должна проводиться в соответствии с действующими в учреждении инструкциями. Хлопчатобумажная спецодежда белье носки и т. д. должны подвергаться стирке не реже одного раза в неделю. При работах с открытыми радиоактивными веществами стирка производится в специальных прачечных. 14.9. При переходах из помещений для работ более высокого класса в помещения для работ низкого класса необходимо контролировать уровни радиоактивного загрязнения индивидуальных средств защиты и рук. При переходе из зоны II в зону III необходимо снимать дополнительные индивидуальные средства защиты. 14.10. При выходе из помещений где ведутся работы с открытыми источниками ионизирующих излучений необходимо проверять чистоту одежды рук тела обуви на радиометрических установках тщательно мыть руки и при необходимости обмываться под душем с последующим дозиметрическим контролем. 14.11. Каждое помещение лаборатории в котором проводятся работы с открытыми источниками ионизирующих излучений должно быть оборудовано умывальником раковиной с локтевым педальным или клапанным управлением расхода воды с подачей холодной и горячей воды. 14.12. Если обычная обработка рук и т. д. не дает должного эффекта следует применять специальные моющие средства в зависимости от вида загрязнения Приложение 19 . 14.13. Спецодежда и защитные средства должны храниться в специальных шкафах. Хранение чистой спецодежды совместно с одеждой загрязненной радиоактивными веществами не допускается. 14.14. В помещениях где проводятся работы с открытыми источниками ионизирующих излучений а также в помещениях строгого режима в здании реакторов запрещается; 1 пребывание сотрудников без необходимых средств индивидуальной защиты; 2 хранение и употребление пищевых продуктов табачных изделий использование косметики и других предметов не имеющих прямого отношения к выполняемой работе; 3 вносить и хранить в течение рабочего дня верхнюю одежду. 14.15. Для приема пищи и курения необходимо предусматривать специальное помещение изолированное от помещений где ведутся работы с открытыми источниками ионизирующих излучений и оборудованное умывальником для мытья рук с подводкой горячей воды и установкой радиометрического прибора для самоконтроля. 14.16. Работа с открытыми источниками ионизирующих излучений при повреждениях кожных покровов рук и воспалительных процессах запрещается. 14.17. Хранение питьевой воды должно полностью исключать возможность ее загрязнения радиоактивными веществами. Перед питьем рекомендуется прополоскать рот. 14.18. При работах с источниками гамма-излучения и изотопными источниками нейтронов должны применяться различные ручные дистанционные инструменты захваты манипуляторы пинцеты держатели и т. п. . 14.19. Как правило все используемые при работе с радиоактивными веществами инструменты должны иметь четко видимую маркировку которая указывает на то что данный инструмент не может быть использован по другим назначениям без предварительного дозиметрического контроля. 14.20. В каждом помещении где проводятся радиацион-но опасные работы должно быть выделено место для используемого инструмента обозначенное знаком радиационной опасности. 14.21. Защитным фактором при работе с источниками ионизирующих излучений кроме расстояния является время. Не следует без надобности находиться в зоне с повышенной мощностью дозы излучения более того времени которое требуется для выполнения работы или предписано службой радиационной безопасности Большое значение имеют предварительные тренировки персонала с неактивными образцами имитаторами и растворами. 14.22. Лаборатории в которых проводятся работы с открытыми источниками ионизирующих излучений должны в достаточном количестве снабжаться средствами дезактивации полотенцами запасными комплектами спецодежды ветошью для протирания оборудования и аппаратуры тряпками для мытья полов инвентарем. В таких лабораториях должен быть свой отдельный с маркировкой инвентарь для мытья полов а Также щетки и совки для уборки мусора для которых отводится постоянное место хранения а персонал производящий уборку помещений должен быть снабжен пластикатовыми фартуками и нарукавниками или полухалатами специальной резиновой или пластикатовой обувью или резиновыми сапогами. 14.23. Необходимо иметь аварийный запас инвентаря средств дезактивации и защитной спецодежды бахилы фартуки защитные костюмы резиновые перчатки и прочее . 14.24. Для поддержания чистоты в помещениях должна ежедневно проводиться влажная уборка. Не реже одного раза в месяц полная уборка с мытьем полов дверей и протиркой наружных поверхностей оборудования. Уборка сухим способом не допускается. 14.25. Каждое помещение в котором ведутся работы с радиоактивными веществами должно быть обеспечено сборниками обычных и радиоактивных отходов которые удаляются по мере накопления но не реже чем два раза в неделю. 14.26. В конце рабочего дня каждый сотрудник должен убрать и дезактивировать свое рабочее место проверив качество дезактивации радиометром а при отсутствии такового пригласить дозиметриста для проведения контроля. 14.27. Радиоактивное загрязнение спецодежды индивидуальных средств защиты и кожных покровов персонала категория А не должно превышать значений указанных в НРБ-76. 14.28. С учетом рекомендаций действующих норм радиационной безопасности в учреждении в целях предотвращения превышения дозовых пределов должны устанавливаться контрольные уровни загрязнения поверхностей кожных покровов спецодежды средств защиты концентрации радионуклидов в воздухе рабочих помещений мощности дозы излучения плотности потока и т. п. 14.29. Установленные и согласованные с органами Госсаннадзора контрольные уровни должны быть как правило ниже допустимых. 14.30. Соблюдение личной гигиены своевременное использование средств индивидуальной защиты поддержание чистоты на рабочем месте аккуратное обращение с радиоактивными отходами дозиметрический самоконтроль и забота об окружающей среде должны рассматриваться как главные критерии культуры производства. Глава 15 ЗАЩИТА ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ 15.1. При использовании радиоактивных веществ в различных научных исследованиях проблемы охраны труда работающих радиационного контроля и охраны окружающей среды неотделимы друг от друга. 15.2. Мероприятия по охране окружающей среды должны разрабатываться на стадии проектирования учреждения одновременно с системой радиационного контроля. 15.3. В действующих учреждениях условия и меры защиты внешней среды должны отвечать требованиям НРБ-76 и ОСП-72/80 и настоящих Правил 15.4. Радиационный контроль при организации системы охраны окружающей среды от вредного воздействия искусственных радиационных факторов в зависимости от объема и характера проводимых работ состоит в следующем: 1 контроль за мощностью дозы гамма-излучения на территории учреждения и в его санитарно-защитной и наблюдаемой зонах; 2 контроль за выбросом радиоактивных веществ в атмосферу; 3 контроль за содержанием радиоактивных веществ в жидких отходах сбрасываемых непосредственно в канализацию; 4 контроль за сбором хранением и удалением радиоактивных твердых и жидких отходов; 5 контроль за уровнем загрязнения объектов внешней среды воздуха воды почвы растительности осадков и т. д. за пределами учреждения. 15.5. Необходимый комплект дозиметрической радиометрической и спектрометрической аппаратуры для оснащения службы радиационной безопасности с целью контроля объектов внешней среды должен предусматриваться проектом и обновляться по мере морального и технического износа. 15.6. Объем и периодичность исследований загрязнения объектов внешней среды определяются администрацией учреждения по согласованию с органами Госсаннадзора и устанавливаются такими чтобы можно было оценивать годовое поступление радионуклидов в организм отдельных лиц из населения и осуществлять прогнозирование радиационной обстановки на данной местности на будущее. 15.7. Администрация учреждения обязана информировать вышестоящую организацию органы внутренних дел и Госсаннадзора о всех случаях загрязнения объектов внешней среды. Сведения о загрязнении внешней среды представляются учреждением немедленно после установления факта загрязнения любым из контролирующих органов. 15.8. С целью уменьшения вредного воздействия на окружающую среду в учреждениях имеющих атомный реактор или лаборатории для работ по I II классам радиационной опасности должны разрабатываться и согласовываться с органами Госсаннадзора планы противоаварийных мероприятий. Срок действия таких планов не более 5 лет. 15 9. При больших объемах работ широкой номенклатуре используемых радионуклидов в количествах необходимых для работ по I II классам радиационной опасности наблюдения за радиационной обстановкой в окружающей среде должны проводиться по программе радиационного контроля утвержденной вышестоящей организацией и согласованной с органами Госсаннадзора. Глава 16 РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 16.1. Во всех учреждениях и организациях АН СССР в которых используются радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений независимо от количества работающих обязательно должен проводиться радиационный контроль целью которого является проверка уровней ионизирующих излучений контроль за соблюдением в учреждении норм радиационной безопасности санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений получение информации о дозах облучения персонала и выполнении требований настоящих Правил. 16.2. Система радиационного контроля штаты структура условия материально-технического обеспечения разрабатывается на стадии проектирования радиационно опасных объектов в учреждении и включает организацию и проведение контроля за радиационной обстановкой и дозой облучения получаемой персоналом на объекте в пределах санитарно-защитной и наблюдаемой зон а также и вне территории учреждения в экспедициях или в других организациях . 16.3. В зависимости от объема и характера работ радиационный контроль должен осуществляться службой радиационной безопасности или специально выделенным сотрудником данного учреждения лицом ответственным за радиационный контроль. Численность службы устанавливается администрацией учреждения по согласованию с органами Госсаннадзора и службой радиационной безопасности АН СССР или региональными службами радиационной безопасности и должна быть следующей % от общего количества работающих с источниками ионизирующих излучений категория А : а при работах с открытыми радионуклидами по I классу при эксплуатации исследовательских опытно-промышленных атомных реакторов с тепловой мощностью более 100 МВт и нестационарных радиоизотопных установок с По исследовательским опытно-промышленным атомным реакторам установкам и стендам приведены данные с учетом численности групп контроля внешней среды; закрытыми источниками ионизирующих излучений гамма-дефектоскопы полевые каротажные и т. п. установки 8; б при эксплуатации исследовательских и опытно-промышленных атомных реакторов с тепловой мощностью 10 100 МВт-6; в при работах с открытыми радионуклидами по II классу и при эксплуатации стационарных гамма-установок с закрытыми источниками ионизирующих излучений активностью более 10 кг-экв Rа 5; г при эксплуатации ускорителей заряженных частиц с энергией более 150 МэВ и при эксплуатации исследовательских и опытно-промышленных атомных реакторов с тепловой мощностью до 10 МВт 4; д при работах с открытыми радионуклидами по III классу с рентгеновскими установками со стационарными радиоизотопными установками и гамма-установками с закрытыми источниками ионизирующих излучений активностью до 10 кг-экв Ка нейтронными генераторами ускорителями заряженных частиц с энергией до 150 МэВ с альфа- бета- гамма-источниками для медицинских целей 3; е при проведении всех прочих видов работ с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений 2. Примечание. При наличии в учреждении различных по виду работ с источниками ионизирующих излучений численность функциональных групп службы радиационной безопасности следует определять в соответствии с численностью персонала категории А на каждом участке радиационно опасных работ. 16.4. Администрация учреждения обязана выделить для службы радиационной безопасности необходимые служебные помещения исходя из конкретных задач стоящих перед ней. Помещения должны быть оборудованы в соответствии со спецификой работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений и требованиями настоящих Правил. Размещение в помещениях службы радиационной безопасности других функциональных подразделений не допускается. 16.5. Администрация учреждения обязана обеспечить службу радиационной безопасности необходимой дозиметрической и радиометрической аппаратурой приспособлениями материалами и образцовыми источниками ионизирующих излучений. 16.6. Возложение на сотрудников службы радиационной безопасности функций не связанных с выполнением их основных обязанностей не допускается. Глава 16 РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ 16.1. Во всех учреждениях и организациях АН СССР в которых используются радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений независимо от количества работающих обязательно должен проводиться радиационный контроль целью которого является проверка уровней ионизирующих излучений контроль за соблюдением в учреждении норм радиационной безопасности санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений получение информации о дозах облучения персонала и выполнении требований настоящих Правил. 16.2. Система радиационного контроля штаты структура условия материально-технического обеспечения разрабатывается на стадии проектирования радиационно опасных объектов в учреждении и включает организацию и проведение контроля за радиационной обстановкой и дозой облучения получаемой персоналом на объекте в пределах санитарно-защитной и наблюдаемой зон а также и вне территории учреждения в экспедициях или в других организациях . 16.3. В зависимости от объема и характера работ радиационный контроль должен осуществляться службой радиационной безопасности или специально выделенным сотрудником данного учреждения лицом ответственным за радиационный контроль. Численность службы устанавливается администрацией учреждения по согласованию с органами Госсаннадзора и службой радиационной безопасности АН СССР или региональными службами радиационной безопасности и должна быть следующей % от общего количества работающих с источниками ионизирующих излучений категория А : а при работах с открытыми радионуклидами по I классу при эксплуатации исследовательских опытно-промышленных атомных реакторов с тепловой мощностью более 100 МВт и нестационарных радиоизотопных установок с По исследовательским опытно-промышленным атомным реакторам установкам и стендам приведены данные с учетом численности групп контроля внешней среды. закрытыми источниками ионизирующих излучений гамма-дефектоскопы полевые каротажные и т. п. установки 8; б при эксплуатации исследовательских и опытно-промышленных атомных реакторов с тепловой мощностью 10 100 МВт-6; в при работах с открытыми радионуклидами по II классу и при эксплуатации стационарных гамма-установок с закрытыми источниками ионизирующих излучений активностью более 10 кг-экв Rа 5; г при эксплуатации ускорителей заряженных частиц с энергией более 150 МэВ и при эксплуатации исследовательских и опытно-промышленных атомных реакторов с тепловой мощностью до 10 МВт 4; д при работах с открытыми радионуклидами по III классу с рентгеновскими установками со стационарными радиоизотопными установками и гамма-установками с закрытыми источниками ионизирующих излучений активностью до 10 кг-экв Ка нейтронными генераторами ускорителями заряженных частиц с энергией до 150 МэВ с альфа- бета- гамма-источниками для медицинских целей 3; е при проведении всех прочих видов работ с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений 2. Примечание. При наличии в учреждении различных по виду работ с источниками ионизирующих излучений численность функциональных групп службы радиационной безопасности следует определять в соответствии с численностью персонала категории А на каждом участке радиационно опасных работ 16.4. Администрация учреждения обязана выделить для службы радиационной безопасности необходимые служебные помещения исходя из конкретных задач стоящих перед ней. Помещения должны быть оборудованы в соответствии со спецификой работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений и требованиями настоящих Правил. Размещение в помещениях службы радиационной безопасности других функциональных подразделений не допускается. 16.5. Администрация учреждения обязана обеспечить службу радиационной безопасности необходимой дозиметрической и радиометрической аппаратурой приспособлениями материалами и образцовыми источниками ионизирующих излучений. 16.6. Возложение на сотрудников службы радиационной безопасности функций не связанных с выполнением их основных обязанностей не допускается. ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ В УЧРЕЖДЕНИЯХ АН СССР 16.7. Служба радиационной безопасности учреждения АН СССР является отдельной структурной единицей! с непосредственным подчинением руководителю учреждения или его заместителю по научной части. 16.8. В каждом учреждении где проводятся работы с источниками ионизирующих излучений на основе «Типового положения о службе радиационной безопасности учреждений АН СССР» введенного в действие распоряжением Президиума АН СССР от 24.09.80 № 10143-1458 должно быть разработано согласовано с органами Госсаннадзора и утверждено администрацией положение о работе службы радиационной безопасности ответственного за радиационный контроль лица учитывающее специфику работ с источниками ионизирующих излучений проводимых в данном учреждении. Положение определяет численность службы структуру ее права и обязанности. 16.9. Персонал службы радиационной безопасности в том числе ответственное за радиационный контроль лицо назначается приказом руководителя учреждения из сотрудников прошедших специальную подготовку. 16.10. Служба радиационной безопасности учреждения может иметь функциональные подразделения для обеспечения контроля отдельных участков или видов работ в зависимости от территориального размещения объема и характера радиационно опасных работ и объектов. 16.11. Служба радиационной безопасности контролирует выполнение сотрудниками учреждения правил норм и инструкций утвержденных органами государственного надзора Государственной санитарной инспекцией Государственной инспекцией по ядерной безопасности СССР и др. Президиумом АН СССР а также местных правил и инструкций по работе с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений учитывающих характер работ проводимых в данном учреждении и выполняет ряд следующих функций: 1 проводит контроль обеспечения безопасных условий труда с источниками ионизирующих излучений в том числе: состояние радиационной и защитной техники специальных транспортных средств и оборудования систем сигнализации и блокировок своевременного проведения планово-профилактических работ работ по дезактивации и т. п.; 2 ведет контроль учета хранения получения условий сохранности выдачи и транспортирования источников ионизирующих излучений а также получения учета хранения удаления и обезвреживания радиоактивных отходов; 3 принимает участие в работе комиссии по инвентаризации источников ионизирующих излучений; 4 контролирует правильность допуска персонала к работе с источниками ионизирующих излучений организацию и своевременность прохождения обязательных медицинских осмотров проведение обучения и инструктажа персонала безопасным методам работы с источниками ионизирующих излучений; 5 принимает участие в работе комиссии по проверке знаний персоналом требований техники безопасности и радиационной безопасности в аттестационных комиссиях и в комиссиях по определению профессиональных льгот; 6 принимает участие в работе по повышению знаний сотрудников учреждения по вопросам радиационной безопасности и по безопасным методам работы с источниками ионизирующих излучений; 7 осуществляет контроль за радиационной обстановкой на объектах при работе с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений который включает: а контроль мощности дозы и плотности потоков ионизирующих излучений на поверхности радиационно опасных объектов на рабочих местах персонала и в смежных помещениях на территории учреждения и в санитарно-защит-ной и наблюдаемой зонах в местах сбора и хранения радиоактивных отходов и т. п.; б контроль уровней загрязнения радиоактивными веществами помещений рабочих поверхностей оборудования транспортных средств спецодежды и средств индивидуальной защиты кожных покровов одежды работающих и качества их дезактивации; в контроль содержания радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих и других помещений учреждения; г контроль выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду; д контроль содержания радиоактивных веществ в жидких и твердых отходах а также в канализационных водах; е контроль уровней радиоактивного загрязнения окружающей среды на территории учреждения и за его пределами; 8 ведет учет анализ и оценку внешнего и внутреннего индивидуального облучения персонала; 9 разрабатывает для администрации учреждения предложения по оздоровлению условий труда при работе с источниками ионизирующих излучений по охране окружающей среды от радиоактивного загрязнения по регулированию облучения персонала по дальнейшему совершенствованию системы радиационной безопасности в учреждении и осуществляет контроль за их выполнением; 10 проводит контроль за обеспечением радиационной безопасности при проектировании строительстве реконструкции и подготовке к вводу в эксплуатацию объектов предназначенных для работ с источниками ионизирующих излучений а также принимает участие в работе комиссии по приемке объектов в эксплуатацию; 11 согласовывает техническую документацию инструкции по радиационной безопасности для подразделений учреждения и осуществляет контроль за организацией новых работ или за изменением характера технологии и объема проводимых работ с источниками ионизирующих излучений; 12 контролирует выполнение мероприятий по ликвидации участков работ с источниками ионизирующих излучений; 13 контролирует соблюдение требований радиационной безопасности в отношении выпускаемой учреждением соответствующей продукции; 14 на основании материалов радиометрического и дозиметрического контроля устанавливает периодичность радиационного контроля и контрольные уровни мощности дозы излучения плотности потока частиц концентрации в воздухе и воде радионуклидов уровни поступления радионуклидов через органы дыхания и другие контрольные уровни с учетом характера и специфики работ проводимых в данном учреждении; 15 контролирует готовность учреждения и его отдельных подразделений к проведению мероприятий в случае возникновения радиационной аварии наличие необходимого количества аварийных комплектов спецодежды и их качество наличие аварийной дозиметрической аппаратуры необходимых дезактивирующих средств и т. д. .; 16 оказывает содействие органам государственного надзора а также органам ведомственного и общественного надзора при проведении проверок состояния радиационной безопасности и производственной санитарии на радиа-ционно опасных объектах; 17 оценивает радиационную опасность обстановки в случае возникновения радиационной аварии и загрязнения внешней среды контролирует проведение экстренных мероприятий по ликвидации аварии информирует органы государственного и ведомственного надзоров о случившемся принимает участие в расследовании обстоятельств аварии и выявлении причин ее возникновения в случае загрязнения внешней среды в известность ставятся также органы внутренних дел сведения представляются вышестоящим органам немедленно после обнаружения аварийной ситуации; 18 ведет всю необходимую документацию по регистрации и учету всех видов радиационного контроля в учреждении журналы дозиметрического контроля карточки индивидуального учета доз протоколы проверок и т. д. представляет все материалы по вопросам радиационной безопасности интересующим органы государственного надзора по их запросам; 19 ежегодно к 15 февраля служба радиационной безопасности учреждения представляет администрации и Службе радиационной безопасности АН СССР годовой отчет в котором отражает состояние радиационной безопасности учреждения и проделанную работу 20 дает консультации и рекомендации по вопросам создания безопасных условий труда при проведении работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в учреждении. 6.12. Любая работа связанная с применением радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений в учреждении может быть начата только по согласованию и с разрешения службы радиационной безопасности. 16.13. Допуск к проведению ремонтных работ на ра-диационно опасных объектах учреждения а также вынос с этих объектов оборудования приборов и других материалов допускается только с разрешения и под непосредственным контролем службы радиационной безопасности. 16.14. Работники службы радиационной безопасности учреждения имеют право в любое время посещать и контролировать состояние радиационной безопасности в подразделениях учреждения требовать и получать документы объяснения должностных лиц непосредственных руководителей работ с источниками ионизирующих излучений и персонала. 16.15. Служба радиационной безопасности может предъявлять должностным лицам непосредственным руководителям работ и персоналу обязательные для исполнения тре- бования вручать должностным лицам предписания по устранению выявленных недостатков п нарушений требований радиационной безопасности. Должностные лица и непосредственные руководители работ получившие предписание службы радиационной безопасности обязаны отчитаться перед ней в выполнении предписаний. 16.16. Предписания начальника службы радиационной безопасности могут быть отменены только письменным распоряжением руководителя учреждения или его заместителя отвечающего за охрану труда с обязательным уведомлением вышестоящей ведомственной службы радиационной безопасности. 16.17. Служба радиационной безопасности имеет право временно отстранять от работы лиц нарушивших требования радиационной безопасности а также делать администрации представления о необходимости отстранения от работы с источниками ионизирующих излучений лиц систематически нарушающих требования радиационной безопасности. 16.18. При возникновении ситуации представляющей опасность для здоровья работающих или опасность радиационного загрязнения окружающей среды служба радиа ционной безопасности учреждения имеет право приостановить работы с источниками ионизирующих излучений с немедленной информацией об этом администрации и вышестоящего органа ведомственного контроля. Руководители учреждений АН СССР должны немедленно сообщать в Отдел охраны труда УД АН СССР о несчастных случаях связанных с применением радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений. 16.19. Служба радиационной безопасности имеет право делать администрации учреждения представления о применении санкций в отношении лиц виновных в нарушении требований радиационной безопасности а также вносить предложения о поощрении лиц за хорошую организацию радиационной безопасности на объектах. 16.20. Для улучшения условий труда персонала и уменьшения влияния вредных факторов на окружающую среду служба радиационной безопасности учреждения может привлекаться к выполнению научно-исследовательских работ по разработке необходимой аппаратуры средств защиты и безопасных методов работы. 16.21. Служба радиационной безопасности имеет право по поручению администрации представлять учреждение на конференциях совещаниях семинарах симпозиумах и выставках посвященных вопросам радиационной безопасности. 16 22. Работа службы радиационной безопасности организуется в соответствии с годовым планом утвержденным администрацией учреждения. ВЕДОМСТВЕННЫЙ КОНТРОЛЬ ЗА СОСТОЯНИЕМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 16 23. Общий контроль за организацией радиационной безопасности в учреждениях АН СССР при проведении работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений осуществляется Службой радиационной безопасности АН СССР. 16.24. Служба радиационной безопасности АН СССР контролирует выполнение требований правил норм и инструкций по работе с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений утвержденных Государственной санитарной инспекцией. Проверяет выполнение распоряжений Президиума АН СССР и предписаний органов государственного надзора по вопросам радиационной безопасности и несет ряд других обязанностей: 1 проверяет работу служб радиационной безопасности лиц ответственных за радиационный контроль учреждений АН СССР и осуществляет выборочный контроль уровней ионизирующих излучений и нейтронных потоков загрязненности радиоактивными веществами воздушной среды рабочих помещений оборудования спецодежды спецобуви кожных покровов а также содержания радиоактивных веществ в выбросах в атмосферу в жидких отходах и в объектах внешней среды; 2 координирует работу служб радиационной безопасности учреждений АН СССР проводит совещания по обмену опытом работы и организует семинары сотрудников служб радиационной безопасности учреждений АН СССР по ознакомлению с новейшей дозиметрической аппаратурой новыми методами дозиметрического и радиометрического контроля; 3 дает консультации учреждениям АН СССР а также Академиям наук союзных республик по вопросам создания безопасных условий труда при работах с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений; 4 в контакте с научными учреждениями АН СССР и другими организациями разрабатывает мероприятия по снижению вредного воздействия ионизирующих излучений на организм работающих и дает предложения по улучшению условий труда в учреждениях АН СССР; 5 проводит анализ и обобщение результатов работы служб радиационной безопасности лиц ответственных за радиационный контроль учреждений АН СССР и подготавливает материалы о состоянии радиационной обстановки в целом по АН СССР для руководства Президиума АН СССР; 6 согласовывает проекты вновь строящихся и реконструируемых радиационно опасных объектов сооружений и установок учреждений АН СССР все новые и реконструируемые радиационно опасные объекты должны быть согласованы со Службой радиационной безопасности АН СССР ; 7 участвует в приемке новых и реконструируемых объектов сооружений и установок в учреждениях АН СССР предназначенных для работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений; 8 дает рекомендации по дезактивации загрязненных радиоактивными веществами помещений и оборудования а также по защите от источников ионизирующих излучений; 9 участвует в расследовании несчастных случаев и аварийных ситуаций произошедших на радиационно опасных объектах в разработке планов по ликвидации аварий и контролирует эффективность проведенных мероприятий. Проводит анализ причин несчастных случаев и аварийных ситуаций и участвует совместно с заинтересованными учреждениями АН СССР в разработке мероприятий по их предупреждению; 10 проводит предварительную экспертизу технической документации на радиационную технику и изделия выпускаемые учреждениями АН СССР до представления ее на согласование в Министерство здравоохранения СССР; 11 осуществляет контроль за организацией и своевременным прохождением профосмотра персонала а также за обеспечением его средствами индивидуальной защиты лечебно-профилактическим питанием и другими льготами. 16.25. Сотрудники Службы радиационной безопасности АН СССР имеют право: 1 беспрепятственно проходить с необходимой аппаратурой во все служебные и производственные помещения учреждений АН СССР где ведутся работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений а также в помещения и на территорию где возможно воздействие источников ионизирующих излучений на сотрудников учреждения; 2 требовать от руководителей и других должностных лиц учреждений АН СССР необходимые документы объяснения справки и другие материалы по вопросам применения источников ионизирующих излучений и для получения необходимой информации о радиационной обстановке. Руководители и должностные лица учреждений АН СССР обязаны представить сотрудникам Службы радиационной безопасности АН СССР все необходимые материалы по проведению работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений и по состоянию радиационной обстановки в учреждении; 3 давать предписания руководителям учреждений АН СССР руководителям структурных подразделений учреждений об устранении выявленных нарушений требований правил и норм радиационной безопасности а также предложения по улучшению условий труда персонала работающего с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений; 4 запрещать проведение работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в случае нарушения требований правил норм и инструкций по радиационной безопасности а также в случае превышения допустимых уровней ионизирующих излучений и загрязненности; 5 вносить предложения об отстранении сотрудников от работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений а также о привлечении их к ответственности в случае грубых нарушений ими действующих норм и правил радиационной безопасности; 6 вносить предложения о поощрении работников учреждений АН СССР за хорошую организацию работ и обеспечение безопасных условий труда с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. 16.26. Предписания Службы радиационной безопасности АН СССР являются обязательными для исполнения и могут быть отменены только руководством Президиума АН СССР ПРИЛОЖЕНИЯ ПРИЛОЖЕНИЕ 1 ЗНАК РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ Знак радиационной опасности является предупреждением и предназначен для привлечения внимания к объектам потенциальной и или действительной опасности вредного воздействия на людей ионизирующего излучения. Знак радиационной опасности должен иметь форму и размеры соответствующие требованиям ГОСТа 17925-72; допускается черная окраска внутреннего круга трех лепестков и каймы треугольника если знак применяется на объектах окрашенных в цвета схожие с красным и желтым а также для маркировки транспортных упаковочных комплектов. В указанном на рисунке месте при необходимости следует размещать подписи разъясняющие или дополнительно предупреждающие об опасности например «Гамма-излучение!» «Нейтронный источник» «Радиоактивность!» и др. а также допускается нанесение вертикальных красных полос обозначающих транспортные категории место для текста Знак радиационной опасности ПРИЛОЖЕНИЕ 2 МАТЕРИАЛЫ РЕКОМЕНДУЕМЫЕ ДЛЯ ОТДЕЛКИ ПОМЕЩЕНИЙ ДЛЯ РАБОТ ПО I III КЛАССАМ РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ   Класс работ   Поверхность    Примечание пол стены потолок оборудование и рабочая мебель I Черная сталь с последующим эпоксидным покрытием пластикат рецептуры 57 40 80/277 80/АМ; при необходимости' нержавеющая сталь 1Х18Н9Т Х18М10Т и легированная сталь ЭИ-402 и ЭИ-432 сплавы на основе титана Кислотостойкая и гидрофобная плитка или пластикат Масляная краска Эпоксидные или полихлорвиниловые эмали нит-роэмалевые или масляные краски светлых тонов Цвет поверхностей кремовый типа «слоновой кости» или светло-зеленый салатный II Пластикат Масляная краска Клеевая краска То же   III Линолеум или пластикат На высоту 2м масляная краска или обои из пластиковой пленки самоклеющиеся заменяемые То же »   ПРИЛОЖЕНИЕМ 3 Приложение 1 к ОСП-72/80 полное наименование органа государственного санитарного надзора адрес телефон Экз. № -------- САНИТАРНЫЙ ПАСПОРТ № ---------- на право работы с источниками ионизирующего излучения НИИ 1. Учреждение полное и сокращенное наименование административный район адрес телефон 2. Министерство ведомство полное и сокращенное наименование адрес 3. Вышестоящая непосредственно над учреждением организация полное и сокращенное наименование адрес телефон 4. Подразделение учреждения объект получающее паспорт наименование подчиненность в структуре учреждения административный район адрес телефон 5. Должностное лицо ответственное за радиационную безопасность на объекте .должность номер и дата приказа по учреждению о возложении ответственности телефон б.5Разрешаются 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 неизотопными ИИИ       IV. Другие работы с ИИИ       7. Санитарный паспорт выдан на основании | актов приемки обследований и других документов с указанием номеров и дат органов надзора 8. Санитарный паспорт действителен до « » 198 года Главный государственный санитарный врач фамилия имя отчество м. п. Дата выдачи Санитарного паспорта « » 198 года Исполнитель: Исполнено в----- экземплярах   Вручено:     фамилия имя отчество должность м экз. Учреждению Дата Отметка о вручении подпись наименование органа санитарно-эпидемиологической службы телефон         ПРИЛОЖЕНИЕ 4 Приложение 2 к ОСП 72/80 УКАЗАНИЯ ПО ЗАПОЛНЕНИЮ ТАБЛИЦЫ «САНИТАРНОГО ПАСПОРТА» 1. Таблица заполняется санитарным врачом по радиационной гигиене или заменяющим его работником органа санитарно-эпидемиологической службы и должна содержать все необходимые сведения о разрешенных работах с источниками ионизирующего излучения ИИИ : количественной и качественной характеристике ИИИ графа 1 виде и характере работ с ними графа 2 месте их проведения графа 3 и некоторых ограничительных условиях которыми санитарный врач считает нужным оговорить разрешение на эти работы графа 4 . Санитарный паспорт является единым документом дающим право на все работы с ИИИ требующими разрешения органов санитарно-эпидемиологической службы включая работы по хранению ИИИ перевозке радиоизотопных источник ков сбору перевозке и захоронению радиоактивных отходов . 2. Обязательно приводятся заголовок и номер раздела для разрешаемой группы работ с ИИИ. Под заголовком раздела IV приводятся те работы с ИИИ которые не могут быть отнесены к разделам I III: работы с генераторами радионуклидов ядерными реакторами радиоактивными отходами и другими ИИИ со смешанной или нестрого определенной радиационной характеристикой. 3. Каждому виду ИИИ или нескольким видам с одинаковыми радиационными характеристиками присваивается порядковый номер внутри раздела и к этому номеру следует относить все сведения в графах 2 4 присваивая порядковые номера записям в этих графах и используя их для соотнесения записей в последующей графе по отношению к предыдущей. 4. Обязательные сведения приводимые в графе 1: в разделе I: радионуклид вещество его агрегатное состояние максимально допустимая одноразовая активность на рабочем месте годовое потребление; в разделе II: нуклид вид источника для установок аппаратов приборов тип марка год выпуска; для нестандартных ИИИ изготовитель данные о согласовании выпуска органом Госсаннадзора максимальная активность источника максимально допустимое одноразовое количество источников на рабочем месте и их суммарная активность годовое потребление для короткоживущих нуклидов ; в разделе III: вид источника для установок аппаратов приборов те же сведения что и в разделе II вид энергия и интенсивность излучения или и ускоряющее напряжение сила тока мощность и т. п. максимально допустимое количество одновременно работающих ИИИ количество НИИ размещенных в одном месте; в разделе IV: в зависимости от вида и характера ИИИ те же сведения что и к 1 111 разделам для генераторов радионуклидов данные о материнском нуклиде и производительности по дочерним продуктам для работ по перевозке радиоизотопных источников и радиоактивных отходов спецавтотранспортом вид марка и номер автомашины. Обязательные сведения приводимые в графе 2: указать вид и характер работ стационарные нестационарные исследовательские производственные и т. п. . Обязательные сведения приводимые в графе 3: четко обозначить место работ: здание этаж цех участок комната участок территории в учреждении или вне ею . Обязательные сведения приводимые в графе 4: в разделе I и в разделе IV при работах с открытыми ИИИ : указать класс работ разрешенных к проведению в данных помещениях; во всех разделах: любые необходимые ограничительные условия разрешение или запрещение проводить в данном месте другие работы не связанные с применением ИИИ персоналом категории А или другими работниками исключение или уменьшение действия вредных нерадиационных факторов и т. п. ПРИЛОЖЕНИЕ 5 Приложение 3 к ОСП-72/80 ПЕРЕЧЕНЬ МЕДИЦИНСКИХ ПРОТИВОПОКАЗАНИЙ препятствующих приему на работу в производства и профессии в которых трудящиеся подвергаются периодическим медицинским осмотрам в целях профилактики профессиональных заболеваний из приложения к приказу министра здравоохранения СССР от 30 мая 1969 г. № 400 Перечень № 52 Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений 1. Болезни системы крови со снижением гемоглобина менее 12 г. % для женщин и менее 14 г.% для мужчин1. При вторичном малокровии годность к работе определяется после проведения лечения основного заболевания индивидуально. 2. Стойкие изменения состава периферической крови: а количество лейкоцитов ниже 4500 в 1 мм3; б количество лейкоцитов выше 9000 в 1 мм3; в количество лимфоцитов выше 40% и ниже 20% или при абсолютном количестве менее 1300 в 1 мм3; г количество тромбоцитов менее 180 тыс. в 1 мм3. 3. Все формы геморрагического диатеза гемофилия геморрагический капилляротоксикоз эсенциальная тромбоцитопения и т. д. . 4. Заболевания центральной и периферической нервной системы инфекционного интоксикационного и травматического характера с выраженной недостаточностью функций. Эпилепсия. 5. Психические заболевания. 6. Наркомания. 7. Последствия травм черепа с синдромом энцефалопатии и выраженными циркуляторными нарушениями. 8. Выраженные формы неврозов неврастения истерия психастения . 9 Инфантилизм выраженный . 10. Злокачественные опухоли любой локализации и стадии. 11. Предраковые заболевания склонные к злокачественной метаплазме и рецидивированию а также доброкачественные опухоли препятствующие ношению спецодежды и туалету кожных покровов. 12. Заболевания желудочно-кишечного тракта с частыми обострениями язвенная болезнь желудка и двенадцатиперстной кишки хронический гастрит колит и др. . 13. Хронические болезни печени и желчных путей любой этиологии с частыми обострениями. 14. Хронические заболевания почек и мочевыделяющих путей со значительными нарушениями функции органов. 15. Органические заболевания сердечно-сосудистой системы с явлениями недостаточности кровообращения II III стадии в том числе гипертоническая болезнь II стадии. 16. Бронхоэктатическая болезнь и эмфизема легких резко выраженные ; бронхиальная астма хронические бронхиты пневмосклероз нагноительные процессы в легких2. 17. Хронические инфекционные заболевания не поддающиеся лечению малярия бруцеллез дизентерия и др. с частыми обострениями. 18. Заболевания эндокринной системы и болезни обмена веществ; базедова болезнь бронзовая болезнь диабет дис- При работе с радиоизотопами в открытом виде. функция яичников инфантилизм половой сферы годность решается индивидуально . 19. Патологический климакс временно негодны. 20. Лучевая болезнь II IV степени тяжести или наличие стойких последствий; I степени годность определяется индивидуально. 21. Системные хронические заболевания суставов мышц сухожилий любого происхождения инфекционного на почве нарушения обмена веществ и т. д. с нарушением движений. 22. Изменение формы позвоночника пороки развития или последствия повреждения а также изменения формы таза или конечностей со значительно выраженными ограничениями функций годность определяется индивидуально. 23. Облитерирующий эндартериит болезнь Рейно с выраженными нарушениями периферического кровообращения. 24. Хронические гнойные заболевания придаточных пазух носа хронические гнойные средние отиты неблагоприятно протекающие 3. 25. Болезнь Меньера. 26. Хронические заболевания воспалительного и дегенеративного характера соединительной и других оболочек глаза с нарушением функции глаз и др. 27. Понижение остроты зрения любого происхождения ниже 0 6 на лучшем глазу и ниже 0 5 на худшем глазу4. 28. Неизлечимые заболевания органа зрения: атрофия зрительного нерва любой этиологии пигментное перерождение сетчатки глаукома катаракта на одном или обоих глазах и т. д. 29. Резко выраженные хронические часто рецидивирующие язвенные блефариты и заболевания слезоотводящих путей. 30. Хронические распространенные заболевания кожи неизлечимые и трудноизлечимые. 3 Атрофические процессы в слизистых годность определяется индивидуально. Острота зрения определяется с коррекцией любыми стеклами. Допускаются следующие пределы аномалий рефракций устанавливаемые скиаскопически на лучшем глазу: близорукость не более -6D при нормальном глазном дне до -10 0В ; дальнозоркость в зависимости от коррекции до +6 0D; сложный близорукий или дальнозоркий астигматизм в меридиане наибольшего значения не более 6 0В; простой близорукий простой дальнозоркий астигматизм не более 3 00. ПРИЛОЖЕНИЕ в 1 Приложение 3 к ГОСТу 12.0.004-79 I Обложка 1 ЖУРНАЛ регистрации инструктажа на рабочем месте Титульный лист министррство или ведомство наименование предприятия или орга- низации ЖУРНАЛ регистрации инструктажа на рабочем месте наименование цеха участка бригады службы лаборатории Начат 19 г. Окончен 19 г. Оформление последующих страниц журнала регистрации инструктажа на рабочем месте   Дата Фамилия инициалы инструктируемого Профессия должность инструмен тируемого   Инструктаж: первичный на рабочем месте повторный внеплановыйм текущий   Номер инструкции или ее наименование   Фамилия инициалы должность инструкти руемого   Подпись Допуск к работе произвел Инструкти руещего инструктируемого Фамилия инициалы должность подпись                     ПРИЛОЖЕНИЕ 7 Разрешаю представитель администрации учреждения --------------19г. Наряд-допуск № на проведение радиационно опасных работ действителен одни сутки «-- »------ 19г. 1. Наименование учреждения 2. Должность фамилия имя отчество руководителя работ получившего наряд-допуск 3. Исполнители фамилия имя отчество 4. Место и характер работы 5. Условия производства работ безопасное время работы вид спецодежды ограждения и т. п. 6. Дополнительные мероприятия 7. Мероприятия на случай аварии Должность фамилия имя отчество лица выдавшего наряд-допуск и проведшего инструктаж руководителя работ дежурный дозиметрист или лицо ответственное за РК С условиями работы ознакомлен наряд-допуск и инструктаж по РБ применительно к данной работе получил подпись руководи-теля работ Инструктаж по проведению работ и мерах безопасности получили № п/п Фамилия имя отчество исполнителей Должность Расписка о получении инструктажа Расписка инструктирующего руководителя работ Примечание             10. К работе приступил в « »ч« » мин « » 19 г. Подпись руководителя работ Подпись контролирующего от СРВ 11 Работа закончена в « » ч « » мин « » 19 г. 12. Отметки о нарушениях условий производства работ Подпись контролирующею от СРВ 13. Допуск сдан в « » ч « » мин « » 19 г. Подпись выдавшего наряд-допуск   ПРИЛОЖЕНИЕ 8 ЖУРНАЛ РЕГИСТРАЦИИ НАРЯДОВ-ДОПУСКОВ НА ПРОВЕДЕНИЕ РАДИАЦИОННО ОПАСНЫХ РАБОТ Начат « » 19 г. Окончен « » 19 г. Срок хранения 5 лет Номер наряда-допуска Дата выдачи наряда-допуска Фамилия имя отчество лица получившего наряд-допуск и инструктаж ответственный руководитель работ Занимаемая должность Место проведения работы и ее характер Роспись в получении наряда-допуска и дата Отметка о выполненных работах и возвращении наряда-допуска дата подпись дежурного дозиметриста 1 2 3 4 5 6 7               ПРИЛОЖЕНИЕ 9   Приложение 4 к ОСП-72/80 Регистрационный номер учреждения Заказ-заявка на поставку радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений 1. Наименование и почтовый адрес поставщика 2. Наименование и почтовый адрес заказчика 3. Наименование учреждения для которого производится заказ 4. Предмет заказа Наименование  источника Единица измерения Активность единицы Количество еди- ниц на год В том числе по месяцам Общее количество на год активность Сумма руб.   I II III ....  XII                                                                                         Итого   Примечания   5. Гарантии оплаты « » 19 г. Руководитель учреждения Главный бухгалтер 6 Приобретение заказанных источников разрешается: Начальник УВД Главный санитарный врач ш. п. « » 19 г. м. п. « » 19 г. 7. Учетные отметки о реализации заказа-заявки при разовых поставках 8. Дата отправки источников Дата получения источников заказчику « » 19 г. заказчиком « » 19 г. Исполнено в 5 экз.: экз. № 1 2 поставщику экз. № 3 -УВД экз. № 4 СЭС экз. № 5 заказчику ПРИЛОЖЕНИЕ 10   Приложение 5 к ОСП-72/80 РЕГИСТРАЦИЯ ЛИЦ ответственных за получение хранение и выдачу радиоактивных веществ в открытом и закрытом виде приборов аппаратов и установок укомплектованных радиоактивными источниками Наименование учреждения м и/и Фамилия имя отчество Номер и дата приказа о назначении                         ПРИЛОЖЕНИЕ 11 Приложение 6 к ОСП-72/80 ПРИХОДНО-РАСХОДНЫЙ ЖУРНАЛ учета радиоактивных веществ в открытой и закрытом виде приборов аппаратов и установок укомплектованных радиоактивными источниками   | Приход | Расход Остаток Примечание   наиме нование постав щика   Номер и дата приходной накладной   Наимено вание прибора источника аппарата установки   Прибор аппарат установка Источник   Кому Выданно или пос тавленно Номер и дата накладной или тре бования   Коли чество Актив ность в день выдачи   Коли чество   Отметка о возврате списании и захороне нии с указа нием подтвер ждающих о документов о в к 1 -< № п/п Завод ской номер Номер и дата техни ческого паспорта Стоимость руб. Номер или номер партии Номер и дата выдачи техничес кого паспорта Коли чество Активность по паспорту Стоимость руб 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10   12 13 14 15 16 17 18 19                                                                         Примечания* 1. На каждый вид радиоактивных веществ открываются отдельные страницы. 2. Учет приборов аппаратов и установок укомплектованных рад ид активными источниками ведзгся отдельно от учета радиоактивных веществ в отдельном журнале . 3 Журнал учета хранятся постоянно. ПРИЛОЖЕНИЕ 12 Приложение 7 к ОСП-72/80 Разрешаю подпись руководителя учреждения « » 19 г. Требование № Прошу выдать для указать для какой конкретной работы следующие радиоактивные вещества:   Требуется     Фактически выдано Наименование веществ и вид их соединений Количество вес вес объем или число источников   Общая активность Количество вес число или число источников АктшностьА° по паспорту в перещете на час выдачи веществ Номер и дата паспорта номер партии номер источника 1 2 3 4 5 6 7                                           Затребовал сотрудник Видал ответственный за хранение радиоактивных веществ фамилия имя отчество фамилия имя отчество название лаборатории или цеха наименование учреждения « » 19 г. подпись Получил подпись Часы для короткоживущих « » 19 г. Примечание. Требование составляется в двух экземплярах и подлежит хранению у ответственного за хранение лица и лица получившего вещество- ПРИЛОЖЕНИЕ 13 Приложение 8 к ОСП-72/80 Утверждаю подпись руководителя учреждения « » 19 г. 1 1 Акт 1 о расходовании и списании радиоактивных изотопов учреждением 1 наименование учреждения Настоящий акт составлен сотрудниками фамилия имя отчество | руководителем работ фамилия имя отчество | в том что полученное по требованию № « » 19 г. радиоактивное вещество наименование номер источника или номер партии номер и дата паспорта в количестве с удельной активностью и общей активностью по измерениям на ч мин первоначальная стой- мость руб. « » 19 г. использовано для указать характер работы Работа проводилась фамилия и инициалы сотрудника В процессе работы краткое описание того что произошло с исходным нуклидом Отходы в виде сданы на захоронение по документу № от « » 19 г. Остаток вещества в количестве общей активностью « » 19 г. возвращен в хранилище или отсутствует Руководитель работ подпись Сотрудник фамилия инициалы « » 19 г. подпись ПРИЛОЖЕНИЕ 14 Приложение 9 к ОСП-72/80 Санитарный паспорт № на специализированную автомашину для постоянных перевозок радиоактивных веществ и материалов устройств и установок с источниками ионизирующего излучения и радиоактивных отходов 1. Наименование учреждения 2. Марка автомашины прицепа номер 3. Оборудование транспорта 4. Обеспеченность аварийным комплектом . 5. На основании санитарного осмотра и результатов дозиметрических измерений разрешается пзревозка: а упаковок с радиоактивными веществами установками и устройствами с источниками излучений указать количество категорию упаковок и суммарную активность б радиоактивных отходов жидких твердых подчеркнуть указать вид отходов и их активность Дата выдачи паспорта « » 19 г. Срок действия до « » 19 г. Главный государственный санитарный врач м. п. « » 19 г. ПРИЛОЖЕНИЕ 15 МАКСИМАЛЬНЫЙ ПРОБЕГ ЭЛЕКТРОНОВ В РАЗЛИЧНЫХ ВЕЩЕСТВАХ   Е„ МэВ   Биологическая ткань г/см2   Вода мм Воздух Алюминий г /см2 СМ г /см2 мм 0 01 2 47- 10-4 2 44-10-4 2 89-10-4 0 223 3 52-10-4 1 30-10-з 0 03 1 73-10-з 1 71- 10-3 2 00-10-з 1 547 2 36-10-з 0 87. 10-2 0 05 4 27-10-з 4 21-10-з 4 92-10-з 3 805 5 71-10-з 2 11.10-2 0 07 7 68 -10-3 7 59-10-з 8 83-10-з 6 289 1 02. 10-2 3 78 -10-2 0 10 1 42- 10-2 1 40- 10-3 1 63-10-2 12 61 1 89- 10-2 7 00-10-2 0 30 8 36-10-2 8 26-10-2 2 54-10-2 19 64 1 08-10-1 4 00-10-1 0 50 1 75-10-1 1 74-10-1 2 00-10-1 154 7 2 24-10-1 8 30-10-1 0 70 2 76-10-1 2 73-10-1 3 14-10-1 242 8 3 51-10-1 1 30 1 00 4 33-10-1 4 30-10-1 4 91-10-1 379 7 5 49-10-1 2 03 1 50 6 98-10-1 6 96-10-1 7 89-10-1 603 2 8 83-10-1 3 27 2 00 9 60-10-1 9 61-10-1 1 08 835 3 1 21 4 48 3 00 1 47 1 48 1 65 1276 1 1 85 6 85 4 00 1 96 2 00 2 21 1709 2 2 48 9 19 5 00 2 44 2 50 2 71 2095 9 3 08 11 4 7 00 3 36 3 47 3 75 2900 2 4 23 15 7 9 00 4 24 4 42 4 72 3650 4 5 31 19 7 10 00 4 66 4 88 5 19 4013 9 5 84 21 6 ПРИЛОЖЕНИЕ 15 окончание     Железо медь Свинец Е„ МэВ Биологическая ткань г /см2 г /см2 мм г /см2 мм г /см2 мч 0 01 2 47-10-4 4 26 10-4 5 43-10-4 4 56-10-4 5 11 10-4 8 25-10-4 7 27-10-4 0 03 1 73-10-з 2 74 10-з 3 49 10-з 2 89-10-з 3 24-10-з 4 43-10-з 3 91-10-з 0 05 4 27-10-з 6 56-10-з 8 36-10-з 6 9010-з 7 73-10-з 1 01-10-2 8 91-10-з 0 07 7 68 -10-з 1 16- 10-2 1 48-10-2 1 22-10-2 1 37-10-2 1 74-10-2 1 53-10-2 0 10 1 42-10-2 2 11- 10-2 2 69-10-2 2 21-10-2 2 48-10-2 3 10-10-2 2 73-10-2 0 30 8 36-10-2 1 20-10-1 1 53-10-1 1 25-10-1 1 40-10-1 1 65-10-1 1 45 10-1 0 50 1 75-10-1 2 48-10-1 3 16-10-1 2 57-10-1 2 88-10-1 3 30-10-1 2 91-10-1 0 70 2 76-10-1 3 8610-1 4 92-10-1 4 00-10-1 4 4810-1 5 04-10-1 4 44-10-1 1 00 4 33-10-1 6 00-10-1 7 63-10-1 6 2010-1 5 95-10-1 7 63-10-1 6 73-10-1 1 50 6 98-10-1 9 57-10-1 1 22 9 86-10-1 1 10 1 18 1 04 2 00 9 6010-1 1 31 1 67 1 44 1 50 1 57 1 38 3 00 1 47 1 98 2 52 2 03 2 28 2 29 2 02 4 00 1 96 2 62 3 34 2 68 3 00 2 93 2 58 5 00 2 44 3 23 4 11 3 29 3 69 3 52 3 10 7 00 3 36 4 37 5 57 4 44 4 98 4 56 4 02 9 00 4 24 5 43 6 92 5 50 6 17 5 47 4 82 10 00 4 66 5 93 7 55 6 00 6 73 5 88 5 18 Примечание. Для силикатного стекла расчет толщины максимального пробега бета-частиц может быть определен приближенно путем сравнения с алюминием а для оргстекла и пластиков путем сравнения с водой учитывая различие в плотностях ПРИЛОЖЕНИЕ 16 Приложение 10 к ОСП-72/80 РЕГИСТРАЦИЯ ЛИЦ ответственных за сбор и захоронение радиоактивных отходов Наименование учреждения № Фамилия имя отчество Номер и дата приказа о назначении             ПРИЛОЖЕНИЕ 17 Приложение 11 к ОСП-7280 ЖУРНАЛ УЧЕТА РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ № п/п Наименование радиоактивных отходов для источников номер или номер партии; номер и дата технического паспорта Дата поступ ления Вид отходов твердых жидких Вид и номер сборника- контей нера рН среды Коли чество кг л Нуклид ный состав и вид излуче ния Удел ьная актив ность Суммар ная актив ность Фамилия и подпись сдавшего ©а Фамилия и подпись принявшего Наименование и номер транспортного контейнера в который приняты отходы Номер и дата акта о списании радиоак тивных источников Номер и дата паспорта на партию отходов сданных на захо ронение 1 2 з 4 5 6 7' 8 9 10 11 12 13 14 15                                                             ПРИЛОЖЕНИЕ 18 Приложение 12 к ОСП-72/80 Паспорт № . на партию радиоактивных отходов сдавяемых на захоронение от наименование учреждения < » 19 г.   № п/п. Характе отхо ристика ДОВ   Вид тары   Номер контейнера тары   рН среды   Нуклидный состав   Вид излучения   Удельная активность   Количество отходов   Суммарная активность твердые жидкие 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11                                                                   Ответственный за сдачу радиоактивных отходов подпись Ответственный за прием радиоактивных отходов подпись Примечания. 1 Сведения в паспорт заносятся отдельно на каждую упаковку с радиоактивными отходами 2. В случае отказа в приеме радиоактивных отходов на захоронение оформляется специальный акт с указанием причин отказа. 3 При захоронении источников в закрытом виде в графе 2 указать- наименование и номер источника номер и дату выдачи паспорта. ПРИЛОЖЕНИЕ 19 МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ДЕЗАКТИВАЦИИ ПОВЕРХНОСТЕЙ В помещениях где производятся работы с радиоактивными веществами в открытом виде следует производить ежедневную влажную уборку. В случае загрязнения радиоактивными веществами помещений или их отдельных участков полов стен столов необходимо немедленно приступить к дезактивации. Если загрязняющим является сухое вещество то его следует собрать слегка увлажненной тряпкой не размазывая по чистым участкам; если загрязняющим является раствор радиоактивных веществ то его следует собрать сухими легко впитывающими материалами фильтровальной бумагой салфетками не размазывая по чистым участкам. Большое количество пролитых радиоактивных жидкостей следует засыпать сухими опилками и собирать при помощи пылесоса. После того как основное количество радиоактивного вещества будет удалено оставшееся загрязнение устраняется обработкой дезактивацией поверхности специальными моющими растворами по приводимым ниже режимам. Дезактивацию загрязненных поверхностей производят при помощи тряпок щеток или тампонов смоченных моющими растворами или смыванием. При дезактивации поверхностей покрытых пористыми или легко смачиваемыми материалами керамические плиты цемент не следует оставлять моющий раствор на обрабатываемой поверхности на длительное время во избежание впитывания материалом радиоактивного вещества вместе с моющим раствором. Если загрязненная поверхность представляет собой сплошное покрытие без швов и стыков пластикат линолеум и т. п. то обработку можно также производить обильным смачиванием ее дезактивирующим раствором. Обрабатываемая поверхность после дезактивации специальными моющими растворами промывается водой и протирается сухой чистой тряпкой после чего контролируется чистота поверхности соответствующим радиометрическим прибором. Использованные загрязненные тряпки и щетки собира-ются в пластикатовые мешки или другие емкости и удаляются как радиоактивные отходы. В качестве моющих растворов для дезактивации помещений может применяться один из следующих составов: Состав № 1: контакт Петрова 300 мл   вода до 1 л Состав № 2: контакт Петрова 300 мл   щавелевая кислота 10 г   поваренная соль 50 г   вода 1 л Состав № 3: «Новость» 10 г или ОП-7 3 г   соляная кислота 100%-ная 40 г   или при плотности 1 18 100 мл   гексаметафосфат натрия 4 г   вода до 1 л Загрязненные поверхности не поддающиеся отмывке указанными выше составами подвергаются дополнительной обработке моющим составом Состав № 4: марганцовокислый калий 40 г   серная кислота 5 г   вода до 1 л После дезактивации поверхности составом № 4 в тече-зие 10 15 мин проводится обработка составом № 2. Если загрязненный материал не стоек к кислотам кор-эодирует или растворяется то рекомендуется обрабатывать его щелочными растворами следующего состава: Состав № 5: едкий натр 10 г   трилон Б 10 г   вода до 1 л Ценное оборудование приборы следует дезактивировать раствором лимонной или щавелевой кислоты следующего состава: Состав № 6: лимонная или щавелевая 10 20 г   кислота     вода до 1 л а также тринатрийфосфатом или гексаметафосфатом натрия: Состав № 7: тринатрийфосфат или гексамета-     фосфат натрия 10-20 г   вода до 1 л Работающему необходимо тщательно следить за чистотой кожных покровов особенно на руках. Загрязнение кожи может явиться причиной занесения радиоактивных веществ внутрь организма. При очистке кожных покровов от радиоактивных загрязнений следует помнить что она будет тем эффективнее чем раньше к ней приступят так как длительная задержка радиоактивных загрязнений на коже приводит к большой фиксации их и затрудняет очистку. Для более успешной очистки рук надо коротко стричь ногти и следить за эластичностью кожи так как сухая кожа наличие трещин и мозолей ухудшает ее очистку. Царапины и порезы могут также способствовать проникновению радиоактивных веществ в организм. В большинстве случаев руки достаточно хорошо отмываются теплой водой с применением щетки и мыла. При этом поверхность кожи надо очищать начиная с пальцев пространства между ними и далее ладони. Мыть руки нужно 3 5 мин с повторным обмыванием частей кисти. При более высоких уровнях загрязнения когда хозяйственное мыло не дает должного эффекта следует применять различные специальные составы в частности адсорбенты комплексообразователи и растворители. Однако различные физико-химические свойства многочисленных радиоактивных элементов не дают возможности рекомендовать универсальные средства. Поэтому специальные составы имеют весьма ограниченное применение. Так при загрязнении рук торием и фосфатом рекомендуется применять мыло с добавкой трилона Б гексаметафосфата порошка «Новость». Для очистки от загрязнения радием рекомендуется коалиновое мыло. В ряде случаев рекомендуется применение 1 2%-ных растворов лимоннокислого натрия углекислого натрия марганцевокислого калия мыла ОП-10 и др. Все перечисленные средства в ряде случаев не дают полного дезактивирующего эффекта и обработка должна проводиться повторно. В некоторых случаях радиоактивное загрязнение пола стен может быть устранено снятием соответствующего поверхностного слоя и удалением его в радиоактивные отходы. При загрязнении поверхности альфа-радионуклидами при отсутствии эманации в качестве временной меры может быть рекомендовано покрытие поверхности масляной краской и т. д. Различные мероприятия по дезактивации используются в зависимости от степени фиксации загрязнения на поверхности и его снимаемости. Приготовление моющих растворов. Состав № 1. К 700 мл воды постепенно добавляют 300 мл контакта Петрова и хорошо перемешивают. Состав № 2. 50 г поваренной соли растворяют в 700 мл воды добавляют 10 г щавелевой кислоты к полученному раствору добавляют 300 мл контакта Петрова и хорошо перемешивают. Состав № 3. 4 г гексаметафосфата растворяют в 400 мл воды при нагревании до 60 70° С полученный раствор охлаждают до комнатной температуры отдельно растворяют 10 г «Новости» или 3 г ОП-7 в 500 мл воды и смешивают с раствором гексаметафосфата. Затем добавляют 100 мл соляной кислоты плотность 1 18 г/см3 что эквивалентно 40 г 100%-ной кислоты и полученный раствор хорошо перемешивают. Состав № 4. 40 г марганцевокислого калия растворяют в 1 л воды при нагревании до 60° охлаждают и к охлаждаемому раствору добавляют 5 г серной кислоты плотность 1 84 г / см3 . Полученный раствор хорошо перемешивают. Состав № 5. 10 г едкого натра растворяют в 1 л воды затем добавляют 10 г трилона В и перемешивают до полного растворения трилона Б. Состав № 6. 10 20 г лимонной или щавелевой кислоты растворяют в 1 л воды. Состав № 7. 10 20 г тринатрийфосфата или гексаметафосфата растворяют в 1 л воды. Режимы дезактивации поверхностей 1. Для дезактивации поверхностей из нержавеющей стали внутренние поверхности горячих камер боксов и другого оборудования применяются последовательно следующие растворы: А. Щелочной раствор 5% NaОН+0 1% КмnO2 t=75°С; время обмывки ~ 1/2 ч. Б. Кислотный раствор 5% НNOз+0 2% щавелевой кислоты t=75°С; время обмывки ~ 1/2 ч. В. Вода; t=20°С; время обмывки 10 мин. 2. Для дезактивации поверхностей из обычной стали применяются последовательно следующие растворы: А. Щелочной раствор 5% NаОН+0 1% КМn02+0 2% тиомочевины t=20-30°С; время обмывки ~ 1/2-1 ч. Б. Кислотный раствор 5% НNOз+0 2с/о щавелевой кислоты t=75°С; время обмывки ~ 1/2-И ч. В. Вода t=20°С; время обмывки 10 мин. 3. Дезактивацию пластиката покрытия полов и т. д. рекомендуется проводить 2%-ным раствором фосфорнокислого натрия 2%-ным раствором оксалата аммония а также теплой водой с добавлением порошков «Новость» или СФ-3 в количестве 20 30 г / л. При дезактивации следует растирать дезактивирующий раствор волосяной щеткой с механическим усилием нажимом затем хорошо смыть теплой водой и протереть насухо тряпкой. Рекомендуется растирать порошки «Новость» и СФ-3 щеткой по влажной поверхности пластиката до появления белой пены затем смыть пену теплой водой и протереть насухо тряпкой. 4. Дезактивация кожных покровов должна проводиться с учетом изотопа его химического соединения особенностей степени и продолжительности загрязнения. В зависимости от этого применяют различные дезактивирующие средства. Следует всегда помнить: чем раньше начата дезактивация тем выше ее эффективность. Для дезактивации кожи рук рекомендуется применять соду мыло порошок «Новость» различные растворы 20%-ный раствор гек-саметафосфата натрия 5%-ный раствор тиомочевины 5%-ный раствор этилендиаминтетрауксусной кислоты; растворы мыла ОП-7 ОП-10 раствор натриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты и т. д. . Для отдельных радионуклидов могут быть рекомендованы следующие составы Загрязнение изотоп Рекомендуемые дезактивирующие средства РЗЭ Раствор ОП-10 Смесь продуктов деления Натриевая соль фосфорной кислоты натриевая соль угольной кислоты 5%-ный раствор этилендиаминтетрауксусной кислоты Рu азотнокислый Раствор ОП-7 1%-ный раствор сульфонола 20%-ный раствор гексаметафосфата натрия 204-Т1 Раствор ОП-7 ОП-10 +натриевчя соль этилендиаминтетрауксусной кислоты 210 Po 5%-ный раствор тиомочевины 5%-ный раствор унитола 226 Ra 5%-ный раствор этилендиаминтетрауксусной КИСЛОТЫ 131j 2 5 г J + 5 г КJ в расчете на 50 мл воды Обычно дезактивация кожных покровов производится в несколько приемов: водой затем раствором мыла затем дезактивирующим раствором затем теплой водой с мылом. Хороший эффект дает применение паст па основе каолиновой глины с различными добавками гексаметафосфата натрия соды пемзы и т. д. наряду со смешанной дезактивацией: водой дезактивирующим раствором пастой теплой водой с мылом. Порошок «Новость» наносят на руки с небольшим количеством воды и растирают его до появления «белой перчатки» затем смывают водой. ПРИЛОЖЕНИЕ 20 Приложение 6 к постановлению Государственного комитета СССР по труду и социальным вопросам и Президиума Всесоюзного центрального совета профессиональных союзов от 23 сентября 1980 г. № 296/П-10 ТИПОВЫЕ ОТРАСЛЕВЫЕ НОРМЫ бесплатной выдачи специальной одежды специальной обуви и других средств индивидуальной защиты рабочим и служащим занятым на работах с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений № п/п Профессия должность Спецодежда спецобувь и другие средства индивидуальной защиты Срок носки мес.   1.     Водитель автомобиля занятый вождением спецмашины при одно- временном исполнении обязанностей дозимет- риста             Комбинезон хлопчатобу- мажный 6       белье нательное 6 полотенце 1 берет хлопчатобумажный 6 носки хлопчатобумажные 3 перчатки резиновые Дежурные ботинки 6 сапоги резиновые Дежурные кочбинезон пластикатовый » нарукавники пластикато-вые » Водителю автомобиля занятому вождением спецмашины с неотапливаемой кабиной зимой дополнительно Куртка хлопчатобумажная на утепляющей прокладке брюки хлопчатобумажные на утепляющей прокладке валенки в особом IV и III поясах По поясам » »   2 Работники непосредственно занятые на переносных установках по гамма-дефектоскопии Костюм хлопчатобумажный берет хлопчатобумажный рукавицы хлопчатобумаж- 12 12 3     ные     На наружных работах зимой дополнительно: ручной захват для ампул Куртка хлопчатобумажная на утепляющей прокладке До износа По поясам     брюки хлопчатобумажные на утепляющей прокладке »     ПРИЛОЖЕНИЕ 20 продолжение №п/п Профессия должность Спецодежда спецобувь и другие средства индивидуальной защиты Срок носки мес. 3.       Работники непосредст- венно занятые на стаци- онарных установках по гамма-дефектоскопии   Халат хлопчатобумажный 12 берет хлопчатобумажный 12 рукавицы хлопчатобумажные 3 ручной захват для ампул До износа 4. Работники непосредственно занятые выполнением лабораторных или промышленных работ с применением открытых радиоактивных веществ с общей активностью до 10 мКи Халат хлопчатобумажный берет хлопчатобумажный полотенце фартук пластикатовый нарукавники пластикато-вые перчатки резиновые 6 6 1 Дежурный » » 5. Работники непосредственно занятые выпол- нением лабораторных или промышленных работ с применением открытых радиоактивных веществ с общей активностью свыше 10 мКи; работники вивариев занятые непосредственно на работах с экспериментальными ЖИВОТНЫМИ загрязненными ра- диоактивными веществами Работникам вивариев дополнительно Костюм хлопчатобумажный 3       белье нательное берет хлопчатобумажный носки хлопчатобумажные полотенце полукомбинезон пластикатовый фартук пластикатовый нарукавники пластикато-вые 6 3 3 1 Дежурный » » перчатки резиновые ботинки сапоги резиновые » » » Перчатки хлопчатобумажные или рукавицы брезентовые 2 3 6.         Работники непосредственно занятые ремон- том загрязненного радиоактивными веществами оборудования вытяжных шкафов боксов специальной вентиляции специальной канализации а также непосредственно заня- тые на аварийных ра- ботах   Костюм хлопчатобумажный 3 белье нательное берет хлопчатобумажный носки хлопчатобумажные полотенце сапоги резиновые или ботинки 3 3 1 1 9 6 перчатки резиновые Дежурные полукомбинезон пластикатовый » фартук пластикатовый нарукавники пластикатовые » » ПРИЛОЖЕНИЕ 20 продолжение} №п/п Профессия должность Спецодежда спецобувь и другие средства индивидуальной защиты Срок носки мес. 7.               Работники непосредственно занятые на рабо- тах с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений на ядерных реакторах; специаль- ных складах а также работники дозиметрических служб       Костюм хлопчатобумажный; 6 белье нательное берет хлопчатобумажный полотенце 6 3 1 рукавицы брезентовые Дежурные перчатки резиновые » ботинки 12 сапоги резиновые Дежурные фартук пластикатовый » нарукавники пластикато-вые » 8.         Работники непосредст- венно занятые на ускорительных установках       Халат хлопчатобумажный 6 полотенце перчатки резиновые 1 Дежурные- нарукавники пластикато-вые » сапоги резиновые » очки защитные До износа 9.               Работники специальных прачечных               Костюм хлопчатобумажный 6 берет хлопчатобумажный 6 носки хлопчатобумажные 3 полотенце 1 сапоги резиновые 3 перчатки резиновые 6 фартук пластикатовый Дежурный. нарукавники пластикато-вые » 10.                   Рабочие занятые на захоронении радиоактивных веществ                 Комбинезон хлопчатобу- 6 мажный белье нательное 6 полотенце 1 носки хлопчатобумажные 3 берет хлопчатобумажный 6 рукавицы комбинированные 3 сапоги резиновые Дежурные перчатки резиновые » пневмокостюм ЛГ или Дежурный комбинезон пластикатовый » ПРИЛОЖЕНИЕ 20 окончание №п/п Профессия должность Спецодежда спецобувь и другие средства индивидуальной защиты Зимой на наружных работах дополнительно: Срок НОСКИ мес.                     куртка хлопчатобумажная на утепляющей прокладке По поясам брюки хлопчатобумажные » на утепляющей прокладке   валенки ' » шапка зимняя 36 11.       Табельщик лифтер кладовщик занятый в цеховой кладовой все работающие в производственных помещени- ях где работают с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений Халат хлопчатобумажный 19 берет хлопчатобумажный 12 тапочки галоши резиновые 12 Дежурные   - 12.         Уборщик производст- венных помещений постоянно занятый уборкой помещений где производится работа с радиоактивными веществами вне зависимости от общей активности   Халат хлопчатобумажный 6 полотенце ботинки 1 12 сапоги резиновые Дежурные перчатки резиновые фартук пластикатовый » » нарукавники пластикатовые » Примечания. 1. Всю спецодежду предусмотренную для работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений выносить с предприятия не разрешается. 2. Работники временно привлекаемые к работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений а также посетители производственных помещений в которых применяются радиоактивные вещества должны •снабжаться на время работы и на время пребывания в указанных производственных помещениях теми же специальными одеждой обувью и другими средствами индивидуальной зищиты что и постоянно работающие для чего должны быть в наличии дежурные комплекты специальных одежды обуви и других средств индивидуальной защиты. 3. В случае невозможности дезактивировать спецодежду и средства индивидуальной защиты они должны быть немедленно заменены новыми вне зависимости от сроков носки. 4. На время дезактивации спецодежды и средств индивидуальной защиты работникам выдается запасной комплект. 5. Специальные одежда обувь и средства индивидуальной защиты выдаваемые работникам занятым о радиоактивными веществами в открытом виде должны иметь опознавательный знак. 6. Белье нательное носки хлопчатобумажные ботинки кожаные или тапочки предусмотренные в настоящих нормах выдаются при условии когда установлено обязательное прохождение через санпропускник. Всем работникам для которых установлен обязательный режим санпропускника выдается кроме спецодежды предусмотренной в указанных нормах носовой платок из марли а женщинам кроме того бюстгальтер. 7. Работникам выполняющим работу с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений на открытом воздухе дополнительно выдается куртка хлопчатобумажная на утепляющей прокладке и брюки хлопчатобумажные на утепляющей прокладке. 8. Хлопчатобумажные костюмы комбинезоны халаты береты должны изготовляться из неокрашенного молескина нательное белье из неокрашенной бязи. Халаты должны застегиваться сзади. 9 В зависимости от характера выполняемых работ работникам дополнительно выдаются: респираторы типа ШБ-1 «Лепесток» «Астра-2» и др. фильтрующие противогазы антифоны очки защитные до износа пневмомаски пневмошлемы пневмокуртки пневмокостюмы дежурные предусмотренные правилами радиационной безопасности. ПРИЛОЖЕНИЕ 21 РЕКОМЕНДУЕМЫЕ ФОРМЫ СПЕЦОДЕЖДЫ И ДРУГИХ СРЕДСТВ ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ РАБОТЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ В ОТКРЫТОМ ВИДЕ 1. Спецодежда по форме № 1 халат х/б шапочка х/б носки тапочки перчатки резиновые. Используется при работах по III классу радиационной опасности всеми сотрудниками. Выдается гостям разовым посетителям в сопровождении лиц постоянно работающих в лаборатории. 2. Спецодежда по форме № 2 нижнее белье комбинезон или костюм х/б или из материала с лавсаном шапочка х/б носки тапочки или ботинки перчатки резиновые. Выдается всем сотрудникам при работах по II и I классу радиационной опасности при работах в помещениях II зоны радиохимических лабораториях в главном зале реактора. 3. Дополнительная спецодежда. Применяется для предотвращения радиоактивного загрязнения основной спецодежды по форме № 1 или № 2 . Дополнительная спецодежда одевается поверх основной спецодежды. Правила замены основной спецодежды Замена основной спецодежды должна производиться как правило через 10 дней. При обнаружении загрязнений на основной спецодежде выше установленных пределов производится внеочередная замена. Повторная замена основной спецодежды сотрудникам в течение одной смены не разрешается. При загрязнении основной спецодежды выше пределов предусмотренных нормами радиационной безопасности и невозможности ее дезактивации последняя удаляется в радиоактивные отходы. Каждый сотрудник работающий с радиоактивными веществами обязан продумать ведение работы так чтобы загрязнение рабочего места в том числе и спецодежды было минимальным. Рекомендуемые формы спецодежды Для персонала ускорителей работа которых сопровождается образованием наведенной радиоактивности и нефиксированного радиоактивного загрязнения оборудования   Форма № 1   Форма № 2 1. Халат х/б 1. Комбинезон х/б 2. Шапочка х/б 2. Нательное белье 3. Тапочки 1 3. Шапочка 4. Перчатки резиновые 4. Носки     5. Тапочки     6. Перчатки резиновые Дополнительная спецодежда и средства индивидуальной защиты 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. Перчатки резиновые или трикотажные . Фартук пластикатовый . Полухалат пластикатовый. Нарукавники пластикатовые. Бахилы пластикатовые. Следы пластикатовые. Щиток из оргстекла или очки. Респиратор «Лепесток» Пневмомаска пневмокостюм. 1 При кратковременных посещениях ускорителя лицами не связанными с работой на нем допускается взамен тапочек использование пластикатовых следов или матерчатых чехлов надеваемых на личную обувь. ПРИЛОЖЕНИЕ 22 ? ЗАЩИТА ОТ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ Защиту от гамма-излучения можно рассчитать используя таблицы приведенные ниже. Данные табл. 1 универсальная таблица расчета защиты рассчитаны на основании теории ослабления широкого пучка гамма-излучения от точечного источника. Табл. 5 составлена на основании экспериментальных данных по ослаблению широкого пучка гамма-излучения радия. С некоторым приближением она справедлива также для 60Со. Ниже дано краткое описание табл. 1 и примеры решения задач. При этом приняты следующие обозначения: Q активность изотопа мКи; М гамма-эквивалент изотопа мг-экв Rа; R расстояние от источника до рабочего места или до той точки где рассчитывается защита м; I время работы с радиоактивными веществами или время облучения в течение недели ч; d толщина защиты см; D заданная расчетная или измеренная доза Р; Р заданная расчетная или измеренная мощность дозы мР/не-деля мР/день мР/час мкР/с и т. д.; .К кратность ослабления излучения необходимая для достижения безопасных условий работы; k ? гамма-постоянная изотопа Р/ ч-мКи-см . Если в индексе основного обозначения стоит нуль то это означает принадлежность данной величины к предельно допустимой: например Qo Мo активность и гамма-эквивалент источника с которыми можно работать без защиты; D0 РО to предельно допустимые дозы мощность дозы и время для данной категории облучения. Соотношение между активностью источника в мКи и гамма-эквивалентом в мг-экв Ка определяется следующими формулами: М=Qk? /8 4; Q=М8 4/k ? 1 где 8 4 Р/ ч • мКи • см гамма-постоянная радия при платиновом фильтре толщиной 0 5 мм; kт полная гамма-постоянная данного изотопа. Коэффициенты m=k:т/8 4 для ряда изотопов приведены в Приложении 23. Связь между мощностью дозы дозой и активностью точечного источника определяется следующими формулами: P= 8 4M / R2 104 P/ч D= 8 4Mt / R2 104 P P = Qk? /R2 10 4 P/ ч D = Qk? /R2 10 4 P P = 8 4*Qm /R2 10 4 P/ ч D = 8 4 *Qmt /R2 10 4 P Входными аргументами в универсальные таблицы являются энергия гамма-излучения источника h ? в МэВ и расчетная кратность ослабления излучения К. При расчете защиты нужно исходить из следующих предельно допустимых мощностей доз см. главу 1 табл. 1 : категория А профессиональное облучение Рo=0 1 Р/неделя = 100/t мР/ч; категория Б облучение лиц работающих в смежных помещениях и санитарно-защитных зонах Рo = 0 01 Р/неделя = 10/t мР/ч. Примеры расчета защиты от точечных источников 1. Рассчитать М любого изотопа с которым можно рабо- тать без защитных экранов в течение t=36 ч неделя. Решение: из формулы 2 имеем Mo= PoR2 *10 4 / 8 4*36= 0 1*10 4 / 8 4*36= 3 неделя 2. Рассчитать время t0 в течение которого можно работать без защитных экранов с источником V=10 мг-экв Rа если R=0 5 м. Решение: из формулы 2 имеем t 0= Po R2 *10 4 / M *8 4 = 0 1* 0 25 * *104 / 10* 8 4 = 3ч внеделю. 3. Рассчитать безопасное расстояние Rо на котором oблучение соответствует предельно допустимому Р0=0 1 Р/неделя если M=200 мг-экв Ка t=1 ч в неделю. Решение: из формулы 2 имеем Rо= М*8 4t / Po*10 4 = 200* 8 4*12 / 0 1 * 10 4 = 4 5 м. Аналогичные примеры решаются при помощи фор- мул 3 и 4 . 4. Используя универсальные таблицы найти d свинца если h ? =1 25 МэВ 60Со М=100 мг-экв Rа R=1 м t=36 ч. Решение первое: из формулы 2 имеем D=100 * 8 4-36/1* *104=3Р. По рассчитанной кратности ослабления излучения K=D/Do=3/0 1=30 в табл. 1 для h ? =1 25 МэВ находим d=65 мм свинца. Решение второе: из примера 1 для этих же условий Mo=3 3 мг-экв Rа следовательно входной аргумент К =М1Мo=100/3 3=30 что дает тот же результат. 5. На какую толщину d нужно увеличить свинцовую защиту от гамма-излучения 60Со чтобы обеспечить Р0= =0 1 Р/неделя если прежняя толщина d0=4 5 см свинца удовлетворяла требованию Р0=0 3 Р/неделя? Решение: в подобных примерах перехода к защите по новым требованиям Р0=0 1 Р/неделя от ранее существовавшей предельно допустимой дозы D0=0 3 Р/неделя необходимо увеличить в три раза расчетную кратность ослабления. В данном примере толщине d0=4 5 см соответствует. Kо=10 следовательно для новых нормативов должно быть K=30. Отсюда по табл. 1 находим d=6 5 см. Следовательно толщину защиты надо увеличить на d=6 5 4 5=2 см свинца. 6. Защита сейфа удовлетворяла требованиям старой предельно допустимой дозы Dо=0 3 Р/неделя когда в нем находилось M=300 мг-экв Ка данного радионуклида. Какую активность этого нуклида можно в нем хранить если предельно допустимая доза должна быть Do=0 1 Р/неделя? Решение: поскольку доза пропорциональна активности источника требуется уменьшить ее в три раза. В такой же линейной зависимости рассчитывается допустимое время облучения от данного источника за данной защитой: допустимое время облучения уменьшается в три раза. Если это условие не соблюдается необходимо увеличить толщину защиты или расстояние от источника. 7. В защитном железном боксе с толщиной стенок dо= =8 8 см ослабляющем излучение до Р0=0 1 Р/неделя увеличили хранимую активность в пять раз по сравнению с прежней. Источник 137Сs h=0 7 МэВ . На сколько нужно увеличить толщину защиты? Решение: из табл. 2 находим что 8 8 см железа дают кратность ослабления К0=20. Новая расчетная кратность ослабления K=100 откуда d=12 5 см. Следовательно толщину защиты надо увеличить на d= 12 5 8 8=3 7 см. Примечание. Из этого примера видно что увеличивать тол-oипу защиты до кратности ослабления К=5 на d=5 5 см см. табл. 1 hV 0 7 МэВ было бы неточно. Это объясняется различным ослаблением излучения на первых и последующих толщинах защиты. 8. Измеренная или расчетная мощность дозы без защиты на рабочем месте оказалась равной Р=230 мР/ч 64 мкР/с . Найти толщину защиты из железа если истоЧ-1 никои является 137Сs h ? =0 7 МэВ и время работы t=36 в неделю. Решение: предельно допустимая мощность дозы Р0= 100/t= 100/36=2 8 мР/ч. Необходимая кратность ослабления Р/Р0=230/2 8=80 значит толщина защиты d=12 см железа. 9. Мощность дозы измеренная в помещении смежном с основным оказалась равной 0 5 Р/неделя при толщине стены из бетона между этими помещениями 40 см и при наличии в основном помещении источника 60Со. Определить необходимую дополнительную толщину бетона при которой в смежном помещении могут работать люди не использующие радиоактивные вещества Po=0 01 Р/неделя . Решение: в соответствии с данными табл. 3 защите из 40 см бетона соответствует начальная кратность ослабления К0=20. Требуется дополнительно ослабить излучение в K1=0 50/0 01=50 раз. Следовательно общая толщина должна удовлетворять кратности ослабления К=КoК1=1000 т. е. быть равной 76 см. Таким образом к имевшейся защите толщиной 40 см следует добавить 36 см бетона. 10. Спроектировать защиту из свинца от гамма-излучения 137Сs h ? =0 7 МэВ с активностью 1000 мКи. Расстояние до рабочего места R=0 5 м. Время работы t=36 ч в неделю. Решение: из Приложения 23 находим что для 137Сs m=0 42 мг-экв На на 1 мКи. Согласно формуле 4 доза от этого источника без защиты составит D= Qm *8 4 t / R2 *10 4 = 1000* 0 42 * 8 4 * 36 / 0 25 * 10 4 =50 P. Предельно допустимая доза для профессионального облучения D=0 1 Р/неделя. Таблица 1 Толщина защиты из свинца мм в зависимости от кратности ослабления КГ и анергии гамма-излучения широкий пучок р = 11 34 г/см3   К Энергия гамм:-излучения МэВ     0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 1 5 0 5 1 1 5 2 2 3 4 6 7 8 9 5 11 12 12 12 13 12 10 9 9 2 1 0 2 3 4 5 7 8 10 11 5 13 15 17 18 5 20 20 21 20 16 15 13 5 5 2 4 6 9 11 15 19 22 25 28 34 38 41 43 44 46 45 38 33 30 8 2 5 8 И 15 19 5 23 5 28 32 35 42 48 52 5 55 57 59 58 50 43 38 10 3 5 5 9 13 16 21 26 30 5 35 38 45 51 56 59 61 65 64 55 49 42 20 3 6 11 15 20 26 32 5 38 5 44 49 58 66 72 76 78 83 82 71 63 56 30 3 5 7 11 5 17 23 30 36 5 43 49 5 55 65 73 80 85 88 93 92 80 72 63 40 4 8 13 18 24 31 38 45 52 58 68 5 78 86 91 91 100 99 87 78 68 50 4 8 5 14 19 5 26 32 5 39 5 46 53 60 72 82 90 96 100 106 105 92 83 73 60 4 5 9 14 5 20 5 27 34 5 42 49 5 56 63 75 85 95 101 104 110 109 97 87 77 80 4 5 10 15 5 21 5 28 37 45 53 60 67 80 92 101 107 111 117 116 104 94 82 100 5 10 16 23 30 38 5 47 55 63 70 84 5 96 5 106 113 117 122 121 109 99 87 200 6 12 5 19 26 34 44 53 63 72 80 96 5 111 122 129 134 140 138 126 114 102 500 6 5 14 22 31 40 51 61 72 82 92 113 129 142 150 154 163 161 149 133 119 1000 7 15 24 33 44 57 69 5 81 92 102 123 141 155 165 170 180 178 165 151 133 2000 8 5 17 27 38 50 63 76 88 100 111 135 154 168 179 185 197 195 181 166 148 5000 9 19 30 42 55 70 85 99 112 124 149 170 186 198 205 219 217 203 185 166 8000 10 20 31 5 44 57 73 5 90 104 118 130 158 180 196 208 215 230 229 215 196 175 104 10 5 21 33 45 5 59 75 91 106 120 133 161 183 201 213 221 235 234 220 201 180 2*104 11 22 35 48 5 63 80 97 11З 128 142 172 195 214 227 235 251 250 236 217 195 5*101 11 5 23 5 37 52 69 87 105 123 140 156 188 214 233 247 255 273 272 258 237 215 1*105 11 5 24 38 54 72 92 111 130 148 165 201 227 247 262 270 289 289 275 253 229 Таблица 2 Толщина защиты из железа см в зависимости от кратности ослабления К и энергии гамма-излучения широкий пучок р = 7 89 г см3         Энергия гамма-излучения МэВ     К 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 0 5 0 9 1 2 1?4 1 6 1 7 1 85 2 0 2 05 2 1 2 0 7 1 2 1 7 2 2 2 5 2 7 2 9 3 1 3 2 3 3 5 1 4 2 5 3 4 4 1 4 8 5 1 5 5 5 7 6 1 6 4 8 1 7 3 1 4 2 5 1 5 8 6 3 6 7 7 1 7 5 7 8 10 1 9 3 5 4 6 5 6 6 3 6 8 7 3 7 7 8 1 8 5 20 2 3 4 3 5 7 6 8 7 7 8 3 8 8 9 4 9 8 10 3 30 2 4 4 5 6 2 7 5 8 5 9 2 9 8 10 4 10 9 11 4 40 2 5 4 8 6 6 8 0 9 1 9 8 10 5 11 1 11 7 12 2 50 2 9 5 2 7 1 8 4 9 5 10 3 11 0 11 6 12 2 12 7 60 3 1 5 6 7 5 8 8 9 8 10 7 11 4 12 1 12 7 13 2 80 100 3 2 3 4 5 9 6 1 7 7 8 1 9 2 9 6 10 4 10 8 11 2 11 7 12 0 12 5 12 7 13 2 13 4 13 9 14 0 14 5 2*102 4 2 7 0 9 1 10 7 12 0 13 1 14 0 14 8 15 6 16 3 5*103 4 2 7 7 10 1 12 0 13 7 14 9 16 0 17 0 17 9 18 7 103 4 5 8 2 11 0 13 2 15 0 16 3 17 5 18 6 19 6 20 5 2*10' 4 9 9 0 11 1 14 4 16 2 17 7 19 0 20 2 21 2 22 2 5*103 5 6 10 1 13 4 15 8 17 7 19 3 20 7 22 0 23 2 24 3 104 6 8 11 5 14 7 17 1 19 0 20 7 22 3 23 6 24 9 26 0 2-104 8 0 12 9 16 0 18 3 20 2 21 9 23 4 24 8 26 3 27 6 5-104 8 6 13 8 17 0 19 6 21 8 23 6 25 2 26 9 28 4 29 9 105 10 0 15 8 18 2 20 8 23 0 24 9 26 7 28 4 30 0 31 5 2-105 11 3 15 9 19 3 21 8 24 1 26 1 28 1 29 9 31 6 33 3 5-105 12 0 16 9 20 4 23 2 25 6 27 8 29 9 31 8 33 6 35 4 106 12 8 17 9 21 4 24 2 26 7 28 9 31 2 33 3 35 2 37 0 2-106 13 5 18 9 22 1 25 0 27 7 30 3 32 7 34 8 36 8 38 7 5- 106 14 5 19 4 23 2 26 5 29 3 32 2 34 6 36 7 38 8 40 9 107 15 0 20 3 24 3 27 6 30 5 33 2 35 8 38 1 40 2 42 4         Энергия гамма-излучения Мэв     к 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 1 5 2 15 2 2 2 3 2 4 2 5 2 7 2 8 2 9 2 4 2 0 2 3 45 3 6 3 8 3 9 4 1 4 4 4 5 4 6 4 0 3 4 5 6 9 7 4 7 8 8 1 8 3 8 9 9 4 9 6 9 0 8 0 8 8 5 9 1 9 6 10 1 10 3 11 2 11 6 12 1 11 2 10 4 10 9 3 10 0 10 6 11 0 11 4 12 2 12 6 13 2 12 4 11 4 20 11 3 12 2 13 0 13 6 14 1 15 3 15 9 16 6 16 0 15 0 30 12 6 13 6 14 4 15 1 15 6 17 0 17 7 18 8 18 0 17 0 40 13 3 14 4 15 3 16 1 16 6 18 2 19 1 20 4 19 4 18 4 50 13 9 15 1 16 1 16 9 17 5 19 1 20 0 21 5 20 6 19 6 60 14 5 15 7 16 7 17 6 18 2 19 9 21 0 22 4 21 4 20 6 Таблица 2 окончание         Энерги г гамма -из луче ния М эВ     К 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 80 15 5 16 3 17 8 18 7 19 4 21 2 22 2 24 0 23 0 22 0 100 16 1 17 3 18 5 19 5 20 2 22 1 23 3 25 0 24 0 23 1 2-102 18 0 19 6 20 8 22 8 22 8 25 0 26 6 28 4 27 4 26 6 5*102 20 6 22 3 23 7 25 0 25 9 28 8 30 6 32 7 32 0 31 2 103 22 6 24 4 26 1 27 5 28 6 31 7 33 7 36 0 35 4 34 6 2-103 24 5 26 5 28 3 30 0 31 2 34 6 36 8 39 2 38 7 37 9 5*103 27 0 29 4 31 4 33 3 34 3 38 2 40 7 43 2 43 0 42 2 104 28 8 31 3 33 6 35 5 36 9 40 9 43 7 46 5 46 3 45 2 2.104 30 6 33 2 35 6 37 8 39 2 43 4 46 5 50 8 49 6 48 6 5-104 33 0 35 9 38 4 40 8 42 3 47 2 50 4 55 0 54 0 53 0 105 34 9 38 0 40 7 43 2 44 7 50 0 53 4 58 3 57 2 56 1 2*105 36 8 40 1 43 0 45 4 47 1 52 6 56 4 61 8 60 8 59 8 5*105 39 1 42 5 45 5 48 3 49 9 56 1 60 2 66 0 65 0 64 0 106 41 1 44 7 47 8 50 6 52 3 58 8 63 3 69 0 68 3 67 0 2*106 42 9 46 6 49 9 52 8 54 7 61 4 66 2 72 3 71 2 70 3 5*106 45 5 49 4 52 7 55 7 57 7 64 9 70 3 76 5 75 5 74 8 107 47 1 51 3 54 8 57 9 60 1 67 5 73 1 79 4 78 8 78 0 1 Таблица 3 I Толщина защиты из бетона см в зависимости от кратности I ослабления К я энергии гамма-изчучения широкий пучок I р = 2 3 г см8         Энергия гамма-излучения МэВ     К 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 2 6 4 7 6 3 7 5 8 2 8 2 8 2 8 3 8 3 8 5 2 4 7 7 6 9 9 11 3 12 3 12 4 12 4 12 6 12 7 12 9 5 5 5 11 0 15 5 18 8 21 1 21 8 22 3 22 6 23 0 23 5 8 7 0 12 9 17 8 22 0 24 6 25 6 26 4 27 2 27 9 28 8 10 8 2 14 6 19 7 23 7 25 8 26 8 27 6 28 4 29 1 29 9 20 8 2 15 3 21 4 25 8 29 9 31 9 33 6 35 0 36 2 37 0 30 8 5 16 4 22 8 27 7 32 9 34 8 36 4 37 8 39 2 40 5 40 8 5 17 6 24 2 29 6 34 0 36 2 37 9 39 6 41 3 42 8 50 9 9 18 8 25 1 30 8 35 0 37 6 39 4 41 2 42 8 44 6 60 11 0 20 0 26 1 31 7 36 4 38 5 40 5 42 5 44 1 45 8 80 11 5 20 4 27 7 33 6 38 7 41 1 43 0 44 8 46 8 48 1 100 11 5 21 1 28 9 35 2 39 9 43 0 45 3 47 2 48 8 50 5 2-102 12 7 23 5 32 4 39 2 44 6 47 9 50 5 52 6 54 6 56 4 5-102 13 8 24 6 35 2 43 9 50 5 54 5 57 3 58 8 62 5 64 6 10 3 15 5 28 2 39 2 48 1 55 2 59 2 62 5 65 3 67 8 70 4 2*10 3 17 6 30 5 42 3 52 4 59 9 64 1 67 4 70 4 73 2 75 7 Таблица 3 окончание       Энергия гамма-излучения Мэв     к 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 о 6 0 7 0 8 0 9 1 0 5-103 18 8 33 1 45 6 56 4 65 7 70 0 74 0 77 0 80 2 82 8 104 18 8 Од 1 35 2 48 5 60 3 69 3 74 7 79 1 82 9 85 2 89 2 2*101 21 1 38 4 51 9 63 4 72 8 78 2 83 1 87 3 91 1 94 5 5*104 23 3 42 3 56 4 68 6 78 1 83 4 88 7 93 4 97 9 102 1 105 30 5 50 5 64 6 75 1 82 8 88 3 93 5 98 1 102 5 106 8 2*105 38 3 56 7 69 8 79 4 86 9 92 4 97 7 102 8 108 0 112 7 5-105 44 8 61 5 73 7 83 7 91 6 98 1 103 9 109 5 114 8 119 7 106 49 3 66 4 79 8 89 8 97 4 103 7 109 2 114 1 119 5 124 4 2*106 57 6 73 1 84 5 93 3 101 0 107 4 113 6 119 7 125 6 131 5 5-106 59 4 79 7 91 6 100 6 108 0 114 1 120 2 126 0 113 7 133 8 107 64 0 84 9 95 7 130 7 110 3 117 4 123 6 130 0 136 2 142 0         Энергия гамма-изпучения МэВ     к 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 1 5 8 6 8 7 8 7 8 8 8 9 9 4 10 0 11 7 11 7 11 7 2 13 3 13 6 13 8 14 1 14 3 15 3 16 4 18 8 18 8 18 8 5 24 6 25 8 27 0 28 2 29 4 32 9 35 2 38 7 39 3 39 9 8 30 5 32 2 33 8 35 2 36 4 39 9 43 4 48 1 48 7 49 3 10 31 9 34 0 35 9 37 6 39 0 43 4 47 5 51 6 52 8 54 0 20 39 9 42 5 44 8 47 0 48 6 54 0 58 7 64 6 65 7 69 3 30 43 7 46 5 49 3 51 6 53 5 59 9 65 7 71 6 72 8 78 1 40 45 3 49 8 52 8 55 2 57 3 64 0 69 8 77 5 79 2 84 5 50 48 5 52 1 55 2 58 1 60 1 66 9 72 8 81 6 83 9 89 8 60 50 1 54 0 57 5 60 5 62 7 69 8 74 0 85 1 88 0 93 9 80 52 4 56 4 59 9 63 4 65 7 74 0 81 0 90 4 93 9 100 4 100 54 5 58 3 62 2 65 7 68 6 77 5 84 5 95 1 98 0 105 1 2-102 60 8 65 3 69 7 74 0 77 2 88 0 95 7 108 0 112 1 120 9 5-102 69 8 74 8 79 8 84 5 88 5 101 0 110 4 124 4 129 7 139 7 103 76 1 81 7 87 6 92 7 97 0 110 9 120 9 137 9 143 2 155 0 2-103 82 2 88 5 94 6 100 4 104 0 120 9 132 1 150 3 156 1 168 5 5-103 90 2 97 7 104 2 110 9 115 5 132 7 146 8 166 7 173 8 186 7 104 97 2 104 5 111 5 118 6 124 7 143 2 156 7 179 0 187 8 201 3 2-104 102 7 110 8 118 6 •19Й 9 Ш7 152 6 167 3 190 8 901 Р 216 0 5-104 111 5 120 4 128 4 1^и } ^ 136 2 1 142 0 164 9 181 4 206 6 ^ ^-'1 у У 218 4 233 6 105 116 9 126 6 135 7 144 4 150 7 173 8 191 4 218 4 231 3 248 9 2-105 125 1 135 6 145 1 153 8 160 2 177 3 201 9 231 3 245 4 263 0 5-105 133 8 142 5 152 6 162 0 169 2 196 0 214 8 247 1 261 8 281 2 106 140 2 149 8 160 6 171 4 178 6 205 4 225 4 260 6 274 7 295 8 2- 106 148 4 157 8 169 2 179 6 187 2 213 7 237 1 272 4 287 6 308 8 5-106 154 7 165 8 178 0 189 0 197 8 227 8 250 1 287 6 302 9 327 5 107 160 0 170 8 183 6 194 9 203 4 236 0 259 4 299 4 314 6 340 5 Таблица 4 Толщина зашиты из воды см в зависимости от кратности ослабления К и энергии гамма-излучения широкий пучок р = 1 г/см3       Енергия гамма-излучения Мэв     к 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 14 20 25 24 22 22 21 19 19 18 2 18 27 30 30 29 28 27 27 26 26 5 27 37 42 44 46 46 47 47 48 48 8 32 44 49 51 54 55 57 58 59 59 10 35 47 52 55 57 58 60 61 62 63 20 41 54 60 64 68 71 72 73 74 75 30 45 58 65 69 73 75 77 79 81 82 40 48 62 68 72 76 78 81 83 85 87 50 48 63 71 76 79 81 84 86 89 90 60 50 65 73 78 82 84 87 89 92 95 80 53 68 76 81 85 88 91 94 97 100 100 53 70 79 84 88 92 95 98 101 104 2-102 60 77 87 93 98 102 105 109 113 116 5-102 66 85 96 104 110 116 120 124 128 132 103 72 92 104 ИЗ 118 124 129 134 138 143 2-103 78 98 111 119 126 134 140 146 151 155 5-103 81 105 120 130 138 147 154 160 165 170 104 91 114 128 139 147 155 162 168 175 181 2-104 95 120 135 146 156 164 172   186 192 5-104 103 128 144 156 167 175 183 190 196 205 105 110 135 152 164 175 184 192 201 209 216 2-105 118 144 161 174 185 194 203 211 219 228 5-105 121 152 170 185 197 205 214 223 232 241 106 128 156 176 192 205 215 224 233 243 253 2-106 135 164 184 200 213 223 232 242 252 263 5-106 143 173 194 210 224 234 245 256 267 278 107 150 178 200 217 232 243 255 265 277 288       Енергиягамма-излучения МэВ     К 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10                       1 5 18 19 21 23 23 24 25 25 26 26 2 27 28 30 33 35 37 38 40 45 45 5 51 53 56 59 61 69 7 85 93 98 8 62 65 69 73 76 85 93 106 117 123 10 67 71 75 79 82 92 101 116 127 135 20 81 87 92 97 100 112 126 145 161 175 30 89 96 102 107 111 124 140 163 180 192 40 93 100 107 114 118 132 150 175 193 206 50 99 106 113 120 124 138 158 184 204 217 60 102 110 117 124 128 144 165 191 212 226 80 109 116 123 131 136 152 175 204 226 242 Таблица 4 окончание         Энергия гамма-излучения МэВ     К 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10  100  112 120 128 136 141 160 182 212 236 253 2-102 126 135 144 153 158 180 206 241 270 289 5-102 143 153 163 173 181 206 234 277 310 334 103 155 167 178 189 197 226 257 306 342 368 2-103 168 181 193 205 214 246 280 333 373 402 5-103 184 198 212 225 235 271 309 368 414 446 104 197 212 227 241 252 290 331 396 446 480 2-104 209 225 247 256 267 310 354 425 477 510 5-104 224 241 259 276 288 334 385 460 515 554 106 236 255 274 292 305 353 404 487 545 587 2-105 249 269 288 306 320 370 427 510 575 621 5*106 264 286 307 327 342 397 456 545 614 665 106 277 299 320 342 358 415 479 571 643 695 2-106 289 314 336 358 374 435 502 598 674 730 5-106 305 331 355 378 396 460 530 632 713 772 107 317 344 370 393 412 478 554 657 741 807 Таблица 5 Толщина защиты см от гамма-излучения радия при дозе 0 1 Р шестидневной рабочей неделе и шестичасовом рабочем дне   Активность источника мг-экв Ка   Расстояние ОТ ИСТОЧНика    R = 0 5 м    В = 1 м  свинец Р = 11 34 г/см3 железо р = 7 89 г/ см3 бетон р = 2 35 г/ см3 свинец Р = 11 34 г/ см3 железо Р = 7 89г/ см3 бетон р = 2 35 г/ см3 1 0 2 0 7 2 3 2 1 4 5 12 5 3 1 6 2 17 0 6 1 5 4 10 4 5 8 7 24 1 7 3 8 10 30 6 7 12 4 35 3 9 7 6 22 50 7 7 14 0 41 5 0 9 4 26 100 9 2 16 3 48 6 3 11 7 34 300 11 4 19 8 59 8 6 15 2 45 500 12 4 21 5 64 9 6 17 0 50 103 13 8 23 8 72 11 0 19 2 57 3*103 16 0 27 3 83 13 2 22 8 69 5-103 17 0 29 0 88 14 2 24 4 74 104 18 5 31 2 95 15 6 26 7 81 3-104 20 7 34 7 106 17 9 30 3 92 5-104 21 8 36 5 111 19 0 31 9 97 105 23 2 38 7 118 20 3 34 2 104 3-105 25 6 42 3 130 22 6 37 8 115 б-105 26 6 44 0 135 23 7 39 5 121 106 28 0 46 2 142 25 2 41 7 128 3-106 30 3 49 7 153 27 4 45 2 139 5-106 31 3 51 5 159 28 5 47 1 144 107 32 7 54 0 166 29 8 49 2 152 Таблица 5 окончание   Активность источника мг-экв Ка     Расстояние от источника    R = 2м   R = 5 м  свинец р = 11 34 г/ см3 железо р = 7 89 г/ см3 бетон Р=2 35 г/ см3 свинец р = 11 34 г/ см3 железо Р = 7 89 г/ см3 бетон р = 2 35 г/ см3 1             3 5 10     30 1 2 2 8 7     50 2 1 4 6 12 100 3 5 7 1 19 0 2 0 7 2 300 5 7 10 7 30 2 1 4 5 12 500 6 8 12 4 36 3 1 6 2 17 103 8 2 14 8 43 4 5 8 7 24 3103 10 4 18 3 54 6 7 12 4 35 5-103 11 5 20 0 59 7 7 14 0 41 104 12 9 22 2 67 9 2 16 3 48 3-104 15 0 25 7 78 11 4 19 8 59 5-104 16 1 27 5 83 12 4 21 5 64 105 17 2 29 3 90 13 8 23 8 72 3-105 19 7 33 1 101 16 0 27 3 83 5-105 20 8 35 0 106 17 0 29 0 88 106 22 2 37 3 114 18 5 31 2 95 3-106 24 5 40 7 125 20 7 34 7 106 5-106 25 6 42 5 130 21 8 36 5 111 107 27 1 44 8 138 23 2 38 7 118 Примечание. Цифры в скобках показывают что на расстоянии 0 5 и 1 м защита из бетона не может обеспечить дозу 0 1 Р от гамма-излучения радия при 36-часовой рабочей неделе. При проектировании новой защиты а также при капитальной реконструкции имеющейся используется коэффициент запаса на проектирование Кo 2. Однако поскольку проектные данные известны источник 137Сs защита свинец и др. то в данном случаеK1=1. Таким образом расчетная проектная кратность ослаб ления составит К=Р /Ро; К1=50*1/0 1=500. Отсюда искомая толщина свинцовой защиты d=6 1 см. Примечание. Подобным же образом вводятся коэффициенты на наличие соседних источников гамма-излучения К2 источников с другими видами ионизирующих излучений например нейтронов К3 внутренних облучателей загрязненности воздуха рабочих помещений K4 И Т. Д. Поэтому в общем виде проектная кратность ослабления определяется формулой K= D / Do K1K2.....Km. 11. Во сколько раз защита из железа толщиной 9 6 см ослабляет гамма-излучение 198Аu h ? =0 4 МэВ ? Решение: в данном примере из табл. 2 для железа при h ? =0 4 МэВ и толщине d=9 6 см находим кратность ослабления K=100. ПРИЛОЖЕНИЕ 23 ГАММА-ЭКВИВАЛЕНТЫ НЕКОТОРЫХ ИЗОТОПОВ без начальных фильтров Изотоп Период полураспада Т 1/2 Гамма- эквивалент 1мКи изотопа в мг-экв Ra мг-экв Ra/мКи Изотоп Период полураспада Т 1/2 Гамма- эквивалент 1мКи изотопа в мг-экв Ra мг-экв Ra/мКи 22Nа 2 6 года 1 45 125Sb 2 7 года 0 33 21Nа 14 9 ч 2 26 127Sb 3 65 дня 0 34 28Al 21 8 ч 0 92 129Te 33 5 дня 0 25 28А1 2 31 мин 1 02 131 J 8 05 дня 0 27 88С1 37 7 мин 0 85 182J 2 3 ч 1 34 39С1 55 1 мин 0 86 133 J 5 3 дня 0 38 41Аr 1 32 ч 0 79 137Сs 26 6 года 0 42 49Са 3 75 мин 2 26 140Ва 12 8 дня 0 16 51Сr 27 8 дня 0 021 140Lа 40 2 ч 1 43 52Mn 6 дней 2 25 144Се 285 дней 0 021 56Мn 291 день 0 58 144Pr 17 2 мин 0 038 59Fe 2 58 ч 1 0 147Nd 11 06 дня 0 11 59Fe 4 51 дня 0 74 156Eu 15 4 дня 0 67 60Со 5 27 года 1 57 192Ir 74 34 дня 0 65 64Сu 12 8 ч 0 14 198Au 2 69 дня 0 29 65Zn 245 дней 0 34 199Au 3 15 дня 0 10 82Br 1 5 дня 1 84 208Нj 47 9 дня 0 17 87Кr 1 3 ч 0 60 210Po 138 3 дня 6 7-10-6 95 Zr 65 дней 0 50 Радий В+С+ C 1 62-103 лет 1* 95Nb 35 дней 0 53 233 U 1 62-105 лет 3 1-10-5 99М0 2 8 дня 0 21 234 U 2 48-105 лет 1 2-10-4 103Ru 39 8 дня 0 34 235 U 7 13-108 лет 0 11 106Rh 30 с 0 13 238 U 4 5-109 лет 0 011 115Cd 2 2 дня 0 40       * После т штинового фил ьтра толщ» ной 0 5 мм.     наименование учреждения подразделения ПРИЛОЖЕНИЕ 24 Приложение 5 к СП 1858 78 дата заполнения Карточка учета индивидуальных доз № 1--------------------------------------. фамилия имя отчество 4----------------------------------------. дополнительные сведения должность домашний адрес телефон 2.--------------год рождения 3.---------- пол Стаж работы в радиационно опасных условиях Общая доза облучения на момент заполнения карты     Кварта! гьные доз а облучеь ия бэр     Под писи Год Характер работы I II III IV годовая доза бэр метод измерения дозы ответственный за радиа ционный контроль начальник службы радиационной безопасности                                                                                 t /R2 10 4 P P = Qm /R2 10 4 P/ ч ' D = Qmt /R2 10 4 P Входными аргументами в универсальные таблицы являются энергия гамма-излучения источника ha в МэВ и расчетная кратность ослабления излучения К. При расчете защиты нужно исходить из следующих предельно допустимых мощностей доз см. главу 1 табл. 1 : категория А профессиональное облучение Рo=0 1 Р/неделя = 100/t мР/ч; категория Б облучение лиц работающих в смежных помещениях и санитарно-защитных зонах Рo=0 01 Р/неделя = 10/t мР/ч. Примеры расчета защиты от точечных источников 1. Рассчитать М любого изотопа с которым можно рабо- тать без защитных экранов в течение t=36 ч неделя. Решение: из формулы 2 имеем Mo= PoR2 *10 4 / 8 4*36= 0 1*10 4 / 8 4*36= 3 неделя 2. Рассчитать время t0 в течение которого можно работать без защитных экранов с источником V=10 мг-экв Rа если R=0 5 м. Решение: из формулы 2 имеем t 0= Po R2 *10 4 / M *8 4 = 0 1* 0 25 * *104 / 10* 8 4 = 3чвнеделю. 3. Рассчитать безопасное расстояние Rо на котором oб-лучение соответствует предельно допустимому Р0=0 1 Р/неделя если M=200 мг-экв Ка t=1 ч в неделю. Решение: из формулы 2 имеем Rо = М*8 4t / Po*10 4 = 200* 8 4*12 / 0 1 * 10 4 = 4 5 м. Аналогичные примеры решаются при помощи фор- мул 3 и 4 . 4. Используя универсальные таблицы найти d свинца если h=1 25 МэВ 60Со М=100 мг-экв Rа R=1 м t=36 ч. Решение первое: из формулы 2 имеем D=100 * 8 4-36/1* *104=3Р. По рассчитанной кратности ослабления излучения K=D/Do=3/0 1=30 в табл. 1 для h=1 25 МэВ находим d=65 мм свинца. Решение второе: из примера 1 для этих же условий Mo=3 3 мг-экв Rа следовательно входной аргумент К =М1Мo=100/3 3=30 что дает тот же результат. 5. На какую толщину d нужно увеличить свинцовую защиту от гамма-излучения 60Со чтобы обеспечить Р0= =0 1 Р/неделя если прежняя толщина d0=4 5 см свинца удовлетворяла требованию Р0=0 3 Р/неделя? Решение: в подобных примерах перехода к защите по новым требованиям Р0=0 1 Р/неделя от ранее существовавшей предельно допустимой дозы D0=0 3 Р/неделя необходимо увеличить в три раза расчетную кратность ослабления. В данном примере толщине d0=4 5 см соответствует. Kо=10 следовательно для новых нормативов должно быть K=30. Отсюда по табл. 1 находим d=6 5 см. Следовательно толщину защиты надо увеличить на d=6 5 4 5=2 см свинца. 6. Защита сейфа удовлетворяла требованиям старой предельно допустимой дозы Dо=0 3 Р/неделя когда в нем находилось M=300 мг-экв Ка данного радионуклида. Какую активность этого нуклида можно в нем хранить если предельно допустимая доза должна быть Do=0 1 Р/неделя? Решение: поскольку доза пропорциональна активности источника требуется уменьшить ее в три раза. В такой же линейной зависимости рассчитывается допустимое время облучения от данного источника за данной защитой: допустимое время облучения уменьшается в три раза. Если это условие не соблюдается необходимо увеличить толщину защиты или расстояние от источника. 7. В защитном железном боксе с толщиной стенок dо= =8 8 см ослабляющем излучение до Р0=0 1 Р/неделя увеличили хранимую активность в пять раз по сравнению с прежней. Источник 137Сs h=0 7 МэВ . На сколько нужно увеличить толщину защиты? Решение: из табл. 2 находим что 8 8 см железа дают кратность ослабления К0=20. Новая расчетная кратность ослабления K=100 откуда d=12 5 см. Следовательно толщину защиты надо увеличить на d= 12 5 8 8 = 3 7 см. Примечание. Из этого примера видно что увеличивать тол-oипу защиты до кратности ослабления К = 5 на d = 5 5 см см. табл. 1 hV 0 7 МэВ было бы неточно. Это объясняется различным ослаблением излучения на первых и последующих толщинах защиты. 8. Измеренная или расчетная мощность дозы без защиты на рабочем месте оказалась равной Р=230 мР/ч 64 мкР/с . Найти толщину защиты из железа если истоЧ-1 никои является 137Сs h=0 7 МэВ и время работы t=36 в неделю. Решение: предельно допустимая мощность дозы Р0= 100/t= 100/36=2 8 мР/ч. Необходимая кратность ослабления Р/Р0=230/2 8=80 значит толщина защиты d=12 см железа. 9. Мощность дозы измеренная в помещении смежном с основным оказалась равной 0 5 Р/неделя при толщине стены из бетона между этими помещениями 40 см и при наличии в основном помещении источника 60Со. Определить необходимую дополнительную толщину бетона при которой в смежном помещении могут работать люди не использующие радиоактивные вещества Po=0 01 Р/неделя . Решение: в соответствии с данными табл. 3 защите из 40 см бетона соответствует начальная кратность ослабления К0=20. Требуется дополнительно ослабить излучение в K1=0 50/0 01=50 раз. Следовательно общая толщина должна удовлетворять кратности ослабления К=КoК1=1000 т. е. быть равной 76 см. Таким образом к имевшейся защите толщиной 40 см следует добавить 36 см бетона. 10. Спроектировать защиту из свинца от гамма-излучения 137Сs h=0 7 МэВ с активностью 1000 мКи. Расстояние до рабочего места R=0 5 м. Время работы t=36 ч в неделю. Решение: из Приложения 23 находим что для 137Сs m=0 42 мг-экв На на 1 мКи. Согласно формуле 4 доза от этого источника без защиты составит D= Qm *8 4 t / R2 *10 4 = 1000* 0 42 * 8 4 * 36 / 0 25 * 10 4 =50 P. Предельно допустимая доза для профессионального облучения D=0 1 Р/неделя. Таблица 1 Толщина защиты из свинца мм в зависимости от кратности ослабления КГ и анергии гамма-излучения широкий пучок р = 11 34 г/см3                 э нергия гамм: 1-ИЗЛУ1 1ения МэВ               К 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 1 5 0 5 1 1 5 2 2 3 4 6 7 8 9 5 11 12 12 12 13 12 10 9 9 2 1 0 2 3 4 5 7 8 10 11 5 13 15 17 18 5 20 20 21 20 16 15 13 5 5 2 4 6 9 11 15 19 22 25 28 34 38 41 43 44 46 45 38 33 30 8 2 5 8 И 15 19 5 23 5 28 32 35 42 48 52 5 55 57 59 58 50 43 38 10 3 5 5 9 13 16 21 26 30 5 35 38 45 51 56 59 61 65 64 55 49 42 20 3 6 11 15 20 26 32 5 38 5 44 49 58 66 72 76 78 83 82 71 63 56 30 3 5 7 11 5 17 23 30 36 5 43 49 5 55 65 73 80 85 88 93 92 80 72 63 40 4 8 13 18 24 31 38 45 52 58 68 5 78 86 91 91 100 99 87 78 68 50 4 8 5 14 19 5 26 32 5 39 5 46 53 60 72 82 90 96 100 106 105 92 83 73 60 4 5 9 14 5 20 5 27 34 5 42 49 5 56 63 75 85 95 101 104 110 109 97 87 77 80 4 5 10 15 5 21 5 28 37 45 53 60 67 80 92 101 107 111 117 116 104 94 82 100 5 10 16 23 30 38 5 47 55 63 70 84 5 96 5 106 113 117 122 121 109 99 87 200 6 12 5 19 26 34 44 53 63 72 80 96 5 111 122 129 134 140 138 126 114 102 500 6 5 14 22 31 40 51 61 72 82 92 113 129 142 150 154 163 161 149 133 119 1000 7 15 24 33 44 57 69 5 81 92 102 123 141 155 165 170 180 178 165 151 133 2000 8 5 17 27 38 50 63 76 88 100 111 135 154 168 179 185 197 195 181 166 148 5000 9 19 30 42 55 70 85 99 112 124 149 170 186 198 205 219 217 203 185 166 8000 10 20 31 5 44 57 73 5 90 104 118 130 158 180 196 208 215 230 229 215 196 175 104 10 5 21 33 45 5 59 75 91 106 120 133 161 183 201 213 221 235 234 220 201 180 2*104 11 22 35 48 5 63 80 97 11З 128 142 172 195 214 227 235 251 250 236 217 195 5*101 11 5 23 5 37 52 69 87 105 123 140 156 188 214 233 247 255 273 272 258 237 215 1*105 11 5 24 38 54 72 92 111 130 148 165 201 227 247 262 270 289 289 275 253 229 Таблица 2 Толщина защиты из железа см в зависимости от кратности ослабления К. и энергии гамма-излучения широкий пучок р = 7 89 г см3         Энергия гамма -изпуче ния Ма В     К 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 0 5 0 9 1 2 1?4 1 6 1 7 1 85 2 0 2 05 2 1 2 0 7 1 2 1 7 2 2 2 5 2 7 2 9 3 1 3 2 3 3 5 1 4 2 5 3 4 4 1 4 8 5 1 5 5 5 7 6 1 6 4 8 1 7 3 1 4 2 5 1 5 8 6 3 6 7 7 1 7 5 7 8 10 1 9 3 5 4 6 5 6 6 3 6 8 7 3 7 7 8 1 8 5 20 2 3 4 3 5 7 6 8 7 7 8 3 8 8 9 4 9 8 10 3 30 2 4 4 5 6 2 7 5 8 5 9 2 9 8 10 4 10 9 11 4 40 2 5 4 8 6 6 8 0 9 1 9 8 10 5 11 1 11 7 12 2 50 2 9 5 2 7 1 8 4 9 5 10 3 11 0 11 6 12 2 12 7 60 3 1 5 6 7 5 8 8 9 8 10 7 11 4 12 1 12 7 13 2 80 100 3 2 3 4 5 9 6 1 7 7 8 1 9 2 9 6 10 4 10 8 11 2 11 7 12 0 12 5 12 7 13 2 13 4 13 9 14 0 14 5 2*102 4 2 7 0 9 1 10 7 12 0 13 1 14 0 14 8 15 6 16 3 5*103 4 2 7 7 10 1 12 0 13 7 14 9 16 0 17 0 17 9 18 7 103 4 5 8 2 11 0 13 2 15 0 16 3 17 5 18 6 19 6 20 5 2*10' 4 9 9 0 11 1 14 4 16 2 17 7 19 0 20 2 21 2 22 2 5*103 5 6 10 1 13 4 15 8 17 7 19 3 20 7 22 0 23 2 24 3 104 6 8 11 5 14 7 17 1 19 0 20 7 22 3 23 6 24 9 26 0 2-10' 8 0 12 9 16 0 18 3 20 2 21 9 23 4 24 8 26 3 27 6 5-104 8 6 13 8 17 0 19 6 21 8 23 6 25 2 26 9 28 4 29 9 105 10 0 15 8 1 • \7 18 2 20 8 23 0 24 9 26 7 28 4 30 0 31 5 2-105 11 3 15 9 19 3 21 8 24 1 26 1 28 1 29 9 31 6 33 3 5-105 12 0 16 9 20 4 23 2 25 6 27 8 29 9 31 8 33 6 35 4 10е 12 8 17 9 21 4 24 2 26 7 28 9 31 2 33 3 35 2 37 0 2-106 13 5 18 9 22 1 25 0 27 7 30 3 32 7 34 8 36 8 38 7 5- 10е 14 5 19 4 23 2 26 5 29 3 32 2 34 6 36 7 38 8 40 9 107 15 0 20 3 24 3 27 6 30 5 33 2 35 8 38 1 40 2 42 4         Энергш I гамма-излуче ния М эв     к 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 1 5 2 15 2 2 2 3 2 4 2 5 2 7 2 8 2 9 2 4 2 0 2 3 45 3 6 3 8 3 9 4 1 4 4 4 5 4 6 4 0 3 4 5 6 9 7 4 7 8 8 1 8 3 8 9 9 4 9 6 9 0 8 0 8 8 5 9 1 9 6 10 1 10 3 11 2 11 6 12 1 11 2 10 4 10 9 3 10 0 10 6 11 0 11 4 12 2 12 6 13 2 12 4 11 4 20 11 3 12 2 13 0 13 6 14 1 15 3 15 9 16 6 16 0 15 0 30 12 6 13 6 14 4 15 1 15 6 17 0 17 7 18 8 18 0 17 0 40 13 3 14 4 15 3 16 1 16 6 18 2 19 1 20 4 19 4 18 4 50 13 9 15 1 16 1 16 9 17 5 19 1 20 0 21 5 20 6 19 6 60 14 5 15 7 16 7 17 6 18 2 19 9 21 0 22 4 21 4 20 6 Таблица 2 окончание         Энерги г гамма -из луче ния М эВ     К 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 80 15 5 16 3 17 8 18 7 19 4 21 2 22 2 24 0 23 0 22 0 100 16 1 17 3 18 5 19 5 20 2 22 1 23 3 25 0 24 0 23 1 2-102 18 0 19 6 20 8 22 8 22 8 25 0 26 6 28 4 27 4 26 6 5*102 20 6 22 3 23 7 25 0 25 9 28 8 30 6 32 7 32 0 31 2 108 22 6 24 4 26 1 27 5 28 6 31 7 33 7 36 0 35 4 34 6 2-103 24 5 26 5 28 3 30 0 31 2 34 6 36 8 39 2 38 7 37 9 5*103 27 0 29 4 31 4 33 3 34 3 38 2 40 7 43 2 43 0 42 2 104 28 8 31 3 33 6 35 5 36 9 40 9 43 7 46 5 46 3 45 2 2.104 30 6 33 2 35 6 37 8 39 2 43 4 46 5 50 8 49 6 48 6 5-104 33 0 35 9 38 4 40 8 42 3 47 2 50 4 55 0 54 0 53 0 105 34 9 38 0 40 7 43 2 44 7 50 0 53 4 58 3 57 2 56 1 2*105 36 8 40 1 43 0 45 4 47 1 52 6 56 4 61 8 60 8 59 8 5*105 39 1 42 5 45 5 48 3 49 9 56 1 60 2 66 0 65 0 64 0 10е 41 1 44 7 47 8 50 6 52 3 58 8 63 3 69 0 68 3 67 0 2*106 42 9 46 6 49 9 52 8 54 7 61 4 66 2 72 3 71 2 70 3 5*106 45 5 49 4 52 7 55 7 57 7 64 9 70 3 76 5 75 5 74 8 107 47 1 51 3 54 8 57 9 60 1 67 5 73 1 79 4 78 8 78 0 1 Таблица 3 I Толщина защиты из бетона см в зависимости от кратности I ослабления К я энергии гамма-изчучения широкий пучок I р = 2 3 г см8         Энерги з гамма -излуче ния М эВ     К 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 2 6 4 7 6 3 7 5 8 2 8 2 8 2 8 3 8 3 8 5 2 4 7 7 6 9 9 11 3 12 3 12 4 12 4 12 6 12 7 12 9 5 5 5 11 0 15 5 18 8 21 1 21 8 22 3 22 6 23 0 23 5 8 7 0 12 9 17 8 22 0 24 6 25 6 26 4 27 2 27 9 28 8 10 8 2 14 6 19 7 23 7 25 8 26 8 27 6 28 4 29 1 29 9 20 8 2 15 3 21 4 25 8 29 9 31 9 33 6 35 0 36 2 37 0 30 8 5 16 4 22 8 27 7 32 9 34 8 36 4 37 8 39 2 40 5 40 8 5 17 6 24 2 29 6 34 0 36 2 37 9 39 6 41 3 42 8 50 9 9 18 8 25 1 30 8 35 0 37 6 39 4 41 2 42 8 44 6 60 11 0 20 0 26 1 31 7 36 4 38 5 40 5 42 5 44 1 45 8 80 11 5 20 4 27 7 33 6 38 7 41 1 43 0 44 8 46 8 48 1 100 11 5 21 1 28 9 35 2 39 9 43 0 45 3 47 2 48 8 50 5 2-102 12 7 23 5 32 4 39 2 44 6 47 9 50 5 52 6 54 6 56 4 5-102 13 8 24 6 35 2 43 9 50 5 54 5 57 3 58 8 62 5 64 6 10 3 15 5 28 2 39 2 48 1 55 2 59 2 62 5 65 3 67 8 70 4 2*10 3 17 6 30 5 42 3 52 4 59 9 64 1 67 4 70 4 73 2 75 7 Таблица 3 окончание       С нергия гамма- ИЗЛ> 461 шя Ма в     к 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 о 6 0 7 0 8 0 9 1 0 5-103 18 8 33 1 45 6 56 4 65 7 70 0 74 0 77 0 80 2 82 8 104 18 8 Од 1 35 2 48 5 60 3 69 3 74 7 79 1 82 9 85 2 89 2 2*101 21 1 38 4 51 9 63 4 72 8 78 2 83 1 87 3 91 1 94 5 5*104 23 3 42 3 56 4 68 6 78 1 83 4 88 7 93 4 97 9 102 1 105 30 5 50 5 64 6 75 1 82 8 88 3 93 5 98 1 102 5 106 8 2*105 38 3 56 7 69 8 79 4 86 9 92 4 97 7 102 8 108 0 112 7 5-105 44 8 61 5 73 7 83 7 91 6 98 1 103 9 109 5 114 8 119 7 10е 49 3 66 4 79 8 89 8 97 4 103 7 109 2 114 1 119 5 124 4 2*106 57 6 73 1 84 5 93 3 101 0 107 4 113 6 119 7 125 6 131 5 5-106 59 4 79 7 91 6 100 6 108 0 114 1 120 2 126 0 113 7 133 8 107 64 0 84 9 95 7 130 7 110 3 117 4 123 6 130 0 136 2 142 0         Энерги я гаммг 1-изпуч ения М эВ     к 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10 1 5 8 6 8 7 8 7 8 8 8 9 9 4 10 0 11 7 11 7 11 7 2 13 3 13 6 13 8 14 1 14 3 15 3 16 4 18 8 18 8 18 8 5 24 6 25 8 27 0 28 2 29 4 32 9 35 2 38 7 39 3 39 9 8 30 5 32 2 33 8 35 2 36 4 39 9 43 4 48 1 48 7 49 3 10 31 9 34 0 35 9 37 6 39 0 43 4 47 5 51 6 52 8 54 0 20 39 9 42 5 44 8 47 0 48 6 54 0 58 7 64 6 65 7 69 3 30 43 7 46 5 49 3 51 6 53 5 59 9 65 7 71 6 72 8 78 1 40 45 3 49 8 52 8 55 2 57 3 64 0 69 8 77 5 79 2 84 5 50 48 5 52 1 55 2 58 1 60 1 66 9 72 8 81 6 83 9 89 8 60 50 1 54 0 57 5 60 5 62 7 69 8 74 0 85 1 88 0 93 9 80 52 4 56 4 59 9 63 4 65 7 74 0 81 0 90 4 93 9 100 4 100 54 5 58 3 62 2 65 7 68 6 77 5 84 5 95 1 98 0 105 1 2-102 60 8 65 3 69 7 74 0 77 2 88 0 95 7 108 0 112 1 120 9 5-Ю2 69 8 7/ и /1 О 79 8 84 Ч 88 5 101 0 110 4 124 4 129 7 139 7 103 76 1 81 7 87 6 От: О 92 7 ^ 1 97 0 110 9 120 9 137 9 143 2 155 0 2-Ю3 82 2 88 5 94 6 100 4 104 0 120 9 132 1 150 3 156 1 168 5 5-Ю3 90 2 97 7 104 2 110 9 115 5 132 7 146 8 166 7 173 8 186 7 Ю4 97 2 104 5 111 5 118 6 124 7 143 2 156 7 179 0 187 8 201 3 2-10* 102 7 110 8 118 6 •19Й 9 Ш7 152 6 167 3 190 8 901 Р 216 0 5-104 111 5 120 4 128 4 1^и } ^ 136 2 1 142 0 164 9 181 4 206 6 ^ ^-'1 у У 218 4 233 6 105 116 9 126 6 135 7 144 4 150 7 173 8 191 4 218 4 231 3 248 9 2-105 125 1 135 6 145 1 153 8 160 2 177 3 201 9 231 3 245 4 263 0 5-105 133 8 142 5 152 6 162 0 169 2 196 0 214 8 247 1 261 8 281 2 106 140 2 149 8 160 6 171 4 178 6 205 4 225 4 260 6 274 7 295 8 2- 106 148 4 157 8 169 2 179 6 187 2 213 7 237 1 272 4 287 6 308 8 5-106 154 7 165 8 178 0 189 0 197 8 227 8 250 1 287 6 302 9 327 5 107 160 0 170 8 183 6 194 9 203 4 236 0 259 4 299 4 314 6 340 5 Таблица 4 Толщина зашиты из воды см в зависимости от кратности ослабления К и энергии гамма-излучения широкий пучок р = 1 г/см3       Е нергия гамма- излучен ия Мэ в     к 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 14 20 25 24 22 22 21 19 19 18 2 18 27 30 30 29 28 27 27 26 26 5 27 37 42 44 46 46 47 47 48 48 8 32 44 49 51 54 55 57 58 59 59 10 35 47 52 55 57 58 60 61 62 63 20 41 54 60 64 68 71 72 73 74 75 30 45 58 65 69 73 75 77 79 81 82 40 48 62 68 72 76 78 81 83 85 87 50 48 63 71 76 79 81 84 86 89 90 60 50 65 73 78 82 84 87 89 92 95 80 53 68 76 81 85 88 91 94 97 100 100 53 70 79 84 88 92 95 98 101 104 2-102 60 77 87 93 98 102 105 109 113 116 5-102 66 85 96 104 110 116 120 124 128 132 103 72 92 104 ИЗ 118 124 129 134 138 143 2-103 78 98 111 119 126 134 140 146 151 155 5-103 81 105 120 130 138 147 154 160 165 170 104 91 114 128 139 147 155 162 168 175 181 2-104 95 120 135 146 156 164 172   186 192 5-104 103 128 144 156 167 175 183 190 196 205 105 110 135 152 164 175 184 192 201 209 216 2-105 118 144 161 174 185 194 203 211 219 228 5-105 121 152 170 185 197 205 214 223 232 241 106 128 156 176 192 205 215 224 233 243 253 2-106 135 164 184 200 213 223 232 242 252 263 5-106 143 173 194 210 224 234 245 256 267 278 107 150 178 200 217 232 243 255 265 277 288       Е нергия гамма-1 1злучен ия Мэ! !     К 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10                       1 5 18 19 21 23 23 24 25 25 26 26 2 27 28 30 33 35 37 38 40 45 45 5 51 53 56 59 61 69 7 85 93 98 8 62 65 69 73 76 85 93 106 117 123 10 67 71 75 79 82 92 101 116 127 135 20 81 87 92 97 100 112 126 145 161 175 30 89 96 102 107 111 124 140 163 180 192 40 93 100 107 114 118 132 150 175 193 206 50 99 106 113 120 124 138 158 184 204 217 60 102 НО 117 124 128 144 165 191 212 226 80 109 116 123 131 136 152 175 204 226 242 Таблица 4 окончание         Энергия гамма-1 млучен ия Мэ! !     К 1 25 1 5 1 75 2 2 2 3 4 6 8 10     120 128 136 141 160 182 212 236 253 2-102 126 135 144 153 158 180 206 241 270 289 5-102 143 153 163 173 181 206 234 277 310 334 103 155 167 178 189 197 226 257 306 342 368 2-103 168 181 193 205 214 246 280 333 373 402 5-103 184 198 212 225 235 271 309 368 414 446 104 197 212 227 241 252 290 331 396 446 480 2-104 209 225 247 256 267 310 354 425 477 510 5-104 224 241 259 276 288 334 385 460 515 554 106 236 255 274 292 305 353 404 487 545 587 2-105 249 269 288 306 320 370 427 510 575 621 5*106 264 286 307 327 342 397 456 545 614 665 108 277 299 320 342 358 415 479 571 643 695 2-106 289 314 336 358 374 435 502 598 674 730 5-106 305 331 355 378 396 460 530 632 713 772 107 317 344 370 393 412 478 554 657 741 807 Таблица 5 Толщина защиты см от гамма-излучения радия при дозе 0 1 Р шестидневной рабочей неделе и шестичасовом рабочем дне     ] расстояние ОТ ИСТОЧН1 [ка   Активность   R = 0 5 м     В = 1 м   источника мг-экв Ка свинец Р = 11 34 г/см3 железо р = 7 89 г/см3 бетон р = 2 35 г/см3 свинец Р = 11 34 г/см3 железо Р = 7 89 г/см3 бетон р = 2 35 г/см3 1 0 2 0 7 2 3 2 1 4 5 12 5 3 1 6 2 17 0 6 1 5 4 10 4 5 8 7 24 1 7 3 8 10 30 6 7 12 4 35 3 9 7 6 22 50 7 7 14 0 41 5 0 9 4 26 100 9 2 16 3 48 6 3 11 7 34 300 \\ 4 19 8 59 8 6 15 2 45 500 12 4 21 5 64 9 6 17 0 50 103 13 8 23 8 72 11 0 19 2 57 3*103 16 0 27 3 83 13 2 22 8 69 5-103 17 0 29 0 88 14 2 24 4 74 104 18 5 31 2 95 15 6 26 7 81 3-104 20 7 34 7 106 17 9 30 3 92 5-104 21 8 36 5 111 19 0 31 9 97 105 23 2 38 7 118 20 3 34 2 104 3-105 25 6 42 3 130 22 6 37 8 115 б-105 26 6 44 0 135 23 7 39 5 121 106 28 0 46 2 142 25 2 41 7 128 3-106 30 3 49 7 153 27 4 45 2 139 5-106 31 3 51 5 159 28 5 47 1 144 107 32 7 54 0 166 29 8 49 2 152 Таблица 5 окончание       Расстояние от источни ка   Активность   К = 2м     К = 5 м   источника мг-экв Ка свинец р = 11 34 г/см3 железо р = 7 89 г/см3 бетон Р=2 35 г/см3 свинец р = 11 34 г/см3 железо Р = 7 89 г/см3 бетон р = 2 35 г/см3 1             3 5 10     30 1 2 2 8 7     50 2 1 4 6 12 100 3 5 7 1 19 0 2 0 7 2 300 5 7 10 7 30 2 1 4 5 12 500 6 8 12 4 36 3 1 6 2 17 103 8 2 14 8 43 4 5 8 7 24 3103 10 4 18 3 54 6 7 12 4 35 5-103 11 5 20 0 59 7 7 14 0 41 104 12 9 22 2 67 9 2 16 3 48 3-104 15 0 25 7 78 11 4 19 8 59 5-104 16 1 27 5 83 12 4 21 5 64 105 17 2 29 3 90 13 8 23 8 72 3-105 19 7 33 1 101 16 0 27 3 83 5-105 20 8 35 0 106 17 0 29 0 88 106 22 2 37 3 114 18 5 31 2 95 3-106 24 5 40 7 125 20 7 34 7 106 5-106 25 6 42 5 130 21 8 36 5 111 Ю7 27 1 44 8 138 23 2 38 7 118 Примечание. Цифры в скобках показывают что на расстоянии 0 5 и 1 м защита из бетона не может обеспечить дозу 0 1 Р от гамма-излучения радия при 36-часовой рабочей неделе. При проектировании новой защиты а также при капитальной реконструкции имеющейся используется коэффициент запаса на проектирование Кo 2. Однако поскольку проектные данные известны источник 137Сs защита свинец и др. то в данном случае K1 = 1. Таким образом расчетная проектная кратность ослаб ления составит К = Р /Ро; К1 = 50*1/0 1 = 500. Отсюда искомая толщина свинцовой защиты d = 6 1 см. Примечание. Подобным же образом вводятся коэффициенты на наличие соседних источников гамма-излучения К2 источников с другими видами ионизирующих излучений например нейтронов К3 внутренних облучателей загрязненности воздуха рабочих помещений K4 И Т. Д. Поэтому в общем виде проектная кратность ослабления определяется формулой K= D / Do K1K2.....Km. 11. Во сколько раз защита из железа толщиной 9 6 см ослабляет гамма-излучение 198Аu h=0 4 МэВ ? Решение: в данном примере из табл. 2 для железа при h=0 4 МэВ и толщине d=9 6 см находим кратность ослабления K=100. ПРИЛОЖЕНИЕ 23 ГАММА-ЭКВИВАЛЕНТЫ НЕКОТОРЫХ ИЗОТОПОВ без начальных фильтров Изотоп Период полураспада Т 1/2 Гамма- эквивалент 1мКи изотопа в мг-экв Ra мг-экв Ra/мКи Изотоп Период полураспада Т 1/2 Гамма- эквивалент 1мКи изотопа в мг-экв Ra мг-экв Ra/мКи 22Nа 2 6 года 1 45 125Sb 2 7 года 0 33 21Nа 14 9 ч 2 26 127Sb 3 65 дня 0 34 28Al 21 8 ч 0 92 129Te 33 5 дня 0 25 28А1 2 31 мин 1 02 131 J 8 05 дня 0 27 88С1 37 7 мин 0 85 182J 2 3 ч 1 34 39С1 55 1 мин 0 86 133 J 5 3 дня 0 38 41Аr 1 32 ч 0 79 137Сs 26 6 года 0 42 49Са 3 75 мин 2 26 140Ва 12 8 дня 0 16 51Сr 27 8 дня 0 021 140Lа 40 2 ч 1 43 52Mn 6 дней 2 25 144Се 285 дней 0 021 56Мn 291 день 0 58 144Pr 17 2 мин 0 038 59Fe 2 58 ч 1 0 147Nd 11 06 дня 0 11 59Fe 4 51 дня 0 74 156Eu 15 4 дня 0 67 60Со 5 27 года 1 57 192Ir 74 34 дня 0 65 64Сu 12 8 ч 0 14 198Au 2 69 дня 0 29 65Zn 245 дней 0 34 199Au 3 15 дня 0 10 82Br 1 5 дня 1 84 208Нj 47 9 дня 0 17 87Кr 1 3 ч 0 60 210Po 138 3 дня 6 7-10-6 95 Zr 65 дней 0 50 Радий В+С+ C 1 62-103 лет 1* 95Nb 35 дней 0 53 233 U 1 62-105 лет 3 1-10-5 99М0 2 8 дня 0 21 234 U 2 48-105 лет 1 2-10-4 103Ru 39 8 дня 0 34 235 U 7 13-108 лет 0 11 106Rh 30 с 0 13 238 U 4 5-109 лет 0 011 115Cd 2 2 дня 0 40       * После т штинового фил ьтра толщ» ной 0 5 мм.     наименование учреждения подразделения ПРИЛОЖЕНИЕ 24 Приложение 5 к СП 1858 78 дата заполнения Карточка учета индивидуальных доз № 1--------------------------------------. фамилия имя отчество 4----------------------------------------. дополнительные сведения должность домашний адрес телефон 2.--------------год рождения 3.---------- пол Стаж работы в радиационно опасных условиях Общая доза облучения на момент заполнения карты     Кварта! гьные доз а облучеь ия бэр     Под писи Год Характер работы I II III IV годовая доза бэр метод измерения дозы ответственный за радиа ционный контроль начальник службы радиационной безопасности                                                                                 ПРИЛОЖЕНИЕ 25 Обложка ЖУРНАЛ регистрации проверки знания правил безопасности при работе с источниками ионизирующих излучений Титульный лист Академия наук СССР наименование учреждения ЖУРНАЛ регистрации проверки знания правил безопасности при работе с источниками ионизирующих излучений Начат 19 г. Окончен 19 г. Оформление последующих страниц журнала   № п/п Дата прове дения проверки Долж ность Подраз деление Перечень вопросов Подписи   Фамилия имя отчество предс тавитель комис сии члены комис сии прове ряющий 1                   ПРИЛОЖЕНИЕ 26 Приложение 2 к СП 1858-78 ДОПУСТИМЫЕ КОНЦЕНТРАЦИИ ТОКСИЧЕСКИХ ВЕЩЕСТВ При совместном присутствии в воздухе нескольких токсических веществ сумма их концентрации не должна превышать единицу при расчете по формуле с1/ПДК1+с2/ПДК2+... +сn/ПДКn<1 где c1 c2 ... сn концентрации токсических веществ в воздухе. Примечание. Совместное присутствие нескольких токсических веществ в воздушной среде наиболее характерно при осуществлении радиационно химических процессов. Предельно допустимые концентрации ПДК некоторых газообразных токсических веществ образующихся при осуществлении радиационно технологических процессов представлены в таблице. ПДК некоторых газообразных токсических веществ образующихся при эксплуатации ускорителя Вещество ПДК мг/м3 Примечание Озон 0 1 При работе сильноточных ускорителей Оксиды азота 5 0 в основном образуется озон в зоне пучка электронов концентрация озона в воздухе в несколько тысяч раз превышает ПДК Малеиновый ангидрид 1 Летучие компоненты ряда смол используемых в процессах радиационно Фталевый ангидрид 1 химического отверждения покрытий мебельная промышленность радио-     промышленность и др. раздражают Толуол Стирол 50 5 слизистые оболочки глаз носа легких вызывают экзему Оксид углерода 30 Выделяется при термическом разложении под пучком электронов органических веществ древесина смола резина и др. Ацетон 200 Используется для растворения лаков промывки и др. ПРИЛОЖЕНИЕ 27 ?- ? ?   Приложение 1 к СП 1858-78 ОБРАЗОВАНИЕ РАДИОИЗОТОПОВ ПРИ РАБОТЕ УСКОРИТЕЛЕЙ ЭЛЕКТРОНОВ Характеристика радиоизотопов с Т1/2 ? 5 мин образующихся при работе ускорителя Изотоп Содержание в естественной смеси % Фото активация Пороговая энергия МэВ Радиоизотоп Период полураспада Схема распада Сечение активации на нейтронах спектра деления барн Ядерная радиоизотоп >еакция период полураспада Схема распада 12 6 C 98 89 п а 26 27 7Be 53 3 дня ? ? 25 12 Мg 10 00 Р 12 06 24Na 15 0 ч ?- ? 26 12 Мg 11 01 п р 23 16 24Na 15 0 ч ?- ?     2р 24 84 24Na 15 0 ч ?- ? 27 13 AI 100 0 3Не 23 71 24Na 15 0 ч ?- ? 30 14 Si 3 09 Р 13 51 29 Al 6 6 мин ?- ? 0 1-10-3 п a; 27Mg 10 мин ?- ? 43 20 Ca 0 145 2Р 19 91 41Ar 1 83 ч ?- ?     Р 10 67 42K 12 4 ч ?- ? 44 20 Ca 2 06 3Не 23 32 41Ar 1 83 ч ?- ?     n р 21 80 42K 12 4 ч ?- ?     Р 12 17 43K 22 4 ч ?- ? 48 20 Ca   0 18   п   9 94   47Ca   4 53 дня   ?- ? к 47Sc 3 4 дня         50 24Cr 4 35 2п 23 32 48Cr 23 ч ? ? ПРИЛОЖЕНИЕ 27 продолжения   Изотоп Содержание в естествен-яой смеси %   Фото Актива ция Поро- говэя энергия МэВ   Радио изотоп   Период полурас пада   Схема распада Сечение ак- тивации ва нейтронах спектра деления барн Ядерная реакция   Радио изотоп период полу распада Схема распада 50 24 Cr   п р 21 14 48V 16 13 дня ? ?     п 12 93 49Сг 41 9 мин ? ?+ ?     50 24 Cr 83 79 п 12 04 51Сг 27 8 дня ? ? 50 24 Cr 9 50 2п 19 98 51Сг 27 8 дня ? ? 55 25Мn 100 0 п 10 22 54Mn 312 5 дня ? ? 0 16 -10 -3 n 2n; 54Mn 312 5 дня ? ? 54 26 Fe 5 82 2п 24 06 52Fe 8 2 ч ? ?+ ? 48-10 -3 п р; 54Mn 312 5 дня ? ?     п а 21 35 49Сг 41 9 мин ? ?+ ? 0 37-10 -3 n а; 51Сг 27 8 дня ? ?     п р 20 90 52Mn 5 67 дня ? ?+ ?       п 13 62 53Fe 8 50 мин ип ?+ ? 56 26 Fe 91 66 п р 20 41 54Mn 312 5 дня ? ? 0 87- 10 -3 п р; 54Mn 2 58ч ?- ? 57 26 Fe 2 19 Т 19 57 54Mn 312 5 дня ? ?       Р 10 56 56Mn 2 58 ч ? ?- ? . 58 26 Fe 0 33 n р 20 60 56Mn 2 58 ч ? ?- ? 58 28Ni 67 77 2n 22 45 56Ni 6 1 дня ? ? 1 2.10 -6 п 2n; 57Ni 36 5 ч ? ?+ ?     Т 21 16 55Co 18 2 ч ? ?+ ? 13 0-10 -3 n р; 58мСо 9 2 ч ИП ?     n р 19 56 56Co 77 3 дня ? ?+ ? 105 0-10 -3 n р; 58Со 71 3 дня ? ?+ ?     Р 8 18 57Co 270 дней ? ? 0 17-10 -3 п a; 55Fe 2 60 года ?     ПРИЛОЖЕНИЕ 27 {продолжение                         60 28 Ni 26 16 Т 20 08 57Co 270 дней ?? 5 0-10-3 п р; «Со 5 26 года ? –?     п р 19 99 58Со 71 3 дня ? ? +? 61 28 Ni 1 25 2р 18 14 59Fe 44 6 дня ? –? 62 28 Ni 3 66 3Не 21 02 59Fe 44 6 дня ? –? 13 0 -10-3 п a; 69Fe 44 6 дня ? –?     Р 11 11 61Co 1 65 ч ? –? 64 28 Ni 1 16 Т 19 13 61Co 1 65 ч ? –?     п а 15 84 59Fe 44 6 дня ? –? 63 29 Cu 69 17 2п 19 74 61 Cu 3 41 ч ? –? 0 72-10-3 п а; о°Со 5 26 года ? –?     2р 17 23 61Co 1 65 ч ? +? 63 29 Cu 30 83 п 9 91 64 Cu 12 75 ч с –? 0 36- 10-3 п р; esNi 2 55 ч ? –?     а 6 76 61Co 1 65 ч ? ?+? 181 73 Ta 99 99 п а 5 52 176mLu 3 7 ч ? –?     Р 6 19 180 Hf 5 5 ч ИП ?     п 7 64 180m Ta 8 1 ч ?? –?     2р 14 08 179Lu 4 6 ч ? –?     3Не 13 34 178Lu 20 мин ? –? - 182 74 W 26 41 2р 13 20 180 Hf 5 5 ч ИП ?   182 74 W   n p 14 65 180MTa 8 1 ч ? ?-?             p 7 14 182MTa 16 5 мин ИП ? 18374 W 14 40 p 7 14 182Ta 115 дней ?-?     3He 11 67 180MHf 5 5 ч ИП ?     Т 12 36 180MTa 8 1 ч ? ?-?     2p 13 44 181Hf 42 4 дня ?-? 184 74 W 30 64 P 7 70 183Ta 5 0 дней ?-?     3He 13 14 181Hf 42 4 дня ?-?     n p 14 56 182Ta 115 дней ?-?     n p 14 56 182MTa 16 5 мин ИП ? 186 74 W 28 41 n a. 5 53 181Hf 42 4 дня ?-? .     P 8 33 185Ta 50 мин ?-?     Т 12 18 183Ta 5 0 дней ?-?     3He 14 37 183Hf 91 день ?-?     n p 14 93 184Ta 8 7 ч ?-?   204 82 Pb 1 48 n а 6 06 199Hg 43 мин ИП ? 3 3*10-3 n 2п; 203Рb 52 1 ч ? ?     n 8 24 203 Pb 52 1 ч ? ?     Т 12 81 201Tl 73 ч ? ?     п р 14 34 202Tl 12 2 дня ? ?     2п 15 17 202 Pb 3 61 ч ИП ? ? 204 82 Pb 23 6 3Не 13 45 203Hg 46 56 дня ?-? 204 82 Pb 52 3 n a 6 98 203Hg 46 56 дня ?-?     3Не 14 52 205Hg 5 5 мин ?-?           ПРИЛОЖЕНИЕ 28 Приложение 3 к СП 1858-76 РАСЧЕТ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ УСКОРИТЕЛЯ ЭЛЕКТРОНОВ Для расчета радиационной защиты необходимы следующие исходные данные: максимальная энергия ускоренных электронов Еo МэВ; средний ток электронов I0 мА; атомный номер материала защиты Z; эффективный атомный номер материала мишени ZM; форма и размеры пучка излучения взаимодействующего с облучаемым объектом. Расчет защиты сводится к определению пространственного распределения тормозного излучения толщины радиационной защиты с использованием параметров ослабления излучения в защите оценке прохождения излучения через технологические каналы щели и неоднородности в защите. Оценка мощности поглощенной дозы тормозного излучения в воздухе с учетом углового распределения Ро 0 рад-м2/мА-мин для различных материалов мишени в диапазоне энергий ускоренных электронов от 0 2 до 100 МэВ может быть проведена с помощью данных приведенных в табл. 1 настоящего Приложения либо полученных из нее интерполяцией по энергии и атомному номеру ZM. Расчет радиационной защиты проводится следующим образом. 1. По известным значениям Е„ и ZM определяют по табл. 1 значения Р0 ? для /0=1 мА на расстоянии 1 м от мишееи. 2. Определяют мощность дозы Р R ? на расстоянии R м от мишени для тока I0 мА Р R ? =Рo ? Io / R2. 3. Для заданной допустимой мощности дозы Pg за защитой определяют кратность ослабления: K ? =Р0 ? Iо / R2Рg. 2 4. С помощью данных табл. 2 4 для выбранного материала защиты и определенной эффективной энергии излучения EЭф находят необходимую толщину радиационной защиты. При этом эффективная энергия тормозного излучения для защиты из тяжелых материалов свинец и др. определяется следующим образом: Eэф=2/3E0 при E0 <1 7 МэВ Eэф=E0/2 при 1 7 МэВ10 МэВ необходимо учитывать влияние фотонейтронов. Учет влияния фотонейтронов производится следующим образом: 1. По известной энергии и току ускоренных электронов для тяжелой мишени Та W Рb определяют выход Фотонейтронов по формуле Q=1 5-10~4 NE0 фотонейтрон/ с-мА N число электронов взаимодействующих с мишенью или с помощью данных табл. 6. 2. Определяют плотность потока нейтронов на расстоянии R м от мишени: Ф R =QIo/4?R2104 нейтрон/ см2 • с . 3. Определяют кратность ослабления для нейтронов КH : KH = Kk QIo / 4?R2104Рдов где Рдов допустимая мощность дозы для нейтронов Кк коэффициент качества для нейтронов. 4. Слой половинного ослабления в бетоне для фотонейтронов принимают равным11см. По известной кратности ослабления и слою половинного ослабления определяют необходимую толщину радиационной защиты. Таблица 1 Мощность поглощенной дозы тормоз ног о]излучения в воздухе Р0 рад-м2/мА-мин для различных мишеней в зависимости от максимальной энергии электронов и угла Q*     0 2М9В     0 3МэВ     0 5 МэВ   O* град А1 Fе Sn Au А1 Fe Sn Au Al Fe Sn Au 0 0 8 1 3 1 75 3 3 1 96 3 50 4 4 7 6 3 8 6 15 23 10 0 7 1 2 1 66 2 9 1 67 3 16 4 0 6 15 5 55 8 1 13 2 20 20 0 7 1 1 1 50 2 45 1 67 2 80 3 7 5 3 5 1 7 4 11 7 16 7 30 0 62 1 0 1 40 2 1 1 60 2 46 3 5 4 6 4 3 6 7 10 6 14 0 40 0 55 0 97 1 23 1 85 1 50 2 20 3 16 4 12 3 6 5 8 8 8 12 3 50 0 49 0 83 1 15 1 58 1 40 1 93 2 8 3 96 2 7 5 0 7 9 10 5 60 0 53 0 7 1 0 1 40 1 32 1 75 2 46 3 34 2 1 4 0 6 85 9 7 70 0 35 0 61 0 88 1 28 1 23 1 60 2 1 3 10 1 67 3 5 5 65 7 65 80 0 32 0 54 0 80 1 15 1 0 1 40 1 76 3 10 1 05 2 3 4 4 6 85 90 0 26 0 47 0 70 1 0 0 88 1 32 1 40 2 55 0 61 1 0 3 5 6 85 100 0 24 0 44 0 61 0 98 0 70 1 15 1 23 2 46 0 7 1 4 3 1 6 85 НО 0 21 0 46 0 53 1 0 0 53 1 0 1 05 2 46 0 98 2 2 3 16 7 65 120 0 2 0 53 0 53 1 0 0 42 1 0 1 23 2 46 1 23 2 46 3 7 7 9 130 0 17 0 49 0 61 1 14 0 35 0 97 1 5 2 71 1 23 2 64 4 4 7 9 140 0 16 0 47 0 80 1 30 0 35 0 88 1 76 2 71 1 05 2 48 5 2 7 9 150 0 16 0 44 0 88 1 20 0 26 0 88 1 94 2 71 0 97 2 2 5 3 7 9 160 0 15 0 40 0 88 1 20 0 26 0 79 1 94 2 71 5 2 7 9 170 0 13 0 37 0 84 1 14 0 26 0 70 1 85 2 46 4 84 7 9 180 0 12 0 35 0 80 1 0 0 26 0 70 1 76 2 64 4 5 7 9 Таблица 1 продолжение     0 7МэВ     1 0МэВ     1 25 МэВ   O* град Al Fe Sn Au Al Fe Au Sn Al Cu Au 0 15 1 21 6 35 45 8 39 6 58 81 6 79 49 3 72 133 5 10 12 7 19 2 34 3 40 2 36 0 51 75 5 65 43 70 3 128 20 10 8 17 2 28 2 34 6 28 2 42 2 65 54 5 30 6 52 103 30 9 3 15 4 24 6 29 19 4 31 8 55 4 44 8 24 6 36 97 5 40 7 9 12 6 20 6 24 6 14 1 28 8 49 2 37 5 20 6 32 5 82 4 50 6 3 10 4 17 2 21 12 3 23 45 30 8 16 4 29 72 4 60 5 3 8 16 14 17 5 9 7 19 4 33 5 27 2 14 4 20 6 61 5 70 3 86 6 5 11 4 15 3 8 1 15 29 22 8 12 3 19 6 59 8 80 3 0 4 7 9 15 13 4 76 11 4 22 19 7 10 3 18 5 57 90 2 16 3 1 7 11 5 2 0 4 5 17 16 7 6 15 17 5 56 4 100 .   6 5 11 2 2 65 6 5 32 5 15 4 5 6 16 4 54 5 110 7 0 12 7 3 18 8 3 37 14 0 5 1 16 52 7 120   7 8 15 3 1 9 7 39 5 15 0 4 56 15 4 51 8 130 8 25 15 5 3 1 9 7 39 15 4 4 14 14 9 51 1 140 8 6 15 7 3 1 9 7 39 16 7 3 6 14 4 49 2 150 8 8 15 8 3 1 7 8 37 8 17 6 3 0 14 0 58 5 160 8 8 15 8 3 0 7 0 37 8 17 6 2 5 13 9 170 8 8 15 8 3 0 7 0 37 8 ' 17 7 2 5 13 8 180 8 8 15 8 2 9 6 15 37 8 17 6 2 5 13 8 Таблица 1 продолжение     1 5 МэВ     1 75 Mэв   2МЭВ   O* град Ai Си Аu А1 Си Аи А1 Fe Аи 0 84 5 128 5 216 3 129 206 340 256 358 457 10 74 121 4 210 5 103 164 288 194 274 408 20 47 5 92 5 186 68 126 237 125 203 312 30 92 6 67 154 53 103 203 85 5 138 245 40 26 4 51 134 47 5 67 189 67 105 189 50 22 8 45 7 124 41 5 56 165 59 85 157 60 20 2 38 8 114 32 6 51 155 33 67 119 70 16 7 36 103 25 6 41 4 144 19 4 53 86 80 13 2 30 8 92 5 19 4 34 3 134 16 7 32 60 90 7 91 28 2 82 9 16 9 28 2 128 4 11 4 29 49 100 7 22 24 85 13 5 25 5 119 13 2 31 119 110 6 7 23 79 4 11 4 22 8 108 13 2 26 103 120 6 15 18 5 77 5 10 6 20 3 103 12 5 25 5 113 130 5 64 17 6 76 7 9 7 18 5 98 8 3 25 108 140 5 1 16 7 75 7 8 3 17 7 93 7 3 23 103 150 4 65 15 74 7 2 16 7 98 7 2 18 5 160 4 1 6 15           170 3 1 5 7           180 2 55 5 2           Таблица 1 окончание     2 8 МэВ   4 МэВ 8 МэВ 10 МЭВ 30 МэВ 60 МэВ 100 МэВ O* град А1 Fe Au Sn Sn W W W Pb 0 817 964 1070 2750 16100 4 77-104 1-106 6 82-107 1 19- 107 10 520 670 856 1895 4720 1 68-104 1 86-105 5 05-105 8 75-105 20 285 437 625 1119 3330 8 12-103 8 05-104 1 8-105 2 35-105 30 170 306 484 875 2740 5.26.103 3 9-104 6 27-104 8 74-104 40 138 238 382 735 2180 3.34.103 2 18-104 2 92-104 5 95-104 50 85 171 300 620 1580 2 2.103 1 38-104 1 64-104 4 2-104 60 68 121 252 525 1190 1 28-103 9 4.103 8 7.103 3 5-104 70 51 86 202 429 880   5 57-103 5 87-103 3 14-104 80 34 51 118 314 590   2 34-103 2 34-103 2 96-104 90 26 31 110 273 440   1 0-103 1 45.103 2 76-104 100 31 33 134 392 660   1 49 -103 9 0-104 2 58-104 110 35 53 168 318 540   1 75-103 1 22 -103 2 16-104 120 35 70 5 218 272 470   1 75-103 1 19-103 1 85-104 130 17 6 70 5 202 234 415   1 75 -103 1 15-103 1 5-1104 140 17 6 53 202 205 375   1 62.103 1 13.103 1 39-104 150 17 6 53 185 182 345   1 45-103 1 11.103 1 22-104 160       162 325       1 18-104 170       145 307       1 0-104 180       133 295       9 7-103 * O угол между направлением пучка электронов и направлением вылета тормозного излучения из мишени. Таблица 2 Толщина защиты из бетона см для различных коэффициентов кратности ослабления излучения К   Толщина защиты при Eэф МэВ  к 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 2 0 3 0 4 0 6 0 10 7 2 13 5 19 0 22 5 25 8 26 8 27 6 28 4 29 1 29 9 34 0 37 6 43 4 47 5 51 6 20 8 2 15 3 21 4 25 8 29 9 31 9 33 6 35 0 36 2 37 0 42 5 47 5 54 0 58 7 64 6 50 9 9 18 8 25 1 30 8 35 0 37 6 39 4 41 2 42 8 44 6 51 0 58 1 66 9 72 8 81 6 100 11 2 21 1 28 9 35 2 39 9 43 0 45 3 47 2 48 8 50 5 58 3 65 7 77 5 84 5 95 1 5-102 13 8 26 0 36 0 43 9 50 5 54 5 57 3 59 8 62 5 64 6 74 8 84 5 101 110 124 103 15 5 28 2 39 2 48 1 55 2 59 2 52 5 65 3 67 3 70 4 81 7 87 6 НО 121 138 5-103 18 8 33 1 45 6 56 4 65 2 70 0 74 0 77 0 80 2 82 8 97 111 133 147 167 104 20 1 35 2 48 5 60 3 69 3 74 5 79 1 82 9 86 2 89 2 104 119 143 157 179 5-104 23 3 42 3 56 4 68 6 79 0 84 7 88 7 93 4 97 9 102 120 136 165 181 207 105 30 5 50 5 64 6 75 1 82 8 89 0 93 5 98 1 102 107 127 144 174 191 218 5-105 44 8 61 5 73 7 83 7 92 5 99 3 104 НО 115 122 142 162 196 215 247 106 49 3 66 4 79 8 89 8 97 0 104 114 114 120 124 150 171 205 225 261 5-106 59 4 79 7 91 6 101 107 114 120 126 132 137 166 89 227 250 288 107 64 0 84 9 95 7 106 111 119 125 130 136 142 173 97 236 259 299 Таблица 3 Толщина защиты из железа см для различных коэффициентов кратности ослабления излучения К      Толщина защиты при Eэф МэВ м      к 0 1 0 2 0 3 0 4 0 5 0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 2 0 3 0 4 0 5 0 10 2 1 3 4 4 5 5 4 6 2 6 8 7 3 7 8 8 5 8 5 10 0 11 0 12 2 12 5 12 7 20 2 6 4 3 5 5 6 6 7 5 8 3 8 9 9 5 10 0 10 5 12 2 13 7 15 3 16 0 16 4 50 3 1 5 1 6 9 8 2 9 3 10 2 11 2 12 0 12 7 13 4 15 5 17 1 19 3 20 2 21 2 100 3 8 5 9 7 5 9 0 10 2 11 2 12 2 13 1 14 0 14 7 17 6 19 7 22 3 23 4 24 6 5-102 4 6 7 4 9 6 11 6 13 4 14 7 15 8 16 9 17 7 18 6 22 5 25 4 29 1 30 7 32 3 103 5 0 8 0 10 5 12 7 14 7 16 2 17 5 18 6 19 5 20 4 24 6 28 0 31 9 33 7 35 6 5-103 6 7 10 2 13 0 15 5 17 6 19 2 20 7 22 1 23 3 24 4 29 4 33 4 38 2 40 3 43 2 104 7 4 11 1 14 0 16 6 18 8 20 7 22 2 23 6 24 9 26 2 31 4 35 8 41 0 43 2 46 5 5.104 8 3 12 6 16 0 19 0 21 6 23 5 25 5 27 5 28 5 30 0 36 3 41 2 47 2 49 9 53 9 105 8 5 13 1 16 9 20 0 22 7 25 0 26 9 28 6 30 3 31 8 38 2 43 5 50 0 53 0 57 8 5-105 9 3 14 3 18 5 22 1 25 5 27 9 30 1 32 0 33 8 35 5 42 6 48 8 56 1 60 0 64 4 106 9 9 15 4 19 9 23 6 26 7 29 2 31 5 33 5 35 4 37 1 44 6 51 0 58 8 63 0 67 5 5-106 10 9 16 8 21 8 25 9 29 4 32 4 34 8 37 0 39 0 40 8 49 1 56 3 65 1 70 0 76 2 107 11 6 17 7 22 8 27 0 30 5 33 5 36 1 38 4 40 5 42 4 51 1 58 6 67 8 72 8 78 0 Таблица 4 Толщина защиты из свинца cм для различных коэффициентов кратности ослабления излучения К тг     Толщина защиты при Eэф МэВ     K 01 0 2 0 3 0 4 0 5   0 6 0 7 0 8 0 9 1 0 1 5 2 0 3 0 4 0 6 0 10 0 3 0 6 0 9 1 3 1 6   2 1 2 6 3 1 3 5 3 8 5 1 5 9 6 5 6 4 5 5 20 0 3 0 6 1 1 1 5 2 0   2 6 3 3 3 9 4 4 4 9 6 6 7 6 8 3 8 2 7 1 50 0 4 0 9 1 4 1 95 2 6   3 3 4 0 4 6 5 3 6 0 8 2 9 6 10 6 10 5 9 2 100 0 5 1.0 1 6 2 3 3 0   3 9 4 7 5 5 6 3 7 0 9 7 11 3 12 2 12 1 10 9 5-102 0 7 1 4 2 2 3 1 4 0   5 1 6 1 7 2 8 2 9 2 12 9 15 0 16 3 16 1 14 9 103 0 7 1 5 2 4 3 3 4 4   5 7 7 0 8 1 9 2 10 2 14 1 16 5 18 0 17 8 16 5 5-107 0 9 1 9 3 0 4 2 5 5   7 0 8 5 9 9 11 2 12 4 17 0 19 8 21 9 21 7 20 3 104 1 1 2 1 3 3 4 6 5 9   7 5 9 1 10 6 12 0 13 3 18 3 21 3 23 5 23 4 22 0 5-104 1 2 2 4 3 7 5 2 6 9   8 7 10 5 12 3 14 0 15 6 21 4 24 7 27 3 27 2 25 8 105 1 2 2 4 3 8 5 4 7 2   9 2 11 1 13 0 14 8 16 5 22 7 26 2 28 9 28 9 27 5 5-105 1 4 2 8 4 4 6 1 8 2   10 2 12 3 14 4 16 5 18 5 25 5 29 5 32 7 32 7 31 4 106 1 5 3 0 4 7 6 5 8 7   10 9 13 1 15 3 17 5 19 9 26 8 31 0 34 3 34 4 33 0 5-106 1 6 3 3 5 3 7 3 9 6   12 1 14 7 17 2 19 5 21 6 29 7 34 3 38 1 38 3 36 8 107 1 7 3 4 5 4 7 6 10 1   12 6 15 2 17 8 20 3 22 5 31 2 35 8 39 7 39 9 38 4 Таблица 5 Значения 61/10 см тормозного излучения в различных материалах Eo МэВ Бетон р = 2 3 г/103 Железо р = 7 8 г/см3 Свинец р = 11 3 г/103 0 2 8 6   0 14 0 25 9 0 0 29 0 3 10 0 0 57 0 4 10 0 0 82 0 5 13 6 1 03 1 17 5 2 52 2 23 0 3 9 4 30 1 8 1 4 9 6 35 2 9 8 5 1 10 20 41 9 46 0 10 5 11 2 5 6 Таблица 6 Выход фотонейтронов Q1 из различных мишеней в зависимости от энергии электронов     Qi-lO-* фотоне Йтрон/электрон   Eo МэВ Си 50 г/см2 Сu 12 7 г/см2 Та 12 5 г/см2 Рb 23 г/см2 11 1 5 12 0 6   15 0 8 0 4 3 5 19 22 20 6 3 13 28 21 8   46 30 40 34 33 13 79 35   14 100 100 Примечание. В скобках дана толщина мишеней. ПРИЛОЖЕНИЕ 29 Приложение 4 к СП 1858-78 ОРГАНИЗАЦИЯ ВЕНТИЛЯЦИИ ПОМЕЩЕНИЙ УСКОРИТЕЛЯ Для удаления образующихся в рабочей камере ускорителя тепловых избытков в ней должны быть обеспечены следующие минимальные кратности воздухообмена: Объем рабочей ка- До 100 100 500 500 1000 Свыше 1000 меры м3 Кратность воз- 15 10 5 2 духообмена 1/ч При обеспечении приведенных кратностей воздухообмена в рабочей камере во время работы ускорителя в большинстве случаев концентрации образующихся вредных для человеческого организма веществ значительно превышают предельно-допустимые их концентрации ПДК . Поэтому после выключения ускорителя для обеспечения безопасности персонала вводится запретный период Tзапр . Запретный период в общем случае следует определять по формуле Tзапр = [ In ci / ПДК i ДКдi / К кам + ? i где Сг концентрация иго токсичного радиоактивного вещества в рабочей камере в момент прекращения облучения мг/м3 Ки/м3 ; ПДК предельно допустимая концентрация г-ro токсичного вещества мг/м3; ДКАi- допустимая концентрация i-ro радиоактивного вещества Ки/м3; Ккaм кратность воздухообмена в рабочей камере ускорителя 1/ч; Толщина защиты при Eэф МэВ  ? i коэффициент характеризующий химическую или ядерную нестойкость i-ro токсичного радиоактивного вещества после прекращения облучения 1/ч. В результате радиолиза воздуха образуются озон и оксиды азота являющиеся постоянно сопутствующими факторами опасности при работе ускорителя. Однако ввиду того что при работе ускорителей токсичность продуктов радиолиза воздуха определяется в основном образующимся озоном ПДК озона в 50 раз ниже ПДК оксидов азота все расчеты вентиляции должны основываться на обеспечении снижения концентрации озона. Продукты радиолиза воздуха на установках с ускорителями электронов образуются лишь в зоне пучка ускоренных электронов. Затем они распространяются в объеме всей камеры за счет перемешивания воздуха . Концентрация озона в зоне действия пучка электронов рассчитывается по формуле C з.о оз = соI / Sз.о ? рад + К з.о. 1 - е - ? рад + К з.о. t з.о. мг/м3 где C з.о оз концентрация озона в зоне облучения в пучке электронов во время работы ускорителя; с0=4 2-107 мг/ А-м-ч коэффициент пропорциональности; t з.о. время нахождения воздуха в зоне облучения в пучке электронов ч; I ток пучка электронов A; S3.0. площадь поперечного сечения зоны облучения развертки м2; К з.o кратность воздухообмена в зоне облучения в пучке 1/ч; ? рад коэффициент учитывающий радиационную нестойкость озона величина которого зависит от мощности поглощенной дозы и рассчитывается по формуле ? рад=1 6-10-2Р°'6 1/ч Мощность поглощенной дозы ускоренных электронов в воздухе рассчитывается по формуле Р = 3 6-1010 dE / dx ион I / S рад/ч где dE/dx ион ионизационные потери МэВ-см2/г см. табл. 1 . Таблица 1 Ионизационные потерн при прохождении ускоренных электронов различной энергии в воздушной среде Ео МэВ dE/dx ион МэВ-см2/г Ео МэВ dE/dx ионМэВ-см2/Т 0 2 2 46 6 0 1 88 0 3 2 08 8 0 1 93 0 4 1 90 10 0 1 98 0 6 1 74 20 0 2 13 0 8 1 70 30 0 2 22 1 0 1 66 40 0 2 29 1 5 . 1 66 60 0 2 38 2 0 1 68 80 0 2 45 3 0 1 74 100 0 2 50 4 0 1 79     Для наиболее эффективного удаления образующихся вредных газов и аэрозолей целесообразно устанавливать местные отсосы вблизи мест их образования. При эксплуатации ускорителя с индивидуальной радиационной защитой продукты радиолиза воздуха образуются в небольшом объеме. В этом случае важно предотвратить распространение этих продуктов в пультовую и другие помещения где постоянно находится персонал. Для этого местный отсос из зоны облучения должен быть такой чтобы он обеспечил скорость движения воздуха в местах подсосов вход и выход транспортера в зону облучения щели и т. п. не менее 0 5 м/с. Обычно это условие соблюдается при местном отсосе 500-1000 м3/ч. Существует несколько вариантов местной вентиляции из зоны облучения а именно: а отсос воздуха на уровне действия пучка электронов по краю его развертки с одной или обеих сторон технологического канала ; б отсос воздуха с обеих сторон ускорителя на выходе и входе технологического канала в зону облучения; в отсос воздуха сверху радиационной защиты индивидуальная защита ускорителей играет роль вытяжного зонта . Ускоритель может быть введен в действие лишь при включении местной вентиляции. Система местного отсоса из зоны облучения должна работать от отдельного вентилятора. Вентилятор должен быть вынесен за пределы помещения. Ввиду малого объема зоны облучения на ускорителе электронов с индивидуальной защитой снижение концентрации газообразных продуктов радиолиза или активации в технологическом канале до предельно допустимой концентрации для лиц категории А при работающем отсосе происходит практически за несколько секунд после выключения ускорителя поэтому понятие запретного периода в данном случае теряет смысл. Выброс воздуха не содержащего кроме продуктов его радиолиза озона и оксидов азота никаких других токсических или радиоактивных компонентов в атмосферу может производиться без предварительной очистки. При наличии воздухообмена в зоне облучения образование озона и его распространение в объеме камеры при включенном ускорителе происходит непрерывно. Причем концентрация озона в воздухе зависит от организации вентиляции объема камеры места расположения ускорителя в рабочей камере направления пучка электронов по отношению к направлению движения воздушных потоков. Поэтому точно концентрацию озона в воздухе рабочей камеры ускорителя можно рассчитать лишь исходя из конкретных условий. Линейная скорость движения воздуха в рабочей камере v=Ккам1 м/ч где Ккам кратность воздухообмена в рабочей камере 1/ч; Z длина камеры м. В случае когда пучок электронов направлен перпендикулярно направлению движения воздуха в рабочей камере время нахождения каждой порции воздуха в пучке электронов составит T з.о. =a / v = ?S з.о. / KKaмll ч где а средняя ширина сечения пучка электронов м. Тогда кратность воздухообмена в зоне облучения составит K3.0.=1/tз.оa.=KKaM l /?Sз.о. 1/ч. Таким образом определяются все параметры t3.о. К3.0. aрад необходимые для расчета концентрации озона в зоне пучка электронов. Количество озона образующегося за 1 ч будет равно Qо.з = С033.0. V.3.o. Kз.о. =С033.0.dS s.0 . K s 0 мг/ч . За 1 ч через рабочую камеру проходит L м3 воздуха: L=VкамKкам м3/ч. Концентрация озона в воздухе камеры при установившемся режиме будет равна С озкам= Q о.з / L = 4 2*107 I dKо.з / ? рад + Коз * V кам K кам 1 - e - ? рад + К з.о. tз.о. мг/м3 Для охлаждения фольги выходного окна ускорителя ее обдувают струей сжатого воздуха. Расход воздуха ~100 м3/ч. Практически весь этот воздух проходит через пучок ускоренных электронов. Каждая порция воздуха будет находиться в зоне облучения около 1 с t 3.о.=0 0003 ч К 3.0.=3600 ч-1 . Подставляя значения ?3.0. и Кзл. в выражение для Созкам можно рассчитать концентрацию озона. На ускорителях электронов высоких энергий более 10 МэВ происходит активация облучаемых компонентов среды и материалов по реакциям ? n -? p и существует опасность внутреннего облучения персонала за счет активирования компонентов воздуха. Так энергетический порог реакций 14N ? n '3N и 160 ? n 150 составляет 10 6 и 15 7 МэВ соответственно. Концентрация радиоактивного газа в воздухе зоны облучения во время работы ускорителя может быть рассчитана по формуле Са= с0' Еo IdKоз / Kоз .+0.693 / F1/2 VKaM*KkaM *[1- е- K3.0.+о 693 / Т 1/2. t зо.|Ки/м3 где с0' постоянная скорости образования радиоактивного газа в воздухе Ки/ ч-МэВ-А-м зависимость с0' от энергии электронов приведена на рис. 1; Т>/ период полураспада образующегося радиоизотопа; Е0 энергия электронов МэВ. Рис. 1. Зависимость постоянной скорости образования со' радиоизотопов I3N и 150 от энергии электронов вольфрамовая мишень В табл. 2 приведены значения запретного периода входа в рабочую камеру ускорителя рассчитанные но приведенным в данном Приложении формулам для /=1 мА кратности воздухообмена в камере ККАМ=25 l/ч объеме камеры FKaM= =560 м3 d=5 м. Расчет проводился исходя из образования озона 13N и 150. При энергиях электронов до 30 МэВ расчет запретного периода следует вести по озону а при энергиях свыше 30 МэВ по накоплению радиоактивных газов.   Таблица 2   Величины запретного периода   Ео МэВ Tзапр мин   Ео МэВ Тзапр мин 13N 15О 13N 15О 10 15 20 0 3 5 5 0 0 2 25 30 35 7 9 11 5 7 10 Примечание. ГзаПр для озона при всех значениях Ео равно 7 мин. Если запретный период обусловленный необходимостью снижения мощности дозы излучения от активированных конструкционных материалов и объектов облучения до допустимого уровня Тзапр превышает Т3апР рассчитанный по формуле приведенной выше то запретный период определяется Тактзапр акт L запр' Пример: Ускоритель электронов E0=30 МэВ /=10~3 А размещен в рабочей камере объемом VKaM=600 м3 с кратностью воздухообмена .Kкам=10 1/ч. Расстояние от выходного окна ускорителя до мишени d=5 м средняя площадь развертки пучка электронов S3 0 =0 05 м2. Определить запретный период входа персонала в рабочую камеру. Решение: а Рассчитаем запретный период исходя из образования озона Tзапр оз = [In соз кам / ПДК03 ]/ Kкам + ?акам акам коэффициент учитывающий химическую нестойкость озона после отключения ускорителя акам=1 2 1/ч не зависит от условий облучения; с03 кам = 4 2 * 10 7 IdK з.о. / ? рад + К з.о. V кам К кам * 1 - е - ? рад + Кз.о. мг/м3 К з.о. = К кам l кам / S з.о. = К кам V кам / S з.о. * 10 * 8 5 /0 23= 370 1/ч Тогда 1 tз.о =1/370=0 0027 ч ?рад=1 6-10-2Р0 6 l/Ч Р = 3 6 - 1010 dE / dx ион I / S з.0. = = 3 6 • 1010.2 22 • 103 / 0 05 = 1600 Мрад/ч ?рад = 1 6 • 10-2 1 6 *109 °.6 = 5330 ч-1 скам°3 4 2*107*10-3*5*370 / 5330 + 370 *600*10 * 1- е - 5330+370 *0 0027 = 2 3 мг/м3 Т зanp оз= ln * 2 3 / 0 1 / 10+l 2 = ln23 / ll 2= =3 13/11 2 = 0 28 ч = 17 мин. б Рассчитаем запретный период исходя из образования радиоактивных газов. При энергии электронов 30 МэВ преобладающим является образование 150 по сравнению с образованием 13N см. рис.1 . Для 15О Т 1/2=2 мин ДКА=1-10-6 Ки/м3; для 13N Г 1/2=10 мин ДКА=2 • 10-6 Ки/м3. С кам 15 о= со Ео Id K з.о. / К з.о. + 0 693 / Т 1/2 V кам К кам 1 - e - К з.о. + 0 693 / Т 1/2 t з.о. = = 150* 30 * 10-3 *5*370 / 370 + 0 693 / 0 033 * *600 * 10 1 - e - 300+0 693 / 0 033 * 0 0027 = = 2 2 * 10 -3 Ки/м3 Т15озапр = 1n2 2* 10-3 / 1* 10-6 / 10 + 21 == = In 2200 / 31 = 0 247ч = 15 мин. в Учитывая более длительный по сравнению с 150 период полураспада 13N снижение концентрации изотопа 13N после отключения ускорителя будет происходить гораздо медленнее так как основную роль в снижении его концентрации будет играть кратность воздухообмена а не распад нуклида как в случае 150. cкам 13 N co Eod К з.о. / К з.о. + 0 693 / Т 1/2 V кам К кам 1- е - Кз.о. + 0 693 /Т 1/2 t з.о. = = 40*30*10-3*5*370 / 370+ 0 693/0 167 *600*10 1- е - 370+0 693/0 167 *0 0027 = = 0 47.10-3Ки/м3. Т 15N запр = 1n *О 47 • 10-з / 2 • 10 -6 / 10 + 4 15 = In 235 / 14 15 = = 5 45/14 15 = 0 385 ч = 23 мин. Сравнивая полученные величины T запр видим что наибольшее значение его определяется образованием 13N. Поэтому T запр принимаем равным 23 мин. ПРИЛОЖЕНИЕ 30 ЗАЩИТА ОТ ПЕРВИЧНОГО И ВТОРИЧНОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ 1. Толщина защитного слоя свинца в миллиметрах и бетона плотностью 2 35 г/см3 в сантиметрах обеспечивающая ослабление мощности дозы первичного излучения до допустимых величин может быть определена из табл. 1 в зависимости от отношения K=It100/36R2D0 1 гдеI сила тока в рентгеновской трубке мА; R расстояние до защищаемого обтъекта м; t время облучения ч в неделю; Do предельно допустимая недельная доза для лиц рассматриваемой категории мР. Пример 1. Необходимо определить толщину защитного слоя свинца или бетона от первичного излучения для лиц работающих в рентгеновских кабинетах В этом случае Z =100 мР при 36-часовой рабочей неделе t=36 и формула 1 сводится к простому выражению K=*I/R2. Например пусть ток в рентгеновской трубке 1=8 мА напряжение UмаКс=250 кВ расстояние до защищаемого объекта R=4 м. Тогда K=0 5 и из табл. 1 находим что необходимая толщина защитного слоя свинца составляет 7 5 мм бетона 37 см. Пример 2. Необходимо определить толщину защитного слоя свинца или бетона от первичного излучения для лиц работающих в смежных помещениях. В этом случае D= =10 мР/неделя. Если рабочая неделя составляет 36 ч то формула 1 примет следующий вид: K=10 I / R2 Например если при условиях изложенных в примере 1 мы будем определять защиту для лиц работающих в смежном помещении то в этом случае К = 5 и толщина защитного слоя свинца согласно табл. 1 составит 10 5 мм бетона 46 см. Пример 3. Необходимо определить толщины защитного слоя свинца или бетона от первичного излучения для смежной с защитной зоной территории. В этом случае D 0 = = 1 мР/неделя t=144 ч и K=144-100I / 36-1R2=400 I / R2. В качестве примера рассмотрим условия при которых I=10 мА R20 м напряжение Uмакс=250 кВ. Тогда K=10 и толщина защитного слоя свинца согласно табл. 1 составит 11 5 мм бетона 49 см. Если используются напряжения не указанные в таблице то толщина свинцовой защиты находится линейной интерполяцией. Например: требуется найти толщину защитного слоя свинца от первичного излучения для аппарата с напряжением Umакс=220 кВ при остальных условиях изложенных в примере 1. Из табл. 1 определяем что для UМакс=200 кВ толщина защитного слоя свинца составит 4 5 мм для UМакс=250 кВ 7 5 мм; линейной интерполяцией находим h=4 5+ 7 5-4 5 220-200 / 250-200 =5 7 мм. Если величина рассчитанного коэффициента К не указана в таблице то соответствующая ему толщина свинцовой защиты находится путем линейной интерполяции. Например: пусть в примере 1 ток в трубке I=12 мА тогда .K=0 75. Из табл. 1 находим что .К=0 5 соответствует толщина свинцовой защиты 7 5 мм K=1 8 5 мм следовательно h=7 5+ 8 5-7 5 0 75-0 5 / 1-0 5 =8 мм. 2. Толщина защитного слоя свинца в миллиметрах и бетона плотностью 2 35 г/см3 в сантиметрах обеспечивающая ослабление мощности дозы вторичного излучения до допустимых величин может быть определена из табл. 2. Примечание. Если плотность используемого строительного материала кирпич бетон не равна 2 35 г / см3 то полученное из табл. 2 значение толщины защитного слоя бетона следует умножить на 2 35/р где р плотность используемого материала в г/см3. Таблица 1 Толщина защитного слоя свинца мм н бетона см обеспечивающая ослабление мощности дозы первичного излучения до допустимых величин в зависимости от коэффициента К и максимального напряжения на трубке     Толщина защитного слоя при Uмакс кв    к 75 1 00 1 25 1 50 175   2 00   !50 300     свинец свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон 0 001       0 5   0 5   1   1   1 5   2   0 002 0 5 0 5 1 1 25 1 25 2 3 0 003 0 5 0 5   0 75   1   1 5 1 5   2 5   4 0 005 0 5 0 75   1   1 25   1 75 2 3 4 5 0 01 0 75 1 0 7 1 25 10 1 5 14 2 17 2 25 18 3 5 20 6 26 0 02 1 1 8 5 1 5 14 1 75 15 2 17 2 5 20 4 23 7 2 29 0 03 1 1 25 10 1 5 14 2 17 2 5 21 2 75 22 4 5 24 8 3 31 0 05 1 25 1 5 12 1 75 15 2 18 2 5 22 3 24 5 27 10 34 0 1 1 25 1 5 13 1 75 16 2 25 20 2 75 23 3 5 27 5 75 30 11 5 37 0 2 1 5 1 75 14 2 16 2 5 22 3 25 3 75 30 6 5 34 13 40 0 3 1 5 2 16 2 25 18 2 75 23 3 25 27 4 31 7 35 13 5 41 0 5 1 75 2 25 17 2 5 20 3 25 3 5 28 4 5 32 7 5 37 14 5 43 1 2 2 5 18 2 75 22 3 25 27 3 75 30 5 35 8 5 40 16 5 46 2 2 25 2 75 21 3 24 3 5 29 4 25 33 5 5 38 9 5 43 18 49 3 2 5 2 75   3 25   4   4 5   5 75   10   19   5 2 75 3 22 3 5 30 4 25 34 5 36 6 40 10 5 46 20 52 10 2 75 3 25 24 3 75 32 4 5 36 5 25 38 6 5 43 11 5 49 21 5 56 20 3 3 5 25 4 34 4 75 40 5 75 43 7 46 12 52 23 5 60 30 3 3 5   4 25   5   6   7 5   13   24 5   50 3 25 3 75 27 4 5 36 5 25 42 6 5 45 7 75 48 13 5 57 25 5 62 100 3 5 4 30 4 75 38 5 5 43 6 75 47 8 25 50 14 58 27 65 Таблица 2 Толщина защитного слоя свинца мм и бетона см обеспечивающая ослабление мощности дозы вторичного излучения до допустимых величин в зависимости от коэффициента К и максимального напряжения на трубке   к   Толщина защитного слоя при Uмакс кв    1 100 150   2 00 25 0 3 00   свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон 0 01 0 1 2 0 1 3 0 2 4 0 3 5 0 6 7 0 02 0 2 3 5 0 3 4 5 0 5 6 5 0 8 7 5 1 2 9 5 0 03 0 4 4 5 0 5 5 5 0 8 9 1 2 10 2 3 12 0 05 0 5 5 5 0 8 8 1 12 1 5 12 5 3 14 5 0 1 0 7 6 5 1 10 1 4 14 2 15 4 17 0 2 0 9 8 1 2 12 1 8 17 2 7 18 5 20 0 3 1 8 5 1 3 13 2 18 3 19 5 5 21 0 5 1 2 10 1 5 14 2 2 19 3 5 21 6 3 22 1 1 4 12 1 8 16 2 6 22 4 2 23 7 5 25 2 1 6 13 2 18 5 3 25 5 26 9 28 5 1 8 15 2 3 21 3 6 28 5 8 29 10 5 31 10 2 1 17 2 6 23 4 1 30 6 5 32 12 34 20 2 3 18 2 9 26 4 6 34 7 3 36 13 5 38 50 2 5 20 3 2 28 5 1 37 8 39 15 41 100 2 8 22 3 5 31 5 6 39 8 8 42 17 44 Таблица 3 Приближенная величина слоев половинного и десятикратного ослабления в свинце мм и бетоне см для сильно зафильтрованного рентгеновского излучения Uмакс кв б l/2   6 1/10     свинец бетон свинец бетон 100 0 2 1 5 0 7 5 1 150 0 3 2 3 1 0 7 6 200 0 5 2 8 1 7 9 1 250 0 9 2 9 3 0 9 7 300 1 7 3 1 5 6 10 2 Примечание. При выполнении защитных устройств рентгеновских кабинетов следует учитывать защитное действие уже существующих стенок междуэтажных перекрытий и т. д. 3. Толщины защитных слоев должны рассчитываться исходя из номинального значения анодного тока рентгеновской трубки при номинальном значении напряжения. 4. При расчете толщины защитных сооружений рекомендуется вводить двукратный запас добротности защиты т. е. увеличивать расчетную величину на один слой половинного ослабления. В табл. 3 приведены приближенные значения слоев половинного и десятикратного ослабления свинца в миллиметрах и бетона плотностью 2 35 г/см3 в сантиметрах для сильно зафильтрованного рентгеновского излучения указанных максимальных энергий. ПРИЛОЖЕНИЕ 31 Приложение 2 к СП 1960-79 ВЫБОР ТОЛЩИНЫ ЗАЩИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ОСЛАБЛЕНИЯ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ 1. Толщина защиты из стали или свинца обеспечивающая необходимую кратность ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения Ко в зависимости от напряжения на аноде электровакуумного прибора может быть определена по табл. 1 или 2. 2. Данные таблиц справедливы для выбора толщины защиты от неиспользуемого рентгеновского излучения генерируемого электровакуумными приборами при любой форме кривой напряжения на аноде. 3. Для промежуточных значений анодного напряжения или кратности ослабления излучения указанных в таблицах толщина защиты выбирается по ближайшему большему значению. Пример. Определить толщину защиты из стали необходимую для ослабления мощности экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения на рабочем месте до 0 07 мкР/с если при напряжении на аноде электровакуумного прибора 40 кВ мощность экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения генерируемая им равна 15 мкР/с. В данном случае требуется кратность ослабления Ко = 15/0 07 = 214. По табл. 1 принимается толщина защиты из стали равная 1 2 мм. 4. Выбор толщины защитных материалов для некоторых типов электронно-лучевых установок в зависимости от рабочего номинального напряжения и максимальной силы тока луча может быть произведен по табл. 3 и 4. Таблица 1 Толщина защиты из стали мм для ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения К0 Толщина защиты при напряжении на аноде электровакумного прибора кВ   10 15 20 25 30 35 40 45 50 2         0 1 0 1 0 2 5 0 1 0 2 0 3 0 4 10 0 1 0 2 0 3 0 4 0 6 20 0 1 0 1 0 2 0 3 0 4 0 6 0 9 50 0 2 0 2 0 3 0 4 0 6 0 9 1 0 100 ~ 0 2 0 2 0 3 0 5 0 8 1 0 1 6 200 0 2 0 3 0 4 0 6 1 0 1 3 2 0 500 0 3 0 3 0 5 0 8 1 2 1 6 2 4 103 0 1 0 3 0 4 0 6 0 9 1 4. 1 9 2 7 2*103 0 1 0 3 0 4 0 7 1 1 1 6 2 2 3 1 5*103 0 1 0 4 0 5 0 8 1 2 1 9 2 6 3 6 104 0 2 0 4 0 5 0 9 1 4 2 1 2 8 3 9 2*104 0 2 0 4 0 6 1 0 1 5 2 3 3 1 4 3 5 104 0 2 0 5 0 7 1 1 1 7 2 5 3 5 4 9 105 0 2 0 5 0 7 1 2 1 8 2 7 3 8 5 3 2*105 0 2 0 5 0 8 1 3 1 9 2 9 4 1 5 7 5*106 0 2 0 5 0 8 1 4 2 1 3 2 4 4 6 2 106 0 2 0 6 0 9 1 4 2 2 3 4 4 7 6 6 2 -106 0 3 0 6 1 0 1 5 2 3 3 6 5 0 7 0 5-106 0 3 0 6 1 0 1 6 2 5 3 8 5 4 7 5 107 0 3 0 7 1 1 1 7 2 6 4 0 5 7 7 9 2-107 0 3 0 7 1 1 1 8 2 8 4 2 6 0 8 3 5-107 0 3 0 7 1 2 1 9 2 9 4 5 6 4 8 7 108 0 1 0 3 0 8 1 2 2 0 3 1 4 7 6 6 9 2 Примечание. Здесь и в табл 2 К0 коэффициент кратности ослабления из лучения. Таблица 2 Толщина защиты из свинца мм для ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения о Толщина защиты при напряжении на аноде электровакумного прибора кВ   30 40 50 60 | 70 80 100 2         0 2 0 2 5 0 1 0 1 0 4 0 4 10     0 1 0 9 0 2 0 5 0 6 20 0 1 0 2 0 2 0 3 0 6 0 8 50 0 1 0 2 0 3 0 4 0 8 1 1 100 0 2 0 2 0 4 0 5 1 0 1 3 200   0 2 0 3 0 5 0 6 1 2 1 5 500 0 2 0 4 0 6 0 8 1 4 1 7 103 0 1 0 3 0 4 0 7 1 0 1 6 1 9 2-103 0 2 0 3 0 5 0 8 1 1 1 7 2 1 5-103 0 2 0 3 0 6 0 9 1 3 1 8 2 4 104 0 2 0 4 0 6 1 1 1 5 2 1 2 7 2*104 0 2 0 4 0 7 1 2 1 6 2 3 2 9 5-104 0 2 0 4 0 7 1 3 1 8 2 5 3 2 105 0 2 0 5 0 8 1 4 2 0 2 7 3 5 2-105 0 3 0 5 0 9 1 5 2 1 2 8 3 7 5-105 0 3 0 5 0 9 1 6 2 3 3 0 4 0 106 0 3 0 6 1 0 1 7 2 5 3 2 4 3 2-106 0 3 0 6 1 0 1 8 2 6 3 4 4 6 5-106 0 3 0 6 1 1 2 0 2 8 3 6 4 9 107 0 4 0 7 1 2 2 1 3 0 3 8 5 2 2-107 0 4 0 7 1 3 2 2 3 1 3 9 5 4 5-107 0 4 0 7 1 3 2 3 3 4 4 2 5 7 108 0 4 0 8 1 4 2 4 3 5 4 4 6 0 Таблица 3 Толщина защиты электронно-лучевых установок при токе равном 30 мА Расстояние от антикатора м Толщина защиты мм при напряж ении на установках кВ 10 20 30 во 1 100       Свинец    0 6 0 23 0 56 1 005 2 51 5 26 0 3 0 27 0 64 1 145 2 79 5 74     Сталь 0 6 0 23 2 2 4 1 10 3 33 0 0 3 0 27 2 5 4 7 11 8 35 5     Стекло ТФ-5 0 6 0 56 2 7 5 0 12 5 33 0 0 3 0 66 3 0 6 2 13 8 35 5 Таблица 4 Толщина защиты электронно-лучевых установок при токе равном 5А Расстояние от антикато- да м Толщина защиты мм при напряж ении на установках кВ 10 30 30 60 100   Свинец    0 6 0 38 0 86 1 53 3 58 7 06 0 3 0 42 0 94 1 67 3 84 7 54     Сталь 0 6 0 38 3 36 6 25 15 2 45 0 0 3 0 42 3 68 6 85 16 3 47 5     Стекло ТФ-5  0 6 1 9 4 3 7 6 17 8 45 0 0 3 2 1 4 7 8 3 19 2 47 5 ПРИЛОЖЕНИЕ 32 Приложение 4 к СП 1960-79 МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ 1. Предварительное обследование источников-излучения 1.1. Измерение неиспользуемого рентгеновского излучения следует начинать с предварительного обследования источника излучения в целях определения направления выхода и пространственного распределения излучения вокруг исследуемого объекта а также мест нахождения дефектов в экранировке защите источника излучения. 1.2. Направление выхода и пространственное распределение излучения вокруг исследуемого источника излучения и дефекты в экранировке защите можно определить с помощью: дозиметрических приборов для измерения мощности экспозиционной дозы типа ДРГЗ-01 ДРГЗ-02 СГД-1; дозиметров накопительного типа ИФК-2 3; ИФК-2 ЗМ; КИД-2; ТДП-2 или рентгеновской пленки завернутой в черную бумагу располагаемых при облучении на разных по высоте уровнях вокруг исследуемого объекта или непосредственно на его защите; высокочувствительных приборов-индикаторов в качестве которых могут быть использованы радиометры или интенсиметры например типа «Сигнал» с выносным зондом «Луч-А» «Спутник» «Разведчик» СРП-2 и другие фиксирующие бета- или гамма-излучение. При обследовании источников рентгеновского излучения энергией до 50 кэВ следует применять эти приборы с детекторами фиксирующими бета-излучение. Примечание. Приборы-индикаторы позволяют только приблизительно оценивать уровень рентгеновского излучения. 1.3. Предварительное обследование источников неиспользуемого рентгеновского излучения проводят в тех режимах работы при которых обнаруживается максимальная интенсивность излучения. 1.4. При предварительном обследовании источников неиспользуемого рентгеновского излучения необходимо исследовать всю поверхность установки защитной камеры либо поверхности защиты электровакуумного прибора корпуса прибора установленного вне корпуса установки. Детектор дозиметра или прибора-индикатора следует перемещать со скоростью позволяющей регистрировать установившиеся показания прибора фиксируя при этом пучки максимальной интенсивности положение детектора и показания прибора. Время необходимое для получения установившегося показания прибора указано в его техническом описании и инструкции по эксплуатации. 2. Измерение мощности экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения 2.1. На основании результатов предварительного обследования с учетом режима работы источника излучения непрерывный импульсный энергии и пространственного распределения излучения следует выбирать дозиметрический прибор. 2.2. Измерение мощности экспозиционной дозы непрерывного рентгеновского излучения проводят с помощью дозиметров типа ДРГЗ-02 ДРГЗ-01 или дозиметров накопительного типа ИФК-2 3; ИФК-2 ЗМ; КИД-2; ТДП-2 измеряющих экспозиционную дозу. Для измерений в широких пучках излучения с площадью пучка свыше 300 и 100 см2 можно применять медицинские рентгенометры типа МРМ-2 и МРМ-3 соответственно. 2.3. Измерение мощности экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения следует проводить с помощью специально предназначенных для этой цели сцинтилляционных дозиметров типа ДРГЗ-01 ДРГЗ-02 ДРГЗ-04. Дозиметры типа ДРГЗ-01 ДРГЗ-04 позволяют проводить измерения мощности экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения без дополнительной погрешности при длительности импульса не менее 0 5 икс а дозиметр типа ДРГЗ-02 при длительности импульса не менее 1 мкс. 2.4. Дозиметры накопительного типа КИД-2; ИФК-2 3; ИФК-2 ЗМ; ТДП-2 не имеют значительной погрешности при измерении экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения с любой длительностью импульса. - 2.5 При измерении рентгеновского излучения с энергией меньше 3 2-10-15 Дж 20 кэВ чувствительность дозиметрического прибора зависит от энергии рентгеновского излучения. Для различных типов высоковольтных электровакуумных приборов значения эффективной энергии рентгеновского излучения Еэф приближенно можно принять равными: а для электровакуумных приборов со стеклянными баллонами Еэф=0 7Е0 где Ео граничная энергия рентгеновского излучения высоковольтного электровакуумного прибора в кэВ численно равна максимальному напряжению на аноде этого прибора в кВ; б для электровакуумных приборов с керамическим или металлическим корпусом за исключением клистронов в динамическом режиме Еэф=Ео' в для клистронов в динамическом режиме Еэф находится в диапазоне от 1 1 до 1 3 Е0. 2.6. Необходимо соблюдать следующий порядок и условия измерения: 1 подготовить измерительный прибор к работе в соответствии с инструкцией по его эксплуатации; 2 при отключенном источнике рентгеновского излучения измерить мощность экспозиционной дозы естественного радиационного фона в месте размещения контролируемого электровакуумного прибора или установки. Измерение естественного радиационного фона следует проводить до и после измерения рентгеновского излучения; 3 перед началом измерений убедиться в том что установка прибор работает в заданном рабочем режиме; 4 детектор дозиметра расположить на расстоянии 5 см от корпуса источника излучения или его защиты таким образом чтобы направление излучения было перпендикулярно к его торцевой поверхности например дозиметра типа ДРГЗ-02 или перпендикулярно к сферической поверхности ионизационной камеры дозиметров типа МРМ-2 МРМ-3. В случае применения термолюминесцентных дозиметров фотодозиметров или рентгеновской пленки направление излучения должно быть перпендикулярно к фиксирующей поверхности кристалла или пленки а при использовании дозиметров с цилиндрическими ионизационными камерами например типа КИД-2 перпендикулярно к цилиндрической камере. Эти дозиметры следует располагать на минимально возможном расстоянии но не далее 5 см от источника излучения или закреплять непосредственно на защите; 5 измерение мощности экспозиционной дозы неисполь- зуемого рентгеновского излучения следует проводить в точ- ках наибольшей интенсивности выбранных по результатам предварительного обследования. В каждой точке необходимо провести три измерения. Результатом измерения следует счи- тать среднеарифметическое значение из результатов трех измерений; 6 измерения следует проводить при всех типовых режи- мах а также в специально оговоренных в технических уело- виях и инструкциях по эксплуатации режимах работы элек- тровакуумных приборов и установок так как интенсивность неиспользуемого рентгеновского излучения может увеличи- ваться в режимах отличных от номинального. 3. Обработка результатов измерений 3.1. Обработку результатов измерений выполненных с помощью дозиметрических приборов производят в соответ- ствии с инструкцией по их эксплуатации. 3.2. Мощность экспозиционной дозы Р мкР/с непрерыв- ного и импульсного рентгеновского излучения рассчитывают по формуле Р=КРо-РФ где Ро среднеарифметическое значение из результатов трех измерений мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения; К поправочный коэффициент учитывающий Рис. 1. Зависимость поправочного коэффициента от эффективной энергии рентгеновского излучения Дозиметры: 1 ДРГ-3-02; 2 ТДП-2; 3 СГД-1; 4 МРМ-2; 5 КИД-2 3.3. Экспозиционную дозу рентгеновского излучения X мкР мР Р измеренную с помощью дозиметров накопительного типа рассчитывают по формуле Х=Хо Хф где Хо показания дозиметра на определенное время мкР мР Р; Хф показания контрольного дозиметра за тот же промежуток времени мкР мР Р. ПРИЛОЖЕНИЕ 33 Приложение 5 к СП 1960 79 ФОРМА ЖУРНАЛА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ Дата измерения Наимено вание установки. Объект измерения Источник излучения Режим работы Состояние екрани ровки Место измерения Результаты измерения Тип и номер измер тельного прибора Измерение производил Подпись ответст венного лица   |                   |                                     Примечание. Журнал должен быть пронумерован прошнурован и скреплен печатью; форма журнала может быть изменена применительно к местным условиям. ПРИЛОЖЕНИЕ 34 Приложение 6 к СП 1960 76 ФОРМА ПРОТОКОЛА ИЗМЕРЕНИЯ МОЩНОСТИ ЭКСПОЗИЦИОННОЙ ДОЗЫ РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ Протокол № измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения « » 19 г. 1. Предприятие . 2. Подразделение цех отдел участок 3. Цель измерений 4. Объект измерений установка ее номер операция 5. Источник излучения 6. Решим работы 7. Состояние экранировки источника излучения 8. Место измерения 9. Результаты измерений 10. Перечень измерительных приборов 11. Предельно допустимые гигиенические нормы 12. Рекомендуемые мероприятия по уменьшению мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения 13. Заключение Измерения производили подпись фамилия инциалы При измерениях присутствовали подпись фамилия инициалы Протокол проверил подпись фамилия инициалы ПРИЛОЖЕНИЕ 35 МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ МОЩНОСТИ НЕЙТРОННОГО Ро + Ве -ИСТОЧНИКА В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ Чтобы определить значение мощности любого нейтронного Ро+Ве -источника необходимо полученную по графику рис. 1 величину активности умножить на паспортную начальную мощность этого источника выраженную в Ки или а числе нейтронов в секунду. Рис. 1. График изменения мощности нейтронного источника во времени построенный для однокюрийного Ро+Ве -источника 2-10е нейтрон/с Чтобы определить значение мощности любого источника необходимо полученную по графину величину умножить на паспортную начальную мощность этого источника выраженную в Ки или в числе нейтронов; в секунду ПРИЛОЖЕНИЕ 36 ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОНОВ Источники нейтронов обычно применяемые при проведении научно-исследовательских работ как в лабораторных так и в экспедиционных условиях испускают нейтроны в широком диапазоне энергии. Однако в большинстве случаев основную радиационную опасность представляют быстрые нейтроны с энергией до 10 МэВ. Эти нейтроны обладают большой проникающей способностью и высокой относительной биологической эффективностью. Учитывая трудность организации физической защиты особенно в экспедиционных условиях при организации работ с источниками нейтронов следует руководствоваться следующими основными правилами: 1 необходимо сокращать время работы с источником нейтронов; 2 выбирать максимально возможное расстояние от источника нейтронов. Для многих видов источников нейтронов можно считать что нейтроны распространяются изотропно и интенсивность нейтронного потока на расстоянии R может быть определена по формуле IR=Iо / 4пR2 где IR интенсивность нейтронного потока на расстоянии К от источника нейтронов; I0 абсолютный выход нейтронов в 1 с. Зависимость допустимого времени работы от расстояния до источника нейтронов можно выразить графически рис. 1 а б . В случае проведения нескольких различных операций с источниками нейтронов следует на основе этих графиков оценить допустимое суммарное время работы. Указанные графики можно применять только для приближенной оценки предельно допустимого времени работы Рис. 1. Зависимость допустимого времени работы с источником от расстояния до источника для источников различной интенсивности а t=0-:-400 мин; б t*=0-1ОО мин с источниками нейтронов так как в этих графиках не учтены геометрические особенности конкретных экспериментальных условий. Кроме этой оценки необходимо производить дозиметрию типичных циклов работы с источником и на основе этих данных вносить корректировку в технологическую схему проведения работ. При необходимости длительного пребывания около нейтронного источника следует осуществлять защиту водой иди парафином как веществами наиболее богатыми водородом. Средняя длина замедления быстрого нейтрона в воде около У см а в парафине около 6 см на этом расстоянии плотность быстрых нейтронов уменьшается в е раз где е основание натурального логарифма . Контейнеры для хранения и транспортировки источников необходимо изготовлять из смеси парафина с каким-либо веществом сильно поглощающим медленные нейтроны. К та-   СОДЕРЖАНИЕ Введение 1 Общие положения 2 Требования к размещению мощных бета-установок 3 Конструкция установок 4 Требования к защите 5 Требования к системам блокировки и сигнализации 6 Требования к вентиляции 7 Меры по предупреждению радиоактивных загрязнений и их ликвидация 8 Загрузка догрузка и смена радиоактивных препаратов 9 Радиационный и профилактический контроль 10 Мероприятия по предупреждению аварий Приложение  1. Основные определения и понятия Приложения 2. Радиационно-физические характеристики некоторых бета-изотопов применяемых в бета-установках Приложение 3. Расчет биологической защиты мощных бета-установок Приложение 4 Контроль содержания бета-активных аэрозолей в воздухе рабочих помещений Рис. 2. Зависимости веса облегченного контейнера 1 потока быстрых нейтронов 2 па поверхности контейнера и веса воды 3 в цилиндрическом замедлителе указанной геометрии от мощности источника ним веществам относятся например различные соединения бора бураNа2В407 • 10Н20 или борная кислота Н2В03. При изготовлении контейнера на четыре части парафина берется одна весовая часть буры или 0 3 весовой части борной кислоты. Вес контейнера необходимо рассчитывать по замедлению нейтронов с тем чтобы на поверхности его не было более предельно допустимого потока в расчете на быстрые нейтроны. Контейнеры при достижении этих условий для источников большой мощности получаются неподъемными до сотен килограммов что затрудняет обращение с ними в тех случаях если экспедиция не располагает специальным передвижным автоприцепом для транспортировки. В экспедиционных условиях допустимо использование контейнеров облегченного типа на поверхности которых поток быстрых нейтронов в несколько раз превышает предельно допустимую величину но на расстоянии 40 см от поверхности контейнера не превосходит допустимого значения. В реальных условиях при соблюдении необходимых мер предосторожности всегда можно организовать работу таким образом чтобы минимальное расстояние от контейнера до человека было не менее 0 5 1 м. На рис. 2 расчетная кривая 1 выражает зависимость допустимого веса облегченного контейнера от мощности источника; при этом поток быстрых нейтронов на расстоянии 40 см от поверхности не более предельно допустимого; по кривой 2 находится поток быстрых нейтронов непосредственно на поверхности контейнера. Расчет производился с учетом цилиндрической формы контейнера; высота его 7/4 радиуса. Источник должен находиться на расстоянии 3/4R от дна контейнера. При работе с использованием потоков тепловых нейтронов когда нельзя вводить поглотитель в замедлитель масса замедлителя воды должна быть такой чтобы обеспечить безопасную работу с ним в течение длительного времени. На рис. 2 кривая 3 выражает зависимость минимально допустимого веса воды в цилиндрическом замедлителе с теми же геометрическими соотношениями что и для облегченного контейнера от мощности источника. Для ослабления потока медленных нейтронов замедлитель необходимо окружать поглотителем например листовым кадмием толщиной до 1 мм либо соединением бора из расчета чтобы плотность элемента на 1 см2 замедлителя была не меньше 200 мг. ОГЛАВЛЕНИЕ Предисловие Основные понятия определения и терминология . . . Глава 1. Общие положения Глава 2 Размещение учреждений лабораторий и участков предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений. Основные требования к проектированию отделке и оборудованию помещений Глава 3. Организация работ с применением источников ионизирующих излучений Глава 4. Получение учет хранение и транспортировка источников ионизирующих излучений Глава 5. Работа с открытыми радиоактивными веществами Введение Общие требования Планировка отделка и оборудование помещений. Вентиляция пылеочистка. Отопление водоснабжение канализация Работа с открытыми радиоактивными веществами в радиохимических лабораториях и при биологических исследованиях Работа с ураном торием их сплавами и соединениями Сбор хранение удаление и обезвреживание жидких и твердых радиоактивных отходов Содержание и дезактивация рабочих помещений и оборудования предназначенных для работ с радиоактивными веществами Предупреждение аварий и аварийных ситуаций и ликвидация их последствий . Глава 6. Работа с закрытыми источниками ионизирующих излученийОбщие требования Планировка отделка и оборудование помещений. Вентиляция водоснабжение и канализация ........ Работа на мощных радиоизотопных гамма-установках Предупреждение аварий и ликвидация их последствий Глава 7. Работа на исследовательских ядерных реакторах Введение ................... Общие требования ................ Размещение исследовательских ядерных реакторов. Требования к организации технологического процесса и оборудованию .................. Планировка и отделка помещений. Общеобменная и технологическая вентиляция. Водоснабжение и канализация Мероприятия по защите. Блокировка и сигнализация . . Выполнение экспериментальных эксплуатационных и ремонтных работ . . . . ............ Работа на критических сборках .......... Организация радиационного контроля ........ Предупреждение аварий и ликвидация их последствий Глава 8. Работа на ускорителях заряженных частиц . . Введение ................... Общие требования . . . . ........... Требования к размещению ускорителей ....... Планировка и отделка помещений. Радиационная защита и оборудование ускорителей Радиационная защита .............. Общие требования к организации работ ....... Правила проведения пусконаладочных работ ..... Правила эксплуатации ускорителей и проведения экспериментально-физических работ ........... Правила проведения ремонтно-технологических работ . . Правила проведения вспомогательных работ ..... Глава 9. Работа на рентгеновских аппаратах ..... Общие требования . . . . ........... Планировка отделка и оборудование помещений. Вентиляция отопление водоснабжение освещение ..... Содержание рабочих помещений и основные правила эксплуатации рентгеновских аппаратов ......... Пусконаладочные и ремонтные работы ........ Работа о рентгеновскими аппаратами на открытых экспериментальных площадках ............. Работа на рентгеновских аппаратах для радиационно-хи-мических исследований .............. Защита от рентгеновского излучения ........ Глава 10. Работа на термоядерных установках ..... Введение ................... Размещение планировка отделка и оборудование помещений. Вентиляция отопление . . . Общие правила эксплуатации и проведения пусконаладоч-ных и ремонтных работ ............. Радиационная защита. Блокировка и сигнализация . Предупреждение аварий и ликвидация их последствий Глава 11. Работа на лазерных установках источниках ионизирующих излучений . . . Введение ................... Общие требования ................ Планировка отделка и оборудование помещений. Вентиляция отопление водоснабжение и освещение .... Правила эксплуатации и проведения пусконаладочных и ремонтных работ ................ Требования к защите. Системы блокировки и сигнализации Предупреждение аварий и ликвидация их последствий Глава 12. Работа на электронных микроскопах высоковольтных электровакуумных приборах и других установках источниках неиспользуемого рентгеновского излучения Введение ................... Требования к размещению и вводу в эксплуатацию установок и оборудования являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения ....... Организация работ с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения. Основные правила эксплуатации пусконаладочные и ремонтные работы . . ..... Требования к защите от неиспользуемого рентгеновского излучения. Контроль за эффективностью защиты . . . Глава 13. Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений при геологических исследованиях ................. Введение ................... Работа с источниками ионизирующих излучений в экспедиционных условиях ............... Работа с закрытыми и открытыми естественными радиоактивными веществами урановые и ториевые руды в лабораторных условиях .............. Глава 14. Меры защиты и личной гигиены при работе с открытыми источниками ионизирующих излучений . . . Глава 15. Защита внешней среды ......... Глава 16. Радиационный контроль ......... Общие требования . . . ............ Организация радиационного контроля в учреждениях АН СССР ................... Ведомственный контроль за состоянием радиационной безопасности .................. ПРИЛОЖЕНИЯ Приложение 1. Знак радиационной опасности ..... Приложение 2. Материалы рекомендуемые для отделки помещений ................... Приложение 3. Санитарный паспорт на право работы с источниками ионизирующего излучения ....... Приложение 4. Указания по заполнению таблицы «Санитарного паспорта» ................ Приложение 5. Перечень медицинских противопоказаний препятствующих приему на работу в производства и профессии в которых трудящиеся подвергаются периодическим медицинским осмотрам в целях профилактики профессиональных заболеваний из приложения к приказу Министра здравоохранения СССР от 30 мая 1969 г. № 400 Приложение 6. Журнал регистрации инструктажа на рабочем месте ................... Приложение 7. Наряд-допуск на проведение радиационно опасных работ ................. Приложение 8. Журнал регистрации нарядов-допусков на проведение радиационно опасных работ ....... Приложение 9. Заказ-заявка на поставку радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений Приложение 10. Регистрация лиц ответственных за получение хранение и выдачу радиоактивных веществ в открытом и закрытом виде приборов аппаратов и установок укомплектованных радиоактивными источниками Приложение 11. Приходно-расходный журнал учета радиоактивных веществ в открытом и закрытом виде приборов аппаратов и установок укомплектованных радиоактивными источниками ............ Приложение 12. Требование на выдачу радиоактивных веществ .................... Приложение 13. Акт о расходовании и списании радиоактивных изотопов учреждением Приложение 14. Санитарный паспорт на специализированную автомашину для постоянных перевозок радиоак- тивных веществ и материалов устройств и установок с источниками ионизирующего излучения и радиоактивных отходов .................. Приложение 15. Максимальный пробег электронов в различных веществах ................ Приложение 16. Регистрация лиц ответственных за сбор и захоронение радиоактивных отходов ........ Приложение 17. Журнал учета радиоактивных отходов Приложение 18. Паспорт на партию радиоактивных отходов сдаваемых на захоронение .......... Приложение 19. Методы и средства дезактивации поверхностей .................... Приложение 20. Типовые отраслевые нормы бесплатной выдачи специальной одежды и других средств индивидуальной защиты рабочим и служащим занятым на работах с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений ............... Приложение 21. Рекомендуемые формы спецодежды и других средств индивидуальной защиты при работе с радиоактивными веществами в открытом виде ..... Приложение 22. Защита от гамма-излучения ..... Приложение 23. Гамма-эквиваленты некоторых изотопов Приложение 24. Карточка учета индивидуальных доз . . Приложение 25. Журнал регистрации проверки знания правил безопасности при работе с источниками ионизирующих излучений ............... Приложение 26. Допустимые концентрации токсических веществ .................... Приложение 27. Образование радиоизотопов при работе ускорителей электронов ............. Приложение 28. Расчет радиационной защиты ускорителя электронов .................. Приложение 29. Организация вентиляции помещений ускорителя .................. Приложение 30. Защита от первичного и вторичного рентгеновского излучения ............... Приложение 31. Выбор толщины защитных материалов для ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения ..................... Приложение 32. Методы измерения неиспользуемого рентгеновского излучения .............. Приложение 33. Форма журнала дозиметрического контроля ..................... Приложение 34. Форма протокола измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения .... Приложение 35. Метод определения мощности нейтронного Ро+Ве -источника в зависимости от времени . . . Приложение 36. Защита от нейтронов ... .....