4.4. Действия персонала при возникновении пожара
4.4.1. Персонал, осуществляющий погрузку, разгрузку, перевозку и
хранение радиоактивных веществ, должен хорошо знать правила пожарной
безопасности и уметь применять имеющиеся средства пожаротушения.
4.4.2. При возникновении пожара на транспорте или в местах
хранения радиационных упаковок, в первую очередь, необходимо удалить
радиационные упаковки из зоны пожара в безопасное место. Затем следует
привести в действие систему пожаротушения или использовать первичные
средства пожаротушения. Тушение радиационных упаковок производится
всеми имеющимися средствами пожаротушения.
4.4.3. В случаях, когда при тушении пожаров сохранить
радиационный груз не представляется возможным или он сам создает
угрозу безопасному следованию транспорта, следует принимать меры,
изложенные в разд. 4.3.
4.4.4. При тушении пожара или удалении радиоактивного груза
необходимо соблюдать правила техники безопасности.
4.4.7. Конструкция радиационных упаковок типа А такова, что в
случае аварии и повреждения упаковочного комплекта потеря эффективнос
ти экранирования не приведет к такой опасности, которая мешала бы
обычным противопожарным или спасательным операциям.
4.4.8. Упаковки типа В достаточно прочны по конструкции и
способны противостоять серьезным авариям или пожарам в течение 30
минут без потери или рассеяния радиоактивного содержимого, а также без
опасной потери эффективности экранирования.
4.4.9. Если радиационные упаковки попадают в огонь, должны быть
предприняты обычные противопожарные меры. Например, пожар, насколько
это возможно, нужно тушить сверху, с подветренной стороны, обливая
упаковки струей воды, что помогает предотвратить плавление защитного
материала.
4.4.10. В местах, где возможна опасность воздействия дыма и
паров, использование специальной одежды и противогазов способствует
предотвращению или уменьшению поражаемости радиоактивными веществами.
По окончании тушения пожара лица, участвовавшие в ликвидации очага
пожара, должны снять защитную одежду и снаряжение, подвергнуть их
радиометрическому контролю и тщательно вымыть под душем голову и все
тело.
Приложение 9
к Руководству по таможенному
контролю ДРМ
ИЗВЛЕЧЕНИЯ ИЗ ОСП-72/87
В Приложении 9 перечислены основные требования Основных
санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими
источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87, которые использованы при
подготовке настоящего документа, а также не вошедшие в него, но
обязательные для исполнения всеми таможенными органами,
осуществляющими радиационный контроль.
В тексте сохранена та же нумерация разделов и таблиц, что и в
цитируемых документах.
Постановлением Госкомсанэпиднадзора России от 19 апреля 1996 г. N
7 введены в действие Нормы радиационной безопасности НРБ-96 с момента
их официального опубликования и отмены НРБ-76/87.
ОСП-72/87
Введение
"Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и
другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87" разработаны в
соответствии с "Основами законодательства Союза ССР и союзных
республик о здравоохранении" и с учетом "Норм радиационной
безопасности НБР-76/87", "Санитарных норм проектирования СН 245-71" и
регламентируют основные требования по обеспечению радиационной
безопасности.
"Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и
другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87" распространяются
на предприятия, учреждения, лаборатории и другие организации всех
министерств и ведомств, которые производят, обрабатывают, применяют,
хранят, транспортируют естественные и искусственные радиоактивные
вещества и другие источники ионизирующих излучений, перерабатывают и
обезвреживают радиоактивные отходы, производят монтаж и наладку
приборов, аппаратов и установок, действие которых основано на
использовании ионизирующих излучений, а также устройств, генерирующих
ионизирующие излучения. Учреждения, предприятия, лаборатории и другие
организации в дальнейшем именуются как учреждения.
Настоящими Правилами руководствуются в своей работе также службы,
осуществляющие контроль за обеспечением радиационной безопасности
профессиональных работников и населения страны.
Основные санитарные правила являются обязательными при
проектировании, строительстве, эксплуатации и реконструкции
учреждений, цехов, участков, установок, предназначенных для работ с
применением источников ионизирующих излучений.
1. Общие положения
1.3. Учреждения освобождаются от обязанности получения разрешения
на работу с источниками ионизирующих излучений и последующего
радиационного контроля, если:
а) активность радионуклидов на рабочем месте меньше минимально
значимой активности МЗА, указанной в таблице 8.1 НРБ-76/87, а общая
активность радионуклидов, находящихся в учреждении, не превышает
указанное значение более чем в 10 раз;
б) учреждения получают, используют или хранят любые количества
радиоактивных веществ в виде растворов с концентрацией, не превышающей
значения ДКб для воды, указанного в таблице 8.1 НРБ-76/87;
в) учреждения получают, используют или хранят любые количества
радиоактивных веществ в твердом состоянии с удельной активностью менее
70 Бк/г;
г) мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на
расстоянии 0,1 м от поверхности закрытого источника, не превышает 0,1
мбэр/ч, обеспечена надежная герметизация радиоактивных веществ,
находящихся внутри источника, конструкция которого согласована с
органами Госсаннадзора;
д) используется оборудование, в котором происходит ускорение
электронов до энергии менее 10 кэВ.
1.4. Указанные нормы не применяются к цельным горным породам, и
удельная активность естественных радионуклидов не является основанием
для ограничения разработки с целью изготовления из них строительных
материалов (цемента и т.п.) и отдельных видов строительных
конструкций.
1.12. Проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения
должно выполняться с учетом назначения помещений и территории и в
зависимости от категории облучаемых лиц и длительности облучения. При
расчете защиты проектная мощность эквивалентной дозы излучения H на
поверхности защиты определяется по формуле:
H = 500 Д/t мбэр/ч,
где: Д - предельно допустимая доза, равная 5 бэр в год для
категории А, или предел дозы, равный 0,5 бэр/год для категории Б; t -
продолжительность облучения, ч/год; 500 - в коэффициенте 500 учтен
используемый при проектировании коэффициент запаса, равный 2.
Для стандартной продолжительности пребывания в помещениях (на
территории) значения проектной мощности эквивалентной дозы приведены в
таблице 1.1.
Таблица 1.1
МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ H, ИСПОЛЬЗУЕМАЯ
ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ ЗАЩИТЫ ОТ ВНЕШНЕГО
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
---------------------------------------------------------------------------------
| Категория | Продолжительность | Назначение помещений | Проектная |
| облучаемых | обучения, | и территорий | мощность дозы |
| лиц | ч/год | | H, мбэр/ч |
|-------------|-------------------|-----------------------------|---------------|
| Категория | 1700 | Помещения постоянного | 1,4 |
| А | | пребывания персонала | |
| |-------------------|-----------------------------|---------------|
| | 850 | Помещения, в которых | 2,9 |
| | | персонал пребывает не более | |
| | | половины рабочего времени | |
|-------------|-------------------|-----------------------------|---------------|
| Категория | 2000 | Помещения учреждения и | 0,12 |
| Б | | территории санитарно - | |
| | | защитной зоны, где | |
| | | находятся лица, относящиеся | |
| | | к категории Б | |
| |-------------------|-----------------------------|---------------|
| | 8800 | Любые помещения (в том | 0,03 |
| | | числе жилые) и территория в | |
| | | пределах зоны наблюдения | |
|-------------------------------------------------------------------------------|
| Примечание. Переход от плотности потока частиц ( фотонов) |
| разных энергий к мощности эквивалентной дозы производится по |
| табл. 8.6 - 8.13 НРБ-76 / 87. |
---------------------------------------------------------------------------------
1.13. При проектировании учреждений, предназначенных для работы с
открытыми источниками, дополнительно к мероприятиям по защите от
внешнего излучения необходимо предусматривать меры по защите персонала
и населения от внутреннего облучения и охране окружающей среды от
радиоактивных загрязнений, при этом суммарная доза от внешних и
внутренних источников излучений не должна превышать допустимого
уровня, установленного НРБ-76/87.
1.14. При проектировании учреждений должны быть предусмотрены
технические меры по предупреждению и ликвидации последствий возможных
в данном учреждении радиационных аварий (разд. 14 ОСП-72/87).
1.16. Оборудование, контейнеры, упаковки, транспортные средства,
аппараты, передвижные установки, помещения, предназначенные для работ
с применением источников ионизирующих излучений, должны иметь знаки
радиационной опасности.
1.17. Администрация учреждения обязана обеспечить надлежащее
техническое оборудование всех рабочих мест и создать условия работы,
соответствующие настоящим Правилам, правилам по охране труда, технике
безопасности, взрыво- и пожаробезопасности, другим санитарным нормам и
правилам, действие которых распространяется на данное учреждение.
2. Размещение учреждений и установок, предназначенных
для работы с источниками ионизирующих излучений
2.5. Вокруг учреждения, предназначенного для работы с источниками
ионизирующих излучений, в случае необходимости устанавливаются
санитарно - защитная зона и зона наблюдения.
Критерием для установления размеров санитарно - защитной зоны
служат пределы годового поступления (ПГП) радиоактивных веществ через
органы дыхания и пищеварения и пределы доз внешнего излучения для
ограниченной части населения, а также допустимая концентрация
радиоактивных веществ в атмосферном воздухе и в воде (разд. 3 и 8
НРБ-76/87). Размеры зон наблюдения при нормальной работе учреждения,
как правило, в 3 - 4 раза больше размеров санитарно - защитной
зоны.
2.6. В санитарно - защитной зоне запрещается размещение жилых
зданий, детских учреждений, больниц, санаториев и других
оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных
сооружений, не относящихся к учреждению, для которого устанавливается
санитарно - защитная зона.
3. Организация работ с применением источников
ионизирующих излучений
3.1. Учреждения, помещения и установки, предназначенные для работ
с источниками ионизирующих излучений, в том числе хранилища
радиоактивных веществ, до начала их эксплуатации должны быть приняты
комиссией в составе представителей заинтересованной организации,
органов Государственного санитарного надзора, технической инспекции
профсоюза, органов внутренних дел. Комиссия устанавливает соответствие
принимаемых объектов проекту и 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 учреждением источников
ионизирующих излучений.
3.8. Администрация учреждения обязана разработать, согласовать с
органами Госсаннадзора и утвердить инструкции по радиационной
безопасности в учреждении, в которых излагаются порядок проведения
работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, сбора и удаления
радиоактивных отходов, содержания помещений, меры индивидуальной
защиты, организации проведения радиационного контроля, меры
радиационной безопасности при пусконаладочных работах с источниками
ионизирующих излучений, меры предупреждения, выявления и ликвидации
радиационной аварии. При изменении условий работ в инструкции должны
вноситься необходимые исправления.
Основные положения из инструкций по радиационной безопасности
учреждения, определяющие порядок проведения конкретных работ, должны
быть вывешены на видном месте в помещении или на рабочих местах.
3.13. К непосредственной работе с источниками ионизирующих
излучений допускаются лица не моложе 18 лет.
3.14. Лица, относящиеся к категории А, должны проходить
обязательный медицинский осмотр при поступлении на работу и
периодические медицинские осмотры. К работе допускаются лица, не
имеющие медицинских противопоказаний. Это же требование
распространяется на лиц, поступающих в учебные заведения, в том числе
на курсы, готовящие кадры для работы с источниками ионизирующих
излучений. Администрация учреждения несет ответственность за
своевременное прохождение медицинских осмотров.
Порядок допуска к работам по ликвидации последствий радиационных
аварий рассмотрен в разд. 14 ОСП-72/87.
3.15. При выявлении отклонений в состоянии здоровья,
препятствующих продолжению работы с источниками ионизирующих
излучений, вопрос о временном или постоянном переводе этих лиц на
работу вне контакта с ионизирующими излучениями решается в каждом
конкретном случае индивидуально.
3.16. Женщины должны освободиться от работы с источниками
ионизирующих излучений с момента установления беременности и на период
грудного вскармливания ребенка.
3.17. Все лица, относящиеся к категории А, в том числе временно
привлекаемые к работам с источниками ионизирующих излучений,
допускаются к работе после обучения, инструктажа и проверки знаний
правил безопасности ведения работ и действующих в учреждении
инструкций. Проверка знаний правил безопасности работы в учреждении
проводится комиссионно до начала работ и периодически, не реже одного
раза в год, а инструктаж - не менее двух раз в год. Результаты
регистрируются в журнале или карточке инструктажа.
3.19. Администрация учреждений несет ответственность за обучение,
проведение инструктажа и проверку знаний по технике безопасности,
производственной санитарии и другим правилам охраны труда и постоянный
контроль за соблюдением работниками всех требований инструкций и
правил.
3.20. Лица, работающие с источниками ионизирующих излучений,
обязаны строго соблюдать правила по охране труда, технике
безопасности, пожарной безопасности и производственной санитарии,
действующие в учреждении на данном участке.
3.21. О всех нарушениях в работе оборудования, несоответствии
индивидуальных средств защиты предъявляемым к ним требованиям и др.
отступлениях от нормального режима работы рабочие и служащие обязаны
немедленно докладывать ответственным лицам.
3.22. При проведении работ с источниками ионизирующих излучений
запрещается выполнение каких-либо операций, не предусмотренных
должностными инструкциями, инструкциями по технике безопасности и
радиационной безопасности и др. нормативными документами, если эти
действия не направлены на принятие экстренных мер по предотвращению
аварий и др. обстоятельств, угрожающих здоровью работающих и
нормальной работе учреждения.
4. Поставка, учет, хранение и перевозка источников
ионизирующих излучений
4.12. Условия безопасности транспортирования радиоактивных
веществ за пределы учреждения регламентируются "Правилами безопасности
при транспортировании радиоактивных веществ" и "Основными правилами
безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов"
(ОПБЗ-83).
4.13. Транспортирование источников излучения внутри помещений, а
также на территории учреждения должно производиться в контейнерах на
специальных транспортных устройствах с учетом физического состояния
радиоактивных источников, их активности, виды излучения, габаритов и
массы упаковки с соблюдением условий безопасности.
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 местными органами Госсаннадзора 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, а в хранилищах, находящихся в санитарно -
защитной зоне учреждения, - 2,9 мбэр/ч.
Условия временного хранения упаковок с радиоактивными веществами
на открытых площадках и общих складах транспортных организаций
регламентируются "Правилами безопасной перевозки радиоактивных
веществ".
4.20. Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости,
должны быть помещены в металлические или пластмассовые сосуды,
достаточные для всей хранящейся жидкости 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.
Хранилище должно быть оборудовано круглосуточно работающей
вытяжной вентиляцией.
При хранении радиоактивных веществ высокой удельной активности
должна предусматриваться система охлаждения. При хранении делящихся
материалов должны быть в необходимых случаях обеспечены меры ядерной
безопасности.
При хранении легковоспламеняющихся или взрывоопасных материалов
должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие их взрыво- и
пожаробезопасность.
5. Работа с закрытыми радионуклидными источниками
и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение
5.18. При работе с закрытыми радионуклидными источниками
специальные требования по радиационной безопасности к отделке
помещения не предъявляются. Исключение составляют помещения, в которых
производится перезарядка и временное хранение демонтированных приборов
и установок.
6. Работа с открытыми радионуклидными источниками
6.1. Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего
облучения разделяются (в убывающем порядке) по степени радиационной
опасности на четыре группы с индексами А, Б, В, Г.
Группа А - радионуклиды с минимально значимой активностью 0,1
мкКи.
Группа Б - радионуклиды с минимально значимой активностью 1 мкКи.
Группа В - радионуклиды с минимально значимой активностью 10
мкКи.
Группа Г - радионуклиды с минимально значимой активностью 100
мкКи.
Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности
указана в последнем столбце таблице 8.1 НРБ-76/87.
6.3. Комплекс мероприятий по радиационной безопасности при работе
с открытыми источниками должен обеспечивать защиту людей от
внутреннего и внешнего облучения, предотвращать загрязнение воздуха и
поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала, а
также объектов окружающей среды - воздуха, почвы, растительности и др.
как при нормальной эксплуатации, так и при проведении ремонтных работ
по ликвидации последствий радиационной аварии.
6.4. К числу основных профилактических мероприятий относятся
правильный выбор планировки помещения, оборудования, отделки
помещений, технологических режимов, рациональная организация рабочих
мест, соблюдение мер личной безопасности работающими, рациональные
системы вентиляции, защиты от внешнего внутреннего облучения, сбора и
удаления радиоактивных отходов.
6.22. При работе с открытыми источниками следует пользоваться
пластикатовыми пленками, фильтровальной бумагой и другими подсобными
материалами разового пользования для ограничения загрязнения различных
рабочих поверхностей, оборудования и помещений. Работы необходимо
проводить на лотках и поддонах, выполненных из слабосорбирующих
материалов.
6.23. При работе с открытыми источниками в каждом учреждении
должно быть выделено помещение или место для хранения средств
ликвидации непредвиденных загрязнений (дезактивирующих растворов,
инвентаря для уборки помещений и др.).
7. Вентиляция, пылегазоочистка и отопление при работе
с открытыми радионуклидными источниками
7.1. При работе с открытыми радионуклидными источниками
вентиляционные и воздухоочистные устройства должны обеспечивать защиту
от радиоактивного загрязнения воздушной среды рабочих помещений и
атмосферного воздуха в соответствии с требованиями НРБ-76/87. Потоки
воздуха должны быть направлены из помещений с меньшим в помещения с
большим возможным загрязнением.
9. Сбор, удаление и обезвреживание твердых и жидких
радиоактивных отходов
9.1. К радиоактивным отходам относятся растворы, изделия,
материалы, биологические объекты, содержащие радиоактивные вещества в
количествах, превышающих значения, установленные действующими нормами
и правилами, не подлежащие дальнейшему использованию на данном или
каком - либо другом производстве и в экспериментальных исследованиях.
К радиоактивным отходам относятся также отработавшие радионуклидные
источники, не подлежащие дальнейшему использованию.
9.2. Радиоактивные отходы разделяются на жидкие и твердые. К
жидким радиоактивным отходам относятся растворы неорганических
веществ, пульпы фильтроматериалов, органические жидкости (масла,
растворители и др.). К твердым радиоактивным отходам относятся
изделия, детали машин и механизмов, материалы, биологические объекты,
отработавшие радионуклидные источники.
9.3. Жидкие отходы считаются радиоактивными, если содержание в
них отдельных радионуклидов или их смесей превышает допустимые
концентрации ДКБ, установленные для воды НРБ-76/87.
9.4. Жидкие радиоактивные отходы по удельной активности делятся
на следующие категории:
- слабоактивные - ниже 1 x 10E-5 Ки/л;
- среднеактивные - от 1 x 10E-5 до 1 Ки/л;
- высокоактивные - 1 Ки/л и выше.
9.5. Твердые отходы считаются радиоактивными, если удельная
активность отходов больше 70 Бк/г.
9.11. Воспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы
должны быть переведены в неопасное состояние до отправки на
захоронение, при этом должны быть предусмотрены меры радиационной и
пожарной безопасности.
9.12. Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми.
Размер и конструкция контейнеров определяются типом и количеством
радиоактивных отходов, видом и энергией излучений радионуклидов.
Внутренние поверхности контейнеров для многократного использования
должны плавно сопрягаться, быть гладкими, выполненными из
слабосорбирующего материала, допускающего обработку кислотами и
специальными растворами, и иметь механическую прочность. Контейнеры
должны закрываться крышками.
Конструкция контейнеров должна быть такой, чтобы была возможна
механизированная погрузка и выгрузка их с автомашины. Мощность дозы
излучения на расстоянии 1 м от сборника с радиоактивными отходами
допускается не более 10 мбэр/ч.
9.16. Транспортирование радиоактивных отходов должно проводиться
на специально оборудованных автомашинах, конструкция которых
согласовывается с ГКСЭН РФ. Использование этих автомашин для
транспортировки нерадиоактивных грузов запрещается.
Допускаются перевозки радиоактивных отходов водным,
железнодорожным или специально выделенным автотранспортом в
механически прочных герметичных упаковках, удовлетворяющих требованиям
"Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ".
10. Содержание и дезактивация рабочих помещений
и оборудования, предназначенных для работ
с радиоактивными веществами
10.1. Радиоактивное загрязнение наружных поверхностей
оборудования, инструмента, лабораторной посуды, аппаратуры,
поверхностей рабочих помещений, где проводятся работы с применением
радиоактивных веществ в открытом виде, а также в отделениях санитарных
пропускников для хранения спецодежды не должно превышать значений ДЗА,
приведенных в таблице 8.14 НРБ-78/87.
10.4. Во всех помещениях постоянного пребывания персонала, в
которых ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом
виде, должна проводиться ежедневная уборка влажным способом.
Периодически, не реже одного раза в месяц, должна проводиться полная
уборка с мытьем стен, полов, дверей и наружных поверхностей
оборудования.
Сухая уборка помещений, за исключением вакуумной, запрещается.
Уборочный инвентарь закрепляется за помещением для работ каждого
класса и хранится в специально отведенных местах.
10.5. В помещениях постоянного пребывания персонала должен быть
предусмотрен неснижаемый запас дезактивирующих средств и моющих
растворов, подбираемых с учетом свойств радионуклида и его соединения,
с которым проводится работа, а также характера поверхностей,
подлежащих дезактивации.
По окончании работ каждый работающий должен убрать свое рабочее
место и при необходимости дезактивировать рабочую посуду и инструмент.
Эти операции могут проводиться специально выделенным персоналом.
10.6. Необходимо контролировать эффективность дезактивации.
Оборудование, инструменты, покрытия, являющиеся источником
дополнительного облучения персонала, не поддающиеся очистке до
допустимого уровня и не пригодные по этой причине для дальнейшего
использования, подлежат замене и рассматриваются как радиоактивные
отходы.
10.7. В случае разлива радиоактивного раствора необходимо собрать
его и удалить, а при рассыпании радиоактивного порошка необходимо
выключить вентиляционные установки, способные привести к
распространению радиоактивных веществ, и затем принять меры к сбору и
удалению его.
10.8. При работе с открытыми источниками должны быть
предусмотрены средства ликвидации аварийных загрязнений (специальные
растворы, инвентарь для уборки помещений, дополнительные
индивидуальные средства защиты и т.д.). Набор таких средств должен
быть определен заблаговременно.
11. Меры индивидуальной защиты и личной гигиены
11.1. Радиоактивное загрязнение спецодежды, средств
индивидуальной защиты и кожных покровов персонала не должно превышать
допустимых уровней, приведенных в таблице 8.14 НРБ-76/87.
11.2. В случае загрязнения радиоактивными веществами личная
одежда и обувь подлежат дезактивации под контролем службы радиационной
безопасности учреждения, а в случае невозможности дезактивации -
захоронению как радиоактивные отходы.
11.5. При работах в условиях возможного загрязнения воздуха
помещений радиоактивными аэрозолями (работа с порошками, выпаривание
радиоактивных растворов и т.п.) необходимо применять специальные
фильтрующие или изолирующие средства защиты органов дыхания.
11.6. Персонал, производящий уборку помещений, а также работающие
с радиоактивными растворами и порошками должны быть снабжены (помимо
перечисленной выше спецодежды и спецобуви) пластикатовыми фартуками и
нарукавниками или пластикатовыми полухалатами, дополнительной
спецобувью (резиновой или пластикатовой) или резиновыми сапогами.
11.7. При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещения
радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы
и т.п.) или, если применение фильтрующих средств не обеспечивает
радиационную безопасность, необходимо применять изолирующие защитные
средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях -
кислородные изолирующие приборы).
13. Радиационный дозиметрический контроль
13.1. В учреждениях, где проводятся работы с применением
радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений,
должен осуществляться радиационный дозиметрический контроль, который
является неотъемлемой частью системы радиационной безопасности
учреждения и должен обеспечивать получение необходимой информации о
состоянии радиационной обстановки в учреждении, во внешней среде, а
также о дозе облучения персонала.
13.6. Объем, характер и периодичность проводимого радиационного
контроля, а также учет и порядок регистрации его результатов
определяются службой радиационной безопасности учреждения или другими
компетентными органами и утверждаются администрацией учреждения по
согласованию с органами Госсаннадзора.
Объем радиационного контроля устанавливается в зависимости от
реально сложившейся радиационной обстановки в данном учреждении и на
прилегающей территории.
13.7. Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от
характера проводимых работ включает:
- контроль за мощностью дозы рентгеновского и гамма - излучений,
за плотностью потоков бета - частиц, нейтронов и др. ионизирующих
излучений на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории
учреждения, в санитарно - защитной зоне и зоне наблюдения;
- контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей в
воздухе рабочих и др. помещений учреждения;
- контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами
рабочих поверхностей и оборудования, кожных покровов и одежды
работающих;
- контроль за выбросом радиоактивных веществ в атмосферу;
- контроль за содержанием радиоактивных веществ в жидких отходах,
сбрасываемых непосредственно в водоем или канализацию;
- контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных
твердых и жидких отходов;
- контроль за уровнем загрязнения объектов внешней среды за
пределами учреждения;
- контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами
транспортных средств.
13.9. Индивидуальный контроль за облучением персонала в
зависимости от характера работ включает:
- индивидуальный контроль за дозой внешнего бета - излучения,
нейтронов, рентгеновского, гамма - излучений, а также смешанного
излучения с использованием индивидуальных дозиметров;
- индивидуальный контроль за поступлением и содержанием
радиоактивных веществ в организме или в отдельном критическом органе с
использованием индивидуальных пробоотборников, за измерением
радиоактивности экскрементов, выдыхаемого воздуха или с помощью
спектрометров излучения человека;
- персонал, работающий с делящимися материалами в количествах,
при которых возможно возникновение самопроизвольной цепной реакции
деления, должен быть обеспечен индивидуальными аварийными дозиметрами.
13.10. Персонал обязан соблюдать установленный в учреждении
порядок использования индивидуальных дозиметров.
13.11. Результаты всех видов радиационного контроля должны
регистрироваться и храниться в течение 50 лет. При проведении
индивидуального контроля необходимо вести учет годовой дозы, а также
суммарной дозы за весь период профессиональной работы.
13.12. Индивидуальную дозу излучения фиксируют в карточке
индивидуального учета. Карточку следует хранить в течение 50 лет после
увольнения работника. Копия данных по облучению работника в случае его
перехода в другое учреждение, где проводится работа с применением
радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений,
должна передаваться на новое место работы. Оригинал должен храниться
на прежнем месте работы.
Данные об индивидуальных дозах у прикомандированных лиц должны
сообщаться по месту их постоянной работы.
13.13. При проведении оперативного контроля за уровнем облучения
персонала, за содержанием радиоактивных нуклидов в воздухе рабочих
помещений контролируемой зоны, в атмосферном воздухе и воде следует
руководствоваться допустимыми или контрольными уровнями.
13.18. По фактической индивидуальной дозе, обусловленной внешним
и внутренним облучением, персонал подразделяется на две группы:
а) лица, условия труда которых таковы, что доза может превышать
0,3 годовой ПДД; для лиц этой группы обязателен индивидуальный
дозиметрический контроль;
б) лица, условия труда которых таковы, что доза не может
превышать 0,3 годовой ПДД; для лиц этой группы индивидуальный
дозиметрический контроль не является обязательным, сохраняется
контроль мощности дозы внешнего излучения и концентрации радионуклидов
в воздухе рабочей зоны. Оценка облучения персонала проводится по этим
данным.
14. Предупреждение радиационных аварий
и ликвидация их последствий
14.1. При проектировании учреждений должна быть предусмотрена
система мер противоаварийной безопасности. Эта система должна
предусматривать предупреждение аварии, которая может привести к
облучению людей выше основных дозовых пределов и (или) к
радиоактивному загрязнению окружающей среды выше допустимых уровней,
установленных НРБ-76/87.
Система противоаварийной безопасности должна включать технические
и организационные мероприятия, направленные на предотвращение аварии,
предупреждение ее развития, ограничение масштабов и последствий
аварии.
14.2. Защита персонала и населения от повышенного радиационного
воздействия в случае аварии должна обеспечиваться:
- обоснованным выбором площадки для размещения учреждения;
- организацией санитарно - защитной зоны в необходимых случаях;
- качественным изготовлением технологического и защитного
оборудования;
- специальными требованиями к контролю качества при изготовлении,
монтаже, ремонте, реконструкции и передаче оборудования в
эксплуатацию;
- наблюдением и периодическим контролем состояния оборудования в
процессе эксплуатации;
- защитными противоаварийными устройствами;
- строгим соблюдением технологической дисциплины и требований
техники безопасности;
- специальной подготовкой персонала.
Особое внимание должно уделяться мерам предупреждения доступа к
источникам излучения посторонних лиц и обеспечения сохранности
источников.
14.11. Администрация учреждения обязана разработать, утвердить и
согласовать с местными органами Госсаннадзора и Госпожнадзора
"Инструкцию по предупреждению аварии и пожара и ликвидации их
последствий" и "План мероприятий по защите персонала на случай
аварии". В этих документах должны быть отражены следующие основные
положения:
а) прогноз возможных аварий и меры по их предупреждению;
б) порядок информации вышестоящей организации, органов
Госсаннадзора и других организаций о возникновении аварии;
в) прогноз радиационной обстановки и меры по ликвидации и
локализации очагов аварийного радиоактивного загрязнения;
г) поведение персонала при аварии и оказание первой помощи
пострадавшим;
д) организация оказания медицинской помощи в случае внутреннего
или внешнего аварийного облучения;
е) порядок ликвидации аварии и меры защиты персонала при
выполнении аварийных работ;
ж) меры по предупреждению и ликвидации пожара;
з) подготовка персонала к действию в случае аварии (пожара);
и) ответственность администрации за проведение мероприятий по
предупреждению и ликвидации последствий аварии.
14.12. При установлении факта аварии администрация учреждения и
персонал принимают экстренные меры, предусмотренные "Инструкцией по
предупреждению аварии и пожара и ликвидации их последствий" и "Планом
мероприятий по защите персонала на случай аварии". При разработке
инструкции, а также плана мероприятий по ликвидации последствий аварии
необходимо стремиться к тому, чтобы уровни облучения персонала не
превышали установленных НРБ-76/87.
14.14. В целях обоснования принятия мер при аварии необходимо
провести экстренную оценку радиационной обстановки, доз облучения у
персонала (в необходимых случаях у населения), выявить пострадавших
лиц.
Людей с травматическими повреждениями, химическими отравлениями,
облучением выше 5 ПДД необходимо направить на медицинское
обследование. В случае необходимости должна быть проведена санитарная
обработка людей и изъята загрязненная одежда.
14.15. Должны быть приняты срочные меры по прекращению развития
аварии, сведению к минимуму облучения людей и радиоактивного
загрязнения окружающей среды.
Приложение 10
к Руководству по таможенному
контролю ДРМ
ПЕРЕЧЕНЬ ТИПОВ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ
ПО МЕЖДУНАРОДНОЙ ШКАЛЕ
------------------------------------------------------------------------
| Уровень | Обозначение | Критерии |
|---------|----------------------|-------------------------------------|
| 7 | Крупная авария | Событие с большим радиоактивным |
| | | выбросом (более чем на три порядка |
| | | выше максимального содержимого УКТ |
| | | типа А), или химический выброс с |
| | | большим числом смертельных случаев |
| | | (пострадавших). |
|---------|----------------------|-------------------------------------|
| 6 | Тяжелая авария | Событие с большим радиоактивным |
| | | выбросом (до трех порядков |
| | | превышение максимального |
| | | содержимого УКТ типа А) или при |
| | | максимальной дозе порядка 50 мЗв, |
| | | или химический выброс с некоторыми |
| | | тяжелыми (или гибельными) |
| | | последствиями. |
|---------|----------------------|-------------------------------------|
| 5 | Авария со | Событие с большим радиоактивным |
| | значительными | выбросом (до одного порядка |
| | последствиями | превышение максимального |
| | | содержимого УКТ типа А), или при |
| | | максимальной дозе порядка 50 мЗв, |
| | | или значительным, но не имеющим |
| | | гибельных последствий химическим |
| | | выбросом. |
|---------|----------------------|-------------------------------------|
| 4 | Авария с | Событие с ограниченным |
| | определенными | радиоактивным выбросом (менее |
| | последствиями | одного максимального содержимого |
| | | УКТ типа А), или при максимальной |
| | | дозе от 5 до 50 мЗв, или с |
| | | определенным химическим выбросом. |
|---------|----------------------|-------------------------------------|
| 3 | Авария с | Событие с очень малым радиоактивным |
| | ограниченными | выбросом (менее одного |
| | последствиями | максимального содержимого УКТ типа |
| | | А), или при максимальной дозе менее |
| | | 5 мЗв, или с ограниченным |
| | | химическим выбросом. |
|---------|----------------------|-------------------------------------|
| 2 | Инцидент (аварийная | Событие, не приводящее к выбросу, |
| | ситуация с осложне- | но влияющее на защитные свойства |
| | ниями) | упаковки и (или) требующее |
| | | серьезных мер по ее восстановлению, |
| | | или утеря упаковки. |
|---------|----------------------|-------------------------------------|
| 1 | Инцидент (аварийная | Событие с нарушением нормальных |
| | ситуация) | условий перевозки, но не влияющее |
| | | на защитные свойства упаковки. |
------------------------------------------------------------------------
Приложение 11
к Руководству по таможенному
контролю ДРМ
ИЗВЛЕЧЕНИЯ
ИЗ ФЕДЕРАЛЬНОГО ЗАКОНА "О РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ"
Настоящий Закон определяет правовые основы обеспечения
радиационной безопасности населения в целях охраны его здоровья.
Глава II. ПОЛНОМОЧИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ И СУБЪЕКТОВ
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ
Статья 5. Полномочия Российской Федерации в области обеспечения
радиационной безопасности
К полномочиям Российской Федерации в области обеспечения
радиационной безопасности относится:
- регулирование экспорта и импорта ядерных материалов,
радиоактивных веществ и иных источников ионизирующего излучения, а
также контроль за осуществлением их экспорта и импорта.
Глава III. ГОСУДАРСТВЕННОЕ УПРАВЛЕНИЕ В ОБЛАСТИ
ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ, ГОСУДАРСТВЕННЫЙ
НАДЗОР И КОНТРОЛЬ ЗА ЕЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕМ
Статья 9. Государственное нормирование в области обеспечения
радиационной безопасности
Устанавливаются следующие основные гигиенические нормативы
(допустимые пределы доз) облучения на территории Российской Федерации
в результате использования источников ионизирующего излучения:
- для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001
зиверта или эффективная доза за период жизни (70 лет) - 0,07 зиверта;
в отдельные годы допустимы большие значения эффективной дозы при
условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять
последовательных лет, не превысит 0,001 зиверта;
- для работников средняя годовая эффективная доза равна 0,02
зиверта или эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет)
- 1 зиверту; допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 0,05
зиверта при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная
за пять последовательных лет, не превысит 0,02 зиверта.
Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не
включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и
техногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые
гражданами (пациентами) при проведении медицинских
рентгенорадиологических процедур и лечения. Указанные значения
пределов доз облучения являются исходными при установлении допустимых
уровней облучения организма человека и отдельных его органов.
В случае радиационных аварий допускается облучение, превышающее
установленные основные гигиенические нормативы (допустимые пределы
доз), в течение определенного промежутка времени и в пределах,
определенных санитарными нормами и правилами.
Статья 11. Производственный контроль за обеспечением радиационной
безопасности
1. Организации, осуществляющие деятельность с использованием
источников ионизирующего излучения, производят производственный
контроль за обеспечением радиационной безопасности.
2. Порядок проведения производственного контроля определяется для
каждой организации с учетом особенностей и условий выполняемых ею
работ и согласовывается с органами исполнительной власти,
осуществляющими государственное управление, государственный надзор и
контроль в области обеспечения радиационной безопасности.
3. Должностные лица, осуществляющие производственный контроль за
обеспечением радиационной безопасности, вправе приостановить
проведение работ с источниками ионизирующего излучения при выявлении
нарушений санитарных норм, правил и гигиенических нормативов, правил
радиационной безопасности, государственных стандартов, строительных
норм и правил, правил охраны труда, распорядительных, инструктивных,
методических документов в области обеспечения радиационной
безопасности (далее - нормы, правила и нормативы) в соответствующей
организации до устранения обнаруженных нарушений.
Глава V. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
Статья 19. Защита населения и работников (персонала) от
радиационной аварии
Организации, в которых возможно возникновение радиационной
аварии, обязаны иметь:
- перечень потенциальных радиационных аварий с прогнозом их
последствий и прогнозом радиационной обстановки;
- критерии принятия решений при возникновении радиационной
аварии;
- план мероприятий по защите работников (персонала) и населения
от радиационной аварии и ее последствий, согласованный с органами
местного самоуправления, органами исполнительной власти,
осуществляющими государственный надзор и контроль в области
обеспечения радиационной безопасности;
- средства для оповещения и обеспечения ликвидации последствий
радиационной аварии;
- медицинские средства профилактики радиационных поражений и
средства оказания медицинской помощи пострадавшим при радиационной
аварии;
- аварийно - спасательные формирования, создаваемые из числа
работников (персонала).
Статья 20. Обязанности организаций, осуществляющих деятельность с
использованием источников ионизирующего излучения, по обеспечению
радиационной безопасности при радиационной аварии
В случае радиационной аварии организация, осуществляющая
деятельность с использованием источников ионизирующего излучения,
обязана:
- обеспечить выполнение мероприятий по защите работников
(персонала) и населения от радиационной аварии и ее последствий;
- проинформировать о радиационной аварии органы государственной
власти, в том числе федеральные органы исполнительной власти,
осуществляющие государственный надзор и контроль в области обеспечения
радиационной безопасности, а также органы местного самоуправления,
население территорий, на которых возможно повышенное облучение;
- принять меры по оказанию медицинской помощи пострадавшим при
радиационной аварии;
- локализовать очаг радиоактивного загрязнения и предотвратить
распространение радиоактивных веществ в окружающей среде;
- провести анализ и подготовить прогноз развития радиационной
аварии и изменений радиационной обстановки при радиационной аварии;
- принять меры по нормализации радиационной обстановки на
территории организаций, осуществляющих деятельность с использованием
источников ионизирующего излучения, после ликвидации радиационной
аварии.
Глава VI. ПРАВА И ОБЯЗАННОСТИ ГРАЖДАН И ОБЩЕСТВЕННЫХ
ОБЪЕДИНЕНИЙ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Статья 26. Право граждан на возмещение вреда, причиненного их
жизни и здоровью, обусловленного облучением ионизирующим излучением, а
также в результате радиационной аварии, и на возмещение причиненных им
убытков
1. Граждане имеют право на возмещение вреда, причиненного их
жизни и здоровью и (или) на возмещение причиненных им убытков,
обусловленных облучением ионизирующим излучением сверх установленных
настоящим Федеральным законом основных пределов доз, в соответствии с
законодательством Российской Федерации.
2. В случае радиационной аварии граждане имеют право на
возмещение вреда, причиненного их жизни и здоровью, и (или) на
возмещение причиненных им убытков в соответствии с законодательством
Российской Федерации.
Глава VIII. ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Статья 29. Вступление настоящего Федерального закона в силу
2. Абзацы второй, третий, четвертый, пятый, шестой и седьмой
пункта 2 статьи 9 настоящего Федерального закона вводятся в действие с
1 января 2000 года.
Приложение 12
к Руководству по таможенному
контролю ДРМ
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВОЗМОЖНЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ ДЛЯ НАСЕЛЕНИЯ
И ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ПРЕСЕЧЕННОЙ ПОПЫТКИ НЕЗАКОННОГО
ПЕРЕМЕЩЕНИЯ ЧЕРЕЗ ГРАНИЦУ РАДИАЦИОННЫХ ГРУЗОВ
Незаконное перемещение через границу радиационных грузов может
привести к самым разнообразным последствиям (политическим,
экономическим, медицинским, экологическим и др.), которые в
значительной степени зависят от количества и физико - химических
свойств радиационного груза. Рассмотрим подробно наиболее вероятные и
значимые последствия - медицинские.
Медицинские последствия (могут изменяться от катастрофических для
жизни миллионов людей до несущественных) определяются дозами облучения
(табл. П-12.1). Приведенные данные можно использовать для оценки
медицинских последствий незаконной перевозки радиационных грузов, в
частности для оценки дозы облучения всех участников инцидента.
Таблица П-12.1
МЕДИЦИНСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ
----------------------------------------------------------------------
| Доза, мЗв | При облучении |
| |-------------------------------------------------|
| | остром (до 2 сут.) | хроническом |
| | | (более 2 сут.) |
|------------------|-----------------------|-------------------------|
| < 0,01 | Последствия незначимы | Последствия незначимы |
| на все тело и | | |
| любой орган | | |
|------------------|-----------------------|-------------------------|
| 0,01 - 1,00 | Вероятность рака и | Вероятность рака и |
| на все тело; | наследственных | наследственных |
| на органы с | заболеваний (рак) - | заболеваний (рак) - |
| поправкой на | 10E-6 - 10E-4 | 10E-6 - 10E-4 |
| взвешивающий | | |
| фактор (ВФ) | | |
|------------------|-----------------------|-------------------------|
| 1,00 - 100,0 | Вероятность рака - | Вероятность рака - |
| на все тело; | 10E-4 - 10E-2 | 10E-4 - 10E-2 |
| на органы с | | |
| поправкой на | | |
| ВФ | | |
|------------------|-----------------------|-------------------------|
| 100,0 - 1000,0 | Вероятность рака - | Вероятность рака - |
| на все тело | 10E-2 - 10E-1 | 10E-2 - 10E-1 |
| (костный мозг); | Лучевая болезнь I ст. | |
| на половые | Временная | |
| железы; | стерильность | |
| на хрусталик | Катаракта | Помутнение хрусталика |
| глаза | | |
|------------------|-----------------------|-------------------------|
| 1000,0 - | Лучевая болезнь | Рак у 100% облученных |
| 10000,0 | II - IV степени, | Хроническая лучевая |
| на все тело; | смерть | болезнь |
| на другие органы | Лучевые ожоги органов | Лучевая атрофия органов |
----------------------------------------------------------------------
До уровня облучения всего тела 10 бэр (100 мЗв) вследствие гамма
- и бета - излучения последствия (рак, лейкозы и наследственные
болезни) носят вероятностный характер и их проявления будут
наблюдаться лишь у некоторой части людей. Например, в результате
облучения дозой 0,1 бэр (1мЗв) рак может появиться у одного
облученного из 10000 человек спустя 5 (и более) лет после облучения, 1
бэр (10 мЗв) - у одного из 1000 человек. Для получения более точных
оценок представитель Минздрава России в междведомственной комиссии,
проводящий оценку последствий, определяет коллективную эффективную
дозу (сумму доз всех облученных) в человеко - зивертах, равную дозе в
человеко - греях, умноженной на радиационный взвешивающий фактор,
приведенный в НРБ-96. Считается, что при коллективной дозе 10000
человеко-зивертов возможны 730 случаев рака со смертельным исходом и
наследственных заболеваний. При облучении не всего тела, а лишь
отдельных органов при расчете дозы вводят взвешивающий фактор по
каждому органу. Каждый случай таких заболеваний может привести к
потере в среднем 14 лет жизни. Облучение дозой 1 бэр (0,01 Зв)
эквивалентно потере примерно 0,01 года жизни.
При дозах более 100 бэр (1 Зв) вероятность тяжелых последствий, в
том числе и смерти, носящих пороговый характер, может приближаться к
100% в течение первых 3 - 6 недель после облучения. В связи с этим
таможенные работники, осуществляющие досмотр радиационных грузов,
должны предпринять все возможные меры, чтобы предотвратить облучение
такими дозами как самих себя, так и других людей.
При оценке возможных последствий необходимо учитывать как нешнее,
так и внутреннее облучение. Медицинские последствия определяются
суммарной дозой с учетом данных, приведенных в таблице П-12.1. Для
оценки доз облучения используются результаты дополнительного
радиационного контроля (п. 6.3).
При аварийном (сверхнормативном) облучении дозы и медицинские
последствия окончательно оценивают на базе специально выделенного в
данном регионе медицинского радиологического учреждения, где
проводится необходимый комплекс углубленной диагностики и лечения
пострадавших.
В результате незаконной перевозки радиационного груза с грубыми
нарушениями Правил возможно радиоактивное загрязнение территории,
помещений, оборудования, транспорта, одежды, воды, пищевых продуктов,
животных, растений, воздуха и других объектов внешней среды. В этом
случае последствия могут быть достаточно продолжительными по времени,
определяются они радионуклидным составом, уровнями и масштабом
загрязнения. Суммарные последствия в первую очередь определяются
дозами внешнего и внутреннего облучения населения и животных, утратой
загрязненных товарных объектов, затратами на проведение дезактивации
загрязненных объектов и захоронение образовавшихся радиоактивных
отходов, материальным ущербом, вызванным перерывом в таможенном
оформлении и пропуске грузов через границу, снижением товарной
ценности скоропортящихся грузов, наличием короткоживущей
радионуклидной продукции и т.п. В итоге все последствия можно
разделить на медицинские (утрата здоровья) и экономические
(экономический ущерб).
Учитывая разнообразие и многоплановость возможных последствий
попытки незаконного перемещения через границу радиационных грузов,
компетентную оценку таких последствий следует проводить
межведомственным комиссиям (п. 5).
Приложение 13
к Руководству по таможенному
контролю ДРМ
ПЕРЕЧЕНЬ И ОПИСАНИЕ ДРМ, ЯВЛЯЮЩИХСЯ ПРЕДМЕТОМ
ЭКСПОРТНО - ИМПОРТНЫХ ОПЕРАЦИЙ И ВОЗМОЖНЫМ
ПРЕДМЕТОМ КОНТРАБАНДЫ
Полный перечень ДРМ, являющихся предметом экспортно-импортных
операций, в принципе может включать весь спектр РАМ как по видам
излучения, так и по видам продукции или материалов. В данный перечень
включены основные материалы по видам продукции. Для некоторых
материалов, в частности тех, которые могут незаконно перевозиться без
упаковки, приведено описание внешнего вида.
П-13.1. Делящиеся материалы
П-13.1.1. Необлученное ("свежее") ядерное топливо -
слаборадиоактивное вещество, содержит оксиды урана (UO2 ) в виде
порошка, таблеток, брикетов, гранул темно - серого или черного цвета,
негорючее. Токсичный химический продукт, опасен при попадании на
кожные покровы и внутрь через органы дыхания.
Топливо размещают в металлических изделиях (сборках) серебристо -
белого цвета трубчатой конструкции шестигранного, круглого,
треугольного и квадратного сечения, а также в виде небольших
цилиндрических блоков. Неповрежденные сборки не представляют
непосредственной опасности для человека.
П-13.1.2. Облученное ядерное топливо. Извлеченное из реактора
отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) - отдельные тепловыделяющие
элементы (твэлы) или сборки, содержат оксиды урана (UO2 и др.),
плутония (PuO2 и др.) и другие трансурановые нуклиды - продукты
деления урана-235, образовавшиеся в результате облучения исходного
топлива в реакторе. Оксиды - устойчивые соединения в виде таблеток
темно - коричневого, черного цвета, нерастворимы в воде, температура
плавления оксидов свыше 2000 град. C.
ОЯТ имеет высокую альфа- и бета- активность, интенсивное
проникающее нейтронное и гамма - излучение.
П-13.1.3. Гексафторид урана (UF6) - кристаллическое, химически
активное вещество бледно - желтого цвета, плотность 5 г/см3 при 20
град. C, температура плавления 64 град. C при давлении паров 0,1 МПа
(1 кгс/см2 = 1 атм.). При плавлении образуется прозрачная бесцветная
жидкость плотностью 3,7 г/см3. При температуре 0 град. C практически
не испаряется, при комнатной температуре давление пара составляет 1,4
кПа, при 95 град. C - около 0,4 МПа. Пары ядовиты.
На воздухе гексафторид урана гидролизуется с образованием облака
радиоактивных аэрозолей тяжелей воздуха, состоящих из частиц
уранилфторида и фтористого водорода (негорючие), хорошо растворим в
воде с образованием уранилфторида и плавиковой кислоты. Активно
взаимодействует с маслами, спиртами, эфирами и другими органическими
соединениями с образованием зеленой соли, тетрафторида урана белого
цвета, уранилфторида и инертных фторуглеродов.
П-13.1.4. Оксиды урана - при обычных условиях устойчивые
соединения, нерастворимы в воде. Плотность порошка - до 2,5 г/см3,
таблеток - до 11 г/см3, температура плавления - свыше 2000 град. C.
Диоксид урана (UO2 ) - порошок или таблетки черного или темно -
коричневого цвета, закись - окись урана (U3O8) - порошок от темно -
коричневого до черного цвета с содержанием урана до 84%, трехокись
урана (UO3) - желтый порошок.
П-13.1.5. Дикосид плутония (PuO2) - мелкокристаллический порошок
темного или темно - зеленого цвета. Температура плавления - 2240 град.
C. Нерастворим в воде и минеральных кислотах.
Диоксид плутония - ядерно опасный делящийся материал. Минимальное
значение критической массы для смеси диоксида плутония и воды - 500 г.
П-13.1.6. Плав уранилнитрата ((UO2 (NO3) x 6H2O) - стекловидная
масса яркого зеленовато - желтого цвета плотностью 2,8 г/см3. Плав
хорошо растворим в воде, нелетуч, на воздухе не окисляется. В
нормальных условиях медленно разлагается с выделением воды и оксидов
азота, что приводит к появлению неприятного запаха вследствие
образования азотной кислоты. Оксиды азота - вредные химические
вещества.
Плав уранилнитрата при температуре около 60 град. C переходит в
жидкое состояние. При воздействии огня и высокой температуры плав
разлагается до оксидов урана с выделением оксидов азота и кислорода.
Плав уранилнитрата и продукты его разложения хорошо растворимы в
органических соединениях, содержащих кислоту (спирты, кетоны, эфиры).
П-13.1.7. Тетрафторид урана (UF4) - твердое кристаллическое
вещество зеленого цвета плотностью до 2,5 г/см3, температура плавления
960 град. C, гигроскопичен, слаборастворим в воде - до концентрации
0,1 г/л. В сухом воздухе устойчив при температуре до 200 град. C, при
температуре выше 200 град. C разлагается с образованием закиси - окиси
урана и летучего оксифторида. Пары воды взаимодействуют с
тетрафторидом урана с образованием диоксида урана и газообразного
фтористого водорода (ядовитое химическое вещество).
П-13.1.8. Уран металлический (U) - плотный (до 18,7 г/см3)
серебристый металл, после нескольких часов пребывания на воздухе
покрывается цветами побежалости.
Температура плавления - 1132 град. C. При механическом ударе
искрит, пирофорный. На воздухе компактноуложенный металлический уран
медленно окисляется до закиси - окиси, а при температуре 700 - 1000 C
достигает полного окисления в течение часа. Продукты окисления
представляют собой мелкодисперсные порошки.
Уран хорошо растворяется в соляной и азотной кислотах, реагирует
с водой и водяным паром. Свойства сплавов урана близки к свойствам
металлического урана.
П-13.1.9. Плутоний металлический (Pu) - серебристого цвета, на
воздухе окраска переходит в цвета побежалости, при длительном
нахождении на воздухе - в тускло - черный, коричневый или зеленый цвет
вследствие образования рыхлого оксидного покрытия. Плотность до 19,7
г/см3, температура плавления - 670 град. C. Ядерно опасный делящийся
материал.
Продукты коррозии плутония - мелкодисперсные порошки, пирофорные,
окисляются на воздухе, при 300 град. C могут самовоспламеняться.
Плутоний металлический легко растворяется в кислотах, с щелочами
не реагирует. Свойства сплавов плутония близки к свойствам
металлического плутония.
П-13.1.10. Смеси диоксидов урана и плутония. Диоксиды урана (UO2)
и плутония (PuO2) - таблетки (плотность до 11 г/см3) черного или темно
- коричневого цвета. При обычных условиях устойчивые соединения,
твердые растворы смеси диоксидов растворяются в сильных кислотах, в
воде нерастворимы. Температура плавления - свыше 2000 град. C. При
хранении в плутонии накапливается америций-241, характеризуется
высокой альфа - активностью и токсичностью.
П-13.2. Радиоактивные материалы
П-13.2.1. Радиационные приборы и устройства. Код ОКП - 694610
Характеристики - защита из свинца или обедненного урана
радиационной головки и перегрузочного контейнера, УКТ типа А.
Контроль мощности эквивалентной дозы (МЭД) непосредственно на
поверхности защиты радиационной головки, перегрузочного контейнера и
УКТ, и на расстоянии от них, а также уровня поверхностной
загрязненности (УРЗ) согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на
конкретные виды продукции.
Нуклиды - цезий-137, кобальт-60, селен-75, иридий-192.
Как правило, транспортируются без источника гамма - излучения.
П-13.2.2. Генераторы радионуклидов для медицинской и другой
техники. Код ОКП - 701100
Характеристики - активность элюата, герметичность, УКТ типа А.
Контроль - МЭД непосредственно на поверхности защиты и УКТ, и на
расстоянии от них, а также УРЗ согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на
конкретные виды продукции.
Нуклиды - молибден-99 + технеций-99m, радий-226 + радон-222.
П-13.2.3. Радиоизотопные энергетические устройства. Код ОКП -
694200
Характеристики - активность радионуклида, мощность,
герметичность, УКТ типа В.
Контроль - МЭД непосредственно на поверхности защиты и УКТ, и на
расстоянии от них, а также УРЗ согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на
конкретные виды продукции.
Нуклиды - стронций-90, иттрий-90, плутоний-238.
П-13.2.4. Радиационные терапевтические аппараты. Код ОКП - 944451
Характеристики - защита из свинца или обедненного урана
радиационной головки и перегрузочного контейнера, УКТ типа А.
Контроль - МЭД непосредственно на поверхности защиты радиационной
головки, перегрузочного контейнера и УКТ, и на расстоянии от них, а
также УРЗ согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на конкретные виды
продукции.
Нуклиды - цезий-137, кобальт-60.
Транспортируются без источников гамма - излучения.
П-13.2.5. Радиационно - технологические установки с
радионуклидными источниками гамма - излучения. Код ОКП - 694100
Характеристики - активность радионуклида, защита из свинца или
обедненного урана радиационной головки и перегрузочного контейнера,
УКТ типа А.
Контроль - МЭД непосредственно на поверхности защиты радиационной
головки, перегрузочного контейнера и УКТ, и на расстоянии от них, а
также УРЗ согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на конкретные виды
продукции.
Нуклиды - цезий-137, кобальт-60.
П-13.2.6. Радиоизотопные приборы (релейные, толщиномеры,
уровнемеры, плотномеры и др.). Код ОКП - 436300
Характеристики - активность радионуклида, защита из свинца или
обедненного урана радиационной головки и перегрузочного контейнера,
УКТ типа А.
Контроль - МЭД непосредственно на поверхности защиты радиационной
головки, перегрузочного контейнера и УКТ, и на расстоянии от них, а
также УРЗ согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на конкретные виды
продукции.
Нуклиды - цезий-137, кобальт-60, криптон-85, стронций-90,
иттрий-90.
П-13.2.7. Упаковочные комплекты транспортные, содержащие в
качестве защиты обедненный уран. Код ОКП - 696843
Характеристики - УРЗ, герметичность, УКТ, не подпадающие под
действие Правил МАГАТЭ.
Контроль - МЭД непосредственно на поверхности защиты и УКТ, и на
расстоянии от них, а также УРЗ согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на
конкретные виды продукции.
Нуклид - природный и обедненный уран.
П-13.2.8. Закрытые радионуклидные источники ионизирующего
излучения. Код ОКП - 701500, 701600, 701700
Характеристики - активность радионуклида, УРЗ, герметичность, УКТ
типа А, соответствие требованиям, предъявляемым к веществу особого
вида.
Контроль - МЭД непосредственно на поверхности защиты и УКТ, и на
расстоянии от них, а также УРЗ согласно ОСП-72/87 и НРБ-96, ТУ и НД на
конкретные виды продукции, спектрометрический анализ идентификации
радионуклида и его активности.
Нуклиды - кобальт-60, цезий-137, америций-241, иридий-192,
стронций-90 + иттрий-90 и др.
П-13.2.9. Радионуклидные источники тепла. Код ОКП - 701600,
701900
|