Страницы: 1 2
влажными технологическими процессами, должны быть отделены от систем,
отводящих воздух и газы от оборудования с сухими режимами переработки
радиоактивных материалов.
12.42. Система газоочистки должна обеспечивать:
- необходимую степень очистки от радиоактивных и химических
загрязнений в штатном режиме работы, включая периоды замены любого
фильтрующего элемента;
- радиационную, ядерную и пожарную безопасность при эксплуатации
элементов системы, замене, хранении и утилизации фильтров.
12.43. Ремонт вентиляционных агрегатов и замена фильтров не
должны выполняться в период проведения ремонта основного
технологического оборудования. Допускается в этот период ремонт
резервных вентиляционных установок.
12.44. Фильтрующие установки должны иметь системы контроля
герметичности их сборки, целостности и перепада давления.
12.45. Транспортирование отработавших фильтровальных элементов
следует осуществлять в защищенных контейнерах.
12.46. При размещении пылегазоочистного оборудования в отдельных
помещениях к ним предъявляются те же требования, что и к помещениям
первой зоны.
12.47. Вход в "грязное" помещение вентиляционных камер
осуществляется через саншлюз, в котором должны быть предусмотрены:
- помещения для упаковки отработанных фильтров;
- душ, оборудованный трапом и отводом в спецканализицию, для
обмыва пневмокостюмов и инвентаря персонала, занятого на замене
фильтров.
12.48. В "грязном" помещении венткамеры должна быть предусмотрена
разводка пневмолиниями приточного воздуха со штуцерами для подключения
пневмокостюмов.
Питание пневмокостюмов от стационарных компрессорных установок не
допускается.
Для системы воздухоснабжения изолирующих СИЗОД должны быть
предусмотрены приточная камера, оборудованная аэрозольными фильтрами
тонкой очистки, и 100% резерв по оборудованию.
Подача воздуха в пневмокостюм осуществляется под давлением не
менее 500 мм вод.ст. (5,0 кПа) при температуре 20 град. С. Количество
воздуха на один пневмокостюм - 250 - 400 л/мин.
13.49. На участке газоочистки следует предусматривать специальные
места или отдельные помещения для разборки, отмывки и временного
хранения фильтров, аппаратов и их элементов. При необходимости
помещения должны оборудоваться техническими средствами локализации или
фиксации радиоактивных загрязнений на фильтрах с помощью связующих
веществ (пленкообразующие композиции).
12.50. Отделка внутренних поверхностей помещений газоочистки
должна допускать проведение гидроуборки.
12.51. Воздуховоды, по которым удаляется воздух после очистки,
целесообразно объединять в общую магистраль. Очищенный воздух следует
выбрасывать через трубу рассеивания.
12.52. В помещениях 1 и 2 зон, как правило, следует
предусматривать воздушное отопление, совмещенное с вентиляцией.
В помещениях 3 зоны допускается система отопления с
использованием местных нагревательных приборов.
XIII. Обращение с радиоактивными отходами
13.1. Обращение с радиоактивными отходами включает их сбор в
местах образования, сортировку, временное хранение, переработку,
упаковку, транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение.
13.2. Конечной целью обеспечения безопасности при обращении с
радиоактивными отходами является их надежная изоляция в специальных
хранилищах на весь период, необходимый для снижения активности за счет
распада до уровней, при которых РАО не могут представлять опасность
как источник излучения.
13.3. В проекте радиационного объекта должен быть раздел
"Обращение с РАО", в котором предусматривается
организационно-техническое обеспечение системы обращения с
образующимися в процессе эксплуатации и вывода объекта из эксплуатации
РАО, исходя из их объема, активности, агрегатного состояния и др.
характеристик.
13.4. Возможные отклонения от предусмотренной проектом системы
обращения с РАО при эксплуатации предприятия должны согласовываться с
ЦГСЭН.
13.5. Не допускается производство работ с радиоактивными
веществами и источниками излучений без наличия у предприятия методов и
средств по сбору, первичной переработке и временному хранению
радиоактивных отходов.
13.6. Окончательная переработка радиоактивных отходов, а также их
долговременное хранение и захоронение должно производиться
специализированными организациями по обращению с радиоактивными
отходами.
В отдельных случаях допускается осуществление самим предприятием
всех этапов обращения с радиоактивными отходами вплоть до их
долговременного хранения и захоронения, если это предусмотрено
проектом.
13.7. Требования радиационной защиты персонала при обращении с
РАО регламентируются нормами радиационной безопасности.
Радиационное воздействие на население, обусловленное обращением с
РАО, включая этапы хранения и захоронения, не должно превышать 1% от
регламентируемой НРБ-99 среднегодовой эффективной дозы на население от
техногенных источников излучения, что составляет 10 мкЗв в год (п.
3.12.19 ОСПОРБ-99).
13.8. Радиоактивные отходы следует различать по агрегатному
состоянию, уровню активности, виду излучения, тепловыделению,
продолжительности сохранения потенциальной опасности для персонала,
населения и окружающей среды и другим показателям.
13.9. По агрегатному состоянию РАО подразделяются на жидкие,
твердые и газообразные.
13.10. В зависимости от физико-химического состава и способа
образования жидкие радиоактивные отходы следует разделять на:
- гомогенные негорючие (водные растворы кислот, щелочей, солей);
- гомогенные горючие (органические растворы);
- гетерогенные (пульпы, эмульсии, суспензии).
13.11. В зависимости от физико-химического состава и способа
образования твердые радиоактивные отходы следует разделять на:
- горючие (дерево, пластмасса, резина, полихлорвиниловые изделия,
бумага, обтирочные материалы, фильтровальные ткани, биологические
материалы и др.);
- негорючие, в том числе прессуемые, дезактивируемые (металлы,
стекло, керамика, строительный мусор, руда, почва, грунт и др.).
13.12. Жидкие и твердые РАО классифицируются по уровню активности
на три категории (табл. 3.12.1 ОСПОРБ-99). Для сортировки твердых
радиоактивных отходов (далее - ТРО) следует использовать значения
мощности эквивалентной дозы (далее - МЭД) гамма-излучения и
поверхностного загрязнения, приведенные в табл. 13.1 Правил.
13.13. Сбор и классификационная сортировка жидких и твердых РАО
должны производиться в местах их образования отдельно от
нерадиоактивных отходов с учетом:
- физических свойств (агрегатное состояние, количество и форма
отходов, дисперсность, летучесть и др. свойств);
- радиационных свойств (категория отходов, тепловыделение, срок
потенциальной опасности и др.);
- химических свойств (состав отходов, наличие взрыво-, пожарои
коррозионноопасных компонентов и др.);
- технологии дальнейшего обращения и переработки отходов в
специализированной организации по обращению с РАО.
Таблица 13.1
Сортировочная классификация
твердых радиоактивных отходов
---------------------------------------------------------------------------------------------
| Категория | Твердые радиоактивные отходы |
| РАО |--------------------------------------------------------------------------|
| | МЭД гамма -| УА бета - | УА альфа - | Фиксированное |
| | излучения | излучающих | излучающих | поверхностное загрязнение,|
| | мЗв/ч <*> | радионуклидов, | радионуклидов, | част/см2 х мин. |
| | | кБк/кг | <**> кБк/кг |---------------------------|
| | | | | бета- | альфа- |
| | | | | частиц | частиц |
|----------------|------------|----------------|----------------|----------|----------------|
| Высокоактивные | более 10,0 | более 1E7 | более 1E6 | более 1E7| более 1E6 |
|----------------|------------|----------------|----------------|----------|----------------|
| Среднеактивные | от 0,3 до | от 1E3 до 1E7 | от 1E2 до 1E6 | от 1E4 до| от 1E3 до |
| | 10,0 | | | 1E7 | до 1E6 |
|----------------|------------|----------------|----------------|----------|----------------|
| Низкоактивные | от 1 х | менее 1E3 | менее 1E2 | от 5 х | от 5,0 до |
| | 1E(-4) до | | | 1E2 до | 1 х 1E3 |
| | 0,3 | | | 1 х 1E4 | |
|----------------|------------|----------------|----------------|----------|----------------|
| Высокоактивные | более 10,0 | более 1E7 | более 1E6 | более 1E7| более 1E6 |
|----------------|------------|----------------|----------------|----------|----------------|
| Среднеактивные | от 0,3 до | от 1E3 до 1E7 | от 1E2 до 1E6 | от 1E4 до| от 1E3 до |
| | 10,0 | | | 1E7 | до 1E6 |
|----------------|------------|----------------|----------------|----------|----------------|
| Низкоактивные | от 1 х | менее 1E3 | менее 1E2 | от 5 х | от 5,0 до |
| | 1E(-4) до | | | 1E2 до | 1 х 1E3 |
| | 0,3 | | | 1 х 1E4 | |
---------------------------------------------------------------------------------------------
--------------------------------
<*> Измерение над фоном на расстоянии 0,1 м от поверхности РАО.
<**> Исключая трансурановые радионуклиды.
13.14. Твердые РАО должны собираться в местах образования в
контейнеры-сборники. Параметры контейнеров-сборников должны учитывать
параметры транспортной охранной тары или транспортных упаковочных
контейнеров (далее - ТУК) и отвечать требованиям ядерной и
радиационной безопасности. В качестве контейнеров-сборников, как
правило, используются специальные контейнеры, также могут применяться
металлические бочки и ящики, пластикатовые емкости и крафт-мешки,
железобетонные контейнеры.
13.15. Контейнеры-сборники твердых РАО должны размещаться в
специально отведенных местах, оборудованных поддонами, подъемниками,
средствами перемещения, вспомогательным инвентарем, приборами
радиационного контроля.
13.16. Краткосрочное хранение контейнеров-сборников с РАО должно
осуществляться в специальных помещениях или на специально
оборудованных огражденных площадках, защищенных от воздействия
атмосферных осадков.
13.17. Срок временного хранения радиоактивных отходов на
предприятии в каждом конкретном случае должен согласовываться с ЦГСЭН.
13.18. Мощность дозы гамма-излучения на внешней поверхности
контейнера-сборника не должна превышать 50 мкЗв/ч.
13.19. Для организации перевозки контейнеров-сборников с РАО на
переработку или хранение должны быть предусмотрены участки
формирования транспортно-упаковочных комплектов, оборудованные
грузоподъемными механизмами и имеющие свободный проезд для
специального транспорта.
13.20. Жидкие РАО, образующиеся в небольших количествах (до 200
л/сут.), должны собираться в контейнеры-сборники, предназначенные для
сбора, временного хранения и транспортирования на переработку.
13.21. Кондиционирование жидких и твердых РАО включает
переработку и размещение отходов в контейнеры, конечной целью которого
является получение радиационной упаковки, пригодной для перевозки,
хранения и/или захоронения.
13.22. Методы переработки и форма кондиционированных РАО должны
выбираться с учетом их характеристики, технологических и экономических
показателей процесса, условий временного хранения, транспортирования и
захоронения отходов.
13.23. В проектах производств по переработке РАО должны
использоваться апробированные в лабораторных и опытно-промышленных
масштабах технологии и оборудование.
13.24. Методы переработки твердых РАО включают фрагментацию,
сжигание, холодное и горячее прессование, дезактивацию и переплавку
металла.
13.25. Сжиганию подлежат спецодежда, ветошь, бумага, элементы
вентиляционных фильтров, органические растворы и биологические
материалы, а также резиновые и полиэтиленовые материалы.
Удельная активность ТРО, направляемых на сжигание, не должна
превышать величин, при которых не достигается необходимая степень
очистки отходящих газов и превышаются установленные контрольные уровни
облучения персонала. Величина максимальной удельной активности
сжигаемых ТРО устанавливается при проектировании и уточняется в
процессе наладки и пуска установки сжигания.
- отверждение концентратов методом упаривания до солей,
битумирование, цементирование; включение в полимеры, стекло, керамику,
стеклометаллические композиции, синтетические горные породы и др.
13.28. Низкоактивные и низкосолевые ЖРО перерабатываются, как
правило, с использованием комбинации методов соосаждения, фильтрации,
ионного обмена, обратного осмоса, сорбции и др. Конечной целью
переработки является получение воды, пригодной для повторного
использования или сброса в открытую гидросеть, и концентрата (в виде
регенератов, шламов, пульп), подлежащего дальнейшей переработке.
13.29. Среднеактивные и высокосолевые ЖРО перерабатываются, как
правило, упариванием с получением конденсата, направляемого в схему
очистки низкоактивных и низкосолевых ЖРО, и концентрата солей,
направляемого на отверждение.
13.30. Упаковка переработанных РАО является последней операцией
кондиционирования и заключается в размещении переработанных отходов в
специальный контейнер с последующей его герметизацией.
13.31. Передача радиоактивных отходов от предприятия в
специализированную организацию по обращению с РАО должна производиться
в специальной охранной таре, куда помещаются защитные упаковки или
контейнеры.
Уровни радиоактивного загрязнения на наружной поверхности
упаковки (контейнера) и охранной тары не должны превышать величин,
приведенных в табл. 3.5.1. ОСПОРБ-99.
13.32. Хранение РАО представляет собой временное контролируемое
содержание отходов в инженерных сооружениях с целью:
- распада короткоживущих радионуклидов;
- снижения тепловыделения для высокоактивных отходов;
- накопления и передачи РАО в специализированные организации на
переработку или захоронение.
13.33. Хранилища РАО должны размещаться на предприятиях -
источниках образования отходов или на специализированных предприятиях.
В случае размещения хранилищ за пределами промплощадки предприятия
последние, при необходимости, должны иметь санитарно-защитную зону,
размеры которой рассчитываются генпроектировщиком и согласовываются с
органами регулирования радиационной безопасности.
13.34. Тип, конструкция хранилища и условия хранения должны
выбираться исходя из характеристики и вида отходов, цели и
продолжительности хранения, климатических, геологических,
гидрогеологических и сейсмических характеристик площадки размещения
хранилища.
13.35. Хранилища жидких и твердых РАО должны быть оборудованы
системой наблюдательных скважин для контроля возможного загрязнения
подземных вод.
13.36. Проектная мощность дозы гамма-излучения на поверхности
стен хранилищ не должна превышать следующих значений:
- при размещении на промплощадке - 6 мкЗв/ч;
- при размещении в санитарно-защитной зоне предприятия - 1,2
мкЗв/ч;
- при размещении за пределами санитарно-защитной зоны - 0,06
мкЗв/ч.
13.37. Хранение ЖРО любой категории в открытых емкостях и
водоемах запрещается. Существующие искусственные и естественные
водоемы с ЖРО должны выводиться из эксплуатации по программам и в
сроки, согласованные ЦГСЭН, с последующей реализацией мероприятий по
консервации и/или реабилитации.
13.38. Транспортирование радиоактивных отходов предназначено для
безопасного перемещения упаковок от мест образования к установкам
переработки, хранения и захоронения с использованием специальных
транспортных и грузоподъемных средств.
13.39. Перевозка радиоактивных отходов в пределах предприятия,
без выезда на дороги общего пользования, осуществляется на основании
специальных инструкций предприятий.
13.40. Транспортирование радиоактивных отходов различных
категорий и групп за пределы предприятия осуществляется в ТУК
соответствующего вида и типа.
13.41. Захоронение радиоактивных отходов предназначено для
безопасной изоляции кондиционированных РАО от сферы деятельности
человека в течение всего срока сохранения отходами потенциальной
опасности без намерения последующего извлечения. Хранение и
захоронение радиоактивных отходов должно предусматриваться проектной и
технологической документацией в качестве обязательного этапа любого
цикла ядерной технологии.
13.42. Под сроком потенциальной опасности РАО следует понимать
такой отрезок времени, по истечении которого активность радионуклидов
в отходах снизится до значений, не требующих применения
ограничительных мер изоляции и радиационной защиты и при которых
отходы, как источник облучения, могут быть сняты с контроля.
13.43. В основу обеспечения экологической безопасности при
захоронении РАО должен быть положен принцип многобарьерной
(мультибарьерной) защиты, основанный на совместном использовании
естественных (геологических) и искусственных (инженерных) барьеров на
пути миграции радионуклидов из рабочего объема хранилища.
13.44. В зависимости от особенностей реализации принципа
мультибарьерной защиты захоронения РАО подразделяются на:
- приповерхностное захоронение в наземных или слабозаглубленных
(до 50 м) сооружениях;
- подземное захоронение в глубоких геологических формациях.
13.45. Приповерхностное захоронение предусматривает размещение
РАО в хранилищах, в которых инженерным барьерам отводится основная
роль при изоляции РАО. Вмещающему массиву пород - естественному
барьеру - отводится роль защитного барьера на случай радиационных
аварий.
13.46. При подземном захоронении основные изолирующие функции
выполняет природный (геологический) барьер, а инженерным барьерам
придаются ограниченные по времени защитные функции.
13.47. Требования обеспечения безопасности захоронения РАО
включают:
- выбор благоприятных геолого-гидрогеологических условий, которые
в совокупности с системой инженерных барьеров должны обеспечить
безопасность захоронения РАО;
- обоснование безопасности захоронения, включая количественную
оценку необходимых и достаточных параметров защитных барьеров в
соответствии с требованиями, принципами и нормами радиационной
безопасности, предъявляемыми к стадии захоронения;
- разработку технических решений и использования технологии
строительства хранилищ, которые не приведут к нежелательным изменениям
геолого-гидрологических условий и сведут к минимуму возможные пути
миграции радионуклидов;
- сохранение защитных свойств естественных и искусственных
барьеров до тех пор, пока РАО в радиационно-гигиеническом отношении
будут опасны;
- обеспечение безопасности захоронения в нормальных условиях
эксплуатации хранилищ и в случае радиационных аварий, перечень и
анализ которых подлежит разработке на стадии выбора площадки;
- принятие инженерно-технических решений, предотвращающих
непреднамеренное и преднамеренное проникновение в зону захоронения;
- обеспечение предупредительной и информационной маркировки
захоронения РАО для последующих поколений.
13.48. Захоронение радиоактивных отходов в жидком виде
запрещается. По согласованию с ЦГСЭН допускается закачивание ЖРО,
содержащих радионуклиды природного происхождения, в подземные
горизонты при условии сохранения в последних удельной активности
радионуклидов и их состава.
13.49. Порядок осуществления контроля за состоянием радиоактивных
отходов в хранилищах, целостностью барьеров, радиационной обстановкой
в хранилище и окружающей природной среды определяется специальными
правилами.
13.50. Критериями безопасности захоронения РАО являются доза и
риск облучения населения. Условием обеспечения безопасности
захоронения является соблюдение верхней границы дозы и риска,
установленных для техногенных источников излучения.
13.51. Ожидаемая коллективная доза облучения населения при
захоронении радиоактивных отходов не должна превышать 1 чел. - Зв.
Верхняя граница риска, обусловленного захоронением РАО, должна
соответствовать безусловно приемлемому риску и не превышать 1Е(-6) за
год.
XIV. Обеспечение безопасности населения
14.1. Нормальная эксплуатация предприятий и установок атомной
промышленности не должна приводить к превышению установленных
предельно допустимых уровней сбросов и выбросов радиоактивных веществ
в окружающую природную среду.
14.2. Разработка мероприятий по защите населения и охране
окружающей природной среды от возможного вредного радиационного
воздействия предприятий атомной промышленности должна проводиться на
всех этапах обращения с источниками излучений на базе основных
принципов радиационной защиты (нормирования, обоснования и
оптимизации).
14.3. Факторы, виды и прогнозируемые последствия радиационного
воздействия предприятий и установок атомной промышленности на
население определяются на стадии проектирования для нормальной
эксплуатации и радиационных аварий. В проекте должна содержаться
информация о:
- радионуклидном составе и удельной активности сбросов и
выбросов, а также об источниках их образования;
- среднегодовом содержании радионуклидов в объектах окружающей
природной среды на промплощадке, в СЗЗ и ЗН;
- всех значимых путях облучения населения, обусловленных
эксплуатацией объекта;
ожидаемых дозах облучения персонала, критических групп населения
и в целом населения, проживающего в пределах ЗН, с учетом вклада
других региональных источников радиационного воздействия и
установленных квот.
14.4. На стадии эксплуатации предприятий и установок следует:
- удерживать величину сбросов и выбросов при нормальной работе на
таких низких уровнях, которые реально достижимы;
- проводить мониторинг загрязнения объектов природной среды в
районе расположения радиационного объекта и оценку доз облучения
населения с созданием и постоянным пополнением базы данных;
- сообщать результаты мониторинга и оценки доз облучения в органы
регулирования радиационной безопасности в установленном порядке;
- своевременно сообщать в надзорные и регулирующие деятельность
объектов органы о любых отклонениях от утвержденных уровней сбросов и
выбросов, согласно установленным критериям.
14.5. При изменении объемов производства и технологий, при
перепрофилировании производства и (или) переходе на сырье с худшими
радиационными качествами, а также не реже одного раза в 5 лет на
объектах проводится инвентаризация источников образования
радиоактивного выброса и оценка их воздействия на окружающую среду с
прогнозом дозовой реализации для критической группы населения.
14.6. Неорганизованный и неконтролируемый сброс и выброс
радиоактивных веществ запрещается.
XV. Организация радиационного
дозиметрического контроля
15.1. Радиационный дозиметрический контроль должен осуществляться
на всех объектах, где имеются источники излучения, подпадающие под
требования Норм радиационной безопасности, и является неотъемлемой
частью системы радиационной безопасности объекта.
15.2. Радиационный контроль должен обеспечивать выполнение Норм
радиационной безопасности НРБ-99, Основных санитарных правил
обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99 и настоящих Правил, а
также получение информации, необходимой:
- для оценки доз облучения персонала и населения, определения
состояния радиационной безопасности на объекте, в санитарно-защитной
зоне и зоне наблюдения, а при необходимости и за их пределами;
- для разработки рекомендаций и проведения мероприятий по
улучшению радиационной обстановки и защите персонала и населения от
облучения, а также для оценки их эффективности;
- для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в
случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий
радионуклидами.
15.3. Система радиационного контроля объекта должна
разрабатываться проектной организацией на стадии технического проекта
и определять виды и объем радиационного контроля в производственных
помещениях, на промплощадке, в СЗЗ и в ЗН в условиях нормальной
эксплуатации и при проектных авариях, а также перечень необходимых
дозиметрических, радиометрических, спектрометрических и др. приборов,
оборудования и методов, применяемых при осуществлении радиационного
контроля, размещение стационарных приборов, точек постоянного и
периодического контроля, состав необходимых помещений и штаты СРБ.
15.4. При изменении технологии, переходе на сырье с худшими
радиационными характеристиками и вследствие др. причин, влияющих на
радиационную обстановку на предприятии, а также при выходе новых
нормативных документов, но не реже, чем один раз в пять лет, система
радиационного контроля должна подвергаться ревизии и, при
необходимости, корректировке по согласованию с ЦГСЭН.
15.5. Система радиационного контроля должна обеспечивать
организацию базы данных индивидуального дозиметрического контроля и
параметров радиационной обстановки в производственных помещениях, в
санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения.
15.6. Все приборы и аппаратура радиационного контроля, методики
измерений и обработки данных контроля должны быть метрологически
аттестованы.
15.7. На каждом предприятии должно быть разработано Положение о
службе радиационной безопасности, которое утверждается его
руководителем и согласовывается с ЦГСЭН.
15.8. Положение об СРБ предприятия разрабатывается на основе
типового положения о службе радиационной безопасности учреждения,
утверждаемого Главным государственным санитарным врачом Российской
Федерации, и ведомственного типового положения о службе радиационной
безопасности предприятия Министерства Российской Федерации по атомной
энергии с учетом специфики проводимых на предприятии работ.
Положение об СРБ предприятия подлежит пересмотру при изменении
норм и правил радиационной безопасности, а также при существенном
изменении технологии, характера и объема работ.
15.9. Персонал службы радиационной безопасности, непосредственно
осуществляющий радиационный контроль в производственных помещениях, на
территории промплощадки и в санитарно-защитной зоне, должен иметь
специальную подготовку и относится к группе А категории "персонал".
15.10. Радиационный контроль включает в себя следующие основные
виды контроля:
- индивидуальный контроль облучения персонала;
- контроль радиационной обстановки в производственных помещениях
и на промплощадке;
- контроль радиационной обстановки в санитарно-защитной зоне и
зоне наблюдения.
15.11. Индивидуальный контроль за облучением персонала группы А в
зависимости от характера работ и принятого уровня введения контроля
(Увк) включает:
- контроль с использованием индивидуальных дозиметров
эквивалентной дозы внешнего излучения;
- контроль динамики и уровней поступления радиоактивных веществ и
содержания их в организме для оценки годового поступления;
- определение эквивалентной дозы внешнего излучения по
результатам контроля на рабочих местах мощности дозы внешнего
излучения, плотности потока ионизирующих частиц;
- расчет годовых эквивалентных и эффективных доз.
15.12. Контроль за облучением персонала группы Б осуществляется
на основании контроля на рабочих местах мощности дозы внешнего
излучения, плотности потока ионизирующих частиц и объемной активности
аэрозолей воздуха.
15.13. Различные ПУАП, в зависимости от их места в структуре
ядерного топливного цикла, радиационной характеристики используемого
сырья, схемы технологического процесса и оборудования, имеют
специфические особенности в формировании эффективных доз персонала,
которые необходимо учитывать при разработке нормативных документов.
15.14. Контроль радиационной обстановки в производственных
помещениях и на промплощадке, в зависимости от характера
технологического процесса, включает:
- контроль за плотностью потока ионизирующих частиц и мощностью
дозы внешнего излучения на рабочих местах, в отдельных помещениях и на
территории промплощадки. Этот вид контроля осуществляется
стационарными и переносными приборами. Система контроля должна
предусматривать звуковую и световую сигнализацию в аварийно-опасных
помещениях;
- контроль за содержанием и нуклидным составом радиоактивных
газов и аэрозолей (в том числе радона и торона и продуктов их распада)
в зоне дыхания персонала группы А, в воздухе рабочих и других
помещений, а также на промплощадке. Этот вид контроля проводится с
помощью стационарных и переносных приборов, а также индивидуальных
пробоотборников. Радионуклидный состав аэрозолей анализируется с
помощью спектрометрических и радиохимических методов;
- контроль уровней загрязнения радиоактивными веществами
поверхностей рабочих помещений и оборудования, кожных покровов,
спецодежды и обуви работников;
- контроль уровней загрязнения радиоактивными веществами
поверхностей в санпропускниках, кожных покровов и личной одежды и
обуви работников;
- контроль активности выбросов радиоактивных веществ в атмосферу
и их нуклидного состава с помощью стационарных или переносных
приборов, путем отбора и радиометрического, радиохимического и
спектрометрического анализа проб;
- контроль за содержанием радиоактивных веществ и их нуклидным
составом в жидких и твердых РАО с помощью стационарных или переносных
приборов, путем отбора проб с последующим анализом;
- контроль на всех этапах обращения радиоактивных отходов;
- радиометрический контроль различных нерадиоактивных отходов и
продукции гражданского назначения, вывозимых с территории объекта;
- контроль уровней загрязнения транспортных средств.
15.15. Контроль радиационной обстановки в санитарно-защитной зоне
и зоне наблюдения в зависимости от реально действующих радиационных
факторов включает:
- контроль мощности дозы гамма-излучения, плотности потока
бета-частиц, контроль других видов ионизирующих излучений;
- контроль загрязнения воздушной среды радиоактивными газами и
аэрозолями;
- контроль поверхностного загрязнения территории радиоактивными
веществами;
- контроль содержания радиоактивных веществ в почве, воде и
биологических объектах;
- контроль нуклидного состава радиоактивного загрязнения;
- контроль облучаемости проживающего в зоне наблюдения населения.
Контроль загрязнения осуществляется как непосредственными
измерениями на месте стационарными и переносными приборами, так и
путем отбора проб с дальнейшим их анализом.
15.16. Контроль загрязнения воздушной среды проводится
стационарными и передвижными постами, которые размещают на территории
промплощадки, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения на
концентрических окружностях, центром которых является источник
загрязнения. Основная (центральная) окружность должна иметь радиус
порядка 20 высот источника загрязнения. Радиус наименьшей окружности
определяется как половина радиуса центральной окружности, а радиус
наибольшей окружности определяется как 1,5 радиуса центральной
окружности. Число и расположение постов на каждой окружности, число
дополнительных окружностей устанавливают в зависимости от концентраций
радиоактивных веществ, топографических и метеорологических условий
отбора проб, а также с учетом других источников излучения,
расположенных в зоне наблюдения.
Число стационарных постов в зоне наблюдения зависит от
численности населения: не менее 1-го поста при населении до 50 тыс.
жителей, 2 постов - 100 тыс., 2 - 3 постов - 200 - 300 тыс., 3 - 5
постов - 200 - 500 тыс., 5 - 10 постов - более 500 тыс. жителей, 10 -
20 стационарных и маршрутных постов - при населении более 1 млн.
жителей. В населенных пунктах устанавливают один пост через каждые 0,5
- 5 км с учетом рельефа местности и наличия других источников
загрязнения.
15.17. Служба радиационной безопасности должна быть обеспечена
соответствующими транспортными средствами и необходимым комплектом
пробоотборной аппаратуры. Измерения должны проводиться поверенными
приборами по аттестованным методикам.
15.18. Штаты СРБ в зависимости от типа производства и объема
работ составляют, как правило, 3 - 8% от общего количества персонала,
определяются проектом и должны согласовываться с ЦГСЭН.
15.19. В зависимости от объема и характера производимых работ СРБ
должна, как правило, иметь следующий набор помещений:
- щитовые для размещения сигнально-измерительных пультов
стационарных приборов;
- для сменного персонала службы;
- для блоков детектирования контроля воздуха и для эжекторов;
- для поверки и градуировки радиометрической и спектрометрической
аппаратуры;
- для приготовления и измерения разовых проб для радиохимического
анализа;
- мастерские по ремонту приборов, помещение для дезактивации
аппаратуры и послеремонтной ее градуировки;
- для группы индивидуального дозконтроля;
- для методической исследовательской группы;
- для работы с документацией и ее хранения;
- кладовая для материалов и аппаратуры;
- кабинеты для руководства службы.
15.20. Группа контроля внешней среды должна быть размещена в
специальных помещениях. Для контроля радиационной обстановки в СЗЗ и
ЗН необходимо располагать сведениями о направлении и скорости ветра,
температуре и влажности воздуха, количестве выпадающих осадков, для
получения которых на территории промплощадки или в СЗЗ радиационного
объекта должно быть организовано круглосуточное наблюдение,
обеспечивающее постоянное поступление информации о метеоусловиях в
СРБ. Для предприятий I - II категорий, как правило, следует
предусматривать сооружение на промплощадке метеостанции.
15.21. Результаты индивидуального дозиметрического контроля
должны регистрироваться и храниться в течение 50 лет.
При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет
годовой эффективной дозы и эквивалентных доз в хрусталике глаза, коже,
кистях и стопах - в зависимости от характера работ, эффективной дозы
за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной эффективной
дозы за весь период профессиональной работы.
Для женщин в возрасте до 45 лет учету подлежат также
эквивалентная доза за месяц на поверхности нижней части живота и
годовое ингаляционное поступление.
15.22. Индивидуальные дозы облучения, превышающие уровни
регистрации, фиксируют в карточке индивидуального учета (см.
Приложение) и в автоматизированной базе данных. Копия данных по
облучению работника в случае его перехода в другое учреждение, где
проводятся работы с источниками ионизирующего излучения, должна
передаваться на новое место работы. Оригинал должен храниться на
прежнем месте работы. Данные об индивидуальной дозе у
прикомандированных лиц должны сообщаться по месту их постоянной
работы.
15.23. При проведении оперативного контроля состояния
радиационной обстановки следует руководствоваться нормативами,
приведенными в Нормах радиационной безопасности, или установленными
контрольными уровнями.
15.24. Контрольные уровни (далее - КУ) устанавливают для всех
контролируемых параметров радиационной обстановки в зависимости от
вида и характера работ.
15.25. КУ для персонала устанавливаются администрацией
предприятия и согласуются с ЦГСЭН, а для лиц из населения
устанавливаются территориальными органами Госсанэпиднадзора.
15.26. КУ устанавливаются по данным оперативного контроля и
используются для оценки радиационной обстановки преимущественно на
основе среднего значения: за смену - для персонала и за месяц - для
лиц из населения.
15.27. Случаи превышения контрольных уровней должны
анализироваться, а вызывающие их причины - устраняться. При изменении
радиационной обстановки в случае изменения характера выполняемых работ
или по другим объективным причинам контрольные уровни могут
пересматриваться.
15.28. В проектах радиационных объектов I - II категорий должны
быть предусмотрены технические решения по созданию и функционированию
автоматизированной системы контроля радиационной обстановки с учетом
возможности обмена информацией с другими подобными федеральными и
(или) ведомственными системами.
XVI. Организация производства продукции
гражданского назначения
16.1. На ПУАП производство продукции гражданского назначения
(далее - ПГН) может производиться в специально спроектированных
зданиях и сооружениях, расположенных на промплощадке или на территории
СЗЗ предприятия или в перепрофилированных основных и вспомогательных
цехах и подразделениях, ранее перерабатывавших радиоактивные
материалы. Требования к дезактивации помещений, их отделке, к
персоналу и т.д. определяются специальными правилами.
16.2. С целью ограничения облучения населения, использующего
продукцию гражданского назначения, последняя подразделяется на 2
группы в зависимости от условий использования и длительности контакта
с ней: населением в производственных условиях вне жилых помещений,
непосредственный контакт с которыми ограничен.
Использование технологического оборудования, применявшегося для
переработки радиоактивных материалов, допускается только при
производстве ПГНп. Требования к допустимому загрязнению оборудования
определяются специальными правилами.
16.3. Критерием для неограниченного использования в народном
хозяйстве ПГНб является значение эффективной дозы облучения
использующих ее лиц. Эффективная доза от внешнего излучения не должна
превышать 10 мкЗв/год при любом виде использования ПГН, т.е. 1% от
среднегодовой допустимой дозы для населения. Внутреннее облучение
населения от ПГНб не допускается.
16.4. Удельная активность радионуклидов в сырье и материалах,
предназначенных для производства ПГНп, а также в самих изделиях и
условия их использования регламентируются п. 3.11.4 ОСПОРБ-99.
16.5. Обеспечение безопасности персонала и населения при
производстве ПГН на предприятиях ЯТЦ и ее использовании населением
должно достигаться посредством:
- нормирования содержания радиоактивных веществ в готовой
продукции;
- организации системы радиационного контроля;
- разработки и реализации комплекса мероприятий по ограничению
возможного влияния основного производства на условия труда персонала и
радиоактивное загрязнение ПГН.
16.6. Сырье, поступающее для изготовления ПГН, должно иметь
сертификат, содержащий сведения об удельной активности радионуклидов и
их составе, а производимая на предприятиях ядерного топливного цикла
ПГН должна иметь санитарно-эпидемиологическое заключение установленной
формы.
16.7. Допустимое содержание радионуклидов в ПГН в зависимости от
вида, назначения условий ее использования устанавливается специальными
нормативными документами.
16.8. При производстве ПГН должен осуществляться контроль
радиационной обстановки, радиационный контроль сырья и готовой
продукции, а при необходимости - индивидуальный дозиметрический
контроль персонала.
16.9. Не допускается наличие нефиксированного (снимаемого)
радиоактивного загрязнения поверхности материалов и изделий (металл,
древесина и др.), поступающих для использования в хозяйственной
деятельности.
XVII. Вывод радиационных объектов из эксплуатации
17.1. В проекте радиационного объекта должны быть предусмотрены
различные варианты вывода его из эксплуатации: консервация,
захоронение, ликвидация или перепрофилирование.
17.2. Для каждого варианта (состояния) вывода из эксплуатации
проектом должен быть предусмотрен комплекс технических,
организационных и санитарно-гигиенических мероприятий по обеспечению
радиационной безопасности персонала, населения и окружающей природной
среды.
17.3. Решение о продлении срока эксплуатации или о выводе
радиационного объекта из эксплуатации и выбор его варианта принимается
после комплексного обследования радиационного и технического состояния
технологических систем и оборудования, строительных конструкций и
прилегающей территории.
17.4. После принятия решения о выводе должен быть разработан
проект вывода объекта из эксплуатации, включающий в себя комплекс
мероприятий по:
- подготовке объекта к выводу из эксплуатации, в том числе по
проведению углубленного комплексного обследования объекта для оценки
технического состояния оборудования и технологических систем и для
оценки радиационной обстановки в основных производственных помещениях,
и прогноза ее изменения по мере реализации проекта;
- обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и
окружающей природной среды при проведении работ;
- организации дезактивации оборудования, инструментов и
демонтируемых деталей и узлов;
- изготовлению нестандартного оборудования для проведения работ
по выводу из эксплуатации;
- содержанию объекта с момента прекращения эксплуатации до начала
работ, связанных с непосредственным выводом;
- сбору, сортировке, хранению, транспортированию и утилизации
образующихся радиоактивных отходов, включая, при необходимости,
расширение существующих или строительство дополнительных пунктов
хранения и захоронения радиоактивных отходов (далее - РАО);
- организации системы радиационного контроля и предотвращению
радиационных аварий.
17.5. Производство работ по выводу объектов из эксплуатации
должно выполняться специально подготовленным персоналом объекта или
персоналом других организаций, специализирующихся на проведении таких
работ. В необходимых случаях подготовка должна проводиться на макетах
и тренажерах, имитирующих основные условия предстоящих работ.
17.6. Ответственность за выполнение норм, правил и инструкций по
мерам радиационной безопасности при проведении работ по выводу
предприятия из эксплуатации несут эксплуатирующая и проектная
организации.
XVIII. Предупреждение радиационных аварий
и ликвидация их последствий
18.1. При проектировании предприятий должна быть разработана
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 природной среды.
Система противоаварийной безопасности должна включать технические
и организационные мероприятия, направленные на предотвращение
радиационной аварии, предупреждение ее развития, ограничение масштабов
и последствий аварии.
18.2. Планирование противоаварийных защитных мероприятий должно
предусматривать их выполнение на всех этапах жизненного цикла
радиационного объекта.
В проектах новых и реконструированных производств и в
нормативно-методических документах по безопасному ведению
технологического процесса должны быть установлены пределы безопасной
эксплуатации, соблюдение которых гарантированно обеспечивает
безопасную работу оборудования.
18.3. Для создания системы безопасности необходимо определить
характер, масштабы и возможные последствия радиационных аварий. Одной
из составляющих данной системы является многоступенчатый контроль
технических, радиационных и санитарно-гигиенических параметров,
основанный на информации о состоянии пределов безопасной эксплуатации.
Системой безопасности должны быть предусмотрены устройства
автоматического предотвращения превышения пределов безопасной
эксплуатации.
18.4. Администрация предприятий должна не реже одного раза в год
обеспечить ревизию аппаратов и устройств системы безопасности с
анализом и устранением выявленных замечаний и недостатков.
18.5. Защита персонала и населения от возможных последствий
радиационной аварии должна обеспечиваться:
- обоснованным выбором площадки для размещения объекта;
- качественным изготовлением технологического и защитного
оборудования;
- специальными требованиями к контролю качества при изготовлении,
монтаже, ремонте, реконструкции и передаче оборудования в
эксплуатацию;
- использованием научно-обоснованных и апробированных технологий;
- наблюдением и периодическим контролем состояния оборудования в
процессе эксплуатации;
- защитными противоаварийными устройствами;
- строгим соблюдением технологической дисциплины и требований
техники безопасности;
- специальной подготовкой персонала;
- аварийной вентиляцией;
- созданием аварийного запаса СИЗ;
- культурой производства.
18.6. В необходимых случаях должны предусматриваться
противоаварийные локализующие устройства, предотвращающие поступление
радиоактивных веществ в окружающую природную среду.
18.7. Защитные и локализующие устройства должны обеспечивать
безопасность персонала и населения в случае проектной аварии.
18.8. Перечень возможных аварий для каждого конкретного
предприятия, на которые проектом предусматриваются технические
средства безопасности, определяется проектной организацией и
организацией-заказчиком по согласованию с государственными органами
регулирования безопасности.
18.9. Разработка противоаварийных мероприятий должна основываться
на предварительной оценке количественного риска возникновения аварий
различного характера с определением потенциального источника выброса
радиоактивных веществ, сценариев развития аварий и прогноза их
развития (отклонение регулируемых параметров технологических процессов
и систем безопасности, источник аварии и сценарий развития с оценкой
объема и скорости распространения радиоактивных веществ в
производственных помещениях и во внешней среде).
18.10. В проекте должна быть предусмотрена система
противоаварийных мероприятий при пожаре и стихийных бедствиях.
18.11. В проекте должны быть предусмотрены средства удаления из
аварийного оборудования и помещений газообразных, жидких и твердых
радиоактивных веществ, дезактивации загрязненных поверхностей на
территории.
18.12. Для оповещения персонала о создавшейся аварийной
обстановке, месте аварии и необходимости немедленной эвакуации из
загрязненных участков производственные помещения должны быть
оборудованы поисково-оповещательной связью, а также устройствами
световой и звуковой сигнализации. Стрелки - указатели направления
движения персонала должны быть освещены, основные и аварийные выходы
должны свободно открываться.
Каждое аварийно опасное помещение должно иметь не менее двух
выходов, расположенных в противоположных концах помещения.
18.13. Персонал радиационного объекта должен знать свои действия
в аварийных ситуациях, способы и приемы само- и взаимопомощи, уметь
применять дополнительные СИЗ.
Порядок действия персонала при аварии определяется специальной
инструкцией, согласованной с органами Госсанэпиднадзора, включающей в
себя:
- требования по общей и радиационной технике безопасности для
каждой группы персонала;
- регламент действий персонала по локализации очага аварии и
уменьшению ее последствий (мероприятия по контролю технологических
параметров, остановка и обесточивание оборудования, оповещение об
обнаружении источника аварии и т.п.);
- пути эвакуации персонала;
- действия по оказанию помощи пострадавшим.
18.14. Отключение аварийного технологического участка из рабочего
режима и включение аварийной вентиляции должно осуществляться с
пультов управления, находящихся вне аварийно опасных помещений.
18.15. Специальной инструкцией должны быть регламентированы
действия основного и дублирующего состава аварийных бригад для каждой
смены, перечень необходимых приборов, оборудования и оснастки, набор
СИЗ.
18.16. На каждом предприятии должны быть определены
материально-технические и финансовые ресурсы из расчета ликвидации
последствий проектной аварии.
18.17. На объекте должны быть выделены помещения для хранения
аварийных запасов индивидуальных средств защиты и аварийного запаса
дозиметрических приборов. Перечень и необходимое количество средств
защиты и дозиметрических приборов определяются СРВ объекта в
соответствии с проектом.
18.18. На аварийно опасных производственных участках, в
санитарном пропускнике и здравпункте должны постоянно находиться и
периодически обновляться аптечки с набором средств для оказания первой
помощи пострадавшим при аварии. В санпропускнике и здравпункте должен
находиться неприкосновенный запас средств для санитарной обработки
пострадавших.
18.19. На предприятиях I - II категории должен быть разработан
согласованный с территориальным ЦГСЭН план мероприятий по защите
персонала и населения в случае радиационных аварий (далее - план
мероприятий), который включает в себя:
а) исходные данные для классификации возможных аварий;
б) основные мероприятия по защите персонала, а при необходимости
и населения (порядок и схема оповещения, приведение в действие
заводских аварийных бригад и т.п.);
в) порядок объявления аварийной обстановки;
г) действия руководства и персонала;
д) организация оповещения органов местного самоуправления и
вышестоящих организаций, надзорных органов; организация связи;
е) материально-техническое обеспечение;
ж) медицинское обеспечение;
з) график противоаварийных тренировок персонала;
и) порядок приведения в готовность и привлечения, в случае
необходимости, дополнительных сил и средств (местные органы
самоуправления, подразделения МЧС, внутренних войск и т.п.) и порядок
их взаимодействия между собой и с администрацией объекта.
18.20. Мероприятия по ликвидации последствий аварии,
предусматриваемые в Плане мероприятий, как правило, определяют три
этапа их выполнения:
- первый этап (ранняя фаза аварии) продолжительностью не более 2
- 3 часов с момента установления факта аварии. Основной задачей
данного этапа является экстренная оценка радиационной обстановки и
ожидаемого масштаба последствий аварии для определения первоочередных
мероприятий по защите персонала и населения;
- второй этап (промежуточная фаза). Его задачей является
окончательная оценка радиационной обстановки, разработка и
осуществление комплекса мероприятий по ликвидации последствий реальной
аварии, определение числа пострадавших и уровней облучения персонала и
населения. Продолжительность данного этапа зависит от масштабов
аварии;
- третий этап (фаза восстановления) является переходным от
аварийного состояния объекта к нормальному. На данном этапе
заканчиваются дезактивационные работы, проводится ремонт оборудования,
осуществляется удаление и (или) захоронение РАО и т.д.
18.21. Во всех случаях установления факта радиационной аварии
администрация предприятия обязана поставить в известность:
- вышестоящую организацию или ведомство;
- местные органы власти;
- местные органы Госсанэпиднадзора;
- местные органы внутренних дел;
- органы регулирования безопасности;
- техническую инспекцию труда профсоюза;
- территориальные органы МЧС.
18.22. Должны быть приняты срочные меры по прекращению развития
аварии, сведению к минимуму уровней облучения людей и радиоактивного
загрязнения окружающей среды. Если потенциальную аварийную дозу
предвидеть невозможно, то облучение персонала выше основных дозовых
пределов, установленных НРБ-99, может быть разрешено только тогда,
когда нет возможности принятия мер, исключающих их превышение, и
оправдано лишь спасением людей, предотвращением развития аварии и
облучения большого числа людей.
18.23. Регламентация планируемого повышенного облучения персонала
определяется разделом 3.2 НРБ-99.
18.24. При радиационной аварии, сопровождающейся риском облучения
населения, должны осуществляться защитные мероприятия (вмешательства),
предусмотренные разделом 6 НРБ-99.
18.25. При выполнении работ по ликвидации последствий аварий
должен проводиться предварительный инструктаж персонала по правилам
радиационной безопасности с указанием характера и последовательности
проведения работ. При особо неблагоприятной радиационной обстановке
необходимо проводить предварительную отработку предстоящих операций на
неактивном оборудовании или на макетах.
18.26. Служебное расследование причин возникновения аварии и ее
последствий проводится администрацией объекта с участием ведомственной
СРБ и уполномоченных органов Госсанэпиднадзора. В случае крупных
радиационных аварий расследование причин аварий и организация работ по
ликвидации их последствий осуществляются по указаниям высших
государственных органов.
18.27. Прекращение работ по ликвидации последствий радиационной
аварии может быть осуществлено только по согласованию с
государственными органами регулирования безопасности.
XIX. Культура безопасности
19.1. Культура безопасности является составной частью общей
культуры производства и представляет собой совокупность видов
деятельности администрации и поведения персонала, направленных на
обеспечение безопасности радиационно опасных производств.
19.2. Радиационно опасные объекты в своей деятельности,
непосредственно связанной с эксплуатацией ядерных установок и
переработкой радиоактивных материалов, должны проводить политику,
показывающую, что обеспечение безопасности обладает высшим приоритетом
перед остальными видами деятельности предприятия.
19.3. Культура безопасности предприятия должна основываться на:
- осознании каждым работником важности и значения обеспечения
безопасности;
- ответственности каждого работника, реализуемой через понимание
и неукоснительное выполнение должностных инструкций;
- высоком уровне знаний и компетентности руководителей,
обеспечивающих подготовку персонала и реализацию мероприятий по
обеспечению безопасности;
регулярном осуществлении надзора и контроля за состоянием
ответственных за безопасность предприятия систем и за подготовкой
персонала.
19.4. Цели и политику предприятия в области безопасности
определяет его администрация, которая должна:
- обеспечить соблюдение требований федеральных законов и
нормативных документов в области обеспечения радиационной
безопасности, в том числе настоящих Правил;
- обеспечить необходимые условия для проведения ревизий,
инспекций и экспертиз органам регулирования безопасности радиационно
опасных производств и выполнять их предписания;
- обеспечить получение лицензии на проведение работ с НИИ и
санитарно-эпидемиологического заключения на продукцию;
- разрабатывать и осуществлять мероприятия по совершенствованию
системы обеспечения радиационной безопасности;
- проводить подготовку и аттестацию руководителей, исполнителей
работ, специалистов СРБ предприятия по вопросам обеспечения
радиационной безопасности;
- выделять ресурсы на обеспечение персонала необходимым
оборудованием, оснасткой и СИЗ; проведение соответствующих
научно-исследовательских работ и опытно-конструкторских разработок;
своевременный ремонт и обновление технологического оборудования;
внедрение на предприятии передовых достижений науки и техники в
области обеспечения безопасности;
- определять полномочия, персональные обязанности и степень
ответственности руководителей различного уровня в вопросах обеспечения
безопасности;
- обеспечивать разработку планов аварийных мероприятий и
готовность соответствующих служб и всего персонала к его реализации;
- передавать соответствующим территориальным органам информацию,
необходимую для аварийного планирования и реагирования.
19.5. Реализацию политики предприятия в области безопасности
осуществляют руководители отделов, цехов, участков и т.п., которые
обязаны:
- определять полномочия, персональные обязанности и степень
ответственности персонала в вопросах обеспечения безопасности;
- постоянно обеспечивать проведение надзора и контроля выполнения
персоналом технологических регламентов, должностных инструкций,
инструкций по технике безопасности и радиационной безопасности;
- проводить подготовку и аттестацию персонала по вопросам
обеспечения радиационной безопасности;
- анализировать и обсуждать возможные и имевшие место случаи
ошибок персонала, которые могут повлиять на состояние безопасности;
- контролировать прохождение персоналом предусмотренных
медицинских осмотров и учитывать их результаты при допуске персонала к
работам в радиационно опасных условиях.
19.6. Персонал предприятий, работающий в радиационно опасных
условиях и являясь ключевым звеном в системе обеспечения безопасности,
обязан:
- выработать критическую позицию к своим действиям, уровню знаний
и степени ответственности;
- понимать и неукоснительно выполнять должностные инструкции и
другие нормативные документы;
- осознанно выполнять требования и предписания СРБ по применению
СИЗ, использованию защитного оборудования и приспособлений,
ограничению времени работы в радиационно опасных условиях и др.
19.7. Принципы культуры безопасности должны распространяться на
персонал не только в процессе профессиональной деятельности, но и на
поведение за пределами предприятия, в первую очередь на должное
соблюдение персоналом предсменного режима отдыха.
XX. Медицинское обеспечение радиационной
безопасности
20.1. Согласно п. 7.1 ОСПОРБ-99 медицинское обеспечение
радиационной безопасности персонала и населения включает медицинские
обследования, профилактику заболеваний, а в случае необходимости -
лечение и реабилитацию лиц, у которых выявлены отклонения в состоянии
здоровья.
20.2. Обязательному медицинскому обследованию (осмотру) подлежат
лица:
- принимаемые на работу с источниками ионизирующего излучения;
- привлекаемые к ликвидации последствий радиационных аварий;
- с превышением потенциально опасной дозы облучения 200 мЗв;
- персонал группы А и приравненные к ним по условиям труда лица.
20.3. Предварительные и периодические медицинские осмотры
персонала группы А должны проводиться комиссией, состав которой для
конкретных ПУАП утверждается в установленном порядке.
20.4. Персонал радиационных объектов I - II категорий,
ответственный за обеспечение радиационной безопасности, должен
проходить предварительный и периодический психофизиологический
профессиональный отбор с целью своевременного выявления лиц, не
пригодных к данному виду деятельности.
20.5. Для укрепления здоровья персонала группы А следует
осуществлять его специализированное лечебно-профилактическое питание,
рацион которого и целесообразность применения соответствующих пищевых
добавок определяется Минздравом России.
20.6. Для лиц, подвергающихся облучению (персонал группы А и
участники ликвидации последствий радиационных аварий), должна быть
обеспечена необходимая радиационно-гигиеническая информация.
Достоверность информации должна обеспечиваться ЦГСЭН.
Приложение
КАРТОЧКА
ИНДИВИДУАЛЬНОГО УЧЕТА ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ
Организация ----------------------------------------------------------
Фамилия, имя, отчество -----------------------------------------------
Год рождения ---------------------------------------------------------
Пол ------------------------------------------------------------------
Место работы ---------------------------------------------------------
Должность ------------------------------------------------------------
Идентификационный номер ----------------------------------------------
Стаж работы с ИИИ ----------------------------------------------------
Накопленная до 2000 г. доза ------------------------------------------
Домашний адрес, телефон ----------------------------------------------
-------------------------------------------------------------------------
| Контролируемый параметр | Год |
|---------------------------|-------------------------------------------|
| | 1-й | 2-й | 3-й | 4-й | 5-й |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Годовая эффективная доза, | | | | | |
| мЗв | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Средняя за последние 5 | | | | | |
| лет годовая эффективная | | | | | |
| доза, мЗв | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Накопленная с начала | | | | | |
| профессиональной | | | | | |
| деятельности эффективная | | | | | |
| доза, мЗв | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Годовая эквивалентная | | | | | |
| доза облучения хрусталика | | | | | |
| глаза, мЗв | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Годовая эквивалентная | | | | | |
| доза облучения кожи, мЗв | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Годовая эквивалентная | | | | | |
| доза облучения кистей, | | | | | |
| мЗв | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Годовая эквивалентная | | | | | |
| доза облучения стоп, мЗв | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Месячная | Январь | | | | | |
| эквивалентная |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| доза | Февраль | | | | | |
| облучения |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| поверхности | Март | | | | | |
| нижней |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| части области | Апрель | | | | | |
| живота, мЗв |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| (для женщин | Май | | | | | |
| в возрасте |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| до 45 лет) | Июнь | | | | | |
| |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| | Июль | | | | | |
| |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| | Август | | | | | |
| |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| | Сентябрь | | | | | |
| |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| | Октябрь | | | | | |
| |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| | Ноябрь | | | | | |
| |----------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| | Декабрь | | | | | |
|---------------------------|-------|-------|-------|-------|-----------|
| Поступление | | | | | |
| радионуклидов, БК/год | | | | | |
| (для женщин в возрасте | | | | | |
| до 45 лет) | | | | | |
-------------------------------------------------------------------------
Подпись ответственного за дозиметрический контрольСтраницы: 1 2 |