Про затвердження державних санітарних правил "Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України"

12.6.21. У гардеробній спецодягу слід передбачати площу для переодягання із розрахунку 0,8 кв. м на одну людину.

12.6.22. Зберігання особистого одягу і спецодягу повинне здійснюватись тільки в закритих індивідуальних шафах. Поверхня шаф для спецодягу повинна бути покрита матеріалами, що слабко сорбують хімічні та радіоактивні речовини і добре піддаються очищенню та дезактивації.

12.6.23. Сортування та затарювання спецодягу повинні здійснюватись персоналом під час його зняття в залежності від виду та ступеня забруднення. Для цього в гардеробній, де зберігається спецодяг, передбачаються засоби радіаційного контролю.

12.6.24. Біля гардеробних санпропускників слід обладнати роздільні комори для зберігання брудного та чистого спецодягу (добовий запас) для всього персоналу. Забруднений спецодяг повинен надходити до комори в упакованому вигляді.

12.6.25. Розташування комори для брудного спецодягу повинне забезпечувати зручне його транспортування до пральні: з виходом на вулицю, минаючи інші чисті приміщення. Комора повинна розташовуватись поблизу пункту радіаційного контролю і гардеробної спецодягу.

12.6.26. Приміщення для зберігання та видачі ЗІЗ (респіратори, окуляри, фартухи, додаткове взуття) повинні розміщуватись у зоні, вільній від забруднення, на шляху від гардеробної спецодягу в робочі приміщення. Площа приміщення визначається складом персоналу за переліком за нормою 0,2 кв. м на одну людину.

12.6.27. Душові слід розміщувати поблизу гардеробної спецодягу. Кабіни душових повинні бути обладнані пристроями для розміщення миючих засобів та решітками для ніг. Кількість ріжків у душовій визначається у відповідності до будівельних норм та правил.

12.6.28. Перед душовими з боку гардеробної спецодягу повинні встановлюватись умивальники з гарячою та холодною водою для попередньої обробки рук. Умивальники слід обладнати педальним умиканням постачання води або кранами, що відкриваються ліктем або за допомогою сенсорних датчиків, а також фонтанчиками для полоскання порожнини рота. Кількість умивальників визначається з розрахунку 1 умивальник на 10-12 чоловік у найчисельнішу зміну.

12.6.29. Біля душових санпропускників передбачаються приміщення для обтирання тіла. Площа цих приміщень установлюється з розрахунку 0,4 кв. м на один душовий ріжок, але не менше 4 кв. м. У цих приміщеннях повинні бути передбачені пристрої для зберігання необхідної кількості чистих рушників та контейнери або пластикові мішки для використаних.

12.6.30. Для профілактики епідермофітії в санпропускнику персоналу мають видаватись індивідуальні гумові сандалії, а при виході з душової обладнується місце для санітарної обробки ніг.

12.6.31. Пункти для контролю радіоактивного забруднення рук і тіла розміщуються між душовою та гардеробною домашнього одягу. З метою запобігання проникненню вологи з душових і для забезпечення нормальної роботи приладів у приміщенні повинна бути створена відповідна вентиляція.

12.6.32. Вибір типів приладів контролю визначається видами випромінювань, що контролюються, та характером контролю. Прилади експрес-контролю поверхневого забруднення повинні забезпечувати детектування рівнів, не менше 0,5 відповідних допустимих рівнів з імовірністю 98%.

12.6.33. Прилади експрес-контролю вмісту радіонуклідів у тілі людини повинні забезпечувати детектування рівнів, що відповідають не менше 0,3 ліміту дози з імовірністю 98%.

12.6.34. Кількість приладів, що установлюються в санпропускниках і саншлюзах, розраховується виходячи з часу, необхідного для контролю працівників у найчисельнішій зміні, але не більше 20 хв.

12.6.35. У санпропускниках підприємств, де здійснюються роботи I класу, необхідно забезпечити:

експрес-контроль вмісту гамма-випромінюючих радіонуклідів у організмі;

контроль забруднення шкіри.

12.6.36. У приміщеннях постійного перебування персоналу, де працюють з ДІВ у відкритому вигляді, повинен бути передбачений незменшуваний запас дезактивуючих засобів і миючих розчинів, що добираються з урахуванням властивостей радіонуклідів та їхніх сполук, з якими йде робота, а також характеру поверхонь, що підлягають дезактивації.

12.6.37. Після закінчення робіт кожен працівник повинен прибрати своє робоче місце і за потреби дезактивувати обладнання, інструмент, робочий посуд, які були задіяні в процесі роботи з відкритими ДІВ. Ці операції можуть виконуватися спеціально призначеним персоналом.

12.6.38. Для дезактивації поверхонь обладнання, інструментів, посуду, робочих приміщень і спецтранспорту, забруднених радіонуклідами понад допустимі рівні внаслідок робіт з відкритими джерелами, застосовуються спеціальні мийні засоби.

12.6.39. У разі розлиття радіоактивного розчину необхідно зібрати його у спеціально обладнаний герметичний контейнер і видалити з дотриманням норм і правил радіаційної безпеки. На місці розлиття провести дезактивацію.

12.6.40. При розпорошенні радіоактивного порошку треба вимкнути вентиляційні установки для попередження поширення радіоактивних речовин, вжити заходів для його збирання, видалення і дезактивації забрудненого місця.

12.6.41. При роботі з відкритими радіоактивними джерелами повинні бути передбачені засоби ліквідації аварійних забруднень (спеціальні розчини, пасти, порошки, інвентар для прибирання приміщень, додаткові індивідуальні засоби захисту). Перелік таких засобів повинен бути визначений завчасно (проектом).

12.6.42. Ефективність дезактивації поверхні робочих приміщень і обладнання необхідно контролювати. Обладнання, інструменти, покриття, які є джерелом додаткового опромінення персоналу, що не піддаються дезактивації до допустимого рівня і не придатні з цієї причини для подальшого використання, підлягають заміні та вважаються радіоактивними відходами.

13.1. Під час проектування установ будь-якої категорії повинна бути передбачена система заходів протиаварійної безпеки, яка включає технічні та організаційні заходи, спрямовані на запобігання аварії та її розвитку, обмеження її масштабів та наслідків. Ця система повинна забезпечувати мінімізацію індивідуальних і колективних доз опромінення персоналу і населення у разі аварії: передусім запобігання виникненню детермінованих ефектів і мінімізацію ймовірності стохастичних ефектів.

Система заходів протиаварійної безпеки визначається в залежності від категорії установи.

13.2. Проектною організацією та установою-замовником за узгодженням із органами державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки визначаються:

перелік і сценарії можливих аварій, що виникають унаслідок несправностей обладнання, неправильних дій персоналу, стихійних лих або інших причин;

система технічних і організаційних протиаварійних заходів;

засоби і методи дезактивації обладнання і приміщень, які зазнали радіаційного забруднення внаслідок аварії;

поводження з радіоактивними відходами, що утворилися в результаті аварії;

номенклатура, кількість і місця зберігання засобів індивідуального захисту, медикаментів, аварійного запасу дозиметричних приладів, засобів дезактивації та санітарної обробки аварійного персоналу, інструментів та інвентарю, необхідних для проведення невідкладних робіт з ліквідації наслідків радіаційної аварії;

параметри та обсяги радіаційного контролю в умовах радіаційної аварії;

апаратурне та методичне забезпечення радіаційного контролю в умовах радіаційних аварій;

вихідні дані для розробки планів заходів із захисту персоналу, населення та навколишнього середовища у випадку радіаційної аварії, включаючи запроектні аварії.

13.3. Адміністрація підприємств I і II категорії розробляє, затверджує Аварійні плани, які узгоджує територіальний заклад державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України.

План повинен періодично (не рідше 1 разу на 3 роки) коригуватися та узгоджуватися та затверджуватися.

13.4. В установах усіх категорій повинна бути розроблена інструкція щодо дій персоналу у випадку радіаційної аварії, узгоджена закладами державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України. У разі встановлення факту аварії за сигналом, що сповіщає про її виникнення, в максимально короткі строки адміністрація установи і персонал вживають негайних заходів, передбачених цим документом.

13.5. В установах I і II категорій, де радіаційні аварії можуть мати масштаби комунальних, додатково до Аварійних планів готуються плани з реалізації захисних заходів за межами установи. Такі плани узгоджують територіальні державна адміністрація та заклад державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України.

13.6. На аварійнонебезпечних виробничих ділянках, у санітарному пропускнику та медпункті повинні постійно знаходитись аптечки з набором засобів першої допомоги постраждалим під час аварії, поповнюваний запас засобів для дезактивації та санітарної обробки постраждалих.

13.7. При встановленні факту аварії адміністрація установи зобов'язана в установленому порядку поставити до відома органи державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

13.8. Адміністрацією установи повинні бути вжиті термінові заходи з відновлення контролю над ДІВ, припинення розвитку аварії, виявлення постраждалих осіб, з ліквідації наслідків аварії та зведення до мінімуму доз опромінення персоналу, кількості опромінених осіб з населення, радіоактивного забруднення навколишнього середовища, економічних і соціальних утрат, викликаних даною аварією. Рішення про проведення термінових захисних дій приймається у відповідності до характеру аварії та базується на результатах оцінки очікуваного викиду (скиду) радіоактивних речовин у навколишнє середовище, а не відкладається до отримання результатів вимірювань з метою підтвердження величини цього викиду (скиду).

13.10. Під час радіаційної аварії з викидом (скидом) радіонуклідів у навколишнє середовище протирадіаційний захист населення здійснюється у відповідності до критеріїв втручання, а також правил і принципів виправданості та оптимізації контрзаходів.

13.11. В умовах радіаційної аварії всі роботи виконуються аварійним персоналом, до складу якого входять:

основний персонал:

персонал аварійного об'єкта;

члени спеціальних, заздалегідь підготовлених аварійних бригад (медичні бригади швидкого реагування, дозиметричні аварійні групи, спеціально підготовлені для робіт в умовах радіаційних аварій пожежні команди, бригади для ремонтно-відновлюваних та будівельних робіт, водії та екіпажі евакуаційних транспортних засобів та інші подібні формування);

залучений персонал - особи, яких залучають до аварійних робіт, заздалегідь навчені та поінформовані про радіаційну обстановку в місці виконання робіт, у тому числі представники регіонального спецкомбінату для проведення робіт з дезактивації та захоронення радіоактивних відходів, які утворились у результаті аварії.

13.12. Роботи з ліквідації наслідків промислових аварій виконує тільки основний персонал, а в умовах комунальних аварій - також і залучений персонал, який у цьому разі прирівнюється до категорії А і забезпечується такими ж засобами захисту і дозиметричним контролем, як і основний.

13.13. Особи із складу аварійного персоналу повинні постійно інформуватися про отримані дози опромінення і про можливий ризик для здоров'я, пов'язаний з цими дозами.

13.14. Під час виконання аварійних робіт допускається заплановане підвищене опромінення осіб з аварійного персоналу (за винятком жінок і чоловіків у віці до 30 років). При цьому повинні бути вжиті всі заходи, щоб величина сумарного опромінення не перевищувала 100 мЗв.

13.15. Ліквідація аварії та виконання інших заходів, пов'язаних з можливим переопроміненням персоналу, повинні здійснюватись при дозиметричному контролі за спеціальним дозволом (нарядом-допуском), в якому визначаються гранична тривалість роботи, перелік обов'язкових засобів захисту, зазначаються прізвища осіб, що брали участь у ліквідації аварії, та осіб, відповідальних за надання дозволу та за виконання робіт.

13.16. Аварійний персонал забезпечується профілактичними протипроменевими засобами (радіопротекторами і стимуляторами радіорезистентності), які дозволені до застосування МОЗ України. Доцільність застосування тих чи інших протипроменевих засобів визначається в залежності від величини доз опромінення, тривалості та характеру опромінення.

13.17. Під час здійснення заходів, виконання яких може призвести до опромінення в дозах вище 50 мЗв, особи з числа аварійного персоналу повинні:

бути добровольцями, тобто дати письмову згоду на участь у подібній діяльності;

пройти медичне обстеження і отримати допуск до робіт з урахуванням медичних показань (протипоказань);

бути повністю поінформованими про ризик для здоров'я від подібного опромінення;

пройти підготовку та навчання тим діям, які від них будуть потрібні в умовах аварійної ситуації.

13.18. У надзвичайних випадках, коли аварійні роботи виконуються для врятування життя людей, дози опромінення осіб з аварійного персоналу, що виконує ці роботи, не повинні перевищувати еквівалентної дози в будь-якому органі (включаючи рівномірне опромінення всього організму) 500 мЗв.

13.19. Під час розслідування і ліквідації наслідків радіаційної аварії до обов'язків закладів державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України входять:

контроль за якістю і повнотою попереднього радіаційного обстеження на місці аварії, проведеного службою радіаційної безпеки установи;

контроль за повнотою виявлення осіб, що могли зазнати аварійного опромінення;

контроль за забезпеченням радіаційної безпеки осіб, які беруть участь у розслідуванні та ліквідації аварії;

контроль за рівнями радіоактивного забруднення виробничого та навколишнього середовища;

гігієнічна оцінка радіаційної обстановки в установах, СЗЗ і ЗС, а також індивідуальних доз опромінення персоналу, населення та осіб, що брали участь в аварійних роботах, на основі результатів радіаційного контролю, здійсненого службою радіаційної безпеки установи, і власних контрольних вимірювань;

контроль ефективності дезактивації та санітарної обробки;

контроль за збором, зберіганням, переробкою, видаленням та захороненням радіоактивних відходів, що утворились у результаті аварії;

розробка пропозицій для адміністрації територій, підприємств з прогнозом радіаційної обстановки.

14.1. Загальні положення

14.1.1. Завданнями дозиметричного контролю в залежності від особливостей та масштабів практичної діяльності є:

розрахунок поточних і прогнозних рівнів опромінення персоналу категорії А і Б, населення, а також оперативне і довгострокове планування цих рівнів для контролю неперевищення лімітів дози та/або контрольних рівнів;

підтвердження відповідності вимогам санітарного законодавства радіаційно-гігієнічних умов на робочих місцях і виявлення тенденцій у забезпеченні радіаційної безпеки (далі - РБ), у тому числі при модифікації технологій і технологічних регламентів;

контроль якості та надійності радіаційних технологій та ефективності радіаційного захисту персоналу і населення;

забезпечення вихідною інформацією для розрахунку доз і підтримки прийняття рішень у випадку аварійного опромінення, опромінення у нещасних випадках.

14.1.2. Результати дозиметричного контролю та аналіз цих результатів використовуються також для:

виявлення критичних елементів радіаційних технологій, удосконалення діючих і розробки нових технологічних регламентів за рівнем опромінення;

надання персоналу інформації щодо тих критичних операцій, які забезпечують максимальний внесок в індивідуальну дозу працівника;

розробки оптимізаційних процедур;

супроводу медичних обстежень персоналу, планування профілактичних заходів;

дозиметричної підтримки епідеміологічних спостережень за опроміненими професійними контингентами.

14.2. Система дозиметричного контролю

14.2.1. У залежності від особливостей технології та характеру робіт система дозиметричного контролю (далі - СДК) підприємства включає:

апаратні засоби радіаційного моніторингу технології, території та робочих місць, а також СЗЗ і ЗС;

апаратні засоби запобігання потенційному опроміненню персоналу (датчики, аварійні системи сигналізації), оснащені інтерфейсом для управління елементами захисту, блокування і контролю доступу (наприклад, блокування дверей);

вимірювальне обладнання для індивідуального дозиметричного контролю персоналу (стаціонарне, портативне і таке, що носиться персоналом);

підрозділ дозиметрії підприємства, оснащений дозиметричним, радіометричним, спектрометричним і радіохімічним обладнанням, комп'ютерними засобами збору та зберігання первинних даних;

обчислювальні засоби і програмне забезпечення для обробки первинних даних, розрахунку і планування індивідуальних доз опромінення персоналу;

кваліфікований персонал;

програму дозиметричного контролю;

методичні документи та інструкції, що забезпечують експлуатацію окремих компонентів СДК;

базу даних доз опромінення і параметрів радіаційної обстановки в динаміці.

14.2.2. СДК підприємства розробляється на стадії технічного проекту спеціалізованою організацією, що має кваліфікованих спеціалістів у галузі організації та проведення дозиметричного контролю.

14.2.3. Під час проектування чи модернізації підприємства (технології, що контролюється, існуючої СДК) до складу проектної документації повинен включатись окремий том (або окрема глава) "Система дозиметричного контролю", в якому обґрунтовуються і визначаються:

організаційна структура і склад СДК, що забезпечує повний та надійний контроль усіх факторів і шляхів опромінення;

організація взаємодії СДК, що проектується, з компонентами СДК, що надаються іншими підрозділами або організаціями (наприклад, централізоване забезпечення індивідуального дозиметричного контролю (далі - ІДК));

перелік і розміщення необхідного обладнання;

параметри, що реєструються, діапазони вимірювань, пороги виявлення і допустима похибка на нижніх рівнях реєстрації;

перелік нормативних і методичних документів;

склад і функціональні характеристики програмного забезпечення;

штат працівників, що здійснюють дозиметричний контроль.

14.2.4. Програма дозиметричного контролю включає:

види, обсяг і періодичність контролю;

перелік необхідних радіометричних і дозиметричних приладів, допоміжного обладнання, а також технічних вимог та інструкцій з їх експлуатації;

розміщення обладнання стаціонарного і періодичного контролю;

об'єкти контролю, в тому числі приміщення, в яких повинен здійснюватись контроль, а також об'єкти зовнішнього середовища в межах СЗЗ і ЗС;

параметри, що контролюються;

контрольні та допустимі рівні (спеціальні допустимі рівні) параметрів, що контролюються;

затверджені інструктивно-методічні документи, на основі яких здійснюється контроль;

порядок допуску персоналу до робіт (у тому числі - за нарядами);

порядок обліку та планування доз;

установлені форми звітності з зазначенням порядку надання звітів до установ державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України;

програму поточного дозиметричного контролю;

програму спеціального дозиметричного контролю;

програму операційного дозиметричного контролю;

програму аварійного дозиметричного контролю;

систему забезпечення якості під час здійснення дозиметричного контролю;

штат працівників, що здійснюють контроль.

14.2.5. З метою утримування на належному рівні якості СДК у Програмі дозиметричного контролю повинні передбачатись:

періодичний перегляд (не рідше 1 разу на 3 роки) систем контролю з метою удосконалення окремих її складових, включаючи гарантії якості вимірювань;

періодична (в установлені терміни) метрологічна атестація всіх інструментальних засобів дозиметричного контролю;

програми періодичного зіставлення результатів вимірювання спеціальних зразків за участю інших організацій, спрямовані на:

підтвердження надійності вимірювань радіаційно-гігієнічних параметрів;

забезпечення єдності інтерпретації первинних даних ІДК і розрахунку доз опромінення.

14.3. Персонал служби радіаційної безпеки

14.3.1. У залежності від обсягів виконуваних в установі робіт дозиметричний контроль здійснюється або штатною службою РБ, або спеціально виділеною особою, або сторонньою організацією, що має відповідний дозвіл закладу державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України. Чисельність служби встановлюється таким чином, щоб забезпечити ефективний контроль у кожній зміні, а також у СЗЗ і ЗС.

14.3.2. Персонал служби РБ (відповідальна за дозиметричний контроль особа) призначається з числа співробітників, які пройшли спеціальну підготовку. Адміністрація установи відповідальна за регулярне підвищення кваліфікації персоналу служби радіаційної безпеки (відповідальної за дозиметричний контроль особи).

14.3.3. Керівник служби радіаційної безпеки підприємства, установи (відповідальна за дозиметричний контроль особа) призначається адміністрацією установи з числа осіб, що пройшли курс навчання з радіаційної безпеки під час роботи із джерелами даного типу та мають досвід роботи з ними.

14.4. Організація дозиметричного контролю

14.4.1. Дозиметричний контроль опромінення населення для підприємств I і II категорій включає:

за нормальної експлуатації:

моніторинг скидів і викидів;

контроль за збором, видаленням, зберіганням і захороненням твердих і рідких радіоактивних відходів;

контроль рівнів забруднення об'єктів зовнішнього середовища за межами підприємства (в межах СЗЗ і ЗС);

оцінку рівнів опромінення населення на основі розрахунку доз опромінення критичних груп;

у випадку радіаційної аварії:

посилений моніторинг радіаційних показників у зоні аварії об'єктів зовнішнього середовища і опромінення населення у відповідності з аварійними планами установи;

прогноз доз опромінення населення;

підтримку прийняття рішень про втручання.

14.4.2. Дозиметричний контроль персоналу в залежності від особливостей технології та характеру робіт включає:

моніторинг радіаційно-гігієнічних параметрів на робочих місцях, у приміщеннях, на проммайданчику, СЗЗ і ЗС;

ІДК персоналу;

систему оперативного та довгострокового планування, обліку та зберігання індивідуальних доз опромінення персоналу.

14.4.3. Моніторинг виробничого середовища в залежності від характеру здійснюваних робіт включає:

контроль потужності дози рентгенівського та гамма-випромінювання, щільності потоків бета-частинок, нейтронів та інших видів іонізуючих випромінювань на робочих місцях, у суміжних приміщеннях, на проммайданчику підприємства;

контроль рівня забруднення радіоактивними речовинами робочих поверхонь обладнання та приміщень, транспортних засобів;

контроль об'ємної активності радіоактивних газів і аерозолів у повітрі, а також контроль запиленості повітря робочих та інших приміщень підприємства та на проммайданчику (моніторинг повітряного середовища);

контроль збору, видалення та знешкодження твердих і рідких радіоактивних відходів;

контроль рівнів забруднення об'єктів на території підприємства.

14.4.4. В установах I і II категорій моніторинг виробничого середовища повинен включати технічні засоби:

безперервного контролю на основі даних стаціонарних автоматизованих технічних засобів;

контролю на основі даних індивідуальних, пересувних або рухомих технічних засобів;

лабораторного аналізу на основі даних стаціонарної лабораторної апаратури, засобів відбору та підготовки проб для аналізу.

14.4.5. Автоматизовані системи повинні забезпечувати контроль, реєстрацію, відображення, збір, обробку, аналіз інформації, що отримується, і прогноз стану параметрів, що контролюються.

14.4.6. У приміщеннях, де проводяться роботи з радіонуклідними джерелами, які мають керма-еквівалент вищий за 1 мГр * кв. м * с(-1), з джерелами нейтронів, у яких вихід нейтронів є більший за 10(9) нейтр * с(-1), з матеріалами, що поділяються, у кількостях, при яких є можливим виникнення спонтанної ланцюгової реакції поділу, на ядерних реакторах і критичних складаннях, а також у тих робочих зонах, де радіаційна обстановка під час проведення робіт може істотно змінюватися, необхідно встановлювати прилади радіаційного моніторингу з автоматичними звуковими та світловими пристроями сигналізації. При цьому слід передбачати сигналізацію нормального, попереджувального і аварійного рівнів. Персонал, що працює в зазначених умовах, має бути забезпечений індивідуальними аварійними дозиметрами із звуковою і світловою сигналізацією.

14.4.7. Моніторинг повітряного середовища є обов'язковим у всіх тих випадках, коли в нормальних чи аварійних умовах можливе інгаляційне надходження радіонуклідів, що призводить до річної ефективної дози понад 1 мЗв.

14.4.8. ІДК, у залежності від характеру робіт, включає:

ІДК зовнішнього опромінення за рахунок бета-випромінювання, нейтронів, рентгенівського, гамма-випромінювання з використанням індивідуальних дозиметрів;

ІДК внутрішнього опромінення, який проводиться на основі даних прямих і непрямих біофізичних вимірювань.

14.4.9. Система збору та інтерпретації даних моніторингу виробничого середовища і даних біофізичних вимірювань (біопроб) повинна дозволяти:

ідентифікувати кожен випадок, коли надходження радіонуклідів до організму працівника перевищило чи могло перевищити контрольний рівень, установлений адміністрацією підприємства за узгодженням з установами державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України для підприємства загалом або для окремих технологій, робочих місць;

розраховувати величину надходження радіоактивних речовин до організму;

розраховувати ефективну дозу внутрішнього опромінення для кожного з ідентифікованих випадків надходження;

розраховувати індивідуальну ефективну річну дозу внутрішнього опромінення персоналу та/чи населення.

14.4.10. ІДК у конкретних для кожного випадку обсягах є обов'язковим для осіб з числа персоналу (категорія А), у яких сумарна річна ефективна доза може досягати 10 мЗв * рік(-1) (в нормальних або аварійних умовах). ІДК на АЕС є обов'язковим для всіх осіб, що відвідують зону строгого режиму.

14.4.11. ІДК внутрішнього опромінення є обов'язковим для осіб з числа персоналу, у яких річна очікувана доза внутрішнього опромінення, пов'язана з їх професійною діяльністю, в нормальних або аварійних умовах може перевищувати 1 мЗв. Для цілей дозиметричного контролю повинні застосовуватись методи біофізичних вимірювань та дані моніторингу робочих місць.

14.4.12. ІДК зовнішнього локального та загального опромінення з використанням індивідуальних дозиметрів повинен проводитись для жінок дітородного віку (до 45 років), які належать до категорії А, незалежно від очікуваної дози опромінення.

14.4.13. Контроль за опроміненням персоналу категорії Б здійснюється, як правило, шляхом спостереження за потужністю дози зовнішнього випромінювання на робочих місцях і об'ємною активністю радіонуклідів у повітрі робочих приміщень. За необхідності кількість параметрів, що контролюються, може бути збільшена.

14.4.14. В обов'язковому порядку ІДК повинен проводитись для всіх категорій медичного персоналу, діяльність якого пов'язана з використанням закритих і відкритих ДІВ.

14.5.1. Ведення реєстраційних записів

14.5.1. Реєстраційні записи, що отримуються системою дозиметричного контролю, повинні включати дані моніторингу робочих місць та ІДК (додаток 14), посилання на методи вимірювання і методи інтерпретації.

14.5.2. Реєстраційні записи індивідуального дозиметричного контролю повинні включати результати контролю зовнішнього і внутрішнього опромінення персоналу, а також відповідні первинні дані.

14.5.3. У разі, коли контроль опромінення за одним із шляхів опромінення здійснюється кількома різними методами, то обов'язковій окремій реєстрації підлягають усі результати, отримані кожним із методів, при цьому також реєструється остаточне значення дози, включаючи посилання на застосовувану методику розрахунку дози.

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

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

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

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

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

14.6. Контрольні рівні

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

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

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

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

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

14.6.6. КР установлюються з метою:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

15.1. Загальні вимоги

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

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

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

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

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

вимоги до проектної документації щодо РАВ-виробляючих технологій;

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

вимоги щодо безпеки конструкцій контейнерів для збору РАВ;

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

вимоги до протиаварійних заходів;

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

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

15.1.3. До рідких радіоактивних відходів належать:

розчини неорганічних речовин;

пульпи фільтроматеріалів, шлами;

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

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

15.1.5. Установлюються такі типи РАВ:

короткоіснуючі;

довгоіснуючі.

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

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

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

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

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

Примітки:

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

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

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

4. Категорія високоактивних РАВ розподіляється на дві підкатегорії:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

15.1.11. У свою чергу короткоіснуючі РАВ поділяються на:

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

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

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