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. Дозиметричний контроль на підприємствах
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-технічні 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·м-2·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. 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 потенційно шкідливих для здоров'я людини факторів радіаційної природи.
14.6.2. КР установлюються підприємством у відповідності з методиками, затвердженими МОЗ України.
14.6.3. КР для підприємств I і II категорій узгоджуються МОЗ України.
14.6.4. При введенні в експлуатацію нових або модернізації радіаційно-ядерних об'єктів, технологічних процесів, операцій, нових робочих місць, уводяться проектні КР. Проектні КР розраховуються на основі проектних параметрів дозиметричної обстановки на робочих місцях, у приміщеннях, на проммайданчику, в СЗЗ. Проектні КР є невід'ємною складовою частиною проектної документації.
14.6.5. Після накопичення достатнього обсягу фактичних даних дозиметричного контролю (радіаційного моніторингу та ІДК) проектні КР переглядаються і вводяться експлуатаційні КР. Рекомендований період для введення експлуатаційних КР - 1 рік з моменту початку експлуатації нової (модифікованої) технології.
14.6.6. КР установлюються з метою:
закріплення досягнутого рівня радіаційного благополуччя для конкретних видів робіт, технологій та обладнання, у тому числі умов, що забезпечують це благополуччя: стан робочих місць, надійність засобів стаціонарного і нестаціонарного захисту, а також режиму забезпечення радіаційної безпеки, що установився;
удосконалення СДК як для умов проектного технологічного процесу, так і при будь-яких його змінах;
оперативного виявлення всіх випадків незапланованої зміни радіаційної обстановки, включаючи аварійні ситуації, що потребують розслідування і прийняття рішень;
практичної реалізації принципу неперевищення лімітів доз і принципу оптимізації радіологічного захисту;
здійснення закладами державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України функцій поточного санітарного нагляду.
14.6.7. Значення КР не повинні перевищувати 70 % значень відповідних допустимих рівнів.
14.6.8. КР установлюються настільки низькими, наскільки це практично можливо з урахуванням варіації контрольованого параметра при нормальних (штатних) умовах експлуатації. При цьому ймовірність перевищення експлуатаційних КР унаслідок варіації контрольованого параметра в штатних умовах експлуатації повинна бути узгоджена МОЗ України при узгодженні величини КР.
14.6.9. При встановленні експлуатаційних КР в аналізованій статистичній вибірці значень контрольованого параметра повинні враховуватись усі випадки підвищених значень контрольованого параметра, які пов'язані з порушеннями технологічного режиму, передбаченого проектом або регламентом робіт, і відносно яких виконані розслідування в установленому Правилами порядку.
14.6.10. У залежності від особливостей радіаційно-ядерного об'єкта КР підлягають регулярному перегляду (не рідше ніж 1 раз на 3 роки). При цьому повинен бути переглянутий і перелік контрольованих параметрів. Термін дії документів повинен зазначатись при їх затвердженні. Достроковий перегляд КР здійснюється при змінах технології, які можуть вплинути на радіаційну обстановку.
14.6.11. Факт перевищення КР повинен розглядатися як ознака погіршення радіаційної обстановки. Випадки перевищення КР повинні розслідуватись, а причини, які їх викликали, - усуватися. У разі якщо перевищення КР не пов'язане з санітарними порушеннями або відхиленнями від передбачених проектом нормальних режимів експлуатації, КР можуть бути достроково переглянуті.
14.6.12. За фактом перевищення КР не більше ніж на 20 % (за умови неперевищення ДР, DL) проводиться внутрішнє розслідування силами персоналу служби РБ підприємства, результати якого відображаються у ЗВСЗ.
14.6.13. При перевищенні КР більше, ніж на 20 % (за умови неперевищення ДР, DL) адміністрація підприємства:
призначає комісію з розслідування факту перевищення КР, до складу якої включаються спеціалісти служби РБ підприємства і за необхідності - фахівців державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України;
оперативно (протягом 7 днів) інформує територіальний заклад державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України про факт перевищення КР, причини та рекомендації комісії;
протягом місяця направляє до закладів державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України акт розслідування, затверджений керівником підприємства, з додатком усіх матеріалів роботи комісії.
14.6.14. При перевищенні КР більше ніж у 5 разів або при перевищенні ДР, DL адміністрація підприємства негайно (протягом робочого дня) інформує територіальний заклад державної санітарно-епідеміологічної служби, призначає комісію з розслідування факту перевищення КР (ДР, DL), до складу якої включаються спеціалісти служби РБ підприємства і (в обов'язковому порядку) фахівці державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України. Результати розслідування комісії включаються у ЗВСЗ.
15. Поводження з радіоактивними відходами
15.1. Загальні вимоги
15.1.1. Радіоактивні відходи (далі - РАВ) - це особливий вид радіоактивних матеріалів (у будь-якому агрегатному стані), відносно яких установлено, що:
ні зараз, ні в майбутньому вони не можуть бути використані;
за сучасного рівня науки і техніки ще немає рішення щодо того, яким чином ці матеріали можуть бути використані в рамках сучасних чи створених у майбутньому технологічних процесів;
питома активність радіонуклідів у цих відходах перевищує встановлені Правилами рівні вилучення радіоактивних відходів (пункт 15.1.6 Правил).
15.1.2. Детальні вимоги стосовно технології безпечного поводження з радіоактивними відходами, які включають:
вимоги до проектної документації щодо РАВ-виробляючих технологій;
порядок безпечного виконання основних і допоміжних технологічних операцій щодо збору, зберігання, підготовки до захоронення, транспортування, захоронення РАВ;
вимоги щодо безпеки конструкцій контейнерів для збору РАВ;
вимоги до документації з обліку РАВ, а також до супроводжувальних документів, необхідних під час транспортування та прийому на захоронення РАВ;
вимоги до протиаварійних заходів;
вимоги до радіаційно-дозиметричного контролю виробничого середовища, а також контролю об'єктів навколишнього середовища;
вимоги до приміщень (місць) тимчасового зберігання (витримки) визначаються спеціальними профільними санітарними правилами поводження з радіоактивними відходами.
15.1.3. До рідких радіоактивних відходів належать:
розчини неорганічних речовин;
пульпи фільтроматеріалів, шлами;
абзац четвертий підпункту 15.1.3 пункту 15.1 виключено
( згідно з наказом Міністерства охорони здоров'я України від 17.12.2020 р. № 2935, у зв'язку з цим абзаци п'ятий - сьомий вважати відповідно абзацами четвертим - шостим )
органічні рідини (масла, розчинники), що мають такі радіаційні характеристики:
уміст окремих радіонуклідів перевищує допустиму концентрацію, встановлену для води, що використовується населенням для господарсько-питних цілей (PCВ-ingest);
склад суміші радіонуклідів такий, що сума співвідношення питомої активності кожного окремого радіонукліда до відповідного значення його PCВ-ingest перевищує одиницю.
15.1.4. У залежності від цілей класифікації всі РАВ підрозділяються на типи, групи, категорії і види.
15.1.5. Установлюються такі типи РАВ:
короткоіснуючі;
довгоіснуючі.
Такий поділ здійснюється на основі критеріїв допустимості захоронень РАВ у поверхневих (приповерхневих) сховищах, альтернативою для яких є захоронення в стабільних глибоких геологічних формаціях.
Класифікація РАВ, що ґрунтується на критеріях допустимості (недопустимості) їх захоронень у сховищах різних типів
Примітка. Рівень А відповідає річній дозі 50 мЗв, рівень Б - 1 мЗв.
15.1.6. Усі РАВ поділяються на чотири групи, належність до яких визначається в залежності від значення рівня вилучення, встановленого для тієї чи іншої групи радіонуклідів, що містяться в РАВ.
Класифікація твердих радіоактивних відходів за критерієм "рівень вилучення"
Примітка. За наявності у складі радіоактивних відходів кількох радіонуклідів, що належать до однієї групи, їх питомі активності додаються.
15.1.7. Уводиться три категорії для твердих та рідких РАВ, що не підлягають вилученню, причому їх питома активність є класифікаційним критерієм віднесення даних РАВ до тієї чи іншої категорії.
Класифікація категорій твердих і рідких РАВ за критерієм питомої активності
Примітки:
1. Запис "e 10--1" слід розуміти, як: "питома активність більше або дорівнює 10--1 кБк·кг--1, а запис "< 10-1" - "менше 10-1 кБк·кг--1".
2. Розподіл на групи 1 - 4 відповідає класифікації у пункті 15.1.6.
3. Для тих відходів, які є сумішшю РАВ різних категорій, категорія встановлюється за найбільш високою компонентою, що входить до суміші.
4. Категорія високоактивних РАВ розподіляється на дві підкатегорії:
"низькотемпературні" - високоактивні РАВ, питоме тепловиділення яких у місцях тимчасового зберігання або в захороненнях не перевищує 2 кВт·м--3;
"тепловидільні" - високоактивні РАВ, питоме тепловиділення яких становить 2 і більше кВт·м--3.
15.1.8. Для гамма-випромінюючих РАВ з невідомою питомою активністю допускається використання класифікації їх на "низько-", "середньо-" та "високоактивні" за критерієм потужності поглиненої в повітрі дози на відстані 0,1 м від поверхні, на якій знаходяться РАВ.
Класифікація РАВ з невідомим радіонуклідним складом (НРС) та невідомою питомою активністю за критерієм потужності поглиненої в повітрі дози на відстані 0,1 м від поверхні об'єкта (контейнера)
| Категорія РАВ | Потужність поглиненої в повітрі дози, мкГр·год--1 | |
| 1 | Низькоактивні НРС | > 1; d 100 |
| 2 | Середньоактивні НРС | > 100; d 10000 |
| 3 | Високоактивні НРС | > 10000 |
Примітка. Запис "> 1; d 100" слід розуміти як: "потужність поглиненої в повітрі дози - більше 1 мкГр·год--1 і менше або дорівнює 100 мкГр·год--1".
15.1.9. Допускається побудова класифікацій твердих і рідких відходів, що базуються на розподілі РАВ за видами виробництва з РАВ-утворюючими технологіями або за видами РАВ-утворюючих джерел, що виникли в результаті незапланованих (наприклад, аварійних) подій (додаток 15).
15.1.10. РАВ класифікуються за критеріями величини періоду напіврозпаду радіонуклідів, які входять до цих відходів:
короткоіснуючі, у складі яких немає радіонуклідів з періодами напіврозпаду, що перевищують 10 років;
середньоіснуючі, які містять радіонукліди з періодом напіврозпаду понад 10 років, але не більше 100 років;
довгоіснуючі, в яких містяться радіонукліди з періодами напіврозпаду, що перевищують 100 років.
15.1.11. У свою чергу короткоіснуючі РАВ поділяються на:
"добовики", з періодами напіврозпаду радіонуклідів, які входять до них, що не перевищують 18 діб; до них, зокрема, належать Na-24, K-42, I-123, I-131, Te-132+I-132, Cs-136;
"місячники", період напіврозпаду яких не перевищує трьох місяців: Sr-85, Sr-89, Y-91, Nb-95, Zr-95, I-125, Ba-140;
"річники", до яких належать радіонукліди з періодом напіврозпаду понад три місяці: Ca-45, Ru-106, Ba-133, Cs-134, Ce-144, Tl-204.
15.1.12. Переробку радіоактивних відходів, а також їх захоронення здійснюють спеціалізовані організації з поводження з радіоактивними відходами.
16. Радіаційна безпека в умовах опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного походження
16.1. Вимоги цього розділу поширюються на джерела випромінювання природного походження, що формують опромінення населення і виробниче опромінення працівників.
16.2. Радіаційна безпека і протирадіаційний захист під час опромінення джерелами природного походження населення і працівників виробництв забезпечується введенням:
системи дозових критеріїв щодо обмеження рівнів опромінення працівників;
системи радіаційного контролю, обсяг і структура якого в умовах виробництв дорівнює відповідним дозовим критеріям;
системи недозових критеріїв і радіаційних характеристик середовища, що є безпосередніми об'єктами інструментального радіаційного контролю у виробничих умовах;
системи протирадіаційних заходів (контроль і обмеження доз) у виробничих умовах;
системи захисних заходів (контроль, зниження та відвертання доз опромінення) для населення, що відповідають установленим рівням дії і рівням обов'язкової дії в умовах хронічного опромінення.
17. Обмеження опромінення персоналу джерелами природного походження
17.1. Опромінення джерелами природного походження у виробничих умовах належить до професійного, а працівники, зайняті на такого виду виробництвах, кваліфікуються як персонал, якщо роботи з цими джерелами є невід'ємною частиною радіаційно-ядерних технологій:
добування уранових і торієвих руд підземним або відкритим способами як частина ядерно-енергетичного циклу;
технології, пов'язані із збагаченням та первинною переробкою уранових і торієвих руд;
технології, пов'язані із добуванням та виробленням металевих урану і торію з рудних концентратів;
технології, пов'язані з промисловим добуванням і концентруванням окремих природних радіонуклідів уранового і торієвого рядів.
17.2. Усі роботи, здійснювані в рамках технологій, перерахованих у пункті 17.1, кваліфікуються як практична діяльність, а природні джерела в рамках цієї діяльності визначаються як індустріальні.
17.3. В умовах практичної діяльності, що не містить робіт і технологій, перерахованих у пункті 17.1, персонал також може зазнавати додаткового опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного походження. У цьому разі встановлюються такі дозові критерії необхідності здійснення контролю та обліку природної складової опромінення персоналу.
Якщо у виробничих умовах річна ефективна доза опромінення персоналу техногенно-підсиленими джерелами природного походження (без урахування дози фонового опромінення) не перевищує 1 мЗв, то контроль і облік природної компоненти опромінення персоналу не є обов'язковим.
При ефективних дозах опромінення персоналу від 1 до 5 мЗв у рік, пов'язаних з техногенно-підсиленими природними джерелами, вводиться система періодичного радіаційного контролю цього радіаційного фактора, а значення самих доз додаткового опромінення, оцінених за результатами контролю, додаються до індустріальної компоненти професійного опромінення персоналу. Отримана таким чином у виробничих умовах сумарна доза опромінення розглядається далі як доза опромінення персоналу, яка обмежується лімітами доз.
У випадках, коли природна компонента опромінення персоналу перевищує 5 мЗв у рік, необхідно вживати заходів для зниження величини виробничого опромінення від природних джерел до значень, менших за 5 мЗв у рік, після чого набирає чинності вимога щодо застосування процедури підсумовування. Комплекс таких захисних заходів узгоджується державною санітарно-епідеміологічною службою МОЗ України.
Вимоги до системи контролю визначаються у відповідності до Правил.
17.4. Додаткове опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження на виробництві, що відповідають умовам, викладеним у пункті 17.3, може бути пов'язане з:
підвищеною концентрацією природних радіонуклідів у будівельних і облицювальних матеріалах стін і перекриттів виробничих приміщень;
підвищеною еквівалентною рівноважною об'ємною активністю (далі - ЕРОА) радону і торону в повітрі;
підвищеним вмістом природних радіонуклідів у матеріалах, що використовуються у технологічних процесах (спеціальні фарби та покриття, цирконієві вироби з підвищеним вмістом природних радіонуклідів, торовані електроди).
17.5. Установлюються референтні - середні протягом року - значення радіаційних характеристик виробничого середовища, зумовлені природними джерелами випромінювання, що забезпечують неперевищення ефективної дози 5 мЗв у рік, у припущенні опромінення одним джерелом, що складають:
потужність поглиненої дози у повітрі робочих приміщень 4 мкГр·год--1;
значення еквівалентної рівноважної об'ємної активності (ЕРОА) радону-222 у повітрі 300 Бк·м--3;
значення ЕРОА радону-220 (торону) - 60 Бк·м--3.
17.6. Установлюються нижні рівні дії для ЕРОА у повітрі функціонуючих виробничих приміщень, що дорівнюють 60 Бк·м--3 радону-222 і 10 Бк·м--3 радону-220 (торону). На виробництвах, де має місце перевищення цих рівнів, уводиться спеціальна система періодичного радіаційного контролю і рекомендується здійснення заходів щодо зниження об'ємної активності радону та його дочірніх радіонуклідів у повітрі цих приміщень.
17.7. Якщо є кілька джерел природного випромінювання, повинна виконуватись умова: сума відношень фактично встановлених значень радіаційних характеристик виробничого середовища до відповідних значень, наведених у пункті 17.5 Правил, не повинна перевищувати одиницю.
17.8. Під час проектування практичної діяльності, в рамках якої природна компонента виробничого опромінення може досягнути або перевищити 5 мЗв у рік, ЗВСЗ повинен включати відомості про обмеження опромінення персоналу від техногенно-підсилених джерел природного походження. При цьому повинні обґрунтовуватися як значення проектних доз від подібних джерел, так і захисні заходи, що забезпечують зниження цих доз до рівня, меншого ніж 5 мЗв у рік.
18. Обмеження опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного походження працівників, не віднесених до категорії "персонал"
18.1. До виробництв, на яких може мати місце підвищене опромінення від джерел природного походження працівників, не віднесених до категорії "персонал", належать:
добування корисних копалин (неуранових) у підземних рудниках і шахтах;
добування корисних копалин і мінеральної сировини в наземних умовах (кар'єри, нафторозробка);
переробка корисних копалин та мінеральної сировини з підвищеним вмістом природних радіонуклідів (чорних, кольорових і рідкісних металів, нафти);
фарфоро-фаянсове виробництво;
виробництво фосфорних добрив;
технології, що використовують цирконієві піски;
виробництво тугоплавких матеріалів;
виготовлення та/або використання промислових матеріалів і виробів із сполуками, що містять торій;
технології, пов'язані з виробництвом та/або застосуванням титан-діоксидних фарбників;
використання в будівельній індустрії таких відходів, як зола, шлаки, в яких під час згоряння твердого палива зростає концентрація природних радіонуклідів;
виробництва, розміщені в одноповерхових будівлях, підвалах, напівпідвалах і перших поверхах багатоповерхових будинків, де працюють люди за наймом та знаходяться у цих приміщеннях не менше 50 % робочого часу.
18.2. Дози опромінення працівників на перерахованих у пункті 18.1 Правил виробництвах можуть бути зумовлені:
зовнішнім гамма-випромінюванням від природних радіонуклідів, що містяться в сировинних та вторинних продуктах виробництв;
інгаляцією виробничого пилу, що містить природні радіонукліди;
інгаляцією наявних у повітрі виробничих приміщень ізотопів радону та їх дочірніх радіонуклідів;
проковтуванням пилу і дрібних фрагментів;
радіоактивним забрудненням відкритих ділянок шкіри.
18.3. Якщо на виробництвах, перерахованих у пункті 18.1, ефективна доза опромінення від природних джерел не перевищує 1 мЗв у рік, здійснення радіаційного контролю, а також ужиття обмежувальних та попереджувальних заходів є необов'язковим.
18.4. Якщо ефективна доза виробничого опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження перевищує 1 мЗв у рік, радіаційний контроль на виробництвах, перерахованих у пункті 18.1, повинен здійснюватись не рідше ніж 2 рази на рік. За результатами цього контролю повинні розроблятися і реалізуватися заходи, спрямовані на зниження як окремих компонентів, так і сумарної дози виробничого опромінення.
18.5. У випадках, коли доза опромінення працівників від техногенно-підсилених природних джерел на виробництвах перевищує 5 мЗв у рік, адміністрація підприємства повинна вжити всіх необхідних заходів щодо зниження виробничого опромінення. Такі роботи мають бути переведені адміністрацією підприємства до категорії "практична діяльність з індустріальними джерелами іонізуючих випромінювань", а самі працівники мають бути віднесені до персоналу категорії А за узгодженням закладу державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України.
18.6. Опромінення екіпажів у кабінах літаків від космічного гамма-випромінювання регламентується як опромінення у виробничих умовах від техногенно-підсилених природних джерел.
19. Обмеження опромінення населення техногенно-підсиленими джерелами природного походження
19.1. Дозові критерії стосовно рівнів опромінення населення від джерел природного походження не встановлюються.
19.2. Вимоги до забезпечення радіаційної безпеки населення поширюються на такі природні джерела випромінювання:
природні радіонукліди, що містяться в будівельних матеріалах та мінеральній будівельній сировині;
ізотопи радону з продуктами їх розпаду в повітрі приміщень;
природні радіонукліди в питній воді;
природні радіонукліди в мінеральних добривах;
природні радіонукліди у виробах масового використання з фарфору, фаянсу, скла і глини;
природні радіонукліди в мінеральних фарбниках і глазурі.
19.3. Радіаційна безпека при впливі на населення природних джерел забезпечується реалізацією комплексу вимог, що базуються на системі рівнів дії і рівнів обов'язкової дії в умовах хронічного опромінення.
19.4. Обов'язковому радіаційному контролю (з оформленням актів вимірювань) підлягають:
будинки, що здаються в експлуатацію, з постійним перебуванням людей;
дитячі дошкільні установи, школи та інші дитячі освітні установи, санаторно-курортні та лікувально-оздоровчі установи, що експлуатуються;
перші поверхи та підвальні приміщення, що використовуються в училищах, технікумах, вузах та інших загальноосвітніх установах, клубах;
вода артезіанських свердловин, яка використовується для господарсько-питного водопостачання або для реалізації води артезіанських свердловин та інших джерел через торгову мережу;
продукція, що використовується населенням: мінеральні добрива, вироби з фарфору, фаянсу, скла і глини, мінеральні фарбники і глазур.
20. Забезпечення радіаційної безпеки при медичному опроміненні
20.1. Медичне опромінення - це опромінення людини в результаті медичного обстеження, дослідження чи лікування. Медичне опромінення може бути пов'язане з проведенням:
рентгенівських профілактичних обстежень;
рентгенівських скринінгових обстежень;
рентгенівських діагностичних досліджень;
діагностичних досліджень з використанням радіофармацевтичних препаратів (далі - РФП);
променевої терапії;
опромінення з дослідницькою метою.
20.2. Метою медичного опромінення повинно бути отримання необхідної для людини діагностичної чи корисної наукової медико-біологічної інформації, лікувального ефекту під час променевої терапії.
20.3. Протирадіаційний захист повинен бути забезпечений під час усіх видів медичного опромінення. Розробляючи заходи протирадіаційного захисту під час медичного опромінення, необхідно враховувати особливості даного виду практичної діяльності.
20.4. Пацієнти можуть зазнавати діагностичного чи терапевтичного медичного опромінення тільки у разі, якщо обстеження, дослідження чи лікування, пов'язане з опроміненням, призначене лікарем відповідної кваліфікації та спеціалізації, що займається медичною практикою, або в результаті виконання медичних програм для груп ризику з числа населення.
20.5. Необхідність проведення певної рентгенологічної чи радіологічної процедури обґрунтовується лікарем на основі медичних показань.
20.6. Під час проведення рентгенівських і радіонуклідних діагностичних досліджень виділяють 4 категорії осіб, для кожної з яких рекомендовані граничні рівні медичного опромінення.
Категорія АД:
хворі, у яких установлено онкологічні захворювання, чи особи з виявленими передраковими захворюваннями;
хворі, у яких проводяться дослідження з метою диференціальної діагностики вродженої серцево-судинної патології та судинних вроджених пороків розвитку;
особи, досліджувані в ургентній практиці (в тому числі, при травмах) за життєвими показниками.
Рекомендовані граничні рівні опромінення (ефективна доза) - 100 мЗв·рік--1.
Категорія БД: