Правила роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізуючого випромінювання в установах, організаціях і на підприємствах АН СРСР

АКАДЕМИЯ НАУК СCСР

ПРАВИЛА РАБОТЫ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ДРУГИМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ В УЧРЕЖДЕНИЯХ, ОРГАНИЗАЦИЯХ И НА ПРЕДПРИЯТИЯХ АКАДЕМИИ НАУК СССР
Ответственный редактор
член-корреспондент АН СССР

Ю. А. ЗОЛОТОВ

ИЗДАТЕЛЬСТВО «НАУКА» МОСКВА 1984

ПРЕДИСЛОВИЕ

Настоящие Правила являются значительно переработанным, дополненным и расширенным изданием «Инструкции по р'аботе с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в научных учреждениях АН СССР» (М.: Наука, 1963. 239 с.). Последняя редакция Правил подготовлена в связи с появлением новых направлений научно-исследовательских работ, увеличением объема использования и расширением номенклатуры применяемых источников ионизирующих излучений, а также в связи с выходом в свет второго издания «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80» (М.: Энергоиз-дат, 1981. 95 с.).
Правила согласованы с Министерством здравоохранения СССР и ЦК профсоюза работников просвещения, высшей школы и научных учреждений и утверждены Президиумом АН СССР (Распоряжение от 5 октября 1982 г., № 10143-1678). Они распространяются на все учреждения АН СССР, использующие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений.
Переработка Правил проводилась комиссией, созданной Распоряжением Президиума АН СССР от 18 ноября 1981 ь (№ 10143—1871). Состав комиссии: член-корреспондент АН СССР Ю. А. Золотев (председатель), доктора физико-математических наук А. П. Захаров, Ю. В. Стависский; доктора химических наук В. Е. Казаринов, Б. Ф. Мясоедов; доктор технических наук Ю. В. Сивинцев; кандидаты физико-математических наук К. А. Белавинцев, Ю. В. Воронов, И. Р. Гек-кер, Н. И. Головастиков; кандидат биологических наук В. А. Пасешниченко; кандидат экономических наук Н. С. Прокофьев; кандидаты технических наук В. Н. Примак-Миролюбов, Г. И. Терехов; кандидат геолого-минералогических наук [Е. П. Сонюшкин[; В. К. Миронов (член редакционной коллегии), В. Н. Петифоров-Северов, Л. М. Площан-ский, М. А. Фельдман, В. В. Хлопков (ответственный секретарь) .
В Правила включены новые главы, отражающие специфику проведения работ с термоядерными установками, с лазерами и электронно-вакуумными установками — источниками ионизирующих излучений, а также главы о мерах защиты и личной гигиены, охраны внешней среды от воздействия вредных производственных факторов при работе с радио активными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. Расширена глава «Работа на исследовательских ядерных реакторах» требованиями радиационной бет опасности при эксплуатации критических стендов.
В разделы, отражающие характерные особенности про ведения работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в различных областях научных исследований, введены дополнительные требования но размещению, планировке и отделке помещений, по вентиляции и водоснабжению, а также по предупреждению аварий и ликвидации их последствий
При составлении главы «Радиационный контроль" учтены рекомендации «Типового положения о службе радиационной безопасности учреждений АН СССР», а также опыт работы служб радиационной безопасности учреждений АН СССР.
Дополнительные сведения, необходимые при организации и проведении работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, приведены в Приложениях к настоящим Правилам.
Кроме членов комиссии к подготовке отдельных глав привлекались сотрудники различных институтов АН СССР В разработке главы 2 «Размещение учреждений, лабораторий и участков, предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений. Основные требования к проектированию, отделке и оборудованию помещений», а также в подготовке разделов о вентиляции, отоплении, водоснабжении, планировке, отделке лабораторий и других участвовали кандидаты технических наук А.Я Яковлев и В. М. Крупчатников.
Глава 4 «Получение, учет, хранение и транспортировка источников ионизирующих излучений» составлена с участием А. В. Микова и В. К. Кандыбарова.
В разработке отдельных подразделов главы 5 «Работа с открытыми радиоактивными веществами» приняли участие В. К. Кандыбаров, А, И. Нефедова, А. В. Миков, кандидат химических наук И. А. Лебедев
Большую помощь в подготовке главы 8 «Работа на уско-рителях заряженных частиц» оказали Ю. Т. Миронов и как дидат физико-математических наук Е. А. Глазов.
Глава 12 «Работа на электронных микроскопах, высоковольтных электровакуумных приборах и других установках подобного типа — источниках неиспользуемого рентгеновского излучения» написана В. А. Разумовской.
В подготовке главы 13 «Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений при геологических исследованиях» принял участие кандидат геолого-минералогических наук В. В. Викторов.
При окончательном редактировании настоящих Правил учтены все ценные замечания Главной государственной санитарной инспекции Министерства здравоохранения СССР и Центрального Комитета профсоюза работников просвещения, высшей школы и научных учреждений СССР.
Большая техническая помощь в подготовке Правил оказана сотрудниками Службы радиационной безопасности АН СССР и Отдела охраны труда УД АН СССР.
Комиссия выражает глубокую благодарность Всесоюзному центральному ордена «Знак Почета» научно-исследовательскому институту охраны труда ВЦСПС, Отделу радиационной безопасности и радиационных исследований Объединенного института ядерных исследований, Центральной лаборатории радиационной безопасности Всесоюзного научно-исследовательского института ядерной геофизики и геохимии, а также другим организациям, приславшим свои замечания, предложения и рекомендации при подготовке настоящих Правил.

ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ, ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ТЕРМИНОЛОГИЯ

(Извлечения из «Норм радиационной безопасности НРБ-76», «Санитарных правил размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ» и «Единых санитарных правил размещения и эксплуатации радиационно-технологических установок с ускорителями электронов»)
Ионизирующее излучение — любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.
Примечания. 1. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относятся к ионизирующим излучениям.
2. В дальнейшем как сокращенная форма используется также термин излучение.
Гамма-излучение — электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц.
Характеристическое излучение — фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома.
Тормозное излучение — фотонное излучение с непрерывным спектром, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц. Тормозное излучение возникает в среде, окружающей источник бета-излучения в рентгеновских трубках, в ускорителях электронов и т. п.
Рентгеновское излучение — совокупность тормозного и характеристического излучений, диапазон энергии фотонов которых составляет 1 кэВ — 1 МэВ.
Линейная передача (ЛПЭ) заряженных частиц в среде (Lд) — средняя энергия dE, теряемая частицей в среде при соударениях с передачей энергии, меньше А, на малом отрезке пути (II, деленная на этот отрезок: L = (dE / dl)
В качестве единицы измерения ЛПЭ используется килоэлектронвольт на микрометр воды, 1 кэВ/мкм = 0,16 нДж/м.
Поглощенная доза (Д) — средняя энергия dE, переданная излучением веществу в некотором элементарном объеме, деленная на массу вещества dm в этом объеме:
Д = dE / dm.
Единицей поглощенной дозы является джоуль на килограмм (Дж/кг).
Paд — специальная единица поглощенной дозы; 1 рад = 100 эрг/г = 1·10-2 Дж/кг = 0,01 Гр.
Грей — единица поглощенной дозы в системе единиц СИ, Гр; 1 грей равен одному джоулю, поглощенному в килограмме вещества: 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад.
Мощность поглощенной дозы (Р) — приращение поглощенной дозы dД за малый промежуток времени (11, деленное на этот промежуток:
Р = dD / dt.
Специальной единицей мощности поглощенной дозы является рад в секунду (рад/с).
Экспозиционная доза (X) — полный заряд dQ ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, деленный на массу воздуха в этом объеме:
Х = dQ / dm.
Единица экспозиционной дозы — кулон на килограмм, Кл/кг.
Примечания. 1. Термин используется для фотонного излуче-нта с энергией фотонов 1 кэВ — 3 МэВ.
2. Мощность экспозиционной дозы определяется аналогично мощности поглощенной дозы.
Рентген — специальная единица экспозиционной дозы, Р; 1Р=0,258=мКл/кг (точно).
Эквивалентная доза (Я) — величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и определяемая как произведение поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества излучения Q в данной точке ткани.
Примечания. 1. Коэффициент качества Q определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах от полной ЛПЭ излучения, безразмерная величина.
Регламентированная зависимость коэффициента качества Q от полной ЛПЭ Q(L ) следующая:
L кэВ/мкм воды <3,5 7,0 23 53 >175
Q (L 1 2 5 10 20
Q = (Д1Q1 + Д2Q2 + D3Q3 + ... ) D = 1/D ( D(L ) Q (L) dL)
2. Эквивалентная доза и коэффициент качества должны использоваться только для целей радиационной безопасности при значении Я не более 5 ПДД.
3. Мощность эквивалентной дозы определяется аналогично мощ- ности поглощенной дозы.
Бэр — специальная единица эквивалентной дозы 1бэр = (100эрг/г )/ Q =(1 ·10-2 Дж/кг)/ Q =(0,01 Гp)/ Q = 0,013в.
Зиверт — новая единица эквивалентной дозы в системе единиц СИ, Зв; один зиверт равен одному грею, деленному на коэффициент качества,
13в = ( 1Гр ) /Q =( 1Дж/кг )/Q = (100 paд ) /Q = 100 бэр.
Активность (А) радиоактивного вещества — число спонтанных ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt, деленное на этот промежуток:
А = dN/dt.
Единицей измерения активности является одно ядерное превращение в секунду. В системе единиц СИ она получила название беккерель, Бк.
Кюри — специальная единица активности, Ки. 1 Ки = 3,7·1010 ядерных превращений в секунду.
Нуклид — вид атомов, характеризующихся массовым числом и атомным номером. Иногда нуклид определяется также энергетическим состоянием ядра. Нуклиды с одинаковым атомным номером, но разным массовым числом называются изотопами.
Источник излучения — вещество (или установка), испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.
Закрытый источник — радиоактивный источник излучения, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях его эксплуатации, на которые он рассчитан.
Открытый источник — радиоактивный источник излучения при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.
Гамма-эквивалент mRa источника — условная масса точечного источника 220Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник. Специальной единицей гамма-эквивалента является килограмм-эквивалент радия; 1 кг-экв радия на расстоянии 1 см в воздухе от источника создает мощность экспозиционной дозы 2,33 кР/с (точно), или 8,4-106 Р/ч, соответственно 1 мг-экв радия — 2,33·10-3 Р/с, или 8,4 Р/ч.
Внешнее облучение — воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников излучения.
Внутреннее облучение — воздействие на организм ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.
Естественный фон излучения — ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.).
Примечание. Естественный фон внешнего излучения на территории СССР создает мощность экспозиционной дозы 4—20 мкР / ч (40—200 мР/год).
Критический орган — орган, часть тела, все тело, облучение которого в данных условиях причиняет наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. Критические органы разделяют на группы, различающиеся по радиочувствительности.
Персонал (профессиональные работники, категория А) — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.
Ограниченная часть населения (категория Б)—лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и (или) удаляемых во внешнюю среду с отходами.
Население (категория В) — население области, края, республики, страны.
Критическая группа — лица, которые по принадлежности к возрастной группе, по условиям жизни или другим факторам подвергаются наибольшему радиационному воздействию среди данного контингента людей.
Предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категории А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами; ПДД является основным дозовым пределом для лиц категории А.
Предел дозы (ПД) — предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения (категории Б); предел дозы устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей; предел дозы контролируется по усредненной для критической группы дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды; ПД является основным дозовым пределом для лиц категории Б.
Допустимые уровни — нормативные значения поступления радиоактивных веществ в организм, содержания радиоактивных веществ в организме, их концентрации в воде и воздухе, мощности дозы, плотности потока и т. п., рассчитанные из значений основных дозовых пределов ППД и ПД.
Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) (для лиц категории А) — такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 50 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную 1 ПДД. При ежегодном поступлении на уровне ПДП эквивалентная доза за любой год будет равна или меньше одной ПДД (в зависимости от времени достижения равновесного содержания радиоактивного вещества в организме).
Предел годового поступления (ПГП) (для лиц категории Б) — такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 70 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную 1 ПД.
Допустимое содержание (ДС) — такое среднегодовое содержание радиоактивных веществ в организме (критическом органе), при котором эквивалентная доза равна ПДД для категории А или ПД для категории Б.
Допустимая мощность дозы (ДМД) — отношение ПДД (или ПД) за год ко времени облучения Т в течение года.
Для категории А время облучения принимается равным 1700 ч = 1·105 мин = 6,1·106 с (в СССР для большей части персонала установлена 36-часовая рабочая неделя и 4—6-недельный отпуск). Для категории Б время облучения Т = 8800 ч = 5,3·105 мин = 3,2·107 с.
При установлении контрольных уровней могут использоваться и другие расчетные значения Т в зависимости от условий облучения и фактической продолжительности облучения.
Допустимая концентрация (ДК) — отношение ПДП (или ПГП) радиоактивного вещества к объему воды или воздуха, с которыми оно поступает в организм человека в течение года.
Для категории А объем воздуха принимается равным 2,5·106 л/год. Для категории Б объем воздуха — 7,3·106 л/год, объем воды — 800 л/год.
Примечание. ДК радионуклидов благородных газов (аргона, криптона, ксенона) и короткоживущих радионуклидов (углерода, азота и кислорода) рассчитаны из значения ДМД их внешнего бета-и гамма-излучений.
Контрольные уровни — значения годового поступления радионуклида в организм, содержания радионуклида в организме, мощности дозы, плотности потока частиц, концентрации радионуклида в воздухе (а для категории Б и в воде), загрязнения поверхности, устанавливаемые в целях ограничения облучения персонала и населения.
Контрольные уровни устанавливаются отдельно для категорий А и Б.
Рабочее место — место (помещение) постоянного пребывания персонала для выполнения производственных функций в течение не менее 50% рабочего времени или двух часов непрерывно. Если при этом обслуживание процессов производства осуществляется в различных зонах помещения, то постоянным рабочим местом считается все помещение.
Минимально значимая активность (МЗА) — наибольшая активность открытого источника на рабочем месте, не требующая регистрации или получения разрешения органов Госганнадзора.
Радиационная опасность радионуклида — радиационно-гигиеническая характеристика радионуклида; все радионуклиды как потенциальный источник внутреннего облучения разделяются в порядке убывания радиационной опасности на четыре группы с индексами А, Б, В, Г.
Санитарно-защитная зона — территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превысить предел дозы. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.
Зона наблюдения — территория, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы. На территории зоны наблюдения проводится радиационный контроль.
Неиспользуемое рентгеновское излучение — рентгеновское излучение, возникающее внутри электровакуумных приборов, электронно-лучевых, ионно-плазменных, электронных микроскопов и других установок в результате торможения ускоренных электрическим полем электронов на электродах, на обрабатываемых или исследуемых материалах и на других металлических или содержащих соединения тяжелых элементов деталях и являющееся побочным (паразитным), т. е. не связанным с назначением этих приборов и установок.
Источники неиспользуемого рентгеновского излучения — приборы и установки (устройства), генерирующие неиспользуемое рентгеновское излучение.
Ускоритель электронов — электрофизическое устройство, генерирующее поток электронов или тормозное излучение (с максимальной энергией свыше 0,1 МэВ).
Радиационная установка с ускорителем электронов — электрофизическая радиационная установка (источником ионизирующих излучений является ускоритель электронов), предназначенная для облучения различных объектов ионизирующими излучениями.
Стационарная радиационная установка с ускорителем электронов — установка, для размещения которой требуются специально оборудованные помещения.
Радиационная установка с ускорителем электронов с индивидуальной (местной) защитой — установка, в которой радиационная защита является элементом ее конструкции и непосредственно прилегает к источнику излучения и основным конструктивным узлам установки.
Система блокировки радиационной установки (ускорителя) — функциональная часть радиационной установки (ускорителя), обеспечивающая аварийное выключение функциональных частей установки (ускорителя) с целью обеспечения безопасности персонала.
Система сигнализации радиационной установки (ускорителя) — функциональная часть радиационной установки (ускорителя), информирующая о проведении радиационного процесса, значении экспозиционной дозы в радиационно опасной зоне (на рабочих местах), состоянии отдельных функциональных частей установки (ускорителя).
Пультовая (комната управления) — помещение постоянного пребывания персонала, в котором расположен пульт управления и контроля за работой радиационной установки (ускорителя).
Радиационно опасная зона — зона, в пределах которой мощность дозы ионизирующих излучений превышает 0,1 мбэр/ч.
Радиационная авария — ситуация (инцидент), которая привела или могла бы привести к внешнему или внутреннему облучению людей, радиоактивному загрязнению окружающей среды и объектов облучения выше допустимых величин.
Запретный период — минимальное время между окончанием облучения и разрешением входа в рабочую камеру, необходимое для уменьшения в ней концентрации токсических веществ до заданных величин за счет ее вентилирования, а также для снижения уровней излучения от наведенной активности конструкционных и других материалов в рабочей камере до допустимых величин.
Мощная радиоизотопная гамма-установка — установка, основанная на использовании гамма-излучения закрытых радиоизотопных источников излучения активностью более 500 Ки.
Установка с сухой защитой — установка, в которой защита от гамма-излучения источника (облучателя) выполнена из твердых материалов (бетон, свинец и т. п.).
Установка с жидкостной (водной) защитой — установка, в которой защита от гамма-излучения источника (облучателя) обеспечивается слоем жидкости (вода или другая жидкость) .
Установка со смешанной защитой — установка, в которой защита от гамма-излучения источника (облучателя) обеспечивается комбинацией твердых и жидких материалов.
Передвижная установка — установка, смонтированная и используемая на самоходных или несамоходных транспортных средствах (автомашина, вагон и т. д.).
Стационарная установка — установка, размещение которой требует специально оборудованных помещений.
Установка с неподвижным облучателем — установка, в которой объект облучения подается к облучателю, неподвижному (или незначительно перемещаемому) относительно защиты как во время облучения, так и в положениях хранения.
Установка с подвижным облучателем — установка, в которой источники (облучатель) перемещаются из положения хранения к объекту облучения и обратно.
Облучатель — устройство, собранное из закрытых радиоизотопных источников излучения и обеспечивающее пространственное расположение их для создания требуемого поля ионизирующего излучения.
Рабочая камера (рабочий объем) — помещение (емкость), окруженное защитой от гамма-излучения, в котором осуществляется непосредственное воздействие излучения на объекты.
Лабиринт — устройство в виде коридора (многоколенча того, кольцевого или иной формы), расположенного в защите рабочей камеры установки и служащего для сообщения с ней и уменьшения уровней отраженного гамма-излучения до заданных значений.
Рабочий бассейн — емкость, заполненная жидкостью и служащая для хранения источников (облучателя) в нерабочем положении, а в установках с жидкостной защитой и для помещения облучаемого объекта.
Загрузочный бассейн — емкость, заполненная жидкостью, обеспечивающей защиту от гамма-излучения при загрузке, догрузке и смене источников (облучателя установки).
Сухой способ загрузки — способ загрузки облучателя источниками излучения непосредственно из транспортного контейнера или с использованием защитной камеры.
Жидкостный способ загрузки — способ загрузки облучателя источниками излучения с использованием загрузочного бассейна.
Приемный бассейн — емкость, предназначенная для обмыва и дезактивации транспортных контейнеров.
Смежное помещение — помещение, непосредственно примыкающее к рабочей камере и отделенное от нее стационарной защитой от гамма-излучения.
Технологические каналы — каналы, проходящие сквозь защиту установок и предназначенные для подводки к рабочей камере различных коммуникаций (механических, газовых, водных и т. п.) и обеспечивающие уменьшение уровней отраженного гамма-излучения до заданных значений.
Хранилище источников — защитное устройство для хранения отдельных источников (облучателя) в перерывах между облучением объектов в рабочей камере (рабочем объеме).
Радиационная технология — совокупность операций, при которых получение веществ или обработка объектов осуществляется воздействием на них ионизирующих излучений.
Компетентный орган — государственный или другой орган, обладающий юрисдикцией в отношении рассматриваемых видов деятельности.

Глава 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Все учреждения АН СССР, использующие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений, а также проектирующие, строящие и реконструирующие радиационно опасные объекты, должны организовать проведение своих работ в соответствии с требованиями настоящих Правил.
1.2. Ответственность за выполнение настоящих Правил и других нормативных документов, регламентирующих радиационную безопасность, а также за обеспечение необходимых условий работы возлагается на администрацию учреждений, использующих радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений.
1.3. Все виды работ с источниками ионизирующих излучений, в том числе производство, обработка, применение, хранение и транспортирование источников ионизирующих излучений, переработка и обезвреживание радиоактивных отходов осуществляются только с разрешения и под контролем органов Госсаннадзора и вышестоящих ведомственных служб радиационной безопасности, которым представляется вся необходимая информация для оценки возможной радиационной опасности персоналу и населению и выяснения санитарного состояния соответствующего объекта.
Примечание. Вышестоящими службами радиационной безопасности в АН СССР являются:
а) Служба радиационной безопасности Академии наук СССР (при Отделе охраны труда АН СССР) — для всех учреждений АН СССР;
б) Служба радиационной безопасности Сибирского отделения АН СССР — для учреждений Сибирского отделения АН СССР;
в) Отдел радиационной безопасности при Ленинградском институте ядерной физики им. Б. П. Константинова АН СССР —для уч реждений г. Ленинграда и Ленинградской области, Кольского, Карельского, Коми филиалов АН СССР;
г) службы радиационной безопасности научных центров и филиалов — для учреждений научных центров и филиалов.
1.4. Учреждения АН СССР освобождаются от получения разрешений соответствующих органов на работу с источниками ионизирующих излучений в следующих случаях:
а) если активность источника на рабочем месте меньше минимально значимой активности, указанной в табл. 1. НРБ-76 *, а общая активность источников, находящихся в учреждении, не превышает указанную величину более чем в 10 раз;
б) если учреждения получают, используют или храпят любые количества радиоактивных веществ в виде растворов с концентрацией не больше допустимой концентрации для лиц категории Б для воды (см. табл. 1, НРБ-76 1);
в) если учреждения получают, используют или хранят любые количества радиоактивных веществ в твердом-состоянии с удельной активностью менее 2*10-6 "Ки/кг (7,4*10-4 Бк/кг) для бета-источников; менее 1*10-7 г-экв Rа/кг для гамма-источников; менее 2*10-7 Ки/кг (7,4*103 Бк/кг) для альфа-источников (кроме радионуклидов трансурановых элементов, для которых эта величина не должна превышать 1*10-8 Ки/кг (3,7*102 Бк/кг);
г) если мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 м от поверхности закрытого источника, не превышает 0,1 мбэр/ч (0,001 мЗв/ч); обеспечена надежная герметизация радиоактивных веществ, находящихся внутри источника, а конструкция последнего согласована с органами Госсаннадзора;
д) если используется оборудование, в котором происходит ускорение электронов до энергии менее 10 кэВ.
1.5. Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений связана с опасностью облучения работающих. Вредное воздействие может оказывать внешнее облучение, внутреннее облучение (при попадании радиоактивных веществ внутрь организма через органы дыхания, пищевой тракт или кожу) и смешанное облучение (внешнее и внутреннее).
Годовые предельно-допустимые дозы облучения работающих и ограниченной части населения, среднегодовые допустимые концентрации радиоактивных веществ в воздухе и воде, допустимое годовое поступление радиоактивных веществ в организм, а также уровни допустимого загрязнения радио-
Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80. М.: Энергоиздат. 95 с, Далее везде дается сокращенно - НРБ-76 и ОСП-72/80. активными веществами различных поверхностей регламентируются НРБ-76.
1.6. При разработке мероприятий по защите от воздействия ионизирующего излучения следует предусматривать снижение суммарной дозы от всех источников внешнего и внутреннего облучений ниже предельно допустимой дозы или предела дозы для каждой категории лиц и группы критических органов, а также предусматривать мероприятия по охране окружающей среды от радиоактивных загрязнений.
Необходимо исключить возможность всякого необоснованного облучения лиц любой категории населения, а постоянный контроль за выполнением комплекса мероприятий по радиационной безопасности в учреждении должен вести к снижению дозы облучения до возможно более низкого уровня. 1.7 Проведение различных видов работ (электротехнических, химических, работ с СВЧ и др.) в подразделениях учреждения, где используются радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений, должно осуществляться с учетом требований соответствующих нормативных документов.
1.8. Помещения, оборудование, приборы и аппараты, передвижные установки, контейнеры и транспортные средства, предназначенные для работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, должны быть промаркированы знаками радиационной опасности (Приложение 1).
1.9. Использование радиоактивных веществ для введения в вырабатываемую продукцию независимо от физического состояния продукции, а также производство радиоактивных веществ и препаратов, выпуск приборов и установок, действие которых основано на использовании ионизирующих излучений, разрешается только после предварительного согласования с Главным санитарно-эпидемиологическим Управлением Министерства здравоохранения СССР.
1.10. Возможность и условия использования производственных отходов учреждений АН СССР, содержащих естественные или искусственные радионуклиды, а также возможность и условия использования пищевых продуктов и иных предметов, подвергавшихся радиационной обработке, определяются по согласованию с Главным санитарно-эпидемиологическим Управлением Министерства здравоохранения СССР.
1.11. В медицинской практике могут применяться только такие методы диагностики, профилактики и лечения, основанные на использовании радионуклидов, и других источни-
Таблица 1
Мощность эквивалентной дозы Рн, используемая при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения
Категория облучаемых лиц (время облучения) Назначегие помещений и территорий Проектная мощность дозы, мбэр/ч (мЗв/ч)
Категория А (t = 36 ч в неде- Помещения постоянного пребывания персонала 1,4 (0,014)
лю, 50 недель в году) Помещения, в которых персонал пребывает не более половины ра-бочего времени 2,8 (0,028)
Категория Б (t = 41 ч в неделю, 50 недель в году) Любые помещения учреждения и территория сани гарно-защитной зоны, где могут находиться лица, относящиеся к категории Б 0.12 (0,0012)
(t — 168 ч в неделю, 52 недели в году) Любые помещения (в том числе жилые) и территория в пределах зоны наблюдения 0,03(0,0003)
ков ионизирующих излучений, которые разрешены Министерством здравоохранения СССР.
1.12. При проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения (включая защиту боксов, каньонов, других необслуживаемых помещений, которые персонал посещает периодически или при проведении ремонтных работ) в связи с возможными неточностями в исходных данных необходимо вводить коэффициент запаса по мощности эквивалентной дозы, равный 2.
Проектирование защиты от излучений должно выполнять-ся с учетом назначения помещений, категории лиц, подвергающихся облучению, и продолжительности облучения.
Необходимо также учитывать ряд дополнительных факторов: наличие других источников ионизирующих излучений; перспективное увеличение мощности дозы самих источников излучения; повышенную радиочувствительность материалов и аппаратуры; сорбцию радиоактивных веществ конструкционными материалами.
1.13. Расчет защиты проводится, исходя из проектной мощности эквивалентной дозы излучения (Рн) на поверхности защиты, в соответствии с формулой
Рн = 500 Д/t мбэр/ч (Рн = 5 Д/t мЗв/ч),
где D _ предельно допустимая доза, равная 5 бэр (0,05 Зв) в год для лиц категории А и 0,5 бэр (0,005 Зв) в год — для лиц категории Б; I — продолжительность работы персонала, ч в год.
В этой формуле учтен используемый при проектировании коэффициент запаса по мощности дозы, равный двум. Для стандартной продолжительности работы (36—41 ч в неделю) значения проектной мощности эквивалентной дозы приведены в табл. 1.
Переход от плотности потока частиц или фотонов разных энергий к мощности эквивалентной дозы проводится по табл. 7-11, 13, 14 НРБ-76.
1.14. Контроль за организацией охраны, состоянием, наличием условий сохранности источников ионизирующих излучений осуществляют органы внутренних дел.

Глава 2

РАЗМЕЩЕНИЕ УЧРЕЖДЕНИЙ,

ЛАБОРАТОРИЙ И УЧАСТКОВ,

ПРЕДНАЗНАЧЕННЫХ ДЛЯ РАБОТЫ

С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ.

ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТИРОВАНИЮ,

ОТДЕЛКЕ И ОБОРУДОВАНИЮ ПОМЕЩЕНИЙ

2.1. Размещение учреждений, лабораторий и участков, предназначенных для работ с источниками ионизирующих излучений, в жилых зданиях и детских учреждениях запрещается.
2.2. Площадки для размещения учреждений АН СССР, предназначенные для работ с источниками ионизирующих излучений, должны соответствовать требованиям «Санитарных норм проектирования промышленных предприятий» 1, ОСП-72/80 и настоящих Правил.
Участки для строительства учреждений, предназначенных для работ с открытыми радиоактивными веществами по I классу 2, а также с мощными источниками ионизирующих излучений (исследовательские ядерные реакторы, ускорители, работа которых сопровождается образованием наведенной радиоактивности, термоядерные установки), не следует размещать со стороны преобладающего направления ветров по отношению к жилым зданиям, детским, общественным и са-нитарно-оздоровительным учреждениям, зонам отдыха, спортивным сооружениям и т. п.
При размещении этих учреждений, а также зданий с мощными источниками гамма-излучения следует отдавать предпочтение участкам с низким уровнем грунтовых вод: наивысший уровень этих вод должен быть не менее чем на 1,5 м ниже отметки пола проектируемых подвальных помещений, каньонов, бассейнов, подземных сооружений, содержащих жидкие радиоактивные вещества, электротехнические коммуникации.
1 Поскольку главы строительных норм и правил периодически переиздаются, то пользоваться следует при проектировании последними изданиями СНиП.
2 Определение класса работ см. табл. 2.
Ускорители высоких энергий, исследовательские ядерные реакторы, термоядерные и лазерные установки, являющиеся источниками ионизирующих излучений, не рекомендуется размещать в районах с активными сейсмическими явлениями, переувлажненных, с постоянным притоком грунтовых вод, в районах со слабыми, легко деформируемыми основаниями, т. е. на территории, требующей дорогостоящих мероприятий по инженерной подготовке.
2.3. Вертикальная планировка участков под объекты, предназначенные для работы с источниками ионизирующих излучений, должна обеспечивать создание оптимальных уклонов планируемой поверхности для удобного отвода поверхностных вод и использования в необходимых случаях естественного рельефа местности, а также грунта из котлованов зданий и траншей подземных инженерных сетей для защиты от ионизирующих излучений (при проектировании зданий ускорителей, исследовательских ядерных реакторов, термоядерных установок).
2.4. Основной принцип проектирования генеральных планов крупных комплексов лабораторных зданий, предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений,— четкое функциональное и санитарное зонирование территории.
В научных центрах, на территориях которых размещены ускорители, исследовательские ядерные реакторы, термоядерные установки, обычно выделяют следующие основные функциональные зоны: административно-общественные и учебные здания; лаборатории и исследовательские установки; инженерно-технические сооружения и склады; вспомогательные и опытные производства. Кроме того, часть территории отводится под автостоянки и зеленые насаждения.
2.5. Участки для строительства ускорителей, исследовательских ядерных реакторов, термоядерных установок должны иметь размеры, достаточные для организации санитарно-защитных разрывов и резервных территорий, позволяющих развивать функциональные зоны комплекса, в первую очередь зоны лабораторий и исследовательских установок. Резервные территории для ускорителей с энергией более 150 МэВ, исследовательских ядерных реакторов и термоядерных установок рекомендуется принимать не менее 50% территории участка для строительства при соответствующем техническом обосновании.
Территория около зданий в зонах возможного расширения должна быть свободна от сооружений и подземных коммуникаций.
2.6. На внешней границе санитарно-защитной зоны предел дозы для I группы критических оргаиов 3 (лица категории Б) не должен превышать 0,5 бэр/год (0,005 Зв/год).
2.7. Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения определяются на основании расчета доз внешнего и внутреннего облучений, с учетом распространения радиоактивных выбросов в атмосфере, сбросов радиоактивных отходов в водоемы за счет всех источников с учетом используемой системы очистки, организационных и защитных мероприятий, направленных на ограничение вредных воздействий и локализацию возможных последствий аварий установок, условий размещения установок относительно промышленных и населенных районов, перспективного роста мощности установок или расширения учреждения, - а также метеорологических, гидрологических и экологических факторов. Размеры зон в каждом конкретном случае должны быть согласованы с органами Госсаннадзора.
Критерием для установления размеров санитарно-защитной зоны служат пределы годового поступления радиоактивных веществ через органы дыхания и пределы доз внешнего облучения ограниченной части населения, а также допустимые концентрации радиоактивных веществ в атмосферном воздухе и в воде. Размеры зоны наблюдения при нормальной работе учреждения, как правило, должны быть в 3— 4 раза больше размеров санитарно-защитной зоны.
2.8. В санитарно-защитной зоне запрещается размещение жилых зданий, детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных зданий и сооружений, не относящихся к учреждению, для которого устанавливается сани-тарно-защитная зона.
Использование земель санитарно-защитной зоны для сельскохозяйственных целей возможно только с разрешения Главного санитарно-эпидемиологического Управления Министерства здравоохранения СССР по согласованию с Министерством сельского хозяйства СССР.
2.9. В пределах санитарно-защитной зоны допускается размещать относящиеся к объекту, для которого установлена зона, здания и помещения с целью оборудования систем энергоснабжения, вентиляции, здания специализированных и вспомогательных производств, склады (за исключением продовольственных), столовые для обслуживающего персонала, здравпункты, прачечные, помещения охраны, админи-
стративно-служебные здания, сооружения инженерно-технического обеспечения и транспорта, временные предприятия строительства. Эти сооружения не рекомендуется располагать в направлении распространения пучков излучения.
2.10. Действующие учреждения АН СССР, которые не имеют санитарно-защитных зон, предусмотренных настоящими Правилами, должны создать соответствующие зоны, а в случае невозможности — принять меры, гарантирующие безопасность окружающего населения.
2.11. Для учреждений АН СССР, которые применяют только закрытые источники ионизирующих излучений, са-нитарно-защитные зоны могут не устанавливаться при условии соблюдения необходимых мер по защите от излучений.
2.12. Территория, прилегающая к лабораториям и объектам, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, должна быть благоустроена и озеленена. Участки, резервируемые для последующего строительства, могут быть засеяны травой.
По внешней границе санитарно-защитной зоны должна быть создана плотная зеленая полоса из нескольких рядов деревьев и кустарников. Со стороны жилой застройки рекомендуется предусматривать полосу древесных насаждений шириной не менее 15—20% установленной ширины зоны.
2.13. Санитарно-защитная зона, как правило, должна быть ограждена. Расстояние от ограды санитарно-защитной зоны до жилых зданий рекомендуется принимать не менее 25 м.
2.14. Проекты вновь строящихся или реконструируемых •объектов для работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений перед согласованием с органами Госсаннадзора должны быть согласованы с вышестоящими ведомственными службами радиационной безопасности.
2.15. В помещениях, предназначенных для работ с открытыми радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, создающими наведенную радиоактивность, поверхности строительных конструкций, оборудования и лабораторной мебели должны быть гладкими, по возможности иметь простую форму, на них должны быть нанесены малосорбирующие покрытия, уменьшающие эрозию и облегчающие удаление радиоактивных загрязнений.
Строительные конструкции должны иметь минимальное количество швов. Полотна дверей и переплеты окон должны иметь простейшие профили. Следует предусматривать: скрытую проводку коммуникаций, освещения, газа в специальных коробах или же за фальшстенкой; устройство окон без подоконников.
2.16. Внутренняя отделка помещений должна соответствовать рекомендациям по промышленной эстетике. При отделке помещений необходимо рационально сочетать требования эффективной дезактивации и профилактики зрительного утомления. Для окраски стен, потолков и оборудования в помещениях постоянного пребывания людей (кроме помещений фотолабораторий, оптических залов лазерных установок) рекомендуются светлые тона. Отличные от них, но также светлые тона следует применять в помещениях временного пребывания людей. Помещения различных зон должны различаться между собой по окраске.
2.17 Отделочные материалы и покрытия мебели и оборудования должны обладать достаточной механической прочностью, необходимой температурной, влагокоррозионной и радиационной стойкостью, стойкостью к воздействию химических веществ (кислот, щелочей, моющих растворов), мало сорбировать пыль и радиоактивные вещества, легко поддаваться дезактивации при отмывке и позволять проводить быструю уборку (Приложение 2).
2.18. Помещения, где проходят коммуникации с жидкими радиоактивными веществами, должны иметь надежную гидроизоляцию, исключающую возможность попадания радиоактивных растворов в помещения, находящиеся ниже, и в грунт.

Глава 3

ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТ С ПРИМЕНЕНИЕМ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

3.1. Учреждения, лаборатории, помещения и отдельные установки, предназначенные для работы с источниками ионизирующих излучений, в том числе хранилища радиоактивных веществ, до начала их эксплуатации должны быть приняты межведомственной комиссией в составе представителей заинтересованной организации, органов Госсаннадзо-ра, Технической инспекции труда профсоюза, органов внутренних дел, службы радиационной безопасности вышестоящей организации и при необходимости других органов государственного надзора (Госатомнадзор, Госгортехнадзор).
Комиссия устанавливает соответствие принимаемых объектов проекту, требованиям действующих норм и правил, наличие условий радиационной безопасности для персонала и населения, обеспечение условий сохранности радиоактивных веществ и решает вопрос о возможности эксплуатации объекта и получения источников ионизирующих излучений учреждением.
3.2. Комиссия составляет акт приемки, в котором указывается допустимое годовое потребление радиоактивных веществ учреждением, назначение помещений, вид используемых источников ионизирующих излучений, класс работ (для открытых радиоактивных веществ), мощность закрытого источника и его максимальная активность. Для ускорителей указывается максимальный ток пучка, вид ускоряемых частиц и их максимальная энергия. Для ускорителей электронов дополнительно указывается используемая ми-шень, мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от мишени и группа ускорителя .
3.3. На основании акта приемки местные органы государственного санитарного надзора оформляют санитарный паспорт (Приложения 3, 4), являющийся разрешением на
См.: Санитарные правила размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ. М., 1981, с. 9.
право хранения и проведения работ с применением источников ионизирующих излучений. Санитарный паспорт выдается на срок не более трех лет. Копия санитарного паспорта учреждения направляется для регистрации в органы внутренних дел. Вопрос о продлении санитарного паспорта решается местными органами Госсаннадзора. Паспорт должен храниться непосредственно на радиационно опасном объекте учреждения. Ответственность за сохранность санитарного паспорта возлагается на руководителя радиационно опасного объекта.
3.4. Работа с источниками ионизирующих излучений разрешается только в помещениях, указанных в санитарном паспорте, в котором также приводятся количество и номенклатура радиоактивных веществ и других исходников ионизирующих излучений, разрешенных к использованию в каждом из помещений учреждения. В этих помещениях запрещается проведение работ, не связанных с применением источников излучения, если это не вызвано технологической необходимостью. На дверях помещений, в которых проводятся работы с источниками ионизирующих излучений, вывешивается знак радиационной опасности с указанием класса работ.
3.5. К моменту получения источников излучения администрация обязана определить перечень лиц, отнесенных к категории А, и указать лиц, для которых обязателен индивидуальный дозиметрический контроль; обеспечить необходимое обучение и инструктаж персонала; назначить приказом по учреждению лиц, ответственных за учет и хранение источников излучений, за радиационный контроль, за радиационную безопасность. Одновременно должны быть разработаны правила внутреннего распорядка, определяющие обязанности персонала.
3.6. Администрация учреждения обязана разработать и после согласования с органами Госсаннадзора утвердить совместно с местным комитетом профсоюза инструкции по радиационной безопасности для каждого вида проводимых работ, в которых с учетом специфики излагаются порядок проведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, сбора и удаления радиоактивных отходов, содержания помещений, меры личной профилактики, организация проведения радиационного контроля, меры радиационной безопасности при пусконаладочных работах с источниками ионизирующих излучений. При изменении условий работ администрация обязана в инструкцию по радиационной безопасности внести необходимые изменения и дополнения. Пересмотр инструкций следует проводить также при переоформлении санитарного паспорта.
3.7. Администрация учреждений, применяющих радиоактивные вещества в открытом и закрытом виде, должна составить, утвердить и согласовать с органами Госсаннад-зора и Главным Управлением пожарной охраны МВД СССР «Инструкцию по предупреждению и ликвидации аварии (пожара)». С этой Инструкцией необходимо ознакомить всех лиц, работающих с радиоактивными веществами. В Инструкции должны быть отражены следующие основные положения:
1) прогноз возможных аварийных ситуаций и меры по их предупреждению;
2) порядок информации вышестоящей организации, органов санитарно-эпидемиологической службы и других организаций о возникновении аварии;
3) меры по ликвидации и изоляции участков аварийного радиоактивного загрязнения;
4) поведение персонала при аварии;
5) организация оказания медицинской помощи в случаях внутреннего и внешнего аварийного 2 облучения;
6) порядок ликвидации аварии и меры защиты персонала при выполнении аварийных работ;
7) меры по предупреждению и ликвидации пожаров;
8) ответственность администрации и должностных лиц за проведение мероприятий по предупреждению и ликвидации аварии.
3.8. Вывоз источников ионизирующих излучений для работы с ними за пределами территории, на которую распространяется действие санитарного паспорта, разрешается после согласования с органом Госсаннадзора, выдавшим санитарный паспорт, и извещения органов Госсаннадзора и органов внутренних дел по месту проведения работ. Оформление нового санитарного паспорта по месту проведения работ не требуется.
При необходимости организации временных хранилищ должны быть выполнены требования, указанные в пункте 4.16 настоящих Правил.
3.9. Ремонт радиоизотопных блоков, перезарядка (разрядка) приборов, монтаж и демонтаж аппаратов и установок с радиоактивными препаратами должны производиться учреждениями после получения разрешения органов Госсан-надзора на проведение этих работ в соответствии с требованиями «Санитарных правил устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов № 1946-78» (М.: Атомиздат, 1980. 32 с.)
3.10. В случае прекращения работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений администрация учреждения обязана информировать об атом органы внутренних дел, Госсаннадзора, Техническую инспекцию труда и вышестоящую ведомственную службу радиационной безопасности. Оставшиеся в учреждении неизрасходованные радиоактивные вещества подлежат утилизации или передаче в другие учреждения в установленном порядке.
3.11. Передача помещений, в которых велись работы с радиоактивными веществами в открытом виде, для дальнейшей эксплуатации проводится по разрешению органов Госсаннадзора и высшестоящей ведомственной службы радиационной безопасности, которые определяют допустимые уровни остаточной загрязненности помещений.
3.12. К непосредственной работе с источниками ионизирующих излучений допускаются лица не моложе 18 лет, прошедшие медицинский осмотр в установленном порядке и не имеющие медицинских противопоказаний (Приложение 5); первичный инструктаж по безопасности ведения работ; обучение на рабочем месте и проверку знаний правил безопасности ведения работ и действующих в учреждении инструкций по данному виду работ. Проверка знаний правил безопасности ведения работ и инструкций проводится комиссией учреждения перед допуском к самостоятельной работе периодически, не реже одного раза в год. Результаты проверки знаний регистрируют в специальном журнале.
3.13. О проведении первичного инструктажа на рабочем месте, повторного и внепланового, лицо, проводившее инструктаж, делает запись в журнале регистрации инструктажа на рабочем месте (личной карточке инструктажа) с обязательной подписью инструктируемого и инструктирующего. При регистрации внепланового инструктажа указывается причина, вызвавшая его проведение.
3.14. Допуск к самостоятельной работе фиксируют датой и подписью руководителя подразделения (работ) в журнале регистрации инструктажа на рабочем месте (личной карточке инструктажа) (Приложение 6).
3.15. Повторный инструктаж проходят все работающие с источниками ионизирующих излучений независимо от должности, квалификации, образования и стажа работы не реже чем через шесть месяцев.
3.16. При изменении характера работ с источниками ионизирующих излучений, повышении класса работ, нарушении работниками требований безопасности труда, перерывах в работе более чем на 30 календарных дней проводится внеплановый инструктаж.
3.17. Для проведения особо опасных работ при возможном облучении персонала дозой свыше 0,1 бэр оформляется наряд-допуск (Приложение 7). Перед допуском к таким работам руководителем работ проводится текущий инструктаж, который фиксируется в наряде-допуске.
Лица, направляемые на работу по нарядам-допускам, должны выполнять все требования, изложенные в наряде-допуске.
Руководители работ по наряду-допуску инструктируются ответственным за радиационный контроль в учреждении (подразделении).
3.18. В наряде-допуске должны быть записаны: фамилия, имя, отчество участников работы и ответственного руководителя, место работы, время начала и конца работы, форма спецодежды, защитные средства, сведения о радиационной обстановке, условия производства работ и прочие меры предосторожности.
3.19. Наряд-допуск выписывается лицом, ответственным за радиационный контроль (дежурным дозиметристом), перед началом работ, подписывается руководителем подразделения и хранится у ответственного руководителя на рабочем месте.
3.20. Наряд-допуск закрывается лицом, выдавшим его, после дозиметрической проверки и принятия рабочего места. В журнале учета нарядов-допусков (Приложение 8) при этом делается отметка «наряд-допуск закрыт»,
3.21. Если во время работы или после ее окончания лицо, ответственное за радиационный контроль (дежурный дози-метрист), замечает нарушения условий наряда-допуска со стороны работающих, то в наряде-допуске делается соответствующая отметка, а сам факт нарушения доводится до сведения начальника службы радиационной безопасности в письменном виде,
3.22. Если проведение работ по наряду-допуску связано с повышенным облучением работающих, превышающим предельно допустимую годовую дозу или предельно допустимое годовое поступление, то персонал должен быть предупрежден о дополнительном облучении. Проведение таких работ допускается только с письменного разрешения администрации учреждения и личного согласия каждого исполнителя. Участие женщин в возрасте до 40 лет в подобных работах запрещается.
3.23. Допуск лиц, временно привлекаемых к работам с источниками ионизирующих излучений, должен осуществляться в соответствии с требованиями пункта 3.12.
3.24. Администрация учреждения и руководители структурных подразделений несут ответственность за своевременное проведение инструктажа по радиационной безопасности и осуществляют постоянный контроль за соблюдением персоналом всех требований инструкций, правил и норм.
3.25. При выявлении отклонений в состоянии здоровья, препятствующих продолжению работы с источниками ионизирующих излучений, вопрос о временном или постоянном переводе этих лиц на работу, не связанную с ионизирующими излучениями, решается в каждом случае индивидуально.
3.26. Женщины должны освобождаться от работы с источниками ионизирующих излучений на весь период беременности, а при работ е с открытыми источниками — и на период грудного вскармливания ребенка.
3.27. Лица, работающие с источниками ионизирующих излучений, обязаны строго соблюдать правила внутреннего распорядка, действующие инструкции по технике безопасности и радиационной безопасности, правила пожарной безопасности и производственной санитарии и несут ответственность в установленном порядке за несоблюдение указанных инструкций и правил.
3.28. О всех нарушениях в работе оборудования, несоответствии индивидуальных средств защиты предъявляемым к ним требованиям и других отступлениях от нормального режима работы сотрудники обязаны немедленно докладывать руководителям подразделений
3 29. При проведении работ с источниками ионизирующих излучений запрещается выполнять какие-либо операции, не предусмотренные должностными инструкциями, инструкциями по технике безопасности и радиационной безопасности и другими нормативными документами, если эти действия не направлены на предотвращение аварий и других ситуаций, угрожающих здоровью людей и нормальной работе учреждений.
3.30. Работа с источниками ионизирующих излучений должна проводиться с использованием средств защиты (захваты, пинцеты, перчатки, спецодежда, спецтара и т. п.) с учетом вида излучений и активности источника. Прикасаться к излучающей поверхности источника руками запрещается.
3.31. Технические условия на разрабатываемое защитное технологическое оборудование (камеры, боксы, вытяжные шкафы), а также сейфы, контейнеры и мешки для радиоактивных отходов, транспортные упаковочные комплекты, контейнеры, предназначенные для хранения или перевозки радиоактивных веществ, фильтры и все виды средств индивидуальной защиты должны быть согласованы с Министерством здравоохранения СССР и ЦК соответствующего профсоюза.

Глава 4

ПОЛУЧЕНИЕ, УЧЕТ,

ХРАНЕНИЕ И ТРАНСПОРТИРОВКА ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

4.1. Поставка учреждению источников ионизирующих излучений (за исключением указанных в пункте 1.4 настоящих Правил) проводится по заявкам, согласованным с органами Госсаннадзора и органами внутренних—дел (Приложение 9).
Поставка образцовых и контрольных альфа-, бета-, гамма- и нейтронных источников для градуировки и поверки дозиметрической и радиометрической аппаратуры проводится без специального разрешения, если активность этих источников не превышает десятикратного значения минимально значимой активности на рабочем месте, указанной в НРБ-76, табл. 1.
4.2. Передача из одного учреждения в другое источников ионизирующих излучений (в том числе образцов после облучения в реакторе или на ускорителе) с активностью, превышающей значения, которые указаны в пункте 1.4 настоящи Правил, допускается только с разрешения органов Госса: надзора и органов внутренних дел.
Передачу оформляют актом в двух экземплярах, один которых направляют в бухгалтерию учреждения, передаю щего радиоактивные вещества, для списания, другдй экземп-ляр высылают учреждению, получающему радиоактивные| вещества, для оприходования. Копии актов направляют ор- ганам внутренних дел и Госсаннадзора. Аналогично оформляют получение материала после облучения на реакторе или ускорителе.
Движение источников ионизирующих излучений должно быть зафиксировано в приходно-расходных журналах переда ющей и принимающей организаций.
4.3. Учреждение обязано в десятидневный срок известить органы Госсаннадзора, внутренних дел, вышестоящую служ-бу радиационной безопасности о получении радиоактивны: веществ, радиоизотопных приборов и установок.
Примечание. Организация-поставщик оборудования, укомплектованного источниками ионизирующего излучения, должна в сопроводительной документации указать о необходимости информации вышестоящих организаций.
Получение, учет и хранение радиоизотопных приборов должно проводиться строго в соответствии с «Санитарными правилами устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов № 1946-78» (М.: Атомиздат, 1980. 16 с.).
4.4. Администрации учреждения необходимо обеспечить такие условия хранения и производства работ, а также учет поступления, расходования и списания всех источников излучений, при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования.
4.5. Радиоактивные источники излучений следует заказывать в таких физико-химическом состоянии, расфасовке и упаковке, которые не требуют дополнительной обработки их потребителем.
4.6. Источники излучений должны приниматься ответственным лицом, назначенным приказом руководителя учреждения. Принимающий должен хорошо знать физико-химические свойства источников, вести систематический учет их наличия и движения в учреждении, у подотчетных лиц, в хранилищах и в отходах (Приложение 10).
4.7. Все поступившие в учреждение радиоактивные вещества, приборы, аппараты и установки, в которых используются источники ионизирующих излучений, образцовые, контрольные источники и другие источники ионизирующих излучений учитываются в приходно-расходном журнале (Приложение 11), а сопроводительные документы передаются в бухгалтерию для оприходования.
4.8. Открытые и закрытые радиоактивные вещества учитываются по фасовкам (препаратам) и активности, указанным в сопроводительных документах. Приборы, аппараты и установки, в которых используются источники ионизирующих излучений, учитываются по наименованиям и заводским номерам с указанием активности и номера радиоактивных препаратов, входящих в их комплект.
Генераторы короткоживущих радионуклидов медицинского назначения учитываются по их наименованиям и заводским номерам с указанием номинальной активности материнского нуклида. Класс работ и требования к системе защиты от внутреннего облучения определяются по максимальной одновременно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида. Устройства, генерирующие ионизирующее излучение, учитываются по их наименованиям и заводским номерам.
4.9. Выдача источников излучения из мест хранения на рабочие места производится ответственным лицом только по письменному разрешению руководителя учреждения или лица, им уполномоченного, после соответствующего заключения службы радиационной безопасности или лица, ответственного за радиационный контроль (Приложение 12). Выдача и возврат источников регистрируются в приходно-расходном журнале.
4.10. Расходование радиоактивных веществ, используемых в открытом виде, а также их возвращение в хранилище оформляется внутренними актами, составляемыми исполнителями работ с участием лиц, ответственных .за учет и хранение источников ионизирующих излучений и за радиационный контроль. Акты утверждаются администрацией учреждения и служат основанием для учета движения радиоактивных веществ (Приложение 13).
4.11. Ежегодно приказом по учреждению назначается комиссия, которая проводит инвентаризацию источников ионизирующих излучений — радиоизотопных приборов, аппаратов, установок, радиоактивных веществ. Результаты инвентаризации оформляются актом. В случае обнаружения потерь источников излучений или расхода радиоактивных веществ для целей, не определяемых технологией работы, немедленно информируются вышестоящая организация, отдел охраны труда УД АН СССР, органы внутренних дел и Госсаннадзора и проводится расследование. Лица, виновные в потере или использовании источников излучения для целей, не связанных с работой, привлекаются к ответственности в установленном порядке.
4.12. Условия безопасности транспортирования радиоактивных веществ за пределы учреждения регламентируются «Правилами безопасности при транспортировании радиоактивных веществ ПБТРВ-73» (М.: Атомиздат, 1974. 104 с.).
На специализированную автомашину для постоянных перевозок радиоактивных веществ должен быть оформлен санитарный паспорт (Приложение 14).
4.13. Транспортирование источников излучений внутри помещений, а также по территории учреждения должно проводиться в контейнерах на специальных транспортных устройствах с учетом физического состояния радиоактивных источников, вида излучения, активности, габаритов и массы упаковки с соблюдением условий безопасности.
414. Источники излучения, не находящиеся в работе, должны храниться в специально отведенных местах или соответственно оборудованных хранилищах, исключающих доступ к ним посторонних лиц. Общее количество радиоактивных веществ, находящихся в хранилище, не должно превышать значения, указанного в санитарном паспорте учреждения.
4.15. Проектирование защиты хранилищ радиоактивных веществ должно осуществляться с учетом требований ОСП-72/80 и настоящих Правил.
4.16. При организации временных хранилищ вне территории учреждения, в том числе и для гамма-дефектоскопических аппаратов, используемых в полевых условиях, требуется предварительное согласование с органами Госсаннад-зора и органами внутренних дел. Мощность эквивалентной дозы на наружной поверхности такого хранилища или его ограждения, исключающего доступ посторонних лиц, не должна превышать 0,1 мбэр/ч, (0,001 мЗв/ч), а в хранилищах, находящихся в санитарно-защитной зоне, 2,8 мбэр/ч (0,028 мЗв/ч).
4.17. Специально оборудованные помещения-хранилища, как правило, должны размещаться на уровне нижних отметок здания (подвал, первый этаж).
4.18. Отделка и оборудование помещения для хранения открытых радиоактивных веществ должны отвечать требованиям, предъявляемым к помещениям для работ соответствующею класса, но не ниже II класса (см. табл. 2 и пункт 5.2). Стены, пол, потолок и двери хранилищ должны обеспечивать снижение мощности дозы ионизирующих излучений в смежных помещениях ниже 0,1 мбэр/ч (0,001 мЗв/ч).
4.19. Устройства для хранения источников излучений (ниши, колодцы, сейфы и др.) должны быть выполнены так, чтобы при закладке или извлечении отдельных источников персонал не подвергался облучению за счет остальных источников, находящихся в устройстве.
Дверцы секций и упаковки с радиоактивными веществами (контейнеры и др.) должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку с указанием названия хранимого радиоактивного вещества и его активности. Лицо, ответственное за учет и хранение источников, должно иметь карту-схему размещения радиоактивных веществ в хранилище.
4.20. Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости и порошки, должны быть помещены в металлические или пластмассовые сосуды, достаточные для вмещения всего хранящегося объема жидкости или порошка в случае, если целостность стекла нарушится.
4.21. Радиоактивные вещества, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров или аэрозолей, должны храниться в вытяжных шкафах, боксах, камерах в закрытых сосудах, выполненных из несгораемых материалов. В хранилище должна быть оборудована круглосуточно работающая вытяжная вентиляция. При хранении радиоактивных веществ высокой удельной активности должна предусматриваться система охлаждения.

Глава 5

РАБОТА С ОТКРЫТЫМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

ВВЕДЕНИЕ

Радиоактивные вещества как потенциальные источники внутреннего облучения по степени радиационной опасности разделяются на четыре группы 1 — А, Б, В и Г (в убывающем порядке по степени опасности).
К группе А относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 0,1 мкКи (3,7 • 103 Бк). К группе Б относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 1 мкКи (3,7*104 Бк). К группе В относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 10 мкКи (3,7 • 105 Бк). К группе Г относятся радионуклиды с минимально значимой активностью 100 мкКи (3,7*106 Бк).
Все работы с открытыми радиоактивными веществами разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по табл. 2 в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и фактической его активности на рабочем месте. Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками.

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

5.1. Комплекс защитных мер при работе с применением радиоактивных веществ в открытом виде должен обеспечивать защиту людей от внутреннего и внешнего облучений, предотвращение загрязнения воздуха и поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала (в том числе и в смежных помещениях), а также объектов внешней среды — воздуха, воды, почвы, растительности и др.
Принадлежность к группе для каждого радионуклида указана в НРБ-76, табл. 1. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч (не приведенные в табл. 1 НРБ-76) относятся к группе Г.
Таблица 2
Определение класса радиационной опасности работ в зависимости от активности на рабочем месте
Группа
радиаци- Активность (М1 рэ мкКи[Бк]) при работах диационной опасности по классам
1
онной опасности I класс II класс III класс
А Более 104 [3,7 -108] От 10 до 104 [3,7.(105 -108)] От 0,1 до 10 [3,7- (103 -105)]
Б Более Ю5 [3,7-109] От 100 до 105 [3,7.(106-109)] От 1 до 100 [3,7- (104-106)]
В Более 106 [3,7-1010] От 103 до 106 [3,7(107-1010)) От 10 до 103 [3,7.(105-107)]
Г Более 107 [3,7-1011] От 104 до Ю7 [3,7. (108-1011)] От 102 до 104 [3,7.(103-108)]
Примечания 1. При простых операциях с жидкостями (без упарива-ния, перегонки, барботаша и т.п.) допускается увеличение активности радионуклида на рабочем месте в 10 раз.
2. При простых операциях по получению (элюированию) и расфасовке порций «ороткоживущих радионуклидов медицинского назначения из генераторов, имеющих нормативно-техническую и эксплуатационную документацию согласно подразделу 6.5 настоящих Правил, допускается увеличение активности на рабочем месте в 20 раз.
3. При хранении открытых источников допускается увеличение активности на рабочем месте в 100 раз.
4. Класс работ и требования к системе защиты определяются по максимальной одновременно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида.
5.2. К числу основных профилактических мероприятий относятся: правильный выбор планировки помещений, оборудования, отделки помещений, технологических режимов, рациональная организация рабочих мест и соблюдение мер личной гигиены работающими, рациональные системы вентиляции, защиты от внутреннего и внешнего облучений, сбора и удаления радиоактивных отходов.
5.3. Во всех учреждениях, предназначенных для работ с применением радиоактивных веществ в открытом виде, необходимо руководствоваться принципом объединения помещений для работ каждого класса в одном блоке.
5.4. В лабораториях, где проводятся работы с радиоактивными веществами в открытом виде, должна быть установлена контрольная дозиметрическая аппаратура для измерения возможных загрязнений кожных покровов и одежсотрудников. Во время проведения работ с радиоактивными веществами эта аппаратура должна находиться в рабочем состоянии.
5 5. При работе с радиоактивными веществами в каждом учреждении должно быть выделено помещение или место для хранения средств ликвидации радиоактивных загрязнений (защитной спецодежды, дезактивирующих растворов, инвентаря для уборки помещений и др.).
5.6. Электрическое освещение и силовое электрооборудование лабораторных помещений, предназначенных для работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, следует выполнять в соответствии с «Правилами устройства электроустановок» (М.: Энергия, 1965. 464 с.), СНиП 11-4-79 «Естественное и искусственное освещение» (М.: Стройиздат, 1979. 44 с.), «Инструкцией по устройству сетей заземления и зануления в электроустановках СП 102-76» (М.: Стройиздат, 1977. 63 с.), «Инструкцией по проектированию и устройству молниезащиты зданий и сооружений СН 305-77» (М.: Стройиздат, 1978. 48 с.) и «Инструкцией по проектированию зданий научно-исследовательских учреждений СН 495-77» (М.: Стройиздат, 1978. 56 с.).

ПЛАНИРОВКА, ОТДЕЛКА И ОБОРУДОВАНИЕ ПОМЕЩЕНИИ.

ВЕНТИЛЯЦИЯ, ПЫЛЕОЧИСТКА. ОТОПЛЕНИЕ, ВОДОСНАБЖЕНИЕ, КАНАЛИЗАЦИЯ

Требования к размещению, планировке,
отделке лабораторий, участков и оборудования
для работы с открытыми радиоактивными веществами
5.7. К размещению лабораторий, где проводятся работы по III классу, специальные требования не предъявляются. Работы по этому классу производятся в отдельных помещениях с пунктами радиационного контроля.
5.8. К отделке помещений, где проводятся работы по III классу, предъявляются следующие требования: стены помещений должны быть окрашены масляной краской на высоту не менее двух метров, полы должны иметь покрытия, стойкие к моющим средствам и легко поддающиеся дезактивации.
5.9. В лаборатории для работ по III классу должно быть предусмотрено хранилище радиоактивных веществ. Для хранилища необходимо выделить специальное помещение в подвале или на первом этаже. Хранилище должно быть оборудовано по II классу. В хранилище следует предусмотреть помещение для временного хранения радиоактивных отходов и смежное с хранилищем помещение расфасовочной.
5.10. Работы по III классу, связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха (операции с порошками, упаривание растворов, работы с эмалирующими и летучими веществами и др.), должны проводиться в вытяжных шкафах. Столешницы, металлические и другие конструкции шкафов и рабочих столов следует покрывать слабосорбирующими материалами. Лаборатории для работ по III классу должны быть оборудованы шкафчиками для хранения спец-одежды и личной одежды.
5.11. Работы, относящиеся ко II классу, должны проводиться в отдельных, специально оборудованных помещениях, которые размещаются в изолированной части здания. В составе этих помещений необходимо предусмотреть душевую или санпропускник со шкафами для личной и специальной одежды и пункт дозиметрического контроля на выходе, а также отдельные помещения для расфасовки радиоактивных веществ.
5.12. Помещения для работ по I классу должны размещаться в отдельном здании или изолированной части здания с отдельным входом только через санпропускник и разделяться на три зоны:
1 зона — камеры, боксы и другие герметичные устройства, необслуживаемые помещения, где размещаются технологическое оборудование, коммуникации, являющиеся основными источниками радиоактивного загрязнения;
2 зона — периодически обслуживаемые ремонтно-транс-портные помещения для проведения ремонта оборудования и других работ, связанных со вскрытием технологического оборудования, узлов загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения и удаления отходов;
3 зона — помещения, предназначенные для постоянного пребывания персонала: операторские, пульты управления и др. Вход в помещения 3-й зоны допускается только через санпропускник. Для исключения возможности выноса радиоактивных загрязнений из помещений 2-й зоны в помещения 3-й зоны между зонами оборудуется санитарный шлюз.
5.13. Помещения для работ по II классу должны быть оборудованы вытяжными шкафами или боксами, для работ по I классу — боксами, камерами или другим герметичным оборудованием.
5.14. Любые операции с радиоактивными веществами в камерах и боксах должны выполняться дистанционными
средствами и с помощью перчаток, герметично вмонтирован-ных в фасадную стенку бокса, камеры.
5.15. Управление арматурой на коммуникациях газа, во-ды вакуума и т. п. должно осуществляться с панели, выне-сенной на фасадную стенку бокса, камеры.
5.16. В помещениях для работ по I и II классам управление общими системами отопления, газоснабжения, сжатого воздуха, водопровода и групповые электрические щитки должны быть вынесены из основных рабочих помещений.
5.17. В помещениях для работ по I и II классам полы и стены, а в помещениях для проведения ремонта и размещения технологического оборудования также и потолки должны быть покрыты специальными малосорбирующими материалами, стойкими к моющим средствам.
Углы помещений должны быть закруглены. Края покрытий полов следует поднять на высоту 20 см и заделать заподлицо со стенами. При наличии специальной канализации полы должны иметь уклоны и трапы.
5.18. Высота помещений для работы с радиоактивными веществами принимается в соответствии с требованиями строительных норм. Площадь в расчете на одного работаю- щего должна быть не менее 10 м2.
5.19. В случаях, когда в учреждении ведутся работы по всем трем классам, помещения должны быть разделены в соответствии с классом проводимых в них работ. 5.20. Оборудование, инструменты и мебель должны быть закреплены за помещениями каждого класса работ (каждой зоны) и соответственно промаркированы. Передача их из одного помещения (или зоны) в другие разрешается только после радиационного контроля. Применение мягкой мебели запрещается.
Санитарные пропускники и шлюзы
5.21. В здании, где проводятся работы по I классу, должен быть оборудован санпропускник; где проводятся работы по II классу, должны быть оборудованы санпропускник или душевая и помещение со шкафчиками отдельно для личных вещей и спецодежды; где проводятся работы по III классу, рекомендуется предусматривать душевую обычного типа.
5.22. Санпропускник представляет собой комплекс помещений, предназначенных для хранения личной одежды и смены ее на специальную перед работой, а также для осу-ществления радиационного контроля одежды, обуви и тела после работы. При проектировании санпропускника должно быть предусмотрено такое расположение помещений, которое дает возможность дезактивации работающих и создает условия для безопасного хранения спецодежды в случае, если радиационным контролем зарегистрировано радиоактивное загрязнение.
5.23. Санпропускник размещается либо в основном здании учреждения, либо в отдельно стоящем здании, соединенном с лабораториями или производственными корпусами закрытой галереей.
5.24. Планировка санпропускника должна обеспечивать полную поточность при прохождении работающих как в производственные помещения, так и обратно с пропуском «грязных» и «чистых» потоков по разным участкам.
5.25. В состав санпропускника должны входить: гардеробная для верхней оделеды, отдельные помещения для хранения домашней одежды и спецодежды, "душевые, умывальные, пункт радиационного контроля кожных покровов и спецодежды, помещения для средств индивидуальной защиты, помещения для контроля и сортировки спецодеягды, кладовые для раздельного хранения грязной и чистой спецодежды (суточный запас). Загрязненная спецодежда должна поступать в кладовую в затаренном виде.
5.26. Саншлюзы представляют собой комплекс помещений, предназначенных для хранения и использования дополнительных средств индивидуальной защиты при работе в условиях радиоактивного загрязнения, а также для соблюдения санитарного режима во время ремонтных работ в целях предупреждения распространения радиоактивных загрязнений при выходе из ремонтных коридоров, и размещаются между 1 и 2 зонами рабочих помещений. Помимо стационарных саншлюзов можно использовать переносные, устанавливаемые непосредственно у входа в помещение, где проводятся ремонтные работы или работы по ликвидации аварии.
5.27. Состав и расположение помещений саншлюза должны обеспечивать возможность хранения, получения и надевания пленочной спецодежды, пневмокостюмов, специальной обуви, осуществления дозиметрического контроля персонала, а также обмыва и дезактивации людей в спецодежде и защитных приспособлений.
В зависимости от объема и характера работ в саншлюзах предусматриваются: места для переодевания, хранения (в шкафах и на стеллажах) и предварительной дезактивации дополнительных индивидуальных средств защиты; устройство для предварительной очистки подошв спецобуви средственно на ногах, пункт предварительной обмывки пневмокостюмов непосредственно на человеке; пункт радиационного контроля; умывальники; раздевалка для снятия загрязненной спецодежды, оборудованная скамьей и контейнером для спецодежды. Площадь, расположение и состав отдельных элементов саншлюза могут меняться.
5 28. Полы, стены и потолки бытовых помещений должны иметь влагостойкую отделку, слабо сорбирующую радиоактивные вещества и допускающую легкую очистку и дезактивацию.
5.29. В гардеробах рабочей одежды, душевых, кладовых, грязной одежды, в пунктах радиационного контроля стены на высоту не менее 2 м следует покрывать слабо сорбирующими, легко моющимися материалами, стойкими к кислым и щелочным растворам, оставшуюся часть стен и потолки — масляной краской.
В остальных бытовых помещениях стены и потолки необходимо покрывать масляной краской, полы нескользкими слабо сорбирующими материалами.
5.30. Умывальники должны быть обеспечены кранами, допускающими открывание локтем или нажимом ноги. Промывка унитазов должна осуществляться педальным спуском воды.
Гардеробные
5.31. Число мест для хранения домашней и рабочей одежды в гардеробной определяется списочным составом основного штата работающих с учетом дополнительного количества мест для временно работающих по норме 5% от наибольшего числа работающих в смене.
5.32. Санитарно-бытовые помещения должны быть оборудованы согласно требованиям СНиП П-92-76 «Нормы проектирования. Вспомогательные здания и помещения промышленных предприятий» (М.: Стройиздат, 1977. 32 с.).
5.33. В гардеробной спецодежды следует предусматривать площадь для переодевания из расчета 0,3 м2 на одного человека.
5.34. Поверхность шкафов должна быть покрыта материалами, которые слабо сорбируют химические и радиоактивные вещества и хорошо поддаются дезактивации.
5.35. Размещение кладовой для грязной спецодежды должно обеспечивать удобную транспортировку одежды, направляемой на стирку, с выходом на улицу, минуя другие чистые помещения; кладовые должны располагаться вблизи пунктов дозиметрического контроля и гардеробов хранения спецодежды. Следует предусмотреть возможность сортировки одежды перед отправкой в прачечную. Место сортировки спецодежды должно оборудоваться местными вентиляционными отсосами.
5.36. В зоне, свободной от загрязнения, по пути из гардеробной спецодежды в рабочие помещения должны размещаться помещения для храпения и выдачи индивидуальных средств защиты (фартуки, очки, респираторы, дополнительная обувь и др.). Площадь помещения определяется списочным составом работающих по норме 0,2 м2 на человека.
Душевые
5.37. Душевые должны быть оборудованы приспособлениями для размещения моющих средств. Количество, рожков в душевых санпропускника устанавливается из расчета 1 рожок на каждые 5 человек работающих в смене с учетом временно работающих лиц.
5.38. Умывальные в санпропускнике должны располагаться перед душевой. Умывальники должны иметь подводку горячей и холодной воды для предварительной обработки рук, бачки для дезактивирующих растворов, педальное включение и выключение или краны, открывающиеся локтем. Число умывальников необходимо устанавливать из расчета 1 умывальник на 12—15 человек. Умывальники должны быть оборудованы фонтанчиками для полоскания рта.
5.39. При душевых, оборудованных по принципу санпропускника, надлежит устраивать помещения для обтирания тела. Площадь обтирочных устанавливается из расчета 0,4 м2 на душевой рожок, но не менее 4 м2. Обтирочные должны иметь места для хранения полотенец.
Пункты радиационного контроля
5.40. Пункты для радиационного контроля кожных покровов необходимо размещать между душевой и гардеробной личной одежды. Во избежание проникновения влаги из душевой и для обеспечения нормальной работы приборов в помещении должен быть создан соответствующий подпор воздуха.
5.41. Радиометрические приборы, которыми оснащаются пункты радиационного контроля, следует выбирать, исходя из вида контролируемого излучения и характера контроля. Число приборов, устанавливаемых в санпропускниках и саншлюзах, рассчитывается, исходя из времени, необходимого для контроля наибольшего числа работающих в смене, но не превышающего 20 мин.
5 42 В санпропускниках учерждений, где проводятся работы по I классу, необходим регулярный принудительный контроль загрязнения кожных покровов и одежды. Приборы контроля должны иметь звуковую и световую сигнализацию превышения установленного порога загрязнения.
Вентиляция, пылегазоочистка
5.43. Вентиляция лабораторий и учреждений, использующих открытые радиоактивные вещества, должна в сочетании с технологическими, строительными и организационными мероприятиями предотвращать загрязнение воздушной среды рабочих помещений и атмосферного воздуха.
5.44. Работы, связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха, должны выполняться: в герметичных боксах или камерах (работы по I классу); в боксах или вытяжных шкафах (работы по II классу); в вытяжных шкафах (работы по III классу). Работа в шкафах должна производиться в перчатках.
5.45. Число местных и общеобменных вытяжных систем, обслуживающих помещения, предназначенные для работы с открытыми радиоактивными веществами, должно быть минимальным. Следует избегать применения индивидуальных вытяжных систем из-за возможности загрязнения рабочих помещений в случае опрокидывания тяги при отключении одной или нескольких вентиляционных систем.
5.46. В зданиях, где работам с радиоактивными веществами отводится только часть общей площади, необходимо предусматривать раздельные системы вентиляции для помещений, где ведутся работы с применением радиоактивных веществ, и для помещений, не связанных с применением радиоактивных веществ.
5.47. Запрещается рециркуляция воздуха в системах вентиляции, обслуживающих группу помещений, и аэрация в помещениях для работ по I и II классам. Допускается установка местных кондиционеров и отопительных агрегатов, обслуживающих только одно помещение на полной рециркуляции воздуха (без связи с приточной вентиляцией). В помещениях, где производятся работы по I классу, перед местными кондиционерами и отопительными агрегатами должны быть установлены фильтры топкой очистки. Перед агрегатами воздушных и тепловых завес у входов в здания лабораторий для любого класса работ установка фильтров тонкой очистки не требуется.
5.48. Допускается выбрасывать воздух в атмосферу без очистки, если количество радиоактивных веществ, находящихся в нем, меньше предельно допустимого выброса, установленного расчетом для данного сооружения через «низкие шахты» (ниже границы аэродинамической тени).
Предельно допустимый выброс из низких труб, расположенных вблизи крыши здания, для точечного источника (одиночной трубы) можно определить по следующей формуле:
ПДВг = (0,5гН2здqг,)/[(n/no) а],
где ПДВг — предельно допустимый выброс радионуклида, Ки/с (г/с); V — скорость ветра на высоте флюгера, принимаемая 1 м/с; Hзд—высота здания, м; qi — допустимая приземная концентрация изотопа в атмосферном воздухе, Ки/м3 (г/м3), (внутри санитарно-защитной зоны эта концентрация создается на расстоянии ЗHзЛ); п/па — показатель вытянутости среднегодовой розы ветров для конкретного района; а — коэффициент, который при среднегодовом значении ПДВ берется равным 1/13
Принимая для расчета, что допустимая концентрация изотопа qi=0,1 ДКД и n/n0 = 4/1 (как наибольшее значение), формула может быть преобразована в следующий вид:

ПДВ4 = 0,16.H32ДДКА)

где ДКa—допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочих помещений для лиц категории А, Ки/м3.
5.49. Предельно допустимый выброс должен определяться с учетом существующего и предполагаемого фона радиоактивного загрязнения атмосферного воздуха. При отсутствии данных о фоновых загрязнениях следует предельно допустимый выброс для надежности устанавливать в 3—4 раза ниже расчетного.
5.50. Высокие выбросные трубы (выше границы аэродинамической тени) допускается устанавливать только как дополнительные мероприятия к высокоэффективной очистке, если последней не представляется возможным снизить предельно допустимый выброс до величины, допускаемой выбросом через низкие трубы.
5.51. Расчетная скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов с перчаточным обслуживанием должна быть 1,5 м/с. При числе шкафов более трех при расчете скорости учитывается только половина площади всех рабочих проемов. При эксплуатации допускается временное снижение скорости воздуха в открываемых проема.ч. вытяжных шкафов до 0,5 м/с.
5.52. В герметичных камерах и боксах нрн закрытых проемах должно обеспечиваться разрежение не менее 100 Па и не более 400 Пa. Камеры и боксы должны быть оборудованы приборами контроля разрежения.
5.53. Фильтры для очистки воздуха в зависимости от конкретных условий могут быть установлены как непосредственно у шкафов, камер, боксов и иных укрытии, так и централизованно в отдельных помещениях, если невозможно размещение у технологического оборудования.
5.54. Воздуховоды вытяжной вентиляции для удаления воздуха из боксов и камер, а также фильтры следует рассчитывать на возможность обеспечения скорости воздуха, в периодически открываемых проемах не менее 1 м/с. Открывание проемов допускается лишь после тщательной дезактивации всех поверхностей внутри камер и боксов.
Объем воздуха, удаляемого в единицу времени из камер и боксов при закрытых проемах, должен быть достаточным для поддержания необходимого разрежения. Во избежание внезапного повышения давления внутри камер и боксов при резком изменении положения рук оператора этот объем должен быть не менее 20—25 м3/ч.
5.55. Производительность вытяжной системы, удаляющей воздух из герметичных камер и боксов, определяется как сумма объемов воздуха, удаляемого из камер и боксов с закрытыми проемами, и объемов воздуха, удаляемого из камер и боксов с открытыми проемами. Число одновременно открываемых в процессе эксплуатации проемов принимается по технологическому режиму. Производительность вентиляционного оборудования этих систем должна быть рассчитана с учетом коэффициента запаса, равного или больше 2.
5.56. При централизованном размещении очистного оборудования для работ по I классу в основу планировки комплекса помещений должен быть положен принцип зональности: в зоне I размещаются фильтры и другие аппараты для очистки воздуха, в зоне II— электродвигатели с вентиляторами, щиты электропитания, контрольно-измерительные приборы и т. д.
5.57. Помещения для размещения фильтров и другого пылегазоочистного оборудования должны соответствовать требованиям, предъявляемым к соответствующим производственным помещениям. Вход в помещение пылегазоочистного оборудования должен быть из зоны II.
5.58. В комплексе помещений для размещения пылегазоочистного оборудования должны быть предусмотрены вентилируемые участки (с воздухообменом не менее 5 1/ч) для производства ремонта, временного хранения отработанных фильтров, аппаратов и их элементов, а также хранения средств уборки и дезактивации.
5.59. Фильтры для очистки воздуха подлежат замене в следующих случаях:
а) при снижении пропускной способности на 10%;
б) при повышении уровня излучения на рабочем месте более чем это допустимо для персонала, занятого на временной работе;
в) при снижении эффективности очистки в результате различных повреждений фильтрующего элемента.
5.60. Системы очистки воздуха должны быть обязательно оснащены контрольно-измерительными приборами для контроля эффективности работы отдельных ступеней очистки и всей системы в целом, определения загрязненности воздуха перед выбросом в атмосферу, определения производительности системы.
5.61. Воздухообмен в рабочих помещениях следует рассчитывать исходя из разбавления вредных веществ и удаления избыточного тепла,
5.62. Параметры воздуха в помещениях должны соответствовать требованиям ГОСТа 12.1.005-76 «Воздух рабочей зоны. Общие санитарно-гигиенические требования» для работ средней тяжести, если нет специальных технологических требований.
5.63. Объем воздуха, подаваемого механической вентиляционной системой в помещения с работами по I и II классам, следует определять по теплому периоду года, а в помещения с работами по III классу — при температуре наружного воздуха +10° С.
5.64. Воздух, удаляемый из камер, боксов и других герметичных укрытий, следует учитывать в воздушном балансе помещения в размере 25% от объема, рассчитанного в соответствии с пунктом 5,55.
5.65. Если в боксах, камерах и т. д. предусмотрено постоянное удаление воздуха, то этот объем учитывается в воздушном балансе помещения полностью.
5.66. Приточный воздух должен подвергаться очистке на фильтрах II класса по показателю эффективности согласно ГОСТу 12.2.043-80 «Оборудование пылеулавливающее. Классификация».
5.67. В системах приточной вентиляции для помещений с работами по I классу следует устанавливать резервные вентиляторы той же производительности, что и основные. Включение резервного вентилятора допускается производить вручную. Резервные вентиляторы можно не устанавливать при односменной работе, если помещение может обслуживаться другой приточной установкой, производительность которой равна или больше производительности отключенной установки.
5.68. Объем приточного воздуха, подаваемого в помещения не должен быть меньше, чем это требуется для ассимиляции теплогазовыделений.
5.69. Вход в помещение для приточного вентиляционного оборудования должен быть снаружи или из зоны постоянного пребывания персонала.
5.70. При работах с эманирующими и летучими радиоактивными веществами должна быть предусмотрена круглосуточно действующая система вытяжной вентиляции для обслуживания хранилища, рабочего помещения и боксов. Система должна иметь резервный вентилятор, автоматически включающийся при остановке рабочего.
5.71. Вытяжные вентиляционные системы, обслуживающие оборудование, предназначенное для работ по I, классу, должны иметь резервные вентиляторы, автоматически включающиеся при остановке рабочих вентиляторов. Пускатели дистанционного запуска электродвигателей следует размещать в помещениях зоны III (с постоянным пребыванием персонала).
5.72. Все вентиляторы должны иметь сигнализацию (световую или звуковую), оповещающую об их работе или остановке. Сигналы должны быть выведены в помещения с постоянным пребыванием персонала.
5.73. При работе по I классу в помещениях зон I и II необходимо предусматривать систему подачи воздуха к шланговым средствам индивидуальной защиты (пневмоко-стюмам, пневмошлемам, противогазам).
5.74. Для подачи воздуха к шланговым средствам защиты следует предусматривать отдельную пневмолинию или отдельные вентиляторы, обеспечивающие в точке присоединения шланга давление 5000 Па при объеме подаваемого воздуха 15—20 мг/ч на один костюм. Температура подаваемого воздуха должна быть пе выше 35° С и не ниже температуры окружающего воздуха более чем на 10°. Наибольшая длина шланга не должна превышать 20 м.
5.75. При небольшом количестве точек присоединения средств индивидуальной защиты допускается использование переносных вентиляторов с забором воздуха из помещений зоны III.
5.76. Разводящие сети питания шланговых средств защиты необходимо выполнять из коррозионно-стойких материале (допускаются и трубопроводы из оцинкованных труб). Места присоединения шлангов должны быть снабжены шаровым или пружинными автоматическими клапанами.
Отопление, водоснабжение и канализация]
5.77. Отопление помещений для работ с радиоактивными веществами должно быть водяное или воздушное. При водя-ном отоплении температура приборов не должна быть выше 105° С при однотрубной системе и 95° С при двухтрубной. Расчетная температура воздуха должна быть 18° С. В качестве нагревательных приборов помещений для работ по I и II классам можно использовать панели регистры из гладких труб, гладкие радиаторы; для помещений по III классу допускается применять радиаторы, конвекторы типа «Аккорд» и т. п.
5.78. Здания учреждений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами, должны оборудоваться водопроводом (холодной и горячей воды) и канализацией.
Примечание. Исключение допускается для небольших полевых лабораторий, ведущих работы по III классу или наблюдения ла уровнем радиоактивности внешней среды, располагающихся вне населенных пунктов или в населенных пунктах, не имеющих центрального водоснабжения.
5.79. В зданиях учреждений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, устройство внутреннего водопровода и хозяйственно-бытовой канализации, сточные воды которой не загрязнены радиоактивными веществами, следует выполнять в соответствии с требованиями СНиП 11-30-76 «Проектирование внутреннего водопровода (холодной и горячей воды) и канализации» (М.: Стройиздат, 1976. 60с.).
5.80. Система специальной канализации должна преду-: сматривать очистку сточных вод. Очистные сооружения следует размещать в специальном помещении на территории учреждения.
5.81. Система очистки должна обеспечивать необходимую еффективность дезактивации и исключать возможность за- грязнения окружающей среды радиоактивными отходами. После счистки сточных вод от радиоактивных веществ и других примесей вода, как правило, должна быть использована повторно для технологических целей.
5 82 Трубопроводы системы специальной канализации следует укладывать отдельно от других систем, а также борудовать устройствами, позволяющими сравнительно легко обнаруживать утечки.
5.83. В системе специальной канализации приемники радиоактивных жидких отходов (раковины, воронки, трапы, трубы и фасонные части) должны быть изготовлены из коррозионно-стойких материалов или иметь легко дезактивируемые коррозионно-стойкие покрытия внутренних и наружных поверхностей. Конструкция приемников доляша исключать возможность разбрызгивания жидкости.
5.84. В производственных помещениях и санпропускниках необходимо предусматривать раковины и умывальники, оборудованные термосмесителем с педальным или локтевым включением воды, и бачки для дезактивирующих растворов.
5.85. Прокладка труб водопровода, специальной канализации и других коммуникаций в стенах и перекрытиях, служащих защитой от ионизирующих излучений, не должна приводить к ослаблению этой защиты.
Примечание. Прокладывать трубы через защитные стены перекрытия нужно перпендикулярно направлению ионизирующего излучения или же предусматривать трубопроводы и кабельные туннели в виде лабиринтов, не ухудшающих качества биологической защиты.
5.86. Перед ремонтом и очисткой канализационных систем, предназначенных для удаления и обезвреживания жидких радиоактивных отходов, во избежание переоблучения персонала необходимо проверить уровни ионизирующего излучения в смотровых колодцах и других местах, где намечено проведение указанных работ. Эти работы следует проводить с использованием дополнительных средств индивидуальной защиты.

РАБОТА С ОТКРЫТЫМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

В РАДИОХИМИЧЕСКИХ ЛАБОРАТОРИЯХ И ПРИ БИОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЯХ

5.87. Перед началом работы с радиоактивными веществами необходимо тщательно подготовить рабочее место таким образом, чтобы доза облучения работающего не превышала предельно допустимой; соседние рабочие места должны быть защищены от излучения так, чтобы мощность эквивалентной дозы была ниже 1,4 мбэр/ч (0,014 мЗв/ч). На рабочем месте следует оставить только оборудование и приборы, необходимые для проведения данной работы.
5.88. О начале работ с радиоактивными веществами необходимо поставить в известность службу радиационной безопасности или лицо, ответственное за радиационный контроль.
5.89. При возможности выбора следует использовать для работы радионуклиды и их химические соединения, обладающие наименьшей радиотоксичностью (например, 89Sг вместо 90Sг).
5.90. Количество радиоактивного вещества на рабочем месте должно быть минимально необходимым. Рекомендуется пользоваться растворами наименьшей удельной активно-сти, а также использовать для работы растворы, а не порошки.
5.91. Число операций, при которых возможны потери радиоактивных веществ (пересыпание порошков,- возгонка и т. п.), должно быть минимальным.
5.92. Работы с радиоактивными веществами необходимо проводить на поддонах из пластмассы или нержавеющей стали, установленных на рабочих столах или в вытяжных шкафах. Рекомендуется покрывать поддоны фильтровальной бумагой, особенно при работе с растворами, и регулярно заменять ее.
5.93. Все ручные операции с радиоактивными вещества- ми должны проводиться с применением инструментов и средств защиты, уменьшающих степень облучения рук работающего.
5.94. При работе с бета-излучателями необходимо использовать индивидуальные средства защиты в виде специальных очков, щитков и экранов из органического стекла и других материалов с малым атомным номером (см. Приложение 15).
5.95. Предметы, которые подвергаются загрязнению радиоактивными веществами, должны быть соответствующим образом маркированы и храниться отдельно от чистых предметов.
5.96. В зависимости от активности растворы радиоактивных веществ следует держать в пластмассовых (полиэтиленовых, фторопластовых) сосудах либо в сосудах из химически стойкого стекла, снабженных охранными сосудами из пластмассы или нержавеющей стали.
5.97. Запрещается набирать жидкости в пипетки ртом. Для набора жидкостей следует использовать пипетки с резиновыми грушами, автоматические пипетки или поршневые микронасосы, а также вакуумные системы,
5 98. Вскрытие ампул с жидкими и твердыми радиоактивными веществами следует проводить только в вытяжном шкафу или боксе, с газообразными — в специальной герметичной камере.
5.99. Отбор навесок радиоактивных препаратов следует проводить в вытяжных шкафах или боксах.
5.100. Кипячение и выпаривание радиоактивных растворов должно осуществляться только в вытяжных шкафах или боксах, в сосудах из жаростойкого стекла, снабженных металлическими охранными сосудами, или в металлических сосудах.
5.101. Рекомендуется гидрофобизировать края сосуда при переливании радиоактивных растворов во избежание затека-ния жидкости па внешнюю поверхность сосуда. Если нанесение гидрофобного слоя по каким-то причинам нежелательно, а также при работе с органическими растворами рекомендуется переносить раствор с помощью пипетки.
5.102. Высушивание радиоактивных препаратов необходимо проводить в специально отведенных для этого сушильных шкафах или под инфракрасной лампой, помещенных в вытяжном шкафу или боксе.
5.103. Центрифугирование радиоактивных растворов следует осуществлять в специальных толстостенных центри-фужных пробирках, снабженных пластмассовыми или металлическими чехлами. Допускается также использование пробирок из прозрачной пластмассы. Для отделения раствора от осадка запрещается использовать декантацию, раствор слетует отобрать пипеткой.
5.104. Прокаливание радиоактивных веществ следует вести в вытяжном шкафу, пользуясь охранным тиглем. Механическую обработку (полировка, шлифовка, растирание порошков и т. д.) следует проводить в боксах или вытяжных шкафах.
5.105. При ручном экстрагировании радиоактивных веществ следует избегать делительных воронок с кранами, рекомендуется пользоваться пробирками с притертыми пробками. Длительное встряхивание пробирок целесообразпо проводить на механических аппаратах для встряхивания.
¬
®
è
$
:
ö
f
е по возможности заменять центрифугированием.
5.107. После окончания работы рабочее место должно быть приведено в порядок и дезактивировано.
5.108. При прекращении работ на длительное время радиоактивные вещества должны быть сданы в хранилище.
5.109. Запрещается самовольная передача радиоактивных веществ другим лицам даже на короткое время.
5.110. Перед началом работ с использованием метода меченых атомов необходимо изучить химические, физико-химические и физические свойства соединений, с которыми должна проводиться работа, чтобы достаточно полно представить поведение этих соединений (скорость поступления, характер распределения, выведения и т. п.) в изучаемой среде.
5.111. Для проведения длительных опытов с микроорганизмами, растениями, мелкими животными, затравленными радиоактивными веществами, должны быть выделены специальные помещения, оборудованные боксами, вытяжными шкафами.
5.112. Следует принять во внимание, что после введения радиоактивного раствора в изучаемый объект (растение, животное, микроорганизмы, почва и т. д.) все соприкасающееся с ним, как правило, загрязняется радиоактивными веществами.
5.113. Наибольшее внимание в отношении чистоты и безопасности работы следует уделять изготовлению препаратов из радиоактивных объектов для исследований. Высушивание и сжигание объектов необходимо проводить в специальных сушильных шкафах и муфельных печах, которые должны устанавливаться в вытяжном шкафу. Температура сушки и сжигания не должна превышать температуры возгонки соответствующих радиоактивных веществ.
5.114. При использовании различных методов мокрого сжигания (растворение в щелочах и кислотах) надлежит придерживаться тех же правил, что и при сухом сжигании, учитывая возможность образования летучих радиоактивных соединений.
5.115. Исследовательские работы с биологическими объектами (растениями, животными и микроорганизмами) с применением соединений, меченных 3Н, 14С, необходимо проводить в вытяжных шкафах или на специально оборудованных открытых изотопных площадках.
5.116. При организации работ с радиоактивными веществами в полевых условиях необходимо:
а) обеспечить сохранность радиоактивного материала;
б) по возможности локализовать зону применения радиоактивных веществ;
в) обеспечить сбор и хранение всех радиоактивных отходов;
г) обеспечить сотрудников необходимой спецодеждой и защитными приспособлениями;
д) организовать радиационный контроль.
5.117. Площадка для приготовления рабочих препаратов должна быть защищена от действия атмосферных факторов (дождь, снег, солнце, ветер).
5.118. На полевых участках каждый день после проведения работ следует осуществлять радиометрический и дозиметрический контроль.
5.119. При работе в полевых условиях должна быть предусмотрена дозиметрическая аппаратура с автономным питанием.
5.120. В случае внесения радиоактивных препаратов в почву опытных делянок или воду экспериментальных бассейнов их следует огородить, предупреждая попадание посторонних лиц и животных, а также возможные распыления и разнос радионуклидов.
5.121. Для содержания экспериментальных животных, в организм которых вводят радиоактивные вещества, следует выделять отдельное помещение. Запрещается совместное содержание животных, затравленных радиоактивными веществами, с другими подопытными или контрольными животными.
5.122. В помещениях вивария должны быть выполнены следующие основные требования:
1) стены на высоту 2 м покрыты пластикатом или глазурованной плиткой, а остальная часть стен и потолок окрашены масляной краской;
2) полы покрыты пластикатом, края которого приподняты на стены на 20 см;
3) помещения оборудованы приточно-вытяжной вентиляцией, обеспечивающей 5—10-кратный обмен воздуха в час;
4) в помещения подведена горячая и холодная вода;
5) при выходе из помещения вивария оборудован душ пропускного типа.
Камера, стенки и все другие специальные установки для работ с экспериментальными животными, которым был введен радиоактивный препарат, должны соответствовать требованиям, предъявляемым к мебели и оборудованию лабораторий для работ с открытыми радиоактивными веществами.
5.123. Все животные, которым введен радиоактивный препарат, должны содержаться в специальных клетках из легкодезактивируемых материалов (металл с обязательной покраской кислотостойкими лаками) или в стеклянных банках. Под клетками должны устанавливаться специальные поддоны (пластмассовые или из нержавеющей стали), так как все выделения животных, а также их шерсть содержат радиоактивные вещества.
5.124. При содержании в лабораторных помещениях клеток с животными, сосудов с растениями или микроорганизмами, в которые введены радиоактивные вещества, необходимо в случае использования гамма-источников в процессе работы принять меры для снижения суммарной мощности дозы излучения на рабочих местах ниже предельно допустимых уровней, используя защитные экраны.
5.125. Перемещение животных или клеток с животными, которым введен радиоактивный препарат, должно проводиться с применением специальных приспособлений, обеспечивающих радиационную безопасность. Для этих целей следует применять удлинительные шесты и штанги, поддоны, переносные клетки или клетки-тележки.
5.126. Мытье помещений и клеток вивария необходимо проводить ежедневно. Для уборки должен использоваться отдельный уборочный инвентарь.
5.127. При работе с тритием и его соединениями необходимо руководствоваться специальными методиками.

РАБОТА С УРАНОМ, ТОРИЕМ, ИХ СПЛАВАМИ И СОЕДИНЕНИЯМИ

5.128. Уран и торий2, обладающие большим периодом полураспада, относятся к группе радионуклидов мадой радиотоксичности (группа Г). Изотопы урана, тория и продукты их распада (дочерние изотопы), содержащиеся в уране и тории, являются источниками альфа-, бета- и гамма-излучений. Наибольшую опасность уран и торий представляют при проникновении внутрь организма, когда создаются условия непосредственного воздействия их на те или иные ткани (внутреннее облучение). Допустимая концентрация (ДКА) тория в воздухе рабочих помещений равна 1,7*10-15 Ки/л (6,3*10-5 Бк/л) и урана 6*10-14 Ки/л (2,2*10-3 Бк/л).
8 Уран и торий следует понимать как естественную смесь изотопов урана (238U, 235U и 234U) и естественную смесь изотопов тория.
Таблица 3
Определение класса работ в зависимости от активности (количества) урана или тория на рабочем месте
 
Продукт Активность при работх по классам радиационной опасности
I класс II класс III класс
Торий
 
 
  10 Ки (3,7-1011 Бк,
46 т) 10 мКи— 10 Ки
(3,7-108-3,7-10 11 Бк,
46 кг— 46 т) 0,1—10мКи
3,7-106 Бк,
3,7-103 Бк,
0,46—46 кг)
Уран
 
 
  10 Ки (3,7-1011 Бк,
15 т) 10 мКи— 10 Ки
(3,7-108-3,7-10 11 Бк,
15 кг — 15 т) 0,1—10 мКи
(3,7-106—3,7*108 Бк,
150 г— 15 кг)
5.129. Работы с ураном и торием, не сопровождающиеся пылеобразоваиием, проводят обычным порядком, как со стабильными элементами, если суммарное количество радиоактивного вещества на рабочем месте ниже 100 мкКи (3,7-106 Бк) (460 г) для тория и 100 мкКи (3,7-106 Бк) (150 г) для естественного урана,
5.130. В зависимости от активности на рабочем месте и радиотоксичности работы с открытыми торием и ураном делят на три класса радиационной опасности.
5.131. При работе с ураном и торием требуется особая осторожность, так как в производственных и лабораторных условиях уран, торий и продукты их распада могут проникать в организм через дыхательный тракт при вдыхании радиоактивной пыли разной степени дисперсности и через желудочно-кишечный тракт вследствие радиоактивного загрязнения рук, спецодежды, используемого оборудования.
5.132. Процессы, связанные с выделением радиоактивной пыли, должны проводиться только в закрытых установках, снабженных вытяжной вентиляцией. Резка радиоактивных металлов абразивным кругом и шлифовка образцов должны проводиться в закрытых вентилируемых боксах. Боксы для выемки и установки образцов следует открывать при работающей вентиляции. Выключение вентиляции допускается через 10 мин после прекращения работы.
5.133. Механическую обработку урана, тория и их сплавов следует проводить, как правило, мокрым способом с применением местной тяги. Опиловка напильником, как пылящая операция, связанная с вероятностью загорания опилок, должна проводиться в исключительных случаях (например, изготовление порошков для рентгеновских исследований). Работу с сухими порошкообразными ураном, торием, оксидами этих металлов следует выполнять в условиях, исключающих распыление и попадание их в воздух рабочего помещения. Целесообразно использовать камеры из органического стекла или работать с увлажненными материалами. Запрещается выполнять какие-либо пылящие операции на открытых рабочих столах вне вытяжных шкафов и укрытий.
5.134. В целях уменьшения внешнего облучения работающих образцы, находящиеся на рабочем месте, следует держать в закрытых коробках из жести или органического стекла.
5.135. Выброс газов форвакуумными насосами, используемыми для откачки газов из плавильных печей, необходимо осуществлять через промежуточные баки, увлажненные маслом.
5.136. Очистка и обтирка оборудования (внутренние поверхности дуговой печи, сосуды, используемые при плавке в высокочастотной печи) от порошков урана, тория и других веществ должны проводиться влажным способом, чтобы исключить распыление. В качестве увлажнителя можно применять воду или спирт. Использованные обтирочные материалы следует собирать как радиоактивные отходы и сдавать на захоронение.
5.137. Все операции, связанные с использованием урана, тория и их соединений, необходимо проводить только в перчатках. Перчатки должны иметь маркировку наружной и внутренней сторон.
5.138. При выполнении работ в местах образования пыли работающие обязаны пользоваться респиратором со сменными фильтрами.

СБОР, ХРАНЕНИЕ. УДАЛЕНИЕ И ОБЕЗВРЕЖИВАНИЕ ЖИДКИХ II ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

5.139. Жидкие отходы считаются радиоактивными, если содержание в них радиоактивных веществ превышает допустимую концентрацию в воде для лиц категории В.
Численные значения допустимых концентраций отдельных радионуклидов в воде приведены в НРБ-76, табл. 1, для неизвестного или частично известного состава радионуклидов — в табл. 3. Источниками жидких радиоактивных отходов могут быть утечки воды, используемой в качестве теплоносителя или замедлителя в реакторах, любые растворы после обработки радиоактивных материалов, растворы после дезактивации оборудования и помещений (полов, стен, окон, дверей, шкафов и т. п.), сбросы активных дренажей в реакторах, а также сточные воды санпропускников, специальных прачечных и других санитарно-технических устройств.
5.140. Твердые отходы считаются радиоактивными в следующих случаях:
а) если удельная активность отходов больше 2 10-6 Ки/кг (7,4 104 Бк/кг) для бета-источников, больше 1 10-7 г-экв На/кг для гамма-источников и больше 2 10-7 Ки/кг (7,4 103 Бк/кг) для альфа-источников (кроме радионуклидов трансурановых элементов, для которых эта величина должна быть больше 1-108 Ки/кг (3,7-102 Бк/кг);
б) если уровни загрязнения поверхностей превышают 5 альфа-частиц/(см2-мин) или 50 бета-частиц/(см2-мин), определяемых на площади 100 см2.
Твердыми радиактивными отходами могут быть различного рода материалы активной зоны реактора, демонтированное радиоактивное оборудование, инструменты, обтирочные материалы, средства индивидуальной защиты (спецодежда, спецобувь) и другие предметы, если их радиоактивное загрязнение превышает допустимый уровень для твердых радиоактивных отходов.
5.141. В учреждениях, где образуются жидкие радиоактивные отходы объемом 200 л в смену и более с удельной активностью, превышающей допустимую концентрацию радионуклидов в воде для лиц категории Б, необходимо предусматривать кроме хозяйственно-бытовой специальную канализацию с очистными сооружениями. В необходимых случаях для учреждений по согласованию с органами Госсаннадзора устанавливаются предельно допустимые сбросы радиоактивных веществ в поверхностные водоемы.
5.142. Допускается сброс в хозяйственно-бытовую канализацию радиоактивных жидких отходов с удельной активностью, не более чем в 10 раз превышающей допустимую концентрацию радионуклидов в воде для лиц категории Б, если обеспечивается десятикратное разбавление нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного учреждения в любое время суток, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоем не превысит установленных предельно допустимых сбросов.
5.143. При малых количествах радиоактивных жидких отходов (до 200 л в смену) с удельной активностью, превышающей допустимую концентрацию радионуклидов в воде для лиц категории Б, и невозможности их разбавления до допустимой концентрации нерадиоактивными сточными водами в коллекторе данного учреждения радиоактивные жидкие отходы должны собираться в специальные емкости (кон-тейнеры-сборники) для последующего удаления их на пункт захоронения. Для перемещения емкостей необходимо предусматривать подъемные механизмы и лифты.
5.144. При удалении загрязненных радиоактивными веществами сточных вод непосредственно из учреждений или городской канализации в водоемы содержание в них радиоактивных веществ не должно превышать допустимых концентраций, установленных для вод открытых водоемов.
5.145. Запрещается сброс сточных вод, загрязненных радиоактивными веществами, в поглощающие ямы, скважины, на поля орошения, в пруды, предназначенные для разведения рыбы и водоплавающей птицы, а также в ручьи и другие водоемы, вода которых может поступать в эти пруды.
Примечание. В отдельных случаях по санитарным показаниям (при наличии благоприятных природных и санитарных условий] подземное удаление жидких радиоактивных отходов допускается по специальному разрешению Министерства здравоохранения СССР и Министерства геологии СССР.
5.146. Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов необходимо проводить отдельно от обычного мусора. Системы удаления и обезвреживания твердых радиоактивных отходов и подлежащих захоронению жидких радиоактивных отходов должны быть централизованы и включать в себя сбор отходов, временное их хранение, удаление и обезвреживание (Приложения 16—18).
5.147. Твердые и подлежащие захоронению жидкие радиоактивные отходы, содержащие короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада не больше 15 сут., должны выдерживаться в сборниках — контейнерах или других емкостях — в течение времени, обеспечивающего снижение активности до допустимой концентрации радионуклидов в воде для лиц категории Б. После этого твердые отходы удаляются на организованные свалки с обычным мусором (при этом на территории свалки общий гамма-фон не должен превышать 0,01 мР/ч над естественным фоном данной местности), а жидкие — в хозяйственно-бытовую канализацию.
5.148. Срок выдержки твердых радиоактивных отходов с содержанием большого количества органических веществ
(трупы экспериментальных животных и т. п.) не должен превышать 5 сут., если не обеспечиваются условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах.
5.149. Воспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы должны быть переведены в неопасное состояние по отправки их на захоронение, при этом необходимо предусмотреть меры радиационной, пожарной и взрывной безопасности.
5.150. Контейнеры для радиоактивных отходов должны быть типовыми и закрываться крышками. Размер и конструкция их определяются типом и количеством радиоактивных отходов, видом и энергией излучения радионуклидов. Внутренние поверхности сборников для многократного использования должны плавно сопрягаться, быть гладкими, выполненными из слабосорбирующего материала, допускающего обработку кислотами и специальными растворами, и иметь достаточную механическую прочность.
5.151. Конструкция контейнеров должна предусматривать возможность механизированной погрузки на транспортное средство и разгрузки с него. Мощность эквивалентной дозы излучения на расстояние 1 м от контейнера с радиоактивными отходами допускается не более 10 мбэр/ч (0,1 мЗв/ч).
5.152. Для временного хранения радиоактивных отходов вне контейнеров в учреждениях должны иметься сборники и предусматриваться помещения или места в помещениях, имеющие отделку, которая соответствует требованиям, предъявляемым к помещениям для работ не ниже II класса.
Место расположения сборников должно быть обеспечено соответствующими защитными приспособлениями для снижения мощности дозы излучения за его пределами до допустимого уровня.
5.153. Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами с гамма-эквивалентом более 200 мг-экв Rа должны быть предусмотрены специальные защитные колодцы или ниши.
5.154. Установку сборников в колодцы и ниши и извлечение из них необходимо проводить с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала.
5.155. Транспортирование радиоактивных отходов следует проводить на специально оборудованных транспортных средствах, конструкция которых согласовывается с органами санитарно-эпидемиологической службы. Использование этих транспортных средств для перевозок нерадиоактивш грузов запрещается.
Транспортные средства и сборники для сбора и перевоз-ки радиоактивных отходов должны иметь знаки радиацион-ной опасности в соответствии с ГОСТом 17925-72 «Знак ра-диационной опасности».
5.156. Транспортные средства, предназначенные для пе-ревозки радиоактивных отходов, как правило, должны бытц крытыми. Внутренняя поверхность кузова облицовывается нержавеющей сталью или другим материалом, допускающим обработку раствором кислот, специальными дезактивирующими средствами и мытье водой.
Кузов должен иметь устройство для слива из него жидкости в соответствующие емкости. Транспортное средство необходимо оборудовать подъемниками для погрузки и разгрузки сборников и приспособлениями, исключающими их; опрокидывание в пути и обеспечивающими защиту водителя и сопровождающего персонала от облучения сверх допустимых доз.
5.157. Допускаются перевозки радиоактивных отходов воздушным, водным, железнодорожным или специально выделенным автотранспортом в механически прочных герметических упаковках, удовлетворяющих требованиям «Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ ПБТРВ-73» (М.: Атомиздат, 1974. 104 с.).
5.158. Захоронение радиоактивных отходов вне централизованных пунктов захоронения запрещается.
Примечание. В отдельных случаях для некоторых учреждений допускается устройство самостоятельных пунктов захоронения радиоактивных отходов по специальному разрешению Министерства здравоохранения СССР с учетом требований санитарных> правил, регламентирующих устройство и эксплуатацию таких пунктов.

СОДЕРЖАНИЕ И ДЕЗАКТИВАЦИЯ РАБОЧИХ ПОМЕЩЕНИЙ И ОБОРУДОВАНИЯ, ПРЕДНАЗНАЧЕННЫХ ДЛЯ РАБОТ

С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

5.159. Радиоактивное загрязнение наружных поверхностей оборудования, инструмента, лабораторной посуды, аппаратуры, поверхностей рабочих помещений, где проводятся работы с применением открытых радиоактивных веществ, а также в отделениях санитарных пропускников для хранения спецодежды не должно превышать значений, приведенных в табл. 4.
Таблица 4
Допустимое загрязнение поверхности для лиц категории А (ДЗА), частиц/(см2-мин)
 
Объект загрязнения Альфа-активные нуклиды*1
  Бета-актив-
ные нуклиды *4
отдельные *2 прочие
Конные покровы, полотенца, спец-белье, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты 1 1 100
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты 5 20 800
Наружные поверхности спецобуви и дополнительных средств индивидуальной защиты, используемых в помещениях      
постоянною пребывания персонала 5 20 2000
периодического пребывания персонала 50 200 8000
Спецодежда 5 20 800
Другие индивидуальные средства защиты      
внутренняя поверхность 5 20 800
наружная поверхность 50 200 8000
Поверхность помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования 5 20 2000
Поверхность помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования 50 200 8000
Транспортные средства и наружная поверхность защитных контейнеров и охранной тары упаковочных комплектов радиоактивных веществ*3 10 10 100
*' Для поверхностей рабочих помещений, оборудования, транснортных средств, защитных контейнеров и охранной тары, загрязненных альфа-активными нуклидами, нормируется нефиксированное («снимаемое-) загрязнение, для остальных поверхностей — суммарное (фиксированное и нефиксированное) загрязнение. «Снимаемое» загрязнение определяется методом сухого мазка.
*2 К отдельным радионуклидам относятся альфа-активные нуклиды, допустимая концентрация которых в воздухе производственных помещений меньше 1*10-14Ки/л.
*3 Вне санитарно-защитной зоны нефиксированное загрязнение транспортных средств и наружной поверхности охранной тары упаковочных комплектов не допускается.
*4 Для 90Sг, 90Sг + 90У допустимое загрязнение устанавливается в 5 раз меньшим; загрязнение тритием не нормируется, так как его воздействие контролируется по содержанию в воздухе и в организме.
5.160. Оборудование, инструмент, посуда и другие предметы, выносимые из укрытий (боксов, шкафов и т. п.) или из зон I и II при зональной планировке в другие помещения, должны подвергаться дезактивации на месте для снижения загрязненности до контрольных уровней, установленнных для помещений, в которые они выносятся, или помещаться в контейнеры, упаковываться в пленочную или другую герметичную тару. Ш
5.161. Во всех помещениях постоянного пребывания персонала, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами в открытом виде, должна проводиться ежедневная влажная уборка. Не реже одного раза в месяц должна проводиться полная уборка с мытьем стен, окон, дверей, оборудования и т. д. Сухая уборка таких помещений, за исключением вакуумной, запрещается. Я
5.162. Уборочный инвентарь необходимо закрепить за помещением для работ каждого класса и хранить в специально отведенных местах. Я
5.163. В помещениях постоянного пребывания персонале должен быть предусмотрен неснижаемый запас дезактивирующих средств и моющих растворов, подбираемых с учетом радионуклида и соединения, с которым проводится работа, а также характера поверхностей, подлежащих дезактивации.
По окончании работы каждый работающий должен убрать свое рабочее место и при необходимости дезактивировать рабочую посуду и инструмент. Проведение этих операций может осуществлять специально выделенный персонале
5.164. Необходимо контролировать эффективность дезактивации. Оборудование, инструменты, покрытия, являющие ся источниками дополнительного облучения персонала, которые не поддаются очистке до допустимого уровня и по этом причине не пригодны для дальнейшего использования, под лежат замене и рассматриваются как радиоактивные отходы. в

ПРЕДУПРЕЖДЕНИЕ АВАРИЙ И АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ 1 И ЛИКВИДАЦИЯ ИХ ПОСЛЕДСТВИЙ

5.165. Аварийная ситуация — непредвиденное обстоятельство, нарушающее нормальный ход технологического процесса, которое может послужить причиной радиационной аварии.
5.166. В учреждении, где ведутся работы с открытыми радиоактивными веществами, должны быть предусмотрены средства ликвидации аварийных загрязнений (специальные растворы, инвентарь для уборки помещений, дополнительные средства индивидуальной защиты и т. д.). Набор таких средств должен быть определен заблаговременно.
0
100 53 70 79 84 88 92 95 98 101 104
2-102 60 77 87 93 98 102 105 109 113 116
5-102 66 85 96 104 110 116 120 124 128 132
103 72 92 104 ИЗ 118 124 129 134 138 143
2-103 78 98 111 119 126 134 140 146 151 155
5-103 81 105 120 130 138 147 154 160 165 170
104 91 114 128 139 147 155 162 168 175 181
2-104 95 120 135 146 156 164 172   186 192
5-104 103 128 144 156 167 175 183 190 196 205
105 110 135 152 164 175 184 192 201 209 216
2-105 118 144 161 174 185 194 203 211 219 228
5-105 121 152 170 185 197 205 214 223 232 241
106 128 156 176 192 205 215 224 233 243 253
2-106 135 164 184 200 213 223 232 242 252 263
5-106 143 173 194 210 224 234 245 256 267 278
107 150 178 200 217 232 243 255 265 277 288

Таблица 4 (окончание)
        Энергия гамма-1 млучен ия, Мэ! !    
К 1,25 1,5 1,75 2 2,2 3 4 6 8 10
    120 128 136 141 160 182 212 236 253
2-102 126 135 144 153 158 180 206 241 270 289
5-102 143 153 163 173 181 206 234 277 310 334
103 155 167 178 189 197 226 257 306 342 368
2-103 168 181 193 205 214 246 280 333 373 402
5-103 184 198 212 225 235 271 309 368 414 446
104 197 212 227 241 252 290 331 396 446 480
2-104 209 225 247 256 267 310 354 425 477 510
5-104 224 241 259 276 288 334 385 460 515 554
106 236 255 274 292 305 353 404 487 545 587
2-105 249 269 288 306 320 370 427 510 575 621
5*106 264 286 307 327 342 397 456 545 614 665
108 277 299 320 342 358 415 479 571 643 695
2-106 289 314 336 358 374 435 502 598 674 730
5-106 305 331 355 378 396 460 530 632 713 772
107 317 344 370 393 412 478 554 657 741 807
Таблица 5
Толщина защиты (см) от гамма-излучения радия при дозе 0,1 Р, шестидневной рабочей неделе и шестичасовом рабочем дне
    ] расстояние ОТ ИСТОЧН1 [ка  
Активность   R = 0,5 м     В = 1 м  
источника, мг-экв Ка свинец, Р = 11,34 г/см3 железо, р = 7,89 г/см3 бетон, р = 2,35 г/см3 свинец, Р = 11,34 г/см3 железо, Р = 7,89
г/см3 бетон, р = 2,35 г/см3
1 0,2 0,7 2 _ __ __
3 2,1 4,5 12 _ _ _
5 3,1 6,2 17 0,6 1,5 4
10 4,5 8,7 24 1,7 3,8 10
30 6,7 12,4 35 3,9 7,6 22
50 7,7 14,0 41 5,0 9,4 26
100 9,2 16,3 48 6,3 11,7 34
300 \\ 4 19,8 (59) 8,6 15,2 45
500 12,4 21,5 (64) 9,6 17,0 50
103 13,8 23,8 (72) 11,0 19,2 57
3*103 16,0 27,3 (83) 13,2 22,8 69
5-103 17,0 29,0 (88) 14,2 24,4 74
104 18,5 31,2 (95) 15,6 26,7 81
3-104 20,7 34,7 (106) 17,9 30,3 92
5-104 21,8 36,5 (111) 19,0 31,9 97
105 23,2 38,7 (118) 20,3 34,2 (104)
3-105 25,6 42,3 (130) 22,6 37,8 (115)
б-105 26,6 44,0 (135) 23,7 39,5 (121)
106 28,0 46,2 (142) 25,2 41,7 (128)
3-106 30,3 49,7 (153) 27,4 45,2 (139)
5-106 31,3 51,5 (159) 28,5 47,1 (144)
107 32,7 54,0 (166) 29,8 49,2 (152)
Таблица 5 (окончание)
      Расстояние от источни ка  
Активность   К = 2м     К = 5 м  
источника, мг-экв Ка свинец, р = 11,34 г/см3 железо, р = 7,89 г/см3 бетон, Р=2,35 г/см3 свинец, р = 11,34 г/см3 железо, Р = 7,89
г/см3 бетон, р = 2,35
г/см3
1            
3 _ _ _ _ __ __
5 __ _ _ _ _ _
10 _ _ _ _    
30 1,2 2,8 7   _  
50 2 1 4 6 12 _ _ _
100 3,5 7,1 19 0,2 0,7 2
300 5,7 10,7 30 2,1 4,5 12
500 6,8 12,4 36 3,1 6,2 17
103 8,2 14,8 43 4,5 8,7 24
3103 10,4 18,3 54 6,7 12,4 35
5-103 11,5 20,0 59 7,7 14,0 41
104 12,9 22,2 67 9,2 16,3 48
3-104 15,0 25,7 78 11,4 19,8 59
5-104 16,1 27,5 83 12,4 21,5 64
105 17 2 29,3 90 13,8 23,8 72
3-105 19,7 33,1 101 16,0 27,3 83
5-105 20,8 35,0 106 17,0 29,0 88
106 22,2 37,3 114 18,5 31,2 95
3-106 24,5 40,7 125 20,7 34,7 106
5-106 25,6 42,5 130 21,8 36,5 111
Ю7 27,1 44,8 138 23,2 38,7 118
Примечание. Цифры в скобках показывают, что на расстоянии 0,5 и 1 м защита из бетона не может обеспечить дозу 0,1 Р от гамма-излучения радия при 36-часовой рабочей неделе.
При проектировании новой защиты, а также при капитальной реконструкции имеющейся используется коэффициент запаса на проектирование Кo,—2. Однако, поскольку проектные данные известны (источник 137Сs, защита — свинец и др.), то в данном случае K1 = 1.
Таким образом, расчетная (проектная) кратность ослаб ления составит
К = Р /Ро; К1 = 50*1/0,1 = 500.
Отсюда искомая толщина свинцовой защиты d = 6,1 см.
Примечание. Подобным же образом вводятся коэффициенты на наличие соседних источников гамма-излучения К2, источников с другими видами ионизирующих излучений, например, нейтронов К3, внутренних облучателей, загрязненности воздуха рабочих помещений K4, И Т. Д.
Поэтому в общем виде проектная кратность ослабления определяется формулой
K= ( D / Do ) K1K2.....Km.
11. Во сколько раз защита из железа толщиной 9,6 см ослабляет гамма-излучение 198Аu (h=0,4 МэВ) ?
Решение: в данном примере из табл. 2 для железа при h=0,4 МэВ и толщине d=9,6 см находим кратность ослабления K=100.

ПРИЛОЖЕНИЕ 23

ГАММА-ЭКВИВАЛЕНТЫ НЕКОТОРЫХ ИЗОТОПОВ (без начальных фильтров)
Изотоп Период
полураспада
Т 1/2 Гамма-
эквивалент
1мКи
изотопа
в мг-экв Ra,
мг-экв Ra/мКи Изотоп Период полураспада, Т 1/2 Гамма-
эквивалент
1мКи
изотопа
в мг-экв Ra,
(наименование учреждения, подразделения) ПРИЛОЖЕНИЕ 24 (Приложение 5 к СП 1858—78)
(дата заполнения)
Карточка учета индивидуальных доз № ___
1--------------------------------------.
фамилия, имя, отчество
4----------------------------------------.
дополнительные сведения (должность, домашний адрес, телефон) 2.--------------год рождения 3.----------
пол
Стаж работы в радиационно опасных условиях ________________________ Общая доза облучения на момент заполнения карты________________________
    Кварта! гьные доз а облучеь ия, бэр     Под писи
Год Характер работы I II III IV годовая доза, бэр (метод измерения дозы) ответственный за радиа ционный контроль начальник службы радиационной безопасности
                   
                   
                   
                   

ПРИЛОЖЕНИЕ 25

Обложка

ЖУРНАЛ

регистрации проверки знания
правил безопасности при работе
с источниками ионизирующих излучений
Титульный лист Академия наук СССР
(наименование учреждения)

ЖУРНАЛ

регистрации проверки знания
правил безопасности при работе с источниками ионизирующих излучений
Начат _______ 19 г.
Окончен _____ 19 г.
Оформление последующих страниц журнала
 
№ п/п Дата
прове
дения
проверки
Долж
ность Подраз
деление Перечень
вопросов
Подписи
 

Фамилия, имя, отчество

предс
тавитель
комис
сии члены
комис
сии прове
ряющий
1                  

ПРИЛОЖЕНИЕ 26 (Приложение 2 к СП 1858-78) ДОПУСТИМЫЕ КОНЦЕНТРАЦИИ ТОКСИЧЕСКИХ ВЕЩЕСТВ

При совместном присутствии в воздухе нескольких токсических веществ сумма их концентрации не должна превышать единицу при расчете по формуле
с1/ПДК1+с2/ПДК2+... +сn/ПДКn<1,
где c1,c2,..., сn — концентрации токсических веществ в воздухе.
Примечание. Совместное присутствие нескольких токсических веществ в воздушной среде наиболее характерно при осуществлении радиационно химических процессов.
Предельно допустимые концентрации (ПДК) некоторых газообразных токсических веществ, образующихся при осуществлении радиационно технологических процессов, представлены в таблице.
ПДК некоторых газообразных токсических веществ, образующихся при эксплуатации ускорителя

ПРИЛОЖЕНИЕ 27 β- γ ε

  (Приложение 1 к СП 1858-78)
ОБРАЗОВАНИЕ РАДИОИЗОТОПОВ ПРИ РАБОТЕ УСКОРИТЕЛЕЙ ЭЛЕКТРОНОВ Характеристика радиоизотопов с Т1/2 ≥ 5 мин, образующихся при работе ускорителя

Изотоп Содержание в естественной смеси, % Фото активация Пороговая энергия, МэВ Радиоизотоп Период полураспада Схема распада Сечение активации на нейтронах спектра деления, барн Ядерная
радиоизотоп >еакция
период полураспада Схема распада
12 6 C 98,89 п, а 26,27 7Be 53,3 дня ε γ — — — _
25 12 Мg 10,00 Р 12,06 24Na 15,0 ч β- γ — — — —
26 12 Мg 11,01 п, р 23,16 24Na 15,0 ч β- γ — — — —
    2р 24,84 24Na 15,0 ч β- γ — — — _
27 13 AI 100,0 3Не 23,71 24Na 15,0 ч β- γ — — — —
30 14 Si 3,09 Р 13,51 29 Al 6,6 мин β- γ 0,1-10-3 п, a; 27Mg 10 мин β- γ
43 20 Ca 0,145 2Р 19,91 41Ar 1,83 ч β- γ — — — —
    Р 10,67 42K 12,4 ч β- γ — — — —
44 20 Ca 2,06 3Не 23,32 41Ar 1,83 ч β- γ — — — —
    n, р 21,80 42K 12,4 ч β- γ — — — —
    Р 12,17 43K 22,4 ч β- γ — — — —
48 20 Ca
  0,18
  п
  9,94
  47Ca
  4,53 дня
  β- γ к 47Sc(3,4 дня) —
  —
  —
  —
 
50 24Cr 4,35 2п 23,32 48Cr 23 ч Ε γ — — — —

ПРИЛОЖЕНИЕ 27 (продолжения)

 
Изотоп Содержание
в естествен-яой смеси, %  
Фото
Актива
ция Поро-
говэя энергия, МэВ  
Радио
изотоп  
Период полурас
пада  
Схема распада Сечение ак-
тивации ва нейтронах спектра
деления, барн Ядерная реакция
 

Радио
изотоп период
полу
распада Схема распада
50 24 Cr   п, р 21,14 48V 16,13 дня Ε γ _ _ _ _
    п 12,93 49Сг 41,9 мин Ε β+ γ _     _
50 24 Cr 83,79 п 12,04 51Сг 27,8 дня Ε γ — — — —
50 24 Cr 9,50 2п 19,98 51Сг 27,8 дня Ε γ _ __ _ _
55 25Мn 100,0 п 10,22 54Mn 312,5 дня Ε γ 0,16 -10 -3 n, 2n; 54Mn 312, 5 дня Ε γ
54 26 Fe 5,82 2п 24,06 52Fe 8,2 ч Ε β+ γ 48-10 -3 п, р; 54Mn 312, 5 дня Ε γ
    п, а 21,35 49Сг 41,9 мин Ε β+ γ 0,37-10 -3 n, а; 51Сг 27,8 дня Ε γ
    п, р 20,90 52Mn 5,67 дня Ε β+ γ — — —  
    п 13,62 53Fe 8,50 мин ип, β+ γ _ _ _ __
56 26 Fe 91,66 п, р 20,41 54Mn 312,5 дня Ε γ 0,87- 10 -3 п, р; 54Mn 2,58ч Β- γ
57 26 Fe 2,19 Т 19,57 54Mn 312,5 дня Ε γ _ _ _  
    Р 10,56 56Mn 2,58 ч Ε β- γ _ . _ _ __
58 26 Fe 0,33 n, р 20,60 56Mn 2,58 ч Ε β- γ — — — ——
58 28Ni 67,77 2n 22,45 56Ni 6,1 дня Ε γ 1,2.10 -6 п, 2n; 57Ni 36,5 ч Ε β+ γ
    Т 21,16 55Co 18,2 ч Ε β+ γ 13,0-10 -3 n, р; 58мСо 9,2 ч ИП, γ
    n, р 19,56 56Co 77,3 дня Ε β+ γ 105,0-10 -3 n, р; 58Со 71,3 дня Ε β+ γ
    Р 8,18 57Co 270 дней Ε γ 0,17-10 -3 п, a; 55Fe 2, 60 года Ε

ПРИЛОЖЕНИЕ 27 {продолжение)

   
60 28 Ni 26,16 Т 20,08 57Co 270 дней εγ 5,0-10-3 п, р; «Со 5,26 года β –γ
    п, р 19,99 58Со 71,3 дня ε
β +γ — — — —
61 28 Ni 1,25 2р 18,14 59Fe 44,6 дня β –γ — — — —
62 28 Ni 3,66 3Не 21,02 59Fe 44,6 дня β –γ 13,0 -10-3 п, a; 69Fe 44,6 дня β –γ
    Р 11,11 61Co 1,65 ч β –γ — — — —
64 28 Ni 1,16 Т 19,13 61Co 1,65 ч β –γ — — — —
    п, а 15,84 59Fe 44,6 дня β –γ — — — —
63 29 Cu 69,17 2п 19,74 61 Cu 3,41 ч β –γ 0,72-10-3 п, а; о°Со 5,26 года β –γ
    2р 17,23 61Co 1,65 ч β +γ — — — —
63 29 Cu 30,83 п 9,91 64 Cu 12,75 ч с –γ 0,36- 10-3 п, р; esNi 2,55 ч β –γ
    а 6,76 61Co 1,65 ч ε β+γ — — — —
181 73 Ta 99,99 п, а 5,52 176mLu 3,7 ч β –γ — — — —
    Р 6,19 180 Hf 5,5 ч ИП ,γ — — — —
    п 7,64 180m Ta 8,1 ч εβ –γ — — — —
    2р 14,08 179Lu 4,6 ч β –γ — — — —
    3Не 13,34 178Lu 20 мин β –γ - — — —
182 74 W 26,41 2р 13,20 180 Hf 5,5 ч ИП, γ — — — —
 
182 74 W   n, p 14,65 180MTa 8,1 ч Ε β-γ,        
    p 7,14 182MTa 16,5 мин ИП, γ, — — — —
18374 W 14,40 p 7,14 182Ta 115 дней β-γ, — — — —
    3He 11,67 180MHf 5,5 ч ИП, γ, — — — —
    Т 12,36 180MTa 8,1 ч Ε β-γ, — — — —
    2p 13,44 181Hf 42,4 дня β-γ, _ _ _ _
184 74 W 30,64 P 7,70 183Ta 5,0 дней β-γ, — — — _
    3He 13,14 181Hf 42,4 дня β-γ, — _ — _
    n, p 14,56 182Ta 115 дней β-γ, — — — —
    n, p 14,56 182MTa 16,5 мин ИП, γ, — — — —
186 74 W 28,41 n, a. 5,53 181Hf 42,4 дня β-γ, _ _ . _ _
    P 8,33 185Ta 50 мин β-γ, — — — —
    Т 12,18 183Ta 5,0 дней β-γ, — — — —
    3He 14,37 183Hf 91 день β-γ, — — — —
    n, p 14,93 184Ta 8,7 ч β-γ, — — — —
 
204 82 Pb 1,48 n, а 6,06 199Hg 43 мин ИП, γ, 3,3*10-3 n, 2п; 203Рb 52,1 ч Ε γ,
    n 8,24 203 Pb 52,1 ч Ε γ, — — — —
    Т 12,81 201Tl 73 ч Ε γ, — — — —
    п, р 14,34 202Tl 12,2 дня Ε γ, — — — —
    2п 15,17 202 Pb 3,61 ч ИП, Ε γ, — — — —
204 82 Pb 23,6 3Не 13,45 203Hg 46,56 дня β-γ, — — — —
204 82 Pb 52,3 n, a 6,98 203Hg 46,56 дня β-γ, — — — —
    3Не 14,52 205Hg 5,5 мин β-γ,        
 

ПРИЛОЖЕНИЕ 28

(Приложение 3 к СП 1858-76)

РАСЧЕТ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ УСКОРИТЕЛЯ ЭЛЕКТРОНОВ

Для расчета радиационной защиты необходимы следующие исходные данные: максимальная энергия ускоренных электронов Еo, МэВ; средний ток электронов I0, мА; атомный номер материала защиты Z; эффективный атомный номер материала мишени ZM; форма и размеры пучка излучения, взаимодействующего с облучаемым объектом.
Расчет защиты сводится к определению пространственного распределения тормозного излучения, толщины радиационной защиты с использованием параметров ослабления излучения в защите, оценке прохождения излучения через технологические каналы, щели и неоднородности в защите.
Оценка мощности поглощенной дозы тормозного излучения в воздухе с учетом углового распределения Ро(0) (рад-м2/мА-мин) для различных материалов мишени в диапазоне энергий ускоренных электронов от 0,2 до 100 МэВ может быть проведена с помощью данных, приведенных в табл. 1 настоящего Приложения либо полученных из нее интерполяцией по энергии и атомному номеру ZM.
Расчет радиационной защиты проводится следующим образом.
1. По известным значениям Е„ и ZM определяют по табл. 1 значения Р0(θ) для /0=1 мА на расстоянии 1 м от мишееи.
2. Определяют мощность дозы Р(R, θ) на расстоянии R (м) от мишени для тока I0 (мА)
Р(R, θ)=Рo(θ)Io / R2.
3. Для заданной допустимой мощности дозы Pg за защитой определяют кратность ослабления:
K(θ)=Р0(θ)Iо / R2Рg. (2)
4. С помощью данных табл. 2—4 для выбранного материала защиты и определенной эффективной энергии излучения (EЭф) находят необходимую толщину радиационной защиты. При этом эффективная энергия тормозного излучения (для защиты из тяжелых материалов — свинец и др.) определяется следующим образом:
Eэф=2/3E0 при E0 <1,7 МэВ, Eэф=E0/2 при 1,7 МэВ<E0 <10 МэВ, Eэф=E0/3 при 10 МэВ<E0 ==100 МэВ.
При расчете радиационной защиты могут быть полезны данные по слоям десятикратного ослабления излучения 6 1/10 в бетоне, железе и свинце (см. табл. 5). При этом соблюдается условие
K=10n,
где п — число слоев десятикратного ослабления, определяемое из соотношения
n=lgK.
Толщина защиты d вычисляется по формуле d=n6 1/10.
Кроме указанных расчетов в диапазоне энергий E0>10 МэВ необходимо учитывать влияние фотонейтронов. Учет влияния фотонейтронов производится следующим образом:
1. По известной энергии и току ускоренных электронов для тяжелой мишени (Та, W, Рb) определяют выход Фотонейтронов по формуле
Q=1,5-10~4 NE0 фотонейтрон/(с-мА)
(N — число электронов, взаимодействующих с мишенью) или с помощью данных табл. 6.
2. Определяют плотность потока нейтронов на расстоянии R (м) от мишени:
Ф (R) =QIo/4πR2104 нейтрон/ (см2 • с).
3. Определяют кратность ослабления для нейтронов (КH):
KH =( ( Kk) QIo ) / (4πR2104Рдов )
( где Рдов — допустимая мощность дозы для нейтронов, Кк — коэффициент качества для нейтронов.
4. Слой половинного ослабления в бетоне для фотонейтронов принимают равным11см.
По известной кратности ослабления и слою половинного ослабления определяют необходимую толщину радиационной защиты.
Таблица 1
Мощность поглощенной дозы тормоз ног о]излучения в воздухе Р0 (рад-м2/мА-мин) для различных мишеней в зависимости от максимальной энергии электронов и угла Q*
   
0,2М9В
   
0,3МэВ
   
0,5 МэВ
 
O*, град А1 Fе Sn Au А1 Fe Sn Au Al Fe Sn Au
0 0,8 1,3 1,75 3,3 1,96 3,50 4,4 7 6,3 8,6 15 23
10 0,7 1,2 1,66 2,9 1,67 3,16 4,0 6,15 5,55 8,1 13,2 20
20 0,7 1,1 1,50 2,45 1,67 2,80 3,7 5,3 5,1 7,4 11,7 16,7
30 0,62 1,0 1,40 2,1 1,60 2,46 3,5 4,6 4,3 6,7 10,6 14,0
40 0,55 0,97 1,23 1,85 1,50 2,20 3,16 4,12 3,6 5,8 8,8 12,3
50 0,49 0,83 1,15 1,58 1,40 1,93 2,8 3,96 2,7 5,0 7,9 10,5
60 0,53 0,7 1,0 1,40 1,32 1,75 2,46 3,34 2,1 4,0 6,85 9,7
70 0,35 0,61 0,88 1,28 1,23 1,60 2,1 3,10 1,67 3,5 5,65 7,65
80 0,32 0,54 0,80 1,15 1,0 1,40 1,76 3,10 1,05 2,3 4,4 6,85
90 0,26 0,47 0,70 1 0 0,88 1,32 1,40 2,55 0,61 1 0 3,5 6,85
100 0,24 0,44 0,61 0,98 0,70 1,15 1,23 2,46 0,7 1,4 3,1 6,85
НО 0,21 0,46 0,53 1,0 0,53 1,0 1,05 2,46 0,98 2,2 3,16 7,65
120 0,2 0,53 0,53 1,0 0,42 1,0 1,23 2,46 1,23 2,46 3,7 7,9
130 0,17 0,49 0,61 1,14 0,35 0,97 1,5 2,71 1,23 2,64 4,4 7,9
140 0,16 0,47 0,80 1,30 0,35 0,88 1,76 2,71 1,05 2,48 5,2 7,9
150 0,16 0,44 0,88 1,20 0,26 0,88 1,94 2,71 0,97 2,2 5,3 7,9
160 0,15 0,40 0,88 1,20 0,26 0,79 1,94 2,71 — — 5,2 7,9
170 0,13 0,37 0,84 1,14 0,26 0,70 1,85 2,46 — — 4,84 7,9
180 0,12 0,35 0,80 1,0 0,26 0,70 1,76 2,64 — — 4,5 7,9
Таблица 1 (продолжение)
   
0,7МэВ
   
1,0МэВ
   
1,25 МэВ
 
O*, град Al Fe Sn Au Al Fe Au Sn Al Cu Au
0 15,1 21,6 35 45,8 39,6 58 81,6 79 49,3 72 133,5
10 12,7 19,2 34,3 40,2 36,0 51 75,5 65 43 70,3 128
20 10,8 17,2 28,2 34,6 28,2 42,2 65 54,5 30,6 52 103
30 9,3 15,4 24,6 29 19,4 31,8 55,4 44,8 24,6 36 97,5
40 7,9 12,6 20,6 24,6 14,1 28,8 49,2 37,5 20,6 32,5 82,4
50 6,3 10,4 17,2 21 12,3 23 45 30,8 16,4 29 72,4
60 5,3 8,16 14 17,5 9,7 19,4 33,5 27,2 14,4 20,6 61,5
70 3,86 6,5 11,4 15,3 8,1 15 29 22,8 12,3 19,6 59,8
80 3,0 4,7 9,15 13 4,76 11,4 22 19,7 10,3 18,5 57
90 2,16 3,1 7 11,5 2,0 4,5 17 16,7 6,15 17,5 56,4
100 .   6,5 11,2 2,65 6,5 32,5 15,4 5,6 16,4 54,5
110 _ _ 7,0 12,7 3,18 8,3 37 14,0 5,1 16 52,7
120 _   7,8 15 3,1 9,7 39,5 15,0 4,56 15,4 51,8
130 _ — 8,25 15,5 3,1 9,7 39 15,4 4,14 14,9 51,1
140 — — 8,6 15,7 3,1 9,7 39 16,7 3,6 14,4 49,2
150 — — 8,8 15,8 3,1 7,8 37,8 17,6 3,0 14,0 58,5
160 — — 8,8 15,8 3,0 7,0 37,8 17,6 2,5 13,9 —
170 _ _ 8,8 15,8 3,0 7,0 37,8 ' 17,7 2,5 13,8 —
180 — — 8,8 15,8 2,9 6,15 37,8 17,6 2,5 13,8 —
Таблица 1 (продолжение)
   
1,5 МэВ
   
1,75 Mэв  
2МЭВ
 
O*, град Ai Си Аu А1 Си Аи А1 Fe Аи
0 84,5 128,5 216,3 129 206 340 256 358 457
10 74 121,4 210,5 103 164 288 194 274 408
20 47,5 92,5 186 68 126 237 125 203 312
30 92,6 67 154 53 103 203 85,5 138 245
40 26,4 51 134 47,5 67 189 67 105 189
50 22,8 45,7 124 41,5 56 165 59 85 157
60 20,2 38,8 114 32,6 51 155 33 67 119
70 16,7 36 103 25,6 41,4 144 19,4 53 86
80 13,2 30,8 92,5 19,4 34,3 134 16,7 32 60
90 7,91 28,2 82,9 16,9 28,2 128,4 11,4 29 49
100 7,22 24 85 13,5 25,5 119 13,2 31 119
110 6,7 23 79,4 11,4 22,8 108 13,2 26 103
120 6,15 18,5 77,5 10,6 20,3 103 12,5 25,5 113
130 5,64 17,6 76,7 9,7 18,5 98 8,3 25 108
140 5,1 16,7 75,7 8,3 17,7 93 7,3 23 103
150 4,65 15 74 7,2 16,7 98 7,2 18,5 _
160 4,1 — — 6,15          
170 3,1 — — 5,7          
180 2,55 — — 5,2          
Таблица 1 (окончание)
   
2,8 МэВ
  4 МэВ 8 МэВ 10 МЭВ 30 МэВ 60 МэВ 100 МэВ
O*, град А1 Fe Au Sn Sn W W W Pb
0 817 964 1070 2750 16100 4,77-104 1-106 6,82-107 1,19- 107
10 520 670 856 1895 4720 1,68-104 1,86-105 5, 05-105 8,75-105
20 285 437 625 1119 3330 8,12-103 8,05-104 1,8-105 2, 35-105
30 170 306 484 875 2740 5.26.103 3,9-104 6,27-104 8,74-104
40 138 238 382 735 2180 3.34.103 2,18-104 2,92-104 5,95-104
50 85 171 300 620 1580 2,2.103 1,38-104 1,64-104 4,2-104
60 68 121 252 525 1190 1,28-103 9,4.103 8,7.103 3,5-104
70 51 86 202 429 880   5, 57-103 5, 87-103 3,14-104
80 34 51 118 314 590   2,34-103 2,34-103 2,96-104
90 26 31 110 273 440   1,0-103 1,45.103 2,76-104
100 31 33 134 392 660   1,49 -103 9,0-104 2,58-104
110 35 53 168 318 540   1,75-103 1,22 -103 2,16-104
120 35 70,5 218 272 470   1,75-103 1,19-103 1,85-104
130 17,6 70,5 202 234 415   1,75 -103 1,15-103 1,5-1104
140 17,6 53 202 205 375   1,62.103 1,13.103 1,39-104
150 17,6 53 185 182 345   1,45-103 1,11.103 1,22-104
160       162 325       1,18-104
170       145 307       1,0-104
180       133 295       9, 7-103
* O _ угол между направлением пучка электронов и направлением вылета тормозного излучения из мишени.
Таблица 2 Толщина защиты из бетона (см) для различных коэффициентов кратности ослабления излучения (К)
 
Толщина защиты при Eэф, МэВ 
к 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 1,5 2,0 3,0 4,0 6,0
10 7,2 13,5 19,0 22,5 25,8 26,8 27,6 28,4 29,1 29,9 34,0 37,6 43,4 47,5 51,6
20 8,2 15,3 21,4 25,8 29,9 31,9 33,6 35,0 36,2 37,0 42,5 47,5 54,0 58,7 64,6
50 9,9 18,8 25,1 30,8 35,0 37,6 39,4 41,2 42,8 44,6 51,0 58,1 66,9 72,8 81,6
100 11,2 21,1 28,9 35,2 39,9 43,0 45,3 47,2 48,8 50,5 58,3 65,7 77,5 84,5 95,1
5-102 13,8 26,0 36,0 43,9 50,5 54,5 57,3 59,8 62,5 64,6 74,8 84,5 101 110 124
103 15,5 28,2 39,2 48,1 55,2 59,2 52,5 65,3 67,3 70,4 81,7 87,6 НО 121 138
5-103 18,8 33,1 45,6 56,4 65,2 70,0 74,0 77,0 80,2 82,8 97 111 133 147 167
104 20,1 35,2 48,5 60,3 69,3 74,5 79,1 82,9 86,2 89,2 104 119 143 157 179
5-104 23,3 42,3 56,4 68,6 79,0 84,7 88,7 93,4 97,9 102 120 136 165 181 207
105 30,5 50,5 64,6 75,1 82,8 89,0 93,5 98,1 102 107 127 144 174 191 218
5-105 44,8 61,5 73,7 83,7 92,5 99,3 104 НО 115 122 142 162 196 215 247
106 49,3 66,4 79,8 89,8 97,0 104 114 114 120 124 150 171 205 225 261
5-106 59,4 79,7 91,6 101 107 114 120 126 132 137 166 89 227 250 288
107 64,0 84,9 95,7 106 111 119 125 130 136 142 173 97 236 259 299
Таблица 3 Толщина защиты из железа (см) для различных коэффициентов кратности ослабления излучения (К)
    
Таблица 4 Толщина защиты из свинца (cм) для различных коэффициентов кратности ослабления излучения (К)
тг  
 
Толщина защиты при Eэф, МэВ    
K 01 0,2 0,3 0,4 0,5   0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 1,5 2,0 3,0 4,0 6,0
10 0,3 0,6 0,9 1,3 1,6   2,1 2,6 3,1 3,5 3,8 5,1 5,9 6,5 6,4 5,5
20 0,3 0,6 1,1 1,5 2,0   2,6 3,3 3,9 4,4 4,9 6,6 7,6 8,3 8,2 7,1
50 0,4 0,9 1,4 1,95 2,6   3,3 4,0 4,6 5,3 6,0 8,2 9,6 10,6 10,5 9,2
100 0,5 1.0 1,6 2,3 3,0   3,9 4,7 5,5 6,3 7,0 9,7 11,3 12,2 12,1 10,9
5-102 0,7 1,4 2,2 3,1 4,0   5,1 6,1 7,2 8,2 9,2 12,9 15,0 16,3 16,1 14,9
103 0,7 1,5 2,4 3,3 4,4   5,7 7,0 8,1 9,2 10,2 14,1 16,5 18,0 17,8 16,5
5-107 0,9 1,9 3,0 4,2 5,5   7,0 8,5 9,9 11,2 12,4 17,0 19,8 21,9 21,7 20,3
104 1,1 2,1 3,3 4,6 5,9   7,5 9,1 10,6 12,0 13,3 18,3 21,3 23,5 23,4 22,0
5-104 1,2 2,4 3,7 5,2 6,9   8,7 10,5 12,3 14,0 15,6 21,4 24,7 27,3 27,2 25,8
105 1,2 2,4 3,8 5,4 7,2   9,2 11,1 13,0 14,8 16,5 22,7 26,2 28,9 28,9 27,5
5-105 1,4 2,8 4,4 6,1 8,2   10,2 12,3 14,4 16,5 18,5 25,5 29,5 32,7 32,7 31,4
106 1,5 3,0 4,7 6,5 8,7   10,9 13,1 15,3 17,5 19,9 26,8 31,0 34,3 34,4 33,0
5-106 1,6 3,3 5,3 7,3 9,6   12,1 14,7 17,2 19,5 21,6 29,7 34,3 38,1 38,3 36,8
107 1,7 3,4 5,4 7,6 10,1   12,6 15,2 17,8 20,3 22,5 31,2 35,8 39,7 39,9 38,4
Таблица 5
Значения 61/10(см) тормозного излучения в различных материалах
Eo МэВ Бетон (р = 2,3 г/103 Железо (р = 7,8 г/см3) Свинец (р = 11,3 г/103
0,2 8,6   0,14
0,25 9,0 _ 0,29
0,3 10,0 — 0,57
0,4 10,0 _ 0,82
0,5 13,6 — 1,03
1 17,5 — 2,52
2 23,0 _ 3,9
4 30,1 8,1 4,9
6 35,2 9,8 5,1
10 20 41,9 46,0 10,5 11,2 5,6
Таблица 6
Выход фотонейтронов (Q1) из различных мишеней в зависимости от энергии электронов
    Qi-lO-*, фотоне Йтрон/электрон  
Eo, МэВ Си (50 г/см2) Сu(12,7 г/см2) Та (12,5 г/см2) Рb(23 г/см2)
11 _ _ _ 1,5
12 — — 0,6  
15 0,8 0,4 3,5 —
19 — — — 22
20 6 3 13 __
28 21 8   46
30 — — 40 —
34 33 13 — 79
35   14 — —
100 — — 100 —
Примечание. В скобках дана толщина мишеней.

ПРИЛОЖЕНИЕ 29

(Приложение 4 к СП 1858-78)

ОРГАНИЗАЦИЯ ВЕНТИЛЯЦИИ ПОМЕЩЕНИЙ УСКОРИТЕЛЯ

Для удаления образующихся в рабочей камере ускорителя тепловых избытков в ней должны быть обеспечены следующие минимальные кратности воздухообмена:
Объем рабочей ка- До 100 100—500 500—1000 Свыше 1000
меры, м3
Кратность воз- 15 10 5 2
духообмена, 1/ч
При обеспечении приведенных кратностей воздухообмена в рабочей камере во время работы ускорителя в большинстве случаев концентрации образующихся вредных для человеческого организма веществ значительно превышают предельно-допустимые их концентрации (ПДК). Поэтому после выключения ускорителя для обеспечения безопасности персонала вводится запретный период (Tзапр).
Запретный период в общем случае следует определять по формуле
Tзапр = [ In ( ci / ПДК i(ДКдi) )) / ( К кам + λ i)
где Сг — концентрация иго токсичного (радиоактивного) вещества в рабочей камере в момент прекращения облучения, мг/м3 (Ки/м3); ПДК, — предельно допустимая концентрация г-ro токсичного вещества, мг/м3; ДКАi- — допустимая концентрация i-ro радиоактивного вещества, Ки/м3; Ккaм — кратность воздухообмена в рабочей камере ускорителя, 1/ч; Толщина защиты при Eэф, МэВ  λ i — коэффициент, характеризующий химическую (или ядерную) нестойкость i-ro токсичного (радиоактивного) вещества после прекращения облучения, 1/ч.
В результате радиолиза воздуха образуются озон и оксиды азота, являющиеся постоянно сопутствующими факторами опасности при работе ускорителя.
Однако, ввиду того, что при работе ускорителей токсичность продуктов радиолиза воздуха определяется в основном образующимся озоном (ПДК озона в 50 раз ниже ПДК
оксидов азота), все расчеты вентиляции должны основываться на обеспечении снижения концентрации озона.
Продукты радиолиза воздуха на установках с ускорителями электронов образуются лишь в зоне пучка ускоренных электронов. Затем они распространяются в объеме всей камеры (за счет перемешивания воздуха).
Концентрация озона в зоне действия пучка электронов рассчитывается по формуле
C з.о оз = (соI ) / ( Sз.о (λ рад + К з.о.)) ( 1 - е -( λ рад + К з.о.) t з.о. ) мг/м3
где C з.о оз — концентрация озона в зоне облучения (в пучке электронов) во время работы ускорителя; с0=4,2-107 мг/(А-м-ч) коэффициент пропорциональности; t з.о. — время нахождения воздуха в зоне облучения (в пучке электронов), ч; I — ток пучка электронов, A; S3.0. — площадь поперечного сечения зоны облучения (развертки), м2; К з.o— кратность воздухообмена в зоне облучения (в пучке), 1/ч; λ рад — коэффициент, учитывающий радиационную нестойкость озона, величина которого зависит от мощности поглощенной дозы и рассчитывается по формуле
λ рад=1,6-10-2Р°'6 1/ч
Мощность поглощенной дозы ускоренных электронов в воздухе рассчитывается по формуле
Р = 3,6-1010(dE / dx ) ион I / S рад/ч,
где (dE/dx) ион — ионизационные потери, МэВ-см2/г (см. табл. 1).
Таблица 1
Ионизационные потерн при прохождении ускоренных электронов различной энергии в воздушной среде
Ео МэВ (dE/dx) ион МэВ-см2/г Ео МэВ (dE/dx) ионМэВ-см2/Т
0,2 2,46 6,0 1,88
0,3 2,08 8,0 1,93
0,4 1,90 10,0 1,98
0,6 1,74 20,0 2,13
0,8 1,70 30,0 2,22
1,0 1,66 40,0 2,29
1,5 . 1,66 60,0 2,38
2,0 1,68 80,0 2,45
3,0 1,74 100,0 2,50
4,0 1,79    
Для наиболее эффективного удаления образующихся вредных газов и аэрозолей целесообразно устанавливать местные отсосы вблизи мест их образования.
При эксплуатации ускорителя с индивидуальной радиационной защитой продукты радиолиза воздуха образуются в небольшом объеме. В этом случае важно предотвратить распространение этих продуктов в пультовую и другие помещения, где постоянно находится персонал. Для этого местный отсос из зоны облучения должен быть такой, чтобы он обеспечил скорость движения воздуха в местах подсосов (вход и выход транспортера в зону облучения, щели и т. п.) не менее 0,5 м/с. Обычно это условие соблюдается при местном отсосе 500-1000 м3/ч.
Существует несколько вариантов местной вентиляции из зоны облучения, а именно:
а) отсос воздуха на уровне действия пучка электронов по краю его развертки (с одной или обеих сторон технологического канала); б) отсос воздуха с обеих сторон ускорителя на выходе и входе технологического канала в зону облучения; в) отсос воздуха сверху радиационной защиты (индивидуальная защита ускорителей играет роль вытяжного зонта).
Ускоритель может быть введен в действие лишь при включении местной вентиляции. Система местного отсоса из зоны облучения должна работать от отдельного вентилятора. Вентилятор должен быть вынесен за пределы помещения.
Ввиду малого объема зоны облучения на ускорителе электронов с индивидуальной защитой снижение концентрации газообразных продуктов радиолиза или активации в технологическом канале до предельно допустимой концентрации для лиц категории А при работающем отсосе происходит практически за несколько секунд после выключения ускорителя, поэтому понятие запретного периода в данном случае теряет смысл.
Выброс воздуха, не содержащего, кроме продуктов его радиолиза (озона и оксидов азота), никаких других токсических или радиоактивных компонентов, в атмосферу может производиться без предварительной очистки.
При наличии воздухообмена в зоне облучения образование озона и его распространение в объеме камеры при включенном ускорителе происходит непрерывно. Причем концентрация озона в воздухе зависит от организации вентиляции, объема камеры, места расположения ускорителя в рабочей камере, направления пучка электронов по отношению к направлению движения воздушных потоков. Поэтому точно концентрацию озона в воздухе рабочей камеры ускорителя можно рассчитать лишь исходя из конкретных условий.
Линейная скорость движения воздуха в рабочей камере
v=Ккам1 м/ч,
где Ккам — кратность воздухообмена в рабочей камере, 1/ч; Z — длина камеры, м.
В случае, когда пучок электронов направлен перпендикулярно направлению движения воздуха в рабочей камере, время нахождения каждой порции воздуха в пучке электронов составит
T з.о. =a / v = √S з.о. / KKaмll, ч,
где а — средняя ширина сечения пучка электронов, м.
Тогда кратность воздухообмена в зоне облучения составит
K3.0.=1/tз.оa.=KKaM l /√Sз.о. 1/ч.
Таким образом определяются все параметры (t3.о., К3.0., aрад), необходимые для расчета концентрации озона в зоне пучка электронов.
Количество озона, образующегося за 1 ч, будет равно
Qо.з = С033.0. V.3.o. Kз.о. =С033.0.dS s.0 . K s,0_мг/ч .
За 1 ч через рабочую камеру проходит L м3 воздуха:
L=VкамKкам м3/ч.
Концентрация озона в воздухе камеры при установившемся режиме будет равна
С озкам= Q о.з / L = ( 4,2*107 I dKо.з ) / ( (λ рад + Коз )* V кам K кам) ( 1 - e -( λ рад + К з.о.) tз.о. ) мг/м3
Для охлаждения фольги выходного окна ускорителя ее обдувают струей сжатого воздуха. Расход воздуха ~100 м3/ч. Практически весь этот воздух проходит через пучок ускоренных электронов. Каждая порция воздуха будет находиться в зоне облучения около 1 с (t 3.о.=0,0003 ч, К 3.0.=3600 ч-1). Подставляя значения £3.0. и Кзл. в выражение для Созкам, можно рассчитать концентрацию озона.
На ускорителях электронов высоких энергий (более 10 МэВ) происходит активация облучаемых компонентов среды и материалов по реакциям (γ, n), (-γ, p) и существует опасность внутреннего облучения персонала за счет активирования компонентов воздуха. Так, энергетический порог реакций 14N(γ, n), '3N и 160(γ, n), 150 составляет 10,6 и 15,7 МэВ соответственно.
Концентрация радиоактивного газа в воздухе зоны облучения во время работы ускорителя может быть рассчитана по формуле
Са= (с0' Еo IdKоз ) / ( Kоз .+0.693 / F1/2) VKaM*KkaM *[1- е-(K3.0.+о,693 / Т 1/2.) t зо.|Ки/м3
где с0' — постоянная скорости образования радиоактивного газа в воздухе (Ки/(ч-МэВ-А-м)), зависимость с0' от энергии электронов приведена на рис. 1; Т>/, — период полураспада образующегося радиоизотопа; Е0 — энергия электронов, МэВ.

Рис. 1. Зависимость постоянной скорости образования (со') радиоизотопов I3N и 150 от энергии электронов (вольфрамовая мишень)
В табл. 2 приведены значения запретного периода входа в рабочую камеру ускорителя, рассчитанные но приведенным в данном Приложении формулам для /=1 мА, кратности воздухообмена в камере ККАМ=25 l/ч, объеме камеры FKaM= =560 м3, d=5 м. Расчет проводился, исходя из образования озона, 13N и 150.
При энергиях электронов до 30 МэВ расчет запретного периода следует вести по озону, а при энергиях свыше 30 МэВ — по накоплению радиоактивных газов.
 
Таблица 2
  Величины запретного периода
 
Ео, МэВ Tзапр, мин   Ео, МэВ Тзапр,
мин
13N 15О
13N 15О
10
15
20 0
3
5,5 0
0
2 25
30
35 7
9
11 5
7
10
Примечание. ГзаПр для озона при всех значениях Ео равно 7 мин.
Если запретный период, обусловленный необходимостью снижения мощности дозы излучения от активированных конструкционных материалов и объектов облучения до допустимого уровня (Тзапр), превышает Т3апР, рассчитанный по формуле, приведенной выше, то запретный период определяется Тактзапр
акт L запр'
Пример:
Ускоритель электронов (E0=30 МэВ, /=10~3 А) размещен в рабочей камере объемом VKaM=600 м3, с кратностью воздухообмена .Kкам=10 1/ч. Расстояние от выходного окна ускорителя до мишени d=5 м, средняя площадь развертки пучка электронов S3 0 =0,05 м2. Определить запретный период входа персонала в рабочую камеру.
Решение:
а) Рассчитаем запретный период, исходя из образования озона
Tзапр оз = [In (соз кам / ПДК03)]/(Kкам + λакам),
акам — коэффициент, учитывающий химическую нестойкость озона после отключения ускорителя (акам=1,2 1/ч), не зависит от условий облучения;
с03 кам = ( 4,2 * 10 7 IdK з.о.) / ((λ рад + К з.о.) V кам К кам) * ( 1 - е - (λ рад + Кз.о.) мг/м3,
К з.о. = ( К кам l кам) / (S з.о. ) = (К кам V кам ) / (S з.о. ) *(10 * 8,5)/0,23= 370 1/ч
Тогда 1 tз.о =1/370=0,0027 ч,
λрад=1,6-10-2Р0,6 l/Ч,
Р = 3,6 - 1010 (dE / dx)ион I / S з.0. = = 3,6 • 1010.2,22 • 103 / 0,05 = 1600 Мрад/ч,
λрад = 1,6 • 10-2 (1,6 *109)°.6 = 5330 ч-1
скам°3 (4,2*107*10-3*5*370 ) / ((5330 + 370)*600*10) * (1- е -(5330+370)*0,0027 = 2,3 мг/м3
Т зanp оз= ln * ( 2,3 / 0,1) / (10+l,2) = (ln23) / ll,2= =3,13/11,2 = 0,28 ч = 17 мин.
б) Рассчитаем запретный период, исходя из образования радиоактивных газов.
При энергии электронов 30 МэВ преобладающим является образование 150 (по сравнению с образованием 13N — см. рис.1). (Для 15О Т 1/2=2 мин, ДКА=1-10-6 Ки/м3; для 13N Г 1/2=10 мин, ДКА=2 • 10-6 Ки/м3.)
С кам 15 о= ( со Ео Id K з.о.) / ( ( К з.о. + 0,693 / Т 1/2) V кам К кам ) ( 1 - e - (К з.о. + 0,693 / Т 1/2)t з.о.)=
= ( 150* 30 * 10-3 *5*370 ) / (( 370 + 0,693 / 0,033) * *600 * 10 ) ( 1 - e -( 300+0,693 / 0,033)* 0,0027) = = 2,2 * 10 -3 Ки/м3,
Т15озапр = (1n2,2* 10-3 / 1* 10-6) / (10 + 21)==
= (In 2200) / 31 = 0,247ч = 15 мин.
в) Учитывая более длительный по сравнению с 150 период полураспада 13N, снижение концентрации изотопа 13N после отключения ускорителя будет происходить гораздо медленнее, так как основную роль в снижении его концентрации будет играть кратность воздухообмена, а не распад нуклида, как в случае 150.
cкам 13 N ( co Eod К з.о. ) / (( К з.о. + 0,693 / Т 1/2) V кам К кам) ( 1- е -(Кз.о. + 0,693 /Т 1/2) t з.о.)= = (40*30*10-3*5*370) / ((370+ 0,693/0,167)*600*10) ( 1- е -( 370+0,693/0,167)*0,0027)= = 0,47.10-3Ки/м3.
Т 15N запр = (1n *О,47 • 10-з / 2 • 10 -6) / (10 + 4,15) = (In 235) / 14,15 = = 5,45/14,15 = 0,385 ч = 23 мин.
Сравнивая полученные величины T запр, видим, что наибольшее значение его определяется образованием 13N. Поэтому T запр принимаем равным 23 мин.

ПРИЛОЖЕНИЕ 30

ЗАЩИТА ОТ ПЕРВИЧНОГО И ВТОРИЧНОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1. Толщина защитного слоя свинца в миллиметрах и бетона плотностью 2,35 г/см3 в сантиметрах, обеспечивающая ослабление мощности дозы первичного излучения до допустимых величин, может быть определена из табл. 1 в зависимости от отношения
K=It100/36R2D0, (1)
гдеI — сила тока в рентгеновской трубке, мА; R — расстояние до защищаемого обтъекта, м; t — время облучения, ч в неделю; Do — предельно допустимая недельная доза для лиц рассматриваемой категории, мР.
Пример 1. Необходимо определить толщину защитного слоя свинца или бетона от первичного излучения для лиц, работающих в рентгеновских кабинетах В этом случае Z)=100 мР, при 36-часовой рабочей неделе t=36 и формула (1) сводится к простому выражению
K=*I/R2.
Например, пусть ток в рентгеновской трубке 1=8 мА, напряжение UмаКс=250 кВ, расстояние до защищаемого объекта R=4 м. Тогда K=0,5 и из табл. 1 находим, что необходимая толщина защитного слоя свинца составляет 7,5 мм, бетона 37 см.
Пример 2. Необходимо определить толщину защитного слоя свинца или бетона от первичного излучения для лиц, работающих в смежных помещениях. В этом случае D= =10 мР/неделя. Если рабочая неделя составляет 36 ч, то формула (1) примет следующий вид:
K=10 I / R2
Например, если при условиях, изложенных в примере 1, мы будем определять защиту для лиц, работающих в смежном помещении, то в этом случае К = 5 и толщина защитного слоя свинца, согласно табл. 1, составит 10,5 мм, бетона 46 см.
Пример 3. Необходимо определить толщины защитного слоя свинца или бетона от первичного излучения для смежной с защитной зоной территории. В этом случае D 0 = = 1 мР/неделя, t=144 ч и

K=144-100I / 36-1R2=400 I / R2.

В качестве примера рассмотрим условия, при которых I=10 мА, R20 м, напряжение Uмакс=250 кВ. Тогда K=10 и толщина защитного слоя свинца, согласно табл. 1, составит 11,5 мм, бетона 49 см.
Если используются напряжения, не указанные в таблице, то толщина свинцовой защиты находится линейной интерполяцией. Например: требуется найти толщину защитного слоя свинца от первичного излучения для аппарата с напряжением Umакс=220 кВ при остальных условиях, изложенных в примере 1.
Из табл. 1 определяем, что для UМакс=200 кВ толщина защитного слоя свинца составит 4,5 мм, для UМакс=250 кВ — 7,5 мм; линейной интерполяцией находим
h=4,5+ (7,5-4,5) (220-200) / (250-200) =5,7 мм.
Если величина рассчитанного коэффициента К не указана в таблице, то соответствующая ему толщина свинцовой защиты находится путем линейной интерполяции. Например: пусть (в примере 1) ток в трубке I=12 мА, тогда .K=0,75. Из табл. 1 находим, что .К=0,5 соответствует толщина свинцовой защиты 7,5 мм,K=1—8,5 мм, следовательно,
h=7,5+(8,5-7,5) (0,75-0,5) / (1-0,5) =8 мм.
2. Толщина защитного слоя свинца в миллиметрах и бетона плотностью 2,35 г/см3 в сантиметрах, обеспечивающая ослабление мощности дозы вторичного излучения до допустимых величин, может быть определена из табл. 2.
Примечание. Если плотность используемого строительного материала (кирпич, бетон) не равна 2,35 г / см3, то полученное из табл. 2 значение толщины защитного слоя бетона следует умножить на 2,35/р, где р— плотность используемого материала в г/см3.
Таблица 1 Толщина защитного слоя свинца (мм) н бетона (см), обеспечивающая ослабление
мощности дозы первичного излучения до допустимых величин в зависимости
от коэффициента К и максимального напряжения на трубке

   
Толщина защитного слоя при Uмакс кв 
 
к 75 1 00 1 25 1 50 175   2 00   !50 300  
  свинец свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон
0,001       0,5   0,5   1   1   1,5   2  
0,002 _ 0,5 _ 0,5 _ 1 _ 1,25 _ 1,25 _ 2 _ 3 _
0,003 0,5 0,5   0,75   1   1,5 _ 1,5   2,5   4 _
0,005 0,5 0,75   1   1,25   1,75 _ 2 _ 3 _ 4,5 _
0,01 0,75 1,0 7 1,25 10 1,5 14 2 17 2,25 18 3,5 20 6 26
0,02 1 1 8,5 1,5 14 1,75 15 2 17 2,5 20 4 23 7,2 29
0,03 1 1,25 10 1,5 14 2 17 2,5 21 2,75 22 4,5 24 8,3 31
0,05 1,25 1,5 12 1,75 15 2 18 2,5 22 3 24 5 27 10 34
0,1 1,25 1,5 13 1,75 16 2,25 20 2,75 23 3,5 27 5,75 30 11,5 37
0,2 1,5 1,75 14 2 16 2,5 22 3 25 3,75 30 6,5 34 13 40
0,3 1,5 2 16 2,25 18 2,75 23 3,25 27 4 31 7 35 13,5 41
0,5 1,75 2,25 17 2,5 20 3 25 3,5 28 4,5 32 7,5 37 14,5 43
1 2 2,5 18 2,75 22 3,25 27 3,75 30 5 35 8,5 40 16,5 46
2 2,25 2,75 21 3 24 3,5 29 4,25 33 5,5 38 9,5 43 18 49
3 2,5 2,75   3,25   4   4,5   5,75   10   19  
5 2,75 3 22 3,5 30 4,25 34 5 36 6 40 10,5 46 20 52
10 2,75 3,25 24 3,75 32 4,5 36 5,25 38 6,5 43 11,5 49 21,5 56
20 3 3,5 25 4 34 4,75 40 5,75 43 7 46 12 52 23,5 60
30 3 3,5   4,25   5   6   7,5   13   24,5  
50 3,25 3,75 27 4,5 36 5,25 42 6,5 45 7,75 48 13,5 57 25,5 62
100 3,5 4 30 4,75 38 5,5 43 6,75 47 8,25 50 14 58 27 65

Таблица 2
Толщина защитного слоя свинца (мм) и бетона (см), обеспечивающая ослабление мощности дозы вторичного
излучения до допустимых величин в зависимости от коэффициента К и максимального напряжения на трубке
 
к  
Толщина защитного слоя при Uмакс кв 
 
1 100 150   2 00 25 0 3 00
  свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон свинец бетон
0,01 0,1 2 0,1 3 0,2 4 0,3 5 0,6 7
0,02 0,2 3,5 0,3 4,5 0,5 6,5 0,8 7,5 1,2 9,5
0,03 0,4 4,5 0,5 5,5 0,8 9 1 2 10 2,3 12
0,05 0,5 5,5 0,8 8 1 12 1,5 12,5 3 14,5
0,1 0,7 6,5 1 10 1,4 14 2 15 4 17
0,2 0,9 8 1,2 12 1,8 17 2,7 18 5 20
0,3 1 8,5 1,3 13 2 18 3 19 5,5 21
0,5 1,2 10 1,5 14 2,2 19 3,5 21 6,3 22
1 1, 4 12 1,8 16 2,6 22 4,2 23 7,5 25
2 1,6 13 2 18,5 3 25 5 26 9 28
5 1,8 15 2,3 21 3,6 28 5,8 29 10,5 31
10 2,1 17 2,6 23 4,1 30 6,5 32 12 34
20 2,3 18 2,9 26 4,6 34 7,3 36 13,5 38
50 2,5 20 3,2 28 5,1 37 8 39 15 41
100 2,8 22 3,5 31 5,6 39 8,8 42 17 44
Таблица 3
Приближенная величина слоев половинного и десятикратного
ослабления в свинце (мм) и бетоне (см) для сильно зафильтрованного
рентгеновского излучения
Uмакс кв б l/2   6 1/10  
  свинец бетон свинец бетон
100 0,2 1,5 0,7 5,1
150 0,3 2,3 1,0 7,6
200 0,5 2,8 1,7 9,1
250 0,9 2,9 3,0 9,7
300 1,7 3,1 5,6 10,2
Примечание. При выполнении защитных устройств рентгеновских кабинетов следует учитывать защитное действие уже существующих стенок, междуэтажных перекрытий и т. д.
3. Толщины защитных слоев должны рассчитываться, исходя из номинального значения анодного тока рентгеновской трубки при номинальном значении напряжения.
4. При расчете толщины защитных сооружений рекомендуется вводить двукратный запас добротности защиты, т. е. увеличивать расчетную величину на один слой половинного ослабления.
В табл. 3 приведены приближенные значения слоев половинного и десятикратного ослабления свинца в миллиметрах и бетона плотностью 2,35 г/см3 в сантиметрах для сильно зафильтрованного рентгеновского излучения указанных максимальных энергий.

ПРИЛОЖЕНИЕ 31 (Приложение 2 к СП 1960-79)

ВЫБОР ТОЛЩИНЫ ЗАЩИТНЫХ МАТЕРИАЛОВ

ДЛЯ ОСЛАБЛЕНИЯ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО

РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1. Толщина защиты из стали или свинца, обеспечивающая необходимую кратность ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения Ко, в зависимости от напряжения на аноде электровакуумного прибора может быть определена по табл. 1 или 2.
2. Данные таблиц справедливы для выбора толщины защиты от неиспользуемого рентгеновского излучения, генерируемого электровакуумными приборами при любой форме кривой напряжения на аноде.
3. Для промежуточных значений анодного напряжения или кратности ослабления излучения, указанных в таблицах, толщина защиты выбирается по ближайшему большему значению.
Пример. Определить толщину защиты из стали, необходимую для ослабления мощности экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения на рабочем месте до 0,07 мкР/с, если при напряжении на аноде электровакуумного прибора 40 кВ мощность экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения, генерируемая им, равна 15 мкР/с.
В данном случае требуется кратность ослабления
Ко = 15/0,07 = 214.
По табл. 1 принимается толщина защиты из стали, равная 1,2 мм.
4. Выбор толщины защитных материалов для некоторых типов электронно-лучевых установок в зависимости от рабочего (номинального) напряжения и максимальной силы тока луча может быть произведен по табл. 3 и 4.
Таблица 1
Толщина защиты из стали (мм) для ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения
К0 Толщина защиты при напряжении на аноде электровакумного прибора,кВ
  10 15 20 25 30 35 40 45 50
2 __ _         0,1 0 ,1 0,2
5 — — — __ _ 0,1 0,2 0,3 0,4
10 — — — — 0,1 0,2 0,3 0,4 0,6
20 — — 0,1 0,1 0,2 0,3 0,4 0,6 0,9
50 — — 0,2 0,2 0,3 0,4 0,6 0,9 1,0
100 — ~ 0,2 0,2 0,3 0,5 0,8 1,0 1,6
200 — — 0,2 0,3 0,4 0,6 1,0 1,3 2,0
500 — — 0,3 0,3 0,5 0,8 1,2 1,6 2,4
103 — 0,1 0,3 0,4 0,6 0 ,9 1 ,4. 1,9 2, 7
2*103 — 0,1 0,3 0,4 0,7 1, 1 1,6 2,2 3,1
5*103 — 0,1 0,4 0,5 0,8 1,2 1,9 2,6 3,6
104 — 0,2 0,4 0,5 0,9 1,4 2,1 2,8 3,9
2*104 — 0,2 0,4 0,6 1,0 1,5 2,3 3,1 4,3
5 104 — 0,2 0,5 0,7 1,1 1,7 2,5 3,5 4,9
105 — 0,2 0,5 0,7 1,2 1,8 2,7 3,8 5,3
2*105 — 0,2 0,5 0,8 1,3 1,9 2,9 4,1 5,7
5*106 — 0,2 0,5 0,8 1,4 2,1 3,2 4,4 6,2
106 — 0,2 0,6 0,9 1,4 2,2 3,4 4,7 6,6
2 -106 — 0,3 0,6 1,0 1,5 2,3 3,6 5,0 7 0
5-106 — 0,3 0,6 1,0 1,6 2,5 3,8 5,4 7,5
107 — 0,3 0,7 1,1 1,7 2,6 4,0 5,7 7,9
2-107 — 0,3 0,7 1,1 1,8 2,8 4,2 6,0 8,3
5-107 — 0,3 0,7 1,2 1,9 2,9 4,5 6,4 8,7
108 0,1 0,3 0,8 1,2 2,0 3,1 4,7 6,6 9,2
Примечание. Здесь и в табл 2 К0— коэффициент кратности ослабления из лучения.
Таблица 2
Толщина защиты из свинца (мм) для ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения
о Толщина защиты при напряжении на аноде электровакумного прибора,кВ
  30 40 50 60 | 70 80 100
2         — 0,2 0,2
5 __ __ __ 0,1 0,1 0,4 0,4
10     0,1 0,9 0,2 0,5 0,6
20 _ 0,1 0,2 0,2 0,3 0,6 0,8
50 __ 0,1 0,2 0,3 0,4 0,8 1,1
100 _ 0,2 0,2 0,4 0,5 1,0 1,3
200   0,2 0,3 0,5 0,6 1,2 1,5
500 __ 0,2 0,4 0,6 0,8 1,4 1,7
103 0,1 0,3 0,4 0,7 1,0 1,6 1,9
2-103 0,2 0,3 0,5 0,8 1,1 1,7 2,1
5-103 0,2 0,3 0,6 0,9 1,3 1,8 2,4
104 0,2 0,4 0,6 1,1 1,5 2,1 2,7
2*104 0,2 0,4 0,7 1,2 1,6 2,3 2,9
5-104 0,2 0,4 0,7 1,3 1,8 2,5 3,2
105 0,2 0,5 0,8 1,4 2,0 2,7 3,5
2-105 0,3 0,5 0,9 1,5 2,1 2,8 3,7
5-105 0,3 0,5 0,9 1,6 2,3 3,0 4,0
106 0,3 0,6 1,0 1,7 2,5 3,2 4,3
2-106 0,3 0,6 1,0 1,8 2,6 3,4 4,6
5-106 0,3 0,6 1,1 2,0 2,8 3,6 4,9
107 0,4 0,7 1,2 2,1 3,0 3,8 5,2
2-107 0,4 0,7 1,3 2,2 3,1 3,9 5,4
5-107 0,4 0,7 1,3 2,3 3,4 4,2 5,7
108 0,4 0,8 1,4 2,4 3,5 4,4 6,0
Таблица 3
Толщина защиты электронно-лучевых установок при токе, равном 30 мА
Расстояние от
антикатора
м Толщина защиты (мм) при напряж
ении на установках, кВ
10 20 30 во 1 100
   
  Свинец   
0,6 0,23 0,56 1,005 2,51 5,26
0,3 0,27 0,64 1,145 2,79 5,74
    Сталь
0,6 0,23 2,2 4,1 10,3 33,0
0,3 0,27 2,5 4,7 11,8 35,5
    Стекло ТФ-5
0,6 0,56 2, 7 5,0 12,5 33,0
0,3 0,66 3,0 6,2 13,8 35,5
Таблица 4
Толщина защиты электронно-лучевых установок при токе, равном 5А
Расстояние от антикато-
да, м Толщина защиты (мм) при напряж
ении на установках, кВ
10 30 30 60 100
  Свинец   
0,6 0,38 0,86 1,53 3,58 7,06
0,3 0,42 0,94 1,67 3,84 7,54
    Сталь
0,6 0,38 3,36 6,25 15,2 45,0
0,3 0,42 3,68 6,85 16,3 47,5
    Стекло ТФ-5 
0,6 1,9 4,3 7,6 17,8 45,0
0,3 2,1 4,7 8,3 19,2 47,5

ПРИЛОЖЕНИЕ 32

(Приложение 4 к СП 1960-79)

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ НЕИСПОЛЬЗУЕМОГО РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

1. Предварительное обследование источников-излучения
1.1. Измерение неиспользуемого рентгеновского излучения следует начинать с предварительного обследования источника излучения в целях определения направления выхода и пространственного распределения излучения вокруг исследуемого объекта, а также мест нахождения дефектов в экранировке (защите) источника излучения.
1.2. Направление выхода и пространственное распределение излучения вокруг исследуемого источника излучения и дефекты в экранировке (защите) можно определить с помощью: дозиметрических приборов для измерения мощности экспозиционной дозы типа ДРГЗ-01, ДРГЗ-02, СГД-1; дозиметров накопительного типа ИФК-2,3; ИФК-2,ЗМ; КИД-2; ТДП-2 или рентгеновской пленки, завернутой в черную бумагу, располагаемых при облучении на разных по высоте уровнях вокруг исследуемого объекта или непосредственно на его защите; высокочувствительных приборов-индикаторов, в качестве которых могут быть использованы радиометры или интенсиметры, например, типа «Сигнал» с выносным зондом, «Луч-А», «Спутник», «Разведчик», СРП-2 и другие, фиксирующие бета- или гамма-излучение. При обследовании источников рентгеновского излучения (энергией до 50 кэВ) следует применять эти приборы с детекторами, фиксирующими бета-излучение.
Примечание. Приборы-индикаторы позволяют только приблизительно оценивать уровень рентгеновского излучения.
1.3. Предварительное обследование источников неиспользуемого рентгеновского излучения проводят в тех режимах работы, при которых обнаруживается максимальная интенсивность излучения.
1.4. При предварительном обследовании источников неиспользуемого рентгеновского излучения необходимо исследовать всю поверхность установки (защитной камеры) либо поверхности защиты электровакуумного прибора (корпуса прибора), установленного вне корпуса установки. Детектор дозиметра или прибора-индикатора следует перемещать со скоростью, позволяющей регистрировать установившиеся показания прибора, фиксируя при этом пучки максимальной интенсивности, положение детектора и показания прибора. Время, необходимое для получения установившегося показания прибора, указано в его техническом описании и инструкции по эксплуатации.
2. Измерение мощности экспозиционной дозы неиспользуемого рентгеновского излучения
2.1. На основании результатов предварительного обследования с учетом режима работы источника излучения (непрерывный, импульсный), энергии и пространственного распределения излучения следует выбирать дозиметрический прибор.
2.2. Измерение мощности экспозиционной дозы непрерывного рентгеновского излучения проводят с помощью дозиметров типа ДРГЗ-02, ДРГЗ-01 или дозиметров накопительного типа ИФК-2,3; ИФК-2, ЗМ; КИД-2; ТДП-2, измеряющих экспозиционную дозу.
Для измерений в широких пучках излучения с площадью пучка свыше 300 и 100 см2 можно применять медицинские рентгенометры типа МРМ-2 и МРМ-3 соответственно.
2.3. Измерение мощности экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения следует проводить с помощью специально предназначенных для этой цели сцинтилляционных дозиметров типа ДРГЗ-01, ДРГЗ-02, ДРГЗ-04.
Дозиметры типа ДРГЗ-01, ДРГЗ-04 позволяют проводить измерения мощности экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения без дополнительной погрешности при длительности импульса не менее 0,5 икс, а дозиметр типа ДРГЗ-02 — при длительности импульса не менее 1 мкс.
2.4. Дозиметры накопительного типа (КИД-2; ИФК-2, 3; ИФК-2, ЗМ; ТДП-2) не имеют значительной погрешности при измерении экспозиционной дозы импульсного рентгеновского излучения с любой длительностью импульса. - 2.5 При измерении рентгеновского излучения с энергией меньше 3,2-10-15 Дж (20 кэВ) чувствительность дозиметрического прибора зависит от энергии рентгеновского излучения.
Для различных типов высоковольтных электровакуумных приборов значения эффективной энергии рентгеновского излучения Еэф приближенно можно принять равными:
а) для электровакуумных приборов со стеклянными баллонами
Еэф=0,7Е0,
где Ео — граничная энергия рентгеновского излучения высоковольтного электровакуумного прибора в кэВ, численно равна максимальному напряжению на аноде этого прибора в кВ;
б) для электровакуумных приборов с керамическим или металлическим корпусом, за исключением клистронов в динамическом режиме,
Еэф=Ео',
в) для клистронов в динамическом режиме Еэф находится в диапазоне от 1,1 до 1,3 Е0.
2.6. Необходимо соблюдать следующий порядок и условия измерения:
1) подготовить измерительный прибор к работе в соответствии с инструкцией по его эксплуатации;
2) при отключенном источнике рентгеновского излучения измерить мощность экспозиционной дозы естественного радиационного фона в месте размещения контролируемого электровакуумного прибора или установки. Измерение естественного радиационного фона следует проводить до и после измерения рентгеновского излучения;
3) перед началом измерений убедиться в том, что установка (прибор) работает в заданном рабочем режиме;
4) детектор дозиметра расположить на расстоянии 5 см от корпуса источника излучения или его защиты таким образом, чтобы направление излучения было перпендикулярно к его торцевой поверхности (например, дозиметра типа ДРГЗ-02) или перпендикулярно к сферической поверхности ионизационной камеры дозиметров типа МРМ-2, МРМ-3. В случае применения термолюминесцентных дозиметров, фотодозиметров или рентгеновской пленки направление излучения должно быть перпендикулярно к фиксирующей поверхности кристалла или пленки, а при использовании дозиметров с цилиндрическими ионизационными камерами (например, типа КИД-2) — перпендикулярно к цилиндрической камере. Эти дозиметры следует располагать на минимально возможном расстоянии (но не далее 5 см) от источника излучения или закреплять непосредственно на защите;
5) измерение мощности экспозиционной дозы неисполь-
зуемого рентгеновского излучения следует проводить в точ-
ках наибольшей интенсивности, выбранных по результатам
предварительного обследования. В каждой точке необходимо
провести три измерения. Результатом измерения следует счи-
тать среднеарифметическое значение из результатов трех
измерений;
6) измерения следует проводить при всех типовых режи-
мах, а также в специально оговоренных в технических уело-
виях и инструкциях по эксплуатации режимах работы элек-
тровакуумных приборов и установок, так как интенсивность
неиспользуемого рентгеновского излучения может увеличи-
ваться в режимах, отличных от номинального.
3. Обработка результатов измерений
3.1. Обработку результатов измерений, выполненных с
помощью дозиметрических приборов, производят в соответ-
ствии с инструкцией по их эксплуатации.
3.2. Мощность экспозиционной дозы Р(мкР/с) непрерыв-
ного и импульсного рентгеновского излучения рассчитывают
по формуле
Р=КРо-РФ,
где Ро — среднеарифметическое значение из результатов трех
измерений мощности экспозиционной дозы рентгеновского
излучения; К — поправочный коэффициент, учитывающий

Рис. 1. Зависимость поправочного коэффициента от эффективной энергии рентгеновского излучения Дозиметры: 1 — ДРГ-3-02;
2 — ТДП-2;
3 — СГД-1;
4 — МРМ-2;
5 — КИД-2
3.3. Экспозиционную дозу рентгеновского излучения X, мкР, мР, Р, измеренную с помощью дозиметров накопительного типа, рассчитывают по формуле
Х=Хо—Хф,
где Хо — показания дозиметра на определенное время, мкР, мР, Р; Хф — показания контрольного дозиметра за тот же промежуток времени, мкР, мР, Р.

ПРИЛОЖЕНИЕ 33

(Приложение 5 к СП 1960—79)

ФОРМА ЖУРНАЛА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Дата
измерения Наимено
вание
установки.
Объект
измерения Источник
излучения Режим
работы Состояние
екрани
ровки Место
измерения Результаты
измерения Тип и
номер
измер
тельного
прибора Измерение
производил Подпись
ответст
венного
лица
  |                
  |                
                   
Примечание. Журнал должен быть пронумерован, прошнурован и скреплен печатью; форма журнала может быть изменена применительно к местным условиям.

ПРИЛОЖЕНИЕ 34

(Приложение 6 к СП 1960—76)

ФОРМА ПРОТОКОЛА

ИЗМЕРЕНИЯ МОЩНОСТИ ЭКСПОЗИЦИОННОЙ ДОЗЫ РЕНТГЕНОВСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Протокол №___
измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения
«____» _______ 19 г.
1. Предприятие ________________________________.
2. Подразделение (цех, отдел, участок) _________________
3. Цель измерений _______________________________
4. Объект измерений (установка, ее номер, операция) _________
5. Источник излучения___________ 6. Решим работы_____
7. Состояние экранировки источника излучения ___________
8. Место измерения_______ 9. Результаты измерений _____
10. Перечень измерительных приборов___________________
11. Предельно допустимые гигиенические нормы ____________
12. Рекомендуемые мероприятия по уменьшению мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения _______________
13. Заключение ______________________________
Измерения производили _____________________
(подпись) (фамилия, инциалы)
При измерениях присутствовали______________________
(подпись) (фамилия, инициалы)
Протокол проверил ____________________ (подпись) (фамилия, инициалы)

ПРИЛОЖЕНИЕ 35

МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ МОЩНОСТИ

НЕЙТРОННОГО (Ро + Ве)-ИСТОЧНИКА

В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ВРЕМЕНИ

Чтобы определить значение мощности любого нейтронного (Ро+Ве)-источника, необходимо полученную по графику (рис. 1) величину активности умножить на паспортную (начальную) мощность этого источника, выраженную в Ки или а числе нейтронов в секунду.

Рис. 1. График изменения мощности нейтронного источника во времени, построенный для однокюрийного (Ро+Ве)-источника (2-10е нейтрон/с)
Чтобы определить значение мощности любого источника, необходимо полученную по графину величину умножить на паспортную (начальную) мощность этого источника, выраженную в Ки или в числе нейтронов; в секунду

ПРИЛОЖЕНИЕ 36

ЗАЩИТА ОТ НЕЙТРОНОВ

Источники нейтронов, обычно применяемые при проведении научно-исследовательских работ как в лабораторных, так и в экспедиционных условиях, испускают нейтроны в широком диапазоне энергии. Однако в большинстве случаев основную радиационную опасность представляют быстрые нейтроны с энергией до 10 МэВ. Эти нейтроны обладают большой проникающей способностью и высокой относительной биологической эффективностью.
Учитывая трудность организации физической защиты (особенно в экспедиционных условиях) при организации работ с источниками нейтронов, следует руководствоваться следующими основными правилами:
1) необходимо сокращать время работы с источником нейтронов;
2) выбирать максимально возможное расстояние от источника нейтронов.
Для многих видов источников нейтронов можно считать, что нейтроны распространяются изотропно и интенсивность нейтронного потока на расстоянии R может быть определена по формуле
IR=Iо / 4пR2,
где IR — интенсивность нейтронного потока на расстоянии К от источника нейтронов; I0 — абсолютный выход нейтронов в 1 с.
Зависимость допустимого времени работы от расстояния до источника нейтронов можно выразить графически (рис. 1, а, б).
В случае проведения нескольких различных операций с источниками нейтронов следует на основе этих графиков оценить допустимое суммарное время работы.
Указанные графики можно применять только для приближенной оценки предельно допустимого времени работы

Рис. 1. Зависимость допустимого времени работы с источником от расстояния до источника (для источников различной интенсивности)
а — t=0-:-400 мин; б —t*=0-1ОО мин
с источниками нейтронов, так как в этих графиках не учтены геометрические особенности конкретных экспериментальных условий.
Кроме этой оценки необходимо производить дозиметрию типичных циклов работы с источником и на основе этих данных вносить корректировку в технологическую схему проведения работ.
При необходимости длительного пребывания около нейтронного источника следует осуществлять защиту водой иди парафином как веществами, наиболее богатыми водородом.
Средняя длина замедления быстрого нейтрона в воде около У см, а в парафине — около 6 см (на этом расстоянии плотность быстрых нейтронов уменьшается в е раз, где е — основание натурального логарифма).
Контейнеры для хранения и транспортировки источников необходимо изготовлять из смеси парафина с каким-либо веществом, сильно поглощающим медленные нейтроны. К та-
 

СОДЕРЖАНИЕ

Введение
1 Общие положения
2 Требования к размещению мощных бета-установок
3 Конструкция установок
4 Требования к защите
5 Требования к системам блокировки и сигнализации
6 Требования к вентиляции
7 Меры по предупреждению радиоактивных загрязнений и их ликвидация
8 Загрузка, догрузка и смена радиоактивных препаратов
9 Радиационный и профилактический контроль
10 Мероприятия по предупреждению аварий Приложение 
1. Основные определения и понятия
Приложения 2. Радиационно-физические характеристики некоторых
бета-изотопов, применяемых в бета-установках
Приложение 3. Расчет биологической защиты мощных бета-установок
Приложение 4 Контроль содержания бета-активных аэрозолей в воздухе рабочих помещений

Рис. 2. Зависимости веса облегченного контейнера (1) потока быстрых нейтронов (2) па поверхности контейнера и веса воды (3) в цилиндрическом замедлителе, указанной геометрии, от мощности источника
ним веществам относятся, например, различные соединения бора — бураNа2В407 • 10Н20 или борная кислота Н2В03.
При изготовлении контейнера на четыре части парафина берется одна весовая часть буры или 0,3 весовой части борной кислоты. Вес контейнера необходимо рассчитывать по замедлению нейтронов, с тем чтобы на поверхности его не было более предельно допустимого потока в расчете на быстрые нейтроны. Контейнеры при достижении этих условий для источников большой мощности получаются неподъемными (до сотен килограммов), что затрудняет обращение с ними в тех случаях, если экспедиция не располагает специальным передвижным автоприцепом для транспортировки.
В экспедиционных условиях допустимо использование контейнеров облегченного типа, на поверхности которых поток быстрых нейтронов в несколько раз превышает предельно допустимую величину, но на расстоянии 40 см от поверхности контейнера не превосходит допустимого значения.
В реальных условиях при соблюдении необходимых мер предосторожности всегда можно организовать работу таким образом, чтобы минимальное расстояние от контейнера до человека было не менее 0,5—1 м.
На рис. 2 расчетная кривая 1 выражает зависимость допустимого веса облегченного контейнера от мощности источника; при этом поток быстрых нейтронов на расстоянии 40 см от поверхности не более предельно допустимого; по кривой 2 — находится поток быстрых нейтронов непосредственно на поверхности контейнера.
Расчет производился с учетом цилиндрической формы контейнера; высота его 7/4 радиуса. Источник должен находиться на расстоянии 3/4R от дна контейнера.
При работе с использованием потоков тепловых нейтронов, когда нельзя вводить поглотитель в замедлитель, масса замедлителя (воды) должна быть такой, чтобы обеспечить безопасную работу с ним в течение длительного времени.
На рис. 2 кривая 3 выражает зависимость минимально допустимого веса воды в цилиндрическом замедлителе (с теми же геометрическими соотношениями, что и для облегченного контейнера) от мощности источника. Для ослабления потока медленных нейтронов замедлитель необходимо окружать поглотителем, например, листовым кадмием толщиной до 1 мм либо соединением бора из расчета, чтобы плотность элемента на 1 см2 замедлителя была не меньше 200 мг.

ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие
Основные понятия, определения и терминология . . .

Глава 1. Общие положения

Глава 2 Размещение учреждений, лабораторий и участков, предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений. Основные требования к проектированию, отделке и оборудованию помещений

Глава 3. Организация работ с применением источников ионизирующих излучений

Глава 4. Получение, учет, хранение и транспортировка источников ионизирующих излучений

Глава 5. Работа с открытыми радиоактивными веществами Введение

Общие требования
Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, пылеочистка. Отопление, водоснабжение, канализация
Работа с открытыми радиоактивными веществами в радиохимических лабораториях и при биологических исследованиях
Работа с ураном, торием, их сплавами и соединениями
Сбор, хранение, удаление и обезвреживание жидких и твердых радиоактивных отходов
Содержание и дезактивация рабочих помещений и оборудования, предназначенных для работ с радиоактивными веществами
Предупреждение аварий и аварийных ситуаций и ликвидация их последствий .

Глава 6. Работа с закрытыми источниками ионизирующих излученийОбщие требования

Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, водоснабжение и канализация ........
Работа на мощных радиоизотопных гамма-установках Предупреждение аварий и ликвидация их последствий Глава 7. Работа на исследовательских ядерных реакторах Введение ...................
Общие требования ................
Размещение исследовательских ядерных реакторов.
Требования к организации технологического процесса и оборудованию ..................
Планировка и отделка помещений. Общеобменная и технологическая вентиляция. Водоснабжение и канализация
Мероприятия по защите. Блокировка и сигнализация . .
Выполнение экспериментальных, эксплуатационных и ремонтных работ . . . . ............
Работа на критических сборках ..........
Организация радиационного контроля ........
Предупреждение аварий и ликвидация их последствий

Глава 8. Работа на ускорителях заряженных частиц . . Введение ...................

Общие требования . . . . ...........
Требования к размещению ускорителей .......
Планировка и отделка помещений. Радиационная защита и оборудование ускорителей
Радиационная защита ..............
Общие требования к организации работ .......
Правила проведения пусконаладочных работ .....
Правила эксплуатации ускорителей и проведения экспериментально-физических работ ...........
Правила проведения ремонтно-технологических работ . . Правила проведения вспомогательных работ .....

Глава 9. Работа на рентгеновских аппаратах ..... Общие требования . . . . ...........

Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, отопление, водоснабжение, освещение .....
Содержание рабочих помещений и основные правила эксплуатации рентгеновских аппаратов .........
Пусконаладочные и ремонтные работы ........
Работа о рентгеновскими аппаратами на открытых экспериментальных площадках .............
Работа на рентгеновских аппаратах для радиационно-хи-мических исследований ..............
Защита от рентгеновского излучения ........

Глава 10. Работа на термоядерных установках .....

Введение ...................
Размещение, планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, отопление . . .
Общие правила эксплуатации и проведения пусконаладоч-ных и ремонтных работ .............
Радиационная защита. Блокировка и сигнализация . Предупреждение аварий и ликвидация их последствий

Глава 11. Работа на лазерных установках — источниках ионизирующих излучений . . .

Введение ...................
Общие требования ................
Планировка, отделка и оборудование помещений. Вентиляция, отопление, водоснабжение и освещение ....
Правила эксплуатации и проведения пусконаладочных и ремонтных работ ................
Требования к защите. Системы блокировки и сигнализации Предупреждение аварий и ликвидация их последствий
Глава 12. Работа на электронных микроскопах, высоковольтных электровакуумных приборах и других установках — источниках неиспользуемого рентгеновского излучения
Введение ...................
Требования к размещению и вводу в эксплуатацию установок и оборудования, являющихся источниками неиспользуемого рентгеновского излучения .......
Организация работ с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения. Основные правила эксплуатации, пусконаладочные и ремонтные работы . . .....
Требования к защите от неиспользуемого рентгеновского излучения. Контроль за эффективностью защиты . . .
Глава 13. Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений при геологических исследованиях .................
Введение ...................
Работа с источниками ионизирующих излучений в экспедиционных условиях ...............
Работа с закрытыми и открытыми естественными радиоактивными веществами (урановые и ториевые руды) в лабораторных условиях ..............
Глава 14. Меры защиты и личной гигиены при работе с открытыми источниками ионизирующих излучений . . .

Глава 15. Защита внешней среды .........

Глава 16. Радиационный контроль .........

Общие требования . . . ............
Организация радиационного контроля в учреждениях АН СССР ...................
Ведомственный контроль за состоянием радиационной безопасности ..................

ПРИЛОЖЕНИЯ

Приложение 1. Знак радиационной опасности .....
Приложение 2. Материалы, рекомендуемые для отделки помещений ...................
Приложение 3. Санитарный паспорт на право работы с источниками ионизирующего излучения .......
Приложение 4. Указания по заполнению таблицы «Санитарного паспорта» ................
Приложение 5. Перечень медицинских противопоказаний, препятствующих приему на работу в производства и профессии, в которых трудящиеся подвергаются периодическим медицинским осмотрам в целях профилактики профессиональных заболеваний (из приложения к приказу Министра здравоохранения СССР от 30 мая 1969 г. № 400)
Приложение 6. Журнал регистрации инструктажа на рабочем месте ...................
Приложение 7. Наряд-допуск на проведение радиационно опасных работ .................
Приложение 8. Журнал регистрации нарядов-допусков на проведение радиационно опасных работ .......
Приложение 9. Заказ-заявка на поставку радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений
Приложение 10. Регистрация лиц, ответственных за получение, хранение и выдачу радиоактивных веществ (в открытом и закрытом виде), приборов, аппаратов и установок, укомплектованных радиоактивными источниками
Приложение 11. Приходно-расходный журнал учета радиоактивных веществ (в открытом и закрытом виде), приборов, аппаратов и установок, укомплектованных радиоактивными источниками ............
Приложение 12. Требование на выдачу радиоактивных веществ ....................
Приложение 13. Акт о расходовании и списании радиоактивных изотопов учреждением
Приложение 14. Санитарный паспорт на специализированную автомашину для постоянных перевозок радиоак-
тивных веществ и материалов, устройств и установок с источниками ионизирующего излучения и радиоактивных отходов ..................
Приложение 15. Максимальный пробег электронов в различных веществах ................
Приложение 16. Регистрация лиц, ответственных за сбор и захоронение радиоактивных отходов ........
Приложение 17. Журнал учета радиоактивных отходов
Приложение 18. Паспорт на партию радиоактивных отходов, сдаваемых на захоронение ..........
Приложение 19. Методы и средства дезактивации поверхностей ....................
Приложение 20. Типовые отраслевые нормы бесплатной выдачи специальной одежды и других средств индивидуальной защиты рабочим и служащим, занятым на работах с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений ...............
Приложение 21. Рекомендуемые формы спецодежды и других средств индивидуальной защиты при работе с радиоактивными веществами в открытом виде .....
Приложение 22. Защита от гамма-излучения ..... Приложение 23. Гамма-эквиваленты некоторых изотопов Приложение 24. Карточка учета индивидуальных доз . .
Приложение 25. Журнал регистрации проверки знания правил безопасности при работе с источниками ионизирующих излучений ...............
Приложение 26. Допустимые концентрации токсических веществ ....................
Приложение 27. Образование радиоизотопов при работе ускорителей электронов .............
Приложение 28. Расчет радиационной защиты ускорителя электронов ..................
Приложение 29. Организация вентиляции помещений ускорителя ..................
Приложение 30. Защита от первичного и вторичного рентгеновского излучения ...............
Приложение 31. Выбор толщины защитных материалов для ослабления неиспользуемого рентгеновского излучения .....................
Приложение 32. Методы измерения неиспользуемого рентгеновского излучения ..............
Приложение 33. Форма журнала дозиметрического контроля .....................
Приложение 34. Форма протокола измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского излучения ....
Приложение 35. Метод определения мощности нейтронного (Ро+Ве)-источника в зависимости от времени . . .
Приложение 36. Защита от нейтронов ... .....