Рекомендации по нормализации радиационно-экологической обстановки на объектах нефтегазодобычи топливно-энергетического комплекса России

(утв. Минтопэнерго России 20.11.96)

Утверждаю Первый заместитель Министра топлива и энергетики Российской Федерации А. Е. Евтушенко 20 ноября 1996 года

Согласовано письмом Госкомсанэпиднадзора России от 9 марта 1994 г. № 01-13/278-11

РЕКОМЕНДАЦИИ

ПО НОРМАЛИЗАЦИИ РАДИАЦИОННО-ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ НА ОБЪЕКТАХ НЕФТЕГАЗОДОБЫЧИ ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА РОССИИ

Настоящие Рекомендации разработаны Московским центром проблем здоровья по заказу Министерства топлива и энергетики Российской Федерации. Для разработки были привлечены ведущие специалисты Головной и базовой лаборатории радиационного контроля Минтопэнерго России, отдела радиационной гигиены Госкомсанэпиднадзора России, ТОО «Потенциал-М».

Использован опыт работы предприятий и организаций по нормализации радиационно-экологической обстановки на различных объектах атомной энергетики.

Рекомендации содержат организационные и методические требования, выполнение которых является обязательным при разработке мероприятий по нормализации радиационно-экологической обстановки на объектах нефтегазодобычи ТЭК России.

Авторский коллектив:

Разумов А.Н., доктор медицинских наук, профессор,

Чепенко Б.А., кандидат технических наук, с.н.с.,

Москаленко В.А., кандидат технических наук, с.н.с.,

Бродер Д.Л., доктор физико-математических наук, профессор,

Шрамченко А.Д., кандидат технических наук, доцент,

Перминова Г.С., Калугина В.И. — отдел радиационной гигиены Госкомсанэпиднадзора России.

Рекомендации должны пересматриваться один раз в 3 года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей, а 1 раз в 5 лет Рекомендации подлежат переизданию.

В этой связи все предложения по изменению и дополнению Рекомендаций просим направлять в адрес Управления промышленной и экологической безопасности и охраны труда Минтопэнерго России по адресу: 103074, г. Москва, Китайгородский проезд, д. 7.

Аннотация

В «Рекомендациях по нормализации радиационно-экологической обстановки на объектах нефтегазодобычи топливно-энергетического комплекса России» (в дальнейшем — рекомендации) разработана система мероприятий по нормализации радиационно-экологической обстановки на объектах нефтегазодобычи ТЭК России, предусматривающая: радиационное обследование для установления района и масштабов радиоактивного загрязнения; оценку радиационной обстановки, прогнозирование доз облучения и возможного радиоактивного загрязнения кожных покровов работающих, технических средств, средств индивидуальной защиты, грунта; разработку мероприятий по снижению доз облучения; технологию нормализации радиационно-экологической обстановки; обращение с отходами; радиационный контроль и оценку эффективности проведенных мероприятий.

Впервые для отрасли рассмотрено три варианта радиоактивного загрязнения нефтегазовых промыслов.

Рекомендации разработаны на основе действующих «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87» и доработаны в соответствии с требованиями Закона Российской Федерации «О радиационной безопасности населения», «Норм радиационной безопасности НРБ-96».

Для разработки рекомендаций были проведены натурные исследования состояния радиационно-экологической обстановки на объектах нефтегазодобычи в различных регионах России.

Рекомендации предназначены для организаций и предприятий топливно-энергетического комплекса (ТЭК) России независимо от их форм собственности.

Рекомендации согласованы Госкомсанэпиднадзором России (письмо от 9 марта 1994 г. № 01-13/278-11).

Введение

В последние годы появились сведения о радиоактивных загрязнениях нефтепромыслов в некоторых странах. На нефтепромыслах США в конце 80-х годов обнаружены загрязнения территории промыслов радионуклидами естественного происхождения (ЕРН): радием-226, торием-232 и калием-40.

В 1990 — 1991 гг. радиационным обследованием нефтепромыслов в районе г. Баку установлено, что уровни излучений достигают сотен микрорентген в час и обусловлены они тоже радионуклидами естественного происхождения.

Для разработки мероприятий по нормализации радиационно-экологической обстановки на объектах нефтегазодобычи ТЭК изучена фактическая радиационная обстановка на ряде нефтепромыслов России и проанализировано радиационное воздействие различных этапов технологического цикла добычи нефти и газа на работников отраслей и на окружающую среду.

Нормализация радиационно-экологической обстановки — это комплекс мероприятий по контролю за радиационной обстановкой, локализации источников радиационного воздействия на персонал и радиоактивных загрязнений окружающей среды, снижению уровней радиационного воздействия на работников и объекты окружающей среды, дезактивации радиоактивных загрязнений, сбору и захоронению радиоактивных отходов.

Натурными исследованиями на объектах нефтегазодобычи некоторых производственных объединений и акционерных обществ («Ставропольнефтегаз», «Оренбургнефть» и др.) установлено, что уровни излучений и радиоактивных загрязнений могут превышать фоновые значения, а на объектах нефтегазодобычи производственного объединения «Ставропольнефтегаз» мощность экспозиционной дозы от оборудования достигает значений 3000 мкР/ч и более. Загрязнены ЕРН также нефть, пластовая вода и грунт. Причем удельная активность воды в сотни раз превышает допустимые значения. Отсутствие радиационно-дозиметрического контроля повлекло разнос радиоактивных веществ с отработанными трубами как по производственным территориям, так и за их пределы.

На объектах нефтегазодобычи может накапливаться в опасных концентрациях радон-222 в первую очередь в производственных помещениях, где производится ремонт нефтегазового оборудования, имеющего отложения в виде радиобаритов.

Определенную опасность представляют также нефтегазовые промыслы и хранилища газов, где проводились подземные ядерные взрывы на предприятиях ТЭК. В таких районах вероятен выход на поверхность продуктов деления урана-235: цезия-137 и стронция-90, радиационно опасных долгоживущих радионуклидов, а также трития с периодом полураспада 12 — 34 года. Цезий-137 обусловливает внешнее гамма-облучение, а стронций-90, являясь чистым бета-излучателем, внешнее бета-облучение, поражающее роговицу глаз и кожу. Тритий, являясь бета-излучателем, находится в воздухе или воде. При определенных условиях цезий-137, стронций-90 и тритий могут попадать внутрь организма с водой, пищей, воздухом, через кожу, обусловливая внутреннее облучение.

Существующие нормы и правила ориентированы, в основном, на регламентацию работы с искусственными радионуклидами. Радиоактивные загрязнения объектов природной среды естественными радионуклидами нормированы недостаточно полно.

Поэтому Рекомендации разработаны в виде организационных мероприятий, направленных на снижение доз облучения и предотвращение загрязнения радионуклидами работников, поверхностей технических изделий и окружающей среды.

I. Основные механизмы формирования радиационной обстановки

Из находящихся в земной коре химических элементов наибольшую опасность представляют естественные радиоактивные вещества, содержащие в своем составе радионуклиды из уранового (уран-238) и ториевого (торий-232) семейств, а также радионуклид калий-40.

Нефть, газ и пластовая вода, контактируя с породами, растворяют и содержат в своем составе многие химические вещества, включая естественные радионуклиды. Основной вклад в величину радиоактивности нефти, газа и пластовой воды вносят природные радионуклиды радий-226, торий-232 и калий-40. При добыче нефти происходит их вынос на дневную поверхность. Количественное содержание ЕРН в земных породах колеблется в широких пределах, в результате чего на поверхности земли и оборудовании промыслов возникают различные уровни радиоактивных загрязнений. Поэтому в местах таких загрязнений создается различная радиационная обстановка, характеризующаяся значениями параметров от незначительного превышения естественного фонда, до величин, опасных для здоровья персонала (работников).

Характер создающейся в этих случаях радиационной обстановки в основном зависит от следующих факторов:

• активности, то есть количественного содержания ЕРН в нефти и пластовой воде;
• химического состава пластовой воды и степени обводненности нефти, определяющих степень радиоактивности отложений на оборудовании;
• образования труднорастворимых отложений на внутренних поверхностях трубопроводов, насосов, арматуры, резервуаров и пр.;
• применяемой технологии добычи нефти и газа и технологии проведения демонтажных и ремонтных работ, которые приводят к распространению радионуклидов в окружающую среду и радиоактивным загрязнениям промплощадок промыслов;
• недостаточности применяемых мер (или их отсутствия) по утилизации пластовой воды, удалению радиоактивных отложений с оборудования и дальнейшего обращения как с отложениями, так и загрязненным радиоактивными веществами оборудованием, грунтом и пластовой водой.

Пример. При нефтедобыче в ПО «Ставропольнефтегаз» в нижней части скважин примерно на глубине 1000 м из жидкой фазы в результате снижения давления начинает выделяться газ, что приводит к резкому падению температуры, уменьшению растворимости солей и, как следствие, их отложению на внутренней поверхности насосно-компрессорных труб. Отложения в основном состоят из радиобаритов, содержание Ba(Ra)SO4 в которых достигает 97%, или солей кальция и магния. Отложения радиобаритов являются радиоактивными и представляют собой сростки кристаллов серого цвета со стеклянным блеском. Кристаллы имеют типичный вид, бесцветные. При дальнейшем движении газожидкостной смеси от глубины 1000 м к устью скважины и далее через фонтанную арматуру и систему промысловых трубопроводов на центральный сборный пункт интенсивность отложений радиобаритов уменьшается, а интенсивность отложения углекислых солей кальция и магния при этом увеличивается.

Кроме того, при снижении температуры газожидкостного потока до +50 град. C на внутренней поверхности труб и другого промыслового оборудования откладывается парафин и различные смолы. Кристаллизующиеся углеводороды влияют на структуру и твердость солеотложений, уменьшая их твердость по мере увеличения количества углеводородов.

Установлено, что в наземных коммуникациях содержание радиобаритов снижается до 5%, а содержание карбонатов кальция увеличивается до 60...87%. Таким образом, в ходе эксплуатации нефтепромыслов происходит постепенное накопление радиоактивных в различной степени отложений на внутренних поверхностях труб, насосов и резервуаров, вследствие чего они становятся источниками радиоактивных излучений, осуществляющими в процессе контакта с ними дополнительное облучение человека. Более интенсивными источниками облучения людей являются те же трубы, насосы и др., демонтированные с промыслов для замены или ремонта и складированные компактно.

Существенное радиационно-экологическое загрязнение происходит в районах проведения подземных ядерных взрывов. В этом случае к ЕРН из недр добавляются радионуклиды искусственного происхождения.

Источниками радиационно-экологического загрязнения при подземном ядерном взрыве являются:

• продукты (осколки) деления ядерных взрывчатых веществ (плутония-239, урана-235 и урана-238);
• радиоактивные изотопы (радионуклиды), образующиеся в грунте, жидкости под воздействием нейтронов — наведенная активность;
• тритий;
• неразделившаяся часть ядерного заряда.

Продукты деления, образующиеся при взрыве, представляют собой первоначально смесь нескольких десятков изотопов 35-ти химических элементов средней части периодической системы элементов Д.И. Менделеева: от цинка (N 30) до гадолиния (N 64). Почти все образующиеся ядра изотопов перегружены нейтронами, поэтому являются нестабильными и претерпевают бета-распад с испусканием гамма-квантов. По мере увеличения времени, прошедшего после взрыва, наведенная активность и активность осколков деления быстро падают. В настоящее время можно считать, что активность в районе таких взрывов определяется в основном осколками деления — изотопами цезия-137 и стронция-90, а также изотопами урана-235 или плутония-239, составляющих неразделившуюся часть ядерных зарядов; тритием.

Указанные изотопы постепенно растворялись в пластовой воде, в эмульсии пластовой воды в нефти, частично экстрагировались нефтью, делая их радиоактивными. Со временем эти изотопы попадали на дневную поверхность, загрязняя окружающую среду, нефтедобывающее оборудование и в итоге облучая персонал.

Другим важным радиационно-экологическим фактором на нефтегазовых промыслах является радиоактивное загрязнение персонала, оборудования, инструмента и грунта в случаях контакта с загрязненными насосно-компрессорными трубами (НКТ), осыпания радиоактивных отложений из труб, насосов и пр. при демонтаже и различных операциях с оборудованием, включая утилизацию труб как отходов. Фактически персонал в такой ситуации имеет дело с открытыми источниками, и в данном случае создаются условия прямого радиоактивного загрязнения персонала, особенно ремонтных бригад, на промыслах и на ремонтных базах, а также оборудования, помещений и территории.

Существенным радиационно-экологическим фактором является радиоактивное загрязнение природной среды при проливе нефти и пластовой воды на грунт, а также в случаях слива их в поверхностные водоемы. При этом на поверхности грунта возникают радиоактивные водоемы, высыхание которых приводит к концентрированию радиоактивных веществ на местности.

Наличие радиоактивных веществ в любой среде регистрируется по ионизирующим излучениям только с помощью аппаратуры радиационного контроля ввиду того, что органолептически любой вид ионизирующих излучений человеческим организмом не воспринимается. Проявление прямых и отдаленных эффектов определяется величиной эффективной дозы облучения.

Для сохранения здоровья персонала на нефтегазовых промыслах необходимо организовывать мероприятия по обеспечению радиационной безопасности и по нормализации радиационно-экологической обстановки, которые в полном объеме должны предусматривать:

1. Радиационное обследование для установления района и масштабов радиоактивного загрязнения.

2. Оценку радиационной обстановки, прогнозирование доз облучения и возможного радиоактивного загрязнения кожных покровов работающих, технических средств, средств индивидуальной защиты и территории.

2а. Установление контрольных уровней.

3. Разработку мероприятий по снижению доз облучения до возможно низкого уровня.

4. Технологию нормализации радиационно-экологической обстановки.

5. Обращение с радиоактивными отходами.

6. Радиационный контроль и оценку эффективности проведенных мероприятий.

II. Организация производственного радиационного контроля и осуществление мер радиационной безопасности при нефтегазодобыче в районах с нормальной радиационной обстановкой

Для снижения дозы облучения персонала, предупреждения радиоактивного загрязнения нефтедобывающего оборудования, разноса радионуклидов по служебным помещениям и территориям при добыче нефти и газа организуются мероприятия по радиационной безопасности, включающие:

2.1. Первичное обследование предприятия. Его целью должно быть выявление наличия радиационного фактора на предприятии. Обнаружение отложений радия на трубах и оборудовании можно осуществлять с помощью высокочувствительных гамма-дозиметров типа МКС-01-Р, ИМД-12, ДБГ-06Т и др. или индикаторов гамма излучения (СРП-88). Если результаты такого обследования не выявили радиоактивного загрязнения, то его следует повторять с периодичностью не реже 1 раза в год, поскольку радиационная обстановка может изменяться в процессе эксплуатации месторождения. При выявлении повышенного радиоактивного фона над естественным радиоактивным фоном местности и появлении радионуклидов на дневной поверхности, а также дополнительного присутствия радионуклидов на оборудовании, превышающих фоновые значения в 2 раза и более, администрацией предприятия по согласованию с территориальным органом госсанэпиднадзора устанавливаются контрольные уровни по нормализации радиационной обстановки.

При выявлении радиоактивного загрязнения необходимо установить его радионуклидный состав.

2.2. Проведение периодического (не реже 1 раза в 6 месяцев) радиационного контроля отдельных промыслов, на которых фон от оборудования превышает естественный более чем в 3 раза. При этом измеряют не только гамма-фон, но и загрязненность поверхностей бета- и альфа-активными нуклидами. Для этих измерений применяют приборы типа МКС-01Р, «Бета», КРАБ-3, КРА-1, КРБ-1 и др.

2.3. Проведение периодического (не реже 1 раза в 6 месяцев и обязательно перед началом эксплуатации новых скважин, месторождений, смене технологий и др.) спектрометрического определения радионуклидного состава и удельной активности проб нефти, пластовой воды и грунта в местах пролива нефти и воды, выполнения ремонтных работ на скважинах.

2.4. Проведение не менее 2 раз в год (один раз летом и один раз в зимний период) определений содержания радона-222 и его дочерних продуктов распада в воздухе помещений 1-ых этажей, полуподвальных и подвальных производственных помещений, связанных с ремонтом и хранением использовавшегося на нефтепромыслах оборудования.

2.5. Периодический контроль (не реже 1 раза в месяц и обязательно при приеме на ремонтную базу или на склад) отработанных насосно-компрессорных труб на мощность дозы гамма-излучения от них, наличие альфа- и бета-загрязненности. При превышении установленных норм такие трубы складируются отдельно и в дальнейшем принимается решение об их использовании. Запрещается выдача НКТ и другого нефтегазодобывающего оборудования без тщательного радиационного контроля и оформления сертификата радиационного качества (см. Приложение 1).

2.6. Сбор, хранение, обращение и удаление радиоактивных отходов (в случае необходимости).

2.7. Проведение мероприятий по снижению облучения, включая облучение радоном-222 и продуктами его распада, до возможно низкого уровня.

2.8. Учет (при необходимости) в специальном журнале полученных доз облучения работающими.

III. Организация производственного радиационного контроля и обеспечение мер радиационной безопасности при нефтегазодобыче в районах с неблагоприятной радиационной обстановкой, создаваемой естественными радионуклидами

На тех предприятиях или участках, на которых выявлено наличие радиационного фактора, необходимо произвести оценку радиационной обстановки, т.е. установить пути попадания и распространения радионуклидов и уровни облучения отдельных групп работников.

Если установлено облучение отдельных лиц работников, не относящихся к категории «персонал», выше 5 мЗв/год (0.5 бэр/год), то необходимо осуществление защитных мероприятий (изменение технологии, сокращение времени воздействия радиационного фактора, соблюдение требований радиационной безопасности работниками и т.д.) по согласованию с местными органами Госсанэпиднадзора России (ГСЭН).

Если мощность дозы на рабочем месте не превышает допустимой (3.8 мкЗв/ч, 380 мкР/ч), но приближается к ней, необходимо установление регулярного радиационного контроля, особенно за теми факторами, которые дают наибольший вклад в дозу.

В целях контроля за радиационной обстановкой по согласованию с местными органами ГСЭН следует установить контрольные уровни.

3.1. При мощности дозы гамма-излучения в производственных условиях более трех кратного естественного фона, но менее 3,8 мкЗв/ч (380 мкР/ч) обеспечить:

3.1.1. Проведение радиационного контроля в местах, опасных в радиационном отношении.

3.1.2. Проведение организационных мероприятий по снижению доз облучения до возможно низкого уровня.

3.1.3 Соблюдение установленного режима труда и отдыха.

3.2 При мощности дозы более 3 — 8 мкЗв/ч (380 мкР/ч) дополнительно провести:

3.2.1. Мероприятия по определению индивидуальных эффективных доз облучения работающих.

3.2.2 Комплекс защитных мероприятий.

3.2.3. Установление контрольных уровней — численных значений величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д. по согласованию с территориальными службами Госсанэпиднадзора России.

3.3. Следует помнить, что нормирование предела дозы (ПД) вовсе не означает, что работающий с источниками ионизирующих излучений (ИИИ) должен обязательно ее получить. Напротив, непременной обязанностью организаторов работ и самих работников является применение всех возможных мер для снижения дозы облучения до возможно низкого уровня и исключение всякого необоснованного облучения.

3.4. Доза облучения слагается из внешнего облучения и внутреннего, обусловленного поступлением радионуклидов внутрь организма через органы дыхания, желудочно-кишечный тракт и кожу.

3.5. Для изучения условий труда и правил радиационной безопасности поступающие на работу должны проходить обучение и вводный инструктаж, о чем делается запись под роспись в специальном журнале.

В дальнейшем не реже одного раза в полугодие производится проверка знаний работающими правил радиационной безопасности при выполнении соответствующих операций с записью в журнале инструктажа.

3.6. В случае изменения характера работ проводится внеочередной инструктаж и проверка знаний правил радиационной безопасности.

3.7. Работа организуется с обязательным радиационным контролем, который обеспечивает получение необходимой информации о состоянии радиационной обстановки на конкретных рабочих местах и на территории и о прогнозируемой дозе облучения работающих.

3.8 Объем радиационного контроля включает:

3.8.1 Контроль за мощностью дозы гамма-излучения на рабочих местах.

3.8.2. Контроль за уровнем загрязнения бета- и альфа-активными нуклидами рабочих поверхностей оборудования, инструмента, оснастки, помещений, кожи и одежды работающих.

3.8.3. Контроль за содержанием радиоактивных аэрозолей в воздухе (при необходимости), включая радон-222 и продукты его распада.

3.8.4. Контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами транспортных средств, осуществляющих перевозку с нефтепромыслов отработанного оборудования.

3.8.5. Контроль за уровнем загрязнения радионуклидами мест временного пребывания и отдыха работающих, столовых, кухонного оборудования.

3.8.6 Индивидуальный контроль за дозой внешнего гамма-облучения.

3.8.7. Выборочный ежегодный контроль за поступлением и содержанием радиоактивных веществ в организме.

3.8.8 Гамма-съемку территории.

3.9. Результаты всех видов радиационного контроля регистрируются и хранятся на предприятии в течение 30 лет.

3.9.1. При проведении индивидуального контроля ведется учет годовой дозы, а также суммарной дозы за весь период работы в условиях облучения (Приложение 2).

3.9.2. Учет индивидуальных доз ведется в карточках индивидуального учета (Приложение 3), которые хранятся на предприятии в течение 50 лет после увольнения работника.

3.9.3. Копия данных по облучению работника в случае его перехода в другое учреждение, где также работают в условиях ионизирующих излучений, передается на новое место.

3.10. Периодичность снятия информации о дозе с индивидуальных дозиметров зависит от их типа и конструкции. Если используются дозиметры-накопители, то дозу можно измерять за неделю, месяц, квартал или за все время работы, но не более чем за год.

Ионизационные дозиметры требуют подзаряда, поэтому снятие информации производится в соответствии с их инструкцией по эксплуатации.

3.11. Работы организуются так, чтобы исключить всякое необоснованное облучение работающих. Для этого производится радиационное обследование оборудования и территории на нефтепромыслах, ремонтных базах, в местах слива пластовой воды, сбора и хранения нефти, пролива пластовой воды и др.

3.12. По результатам измерения мощностей доз излучений определяется время работы на конкретном рабочем месте в зависимости от установленной на соответствующий год дозы (при возможности достижения уровней профессионального облучения).

Конкретные технологические операции корректируются таким образом, чтобы снизить количество работников для их выполнения, предусматриваются мероприятия, обеспечивающие снижение времени выполнения каждой конкретной операции и исключающие перебои в работе и непроизводительные простои. Не допускается бесцельное пребывание людей в местах нахождения ИИИ.

3.13. Особенно внимательно подходят к выбору мест расположения вахтовых домиков, вагончиков и др., устанавливаемых на грунт.

Перед их размещением определяют мощность дозы излучения и содержание радона-222, продуктов его распада в воздухе и в почве в районе будущего расположения домика. Устанавливают домики в местах с минимальной мощностью экспозиционной дозы и концентрацией радона-222. В уже установленных домиках полы покрывают линолеумом или толстой пленкой для уменьшения попадания радона-222 в помещения.

3.14. Для ознакомления работающих с радиационной обстановкой на текущий день в местах с повышенным уровнем радиации у въезда (входа) на рабочий участок устанавливается информационная доска с указанием уровней излучений на участке, радиоактивного загрязнения, допустимом времени работы, необходимых средствах индивидуальной защиты и о применяемом методе контроля доз облучения.

3.15. Все работы производятся в спецодежде и обуви, при надетом головном уборе, а при необходимости и в защитных резиновых перчатках.

3.16. В условиях запыления обязательно используются респираторы и защитные очки. При выполнении таких работ применяют прорезиненные или пластиковые средства индивидуальной защиты. Состав средств защиты кожи и органов дыхания, а также время непрерывной работы в этих средствах в каждом конкретном случае устанавливает руководитель работ на основании предварительной оценки радиационной обстановки с учетом характера выполняемых работ и метеоусловий.

3.17. В случае загрязнения рабочей одежды выше предельно допустимых уровней она снимается и сдается на дезактивацию в спецпрачечной.

3.18. При обнаружении загрязнения радиоактивными веществами кожных покровов работника последний проходит санитарную обработку в санитарном пропускнике с помывкой под душем и последующим радиометрическим контролем.

После санитарной обработки кожа персонала и его личная одежда после дезактивации не должны иметь радиоактивных загрязнений.

3.19. Технологическое оборудование, инструмент и пр., используемые при добыче нефти и газа, в процессе работы могут загрязняться радиоактивными веществами до уровней, превышающих установленные. При загрязнении поверхностей технических средств выше предельно допустимых уровней они подлежат выводу из рабочего цикла и дезактивации в отведенных для этого местах.

3.20. Выбор места расположения пункта дезактивации производится по согласованию с местной администрацией, органом Госсанэпиднадзора и Госкомэкологии России.

3.21. Пункт дезактивации оборудуется техническими средствами дезактивации и специальной емкостью (при необходимости) для сбора жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Проект организации пункта дезактивации, его оборудование, требования к технологии обработки согласовываются с территориальным органом Госсанэпиднадзора России и Госкомэкологии России.

По заполнении емкости перевозятся специальным транспортом по предварительной договоренности на местные (региональные) пункты захоронения радиоактивных отходов или спецкомбинаты. Возможно отверждение ЖРО на месте по действующим методикам.

Запрещается удаление ЖРО в поглощающие ямы, колодцы, скважины питьевой воды, на поля орошения, в пруды, озера, реки и любые другие водоемы, а также слив их на поверхность грунта.

3.22. Твердые радиоактивные отходы собираются и временно хранятся в металлических контейнерах (ящиках), закрытых на замок, в специально отведенных для этого местах, а затем перевозятся специальным транспортом на региональные пункты захоронения радиоактивных отходов. Захоронение радиоактивных отходов вне централизованных пунктов запрещается.

При необходимости, по специальному разрешению местных органов власти и Госсанэпиднадзора, может быть сооружен ведомственный самостоятельный пункт захоронения радиоактивных отходов. В дальнейшем этот пункт остается под наблюдением и охраной ведомства.

3.23. Все мероприятия по обеспечению радиационного контроля, организации пропускного режима, дезактивации технических средств и спецодежды, санитарной обработки работающих, сбору, временному хранению, отверждению и транспортировке радиоактивных отходов осуществляют подразделения службы радиационной безопасности (СРБ).

Требования представителей СРБ по вопросам обеспечения радиационной безопасности обязательны для исполнения всеми работающими.

3.24. Под контролем органов Госсанэпиднадзора находятся все работы в условиях воздействия ИИИ.

3.25. Производственный контроль включает в себя контроль за обеспечением и соблюдением мероприятий радиационной безопасности в местах пребывания работников на территории НГДУ, за условиями труда, приготовлением и приемом пищи, за водоснабжением и удалением бытовых отходов.

3.26. Каждый работающий на весь период работы охватывается профилактическими мерами по снижению доз облучения, которые заключаются в строгом контроле за нормированием труда и отдыха работающих, обеспечении их спецодеждой и необходимыми средствами индивидуальной защиты.

3.27. Нормирование режима труда и отдыха осуществляется из расчета 40-часовой недели. Распределение рабочих часов по рабочим дням в случае вахтового метода работ производится по согласованию с профсоюзным органом.

3.28. Все работающие должны четко знать организацию работ и выполнять мероприятия по обеспечению радиационно-экологической безопасности при проведении работ.

3.29. Дозиметрическая служба или ответственное за дозиметрические измерения лицо определяют, в соответствии с радиационной обстановкой на данном участке, режим работы, СИЗ органов дыхания, зрения и кожи, средства индивидуального контроля доз облучения.

3.30 Работающие с радиоактивными веществами и ИИИ должны:

3.30.1. Строго выполнять требования по применению установленной на текущий день спецодежды, обуви и средств защиты органов дыхания и зрения. Самостоятельные изменения комплекта средств защиты допускаются только в сторону усиления защищенности работающего.

3.30.2. Бережно относиться к применяемым техническим средствам индивидуального контроля доз облучения, носить их только в установленных местах на специальной одежде.

3.30.3. Строго соблюдать процедуру радиометрического обследования загрязненности спецодежды и кожных покровов. Не допускать случаев бесконтрольного выхода с загрязненных участков.

3.30.4. Выполнять требования по переодеванию и смене спецодежды при следовании от раздевалки к рабочим местам и обратно.

3.30.5. Не нарушать установленные руководителем работ последовательность и время выполнения технологических операций, регламент труда и отдыха.

3.30.6. Перед проведением земляных работ в районе сброса пластовой воды или пролива нефти проводить радиометрическое обследование с целью определения средств защиты, времени работы, необходимости пылеподавления и других мер, которые обеспечили бы минимальное загрязнение внутренних поверхностей кабин.

3.30.7. Для снижения вероятности и степени загрязнения радиоактивными веществами кожных покровов и предотвращения попадания их внутрь организма работающий должен выполнять следующие правила:

3.30.7.1. Прием пищи, курение и отдых производить только в специально установленных и обустроенных местах.

3.30.7.2. Перед приемом пищи обязательно мыть руки, прополаскивать ротовую полость чистой водой, проверять руки на отсутствие радиоактивных загрязнений.

3.30.7.3. По окончании рабочей смены в местах, опасных загрязнением радиоактивными веществами, проводить обязательную радиометрическую проверку загрязненности радионуклидами кожных покровов, спецодежды, обуви и средств защиты. В случае обнаружения загрязнения произвести санитарную обработку и дезактивацию.

3.30.7.4 При пребывании на радиоактивно загрязненных участках запрещается:

• Отдыхать лежа (сидя) на траве, земле, песке и других местах, не отведенных для отдыха.
• Употреблять воду из непроверенных случайных источников.
• Употреблять в пищу овощи, фрукты, ягоды, грибы, рыбу и другие дары природы, выращенные и собранные вблизи радиоактивных участков, без радиометрического контроля.

IV. Организация производственного радиационного контроля и обеспечение мер радиационной безопасности при нефтегазодобыче в районах, загрязненных ЕРН и искусственными радионуклидами подземных ядерных взрывов

Особенности обеспечения радиационной безопасности в таких районах обусловлены наличием в нефти и пластовой воде радионуклидов цезия-137, стронция-90, урана-235 и плутония-239, трития и их выходом на дневную поверхность.

Полные сведения о радионуклидном составе в полости взрыва должны быть получены от специализированных организаций, проводивших подземные ядерные взрывы. По этому радионуклидному составу с учетом радиоактивного распада и миграционных способностей разных элементов следует определить, утечка каких именно радионуклидов наиболее вероятна.

В зависимости от сложившейся радиационной обстановки и получаемых доз облучения дифференцированно вводятся защитные мероприятия.

Это требует, в дополнение к изложенному в разделе III, более частого и полного объема радиационного контроля за предотвращением разноса искусственных радионуклидов по помещениям (как служебным, так и жилым) и территориям, контроля и оценки уже сложившейся радиационной обстановки на таких объектах и приведения ее в соответствие с требованиями нормативных документов (НРБ-96 и ОСП-72/87).

4.1 В объем радиационного контроля включают:

4.1.1. Контроль за содержанием осколочной и наведенной активности, а также наличием изотопов неразделившейся части ядерного заряда в выделенных скважинах в районе расположения полости подземного взрыва. Содержание и объем такого контроля должны быть определены специальной инструкцией, разрабатываемой для каждого конкретного объекта.

4.1.2. Контроль за мощностью дозы гамма-излучения на рабочих местах и в других контрольных точках.

4.1.3. Контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами оборудования, инструмента, отходов и транспортных средств.

4.1.4. Контроль за уровнем загрязнения радионуклидами поверхностей кухонного оборудования и столовых (бытовок).

4.1.5. Индивидуальный ежегодный выборочный контроль за поступлением и содержанием радионуклидов цезия-137 в организме работающих.

4.2. Радиационный дозиметрический контроль проводит служба радиационной безопасности НГДУ или ПО. При этом регламент контроля может быть таким, какой указан в табл. 1.

Таблица 1

РЕКОМЕНДУЕМЫЙ РЕГЛАМЕНТ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ

V. Рекомендуемая аппаратура для радиационного контроля

5.1. Для оперативного контроля мощностей доз излучения в местах проведения работ применяют измерители мощности дозы гамма-излучения типа МКС-01Р, ИМД-12, ДБГ-06Т, РКСБ-104, «Припять» и другие аналогичные приборы с чувствительностью аппаратуры не хуже 0.1 мкЗв/ч (10 мкР/ч).

5.2. Контроль уровней загрязнения радионуклидами кожи, техники и оборудования, средств индивидуальной защиты, поверхностей жилых и служебных помещений осуществляют измерителями загрязненности поверхностей бета-частицами типа «КРАБ-3», «КРА-1», «Бета», РУБ-01 П и пр. Чувствительность аппаратуры должна быть не хуже 1.0 част./(мин. см2).

5.3. Определение в воздухе рабочих помещений концентрации радона-222 и дочерних продуктов его распада производится радиометрами аэрозольными типа РАС-04П, ИЗВ-3М, СЭР и др. с чувствительностью не хуже 100 Бк/м3.

5.4. Определение удельной активности пищевых продуктов и даров природы производится в региональных (местных) органах Госкомсанэпиднадзора России или других ведомств, имеющих официальное разрешение на проведение таких измерений.

5.5. Измерение удельной (объемной) активности нефти, газа и пластовой воды, а также спектрометрическое определение радиоизотопного состава этих проб проводят в специализированных региональных лабораториях, имеющих официальное разрешение на проведение таких измерений.

VI. Общие рекомендации по мерам безопасности

6.1. При работах в условиях наличия радиоактивных загрязнений или вероятности возможного появления их в любой момент необходимо помнить, что лучше предотвратить загрязнение персонала, применяемых им СИЗ, техники радионуклидами, чем затем ее продезактивировать.

6.2. Предохраняют от радиоактивного загрязнения отдельные контактирующие с человеком части нефтяного оборудования, оснастки, инструмента и др. покрытием их полиэтиленовой пленкой, которую заменяют после ее порыва или загрязнения выше норм.

6.3. Для достижения допустимых норм при радиоактивном загрязнении технических средств в отведенных для этого местах производится дезактивация, которая может быть частичной или полной.

6.3.1. Частичная дезактивация проводится при условии превышения контрольного уровня загрязнения техники по данным радиометрических измерений.

Радиометрический контроль радиоактивного загрязнения осуществляется как до, так и после дезактивации.

6.3.2. Полная дезактивация проводится по результатам радиометрического контроля после частичной дезактивации, если не удалось достичь установленных уровней.

6.3.3. Дезактивация заканчивается по достижении предельно допустимых или неснижаемых уровней, установленных органами Госкомсанэпиднадзора.

6.4. По окончании работ в условиях контакта с РВ проводят санитарную обработку, которая может быть частичной и полной.

6.4.1. Частичная санитарная обработка выполняется работниками самостоятельно или в порядке взаимопомощи с использованием подручных и штатных средств в случае загрязнения кожи выше ПДУ и обязательно перед приемом пищи, посещением туалета, а также по окончании рабочей смены. Она заключается в удалении радиоактивных веществ с открытых участков тела смыванием водой или специальными растворами.

Проводится по возможности сразу после обнаружения радиоактивного загрязнения.

6.4.2. Полная санитарная обработка заключается в обмывании всего тела теплой водой с мылом с обязательной сменой белья при его загрязнении. Она проводится непосредственно в душевых бригад и лишь в том случае, если после частичной обработки загрязненность кожных покровов выше установленных допустимых уровней.

6.4.3. После санитарной обработки работники подвергаются проверке на полноту обработки с использованием измерителей загрязненности поверхностей бета-активными веществами типа «Бета», «КРАБ-3», РУБ-01П6 и др.

6.4.4. Работники, у которых после санитарной обработки остается загрязненность выше допустимых уровней, подвергаются повторной обработке, причем основное внимание при этом обращается на места, загрязненные выше допустимых уровней.

6.4.5. Полная санитарная обработка проводится не позднее 5 часов с момента загрязнения, т.к. проведение ее через 10 — 12 ч после радиоактивного загрязнения малоэффективно.

6.4.6. В случае разработки органами Госкомсанэпиднадзора России норм радиационной безопасности и санитарных правил работы с ИИИ, создаваемыми естественными радионуклидами при добыче органических топлив, отдельные нормы и предложенные положения могут быть уточнены и пересмотрены.

Приложение 1

ЛАБОРАТОРИЯ КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОННОГО КАЧЕСТВА МАТЕРИАЛОВ

__________________________________________________________________

(название лаборатории)

СЕРТИФИКАТ

РАДИАЦИОННОГО КАЧЕСТВА ИСПОЛЬЗОВАННОГО

НЕФТЕГАЗОВОГО ОБОРУДОВАНИЯ

Аппаратура:

Дозиметр мощности дозы __________________________

Свидетельство о поверке N ___ от ________ Выдано _________________________

(название организации)

Радиометр-дозиметр _________________________________ с блоком для измерений

бета-загрязненности ________________________________ и блоком для измерений

альфа-загрязненности ____________________

Свидетельство о поверке N ______ от _______ Выдано ________________________

(название организации)

Гамма-спектрометр __________ N _____ с измерительными _____________________

Свидетельство о поверке N ______ от _______ Выдано ________________________

(название организации)

Вид пробы, наименование узла, агрегата оборудования, марка материала:

Количество:

Местонахождение:

Полученные результаты в таблице представляются с указанием погрешности

измерений.

Заключение: (дать возможные виды использования)

Заведующий лабораторией __________________ ___________________

(Ф.И.О.) (подпись)

«__» ____________ 199_ г.

Приложение 2

ЖУРНАЛ УЧЕТА ДОЗ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ РАБОТНИКОВ

(название предприятия, организации)

ЗА ______ ГОД

<*> Указать метод, которым определялась доза (индивидуальная термолюминесцентная дозиметрия, расчетный метод по такой-то методике и др.)

Приложение 3

КАРТОЧКА УЧЕТА ИНДИВИДУАЛЬНЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ

(фамилия, имя, отчество)

(предприятие, подразделение)

<*> Указать методики и аппаратуру, использовавшиеся для определения суммарной дозы облучения.

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Активность А радионуклида в источнике — мера радиоактивности, характеризующаяся отношением числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени к этому интервалу времени.

В международной системе измерений СИ единица активности — беккерель, Бк. 1 Бк равен 1 ядерному превращению за 1 секунду или 0,027 нКи. Внесистемная единица активности — кюри, Ки. 1 Ки = 3.7·1010 ядерных превращений за 1 секунду. Используют как кратные, так и дольные единицы, например, милликюри, мКи, 1 мКи = 1·10-3 Ки; микрокюри, мкКи, 1 мкКи = 1·10-6 Ки; нанокюри, нКи, 1 нКи = 1·10-9 Ки = 37 ядерных превращений за 1 секунду.

2. Альфа-излучение (\alpha - \text{излучение}) — ионизирующее излучение, состоящее из альфа-частиц (ядер гелия), испускаемых при ядерных превращениях. В практических исследованиях плотность потока излучения обычно измеряется в частицах/(мин.·см2).

3. Бета-излучение (\beta - \text{излучение}) — электронное (и позитронное) ионизирующее излучение с непрерывным энергетическим спектром, испускаемое при ядерных превращениях. На практике, чаще всего, плотность потока излучения измеряется в частицах/(мин.·см2).

4. Бэр — биологический эквивалент рентгена, внесистемная единица эквивалентной дозы (см. далее).

5. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы:

6. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы:

7. Внешнее облучение — облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующих излучений.

8. Внутреннее облучение — облучение тела от находящихся внутри него источников ионизирующих излучений.

9. Гамма-излучение (\gamma - \text{излучение}) фотонное (электромагнитное) ионизирующее излучение, испускаемое при ядерных и атомных превращениях, аннигиляции пар частиц.

10. Группа Б (персонал) облучаемых лиц — лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников ионизирующих излучений.

11. Группа критическая — для данного источника излучения и данного пути облучения однородная по полу, возрасту, социальным и профессиональным признакам группа лиц из персонала (группа Б) (не менее 10 человек), называется критической, если для ее членов типично получение наивысших эффективных или эквивалентных (в зависимости от ситуации) доз по данному пути облучения и от данного источника излучения.

12. Группы радиационной опасности радиоактивных веществ (радионуклидов) — группы, на которые разделены радионуклиды по их радиационной опасности, как потенциальный источник внутреннего облучения.

В порядке убывания радиационной опасности выделены четыре группы с индексами А, Б, В и Г.

13. Дезактивация — удаление радиоактивных веществ с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, включая организм человека.

14. Доза — сокращенное наименование поглощенной дозы, дозы на орган, эквивалентной дозы, эффективной дозы, ожидаемой эквивалентной дозы или ожидаемой эффективной дозы, в зависимости от контекста.

15. Доза на орган — средняя доза в определенной ткани или органе человеческого тела.

16. Доза поглощенная (доза) — фундаментальная дозиметрическая величина, равная отношению средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме: D = \overline{de}/dm.

В системе СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название — грей (Гр).

17. Доза эквивалентная — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения, WR: HT,R = WR x DT,R,

где DT,R — средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, а WR — взвешивающий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами WR, то эквивалентная доза определяется в виде H_{T} = \sum_{R} W_{R} \cdot D_{T,R}.

Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж/кг, имеющая специальное название зиверт (Зв).

Доза эквивалентная или эффективная ожидаемая — за время \tau, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм. Она определяется в виде

H_{\tau T} = \int_{t_{o}}^{t_{o} + \tau} H_{T}(t) \cdot dt,

где to — момент поступления.

18. Допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА):

1. допустимый уровень объемной активности радионуклида в атмосферном воздухе (ДОАнас). Численно равен отношению предела годового поступления ПГП радионуклида к объему воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года: ДОАнас = ПГП / V;

2. допустимый уровень удельной активности ДУАнас радионуклида в рационе (питьевой воде), численно равный отношению ПГП радионуклида к массе М рациона (воды), с которыми он поступает в организм на протяжении календарного года: ДОАнас = ПГП / М.

19. Допустимая мощность дозы ДМД — допустимый уровень усредненной за год мощности эквивалентной дозы. Численно равна отношению предела дозы ПД ко времени облучения t в течение календарного года: для лиц группы Б ДМДнас = ПД / t.

20. Допустимые уровни общего радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и СИЗ.

Устанавливаются на уровне, не допускающем внешнего и внутреннего облучения людей за счет радиоактивного загрязнения выше предела годовой эффективной (или эквивалентной) дозы ПД, а также предупреждающем загрязнение помещений и территории вследствие разноса радиоактивных веществ.

21. Допустимый выброс радиоактивных веществ — установленный для учреждения контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции.

22. Допустимый сброс радиоактивных веществ — установленный для учреждения контрольный уровень активности радионуклидов, удаляемых за календарный год во внешнюю среду со сточными водами.

23. Естественный фон излучений — эквивалентная доза ионизирующего излучения, создаваемая космическими излучениями и излучениями естественно распределенных природных радионуклидов в поверхностных слоях Земли, приземной атмосфере, пищевых продуктах, воде и организме человека.

24. Загрязнение радиоактивное — присутствие радиоактивных веществ техногенного происхождения на поверхности или внутри материала или тела человека, в воздухе или в другом месте, которое может привести к облучению в индивидуальной дозе более 10 мкЗв/год (1 мбэр/год) или коллективной дозе 1 чел-Зв/год (100 чел-бэр/год).

25. Зиверт — единица измерения эквивалентной и эффективной дозы.

26. Зона наблюдения — территория, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы ПД. В зоне наблюдения проводится радиационный контроль.

27. Изотоп радиоактивный — радионуклид данного химического элемента, например, радиоактивный изотоп радия — радий-226, радиоактивный изотоп тория — торий-232, радиоактивный изотоп калия — калий-40.

28. Ионизирующие излучения — излучения, взаимодействия которых с веществом приводят к образованию в этом веществе ионов разного знака. Ионизирующие излучения состоят из заряженных и незаряженных частиц, а также фотонов.

Энергию частиц ионизирующих излучений измеряют в джоулях (Дж), электрон — вольтах (эВ).

1 Дж = 6.25·1018 эВ. 1 эВ = 1.6·1019 Дж.

Используют также единицы:

• килоэлектрон-вольт, кэВ, 1 кэВ = 1·103 эВ;
• мегаэлектрон-вольт, МэВ, 1 МэВ = 1·106 эВ и др.

Примечания. 1. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относят к ионизирующим излучениям.

2. В качестве сокращенной формы используют также термин излучения.

29. Источник закрытый — радионуклидный источник ионизирующего излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

30. Источник излучения техногенный — источник ионизирующего излучения, специально созданный для полезного применения этого излучения или являющийся побочным продуктом технической деятельности.

31. Источник ионизирующего излучения — устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

32. Источник открытый — радионуклидный источник, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

33. Источники излучения природные — источники излучения природного происхождения, включая космическое излучение, а также земные источники излучения, присутствующие в жилищах, на шахтах, в источниках минеральных вод, органических полезных ископаемых и т.д.

34. Калий-40 (природный изотоп) распадается с испусканием бета(-)-частиц с энергией 1.32 МэВ и превращается в аргон-40 с периодом полураспада 1.25·109 лет и путем электронного захвата (ЭЗ) или бета(+)-распада превращается в кальций-40.

35. Критический орган — ткань, орган или часть тела, облучение которого в данных условиях неравномерного облучения организма может причинить наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства.

В порядке убывания радиочувствительности критические органы относят к I, II или III группам, для которых устанавливают разные значения основных дозовых пределов. При сравнительно равномерном облучении организма ущерб здоровью рассматривают по уровню облучения всего тела, что соответствует I группе критических органов.

36. Кюри — (см. п. 1).

37. Лицензия — разрешение, которое выдается регулирующими органами на основе оценки безопасности и сопровождается специальными предписаниями и условиями, которые должны быть выполнены юридическим лицом, получившим лицензию.

38. Минимальная значимая активность МЗА — наименьшая активность открытого источника на рабочем месте, при которой требуется разрешение органов санэпиднадзора на использование этого источника.

39. Мощность дозы — сокращенное наименование мощности эквивалентной (dH), поглощенной (dD) или эффективной дозы (dE) — отношение приращения дозы за интервал времени dt к этому интервалу времени: H = dH / dt (Зв/с), D = dD / dt (Гр/с), E = dE / dt (Зв/с).

40. Наряд-допуск — внутренний документ учреждения, выдаваемый должностным лицом руководителю бригады или исполнителю работ в случае, когда радиационная обстановка в месте проведения работ заставляет ограничивать их продолжительность. В наряде-допуске указывается конкретный характер и место проведения работы, меры радиационной безопасности, средства индивидуальной защиты и дозиметрическое обеспечение, сроки проведения работы и (или) доза, которую разрешается получить за это время, а также другие необходимые сведения.

41. Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности — радиоактивные вещества, которые самопроизвольно или при эксплуатации не переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и не удаляются применяемыми эффективными способами дезактивации. Поверхности с фиксированным загрязнением являются источником только внешнего облучения.

42. Облучение — воздействие на людей ионизирующего излучения, которое может быть внешним воздействием от источников, находящихся вне тела человека, или внутренним воздействием от источников, попавших внутрь его организма.

43. Облучение аварийное — облучение, возникающее в результате радиационной аварии.

44. Облучение природное — те виды облучения, которые обусловлены природными источниками излучения.

45. Облучение профессиональное — воздействие ионизирующего излучения на работников (персонал) вследствие их работы с техногенными источниками излучения, кроме воздействий излучения, исключенных из действия НРБ-96.

46. Открытый источник — радионуклидный источник излучений, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

47. Отходы радиоактивные — не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом агрегатном состоянии:

• материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными правовыми актами;
• отработавшее ядерное топливо;
• отработавшие свой ресурс или поврежденные радионуклидные источники;
• извлеченные из недр и складируемые в отвалы и хвостохранилища породы, руды и отходы обогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными правовыми актами.

48. Период полураспада радионуклида Т1/2 — время, в течение которого число ядер данного радионуклида в результате самопроизвольных ядерных превращений уменьшается в два раза.

49. Персонал — лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

50. Поступление радионуклидов — численное значение величины активности радионуклидов, проникших внутрь организма при вдыхании, заглатывании или через кожу.

51. Предел годового поступления ПГП — поступление данного радионуклида в течение года в организм условного человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной (или эквивалентной) дозы.

52. Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы — величина эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться за год; пределы дозы устанавливаются на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы.

53. Рабочее место — место (помещение) пребывания работников для выполнения производственных функций в течение не менее половины рабочего времени или двух часов непрерывно. Если обслуживание процессов производства осуществляется в различных участках помещения, то рабочим местом считается все помещение.

54. Радиационный контроль — получение информации об уровнях облучения людей, о радиационной обстановке в учреждении и в окружающей среде и их прогнозирование.

55. Радиационная опасность радионуклида — радиационные и гигиенические характеристики радиоактивного вещества, определяющие его опасность для облучаемого объекта.

56. Радий-226 относится к группе «А» радиационной опасности, т.е. к потенциально наиболее опасным источникам внутреннего облучения. Он распадается с испусканием альфа-частиц с энергией 4.78 МэВ с периодом полураспада 1620 лет. Радий также испускает гамма-излучение.

Схема радиоактивного распада ядер природного урана-238 приведена в табл. 2. Для упрощения восприятия в схеме не даны некоторые короткоживущие радионуклиды боковых цепочек распада.

Таблица 2

ХАРАКТЕРИСТИКА НУКЛИДОВ СЕМЕЙСТВА УРАНА-238 СО СХЕМОЙ РАСПАДА

<*> Альфа-распад, бета-распад.

57. Радиоактивность — самопроизвольное превращение неустойчивого изотопа одного химического элемента из основного или метастабильного состояния в изотоп другого элемента, сопровождающееся испусканием частиц или ядер.

58. Радионуклид — радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов — и с данным энергетическим состоянием атомного ядра.

59. Радионуклидный источник — источник ионизирующего излучения, содержащий радионуклид или смесь радионуклидов.

60. Радон-222 — это дочерний продукт распада радия-226. Оба они являются альфа-излучателями и входят в большое радиоактивное семейство, родоначальником которого является природный уран с массовым числом 238 и в небольших количествах содержащийся во всех видах почв. Радон-222 относится к группе «А» радиационной опасности, т.е. является одним из потенциально наиболее опасных как источник внутреннего облучения.

61. Санитарно-защитная зона — территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов или сбросов, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации учреждения может превысить предел дозы ПД. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений (например, не допускается проживание, выпас скота и т.д.) и проводится радиационный контроль.

62. Санпропускник — помещения, предназначенные для смены одежды, санитарной обработки работников и контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов и спецодежды.

63. Снимаемое (нефиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности — радиоактивные вещества, которые самопроизвольно или при эксплуатации переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и удаляются применяемыми способами дезактивации.

64. Средства индивидуальной защиты (СИЗ) — технические средства защиты работников от поступления радиоактивных веществ внутрь организма, радиоактивного загрязнения кожных покровов и внешнего облучения.

К СИЗ относят респираторы, противогазы, защитные костюмы, бахилы, фартуки, перчатки, очки, щитки и пр.

65. Техногенный фон излучений — естественный фон излучений, измененный в результате деятельности людей.

66. Торий-232 относится к группе «Г» радиационной опасности, т.е. к менее опасным источникам внутреннего облучения. Он распадается с испусканием альфа-частиц. Схема естественного радиоактивного распада ядер природного тория-232 дана в табл. 3.

67. Уровень контрольный — численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемые руководством учреждения и органами Госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала (групп А и Б), радиоактивного загрязнения окружающей среды.

68. Экспозиционная доза — измеряется внесистемными единицами рентгенами Р. Один рентген — это такая доза рентгеновского или гамма-излучения, которая создает в 1 см3 воздуха при температуре 273 К и давлении 760 мм рт. ст. 2.09·109 пар ионов.

В практике используются кратные доли рентгена: миллирентген (мР), микрорентген (мкР). 1 мР = 10-3 Р; 1 мкР = 10-3 мР = 10-6 Р.

В системе СИ экспозиционная доза измеряется в кулонах на кг (1 Р = 2.58·10-4 Кл/кг).

Экспозиционная доза в рентгенах достаточно надежно характеризует потенциальную опасность воздействия ионизирующих излучений при общем и равномерном облучении тела человека.

Таблица 3

ХАРАКТЕРИСТИКА НУКЛИДОВ СЕМЕЙСТВА ТОРИЯ-232 СО СХЕМОЙ РАСПАДА

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Ионизирующие излучения и их измерения. Термины и определения. ГОСТ 15484-81. М.: Стандарты, 1981. Единицы физических величин. ГОСТ 8417-81 (СТ СЭВ 1052-78). М.: Стандарты, 1982.

2. Закон Российской Федерации «О радиационной безопасности населения», № 3-ФЗ от 09.01.96.

3. Закон Российской Федерации «Об использовании атомной энергии», № 170-ФЗ от 21.11.95.

4. Нормы радиационной безопасности НРБ-96. — М.: Информационно-издательский центр Госкомсанэпиднадзора России, 1996. — 127 с.

5. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 70 с.

6. Радиационные величины и единицы: Доклад 33 МКРЭ: Пер. с англ./Под ред. И.Б. Кеирим-Маркуса. М.: Энергоатомиздат, 1985.

7. Основные концепции и величины, используемые МКРЗ: Публикация 42 МКРЗ: Пер. с англ./Под ред. А.А. Моисеева и Р.М. Алексахина. М.: Энергоатомиздат, 1987.

8. Радиация. Дозы, эффекты, риск. Пер. с англ. М.: Мир, 1990.

9. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Энергоатомиздат, 1991.

10. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. М.: Энергоатомиздат, 1990.

11. Кириллов В.Ф., Черкасов Е.Ф. Радиационная гигиена. М: Медицина, 1982.