Типовые Инструкции по обеспечению радиационной безопасности

(введены в действие Приказом Минтопэнерго РФ от 10.02.1997 № 44)

Настоящая Типовая инструкция разработана Международной академией экологической реконструкции (МАЭР) по заказу Министерства топлива и энергетики Российской Федерации. Для разработки были привлечены ведущие специалисты Московского центра проблем здоровья, ТОО «Потенциал-М», ряда других организаций.

Использован опыт работы предприятий и организаций, занимающихся техникой радиационной защиты, в различных ведомствах и отраслях.

Типовая инструкция содержит организационные и методические требования, выполнение которых является обязательным при разработке мероприятий по радиационной защите персонала ТЭК, работающего в условиях воздействия ионизирующих излучений от искусственных радионуклидов.

Авторский коллектив:

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

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

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

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

Перминова Г.С., начальник отдела радиационной гигиены Госсанэпиднадзора Минздрава России.

Типовая инструкция должна пересматриваться один раз в 3 года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей, а 1 раз в 5 лет Инструкция подлежит переизданию.

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

В Инструкции описаны принципиальные подходы и решения к осуществлению техники радиационной защиты при работе с источниками ионизирующих излучений и правила личной гигиены при выполнении работ на радиоактивной местности, загрязненной искусственными радионуклидами.

Инструкция разработана на основе нормативно-технических документов, действующих в Российской Федерации и в Минтопэнерго России, с учетом требований которых производится разработка инструкций по радиационной защите в отраслях и на объектах топливно-энергетического комплекса России.

Настоящая Инструкция является организационно-методическим документом по радиационной защите персонала в ТЭК России, с учетом требований которой производится разработка инструкций по радиационной защите в отраслях ТЭКа и на объектах топливно — энергетического комплекса России.

1.1. Обеспечение радиационной безопасности, как правило, требует осуществления комплекса защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, и в первую очередь, от типа источника излучения и технологии выполняемой работы.

Производственная деятельность работников предприятий топливно-энергетического комплекса на радиоактивно загрязненной искусственными радионуклидами местности, образовавшейся в результате различных радиационных аварий, связана как с открытыми, так и с закрытыми источниками ионизирующих излучений.

Применение соответствующих мер по радиационной защите персонала позволяет значительно уменьшить дозы облучения персонала, загрязнения радионуклидами оборудования, помещений и окружающей среды при работах на радиоактивно загрязненной местности (РЗМ).

1.2 В настоящей Инструкции используются следующие понятия:

Источник ионизирующего излучения (ИИИ) — устройство или радиоактивное вещество, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

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

Закрытыми называются радионуклидные источники ионизирующих излучений, устройство которых исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан, при соблюдении установленных и контролируемых условий.

При работе с закрытыми источниками ИИ работники могут подвергаться только внешнему облучению, поэтому все защитные мероприятия в данном случае проводятся с учетом отсутствия поступления радиоактивных веществ в организм человека.

Открытыми называются радионуклидные источники излучений, при использовании которых возможно поступление содержащихся в них радионуклидов в окружающую среду, производимую продукцию, в результате чего происходит не только внешнее, но и внутреннее облучение персонала за счет поступления радиоактивных веществ в организм человека.

1.3. Техника радиационной защиты персонала, позволяющая обеспечить снижение доз облучения при работах на РЗМ, основана на применении законов распространения радиоактивных веществ в различных средах и характера взаимодействия ионизирующих излучений с веществом.

Техника радиационной защиты основывается на следующих положениях:

• доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения (мощности дозы) и времени его воздействия;
• интенсивность излучения от точечного источника (для точечного источника его размеры в 10 раз менее расстояния до точки измерения) пропорциональна количеству квантов или частиц, испускаемых им в единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника до точки излучения;
• при экранировании ИИИ интенсивность излучения убывает по экспоненциальному закону в зависимости от толщины экранов и удельной массы материалов, из которых изготовлены экраны;
• распространение радиоактивных аэрозолей в воздушной среде и их оседание на местности и на поверхностях зданий, сооружений и технических средств, создающее радиоактивное загрязнение, зависит от состояния атмосферы, погодных и климатических условий. Расчет переноса радиоактивных аэрозолей и формирование радиоактивных загрязнений производится по специальным методикам Госкомгидромета России.

1.4. Снижение внутреннего облучения персонала путем ограничения поступления радиоактивных веществ в организм человека достигается применением следующих мер защиты:

• герметизацией производственного оборудования с целью изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радиоактивных веществ в окружающую среду;
• использованием специальных защитных материалов, средств индивидуальной защиты (СИЗ), защитных экранов;
• санитарной обработкой работников, выполнением ими правил личной гигиены;
• предотвращением распространения радиоактивных загрязнений на поверхности технических изделий, средства индивидуальной защиты или их очистка.

1.5 Основными принципами радиационной защиты являются:

• защита временем;
• защита расстоянием;
• защита экранированием;
• защита ограничением поступления радионуклидов в организм человека.

2.1 Основы организации радиационной защиты

При организации защитных мероприятий следует руководствоваться основными дозовыми пределами, допустимыми уровнями общего радиоактивного загрязнения, контрольными уровнями (дозы и уровни), устанавливаемыми администрацией учреждения по согласованию с региональными органами Госсанэпиднадзора Минздрава России.

Система радиационной защиты включает установление соответствующих зон на загрязненных территориях, использование защитных приспособлений, выполнение санитарно-технических и санитарно-профилактических мероприятий.

Мероприятия по индивидуальной защите включают регламентирование допуска к работе (Приказ Минздравмедпрома России от 14.03.96 № 90), использование средств индивидуальной защиты, контроль облучаемости персонала и соблюдение норм личной гигиены.

При работах с закрытыми источниками ИИ организуется дозиметрический контроль, при работе с открытыми ИИИ — дозиметрический и радиометрический контроль. При радиометрическом контроле руководствуются нормами допустимых уровней радиоактивного загрязнения кожи, рабочих поверхностей, спецодежды и СИЗ (в течение рабочей смены).

При всех работах с радиоактивными веществами и ИИИ выставляется (вывешивается) знак радиационной опасности, указывается мощность дозы излучения на расстоянии 1 м и вплотную, уровни радиоактивного загрязнения.

2.2 Мероприятия по обеспечению радиационной защиты

2.2.1. Сокращение времени работы с источниками ионизирующих излучений («защита временем»). Сокращая сроки работы с загрязненными искусственными радионуклидами (ИРН) оборудованием, можно значительно уменьшить дозы облучения работников. Это мероприятие защиты в условиях предприятий ТЭКа может быть широко использовано, так как работники могут выполнять операции с источниками высокой активности и при прямых манипуляциях с ними.

2.2.2. Увеличение расстояния от источников ионизирующих излучений до работающих («защита расстоянием»). Простой и достаточно надежный способ защиты, когда защита обеспечивается достаточным удалением работающих от источника излучений. Например, увеличение удлинения инструментария в 2,5 раза может снизить дозу, Получаемую пальцами кисти работающего, в 5...10 раз.

2.2.3. Экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующие излучения («защита экранированием»). Позволяет значительно снизить дозу облучения работающих при применении экранов из различных материалов.

Так, лучшими для защиты от гамма-излучения по кратности ослабления и с учетом стоимости при наименьшей толщине экрана являются свинец и сталь.

Для ослабления гамма-излучения в 1,5 — 5 раз необходимы листы следующей толщины d:

для защиты от гамма-излучения цезия-137 (энергия гамма — квантов 0,661 МэВ):

лист стальной (железный):

d = 1,8 см, КО = 1,5;

d = 2,8 см, КО = 2,0;

d = 5,3 см, КО = 5,0,

лист свинцовый:

d = 0,36 см, КО = 1,5;

d = 0,76 см, КО = 2,0;

d = 1,74 см, КО = 5,0,

для защиты от гамма-излучения йода-131 (энергия гамма — квантов 0,971 МэВ):

лист стальной (железный):

d = 2,1 см, КО = 1,5;

d = 3,3 см, КО = 2,0;

d = 6,4 см, КО = 5,0,

лист свинцовый:

d = 0,85 см, КО = 1,5;

d = 1,30 см, КО = 2,0;

d = 2,8 см, КО = 5,0,

где КО — коэффициент ослабления гамма-излучения.

Однако, учитывая высокую стоимость свинца и стали, можно применять экраны из более легких материалов — просвинцованного стекла, бетона, железобетона и даже воды. В этом случае, естественно, эквивалентная толщина экранов многократно превзойдет ту, которая могла бы обеспечить нужную кратность ослабления с помощью свинца и стали.

Для ослабления гамма-излучения цезия-137 в 1,5 — 5 раз необходимы слои следующей толщины d:

бетон (плотность 2,3 кг/куб. дм):

d = 8,2 см, КО = 1,5;

d = 12,4 см, КО = 2,0;

d = 22,1 см, КО = 5,0,

вода (плотность 1,0 кг/куб. дм):

d = 20,4 см, КО = 1,5;

d = 27,0 см, КО = 2,0;

d = 47,0 см, КО = 5,0.

Для ослабления гамма-излучения йода-131 в 1,5 — 5 раз необходимы слои следующей толщины d:

бетон (плотность 2,3 кг/куб. дм):

d = 8,5 см, КО = 1,5;

d = 12,9 см, КО = 2,0;

d = 23,5 см, КО = 5,0,

вода (плотность 1,0 кг/куб. дм):

d = 20,0 см, КО = 1,5;

d = 28,0 см, КО = 2,0;

d = 50,0 см, КО = 5,0.

При устройстве эффективных экранов для защиты от гамма — излучения в первую очередь исходят из соображений технологии производства и возможных экономических затрат (стоимости экранов из тех или иных материалов).

Защиту с использованием экранов необходимо предусматривать в первую очередь при транспортировке радиоактивных отходов, перевозке радиоактивного грунта и загрязненного радионуклидами технологического оборудования.

2.2.4. Защита персонала от радиоактивных аэрозолей и радиоактивных загрязнений.

Наряду с обычными механизмами возникновения аэрозолей, которые сопровождают работы с неактивными материалами (например, при механической обработке, при сварке, химических процессах и пр.) при операциях с загрязненным радиоактивными веществами оборудованием, необходимо учитывать следующие особенности:

• образование радиоактивных аэрозолей, поступающих в воздух на рабочем месте при обработке деталей, загрязненных искусственными радионуклидами;
• образование радиоактивных аэрозолей за счет выбрасывания в воздух с загрязненных радионуклидами поверхностей ядер отдачи; даже в том случае, когда возникающие при распаде ядра отдачи неактивны, они часто способны механически увлекать в воздух частицы радиоактивного материнского элемента. Указанный процесс образования аэрозолей встречается при распаде некоторых радионуклидов на загрязненных поверхностях, т.е. источниками образования радиоактивных аэрозолей могут быть не только выполняемые производственные операции, но и загрязненные рабочие поверхности, спецодежда, средства индивидуальной защиты и обувь.

Для предотвращения загрязнения производственных помещений и рабочих поверхностей перед началом работ с загрязненным оборудованием следует поверхности застелить любым малосорбирующим материалом (пластикатом рецептуры 57-40, полиэтиленовой пленкой и др.).

Перед проведением работ на открытой местности с оборудованием, загрязненным ИРН, необходимо также предусмотреть мероприятия, предотвращающие загрязнение окружающей среды.

В комплексе мероприятий по радиационной безопасности важное место занимают средства индивидуальной защиты (СИЗ), предназначенные для защиты органов дыхания и кожи персонала.

В случаях длительной (более 30 мин.) работы с загрязненными ИРН деталями следует применять для защиты органов зрения от бета — излучателей и гамма-излучения низкой энергии щитки из органического стекла или защитные очки.

Для защиты органов дыхания при работе в условиях возможного образования радиоактивных аэрозолей (токарные, сварочные, земляные работы на загрязненных ИРН участках, очистка загрязненного ИРН оборудования) обязательно применение респираторов.

Для защиты кожных покровов персонала должна применяться спецодежда и комплекты защитной одежды, изготовленные из прорезиненной ткани или прочной малосорбирующей радионуклиды пленки.

В случае попадания радиоактивных веществ на спецодежду и кожу, работающих возможно не только дополнительное облучение кожи, но и поступление их внутрь организма даже через неповрежденную кожу.

Кроме того, появляется вероятность переноса радиоактивных веществ в чистые производственные и жилые помещения.

Поэтому при работе с открытыми источниками необходимо выполнять требования так называемой радиационной асептики, под которой понимается совокупность мер, направленных на предупреждение попадания радионуклидов на спецодежду, СИЗ и кожу работающих.

С целью профилактики попадания радиоактивных веществ в желудочно-кишечный тракт запрещается курение в рабочей зоне, хранение и употребление пищевых продуктов, хранение косметики и домашней одежды и других предметов, не имеющих прямого отношения к работе.

В случае обнаружения загрязнения радионуклидами кожи работающих проводится их немедленная санитарная обработка. Кожа человека хорошо очищается с помощью мыла и теплой воды. Коли такая обработка не дает желаемого результата, используют специальные моющие средства.

По окончании выполнения работ с загрязненным ИРН оборудованием обязателен дозиметрический контроль за уровнем загрязнения кожи и спецодежды работающих с обязательным повторным контролем после санитарной обработки.

Настоящая Типовая инструкция разработана Международной академией экологической реконструкции (МАЭР) по заказу Министерства топлива и энергетики Российской Федерации. Для разработки были привлечены ведущие специалисты Московского центра проблем здоровья, ТОО «Потенциал-М», ряда других организаций.

Использован опыт работы предприятий и организаций, занимающихся дезактивацией технических изделий, в различных ведомствах и отраслях.

Типовая инструкция содержит организационные и методические требования, выполнение которых является обязательным при проведении дезактивации загрязненного искусственными радионуклидами технологического оборудования, помещений и технических средств.

Авторский коллектив:

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

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

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

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

Перминова Г.С., начальник отдела радиационной гигиены Госсанэпиднадзора Минздрава России.

Типовая инструкция должна пересматриваться один раз в 3 года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей, и 1 раз в 5 лет Инструкция подлежит переизданию.

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

В Инструкции описаны принципиальные подходы и решения при проведении дезактивации загрязненного искусственными радионуклидами технологического оборудования, помещений и технических средств в условиях радиоактивного загрязнения местности.

Инструкция разработана на основе нормативно-технических документов, действующих в Российской Федерации и в Минтопэнерго России.

Настоящая Инструкция является обязательным организационно — методическим документом по дезактивации объектов и оборудования отраслей ТЭКа Минтопэнерго России, с учетом требований которого производится разработка конкретных инструкций по проведению дезактивационных работ в отраслях и на объектах топливно — энергетического комплекса России.

1.1. Дезактивация заключается в удалении радиоактивных веществ с поверхностей до полного снятия радиоактивных загрязнений или их снижения до уровней, допускаемых требованиями действующих нормативных документов, или до неснижаемых уровней с целью предотвращения распространения радионуклидов и попадания их внутрь организма.

1.2. Объектами дезактивации являются поверхности оборудования, помещений, средства индивидуальной защиты, обувь, спецодежда и транспортные средства, используемые при работах на радиоактивно загрязненной местности (РЗМ).

1.3. Измерение уровней загрязнений радиоактивными веществами, испускающими бета-частицы, производят с помощью бета-радиометров типа КРБ-1, КРАБ-3, МКС-01Р, РУП-1, «Бета» с бета-датчиком, РКСБ-104, «Припять» или им подобных.

1.3.1. Уровни загрязнения поверхностей альфа-активными веществами измеряют радиометрами типа КРА-1, КРАБ-3, РУП-1, МКС-01Р-01 с альфа-датчиком и др.

1.3.2. Уровни радиоактивного загрязнения нефиксированной (снимаемой) части загрязнений могут быть измерены методом мазков.

1.4 Дезактивация проводится одним из следующих способов:

• смыванием радиоактивных веществ дезактивирующими растворами, водой и растворителями (керосином, бензином, дизельным топливом) с одновременной обработкой (протиранием) загрязненной поверхности щетками, с использованием гидровакуумной дезактивирующей установки (ГВДУ) и авторазливочных станций типа АРС;
• смыванием радиоактивных веществ струей воды под давлением;
• удалением радиоактивной пыли методом пылеотсасывания;
• удалением радиоактивных веществ обтиранием загрязненной поверхности ветошью (паклей), смоченной дезактивирующими растворами, водой или растворителями;
• сметанием, стиранием, соскабливанием радиоактивных осаждений, пыли и грязи вениками, щетками, скребками, лопатами и др. подручными средствами.

1.5. Перед началом дезактивации с поверхности технических средств необходимо лопатой, скребком и другими подручными средствами удалить грунт, грязь, загустевшую смазку.

1.6. Один цикл дезактивации заключается в обработке (протирании) загрязненной поверхности моющим раствором с последующим смыванием его водой.

Для достижения полноты производится 2 — 3 цикла дезактивации, каждый раз с использованием чистых материалов.

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

1.8. Если после проведения трехкратного цикла дезактивации уровни радиоактивного загрязнения будут превышать установленные нормы, то загрязнение считается фиксированным (неснимаемым). Решение о дальнейшем применении такого продезактивированного оборудования принимают с учетом мощности дозы излучения от него. При этом исходят из временного допустимого уровня, установленного на период конкретной аварии.

При превышении мощности дозы излучения от поверхности оборудования установленной на период радиационной аварии величины загрязненное оборудование передают на захоронение как твердые радиоактивные отходы или принимают организационные и другие меры к ограничению контакта с ним персонала.

2.1. Определение объема работ по дезактивации принимается на основании обнаруженных при радиометрических измерениях уровней загрязнений, превышающих установленные допустимые уровни.

2.2. В объем работ по дезактивации включаются работы по предотвращению возможного разноса радиоактивных веществ по производственным помещениям и территории.

Пол помещения под демонтируемым оборудованием покрывают 2 — 3 слоями полиэтиленовой пленки или слоем пластиката.

При транспортировке демонтированных деталей внутри помещений к участку дезактивации их заворачивают в полиэтиленовую пленку или помещают на специальные поддоны.

3.1. Участок дезактивации в летних условиях целесообразно оборудовать на открытой местности на территории объекта, под навесом.

При необходимости проведения дезактивационных работ в зимнее время участок дезактивации следует разместить в одном из отапливаемых помещений объекта.

3.2. До начала дезактивации пол (территорию) участка дезактивации покрывают полиэтиленовой пленкой или пластикатом.

3.3 В состав оборудования участка дезактивации должны входить:

• ванна для проведения дезактивации;
• ванна для промывки продезактивированного оборудования;
• емкости для приготовления дезактивирующих растворов и других необходимых реагентов;
• емкости для сбора жидких и твердых радиоактивных отходов, образующихся в процессе дезактивации;
• устройство для подогрева воды при приготовлении дезактивирующих растворов;
• щетки с ручками, скребки, обтирочный материал (ветошь хлопчатобумажная);
• фартуки пластиковые, бахилы, перчатки резиновые, очки защитные, сменная спецодежда, респираторы;
• емкости для отверждения жидких радиоактивных отходов;
• цемент и песок, используемые для отверждения жидких радиоактивных отходов;
• измерители дозы облучения, бета- и альфа-радиометры.

3.4. Ванны для проведения дезактивации и промывки оборудования должны иметь размеры, позволяющие размещать демонитрованное оборудование без превышения им верхнего края ванны с учетом уровня внутренней решетки.

Внутри ванн следует установить решетки для непосредственного размещения дезактивируемого оборудования.

Высота решеток над днищем должна быть не менее одной трети высоты борта ванны.

Для удобства работ рядом с ванной может быть смонтирован помост (подставка).

4.1. Для дезактивации оборудования готовится 0,075 — 0,2% раствор любого моющего порошка в воде.

Раствор готовится непосредственно перед применением. Для этого отмеренный объем воды нагревается до температуры не менее 85° С, в него насыпается необходимое количество порошка из расчета 0,075 — 0,2% по массе, и раствор тщательно перемешивается.

Засыпку порошка производят в респираторе и защитных очках.

4.2. Если дезактивируемая поверхность оборудования окрашена, то для удаления краски используют химическую щелочную смывку.

5.1. Для дезактивации деталь помещают в ванну на решетку и закрепляют (придерживают).

5.2 Удаляют краску и продукты коррозии.

5.3. Капроновую щетку или ветошь обильно смачивают моющим раствором и быстрыми движениями протирают дезактивируемую поверхность до появления пены, затем пену смывают водой. Операцию повторяют 2 — 3 раза. После чего поверхность протирают сухой чистой ветошью или сушат на воздухе.

5.4. Решение об окончании дезактивации и о дальнейшем использовании продезактивированных деталей принимают по результатам радиометрического и дозиметрического контроля.

5.5. Детали, не поддающиеся дезактивации, а также использованная ветошь, щетки, загрязненное оборудование и т.п. помещают в сборники твердых радиоактивных отходов.

5.6. Продезактивированные до установленных уровней детали сушат, при необходимости окрашивают и передают в эксплуатацию.

5.7. До начала дезактивации сложных технических изделий (летательные аппараты, промышленные трансформаторы и т.п.) должно быть получено согласование с предприятием — разработчиком и изготовителем этих изделий.

5.8. Спецодежда и средства защиты органов дыхания и зрения, загрязненные выше установленных уровней, подлежат дезактивации в спецпрачечных.

Если загрязнение превышает предельно допустимый уровень в 100 <*> раз и более, то спецодежду и средства защиты не дезактивируют, а сдают на захоронение как твердые радиоактивные отходы.

---

<*> Данный норматив установлен на основании опыта работ по дезактивации в Военно-Морском Флоте с учетом оптимизации затрат на дезактивацию.

6.1. Дезактивацию помещений проводят влажным способом или с использованием специальных пылесосов, гидровакуумной дезактивирующей установки, ранцевых дезактивирующих устройств и др.

6.2. Дезактивацию загрязненных поверхностей осуществляют протиранием поверхности помещений сверху вниз щетками, ветошью до образования пены, следя за тем, чтобы дезактивирующий раствор не разбрызгивался. По окончании обработки поверхности дезактивирующим раствором ее протирают чистой водой, а затем сухой ветошью. Операцию повторяют 2 — 3 раза.

6.3 Дезактивацию помещений производят в следующей последовательности:

• потолок помещения, потолочные светильники, стены сверху вниз, включая воздуховоды, размещенное на них оборудование, приборы и пр., окна, мебель, двери, пол;
• начинают дезактивацию от менее загрязненных (более чистых) мест, передвигаясь к более загрязненным.

6.4. Если обычная обработка (смывание растворами) не дает результата, то используют специальные способы дезактивации: снятие лакокрасочного покрытия растворителями, травление поверхности кислотами или щелочами, механическое удаление загрязненного радионуклидами слоя.

6.5. Решение об окончании дезактивации принимают по результатам радиометрического контроля. Тип датчика радиометрического прибора должен соответствовать типу излучения.

6.6. По окончании дезактивации в специально отведенном месте дезактивируют использованные для дезактивации установки, приборы, инструмент и приспособления.

6.7. Непродезактивированное до установленных уровней съемное оборудование сдают на специальные пункты дезактивации или на захоронение.

6.8. Образовавшиеся при дезактивации жидкие и твердые радиоактивные отходы сдают на захоронение.

7.1. Дезактивации подлежат техника и транспортные средства, которые к моменту окончания работ на объекте оказались загрязненными радионуклидами выше установленных уровней.

7.2. Наиболее вероятными местами загрязнений могут быть рабочие органы, контактирующие с грунтом, колеса, двигатели, нижняя поверхность крыльев летательных аппаратов, а также воздушные фильтры двигателей, воздуховоды вентиляционных систем и фильтры очистки, различные замасленные места.

7.3. Дезактивация производится в местах загрязнений в стороне от объекта, на дерновых участках территории, не используемых в хозяйственной деятельности и не имеющих поверхностных стоков в водоемы.

7.4. Дезактивацию загрязненных поверхностей осуществляют протиранием поверхности сверху вниз щетками, ветошью до образования пены, следя за тем, чтобы дезактивирующий раствор не разбрызгивался.

Замасленные детали и детали, покрытые смазкой, дезактивируют органическими растворителями, дизтопливом, керосином и др.

7.5. Если обычная обработка (смывание растворами) не дает результата, то используют специальные способы дезактивации: снятие лакокрасочного покрытия растворителями, травление поверхности кислотами или щелочами, механическое удаление загрязненного радионуклидами слоя.

По окончании обработки поверхности дезактивирующим раствором ее протирают чистой водой, а затем сухой ветошью. Операцию повторяют 2 — 3 раза.

7.6. Решение об окончании дезактивации принимают по результатам радиометрического контроля. Тип датчика радиометрического прибора должен соответствовать типу излучения.

7.7. Если после 3-кратного цикла дезактивации поверхностное загрязнение превышает установленные уровни, то дезактивацию прекращают, а технику направляют по договору на специализированные предприятия или ее использование определяется в соответствии с действующими нормативными актами.

7.7. Образовавшиеся при дезактивации твердые радиоактивные отходы собирают в контейнер для радиоактивных отходов и передают на захоронение.

8.1. Все работы по демонтажу оборудования, узлов, дезактивации и обращению с радиоактивными отходами проводят в спецодежде, резиновых перчатках, пластиковых (прорезиненных) бахилах и переднике, защитных очках, респираторе и при надетом головном уборе из комплекта спецодежды.

8.2. При выполнении дезактивационных работ необходимо обеспечить постоянный радиометрический контроль эффективности дезактивации, а также контроль загрязнения средств индивидуальной защиты (СИЗ), спецодежды и поверхностей участка дезактивации.

8.3. При необходимости покинуть участок дезактивации работники проходят дозиметрический контроль уровней загрязнения спецодежды и СИЗ и в случае обнаружения загрязнений выше установленных уровней указанные средства подлежат замене.

8.4. По окончании дезактивационных работ проводят дозиметрическое обследование участка дезактивации и мест, где выполнялся демонтаж (монтаж) оборудования.

Съемное оборудование участка дезактивации промывают и переносят в предназначенное для хранения место.

8.5. По окончании указанных работ все участники проходят обязательную санитарную обработку и радиометрическое обследование.

Настоящая Типовая инструкция разработана Международной академией экологической реконструкции (МАЭР) по заказу Министерства топлива и энергетики Российской Федерации. Для разработки были привлечены ведущие специалисты Московского центра проблем здоровья, ТОО «Потенциал-М», ряда других организаций.

Использован опыт работы предприятий и организаций, обеспечивающих индивидуальный дозиметрический контроль, в различных ведомствах и отраслях.

Типовая инструкция содержит организационные и методические требования, выполнение которых является обязательным при осуществлении индивидуального дозиметрического контроля в процессе выполнения работ на радиоактивно загрязненной местности, образовавшейся в результате радиационных аварий.

Авторский коллектив:

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

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

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

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

Перминова Г.С., начальник отдела радиационной гигиены Госсанэпиднадзора Минздрава России.

Типовая инструкция должна пересматриваться один раз в 3 года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей, а 1 раз в 5 лет Инструкция подлежит переизданию.

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

В Инструкции описаны принципиальные подходы и решения в проведении индивидуального дозиметрического контроля персонала предприятий, организаций и учреждений топливно-энергетического комплекса России на радиоактивно загрязненной местности.

Инструкция разработана на основе нормативно-технических документов, действующих в Российской Федерации и в Минтопэнерго России.

Настоящая Инструкция является обязательным организационно — методическим документом по индивидуальному дозиметрическому контролю Минтопэнерго России, с учетом требований которой разрабатываются конкретные инструкции по проведению индивидуального дозиметрического контроля персонала в отраслях и на объектах топливно-энергетического комплекса России.

1.1. Контроль доз облучения работников предприятий ТЭК, находящихся на радиоактивно загрязненной местности (РЗМ), и членов их семей, проживающих в районах радиоактивного загрязнения территорий, проводится для получения оперативной информации об эффективных (эквивалентных) дозах и прогноза годовых доз облучения с целью недопущения переоблучения работников выше установленной годовой эффективной (эквивалентной) дозы от техногенного фона.

1.2. Контроль доз облучения включает определение доз внешнего облучения и оценку доз внутреннего облучения за счет употребления пищевых продуктов и воды, загрязненных радионуклидами искусственного происхождения, а также за счет вдыхания воздуха, загрязненного радиоактивными аэрозолями.

1.3. Для работников, занятых выполнением своих функциональных обязанностей на РЗМ, организуется индивидуальный контроль доз облучения, который включает:

• индивидуальный учет времени, фактически затраченного на выполнение работ, и соответствия его регламентированной продолжительности работы;
• индивидуальные измерения доз внешнего гамма-облучения с использованием индивидуальных дозиметров;
• оценку индивидуальных доз внутреннего облучения.

1.4. Определение доз внешнего облучения для других категорий работников, а также членов семей проводится групповым методом.

1.5. Оценка доз внутреннего облучения выполняется расчетным методом по результатам измерений удельной активности пищевых продуктов и воды, поступивших внутрь организма, а также удельной активности радиоактивных аэрозолей во вдыхаемом воздухе региональными органами Госсанэпиднадзора Минздрава России по утвержденным главным государственным санитарным врачом России методикам.

1.6. Контроль доз облучения работников предприятия организует начальник службы радиационной безопасности или лицо, ответственное за радиационную безопасность (радиационный контроль).

2.1. Организуется с использованием индивидуальных термолюминесцентных дозиметров — накопителей типа ДПГ-03 из комплекта дозиметров термолюминесцентных КДТ-02М с диапазоном измерений 0.005 — 100 Р или им подобных.

2.2. Дозиметры выдаются персоналом службы радиационной безопасности (специально выделенным лицом) работникам сроком на один квартал под роспись в журнале учета выдачи дозиметров. Выданные дозиметры носятся постоянно и повсюду в области груди или бедер тела, закрепляясь под верхней одеждой. Принимаются меры к их сохранности.

2.3. По истечении квартального срока дозиметры собирают путем замены и передают на пункт дозиметрического контроля для измерения доз облучения.

2.4. После считывания дозы облучения дозиметры, в соответствии с инструкцией по эксплуатации, приводятся в исходное состояние и выдаются работникам на следующий квартал.

Для исключения систематической погрешности измерения конкретный экземпляр дозиметра дважды одному и тому же работнику выдавать запрещается.

3.1. Организуется с использованием групповых дозиметров — накопителей или расчетным методом.

3.2. Первый метод применяется для контроля доз облучения работников, постоянно работающих в одних и тех же условиях внешнего облучения, и членов их семей.

3.3. Для реализации метода дозиметры — накопители и количестве не менее трех единиц развешивают в рабочих (жилых) помещениях в разнесенных по площади точках на высоте 1 м от пола на квартальный срок.

По истечении указанного срока дозиметры собирают, определяют среднюю дозу облучения, которую регистрируют всем работающим (проживающим) в данном помещении (доме).

3.4. Расчетный метод применяется в случае отсутствия дозиметров — накопителей путем измерения мощности дозы излучения радиометром — дозиметром МКС-01Р-01 или дозиметрами ДБГ-06Т, ДБГ-01Н и др. на конкретном участке работы и расчета дозы по средней величине мощности экспозиционной дозы и времени работы на участке.

При измерении мощности эффективной (эквивалентной) дозы с использованием универсального радиометра — дозиметра МКС-01Р-01 расчетные значения дозы будут более точными.

Рассчитанные дозы регистрируются всем работавшим на участке.

3.5. Эксплуатация комплексов дозиметров — накопителей, дозиметров и радиометров, используемых для измерений дозы облучения и мощности дозы излучения, осуществляется в соответствии с их техническими описаниями.

3.6. Ожидаемые (прогнозируемые) дозы внешнего облучения при работах на РЗМ могут быть получены в местном органе санэпиднадзора Минздрава России.

4.1. Организуется для всех работников предприятий, находящихся на РЗМ, в первую очередь при выполнении ими работ, связанных с перемещением грунта и пылеобразованием, с целью оценки поступления радионуклидов внутрь организма и выработки рекомендаций по его снижению.

4.2 Для контроля доз внутреннего облучения применяют два метода:

• групповой;
• индивидуальный.

4.3. Групповой метод основан на измерении концентраций радионуклидов в источнике поступления (пищевые продукты, вода, воздух) с последующим расчетом ожидаемой годовой дозы внутреннего облучения. Измерения и расчет доз проводят местные (региональные) органы санэпиднадзора Минздрава России на договорной основе.

4.4. Параллельно с расчетом годовой ожидаемой дозы внутреннего облучения не реже 1 раза в год (летом или осенью) проводят выборочный индивидуальный контроль содержания радионуклидов цезия в организме с помощью гамма-спектрометров и/или при необходимости стронция-90 с применение бета-спектрометров излучения (СИЧ).

4.5 В целях получения оперативной информации индикацию радионуклидов, поступивших в организм, осуществляют:

• измерением мощности экспозиционной дозы гамма-излучения от тела (туловища) или щитовидной железы обследуемого с помощью переносных гамма-радиометров СРП-68, КРБГ-1 и др. Такие измерения проводят непосредственно на объектах после (в ходе) работ на радиоактивно загрязненной местности;
• измерением интенсивности излучения от тела (туловища) или щитовидной железы с использованием радиометров РУБ-01П-6 или лабораторных радиометрических установок.

Измерения с помощью радиометрических установок производят, как правило, в лабораторных условиях в организациях, имеющих лицензию на проведение таких работ.

Результаты, полученные по данной методике измерения, будут сугубо ориентировочными и служат сигналом для более детального обследования (гамма-, бета-спектрометрии на СИЧах, анализа биосубстратов и т.д.).

4.6. Контроль доз внутреннего облучения на СИЧах осуществляется специализированными и аттестованными для проведения таких исследований лабораториями региональных (областных) органов Госкомсанэпиднадзора Минздрава России или других ведомств на договорной основе.

5.1. Регистрация доз облучения ведется поквартально в журнале учета доз внешнего облучения (Приложение 1) и карточках учета индивидуальных доз облучения (Приложение 2), а фактической продолжительности работы персонала предприятия в условиях облучения — посуточно в специальном журнале.

5.2. Регистрация доз облучения членов семей работников предприятий, проживающих на РЗМ, ведется в журнале учета годовой и суммарной дозы за весь период проживания в условиях облучения.

5.3. Зарегистрированные результаты учета доз облучения хранятся на предприятии в течение 50 лет после увольнения работника.

5.4. При переходе работника предприятия на другую работу, связанную с ионизирующими излучениями, или в случае другой необходимости ему выдается заверенная копия карточки индивидуального учета доз.

5.5. Членам семей, при необходимости, выдаются справки с указанием дозы облучения за период проживания на РЗМ.

Справки заверяются руководством предприятия и скрепляются печатью.

Подразделение (цех, участок	Фамилия, инициалы	Доза, мЗв (бэр) <*>
и пр.)		I кв.	II кв.	III кв.	IV кв.	годовая
1	2	3	4	5	6	7

---

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

Календарный год работы в условиях ионизирующих излучений	Доза внешн. облучения, мЗв/год, бэр/год	Ф.И.О. и подпись лица, проводившего измерения	Доза внутр. облучения, мЗв/год, бэр/год	Ф.И.О. и подпись лица, проводившего измерения	Суммарная доза, мЗв/год, бэр/год <*>	Ф.И.О. и подпись лица, проводившего расчет	Примечание
1	2	3	4	5	6	7	8

---

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

---