ГОСТ Р 51713-2001. Государственный стандарт Российской Федерации. Слитки черных и цветных металлов. Допустимые уровни удельной активности гамма-излучающих радионуклидов. Метод радиационного контроля
(принят и введен в действие Постановлением Госстандарта России от 15.02.2001 № 68-ст)
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
СЛИТКИ ЧЕРНЫХ И ЦВЕТНЫХ МЕТАЛЛОВ
ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ
Ingots of ferrous and non-ferrous metals. Permissible levels of specific activity of the radionuclides. Method of radiation control
Предисловие
1. Разработан Акционерным обществом «ЭКОМЕТ-С», Управлением экологии и снятия с эксплуатации ядерных объектов Минатома РФ и Государственным научным центром «ЦНИИчермет им. И.П. Бардина».
Внесен Управлением экологии и снятия с эксплуатации ядерных объектов Министерства Российской Федерации по атомной энергии.
2. Принят и введен в действие Постановлением Госстандарта России от 15 февраля 2001 г. № 68-ст.
3. В настоящем стандарте реализованы нормы Федерального закона Российской Федерации «О радиационной безопасности населения» (статьи 3, 9, 11, 14).
1. Область применения
1.1. Настоящий стандарт распространяется на слитки черных и цветных металлов, полученные в результате плавки с использованием металлолома, в том числе металлических отходов ядерных энергетических установок, загрязненных радионуклидами.
1.2. Настоящий стандарт устанавливает метод радиационного контроля слитков черных и цветных металлов для определения соответствия их допустимым уровням радиоактивности.
2. Нормативные ссылки
В настоящем стандарте использована ссылка на следующий стандарт:
ГОСТ 7565-81 Чугун, сталь и сплавы. Метод отбора проб для определения химического состава
3. Определения
В настоящем стандарте применяют следующие термины с соответствующими определениями:
3.1. допустимые уровни: По [1].
3.2. неограниченное использование слитков: Использование металла без каких-либо ограничений.
4. Требования
4.1. Удельная активность гамма-излучающих радионуклидов в металле не должна превышать значений, указанных в [2], Приложение 10.
4.2. Мощность дозы гамма-излучения на поверхности слитков не должна превышать 0,2 мкГр/ч (0,2 мкЗв/ч).
5. Метод радиационного контроля
5.1. Радиационный контроль слитков металла проводят по аттестованным методикам с использованием аттестованных средств измерений. Исполнителями радиационного контроля должны быть лаборатории, аккредитованные в установленном порядке.
5.2. Радиационный контроль проводят измерением величины удельной активности гамма-излучающих радионуклидов в пробах плавки металла гамма-спектрометрическим методом. Обязательным является измерение мощности поглощенной дозы гамма-излучения, создаваемой в воздухе слитками, полученными в результате плавки металлических отходов ядерных установок, загрязненных радионуклидами.
6. Средства измерений и оборудование
6.1. Радиометрическая установка на основе сцинтилляционного или полупроводникового гамма-спектрометра с нижней границей диапазона измерений удельной активности, не превышающей 20% значений, приведенных в [2], Приложение 10.
6.2. Дозиметр гаммы-излучения диапазоном измерения мощности амбиентного эквивалента дозы от 0,1 до 20 мкЗв/ч (мощности поглощенной дозы от 0,1 до 20 мкГр/ч), основная погрешность измерения — не более +/- 20%, энергетический диапазон — от 0,05 до 3 МэВ.
6.3 Весы лабораторные с погрешностью взвешивания +/- 1 г.
7. Порядок проведения контроля
7.1. Измерение величины удельной активности радионуклидов в металле проводят с использованием проб плавки металла, отобранных в соответствии с ГОСТ 7565.
7.2. Измерение мощности гамма-излучения должно проводиться у каждого отдельного слитка металла размерами не менее 40 x 40 см по торцевой поверхности и 30 см по высоте.
7.3. Допускается проведение измерений мощности дозы гамма-излучения слитков в пакете (штабеле) при условии, что размеры пакета удовлетворяют требованиям, предъявляемым к отдельным слиткам.
7.4. Измерение мощности дозы гамма-излучения необходимо проводить на расстоянии не более 2 см от поверхности слитка в середине каждой торцевой и боковой поверхности не менее чем в двух точках, расположенных с противоположных сторон относительно продольной оси слитка. Для слитков высотой более 60 см измерения на боковой поверхности проводят в точках, отстоящих друг от друга по высоте слитка не более чем на 30 см. Для слитков нецилиндрической формы измерения необходимо проводить со всех сторон слитка.
7.5. Решение о соответствии слитка стандарту принимают в случае, если результат измерения удельной активности металла с учетом абсолютной погрешности измерения соответствует 4.1. При измерении мощности дозы в соответствии с 7.2 - 7.4 любой из результатов измерений мощности дозы гамма-излучения содержащихся в слитке радионуклидов не должен превышать установленной в 4.2.
8. Оформление результатов измерений
По результатам контроля оформляют официальный документ (акт, свидетельство, сертификат, протокол и т.п.), содержащий:
- дату и номер плавки, шифр металла;
- дату проведения контроля;
- результаты измерений;
- заключение о соответствии слитков требованиям настоящего стандарта.
9. Требования безопасности
Требования радиационной безопасности установлены в Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ) и Нормах радиационной безопасности (НРБ-99).
(справочное)
1. СП 2.6.1.758-99 Нормы радиационной безопасности
2. СП 2.6.1.799-99 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
------------------------------------------------------------------