Санитарные правила работы со скважинными генераторами нейтронов

(утв. Минздравом СССР 31.12.1986 № 4240а-86)

ИСТОРИЯ ИЗМЕНЕНИЙ НОРМАТИВНО-ТЕХНИЧЕСКИХ АКТОВ

flowchart LR
  n0["Санитарные правила работы... (от 31.12.1986 N 4240а-86)"]:::rst
  click n0 "https://bukva.ai/docs/sanitarnye-pravila-4240a-86" "Санитарные правила работы со скважинными генераторами нейтронов (утв. Минздравом СССР 31.12.1986 N 4240а-86)"
  n1["СанПиН 2.6.1.2802-10"]:::doc
  click n1 "https://bukva.ai/docs/muk-4-1-3130-13"
  n0 --> n1
classDef rst fill:#FFEBEB,stroke:#8B0000,color:#000;
classDef doc fill:#EBFFEB,stroke:#006400,color:#000;
classDef notEnt fill:#FFFFEB,stroke:#FF8C00,color:#000;

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА РАБОТЫ СО СКВАЖИННЫМИ ГЕНЕРАТОРАМИ НЕЙТРОНОВ

В разработке и подготовке материалов санитарных правил принимали участие: ВНИИгеоинформсистем МНТК «Геос» Министерства геологии СССР, Министерство здравоохранения СССР.

Нарушение санитарно-гигиенических и санитарно-противоэпидемических правил и норм влечет дисциплинарную, административную или уголовную ответственность в соответствии с законодательством СССР и союзных республик (статья 18).

Государственный санитарный надзор за соблюдением санитарно-гигиенических и санитарно-противоэпидемических правил и норм государственными органами, должностными лицами и гражданами возлагается на органы и учреждения санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения СССР и министерств здравоохранения союзных республик (статья 19).

(Основы законодательства СССР и союзных республик о здравоохранении, утвержденные Законом СССР от 19 декабря 1969 г.).

Санитарные правила работы со скважинными генераторами нейтронов составлены в соответствии с «Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» № 2120-80 (ОСП-72/80) с целью обеспечения «Норм радиационной безопасности» № 141-76 (НРБ-76).

Правила распространяются на все виды работ с использованием скважинных 10 генераторов нейтронов (СГН), обеспечивающих выход до 1 · 10 нейтр./с.

Ответственность за выполнение требований настоящих Правил несет администрация объединений, трестов, экспедиций, учреждений, организаций (в дальнейшем именуются как организации) всех министерств и ведомств, использующих СГН.

1.1. СГН представляет собой малогабаритный ускоритель, состоящий из следующих узлов: ускорительной нейтронной трубки (в дальнейшем именуется как нейтронная трубка), источника высоковольтного питания и измерительной аппаратуры.

    В  СГН,  как  правило, применяются нейтронные трубки, в которых быстрые
нейтроны  с  энергией  14  МэВ  получаются  в  результате  ядерной  реакции
3      4
 H      He  при бомбардировке ускоренными до энергии 120 - 160 эВ дейтонами

(d,n) тритиевых мишеней, представляющих собой циркониевые или вольфрамовые диски, насыщенные тритием.

1.2 В макетных и опытных образцах СГН используют нейтронные трубки, в

которых  получают  быстрые  нейтроны  с  энергией  около  2,5 МэВ, применяя
                2      3
ядерную реакцию  2Д     He при бомбардировке ускоренными дейтонами мишеней,

               (d,n)

насыщенных дейтерием.

1.3. Применяемые в СГН нейтронные трубки, как правило, являются отпаянными. В испытательных стендах и макетах СГН иногда используются откачные нейтронные трубки.

1.4. Во всех серийных СГН и в большей части опытно-методических образцов нейтронная трубка и источник высоковольтного питания объединены в единый блок, называемый излучателем быстрых нейтронов (в дальнейшем — излучатель). Корпус излучателя представляет собой герметический стальной контейнер цилиндрической формы, залитый электроизоляционной жидкостью. Толщина стенки контейнера от 3 до 9 мм, его наружный диаметр от 42 до 90 мм, а высота от 700 до 1000 мм.

1.5. Основные радиационные характеристики отечественных СГН приведены в Приложении 1.

1.6 Основными факторами радиационной опасности при работах с СГН являются:

1.6.1. Быстрые нейтроны, возникающие при включении СГН и подаче высокого напряжения на нейтронную трубку.

1.6.2. Тепловые и промежуточные нейтроны, образующиеся при замедлении быстрых нейтронов в конструкционных материалах СГН и в окружающей среде.

1.6.3. Рентгеновское излучение, возникающее при торможении заряженных частиц в нейтронной трубке.

1.6.4. Вторичное гамма-излучение, образующееся при рассеянии и поглощении быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов конструкционными материалами СГН и окружающей среды.

1.6.5. Альфа-, бета- и гамма-излучения радионуклидов, образующиеся в результате активации нейтронами конструкционных материалов СГН и окружающей среды.

1.6.6. Бета-излучение трития, попавшего в окружающую среду в результате нарушения герметичности нейтронной трубки или несоблюдения правил работы с откачной нейтронной трубкой.

1.7. Действующие при работе с СГН факторы радиационной опасности без разработки и создания эффективных защитных мер могут привести как к внешнему, так и к внутреннему облучению обслуживающего персонала и ограниченной части населения в дозах, превышающих установленные НРБ-76.

1.7.1. Внешнее облучение обусловлено воздействием быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов, бета- и гамма-излучениями, происхождение которых указано в п. п. 1.6.1 - 1.6.4.

1.7.2. Внутреннее облучение обусловлено воздействием излучений, указанных в п. п. 1.6.5 и 1.6.6 в случае попадания продуктов активации и трития внутрь организма.

1.8. Быстрые нейтроны с энергией 14 МэВ (или 2,5 МэВ в зависимости от типа нейтронной трубки) в отсутствии защиты создают основной вклад в дозу облучения.

1.9. Промежуточные и тепловые нейтроны, а также вторичное гамма-излучение, при наличии вблизи СГН поглощающих и рассеивающих нейтроны материалов, создают дополнительный вклад в дозу облучения.

1.10. Ионизирующие излучения радионуклидов, образующихся в результате активации нейтронами конструкционных материалов СГН и окружающей среды, являются факторами радиационной опасности, действующими не только во время работы СГН, но и в течение определенного периода времени после его выключения.

1.11. Тормозное рентгеновское излучение, образующееся в ускорительной трубке при работе СГН, практически не оказывает влияния на радиационную обстановку ввиду незначительности его вклада в суммарную дозу по сравнению с факторами радиационной опасности, перечисленными в п. п. 1.8 - 1.10.

2.1 Общие положения

2.1.1. Все работы, связанные с применением, хранением и транспортированием СГН, осуществляются с разрешения и под контролем органов санитарно-эпидемиологической службы, которой предоставляется вся необходимая информация для оценки возможной радиационной опасности для персонала и населения и выяснения санитарного состояния места проведения работ.

2.1.2. Для проведения исследовательских или производственных работ разрешается применять СГН, выпускаемые по техническим условиям, описаниям и инструкциям по эксплуатации, составленным в соответствии с действующими ГОСТами и согласованным с Государственным комитетом по использованию атомной энергии СССР (или организацией, им уполномоченной) и Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения СССР. Организациям-разработчикам разрешается проведение экспериментальных работ с макетами и опытно-конструкторскими образцами СГН.

2.1.3. Разрешением на право проведения работ с СГН (в том числе при проведении экспериментальных работ с макетами и опытно-конструкторскими образцами СГН) является санитарный паспорт, выдаваемый местными органами санитарно-эпидемиологической службы организации, использующей СГН.

2.1.4. Администрация организации, в которой предполагается использовать СГН, обязана разработать, согласовать с местными органами санитарно-эпидемиологической службы и утвердить инструкцию по радиационной безопасности, содержащую изложение порядка проведения каждого вида работ с СГН, получения, учета, хранения и выдачи для работы СГН нейтронных трубок, списания их, сбора и удаления возможных радиоактивных отходов, содержания помещений, мер личной профилактики, организации и порядка проведения радиационного контроля, а также инструкцию, содержащую перечень мероприятий по предупреждению и ликвидации радиационных аварий (см. раздел 8).

Пересмотр и переутверждение инструкций следует проводить при каждом переоформлении санитарного паспорта, а также при изменении условий работы с СГН.

2.1.5. Администрация организации, в которой выполняются работы с СГН, обязана обеспечить радиационную безопасность при проведении всех видов работ с СГН.

2.1.6. Мероприятия по радиационной безопасности при работе с СГН должны учитывать все виды лучевого воздействия на персонал, ограниченную часть населения и населения в целом и предусматривать меры, снижающие суммарную дозу от внутреннего и внешнего облучения до уровня, не превышающего допустимый для соответствующей категории лиц. Категории облучаемых лиц, а также значения дозовых пределов и допустимых уровней облучения указаны в НРБ-76.

2.1.7. К непосредственной работе с СГН допускаются лица, не моложе 18 лет и не имеющие медицинских противопоказаний, перечисленных в Приложении 3 к ОСП-72/80.

2.1.8. Женщины должны освобождаться от работы с СГН на весь период беременности.

2.1.9. Лица, поступающие на работу, связанную с обслуживанием и эксплуатацией СГН, должны проходить медицинский осмотр при поступлении на работу и периодически — ежегодно.

2.1.10. Все лица, работающие с СГН, допускаются к работе только после обучения и проверки знаний правил безопасного ведения работ и действующих в организации инструкций по радиационной безопасности.

Проверка знаний правил безопасного ведения работ должна проводиться комиссией, назначенной приказом по организации, до начала работ и периодически, ежегодно. Результаты проверки знаний регистрируются в специальном журнале. При изменении характера работ, а также при использовании СГН с более высоким выходом нейтронов, проводится внеочередной инструктаж и проверка знаний правил безопасности ведения работ.

2.1.11. При нахождении СГН вне скважины на его корпусе в месте расположения мишени нейтронной трубки, отмеченном на заводе-изготовителе кольцевой проточкой, должен быть укреплен съемный знак радиационной опасности (ГОСТ 17925-72), отчетливо различимый на расстоянии 1 м. Перед опусканием СГН в скважину знак радиационной опасности должен сниматься и находиться рядом с ее устьем. После извлечения СГН из устья скважины знак немедленно устанавливается на указанное на корпусе СГН место.

2.1.12. Запрещается использование СГН в условиях, не предусмотренных технической документацией на данный тип СГН.

2.1.13 В нерабочем положении все СГН должны быть обесточены.

2.2 Лабораторно-макетные и пуско-наладочные работы

2.2.1. Лабораторно-макетные работы с СГН проводятся на этапах разработки и стендовых испытаний новых типов СГН, а также излучателей и включают следующие виды: испытание откачных нейтронных трубок на вакуумном стенде и в макете излучателя быстрых нейтронов; контроль параметров нейтронных трубок перед их постановкой в макет излучателя; испытание макета излучателя быстрых нейтронов, включая ресурсные испытания; исследование параметров и градуировка средств измерений потоков быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов и гамма-квантов в поле излучения СГН.

2.2.2. Пуско-наладочные работы с СГН проводятся на этапах его разработки, производства и эксплуатации и включают следующие виды: испытание макета или опытно-методического образца при подготовке его к модельным и скважинным испытаниям; наладка опытных или серийных образцов после сборки перед заводскими испытаниями или аттестацией; настройка после ремонта; опробование после транспортировки или длительного хранения; подстройка рабочих режимов СГН при его периодической проверке.

2.2.3. Лабораторно-макетные и пуско-наладочные работы должны проводиться в отдельных зданиях или помещениях зданий научно-исследовательских организаций, базовых экспедиций, специализированных партий и т.п.

Расчет защиты от излучений работающего СГН в помещениях, предназначенных для проведения лабораторно-макетных и пуско-наладочных работ, проводится в соответствии с рекомендациями, изложенными в разделе 5.

2.2.4. Помещения, предназначенные для проведения лабораторно-макетных и пуско-наладочных работ, должны отвечать требованиям, изложенным в разделе 4.

2.2.5. Размещение СГН и пульта управления рекомендуется в разных помещениях.

2.2.6. Лабораторно-макетные и пуско-наладочные работы рекомендуется проводить при уменьшенном выходе нейтронов с использованием дистанционного инструмента.

2.2.7. Лица, проводящие лабораторно-макетные работы, при разборке макета откачной трубки обязаны пользоваться респираторами, резиновыми перчатками, пластиковыми нарукавниками, фартуками.

2.3 Работа на моделях пластов

2.3.1. Работы с СГН на моделях пластов проводятся на этапах разработки, производства и эксплуатации СГН и включают следующие виды: опробование макетов и опытных образцов СГН нового типа; аттестацию и заводские испытания изготовленных СГН; периодическую поверку и эталонирование аппаратуры, входящей в состав СГН; опробование новых методических приемов проведения импульсного нейтронного каротажа.

2.3.2. Работы на моделях пластов должны проводиться в отдельных зданиях, помещениях зданий или на открытых площадках научно-исследовательских организаций, базовых экспедиций, специализированных партий и т.п.

2.3.3. Помещения, предназначенные для работ на моделях, должны отвечать требованиям, изложенным в разделе 4.

2.3.4. Открытые площадки, предназначенные для проведения работ на моделях пластов, должны быть огорожены, характер ограждения (изгородь, дисциплинирующий барьер и т.п.) выбирается в зависимости от района проведения работ (вблизи или в удалении от населенного пункта). На внешней стороне ограждения мощность дозы излучения не должна превышать: для площадок, расположенных на территории учреждения, — 1 мкЗв/ч (0,1 мбэр/ч); для площадок, расположенных в поле, — 0,3 мкЗв/ч (0,03 мбэр/ч). На внешней стороне ограждения должен быть вывешен знак радиационной опасности по ГОСТ 17925-72, отчетливо различимый на расстоянии 3 м.

2.3.5. Расчет защиты от излучения работающего СГН при его использовании на моделях пластов, проводится в соответствии с положениями, изложенными в разделе 5.

2.3.6. Перед включением в рабочий режим СГН должен быть целиком погружен в скважину модели пласта. 8

2.3.7. После включения СГК, генерирующего поток нейтронов 1 · 10 нейтр/с и более, его следует оставлять в скважине на время, достаточное для спада наведенной активности конструкционных материалов СГН до допустимого уровня. Расчет длительности выдержки следует проводить по Приложению 3.

2.4 Полевые работы

2.4.1. Полевые работы с СГН проводятся на этапах их разработки, освоения производством, промышленной эксплуатации и включает следующие виды: опробование макетов, опытных образцов и установочных серий новых или модернизированных типов аппаратуры с СГН; проведение ядерно-геофизических исследований нефтяных, газовых и рудных скважин.

2.4.2. Отправка СГН с комплектом запасных излучателей для проведения полевых или других работ за пределы территории, на которую распространяется действие санитарного паспорта, производится только после извещения об этом органов санитарно-эпидемиологической службы по месту предполагаемого ведения работ.

2.4.3. При опробовании СГН на скважине до включения он должен быть опущен в скважину на глубину не менее 5 м, считая от устья скважины до кольцевой проточки на корпусе СГН.

2.4.4. После выключения СГН, находящегося в скважине, следует действовать в соответствии с требованиями п. 2.3.7.

3.1. Администрация организации, использующей СГН, должна обеспечить такие условия получения, учета, хранения и транспортирования СГН при которых исключается возможность их утери, хищения, разгерметизации или бесконтрольного использования.

3.2. Приказом руководителя организации назначается лицо, отвечающее за учет СГН и нейтронных трубок, имеющихся в подразделениях организации, местах хранения и использования.

3.3. Учет СГН и нейтронных трубок проводится по их наличию в соответствии с наименованием и заводским номером.

3.4. СГН и нейтронные трубки, не находящиеся в работе, должны храниться в специально отведенных местах, исключающих доступ к ним посторонних лиц.

3.5. СГН и нейтронные трубки могут транспортироваться вместе с другими грузами (кроме продовольствия, горючих и взрывоопасных материалов).

3.6. При транспортировании СГН и нейтронных трубок их следует закрепить с помощью амортизирующей подвески или прокладок так, чтобы избежать механических повреждений, способных привести к нарушению герметичности нейтронной трубки.

3.7. Упаковки с СГН или нейтронными трубками, предназначенные для транспортирования, должны отвечать требованиям «Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ» № 1139-73.

4.1. Администрация организации, в которой планируется проведение работ с СГН в помещениях, должна подготовить эти помещения в соответствии с требованиями ОСП-72/80 и СН 245-71.

4.2 Специальные требования к отделке помещений не предъявляются.

4.3. Помещения для проведения работ с СГН должны быть оборудованы механической приточно-вытяжной вентиляцией, обеспечивающей в течение часа не менее, чем 5-кратный обмен воздуха при объеме помещения от 100 до 150 куб. м и 3-кратный обмен при больших объемах.

4.4. Входная дверь помещения, в котором находится СГН, должна блокироваться с включением СГН в рабочий режим так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала. Над входной дверью должно быть оборудовано световое табло с предупреждающей надписью «Генератор включен», включающееся на период работы СГН. На входной двери должен быть укреплен знак радиационной опасности по ГОСТ 17925-72.

4.5. В помещениях для работы с СГН запрещается прием пищи, воды, курение, пользование косметикой.

5.1. Проектирование защиты от излучения работающего СГН должна выполняться в зависимости от категории облучаемых лиц, длительности облучения и с учетом расположения рабочих мест.

5.2 Проектная мощность эквивалентной дозы излучения Р на поверхности защиты определяется по формуле:

где Д — предельно допустимая доза для категории А, равная 0,05 Зв (5 бэр) в год или предел дозы для категории Б, равный 5 мЗв (0,5 бэр) в год;

t — продолжительность работы персонала с работающим СГН, часы/год.

В этой формуле учтен коэффициент запаса, равный 2, используемый при проектировании защиты.

5.3. Проектная мощность эквивалентной дозы излучения на поверхности защиты при продолжительности работы с работающим СГН, которая составляет для персонала (категория А) 36 часов в неделю, 50 недель в году, составляет:

для помещений постоянного пребывания персонала — 14 мкЗв/ч (1,4 мбэр/ч);

для помещений, в которых персонал пребывает не более половины рабочего времени — 28 мкЗв/ч (2,8 мбэр/ч);

для любых помещений организации и территории санитарно-защитной зоны — 1,2 мкЗв/ч (0,12 мбэр/ч).

5.4. Проектирование защиты от излучения СГН, с которым запланированы работы в течение Т (недель) менее одного года, следует проводить на основании расчета величины проектной мощности эквивалентной дозы Р по формуле:

                                      Т
                                  Д    г

Р = 0,5 — · --, t Т

где Д и t — те же, что и в формуле п. 5.2, а

Т — число рабочих недель в году (50 недель). г

5.5. Защитные конструкции следует располагать в непосредственной близости от СГН, окружая со всех сторон место расположения нейтронной трубки.

5.6. Расчет защиты персонала от излучений СГН, включенного в рабочий режим, следует проводить по Приложению 2.

                                                  8

    6.1.  СГН,  генерирующий  поток  нейтронов  1 · 10  нейтр./с  и  более,
остается  радиационно  опасным  объектом  и  после его выключения на период
времени,  длительность  которого  зависит от продолжительности работы СГН и

величины генерируемого потока нейтронов.

6.2. Радиационно опасный участок после выключения СГН сосредоточен вблизи местонахождения мишени нейтронной трубки, отмеченного на корпусе СГН, как указано в п. 2.1.11, кольцевой проточкой.

6.3. Протяженность радиационно опасного участка на корпусе СГН после его выключения зависит от продолжительности его работы и величины генерируемого потока нейтронов, а также от длительности выдержки после выключения.

6.4 Основным фактором радиационной опасности после выключения СГН

                                 56                                    57
является гамма-излучение нуклида   Mn, который образуется  из нуклидов   Fe

55

и   Mn, входящих в состав стали охранного кожуха СГН, в результате реакций:
56          56                                       55           56

Fe (n, p) Mn (при участии 14 МэВ нейтронов) и Mn (n, \gamma ) Mn (при участии тепловых нейтронов).

6.5 Оценку величины дозы от гамма-излучения СГН, обусловленного

       56

излучением Mn, следует проводить по данным, приведенным в Приложении 3.

6.6 Любые манипуляции с выключением после работы СГН, генерирующего

                   8

поток  нейтронов 1 · 10   нейтр./с и  более, следует  начинать  лишь  после
предварительной   выдержки,   обеспечивающей   спад   активности  продуктов
активации  конструкционных  материалов  до  допустимого  уровня. В качестве
защитных  мер  на  период выдержки следует при полевых работах и на моделях

пластов использовать прием, указанный в п. 2.3.7, в других случаях следует использовать защитные конструкции, которые применяются при работе с работающим СГН.

6.7. Расчет безопасного режима работы с СГН после его выключения следует проводить по Приложению 3.

7.1. При проведении всех работ с СГН вне скважины должен осуществляться радиационный контроль.

7.2 В зависимости от вида работ с СГН должны контролироваться:

7.2.1. Плотность потока быстрых нейтронов с энергией 14 МэВ на рабочих местах.

7.2.2. Плотность потока промежуточных и тепловых нейтронов на рабочих местах.

7.2.3. Мощность дозы гамма-рентгеновского излучений на рабочих местах при включенном и выключенном СГН, в том числе на поверхности корпуса в случае необходимости проведения работ с СГН сразу после его выключения.

7.2.4 Уровни загрязнения тритием поверхностей СГН и рабочих мест.

7.2.5. Уровни загрязнения тритием внутренних поверхностей транспортной упаковки для перевозки нейтронных трубок.

7.3. Должен осуществляться контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных отходов.

7.4. Объем, характер и периодичность радиационного контроля, а также учет и порядок регистрации его результатов определяются службой радиационной безопасности организации, использующей СГН, по согласованию с местными органами санитарно-эпидемиологической службы. Рекомендуемая периодичность дозиметрического контроля уровней внешнего облучения на рабочих местах — не реже одного раза в месяц и при каждом изменении характера работ. Подсчет суммарных индивидуальных доз внешнего облучения персонала следует проводить в конце каждого квартала и года. Рекомендуемая периодичность радиометрических измерений неработающих СГН и нейтронных трубок — не реже 1 раза в квартал и при каждом подозрении на нарушение герметичности трубки.

7.5. Объем радиационного контроля при радиационной аварии должен устанавливаться в местной инструкции по предупреждению и ликвидации радиационных аварий.

7.6. Радиационный контроль при работах с СГН должен осуществляться службой радиационной безопасности организации или при незначительном объеме работ отдельным лицом, специально выделенным приказом по организации, использующей СГН.

7.7. Лица, ответственные за радиационный контроль, должны пройти специальную подготовку и до начала работы сдать экзамен комиссии, назначенной приказом по организации, использующей СГН. В процессе работы лицо, ответственное за радиационный контроль должно ежегодно сдавать зачет по своей специальной подготовке комиссии, назначенной администрацией организации.

8.1 При работах с СГН возможны следующие случаи радиационных аварий:

невозможность извлечения СГН из скважины;

нарушение целостности нейтронной трубки;

утеря, (хищение) СГН или отдельно нейтронной трубки;

переоблучение персонала.

8.2. При возникновении радиационных аварий следует руководствоваться «Инструктивно-методическими указаниями по служебному расследованию и ликвидации радиационных аварий» № 2206-80, утвержденными заместителем Министра здравоохранения СССР 26.09.80, а также местной инструкцией по предупреждению и ликвидации радиационных аварий.

8.3. В местной инструкции по предупреждению и ликвидации радиационных аварий должны быть отражены следующие основные положения:

прогноз возможных аварий;

порядок информации заинтересованных органов и организаций о возникновении аварии;

меры по ликвидации и изоляции участков радиоактивного загрязнения;

поведение персонала при аварии;

система профилактических мероприятий в случае внутреннего или внешнего аварийного облучения;

порядок ликвидации аварии и меры защиты при выполнении аварийных работ;

объем радиационного контроля.

Ответственность за проведение аварийных мероприятий несет администрация организации, в которой произошла авария.

8.4. В организациях, применяющих СГН, в постоянной готовности должны находиться: комплект средств индивидуальной защиты (резиновые перчатки, пластикатовые передник, бахилы и т.п.), емкости для радиоактивных отходов, дистанционный инструмент, набор средств для дезактивации, знаки радиационной опасности, стойки, веревки для ограждения опасных участков, пожарный инвентарь — в количествах, определенных в местной инструкции по предупреждению и ликвидации радиационных аварий.

8.5. Во всех случаях установления факта радиационной аварии администрация подразделения, использующего СГН, обязана немедленно поставить в известность:

вышестоящую организацию;

отраслевую службу радиационной безопасности;

территориальные органы санитарно-эпидемиологической службы (санитарно-эпидемиологическую станцию);

местные органы внутренних дел;

техническую инспекцию профсоюзов (в случае переоблучения людей).

8.6. При установлении факта радиационной аварии руководитель подразделения, использующего СГН, принимает экстренные меры, предусмотренные в местной инструкции по предупреждению и ликвидации радиационных аварий.

8.7. Ликвидация последствий радиационной аварии проводится по плану, разработанному комиссией, назначенной приказом по объекту, в котором произошла авария, и согласованному с местными органами санитарно-эпидемиологической службы и внутренних дел.

8.8. Ликвидация последствий радиационной аварии проводится силами и средствами организации, проводящей работы с СГН.

8.9. В случае прихвата СГН в скважине работы следует прекратить и провести мероприятия по освобождению СГН («расхаживание» СГН, освобождение кабеля и т.д.).

8.10. В случае невозможности извлечения СГН обычным путем из скважины (при обрыве кабеля, троса) необходимо провести ловильные работы. При установлении факта невозможности извлечения СГН проводится досылка СГН на забой, после чего скважина должна быть зацементирована.

8.11. В случае нарушения целостности или полного разрушения нейтронной трубки вне скважины следует прекратить все работы на месте аварии, исключить доступ туда людей, поместить нейтронную трубку в отдельную емкость и залить парафином. При отсутствии парафина поместить трубку в герметично закрываемую емкость, исключающую попадание трития в окружающую среду (в дальнейшем емкость должна быть направлена на пункт захоронения радиоактивных отходов).

8.12. В случае соприкосновения электроизоляционной жидкости, наполняющей излучатель СГН, с разгерметизированной нейтронной трубкой эту жидкость следует считать радиоактивными отходами, поместить в специальный сборник и далее направить на пункт захоронения радиоактивных отходов.

8.13. В случае утери (хищения) СГН или нейтронной трубки следует немедленно организовать их поиски.

В случае нахождения утерянных (похищенных) СГН или нейтронной трубки они должны быть подвергнуты тщательному осмотру. При обнаружении повреждения нейтронной трубки следует поступить в соответствии с п. 8.11.

8.14. При установлении факта разгерметизации нейтронной трубки и загрязнения тритием места аварии, оборудования, инструмента и т.п. необходимо произвести их дезактивацию.

8.15. Комиссия по ликвидации последствий аварии обязана определить возможные дозы облучения лиц, находившихся в месте ее происшествия и принимавших участие в ликвидации ее последствий.

8.16. При переоблучении персонала следует установить причину переоблучения, оценить уровни облучения и определить необходимость в госпитализации пострадавших.

При дозе общего внешнего облучения, превышающей 5 ППД = 0,25 Зв (25 бэр), пострадавшие должны быть направлены в медицинское учреждение.

8.17. Все работы по ликвидации последствий аварии, связанные с радиоактивным загрязнением окружающей среды тритием (дезактивация поверхностей, манипуляции с поврежденной нейтронной трубкой и т.д.), должны проводиться с применением средств индивидуальной защиты (резиновые перчатки, респираторы, пластикатовые фартуки, нарукавники, бахилы). По окончании работ индивидуальные средства защиты, а также рабочие инструменты, использованные в аварийных работах, должны быть дезактивированы.

8.18. Рабочие инструменты, поверхности и т.д. после дезактивации должны быть проверены на наличие радиоактивной загрязненности тритием методом взятия мазков (Приложение 4).

8.19. Подробный отчет о радиационной аварии составляется в соответствии с Приложением 5 (не приводится).

9.1 Правила вводятся в действие с момента их опубликования.

9.2. Действующие ранее «Санитарные правила работы со скважинными генераторами нейтронов», утвержденные заместителем Главного государственного санитарного врача СССР 25 августа 1975 года, отменяются.

<*> В графе «Средний поток нейтронов с энергией МэВ» приведены средние значения и пределы разброса значений потока быстрых нейтронов для разных экземпляров СГН одного типа.

<**> В графе «Временная нестабильность потока нейтронов», «флуктуация» приведены пределы отклонения от среднего значения потока быстрых нейтронов серии периодических замеров длительностью по 1 мин. каждый за 1 час непрерывной работы СГН в установившемся режиме. В графе «Временная нестабильность потока нейтронов», «дрейф» приведено максимальное систематическое отклонение текущего значения потока быстрых нейтронов по данным замеров длительностью 1 — 10 мин. от среднего значения потока за 8 час непрерывной работы СГН.

Расчет толщины защиты (d) от нейтронов, генерируемых СГН, работающего вне скважины, например при пусконаладочных работах, проводится по формуле:

где \lambda — длина релаксации плотности потока нейтронов, см;

N_{0} — поток нейтронов, генерируемых СГН в телесный угол 4\pi нейтр./с;

с — поправочный безразмерный коэффициент;

    h  - удельная максимальная эквивалентная доза, Зв · кв. см/нейтр.;
     м                                            10
    (для нейтронов с энергией 14 МэВ h  = 4,3 · 10   Зв · кв. см/нейтр.);

                                  м

R — расстояние от мишени нейтронной трубки до внешней поверхности защиты, см;

P — проектная мощность эквивалентной дозы, Зв/час.

Формула (1) применима для расчета защиты толщиной от 15 до 100 см.

    В    случае    невозможности    использовать    защитные   конструкции,
обеспечивающие проектную мощность эквивалентной дозы  излучения, минимально
допустимое  расстояние от мишени нейтронной трубки  до рабочего места R

                                                                   мин.

определяется по формуле:

где ДПД — допустимая плотность потока нейтронов, нейтр./(кв. см · с); А (для нейтронов с энергией 14 МэВ ДПП = 12 нейтр./(кв. см · с)). А

    При  необходимости  расположения  рабочего  места  на расстоянии от СГН
меньшем  R       допустимая  в  течение года продолжительность работы с СГН

      мин.,

определяется из соотношения:

где Т — рабочее время за год, ч;

(для персонала Т = 1700 ч);

\varphi — плотность потока нейтронов на рабочем месте, нейтр./(кв. см · с).

Величина \varphi определяется инструментальным путем или рассчитывается по формуле:

где R — расстояние от мишени нейтронной трубки до рабочего места, см. 1

Величина эквивалентной дозы облучения оператора, Н, выполняющего работы с СГН после его выключения, рассчитывается по формуле:

где P — номинальное значение мощности эквивалентной дозы гамма- 0 мЗв излучения активированной части охранного кожуха СГН, ---; ч

P определяется по номограммам, представленным на рис. 1, 0

в      зависимости    от   координат   рабочего   места   х,   у,   которые
определяются   в  прямоугольной   системе  координат  с   началом  в  точке

расположения центра мишени нейтронной трубки;

\chi_{Q} — поправочный коэффициент, учитывающий среднее значение генерируемого потока нейтронов Q^{-} СГН, безразмерная величина, определяется по формуле:

               9

где Q = 1 · 10 нейтр./с; 0

\chi_{t_{\text{акт}}} — поправочный коэффициент, учитывающий время непрерывной работы t_{\text{акт}} СГН, предшествующей его выключению, безразмерная величина, определяется по номограмме, представленной на рис. 2;

\chi_{t_{\text{выд}}} — поправочный коэффициент, учитывающий время выдержки t_{\text{выд}} , по истечении которого оператор занимает рабочее место у СГН, безразмерная величина, определяется по номограмме, представленной на рис. 2;

\chi_{t_{\text{раб}}} — поправочный коэффициент, учитывающий продолжительность работы t_{\text{раб}} с выключенным СГН, ч, определяется по номограмме, представленной на рис. 2.

Рис. 1. Пространственное распределение номинального значения мощности эквивалентной дозы Р гамма-излучения активированной части охранного 0 кожуха СГН. Начало отсчета совмещено с центром мишени нейтронной трубки, ось х совпадает с осью СГН. Кривая 1 рассчитана для х = 0 см, 2 — х = 10 см, 3 — х = 20 см, 4 — х = 30 см, 5 — х = 40 см, 6 — х = 50 см

При отсутствии данных о выходе нейтронов СГН величина Н может быть рассчитана по формуле:

где Р — измеренное на рабочем месте значение мощности дозы изм мЗв гамма-излучения корпуса СГН, ---; ч

\chi_{t_{\text{выд}}}^{*} — поправка на время t_{\text{выд}}^{*} , по истечении которого после выключения СГН проводилось измерение мощности дозы.

\chi_{t_{\text{выд}}} и \chi_{t_{\text{раб}}} — те же, что и в формуле (1).

Радиационная обстановка на рабочем месте отвечает требованиям радиационной безопасности, если выполняется условие:

Н <= ДМД · t , (4) раб

                  -5

    где ДМД = 2,8 · 10   Зв/ч.
    В  этом  случае  устанавливается  запланированный  режим  работы  СГН и
персонала  в  поле  излучения  выключенного  СГН  в  полном  соответствии с
выбранными параметрами Q, t   , t   , t   .
                           акт   выд   раб

В случае, если:

H > ДМД · t , (5) раб

то запланированный режим работы требует корректировки одним из перечисленных ниже приемов.

1. Уменьшение среднего значения выхода нейтронов СГН до величины Q_{\text{к}}^{-} :

2. Сокращение длительности работы СГН до величины t_{\text{акт} \cdot \text{к}} , которая определяется по номограмме, представленной на рис. 2, по значению \chi_{t_{\text{акт}} \cdot \text{к}} , рассчитанному по формуле:

3. Увеличение продолжительности выдержки до величины t_{\text{выд} \cdot \text{к}} , которая определяется по номограмме, представленной на рис. 2, по значению \chi_{t_{\text{выд}} \cdot \text{к}} , рассчитанному по формуле:

4.  <a id="p100248"></a>Сокращение  продолжительности работы оператора с выключенным СГН до

величины t которая определяется по номограмме, представленной на рис. раб·к, 2, по значению \chi_{t_{\text{раб}} \cdot \text{к}} , рассчитанному по формуле:

5. Комбинирование перечисленных выше мер с целью обеспечения выполнения условия (4) и подбора режима, наиболее подходящего оператору для выполнения стоящей перед ним задачи.

Определение загрязненности поверхности тритием методом взятия мазков проводится путем протирания загрязненной поверхности сухим тампоном из фильтровальной бумаги и последующего измерения активности тампона на радиометрической установке.

Размеры тампона должны быть близкими к размерам рабочей поверхности образцового источника, используемого для градуировки радиометрической установки. Протирка поверхности проводится под давлением 0,2 — 0,5 кг/кв. см (20 — 50 кПа). Мазок снимается со всей площади поверхности, по величине которой в дальнейшем рассчитывается удельная поверхностная загрязненность. Активность тампона может быть измерена, например с помощью радиометрической установки типа «Протока».

Расчет поверхностной загрязненности проводится по формуле:

                                N - N
                                     ф

Q = ---------, S · k · f

где Q — удельная поверхностная загрязненность, бета-част/(кв. см мин.);

N — скорость счета фона установки, имп/мин.;

N — скорость счета от тампона, имп/мин.; ф

S — площадь, с которой отобран мазок, кв. см;

k — коэффициент снятия, для сухого мазка к <...>;

f — эффективность регистрации установки, имп/бета-част.