В соответствии с пунктом 6 статьи 144 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года «О здоровье народа и системе здравоохранения», ПРИКАЗЫВАЮ:

2. Признать утратившим силу приказ Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 марта 2015 года № 261 «Об утверждении Санитарных правил «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности» (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 11205, опубликован 23 июня 2015 года в информационно-правовой системе «Әділет»).

2) в течение десяти календарных дней со дня государственной регистрации настоящего приказа направление его на казахском и русском языках в Республиканское государственное предприятие на праве хозяйственного ведения «Институт законодательства и правовой информации Республики Казахстан» для официального опубликования и включения в Эталонный контрольный банк нормативных правовых актов Республики Казахстан;

4) в течение десяти рабочих дней после государственной регистрации настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан представление в Департамент юридической службы Министерства здравоохранения Республики Казахстан сведений об исполнении мероприятий, предусмотренных подпунктами 1), 2) и 3) настоящего пункта.

«СОГЛАСОВАН»
Министерство национальной
экономики Республики Казахстан
«___» _________ 201__ год
«СОГЛАСОВАН»
Министерство энергетики
Республики Казахстан
«___» _________ 201__ год

Утверждены
приказом
от « » 201__ года
№
Санитарные правила «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»

1. Настоящие Санитарные правила «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности» (далее – Санитарные правила) устанавливают санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности при выборе земельного участка, при проектировании, строительстве, реконструкции, капитальном ремонте, вводе в эксплуатацию, при эксплуатации и выводе из эксплуатации объекта либо структурного подразделения объекта, где осуществляют обращение с источниками ионизирующего излучения (далее – радиационный объект), обращении с радиоактивными отходами, обращении с источниками ионизирующего излучения (закрытыми и открытыми радионуклидными источниками, радиоактивными веществами, радиоизотопными приборами, устройствами, генерирующими ионизирующее излучение), применении материалов и изделий, загрязненных или содержащих радионуклиды, осуществлении радиационного контроля, применении средств индивидуальной защиты и личной гигиены, при медицинском облучении, воздействии природных источников ионизирующего излучения и радиационных авариях.

Санитарные правила также распространяются на физических и юридических лиц, от деятельности которых зависит уровень облучения людей природными источниками ионизирующего излучения, и организации, выполняющие работы на территории, загрязненной радиоактивными веществами.

где: mT – масса органа или ткани;
D-поглощенная доза в элементе массы dm;

4) специальный контейнер – транспортное оборудование, сконструированное для облегчения перевозки упакованных или неупакованных грузов одним или несколькими видами транспорта без промежуточной перегрузки размещенных в нем грузов, которое не допускает самопроизвольное открывание, выполняется достаточно жестким и прочным для многократного использования. Специальными контейнерами могут быть большие грузовые контейнеры и транспортные упаковочные комплекты;

6) контрольный уровень – значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и другие, устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды;

где: DT,R– средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a WR взвешивающий коэффициент для излучения R.
При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами, которые приведены в таблице 1 приложения 1 к настоящим Санитарным правилам эквивалентная, доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:
Единицей эквивалентной дозы является Зиверт (далее – Зв);

где: dN – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени – dt Единицей активности является Беккерель (далее – Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (далее – Ки) составляет 3,7х1010 Бк;

12) предел дозы (далее – ПД) – величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне;

17) годовая эффективная (эквивалентная) доза – сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы – Зиверт (Зв);

20) обращение с источниками ионизирующего излучения – деятельность, связанная с изготовлением, поставкой, получением, обладанием, хранением, использованием, передачей, переработкой или захоронением, импортом, экспортом, транспортированием, техническим обслуживанием источников ионизирующего излучения;

27) активность минимально значимая удельная (далее – МЗУА) – удельная активность открытого источника ионизирующего излучения при превышении которой источник подлежит учету и контролю. Для закрытых источников излучения решение о необходимости получения разрешения на обращение определяется путем сравнения его активности с МЗА, без учета МЗУА. Единица измерения МЗУА беккерель на грамм (далее – Бк/г);

29) радиационная авария – нарушение пределов безопасной эксплуатации объекта использования атомной энергии, при котором произошел выход радиоактивных продуктов и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом нормальной эксплуатации границы, которые могли привести или привели к облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды выше установленных норм;

31) радиационный контроль – получение информации о радиационной обстановке на объекте, в окружающей среде и об уровнях облучения людей, в соответствии с требованиями нормативных правовых актов в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль);

37) радиоактивное загрязнение – присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные Гигиеническими нормативами «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности», утвержденными приказом Министра национальной экономики от 27 февраля 2015 года № 155, (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под №10671) (далее – Гигиенический норматив) и настоящими Санитарными правилами;

где: – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm – масса вещества в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах Международной системы единиц поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей (далее – Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01Гр;

урана-238 и тория-232;

46) эффективная доза (далее – Е) – величина, используемая, как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей, с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты, которые приведены в
таблице 2 приложения 1к настоящим Санитарным правилам:
где: HT – эквивалентная доза в органе или ткани Т, a WT – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т. Единица эффективной дозы – Зиверт (3в);

Единица удельной активности – беккерель на килограмм (далее – Бк/кг). Единица объемной активности – беккерель на кубический метр (далее – Бк/м3);

где: to – момент поступления, a HT(t) – мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.
Когда не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 лет для детей;

где: ARa, ATn – объемные активности дочерних продуктов изотопов радона.

4. Получение, хранение источников излучения и проведение с ними работ допускается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения, оформленного по форме согласно приложению 17 приказа Министра национальной экономики Республики Казахстан от 30 мая 2015 года № 415 «Об утверждении форм учетной и отчетной документации в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения» (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 11626) (далее – санитарно-эпидемиологическое заключение) в соответствии с инструкциями по заполнению санитарно-эпидемиологического заключения, изложенными в приложении 2 настоящих Санитарных правил, и лицензии в сфере использования атомной энергий. Санитарно-эпидемиологическое заключение выдают территориальные подразделения ведомства государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения (далее – территориальные подразделения) по обращению физических и юридических лиц.
Физические и юридические лица получают новое санитарно-эпидемиологическое заключение, при изменении условий обращения с источниками излучения на рабочем месте (вида и характеристик источников излучения или вида и характера работы), включая радиационный контроль (далее – работа с источником излучения) и при организации временного хранилища источников излучения.

4) на рабочем месте удельная активность открытых радионуклидных источников меньше МЗУА или активность открытого радионуклидного источника излучения меньше МЗА, приведенных в приложении 26 к Гигиеническим нормативам, при этом сумма отношений активности отдельных радионуклидов к их табличным значениям меньше 1;

6. Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования, установленные Законом Республики Казахстан от 23 апреля 1998 года «О радиационной безопасности населения», Гигиеническими нормативами и настоящими Санитарными правилами.
Принцип обоснования применяется при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, при выдаче лицензий, утверждении нормативно-технической документации на использование источников излучения, а также при изменении условий их эксплуатации. Практическая реализация основных принципов обеспечения радиационной безопасности выполняется в соответствии с подходами изложенными в приложении 3 к настоящим Санитарным правилам.
При радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию.
В качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, проводятся в обязательном порядке.
Принцип оптимизации применяется в условиях нормальной эксплуатации источников излучений в соответствии с приложением 3 к настоящим Санитарным правилам.
При радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации применяется к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.
Принцип нормирования обеспечивается всеми физическими и юридическими лицами, от которых зависит уровень облучения человека и предусматривает не превышение установленных в Гигиенических нормативах индивидуальных пределов доз облучения граждан от всех источников излучения.
Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными Гигиеническими нормативами, вводятся допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида в зависимости от пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.
Производные нормативы при облучении от техногенных источников излучения как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов (далее – техногенное облучение) рассчитаны для монофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, их использование основывается на условии не превышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.
Для предупреждения использования установленного для населения предела дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество применяются квоты на основные техногенные источники облучения.
Обоснование значений квот содержится в проектах радиационных объектов. Инструкция по установлению квот на облучение населения от отдельных техногенных источников излучения приведены в приложении 4 к настоящим Санитарным правилам.

Результаты оценки указанных в подпунктах 1), 2), 3), 4), 5) и 6) настоящего пункта ежегодно заносятся в форму документа, характеризующего состояние радиационной безопасности на объекте и содержащий рекомендации по ее улучшению (далее – радиационно-гигиенический паспорт радиационного объекта) и представляется в территориальные подразделения согласно порядку ведения и использования радиационно-гигиенического паспорта радиационного объекта, указанного в приложении 5 к настоящим Санитарным правилам.

1) соблюдением требований нормативных правовых актов при подготовке проектной документации радиационного объекта, включающей обоснование выбора района и площадки для размещения радиационного объекта, уровня физической защиты источников излучения, зонирование территории вокруг и внутри объектов 1 и 2 категории, установленной в соответствии с пунктом 23 настоящих Санитарных правил;

17. Программа радиационного контроля на радиационном объекте, где планируется обращение с источниками излучения, разрабатывается на стадии проектирования. В проекте радиационного объекта должны быть определены виды, объем и порядок проведения контроля, перечень технических средств и штат работников, необходимых для его осуществления.

Виды и объём радиационного контроля уточняются в зависимости от конкретной радиационной обстановки на радиационном объекте и на прилегающей территории.

2) обеспечение разработки контрольных уровней радиационных факторов на радиационном объекте и санитарно-защитной зоне устанавливаемых для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения уровней облучения персонала и населения, уменьшения радиоактивного загрязнения окружающей среды;

4) немедленное оповещение руководителя цеха, участка, лаборатории и соответствующих должностных лиц и лица, уполномоченного на осуществление контроля за обеспечением радиационной безопасности, обо всех обнаруженных неисправностях в работе установок, приборов и аппаратов, являющихся источниками излучения;

Потенциально более опасными являются радиационные объекты, в результате деятельности которых при аварии возможно облучение не только работников объекта, но и населения. Наименее опасными радиационными объектами являются те, где исключена возможность облучения лиц, не относящихся к персоналу.
По потенциальной радиационной опасности устанавливается четыре категории объектов:

24. Категория радиационных объектов устанавливается на этапе их проектирования. Для действующих радиационных объектов категории устанавливаются администрацией радиационного объекта и согласовываются с уполномоченным органом в сфере использования атомной энергии, за исключением объектов где используются оборудования для досмотра ручной клади и багажа и медицинских приборов и установок, генерирующих ионизирующее излучение. Критерии по определению категорий потенциальной радиационной опасности радиационных объектов при проектировании и эксплуатации приведены в приложении 7 к настоящим Санитарным правилам.

31. Вокруг радиационных объектов I и II категорий устанавливается санитарно-защитная зона, а вокруг радиационных объектов I категории также и зона наблюдения. Санитарно-защитная зона для радиационных объектов III категории ограничивается территорией объекта, для радиационных объектов IV категории зонирование не предусмотрено.

Внутренняя граница зоны наблюдения совпадает с внешней границей санитарно-защитной зоны.

35. Размеры санитарно-защитной зоны (полосы отчуждения) вдоль трассы трубопровода для транспортирования радиоактивных веществ и удаления жидких радиоактивных отходов устанавливаются в зависимости от активности последних, рельефа местности, характера грунтов, глубины заложения трубопровода, уровня напора в ней и должны быть не менее 20 метров в каждую сторону от трубопровода.

36. Границы санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения радиационного объекта устанавливаются на стадии проектирования. Обоснованность размеров санитарно-защитной зоны подтверждается расчетами рассеивания выбросов в атмосферу для всех загрязняющих веществ и распространения радиационных факторов, санитарно-защитная зона объектов разрабатывается последовательно: расчетная (предварительная), выполненная на основании проекта с расчетами рассеивания загрязнения атмосферного воздуха и физического воздействия; установленная (окончательная) – на основании результатов годичного цикла натурных исследований и измерений для подтверждения расчетных параметров.

37. В санитарно-защитной зоне радиационных объектов не допускается постоянное или временное проживание, размещение детских организаций, больниц, санаториев и других оздоровительных организаций, а также промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к этому объекту. На территории санитарно-защитной зоны благоустройство и озеленение проводится в соответствии с проектным решением.

Проектная документация радиационного объекта должна пройти санитарно-эпидемиологическую экспертизу в соответствии с Правилами проведения санитарно-эпидемиологической экспертизы, утвержденными приказом Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 февраля 2015 года № 150 (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 10970) (далее – Приказ № 150).

3) при работе с устройствами, генерирующими ионизирующее излучение: тип устройства, вид, энергия и интенсивность генерируемого излучения и (или) анодное напряжение, сила тока, мощность, максимально допустимое число одновременно работающих устройств, размещенных в одном помещении (на участке, территории);

4) при работе ядерного реактора, генератора радионуклидов, с радиоактивными отходами и другими источниками излучения со сложной радиационной характеристикой: вид источника излучения и его радиационные характеристики (радионуклидный состав, активность, энергия и интенсивность излучения). Для всех работ указываются их характер и ограничительные условия.

где: D – предел дозы для персонала или населения, мЗв в год;
t – продолжительность облучения, часов в год;

На дверях каждого помещения указывают его назначение, класс проводимых работ с открытыми источниками излучения и знак радиационной опасности.

52. При намечаемом вывозе источников излучения, для проведения работ с ним вне согласованного места проведения работ, положительное санитарно-эпидемиологическое заключение допускает его использование в нестационарных условиях, при этом необходимо уведомить (в письменной форме) территориальные подразделения, выдавшего санитарно-эпидемиологическое заключение, и территориальные подразделения, по месту планируемого проведения работ.

53. К моменту начала работ с источниками излучения физическое или юридическое лицо утверждает список лиц, допущенных к работе с ним, обеспечивает их необходимое обучение, назначает лиц, ответственных за обеспечение радиационной безопасности, учет и хранение источников излучения, за организацию сбора, хранения и сдачу радиоактивных отходов, радиационный контроль.

55. В зависимости от объема и характера работ с источниками излучения, радиационные объекты создают службу радиационной безопасности или назначают лицо, ответственное за радиационную безопасность (контроль). Положение о службе радиационной безопасности (должностная инструкция лица, ответственного за радиационную безопасность (контроль)) утверждается руководителем радиационного объекта или лицом, им уполномоченным и определяет численность, права и обязанности службы (лица, ответственного за радиационную безопасность (контроль)).
Численность службы устанавливается таким образом, чтобы обеспечить радиационной контроль при всех радиационно-опасных работах.

56. Персонал службы радиационной безопасности и лицо, ответственное за радиационную безопасность (контроль), назначаются приказом руководителя из числа сотрудников, прошедших специальную подготовку в организациях, имеющих лицензию на деятельность по специальной подготовке персонала, ответственного за обеспечение ядерной и радиационной безопасности.

57. До начала работ по обращению с источниками излучения, администрация радиационного объекта создает организационную структуру по учету и контролю источников излучения, для выполнения требования пункта 193 Технического регламента «Ядерная и радиационная безопасность», утвержденного приказом Министра энергетики Республики Казахстан от 20 февраля 2017 года № 58 (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 15005).

18 лет, не имеющие медицинских противопоказаний, отнесенные приказом руководителя радиационного объекта к категории персонала группы «А», прошедшие обучение по радиационной безопасности в организациях, имеющих лицензию на деятельность по специальной подготовке персонала, ответственного за обеспечение ядерной и радиационной безопасности и инструктаж по радиационной безопасности. При изменении характера работ с источниками излучения проводится внеочередной инструктаж.

61. При проведении работ с источниками излучения не допускается выполнение операций, не предусмотренных инструкциями по эксплуатации и радиационной безопасности, если эти действия не направлены на принятие экстренных мер по предотвращению аварий и других обстоятельств, угрожающих здоровью работающих.

62. Защитное технологическое оборудование (камеры, боксы, вытяжные шкафы), а также сейфы, контейнеры для радиоактивных отходов, транспортные средства, транспортные упаковочные комплекты, контейнеры, предназначенные для хранения и перевозки радиоактивных веществ, фильтры системы пыле- газоочистки, средства индивидуальной защиты имеют документы от завода-изготовителя, в которых обозначаются технические условия эксплуатации, используются до истечения гарантийного срока, при наличии акта о технической исправности, выданной обслуживающей организацией.

63. Выпуск приборов, аппаратов, установок и других изделий, действие которых основано на использовании ионизирующего излучения, радионуклидных источников излучения, приборов, аппаратов и установок, при работе которых генерируется ионизирующее излучение, а также эталонных источников излучения допускается только по проектной документации, пройденной санитарно-эпидемиологическую экспертизу согласно Приказа
№ 150.

64. Передача от одного физического или юридического лица другому физическому или юридическому лицу источников излучения и изделий с характеристиками, превышающими значения, изложенные в пункте 5 настоящих Санитарных правил, производится с информированием (в письменной форме) территориального подразделения и уполномоченного органа в сфере использования атомной энергии в течение 15 календарных дней по месту нахождения как передающего, так и принимающего источники излучения физического или юридического лица.
При передаче источников излучения на временное хранение или использование, составляется акт приема-передачи. Копии паспортов (сертификатов и других сопроводительных документов) на источники излучения передаются лицу ответственному за учет и хранение принимающей организации.

67. Все поступившие на радиационный объект источники излучения учитываются в приходно-расходном журнале учета источников ионизирующего излучения согласно приложению 10 к настоящим Санитарным правилам. На каждый вид источников излучения заполняются отдельные страницы. Учет приборов, аппаратов и установок, укомплектованных радионуклидными источниками излучения, ведется от учета радиоактивных веществ в отдельном журнале. Журнал учета должен храниться постоянно.

68. Радионуклидные источники излучения учитываются по радионуклиду, наименованию препарата, фасовке и активности согласно сопроводительным документам. Приборы, аппараты и установки, в которых используются радионуклидные источники излучения, учитываются по наименованиям и заводским номерам с указанием активности и номера каждого источника излучения, входящего в комплект.
Генераторы короткоживущих радионуклидов учитываются по их наименованиям и заводским номерам с указанием номинальной активности материнского нуклида.
Устройства, генерирующие ионизирующее излучение, учитываются по наименованиям, заводским номерам и году выпуска.
Радионуклиды, полученные в организации с помощью генераторов, ускорителей, ядерных реакторов, учитываются по фасовкам, препаратам и активностям в приходно-расходном журнале учета источников излучения.

69. Администрация радиационного объекта обеспечивает сохранность сопроводительных документов на радионуклидные источники излучения в течение всего времени их жизненного цикла. В случае утраты сопроводительных документов предпринимаются меры по их восстановлению. В случае невозможности восстановления сопроводительных документов, эксплуатация радионуклидных источников излучения не допускается.

В случае увольнения (перевода) лиц, допущенных к работам с источниками излучения, администрация радиационного объекта принимает по акту все числящиеся за ними источники излучения.

71. Расходование радионуклидов, используемых в открытом виде, оформляется внутренними актами, составляемыми исполнителями работ с участием лиц, ответственных за учет и хранение источников излучения и за радиационный контроль. Акты о расходовании и списании радионуклидных источников излучения радиационного объекта утверждаются администрацией радиационного объекта по форме согласно приложению 11 к настоящим Санитарным правилам.

В случае обнаружения хищений или потерь источников излучения следует немедленно информировать (в письменной форме) территориальное подразделение и уполномоченный орган в сфере использования атомной энергии.

74. Источники излучения, не находящиеся в работе, хранятся в специально отведенных местах или в оборудованных хранилищах, обеспечивающих их сохранность и исключающих доступ к ним посторонних лиц. Активность радионуклидов, находящихся в хранилище, не должна превышать значений, указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении.

75. При создании временных хранилищ источников излучения вне территории радиационного объекта, в том числе для гамма-дефектоскопических аппаратов, используемых в полевых условиях, мощность дозы на наружной поверхности такого хранилища или его ограждения, исключающего доступ посторонних лиц, не должна превышать 1,0 мкЗв/ч.

78. Устройства для хранения радионуклидных источников излучения (ниши, колодцы, сейфы) конструируются так, чтобы при закладке или извлечении отдельных источников излучения персонал не подвергался облучению от остальных источников излучения. Дверцы секций и упаковки с радиоактивными веществами (контейнеры) должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку с указанием наименования радионуклида и его активности. Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости, помещаются в металлические или пластмассовые упаковки.
Карта-схема размещения источников излучения в хранилище, а также в местах расположения радиоизотопных приборов и на территории объекта составляется лицом, ответственным за учет и хранение источников излучения и утверждается руководителем радиационного объекта.
Радионуклиды, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров или аэрозолей, хранят в закрытых сосудах, выполненных из несгораемых материалов, с отводом образующихся газов в вытяжных шкафах, боксах, камерах, с очистными фильтрами на вентиляционных системах. Хранилище оборудуется круглосуточно работающей вытяжной вентиляцией.
При хранении радиоактивных веществ с высокой активностью, предусматривается система их охлаждения. При хранении делящихся материалов, обеспечиваются меры радиационной и ядерной безопасности.

Непригодные для дальнейшего использования (или истекшим сроком службы) радионуклидные источники излучения и радиоизотопные приборы допускается хранить на объекте не более 6 месяцев.

80. Транспортирование радионуклидных источников излучения внутри помещений, а также на территории радиационного объекта производится в контейнерах и упаковках на специальных транспортных средствах, с учетом физического состояния источников излучения, их активности, вида излучения, габаритов и массы упаковки, с соблюдением условий безопасности.

81. Транспортные средства, предназначенные для перевозки источников излучения, оборудуются знаками радиационной опасности груза, а также сигнальными цветами в соответствии с Правилами транспортировки радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, утвержденными приказами Министра энергетики Республики Казахстан от 22 февраля 2016 года № 75 (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 13586).

82. Транспортные средства обеспечиваются экранирующими устройствами радиационной защиты, приспособлениями для крепления упаковок углекислотных огнетушителей, набором инструментов для аварийного ремонта, сорбирующих материалов и других средств ликвидации последствий аварии, выносными знаками («Аварийная остановка», «Радиационная опасность» «Движение запрещено» с противооткатными упорами), средствами индивидуальной защиты и специальной одеждой, медицинской аптечкой, средствами внешней и внутренней связи и оповещения, а также оборудованием, инструментами и приспособлениями для аварийных работ.

84. Перегрузка источников излучения, осуществляемая перевозчиками, разрешается на площадке с твердым покрытием, расположенной не ближе 1000 метров от жилых строений, от развлекательных, культурно-просветительных, учебных, дошкольных, лечебных и лечебно-оздоровительных учреждений. Не допускается перегрузка радиоактивных источников в черте населенных пунктов.
Проведение работ по перегрузке осуществляется лицами, отнесенными к персоналу группы «А», нахождение посторонних лиц на площадке не допускается.
С целью исключения разгерметизации упаковки источника излучения, все процессы перегрузки максимально механизируются и осуществляются непосредственно с одного транспортного средства на другое.
Не менее чем за трое суток до момента проведения работ по перегрузке источника излучения, грузоперевозчик информирует (в письменной форме) территориальное подразделение с указанием места перегрузки.

Границы категорий опасности закрытых радионуклидных источников определяются введением безразмерного нормализованного отношения A / Doc , где: A – текущая активность закрытого радионуклида, Doc – пороговая активность. Пороговые значения активности для определения категории опасности для закрытых источников приведены в Гигиенических нормативах.
В случае, если несколько радионуклидных источников с одинаковыми радионуклидами находятся в одном радиоизотопном приборе (облучательной установке), их суммарная активность считается как активность одного источника. Категория этого радионуклидного источника определяется по отношению A / D -величина в соответствии с Гигиеническими нормативами.
В случаях, когда радионуклидные источники с различными радионуклидами находятся в одном радиоизотопном приборе или единой облучательной установке, необходимо рассчитать сумму отношений A / D -величина в соответствии с формулой:
где: Ai,n– активность отдельного i-го источника радионуклида n, Dn– значение для радионуклида n, приведенное в таблице 2. Категория опасности определяется по суммарному отношению A / Doc в соответствии с Гигиеническими нормативами.

89. В нерабочем положении закрытые источники излучения находятся в защитных устройствах, а установки, генерирующие ионизирующее излучение, должны быть обесточены. Защитное устройство, в которое помещен закрытый источник излучения, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, и иметь знак радиационной опасности.

90. Для извлечения закрытого источника излучения из контейнера используют дистанционные инструменты или специальные приспособления. При работе с источником излучения IV категории, извлечённого из защитного контейнера, применяются защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником излучения I – III категорий или создающим мощность дозы более 2 мЗв/ч на расстоянии одного метра – специальные защитные устройства (боксы, шкафы и другие) с дистанционным управлением.

91. Мощность эквивалентной дозы излучения от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических аппаратов и других установок, действие которых основано на использовании радионуклидных источников излучения, не должна превышать 20 мкЗв/ч на расстоянии одного метра от поверхности защитного блока с источником излучения.
Для радиоизотопных приборов, предназначенных для использования в производственных условиях, мощность эквивалентной дозы излучения у поверхности блока с источником излучения не должна превышать 100 мкЗв/ч, а на расстоянии одного метра – 3 мкЗв/ч.
Мощность эквивалентной дозы излучения от устройств, при работе которых возникает сопутствующее неиспользуемое рентгеновское излучение, не должна превышать 1,0 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 метра от любой поверхности.

93. Рабочая часть стационарных аппаратов и установок с неограниченным по направлению пучком излучения размещается в отдельном помещении (преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания); материал и толщина стен, пола, потолка этого помещения при любых положениях источника излучения и направлении пучка обеспечивает ослабление первичного и рассеянного излучения в смежных помещениях и на территории радиационного объекта до допустимых значений.
Пульт управления таким аппаратом (установкой) размещается в отдельном от источника излучения помещении. Входная дверь в помещение, где находится аппарат, блокируется с механизмом перемещения источника излучения или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала.

94. Помещения, где проводятся работы на стационарных установках с закрытыми источниками излучения, оборудуют системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников) и предусматривают устройство для принудительного дистанционного перемещения источника излучения в положение хранения в случае отключения энергопитания установки или в случае любой другой нештатной ситуации.

97. При использовании мощных радиационных установок и хранении закрытых источников излучения в количествах, приводящих к накоплению в воздухе рабочих помещений сверхнормативных концентраций токсических веществ, предусматривается приточно-вытяжная вентиляция, обеспечивающая не превышение допустимой концентрации токсических веществ в воздухе рабочей зоны.

В целях обеспечения радиационной безопасности персонала и населения следует:

99. До начала работы с источниками излучения, персонал проводит проверку исправности оборудования. При обнаружении неисправностей, необходимо приостановить работу, информировать администрацию радиационного объекта и вызвать представителя организации, осуществляющей техническое обслуживание и ремонт оборудования.

Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с его МЗА, приведенной в Гигиенических нормативах. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч, не приведенные в этом приложении, относятся к группе Г.

101. Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса. Класс работ с открытыми источниками излучения устанавливается в соответствии с приложением 13 к настоящим Санитарным правилам в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте, при условии, что удельная активность радионуклида превышает его МЗУА. При простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа и других) допускается увеличение активности радионуклидов на рабочем месте в 10 раз. При простых операциях по получению (элюированию) и расфасовке из генераторов короткоживущих радионуклидов медицинского назначения допускается увеличение активности радионуклидов на рабочем месте в 20 раз. Класс работ определяется по максимальной одновременно вымываемой (элюируемой) активности дочернего радионуклида. Для предприятий, перерабатывающих уран и его соединения, класс работ определяется в зависимости от характера производства и регламентируется специальными правилами. При хранении открытых источников излучения допускается увеличение активности радионуклидов в 100 раз.

где: Сэ – суммарная активность, приведенная к активности группы А, Бк;
СА – суммарная активность радионуклидов группы А, Бк;
МЗАА – минимально значимая активность для группы А, Бк;
Сi – активность отдельных радионуклидов, не относящихся к группе А;
МЗАi – минимально значимая активность отдельных радионуклидов, приведенная в Гигиенических нормативах.

104. При работе с открытыми источниками излучения обеспечивается защита персонала от внутреннего и внешнего облучения, ограничение загрязнения воздуха и поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала, а также объектов окружающей среды (воздух, почва, растительность), как при нормальной эксплуатации, так и при проведении работ по ликвидации последствий радиационной аварии.

106. На радиационных объектах, в которых проводится работа с открытыми источниками излучения, помещения для каждого класса работ сосредотачиваются в одном месте. В тех случаях, когда на радиационных объектах ведутся работы по всем трем классам, помещения разделяют в соответствии с классом проводимых в них работ.

108. Работы III класса проводятся в отдельных помещениях, соответствующих требованиям, предъявляемым к химическим лабораториям. В составе этих помещений предусматривается устройство приточно-вытяжной вентиляции и душевая. Работы, связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха (операции с порошками, упаривание растворов, работа с эманирующими и летучими веществами), должны проводиться в вытяжных шкафах. Поверхности помещений должны быть гладкими, без повреждений и допускать влажную уборку и дезактивацию.

109. Работы II класса проводятся в помещениях, размещенных в отдельной части здания изолированно от других помещений. При проведении в одной организации работ II и III классов, связанных единой технологией, допускается выделить общий блок помещений, оборудованных в соответствии с требованиями, предъявляемыми к работам II класса.
При планировке выделяются помещения постоянного и временного пребывания персонала.
В составе этих помещений предусматривается санитарный пропускник или санитарный шлюз. Помещения для работ II класса оборудуются вытяжными шкафами или боксами.

Для исключения распространения радиоактивного загрязнения между зонами оборудуются санитарные шлюзы.
При работах I класса в зависимости от назначения радиационного объекта и эффективности применяемых барьеров допускается двухзональная планировка рабочих помещений, включающая следующие зоны: необслуживаемые помещения и помещения постоянного пребывания персонала.

119. Производственные операции с радиоактивными веществами в камерах и боксах выполняются дистанционными средствами или с использованием перчаток, герметично вмонтированных в фасадную стенку. Загрузка и выгрузка перерабатываемой продукции, оборудования, замена камерных перчаток, манипуляторов производится без разгерметизации камер или боксов.

Число операций, при которых возможно радиоактивное загрязнение помещений и окружающей среды (пересыпание порошков, возгонка), следует сводить к минимуму. При ручных операциях с радиоактивными растворами используют автоматические пипетки или пипетки с грушами.

122. Для ограничения загрязнения рабочих поверхностей, оборудования и помещений, при работах с радиоактивными веществами в лабораторных условиях, используют лотки и поддоны, выполненные из слабо сорбирующих материалов, пластиковыми плёнками, фильтровальной бумагой и другими материалами разового пользования.

123. При работе с открытыми источниками излучения вентиляционные и воздухоочистные устройства обеспечивают защиту от радиоактивного загрязнения воздуха рабочих помещений и атмосферного воздуха. Рабочие помещения, вытяжные шкафы, боксы, каньоны и другое технологическое оборудование устраиваются так, чтобы поток воздуха был направлен из менее загрязненных пространств к более загрязненным.

124. Проектирование вентиляции и кондиционирования воздуха в производственных зданиях и сооружениях радиационного объекта, а также выбросов вентиляционного воздуха в атмосферу и очистки его перед выбросом производят в соответствии с требованиями настоящих Санитарных правил. Для радиационных объектов, у которых выбросы радиоактивных веществ в атмосферу создают дозу у критической группы населения более 10 мкЗв/год, предельно допустимые выбросы устанавливают на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

На радиационных объектах, где проводятся работы I и II классов, предусматривают вытяжные трубы, высота которых обеспечивает снижение объемной активности радиоактивных веществ в атмосферном воздухе в месте приземления факела до значений, обеспечивающих не превышение установленной квоты предела дозы для населения.

129. В герметичных камерах и боксах при закрытых проемах обеспечивается разрежение не менее 20 миллиметров (далее – мм) водяного столба, камеры и боксы оборудоваться приборами контроля степени разрежения. Расчетная скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов и укрытий принимается равной 1,5 метра в секунду (далее – м/с).
Допускается кратковременное снижение разрежения до 10 мм водяного столба и снижение скорости воздуха в открываемых проемах до 0,5 м/с.

130. Вентиляторы, обеспечивающие вытяжные шкафы, боксы и камеры, располагают в специальных отдельных помещениях. В помещениях для работ I класса вытяжная камера входит в состав помещений второй зоны; вентиляционные системы, обслуживающие помещения для работ I класса, должны иметь резервные агрегаты производительностью не менее 1/3 полной расчетной.
Пускатели двигателей имеют световую сигнализацию, их размещают в помещениях 3 зоны.

138. В помещениях для работ I класса и отдельных работ II класса при зональном размещении оборудования необходимо предусматривать подачу воздуха к шланговым изолирующим индивидуальным средствам защиты персонала (пневмокостюмам, пневмошлемам, шланговым противогазам), а также возможность подключения передвижных вытяжных установок к системам вытяжной вентиляции.
Для подачи воздуха к шланговым средствам защиты допускается устанавливать отдельную пневмолинию или отдельные вентиляторы, обеспечивающие необходимое давление и расход воздуха. Места присоединения шлангов снабжаются шаровыми или пружинными автоматическими клапанами.

140. Радиационные объекты, где ведутся работы с открытыми источниками излучения всех классов, должны иметь холодное и горячее водоснабжение и канализацию. Исключение допускается для полевых лабораторий, ведущих работы III класса и располагающихся вне населенных пунктов или в населенных пунктах, не имеющих центрального водоснабжения.

Оборудуются электросушилки для рук.

142. Система специальной канализации предусматривает дезактивацию сточных вод и возможность их повторного использования для технологических целей. Очистные сооружения располагаются в специальном помещении или на выгороженном участке территории организации. Система канализации обеспечивается средствами контроля за количеством и активностью сточных вод. Приемники для слива радиоактивных растворов (раковины, трапы) в системе специальной канализации изготавливаются из коррозионно-стойких материалов или имеют легко дезактивируемые коррозионно-стойкие покрытия внутренних и наружных поверхностей. Конструкция приемников исключает возможность разбрызгивания растворов.

145. На радиационных объектах I категории не позднее, чем за пять лет до назначенного срока окончания эксплуатации разрабатывается детальный проект вывода из эксплуатации всего объекта или отдельной его части. Для объектов II категории проект вывода из эксплуатации разрабатывается не позднее, чем за три года до окончания срока эксплуатации, а для объектов III категории – за один год.

149. Работы по выводу радиационных объектов из эксплуатации выполняются специально подготовленным персоналом радиационного объекта или персоналом других организаций, имеющих соответствующую лицензию в сфере использования атомной энергии. В необходимых случаях подготовка персонала проводится на макетах и тренажерах с имитацией основных операций предстоящих работ.

150. Вопрос о возможном продлении срока эксплуатации источников излучения рассматривается, если продление срока эксплуатации не запрещено технической документацией на источник излучения, и должен решаться комиссией в составе представителей физического или юридического лица, использующего источник излучения, а при необходимости и представителей организации-изготовителя. Решение о продлении срока эксплуатации или выводе закрытого источника излучения из эксплуатации принимается в соответствии с результатами технического освидетельствования закрытого источника излучения. Техническое освидетельствование проводится специализированной организацией, имеющей лицензию в сфере использования атомной энергии на изготовление радиоактивных веществ, приборов и установок, содержащих радиоактивные вещества. В заключении комиссии определяются возможность, условия и срок дальнейшего использования источника излучения.

После вывода из эксплуатации радионуклидных источников излучения они должны передаваться в специализированные организации для долговременного хранения и (или) захоронения.

В состав санитарного пропускника входят: душевые, гардеробная домашней одежды, гардеробная специальной одежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты, пункт радиометрического контроля кожных покровов и спецодежды, кладовая грязной спецодежды, кладовая чистой спецодежды, туалетные комнаты.
В санитарном пропускнике необходимо обеспечивать питьевой режим.
Санитарный пропускник – комплекс помещений и оборудования, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала.

Помимо стационарных санитарных шлюзов, допускается использование переносных санитарных шлюзов, устанавливаемых непосредственно у входа в помещение, где производятся ремонтные работы.
Санитарный шлюз – помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты.

Сортировка специальной одежды должна производиться по ее виду и степени радиоактивного загрязнения. Загрязненная специальная одежда из гардеробной передается в кладовую в упакованном виде для последующей сдачи в специализированные прачечные.

Хранение уборочного инвентаря, предназначенного для уборки «чистой» и «грязной» зон санитарных пропускников, следует осуществлять раздельно в специальных помещениях (кладовые) либо в специальных шкафах.

160. Материалы и изделия с низкими уровнями содержания радионуклидов допускается использовать в работе. Критерием для принятия решения о возможном использовании сырья, материалов, изделий и продукции, содержащих радионуклиды, является ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, которая при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв, годовая коллективная эффективная доза не должна быть более 1 чел-Зв.

162. Не вводится никаких ограничений на использование любых материалов, сырья, изделий и продукции (кроме продовольственного сырья, пищевой продукции, питьевой воды и кормов для животных) при удельной активности техногенных радионуклидов в них менее значений, приведенных в Гигиенических нормативах, за исключением их использования, приводящего к концентрированию радионуклидов до уровней, требующих специального обращения.

163. Ограниченно используются сырье, материалы, изделия и продукция имеющие удельную активность техногенных радионуклидов от значений, приведенных в Гигиенических нормативах, до значений МЗУА (при наличии нескольких техногенных радионуклидов сумма отношений удельных активностей всех содержащихся в материале техногенных радионуклидов к значениям МЗУА для них должна быть меньше единицы) и при соблюдении требований пункта 160 настоящих Санитарных правил. В дальнейшем, продукция, произведенная из данного сырья, материалов или изделий подлежит радиационному контролю.

Дезактивацию следует проводить в тех случаях, когда уровень загрязненности в сырье, материалах, изделиях и продукции может быть снижен до допустимых уровней, обеспечивающих их дальнейшее применение.

167. Предназначенное для отправки на перерабатывающие объекты загрязненное металлическое сырье после его дезактивации подлежит предварительной переплавке или иной переработке на радиационных объектах, исключающей образование вторичных радиоактивных отходов при любых вариантах дальнейшего использования переплавленного металла.

168. Проведение дезактивации, переплавки или иной переработки материалов, содержащих радионуклиды допускается при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения на данный объект. Технология переработки сырья и его дальнейшего использования разрабатывается и утверждается руководителем данного объекта.

169. Числовые значения допустимой удельной активности основных долгоживущих радионуклидов для неограниченного использования металлов после предварительной переплавки или иной переработки и изделий на основе этих металлов приведены в приложении 14 к настоящим Санитарным правилам. При наличии в металле смеси радионуклидов значения удельных активностей отдельных радионуклидов Qi должны удовлетворять соотношению:
где: – удельная активность радионуклида i в металле; ДУАi– допустимая удельная активность радионуклида i.

170. В случае невозможности или нецелесообразности использования сырья, материалов, изделий и продукции отнесенных к категории ограниченного использования, согласно настоящих Санитарных правил, они направляются на специально выделенные участки в места захоронения промышленных отходов. Не допускается наличие снимаемого радиоактивного загрязнения на этих отходах. Порядок, условия и способы захоронения такого сырья, материалов, продукции и изделий определяются организациями, отвечающими за данные объекты или специализированными организациями.

172. Критерии отнесения отходов к радиоактивным, их категоризация, а также требования к обращению с радиоактивными отходами устанавливаются в соответствии с Санитарными правилами «Санитарно-эпидемиологические требования к радиационно-опасным объектам», утвержденными приказами исполняющего обязанности Министра национальной экономики Республики Казахстан от 27 марта 2015 года № 260 (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 11204) (далее – Приказ № 260).

Уровни радиоактивного загрязнения на поверхностях упаковки (контейнера) не должны превышать значений, приведенных в приложении 12 настоящих Санитарных правил.

176. Выбор мест захоронения радиоактивных отходов должен производиться с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

177. Физические или юридические лица, в процессе деятельности которых осуществляется обращение с радиоактивными отходами, для планирования и осуществления мероприятий по обеспечению радиационной безопасности должны иметь схему обращения с радиоактивными отходами, которое утверждается руководителем данного объекта.
В схемах обращения с радиоактивными отходами должны отражаться следующие основные вопросы:

179. Ответственное лицо ведет систематический контроль и учет за сбором, временным хранением и подготовкой к удалению радиоактивных отходов, образующихся в процессе работы. Указанные сведения заносятся в журнал учета твердых и жидких радиоактивных отходов по форме 1 и 2, указанных в приложении 40 Приказа № 260.

После оформления паспортов на партию радиоактивных отходов, по форме указанных в приложении 38 Приказа № 260 сдаваемых на захоронение (хранение), в течение 15 календарных дней физические или юридические лица представляют копию паспортов в территориальные подразделения.

181. Радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. На каждом радиационном объекте система радиационного контроля предусматривает конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.
Радиационный контроль должен включать индивидуальный дозиметрический контроль персонала и контроль радиационной обстановки.
Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях контролируется и учитывается при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.

3) контроль за дозами внешнего бета-, гамма- и рентгеновского излучений, а также нейтронов с использованием индивидуальных дозиметров или расчетным путем. По результатам радиационного контроля рассчитываются значения эффективных доз у персонала, а при необходимости, определяются значения и эквивалентные дозы облучения отдельных органов.

Автоматизированные системы обеспечивают контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации.

185. В помещениях, где ведутся работы с делящимися материалами в количествах, при которых возможно возникновение самопроизвольной цепной реакции деления, а также на ядерных реакторах и критических сборках и при других работах I класса, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, устанавливают приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал обеспечивается аварийными дозиметрами.

186. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала хранятся в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля ведется учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за пять последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы. Данные индивидуальных доз облучения персонала оформляются по форме № 1-ДОЗ «Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения» и формы № 2-ДОЗ «Сведения о дозах облучения лиц из персонала в условиях радиационной аварии или планируемого повышенного облучения, а также лиц из населения, подвергшегося аварийному облучению» и предоставляются в территориальные подразделения согласно порядка ведения и заполнения формы № 1-ДОЗ и формы № 2-ДОЗ указанных в приложениях 15 к настоящим Санитарным правилам.

187. Карточка учета индивидуальных доз внешнего облучения лиц, работающих с источниками излучения (далее – индивидуальная карточка персонала) должна быть заведена нанимателем на весь персонал, находящийся под индивидуальными дозиметрическими контролем. Форма индивидуальной карточки персонала приведена в приложении 16 к настоящим Санитарным правилам.
Индивидуальная доза облучения регистрируется в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку персонала, а также в машинный носитель для создания базы данных на радиационных объектах.
Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, передается на новое место работы; в случае прекращения трудовых отношений выдается на руки сотруднику; оригинал хранится на прежнем месте работы.

Перечень и числовые значения контрольных уровней определяются в соответствии с условиями работы.

При изменении характера работ перечень и числовые значения контрольных уровней подлежат уточнению. При установлении контрольных уровней объемной и удельной активности радионуклидов в атмосферном воздухе и в воде водоемов следует учитывать возможное поступление их по пищевым цепочкам и внешнее излучение радионуклидов, накопившихся на местности.

191. Результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. При превышении контрольных уровней администрация радиационного объекта проводит анализ. О случаях превышения пределов доз для персонала, установленных в Гигиенических нормативах или квот облучения населения, администрация радиационного объекта информирует (в письменной форме) об этом территориальное подразделение.

Основной комплект средств индивидуальной защиты включает: специальное белье и обувь, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), шапочку или шлем, перчатки, полотенца и носовые платки одноразовые, средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха).
При работах II класса и при отдельных работах III класса персонал обеспечивается халатами, шапочками, перчатками, легкой обувью и при необходимости средствами защиты органов дыхания.

195. Работающие с радиоактивными растворами и порошками, а также персонал, проводящий уборку помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами, кроме комплекта основных средств индивидуальной защиты, имеют дополнительно спецодежду из пленочных материалов или материалов с полимерным покрытием: фартуки, нарукавники, куртки, брюки, резиновую или пластиковую специальную обувь.

198. При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы), или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, применяются изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях – автономные изолирующие аппараты).

Дополнительные средства индивидуальной защиты (пленочные, резиновые, с полимерным покрытием) после каждого использования подвергают предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или в другом специально отведенном месте. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает допустимый уровень, дополнительные средства индивидуальной защиты направляют на дезактивацию в специальную прачечную.

В помещениях для приема пищи не допускается нахождение лиц в рабочей специальной одежде.

206. Радиационная безопасность пациентов и населения обеспечивается при всех видах облучения (профилактического, диагностического, лечебного и исследовательского) пациентов в результате медицинского обследования или лечения (далее – медицинское облучение) путем достижения максимальной пользы от рентгенорадиологических процедур и минимизации радиационного ущерба.

216. Дозы облучения пациента от проведения каждого рентгенорадиологического исследования и процедур лучевой терапии вносятся в персональный лист учета доз медицинского облучения, являющийся приложением к его амбулаторной карте, а также при наличии медицинских информационных систем дозы облучения формируется в электронном формате.

223. Требования по обеспечению радиационной безопасности при воздействии природных источников излучения в производственных условиях предъявляются к любым объектам, в которых облучение работников превышает 1 мЗв/год (объекты, осуществляющие работы в подземных условиях, добывающие и перерабатывающие минеральное и органическое сырье с повышенным содержанием природных радионуклидов и другие).
В проектной документации не урановых рудников и других подземных сооружений отражаются вопросы радиационной безопасности.

225. Для строительства зданий производственного назначения выбирают участки территории, на которых гамма-фон не превышает 0,6 мкЗв/ч, где плотность потока радона с поверхности грунта не превышает 250 миллибеккерель на квадратный метр в секунду (далее мБк/(м2*с). При проектировании строительства здания на участке с плотностью потока радона с поверхности грунта более 250 мБк/(м2*с) в проекте здания предусматривается система защиты от радона.

226. На объектах, где не проводятся работы с техногенными источниками излучения, уровни природного облучения работников в производственных условиях не должны превышать значений, приведенных в Гигиенических нормативах. При изменении продолжительности работы, нарушении радиоактивного равновесия природных радионуклидов в производственной пыли, определяющих уровень радиационного воздействия, администрация объекта устанавливает контрольные уровни радиационного воздействия.

228. Если в результате обследования на объекте не обнаружено случаев превышения дозы облучения работников более 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный контроль в ней не является обязательным. Однако при существенном изменении технологии производства, которое приведет к увеличению облучения работников, проводится повторное обследование.

231. В случае обнаружения превышения установленного в Гигиенических нормативах (5 мЗв/год) администрация радиационного объекта принимает меры по снижению облучения работников. При невозможности соблюдения указанного Гигиенических нормативах на объекте, допускается приравнивание соответствующих работников по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения. О принятом решении администрация объекта информирует (в письменной форме) территориальные подразделения. На лиц, приравненных по условиям труда к персоналу, работающему с техногенными источниками излучения, распространяются все требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные для персонала группы «А».

233. Требования по обеспечению радиационной безопасности населения распространяются на регулируемые природные источники излучения: изотопы радона и продукты их распада в воздухе помещений, гамма-излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных изделиях, природные радионуклиды в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых.

234. Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения: менее 2 мЗв/год – облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения; от 2 до 5 мЗв/год – повышенное облучение; более 5 мЗв/год – высокое облучение. Мероприятия по снижению высоких уровней облучения осуществляются в первоочередном порядке.

При проектировании здания на участке с мощностью эквивалентной дозы гамма-излучения выше 0,3 мкЗв/ч, плотностью потока радона более 80 мБк/(м2*с) в проекте здания необходимо предусмотреть систему защиты от повышенных уровней гамма-излучения и радона.

236. Радиационный контроль осуществляется на всех стадиях строительства, реконструкции, капитального ремонта и эксплуатации жилых домов и зданий социально-бытового назначения. В случаях обнаружения превышения нормативных значений, должен проводиться анализ связанных с этим причин и осуществляться защитные мероприятия, направленные на снижение мощности дозы гамма-излучения и (или) содержания радона в воздухе помещений. Мощность дозы гамма-излучения и объемной активности радона в воздухе помещений строящегося, реконструируемого или капитально ремонтируемого здания должны соответствовать нормативным значениям.

240. Система радиационной безопасности персонала и населения при радиационной аварии обеспечивает сведение к минимуму негативных последствий аварии, предотвращение возникновения детерминированных эффектов и минимизацию вероятности стохастических эффектов. При обнаружении радиационной аварии предпринимаются срочные меры по прекращению развития аварии, восстановлению контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения и количества облученных лиц из персонала и населения, радиоактивного загрязнения производственных помещений и окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных аварией.

241. В проектной документации каждого радиационного объекта определяются возможные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или иных причин, которые приводят к потере контроля над источниками излучения и облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению окружающей среды.

1) «Инженерно-технические мероприятия гражданской обороны. Мероприятия по предупреждению чрезвычайных ситуаций», включающий план ликвидации аварий, наличие специализированной аварийной бригады, номенклатуру, объем и места хранения средств индивидуальной защиты, медикаментов, аварийного запаса радиометрических и дозиметрических приборов, средств дезактивации и санитарной обработки, инструментов и инвентаря, необходимых для проведения неотложных работ по ликвидации последствий радиационной аварии;

Планы мероприятий по защите персонала и населения от радиационной аварии и ее последствий должны содержать следующие основные разделы:

245. На производственных участках, в санитарном пропускнике и медицинском пункте радиационного объекта находятся аптечки с набором необходимых средств первой помощи пострадавшим при аварии, а на объектах, где проводится работа с радиоактивными веществами в открытом виде, и восполняемый запас средств санитарной обработки лиц, подвергшихся загрязнению.

246. На каждом объекте, в котором возможна радиационная авария, должна быть предусмотрена система экстренного оповещения о возникшей аварии, по сигналам которой персонал должен действовать в соответствии с планом мероприятий по защите персонала и населения от радиационной аварии и ее последствий и должностными инструкциями.

248. Государственные органы в области обеспечения радиационной безопасности, в соответствии с «Планом мероприятий по защите персонала и населения от радиационной аварии и ее последствий», информируют о необходимости проведения мероприятий по ликвидации радиационной аварии специализированные аварийные бригады, а также информируют население о факте радиационной аварии, рекомендуемых способах и средствах защиты.

249. К проведению работ по ликвидации аварии и ее последствий привлекаются, прежде всего, члены специализированных аварийных бригад. При необходимости для выполнения этих работ привлекаются лица предпочтительно из персонала старше тридцати лет, не имеющие медицинских противопоказаний, при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Женщины допускаются к участию в аварийных работах лишь в исключительных случаях.

251. Работы по ликвидации последствий аварии и выполнение других мероприятий, связанных с возможным переоблучением персонала, проводится под радиационным контролем по специальному разрешению (допуску), в котором определяются предельная продолжительность работы, дополнительные средства защиты, фамилии участников и лица, ответственного за выполнение работ.

252. Регламентация планируемого повышенного облучения персонала при ликвидации аварии определяется Гигиеническими нормативами. Планируемое повышенное облучение допускается для персонала радиационного объекта, участвующего в проведении аварийно-восстановительных работ, и специалистов аварийно-спасательных служб и формирований.

259. Администрация радиационного объекта, осуществляющей хозяйственную деятельность на территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, обеспечивает условия работы, при которых облучение работников за счет радиоактивного загрязнения не превысит 5 мЗв/год. На радиационных объектах, где облучение работников за счет аварийного загрязнения превышает 1 мЗв/год, создается служба радиационной безопасности, которая осуществляет радиационный контроль и проводит мероприятия по снижению доз облучения работников в соответствии с принципом оптимизации.

262. Медицинское обследование лиц из населения, подвергшихся за год облучению в эффективной дозе более 200 мЗв или с накопленной дозой более 500 мЗв от одного из основных источников облучения, или 1000 мЗв от всех источников облучения, организуется местными органами государственного управления здравоохранения областей, города республиканского значения и столицы.

Приложение 1
к Санитарным правилам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»
Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR)
Таблица 1
№
п/п
Взве­ши­ва­ю­щие ко­эф­фи­ци­ен­ты для от­дель­ных ви­дов из­лу­че­ния (WR)
Мно­жи­те­ли по­гло­щен­ной до­зы, учи­ты­ва­ю­щие от­но­си­тель­ную эф­фек­тив­ность раз­лич­ных ви­дов из­лу­че­ния
1
2
3
1
Фо­то­ны лю­бых энер­гий
1
2
Элек­тро­ны и мю­о­ны лю­бых энер­гий
1
3
Ней­тро­ны с энер­ги­ей ме­нее 10 ки­ло­элек­трон­вольт (да­лее – кэВ)
5
4
Ней­тро­ны с энер­ги­ей от 10 кэВ до 100 кэB
10
5
Ней­тро­ны с энер­ги­ей от 100 кэВ до 2 ме­га­элек­трон­вольт (да­лее – МэВ)
20
6
Ней­тро­ны с энер­ги­ей от 2М­эВ до 20М­эВ
10
7
Ней­тро­ны с энер­ги­ей бо­лее 20 МэВ
5
8
Про­то­ны с энер­ги­ей бо­лее 2 МэВ, кро­ме про­то­нов от­да­чи
5
9
Аль­фа ча­сти­цы, оскол­ки де­ле­ния, тя­же­лые яд­ра
20
Примечание: Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения – испускаемому при ядерном превращении.
Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов для расчета эффективной дозы (WT)
Таблица 2
№
Взве­ши­ва­ю­щие ко­эф­фи­ци­ен­ты для тка­ней и ор­га­нов для рас­че­та эф­фек­тив­ной до­зы (WT)
Мно­жи­те­ли эк­ви­ва­лент­ной до­зы в ор­га­нах и тка­нях
1
2
3
1
Го­на­ды
0,08
2
Кост­ный мозг (крас­ный)
0,12
3
Тол­стый ки­шеч­ник
0,12
4
Лег­кие
0,12
5
Же­лу­док
0,12
6
Мо­че­вой пу­зырь
0,05
7
Груд­ная же­ле­за
0,12
8
Пе­чень
0,05
9
Пи­ще­вод
0,05
10
Щи­то­вид­ная же­ле­за
0,05
11
Ко­жа
0,01
12
Клет­ки кост­ных по­верх­но­стей
0,01
13
Осталь­ное (над­по­чеч­ни­ки, го­лов­ной мозг, экс­тра­то­ро­каль­ный от­дел ор­га­нов ды­ха­ния, тон­кий ки­шеч­ник, поч­ки, мы­шеч­ная ткань, под­же­лу­доч­ная же­ле­за, се­ле­зен­ка, ви­лоч­ко­вая же­ле­за и мат­ка
0,12
Примечание: В случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики «Остальное» приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

Приложение 2
к Санитарным правилам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»
Инструкция по заполнению санитарно-эпидемиологического заключения

1. В пункте 1 санитарно-эпидемиологического заключения, указывается полное наименование радиационного объекта, юридического лица в соответствии со свидетельством о государственной регистрации и основания для проведения санитарно-эпидемиологической экспертизы (по обращению, предписанию, постановлению, по особому порядку и другие (дата, номер).

2. В пункте 2 санитарно-эпидемиологического заключения, указывается полное наименование хозяйствующего субъекта (принадлежность) и юридический адрес (месторасположение объекта) в соответствии со свидетельством о государственной регистрации, телефон, фамилия, имя, отчество (при его наличии) руководителя.

5. В пункте 5 санитарно-эпидемиологического заключения, указываются представленные документы, указанных в пункте 9 приложения 2 приказа исполняющего обязанности Министра здравоохранения Республики Казахстан от 28 апреля 2017 года № 217 «Об утверждении стандартов государственных услуг в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения» (зарегистрирован в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов под № 15217).

8. В пункте 8 санитарно-эпидемиологического заключения, указывают полную санитарно-гигиеническую характеристику и оценку объекта экспертизы (услуг, процессов, условий, технологий, производств, продукции) в соответствии с требованиями нормативных правовых актов в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения и гигиенических нормативов.

11. В таблице пункта 11 санитарно-эпидемиологического заключения указывается каждый источник излучения (вид источников излучения с одинаковыми радиационными характеристиками) с присвоением порядкового номера. В отношении каждого источника излучения (вида источника излучения с одинаковыми радиационными характеристиками) заполняются графы 2-4.
Врач-гигиенист по радиационной гигиене указывает следующие сведения:

строка 1 «Работы с открытыми источниками излучения»: радионуклид, вещество, его агрегатное состояние, максимально допустимая одноразовая активность на рабочем месте, годовое потребление;
строка 2 «Работы с закрытыми источниками излучения»: нуклид, вид источника (для установок, аппаратов, приборов – тип, марка, год выпуска; серийный или заводской номер источника излучения), максимальная активность источника излучения, максимально допустимое одноразовое количество источников излучения на рабочем месте и их суммарная активность на рабочем месте, годовое потребление (для короткоживущих нуклидов);
строка 3 «Работы с устройствами, генерирующими излучение»: вид источника (для установок, аппаратов, приборов – те же сведения, что и в строке 2), вид, энергия и интенсивность излучения (и (или) ускоряющее напряжение, сила тока, мощность и другое), максимально допустимое количество одновременно работающих источниками излучения, количество источников излучения, размещенных в одном месте;
строка 4 «Другие работы с источниками излучения»: работы, которые не могут быть отнесены к работам, указанным в строках 1-3, включая работы с генераторами радионуклидов, ядерными реакторами, радиоактивными отходами, проведение работ на территории зоны эвакуации (отчуждения) и другие виды работ с источниками излучения. В зависимости от вида и характера источника излучения указываются такие же сведения, что и в строках 1 – 3. Для генераторов радионуклидов – данные о материнском нуклиде и производительности по дочерним продуктам, а также условия хранения источников излучения; для работ по перевозке радиоизотопных источников и радиоактивных отходов специальным автомобильном транспортом – вид, марка и номер автомашины;

в строке 1 и 4 при работах с открытыми источниками излучения – класс работ, разрешенных к проведению в данных помещениях;
в строках 2 – 4 необходимые ограничительные условия – разрешение или запрещение проводить в данном месте другие работы, не связанные с применением источников излучения (персоналом или другими работниками), исключение или уменьшение действия вредных нерадиационных факторов и тому подобных.

Приложение 3
к Санитарным правилам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»
Практическая реализация основных принципов обеспечения радиационной безопасности

где X – польза от применения источника излучения или условий облучения, за вычетом всех затрат на создание и эксплуатацию источника излучения или условий облучения, кроме затрат на радиационную защиту;
У1– затраты на все меры защиты;
У2– вред, наносимый здоровью людей и окружающей среде от облучения, не устраненного защитными мерами.

2. Разница между пользой (X) и суммой вреда (У1 + У2 ) должна быть больше нуля, а при наличии альтернативных способов достижения пользы (X) эта разница должна быть еще и максимальной. В случае, когда невозможно достичь превышения пользы над вредом, принимается решение о неприемлемости использования данного вида источника излучения.
Учитываются аспекты технической и экологической безопасности.

3. Проверка соблюдения принципа обоснования, связанная с взвешиванием пользы и вреда от источника излучения, когда чаще всего польза и вред измеряются через различные показатели, не ограничивается только радиологическими критериями, а включает социальные, экономические, психологические и другие факторы.

4. Для различных источников излучения и условий облучения конкретные величины пользы имеют свои особенности (произведенная энергия от атомной электрической станции (АЭС), диагностическая и другая информация, добытые природные ресурсы, обеспеченность жилищем). Их следует свести к обобщенному выражению пользы для сопоставления с возможным ущербом от облучения за одинаковые отрезки времени в виде сокращения числа человека-лет жизни. При этом принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе одного чел-Зв приводит к потере одного человека-года жизни.

где У 2 имеет то же значение, что и в формуле (1),
У0 – вред для здоровья в результате отказа от данного вида деятельности, связанной с облучением.
Качественная оценка может быть выполнена с помощью формулы:
где Z – интенсивность воздействия вредных факторов в результате деятельности, связанной с облучением;
Z0– вредные факторы, воздействующие на персонал или население при отказе от деятельности, связанной с облучением;
DZ и DZ0– допустимая интенсивность воздействия факторов Z и Z0.

7. Реализация принципа оптимизации осуществляется каждый раз, когда планируется проведение защитных мероприятий. Ответственным за реализацию этого принципа является служба или лица, ответственные за организацию радиационной безопасности на объектах или территориях, где возникает необходимость в радиационной защите.

9. Реализация принципа оптимизации, как и принципа обоснования, должна осуществляться по специальным методическим указаниям, утверждаемым ведомством государственного органа в сфере санитарно-эпидемиологического благополучии населения, а до их издания – путем проведения радиационно-гигиенической экспертизы обосновывающих документов. При этом согласно Гигиенического норматива минимальным расходом на совершенствование защиты, снижающей эффективную дозу на одного чел-Зв, считается расход, равный одному годовому душевому национальному доходу (величина альфа, принятая в международных рекомендациях).

Приложение 4
к Санитарным правилам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»
Инструкция по установлению квот на облучение населения от отдельных техногенных источников излучения

1. Целью установления квот является недопущение превышения предела дозы техногенного облучения населения (1 мЗв/год), установленного в Гигиенических нормативах для населения, подвергающегося облучению от нескольких радиационных объектов, и снижение облучения населения от техногенных источников в соответствии с принципом оптимизации.

6. Сумма квот от различных источников излучения не должна превышать предела дозы облучения населения, приведенного в Гигиенических нормативах. Разность между пределом дозы для населения и суммой квот должна рассматриваться как резерв, величина которого характеризует степень радиационной безопасности населения от техногенных источников излучения.

Приложение 5
к Санитарным правилам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»
Форма
УТВЕРЖДАЮ
______________________________________
(руководитель радиационного объекта
использующего источник излучения)
________________ _____________________
(подпись) (фамилия, имя, отчество
(при его наличии))
М.П.
_______________
(дата)
Радиационно-гигиенический паспорт радиационного объекта
________________________________________________________________________________________________
(наименование радиационного объекта использующего источник излучения)
за _________ год
1. Наименование радиационного объекта использующего источник излучения, его ведомственная
подчиненность, адрес, телефон, факс
____________________________________________________________________________________
____________________________________________________________________________________
2. Фамилия, имя, отчество (при его наличии), инициалы и контактные телефоны:
2.1. руководителя радиационного объекта использующего источник излучения
____________________________________________________________________________________
2.2. должностного лица, уполномоченного руководителем радиационного объекта использующего
источник излучения осуществлять контроль за обеспечением радиационной безопасности ______
________________ ___________________________________________________________________
2.3. ответственного за радиационную безопасность структурного подразделения радиационного
объекта использующего источник излучения _____________________________________________
3. Перечень разрешительных документов, регламентирующих работу объектов использующих
источник излучения (лицензии, санитарно-эпидемиологические заключения и другие):
№ п/п
Пол­ное на­име­но­ва­ния до­ку­мен­та
На­име­но­ва­ния ор­га­ни­за­ции, вы­дав­шей до­ку­мент
На­ча­ло дей­ствия до­ку­мен­та
Окон­ча­ние дей­ствия до­ку­мен­та
1
2
3
4
5
4. Перечень проводимых с источниками излучения работ и место их проведения:
№ п/п
На­име­но­ва­ние струк­тур­но­го под­раз­де­ле­ния объ­ек­тов ис­поль­зу­ю­щих ис­точ­ник из­лу­че­ния
Пе­ре­чень про­во­ди­мых ра­бот (класс ра­бот с от­кры­ты­ми ра­ди­о­нук­лид­ны­ми ис­точ­ни­ка­ми)
1
2
3
5. Сведения об использовании отведенного земельного участка и документах, удостоверяющих
право пользования, право пожизненного наследуемого владения земельным участком и право
частной собственности на земельный участок:
№ п/п
На­зна­че­ние от­ве­ден­но­го зе­мель­но­го участ­ка
На­зва­ние и рек­ви­зи­ты до­ку­мен­тов
Раз­ме­ры или пло­щадь
1
2
3
1
Объ­ек­ты и со­ору­же­ния, где ве­дет­ся ра­бо­та с ис­точ­ни­ка­ми из­лу­че­ния
2
Са­ни­тар­но-за­щит­ная зо­на
3
Зо­на на­блю­де­ния
6. Численность работников (персонала):
№ п/п
На­име­но­ва­ние струк­тур­но­го под­раз­де­ле­ния объ­ек­тов ис­поль­зу­ю­щих ис­точ­ни­ки из­лу­че­ния
Ко­ли­че­ство че­ло­век(все­го)
Ко­ли­че­ство жен­щин в воз­расте до 45 лет
1
2
3
4
7. Вероятность радиационных аварий и предполагаемый их масштаб ______________________
_________________________________________________________________________________
8. Перечень источников излучения:
8.1. источники, генерирующие ионизирующее излучение:
№ п/п
Тип и на­име­но­ва­ние ис­точ­ни­ка
Ко­ли­че­ство ис­точ­ни­ков
1
2
3
8.2. радионуклидные источники:
8.2.1. открытые радионуклидные источники:
№ п/п
По­лу­че­но, в том чис­ле ра­нее
Пе­ре­да­но
ра­ди­о­нук­ли­ды
ак­тив­ность, Бк
ра­ди­о­нук­ли­ды
ак­тив­ность, Бк
1
2
3
4
5
8.2.2. закрытые радионуклидные источники:
№ п/п
По­лу­че­но, в том чис­ле ра­нее
Пе­ре­да­но
ра­ди­о­нук­ли­ды
ак­тив­ность, Бк
ра­ди­о­нук­ли­ды
ак­тив­ность, Бк
1
2
3
4
5
8.3. сведения о радиоактивных отходах:
8.3.1. хранящихся (захороненных) у объектов использующих источники излучения:
№ п/п
Про­ис­хож­де­ние и вид от­хо­дов со­глас­но их клас­си­фи­ка­ции
Ра­ди­о­нук­лид­ный со­став
Ак­тив­ность на 31 де­каб­ря го­да со­став­ле­ния ра­ди­а­ци­он­но-ги­ги­е­ни­че­ско­го пас­пор­та
1
2
3
4
8.3.2. кондиционированных при обращении с радиоактивными отходами:
№ п/п
Вид ра­дио­ак­тив­но­го от­хо­да до пе­ре­ра­бот­ки
Вид ра­дио­ак­тив­но­го от­хо­да по­сле пе­ре­ра­бот­ки
На­име­но­ва­ние обо­ру­до­ва­ния для пе­ре­ра­бот­ки, его про­из­во­ди­тель­ность
Дан­ные за год
ак­тив­ность, Бк
объ­ем, куб. м
1
2
3
4
5
6
8.3.3. переданных радиационного объекта использующих источников излучения
в течение года на захоронение:
№ п/п
Вид от­хо­дов со­глас­но их клас­си­фи­ка­ции
Ра­ди­о­нук­лид­ный со­став
Ак­тив­ность на день пе­ре­да­чи
1
2
3
4
9. Количество превышений доз облучения (истекший год/предыдущий год):
9.1. основных пределов доз облучения:
№ п/п
Нор­ми­ру­е­мая ве­ли­чи­на
Кри­ти­че­ский ор­ган че­ло­ве­ка
Ко­ли­че­ство че­ло­век
за год
за 5 лет
1
2
3
4
5
1
Эф­фек­тив­ная до­за
все те­ло
2
Эк­ви­ва­лент­ная до­за
хру­ста­лик гла­за
3
Эк­ви­ва­лент­ная до­за
ко­жа
4
Эк­ви­ва­лент­ная до­за
ки­сти и сто­пы
9.2. доз облучения для дополнительных ограничений для женщин в возрасте до 45 лет
___________________________________________________________________________
___________________________________________________________________________
9.3. доз при планируемом повышенном облучении _______________________________
9.4. доз облучения природными источниками излучения
___________________________________________________________________________
9.5. контрольных уровней ____________________________________________________
10. Результаты радиационного контроля:
№ п/п
Вид ра­ди­а­ци­он­но­го кон­тро­ля, ме­сто пе­ри­о­дич­ность
Дан­ные ра­ди­а­ци­он­но­го кон­тро­ля
Кон­троль­ный уро­вень
Све­де­ния о при­бо­рах для ра­ди­а­ци­он­но­го кон­тро­ля
Кто про­во­дит ра­ди­а­ци­он­ный кон­троль
на­име­но­ва­ние
ко­ли­че­ство
Да­та про­вер­ки
1
2
3
4
5
6
7
8
11. Сброс (выброс) радиоактивных веществ в окружающую среду:
№ п/п
Год (по­след­ние 5 лет или со дня сбро­са)
Аг­ре­гат­ное со­сто­я­ние, про­ис­хож­де­ние сбро­сов ра­дио­ак­тив­ных ве­ществ
Ак­тив­ность, Бк
Сре­да по­ступ­ле­ния ра­дио­ак­тив­ных ве­ществ
мак­си­маль­ная, од­но од­но­ра­зо­вая
Сум­мар­ная за год
1
2
3
4
5
6
12. Характеристика участков радиоактивного загрязнения территории объектов
использующих источники излучения:
№ п/п
Год на­блю­де­ния
Вид ра­дио ак­тив­но­го кон­тро­ля
Ме­сто и вид про­бо­от­бо­ра
Дан­ные ра­дио­ак­тив­но­го кон­тро­ля
Мощ­ность до­зы, мкЗв/ч
По­верх­ност­ная ак­тив­ность, Бк/кв. м
усред­нен­ная за год
мак­си­маль­ная за год
усред­нен­ная за год
мак­си­маль­ная за год
1
2
3
4
5
6
7
8
9
13. Количество работников (персонала), заболевших от действия ионизирующего излучения,
принятые меры по повышению эффективности радиационной безопасности _____________
_______________________________________________________________________________
_______________________________________________________________________________
14. Принятые меры при превышении установленных радиационного объекта использующих
источник излучения контрольных уровней __________________________________________
_______________________________________________________________________________
15. Степень готовности к ликвидации радиационной аварии и ее последствий ____________
_______________________________________________________________________________
16. Сведения о несоблюдении требований нормативных правовых актов и технических
нормативных правовых актов в области радиационной безопасности ___________________
_______________________________________________________________________________
17. Отметка о выполнении плана работы по обеспечению эффективности технической
и радиационной безопасности объекта использующих источник излучения и предписаний
контролирующих и надзорных органов _____________________________________________
_______________________________________________________________________________
________________________________________________ _____________________
(должность, фамилия, имя, отчество (при его наличии) (подпись)
лица, уполномоченного руководителем использующего
источник излучения на осуществление контроля
за обеспечением радиационной безопасности)
______________________________________________
(дата)
Порядок ведения и использования радиационно-гигиенического паспорта радиационного объекта

Приложение 6
к Санитарным правилам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»
Порядок ведения инструкции по радиационной безопасности
при работе с источниками излучения

Данный раздел состоит из следующих подразделов:

Приложение 7
к Санитарным правилам «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»
Критерий по определению категории потенциальной радиационной опасности радиационных
объектов при проектировании и эксплуатации

1. В случае, когда за пределами установленной санитарно-защитной зоны радиационных объектов при максимальной радиационной аварии возможно получение населением эффективной дозы облучения, которое может возникнуть в результате радиационной аварии (далее – потенциальное облучение) более 1,0 мЗв, установке присваивается I категория.

2. В случае, когда радиационные объекты не относится к I категории, но в ее санитарно-защитной зоне, которая не совпадает с площадкой размещения радиационные объекты, при максимальной радиационной аварии возможно получение эффективной дозы потенциального облучения выше пределов, указанных в приложении 2 Гигиенических нормативов, хотя бы для одной из категорий облучаемых лиц, нахождение которых в ней допускается установленным на радиационных объектах режимом посещения, установке присваивается II категория.

3. В случае, когда радиационные объекты не относится ни к I, ни ко II категории и на площадке ее размещения вне помещений, где осуществляется непосредственное обращение с ядерными материалами и (или) источниками излучения, при максимальной радиационной аварии возможно получение хотя бы одной из категорий облучаемых лиц, нахождение которых на территории установки допускается установленным режимом посещения, эффективной дозы потенциального облучения, выше пределов, указанных в приложении 2 Гигиенических нормативов, установке присваивается III категория.

4. Во всех остальных случаях радиационные объекты присваивается IV категория потенциальной радиационной опасности.
Критерий к категориям потенциальной радиационной опасности
радиационных объектов при проектировании и эксплуатации
№ п/п
Кри­те­рий
Ка­те­го­рия по­тен­ци­аль­ной ра­ди­а­ци­он­ной опас­но­сти ра­ди­а­ци­он­ных объ­ек­тов
I
II
III
IV
1
2
3
4
5
6
1
Вы­бор пло­щад­ки раз­ме­ще­ния ра­ди­а­ци­он­но­го объ­ек­та
В со­от­вет­ствии с за­ко­но­да­тель­ством
Тре­бо­ва­ния от­сут­ству­ют
Тре­бо­ва­ния от­сут­ству­ют
2
На­ли­чие СЗЗ
Под­ле­жит со­гла­со­ва­нию с тер­ри­то­ри­аль­ны­ми под­раз­де­ле­ни­я­ми, мо­жет огра­ни­чи­вать­ся пре­де­ла­ми пло­щад­ки ра­ди­а­ци­он­но­го объ­ек­та
Огра­ни­чи­ва­ет­ся пре­де­ла­ми пло­щад­ки ра­ди­а­ци­он­ных объ­ек­тов
СЗЗ не преду­смот­ре­на
3
На­ли­чие зо­ны на­блю­де­ния (ЗН)
Необ­хо­ди­ма ЗН. Под­ле­жит со­гла­со­ва­нию с тер­ри­то­ри­аль­ны­ми под­раз­де­ле­ни­я­ми
ЗН
не тре­бу­ет­ся
Не преду­смот­ре­на
4
Воз­дей­ствие на на­се­ле­ние при нор­маль­ной экс­плу­а­та­ции ра­ди­а­ци­он­ных объ­ек­тов
Огра­ни­че­но кво­той на об­лу­че­ние
Нет воз­дей­ствия
Нет воз­дей­ствия
Не преду­смот­ре­на
5
На­ли­чие пла­на вы­во­да уста­нов­ки из экс­плу­а­та­ции
Пред­ва­ри­тель­ный план на эта­пе про­ек­ти­ро­ва­ния
Пред­ва­ри­тель­ный план на эта­пе про­ек­ти­ро­ва­ния
Пред­ва­ри­тель­ный план на эта­пе про­ек­ти­ро­ва­ния
Не преду­смот­рен
6
На­ли­чие пла­на ме­ро­при­я­тий по за­щи­те на­се­ле­ния в слу­чае ра­ди­а­ци­он­ной ава­рии
Тре­бу­ет­ся
Тре­бу­ет­ся
Не тре­бу­ет­ся
Не тре­бу­ет­ся
7
На­ли­чие в про­ек­те раз­де­ла за­щи­та от внеш­них воз­дей­ствий
Тре­бу­ет­ся
Тре­бу­ет­ся
Не тре­бу­ет­ся
Не тре­бу­ет­ся
8
Ис­поль­зо­ва­ние ста­ци­о­нар­ных ав­то­ма­ти­зи­ро­ван­ных средств непре­рыв­но­го кон­тро­ля ра­ди­а­ци­он­ной об­ста­нов­ки
Тре­бу­ет­ся
Тре­бу­ет­ся
Не тре­бу­ет­ся
Не тре­бу­ет­ся
9
Клас­си­фи­ка­ция си­стем и обо­ру­до­ва­ния
Тре­бу­ет­ся
Тре­бу­ет­ся
Тре­бу­ет­ся
Не тре­бу­ет­ся
10
На­ли­чие тех­но­ло­ги­че­ско­го ре­гла­мен­та экс­плу­а­та­ции
Тре­бу­ет­ся
Тре­бу­ет­ся
Ин­струк­ция по экс­плу­а­та­ции
Ин­струк­ция по экс­плу­а­та­ции
11
На­ли­чие от­че­та по ана­ли­зу без­опас­но­сти ра­ди­а­ци­он­ных объ­ек­тов
Тре­бу­ет­ся
Тре­бу­ет­ся
Раз­дел про­ек­та по ра­ди­а­ци­он­ной без­опас­но­сти
Ин­струк­ция по ра­ди­а­ци­он­ной без­опас­но­сти