Постановление Правительства Республики Казахстан от 3 февраля 2012 года № 202

Требования, предъявляемые к ЯРЭУ различных категорий потенциальной опасности при проектировании и эксплуатации

 

Таблица 1

 

Требования СЭТОРБ	Категория ЯРЭУ
I	II	III	IV
Выбор площадки размещения ЯРЭУ	В соответствии с законодательством	Требования отсутствуют	Требования отсутствуют
Наличие СЗЗ	Подлежит согласованию с органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения, может ограничиваться пределами площадки ЯРЭУ	Ограничивается пределами площадки ЯРЭУ	СЗЗ не предусмотрена
Наличие зоны наблюдения (ЗН)	Необходима ЗН. Подлежит согласованию с органом в сфере санитарно-эпидемиологического благополучия населения	ЗН не требуется	Не предусмотрена
Воздействие на население при нормальной эксплуатации ЯРЭУ	Ограничено квотой на облучение	Нет воздействия	Нет воздействия	Не предусмотрена
Наличие плана вывода установки из эксплуатации	Предварительный план на этапе проектирования	Предварительный план на этапе проектирования	Предварительный план на этапе проектирования	Не предусмотрен
Наличие плана мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии	Требуется	Требуется	Не требуется	Не регламентируется
Наличие в проекте раздела защита от внешних воздействий	Требуется	Требуется	Не требуется	Не требуется
Использование стационарных автоматизированных средств непрерывного контроля радиационной обстановки	Требуется	Требуется	Не требуется	Не требуется
Классификация систем и оборудования	Требуется	Требуется	Требуется	Не требуется
Наличие технологического регламента эксплуатации	Требуется	Требуется	Инструкция по эксплуатации	Инструкция по эксплуатации
Наличие отчета по анализу безопасности ЯРЭУ	Требуется	Требуется	Раздел проекта по радиационной безопасности	Инструкция по радиационной безопасности

 

 

_________________________

 

Приложение 4

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Мощность эквивалентной дозы, используемая при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения

Таблица 1

Категория облучаемых лиц	Назначение помещений и территорий	Продолжительность облучения, ч/год	Проектная мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч
Персонал	Группа А   Группа Б	Помещения постоянного пребывания персонала		6,0
Помещения временного пребывания персонала
Помещения организации и территория санитарно- защитной зоны, где находится персонал группы Б		1,2
Население	Любые другие помещения и территории		0,03

 

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств, в частицах на квадратный сантиметр в минуту (далее - част/(см²*мин)

 

Таблица 2

Объект загрязнения	Вид загрязнения
Снимаемое (нефиксированное)	Неснимаемое (фиксированное)
Альфа-активные радионуклиды	Бета-активные радионуклиды	Альфа-активные радионуклиды	Бета-активные радионуклиды
Наружная поверхность охранной тары контейнера	Не допускается	Не допускается	Не регламентируется
Наружная поверхность вагона-контейнера	Не допускается	Не допускается	Не регламентируется
Внутренняя поверхность охранной тары контейнера	1,0		Не регламентируется
Наружная поверхность транспортного контейнера	1,0		Не регламентируется

 

Приходно-расходный журнал учета радионуклидных источников излучения

№ п/п

Приход

Расход

Оста ток

Примечание

Наименование поставщика

№ и дата приходной накладной

Наименование источника, прибора, аппарата, установки

При бор, аппарат, установка

Источник

Кому выдано или поставлено дата выдачи

№ и дата накладной или требования

Количество источников и номера

Активность в день выдачи

Количество

Активность

Отметка о возврате, списании и захоронении с указанием подтверждающих документов

Заводской №

№ и дата технического паспорта

№ и дата выдачи технического паспорта

Количество (штук) № источников

Активность по паспорту

Срок службы источников

1. На каждый вид радионуклидного источника ионизирующего излучения открываются отдельные страницы.

2. Учет приборов, аппаратов и установок, укомплектованных радионуклидными источниками, ведется отдельно от учета радиоактивных веществ (в отдельном журнале).

3. Журнал учета хранится постоянно.

 

_________________________

Приложение 10

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

форма

Утверждаю

__________________________________

(подпись руководителя организации)

«___»________ ____ года

 

 

Акт

о расходовании и списании радионуклидных источников излучения организации

 

____________________________________________________________________

(наименование организации)

Настоящий акт составлен сотрудниками ____________________________(фамилия, имя, отчество)Руководителем работ____________________________________________(фамилия, имя, отчество)в том, что полученное по требованию от «___»________ ____ года радиоактивное вещество _______________________________________________(наименование, номер источника или номер____________________________________________________________________партии, номер и дата паспорта)в количестве _______________ с удельной активностью и общей активностью ____________________________________________________________________по измерениям на ________ часов ______ минут (первоначальная стоимость ______________ тенге) «___»____________ ____ года использовано для _________________________________________________________________________________________(указать характер работы)Работа проводилась _____________________________________________(фамилия и инициалы сотрудника)В процессе работы ______________________________________________(краткое описание того, что произошло с исходным нуклидом)Отходы в виде ________________________________________________сданы на захоронение по документу № ______ от «____»______ ____ годаОстаток вещества ________ в количестве ___________________________общей активностью ______________________________________________________________________________________________ «___»__________ ____ года(возвращен в хранилище или отсутствует)Руководитель работ _____________________________(подпись)Сотрудник _____________________________________(подпись)Ответственный за хранение нуклидов _____________________________ (фамилия, инициалы)___________________ «___»___________ ____ года (подпись _________________________

Приложение 11

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Cанитарно-технические требования к источникам излучения для радиоизотопных приборов

Изготовление источников излучения предприятиями Республики Казахстан должно проводиться по техническим условиям, согласованным с государственным уполномоченным органом в области санитарно-эпидемиологического благополучия населения Республики Казахстан. При выборе радионуклида для источника излучения к РИП следует принимать во внимание:

- обоснование технологической необходимости применения данного радионуклида;

- токсичность радионуклида, отдавая предпочтение нуклидам с наименьшей токсичностью;

- энергию излучения, выбирая нуклид с наименьшей проникающей способностью ионизирующего излучения.

Образцы источников, изготавливаемые для использования в серийных РИП, должны подвергаться испытаниям согласно действующих ГОСТов, определяющих общие технические требования к закрытым радионуклидным источникам ионизирующих излучений.

На каждый источник оформляется технический паспорт, в котором указывается его тип и номер, дата выпуска, размер, активность нуклида, назначение и другие параметры. В нем указываются допустимые пределы температуры и давления, среда, механические воздействия, при которых сохраняется целостность, герметичность и радиационная чистота источников в течение определенного срока их эксплуатации. Не допускается использование источников в условиях, не отвечающих требованиям, предъявляемым к их эксплуатации.

 

 

Требования к документации на радиоизотопные приборы

1. Техническая документация на РИП в обязательном порядке должна заключать в себя следующие разделы:

1) технические требования;

2) правила приемки;

3) методы контроля и испытаний при продлении срока эксплуатации;

4) транспортирование и хранение;

5) гарантии по эксплуатации;

6) указания по эксплуатации.

2. В разделе "Технические требования" должна быть отмечена область применения РИП и их технические характеристики:

1) группа, к которой относится РИП;

2) тип и активность источника излучения, номер технических условий, по которым он изготовлен;

3) условия эксплуатации РИП и источника излучения;

4) мощность экспозиционной дозы излучения на поверхности блока источников излучения и на расстоянии 1 м от него;

5) уровень "снимаемой" радиоактивной загрязненности поверхности источника излучения (определяется методом мазков);

6) количество наработок на отказ;

7) срок службы РИП;

8) комплектность, маркировка и упаковка.

В разделе "Правила приемки" указываются:

1) объем и рекомендуемая последовательность испытаний;

2) кто проводит испытания;

3) параметры РИП до и после испытаний;

4) контрольно - измерительная аппаратура, применяемая при испытаниях;

5) программа и периодичность испытаний;

6) мощность дозы излучения на расстоянии 1 м от поверхности блока источников излучения;

7) загрязненность внешних поверхностей РИП (или блока источников излучения) радиоактивными веществами.

3. В разделе “Транспортирование и хранение” указывается вид транспорта, транспортная категория радиационных упаковок, расстояние от РИП до места нахождения людей и кино-, фотопленок и другие, условия хранения.

4. В разделе “Требования безопасности” необходимо указывать конкретные меры по обеспечению безопасности при эксплуатации РИП.

5. В технической документации на РИП кроме изложенных выше требований должны быть приведены чертежи источников излучения, условия проверки источников излучения на различного рода воздействия и результаты испытаний. В ней также должны быть представлены чертежи блока источников излучения и подробное описание крепления источника, его экранировки и способа перевода прибора (источника) в нерабочее и рабочее положения.

6. При ссылках на законодательные и нормативные документы необходимо указывать конкретные разделы, пункты, параграфы, которые имеют непосредственное отношение к излагаемому разделу технической документации.

7. В инструкции по эксплуатации РИП необходимо подробно описывать меры по обеспечению радиационной безопасности (в том числе и по обеспечению целостности и сохранности источника излучения) при транспортировании, хранении, установке, профилактическом ремонте, эксплуатации и утилизации РИП (блока источника излучения), а также при возникновении аварийных ситуаций.

8.Инструкция по эксплуатации РИП должна содержать рекомендации по обеспечению радиационной безопасности при аварийном разрушении РИП (источника излучения). При этом следует рассматривать такие ситуации, как невозможность перевода РИП (источника излучения) из рабочего положения в нерабочее, выпадение, механическое разрушение источника излучения, пожар.

 

 

_________________________

Приложение 12

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Допустимые удельные активности основных долгоживущих радионуклидов для неограниченного использования металлов

 

Радионуклиды	Период полураспада	Допустимая удельная активность отдельного радионуклида ДК, кБк/кг
^54Мп	312 суток	1,0
^60Со	5,3 год	0,3
^65Zn	244 суток	1,0
^94Nb	2,0x10^4год	0,4
^106Ru+ ^106mRh	368 суток	4,0
^110mAg	250 суток	0,3
^125Sb+ ^125mTe	2,8 год	1,6
^134Cs	2,1 год	0,5
^137Cs+ ^137mBa	30,2 год	1,0
^152Eu	13,3 год	0,5
^154Eu	8,8 год	0,5
^90Sr + ^90Y	29,1 год	10,0
^226Ra	11,6х10^3 лет	0,4
^232Th	1х10^10 лет	0,3

 

1. При наличии в металле смеси радионуклидов значения удельных активностей отдельных радионуклидов Q_i должны удовлетворять соотношению ∑Q_i/ДК_i < 1

 

 

_________________________

Приложение 13

к санитарным правилам

«Санитарно-эпидемиологические

требования к обеспечению

радиационной безопасности»

 

 

Сведения

о дозах облучения лиц из персонала в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующих излучений за 20 __год

 

Представляется организации, работающей с техногенными ИИИ и имеющей персонал группы «А», для представления в департамент комитета государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан по______________ области, г.г. Астаны, Алматы, на транспорте

 

Форма № 1 -ДОЗ

ОТЧЕТ ЗА ______ полугодие 20___года

 

Наименование отчитывающей организации ________________________

Почтовый адрес_______________________________________________

Вид деятельности______________________________________________

Отрасль ______________________________________________________

Территория/населенный пункт, где расположено предприятие________

_____________________________________________________________

 

Ответственный за

радиационную безопасность (контроль)

___________________________

(должность)

___________________________

(Ф.И.О.)

___________________________

(подпись)

“____”______________20__ г.

 

Форма 1-ДОЗ

 

Форма № 2- ДОЗ

ОТЧЕТ ЗА ______ полугодие 20 _____года

 

Наименование отчитывающей организации_________________________

Почтовый адрес________________________________________________

Вид деятельности_______________________________________________

Отрасль _______________________________________________________

Территория/населенный пункт, где расположено предприятие__________

 

 

Ответственный за

радиационную безопасность (контроль)

___________________________

(должность)

___________________________

(фамилия И.О.)

___________________________

(подпись)

“____”______________200__ г.

 

 

Форма 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»

 

Код отчитывающейся организации _______________________

Код вида деятельности отчитывающейся организации__________

Код территории, где осуществляет свою деятельность отчитывающаяся организация _______________________________________________

 

№	Ф.И.О.	№ удост.личн.	дата рождения	пол (М/Ж)	Код статуса работника	код вида ИИИ	Сведения об облучения	Код, дважды подвергавший к планируемому повышенному облучению
Эффективная доза. мЗв	Эквивалентная доза, мЗв.
от внешнего облучения	от внутреннего облучения	код органа или ткани	Доза

Типовая форма

Типовая форма

Постановление Правительства Республики Казахстан от 3 февраля 2012 года № 202

Об утверждении Санитарных правил «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»

В соответствии с подпунктом 2) статьи 6 Кодекса Республики Казахстан от 18 сентября 2009 года «О здоровье народа и системе здравоохранения» Правительство Республики Казахстан ПОСТАНОВЛЯЕТ:

1. Утвердить прилагаемые Санитарные правила «Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности».

2. Настоящее постановление вводится в действие по истечении десяти календарных дней после первого официального опубликования.

 

 

Премьер-Министр
Республики Казахстан	К. Масимов

 

 

Утверждены

постановлением Правительства

Республики Казахстан

от 3 февраля 2012 года № 202

 

Санитарные правила

«Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности»

 

 

1. Общие положения

 

1. Настоящие Санитарные правила (далее – Санитарные правила) устанавливают санитарно–эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности при проектировании, вводе в эксплуатацию и содержании радиационных объектов, выводе из эксплуатации радиационных объектов, обращении с источниками ионизирующего излучения (закрытыми и открытыми радионуклидными источниками, радиоактивными веществами, радиоизотопными приборами, устройствами, генерирующими ионизирующее излучение), обращении с радиоактивными отходами, применении материалов и изделий, загрязненных или содержащих радионуклиды,осуществлении производственного радиационного контроля на объектах, в том численефтегазового комплекса и металлолома, применении средств индивидуальной защиты и личной гигиены, при медицинском облучении, воздействии природных источников излучения и радиационных авариях.

Первый руководитель организации обеспечивает соблюдение требовании настоящих Cанитарных правил.

2. В настоящих Cанитарных правилах использованы следующие понятия:

1) активность (далее – А) – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

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;

2) активность минимально значимая (далее – МЗА) – активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения при превышении которой требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами госсанэпиднадзора. Единица измерения МЗА – беккерель (Бк);

3) активность минимально значимая удельная (далее – МЗУА) – удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении, при превышении которого требуется санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами госсанэпиднадзора.;

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 Бк/г;

4) удельная (объемная) активность – отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

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

5) активность эквивалентная равновесная объемная (далее – ЭРОА) дочерних продуктов изотопов радона – ²²²Rn и ²²⁰Rn – взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - ²¹⁸Po (RaA); ²¹⁴Pb (RaB); ²¹⁴Bi (RaC); ²¹²Pb(ThB); ²¹²Bi (ThC) соответственно:

(ЭРОА) Rn = 0,10 A_RaA + 0,52 A_RaB + 0,38 A_RaC

(ЭРОА) Tn = 0,91 A_ThB + 0,09 A_ThC,

A_i – объемные активности дочерних продуктов изотопов радона;

6) радиоактивное вещество – вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, соответствующее гигиеническим нормативам «Санитарно–эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности (далее – ГН) и настоящих санитарных правил;

7) вмешательство – действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения;

8) группа критическая – группа лиц из населения (не менее десяти человек), однородная по одному или нескольким признакам (полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания), которая подвергается наибольшему радиационному воздействию от источника излучения;

9) дезактивация – удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой–либо среды;

10) доза поглощенная (далее – D) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

, где:

de – 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 0,01 Гр;

11) доза в органе или ткани (далее – D_T) – средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:

где:

m_т – масса органа или ткани, a D – поглощенная доза в элементе массы dm;

12) доза эквивалентная (далее – H_T,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

, где:

D_T,R – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a W_R 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:

, где:

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (далее – Зв);

13) доза эффективная (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 1 к настоящим санитарным правилам:

, где:

 

Н_т – эквивалентная доза в органе или ткани Т, a W_т – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единица эффективной дозы – зиверт (3в);

14) доза эквивалентная (далее – Н_т(τ)) или эффективная (Е(τ)) ожидаемая при внутреннем облучении – доза за время τ, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

где:

t_о – момент поступления, a H_T(t) – мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.

Когда τ не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 лет для детей;

15) доза эффективная (эквивалентная) годовая – 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;

16) доза эффективная коллективная– мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы человеко-зиверт (далее – чел. – Зв);

17) доза предотвращаемая– прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая предотвращается защитными мероприятиями;

18) загрязнение радиоактивное– присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные требованиями ГН и настоящих санитарных правил;

19) загрязнение поверхности не снимаемое (фиксированное)– радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации;

20) загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное)– радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации;

21) захоронение отходов радиоактивных– безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения;

22) зона наблюдения– территория за пределами санитарно–защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль;

23) зона радиационной аварии– территория, на которой установлен факт радиационной аварии;

24) источник ионизирующего излучения (далее – ИИИ или источник излучения) – радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, соответствующее требованиям ГН, настоящих санитарных правил и других нормативных правовых актов Республики Казахстан;

25) источник излучения закрытый– это источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан;

26) источник излучения открытый– источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду;

27) источник излучения природный– источник ионизирующего излучения природного происхождения, соответствующий требованиям ГН и настоящих санитарных правил;

28) источник излучения техногенный– это источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности;

29) категория объекта радиационного– характеристика объекта по степени его потенциальной опасности для населения в условиях возможной аварии;

30) квота– часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом);

31) класс работ– характеристика работ с открытыми источниками ионизирующего излучения по степени потенциальной опасности для персонала, определяющая требования по радиационной безопасности в зависимости от радиотоксичности и активности нуклидов;

32) контроль радиационный– получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль);

33) место рабочее– место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно;

34) мощность дозы– доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час);

35) население– все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения;

36) облучение– воздействие на человека ионизирующего излучения;

37) облучение аварийное– облучение в результате радиационной аварии;

38) облучение медицинское– облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения;

39) облучение планируемое повышенное– планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий;

40) облучение потенциальное– облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии;

41) облучение природное– облучение, которое обусловлено природными источниками излучения;

42) облучение производственное– облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности;

43) облучение профессиональное– облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения;

44) облучение техногенное– облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов;

45) обращение с отходами радиоактивными– все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов;

46) 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;

47) объект радиационный– организация, где осуществляется обращение с техногенными ИИИ;

48) отходы радиоактивные– не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные требованиями ГН и настоящих санитарных правил;

49) персонал- лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

50) 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;

51) предел годового поступления (далее – ПГП)– допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы;

52) радиационная авария– потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды;

53) радиационная безопасность населения – состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Обеспечение радиационной безопасности –осуществление комплекса организационных, технологических, технических, санитарно-эпидемиологических и медико–профилактических мероприятий, направленных на снижение уровней облучения персонала и населения;

54) радиационно–гигиеническое паспорт организации – документ, характеризующий состояние радиационной безопасности в организации и содержащий рекомендации по ее улучшению;

55) радиационно – гигиеническое паспорт территории – документ, характеризующий состояние радиационной безопасности населения территории и содержащий рекомендации по ее улучшению;

56) работа с ИИИ – все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль;

57) работа с радиоактивными веществами – любые виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль;

58) риск – вероятность возникновения у человека или его потомства какого – либо вредного последствия в результате облучения;

59) санитарный пропускник– комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала;

60) санитарный шлюз– помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты;

61) средство индивидуальной защиты– средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов;

62) уровень вмешательства (далее – УВ) - величина предотвращаемой дозы, при достижении которой, в случаях возникновения ситуаций хронического или аварийного облучения, принимаются защитные или послеаварийные меры;

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

64) устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение– электрофизическое устройство (например, рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций;

65) эффекты излучения детерминированные– клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы;

66) эффекты излучения стохастические – вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы;

67) природные радионуклиды – радиоактивные элементы рядов урана –238 и тория–232;

68) производственные отходы объектов нефтегазового комплекса – солевые отложения и шлам, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте и очистке, элементы технологического оборудования и конструкций, не предназначенные для дальнейшего использования по их назначению, почва и грунты на территории предприятий, в которых могут накапливаться природные радионуклиды в процессе производственной деятельности предприятий нефтегазового комплекса;

69) металлолом (лом цветных и черных металлов) – это отходы производства и потребления, содержащие цветные или черные металлы, образовавшиеся из пришедших в негодность или утративших потребительские свойства изделий промышленного и бытового назначения и годные только для переработки;