Проект Постановления Главного государственного санитарного врача Российской Федерации "Об утверждении санитарных правил и нормативов СанПиН 2.6:..-25 "Санитарно-эпидемиологические требований в области радиационной безопасности" (подготовлен Роспотребнадзором 28.01.2025)
Проект Постановления Главного государственного санитарного врача Российской Федерации "Об утверждении санитарных правил и нормативов СанПиН 2.6:..-25 "Санитарно-эпидемиологические требований в области радиационной безопасности"
(подготовлен Роспотребнадзором 28.01.2025 г.)
В соответствии со статьей 39 Федерального закона от 30.03.1999 N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения", пунктом 2 Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 24.07.2000 N 554, постановляю:
1. Утвердить санитарные правила и нормы СанПиН 2.6. -25 "Свод санитарных правил в области обеспечения радиационной безопасности населения (ССП-2025)".
2. Установить срок действия санитарных правил и норм с 01.09.2025 до 01.09.2031.
3. Признать утратившими силу с 01.09.2025:
а) постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 23.10.2002 N 33 "О введении в действие санитарных Правил СП 2.6.6.1168-02 "Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)" (зарегистрировано Минюстом России 06.12.2002, регистрационный N 4005);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 18.02.2003 N 8 "О введении в действие СанПиН 2.6.1.1192-03" (зарегистрировано Минюстом России 19.03.2003, регистрационный N 4282);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 12.03.2003 N 17 "О введении в действие СанПиН 2.6.1.1202-03" (зарегистрировано Минюстом России 25.03.2003, регистрационный N 4315);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 17.04.2003 N 54 "О введении в действие СанПиН 2.6.1.1281-03" (зарегистрировано Минюстом России 13.05.2003, регистрационный N 4529);
приказ Минздрава России от 10.04.2001 N 114 "О введении в действие санитарно-эпидемиологических правил и нормативов "Гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности при заготовке и реализации металлолома" (зарегистрировано Минюстом России 08.05.2001, регистрационный N 2701);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 16.06.2008 N 36 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2368-08" (зарегистрировано Минюстом России 09.07.2008, регистрационный N 11955);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 14.07.2009 N 49 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2525-09" (зарегистрировано Минюстом России 12.08.2009, регистрационный N 14520);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 18.01.2010 N 3 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2573-2010" (зарегистрировано Минюстом России 17.03.2010, регистрационный N 16641);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 30.04.2010 N 52 "Об утверждении СП 2.6.1.2622-10" (зарегистрировано Минюстом России 07.06.2010, регистрационный N 17483);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 15.10.2010 N 131 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2749-10 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами" (зарегистрировано Минюстом России 13.12.2010, регистрационный N 19165);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 15.10.2010 N 132 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2748-10 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения" (зарегистрировано Минюстом России 13.12.2010, регистрационный N 19160);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 23.12.2010 N 167 "Об утверждении СанПиН 2.6.6.2796-10 "Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)". Изменения и дополнения N 1 к СП 2.6.6.1168-02" (зарегистрировано Минюстом России 17.03.2011, регистрационный N 20169);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 24.12.2010 N 171 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2800-10 "Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет источников ионизирующего излучения" (зарегистрировано Минюстом России 27.01.2011, регистрационный N 19587);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 27.12.2010 N 176 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2802-10 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении работ со скважинными генераторами нейтронов" (зарегистрировано Минюстом России 14.04.2011, регистрационный N 20496);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 29.12.2010 N 183 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2819-10 "Обеспечение радиационной безопасности населения, проживающего в районах проведения (1965 - 1988 гг.) ядерных взрывов в мирных целях" (зарегистрировано Минюстом России 01.04.2011, регистрационный N 20383);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 16.09.2013 N 44 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.3106-13 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при использовании рентгеновских сканеров для персонального досмотра людей" (зарегистрировано Минюстом России 14.11.2013, регистрационный N 30380);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 05.05.2014 N 34 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.3164-14 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии" (зарегистрировано Минюстом России 04.08.2014, регистрационный N 33450);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 24.12.2014 N 89 "Об утверждении СП 2.6.1.3241-14 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии" (зарегистрировано Минюстом России 26.02.2015, регистрационный N 36220);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 29.12.2014 N 91 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.3239-14 "Производство и применение радиолюминесцентных источников света с газообразным тритием и изделий на их основе" (зарегистрировано Минюстом России 10.04.2015, регистрационный N 36817);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 12.01.2015 N 4 "Об утверждении СП 2.6.1.3247-15 "Гигиенические требования к размещению, устройству, оборудованию и эксплуатации радоновых лабораторий, отделений радонотерапии" (зарегистрировано Минюстом России 20.02.2015, регистрационный N 36171);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 14.07.2015 N 27 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.3287-15 "Санитарно-эпидемиологические требования к обращению с радиоизотопными приборами и их устройству" (зарегистрировано Минюстом России 13.08.2015, регистрационный N 38518);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 20.07.2015 N 31 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.3288-15 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при подготовке и проведении позитронной эмиссионной томографии" (зарегистрировано Минюстом России 24.08.2015, регистрационный N 38655);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 20.07.2015 N 32 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.3289-15 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с источниками, генерирующими рентгеновское излучение при ускоряющем напряжении до 150 кВ" (зарегистрировано Минюстом России 14.08.2015, регистрационный N 38534);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 30.10.2017 N 132 "О внесении изменений в санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.3164-14 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии", утвержденные постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 05.05.2014 N 34" (зарегистрировано Минюстом России 24.11.2017, регистрационный N 49009);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 30.10.2017 N 131 "О внесении изменений в санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.3289-15 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с источниками, генерирующими рентгеновское излучение при ускоряющем напряжении до 150 кв", утвержденные постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 20.07.2015 N 32" (зарегистрировано Минюстом России 24.11.2017, регистрационный N 49012);
постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 04.09.2017 N 124 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.3488-17 "Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с лучевыми досмотровыми установками" (зарегистрировано Минюстом России 14.11.2017, регистрационный N 48883);
б) пункт 2 и 3 постановления Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 16.09.2013 N 43 "О внесении изменений в отдельные санитарные правила, устанавливающие требования в области радиационной безопасности" (зарегистрировано Минюстом России 05.11.2013, регистрационный N 30309).
|
|
А.Ю. Попова |
Утверждены
постановлением Главного
государственного санитарного
врача Российской Федерации
от _______________ N ______
Санитарные правила и нормативы
СанПиН 2.6.1-25
Свод санитарных правил в области обеспечения радиационной безопасности населения (ССП-2025)
I. Общие положения
1. Свод санитарных правил в области обеспечения радиационной безопасности населения ССП-2025 (далее - Правила) определяют требования радиационной безопасности с учетом особенностей условий выполнения работ с отдельными установками, содержащими источники ионизирующего излучения (далее - ИИИ), а также при облучении населения техногенными, медицинскими и природными ИИИ.
2. Правила конкретизируют требования Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности*(1) (далее - ОСПОРБ 99/2010) и гарантируют не превышение основных пределов доз техногенного облучения персонала и населения, а также соблюдение требований радиационной безопасности при воздействии природных и медицинских ИИИ.
3. Требования главы II Правил распространяются на транспортирование радиоактивных веществ и радиоактивных отходов (далее - радиоактивных материалов) всеми видами транспорта. Требования главы II Правил не распространяются на транспортирование:
радиоактивных материалов, являющихся неотъемлемой частью транспортных средств;
радиоактивных материалов в пределах территории радиационных объектов с соблюдением требований безопасности, действующих на данном радиационном объекте, когда транспортирование не предполагает использования автомобильных или железных дорог общего пользования;
радиоактивных материалов, имплантированных или введенных в организм человека или животного с целью диагностики или лечения;
радиоактивных материалов, находящихся в теле или на теле человека, перевозимого для оказания медицинской помощи, в результате случайного или преднамеренного поступления радиоактивных веществ в его организм или радиоактивного загрязнения;
радиоактивных материалов, находящихся в составе изделий, освобожденных от контроля*(2), после их продажи конечному пользователю;
нерадиоактивных твердых изделиях, на поверхности которых содержатся техногенные радионуклиды в виде снимаемого поверхностного радиоактивного загрязнения, не превышающего 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2мин) для бета-излучающих радионуклидов и 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2мин) для альфа-излучающих радионуклидов.
4. Требования главы III Правил распространяются на проектирование, конструирование, изготовление, реализацию, испытания, размещение, монтаж, эксплуатацию, техническое обслуживание (включая наладку и ремонт), перезарядку источников, радиационный контроль, транспортирование, хранение, демонтаж и утилизацию радиоизотопных приборов (далее - РИП).
Требования главы III Правил, не распространяются на изделия, содержащие тритий (светознаки, мишени нейтронных генераторов, разрядники и другие), мощные изотопные гамма-установки, гамма-терапевтические медицинские аппараты, гамма-дефектоскопы и радиоизотопные энергетические источники питания.
5. Глава IV Правил устанавливает требования по обеспечению радиационной безопасности населения и персонала при всех видах обращения с радионуклидными дефектоскопами, в том числе на проектирование, конструирование, изготовление, реализацию, испытания, размещение, монтаж, эксплуатацию, техническое обслуживание (в том числе ремонт и наладку), радиационный контроль, транспортирование, хранение и утилизацию радионуклидных дефектоскопов и оборудования для радионуклидной дефектоскопии, проектирование, конструирование, изготовление и эксплуатацию средств радиационной защиты для радионуклидной дефектоскопии.
Требования главы IV Правил не распространяются на лучевые досмотровые установки с радионуклидными ИИИ.
6. Глава V Правил устанавливают требования по обеспечению радиационной безопасности населения и персонала при всех видах обращения с рентгеновскими дефектоскопами, в том числе на проектирование, конструирование, изготовление, реализацию, испытания, размещение, монтаж, эксплуатацию, техническое обслуживание (в том числе ремонт и наладку), радиационный контроль, транспортирование и хранение рентгеновских дефектоскопов и оборудования для рентгеновской дефектоскопии, проектирование, конструирование, изготовление и эксплуатацию средств радиационной защиты для рентгеновской дефектоскопии.
Требования главы V Правил не распространяются на проведение работ с лучевыми досмотровыми установками, медицинскими рентгеновскими аппаратами и рентгеновскими сканерами для персонального досмотра людей.
7. Требования главы VI Правил распространяются на проектирование, конструирование, изготовление, реализацию, испытания, размещение, монтаж, эксплуатацию, радиационный контроль, техническое обслуживание (в том числе ремонт и наладку), транспортирование и хранение всех типов лучевых досмотровых установок (далее - ЛДУ), в том числе рентгеновских установок для досмотра багажа и товаров (далее - РУДБТ), 1-го (с движущимся объектом контроля) и 2-го (с неподвижным объектом контроля) типов; инспекционно-досмотровых комплексов (далее - ИДК) 1-го (с неподвижным источником) и 2-го (с движущимся источником) типов, содержащих ускорители электронов с энергией до 10 МэВ и (или) источники рентгеновского излучения; ЛДУ, содержащих радионуклидные или генерирующие источники нейтронов с максимальной энергией до 15 МэВ (далее - НЛДУ).
Требования главы VI Правил не распространяются на обращение с рентгеновскими сканерами для персонального досмотра людей.
8. Требования главы VII Правил распространяются на обеспечение радиационной безопасности персонала и населения при проектировании, конструировании, производстве, реализации, размещении, монтаже, испытаниях, эксплуатации, транспортировании, хранении и техническом обслуживании (в том числе при ремонте и наладке) установок, содержащих источники, генерирующие рентгеновское излучение.
Требования главы VII Правил не распространяются на:
рентгеновские установки медицинского назначения (диагностические и терапевтические);
рентгеновские дефектоскопы;
рентгеновские установки для контроля багажа, товаров, транспортных средств и персонального досмотра людей;
приборы и установки с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения (высоковольтными электровакуумными приборами).
9. Глава VIII Правил устанавливает требования к обеспечению радиационной безопасности населения и персонала при использовании ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ и распространяются на проектирование, конструирование, производство, реализацию, размещение, эксплуатацию, техническое обслуживание (в том числе ремонт и наладку) всех типов ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ.
Требования главы VIII Правил не распространяются на установки с ускорителями электронов для досмотра транспортных средств и крупногабаритных грузов и нестационарные дефектоскопы с ускорителями электронов.
10. Глава IX Правил устанавливает требования к обеспечению радиационной безопасности при подготовке и проведении геофизических работ на буровых скважинах с использованием закрытых радионуклидных ИИИ.
11. Требования главы X Правил распространяются на обеспечение радиационной безопасности при проектировании, изготовлении, поставке, размещении, эксплуатации, ремонте, техническом обслуживании (в том числе ремонте и наладке) и хранении изделий, содержащих источники неиспользуемого рентгеновского излучения.
12. Действие главы XI Правил распространяется на все виды обращения с рентгеновскими сканерами для персонального досмотра людей (далее - РСЧ), в том числе с:
установками, сканирующими человека узким веерным пучком рентгеновского излучения с регистрацией излучения, прошедшего через тело человека (далее - РСЧ 1 типа);
установками, осуществляющими двумерное сканирование человека игольчатым пучком рентгеновского излучения с регистрацией отраженного от него излучения (далее - РСЧ 2 типа).
13. В главе XII Правил установлены требования по обеспечению радиационной безопасности населения при заготовке и реализации лома черных и цветных металлов, включая организацию и проведение радиационного контроля металлолома, обследование транспортных средств (оборудования), предназначенных к разделке на металлолом.
Требования главы XII Правил не распространяются на обращение с металлоломом, образующимся в результате утилизации конструкций и оборудования на предприятиях ядерно-топливного комплекса.
14. В главе XIII Правил установлены требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении всех видов работ (проектирование, конструирование, изготовление, поставка, эксплуатация, ремонт, техническое обслуживание (в том числе ремонт и наладка), хранение, транспортирование) со скважинными генераторами нейтронов (далее - СГН) на буровых скважинах.
15. Требования главы XIV Правил распространяются на обеспечение радиационной безопасности персонала и населения при обращении со всеми видами мощных изотопных гамма-установок с облучателями, собранными из закрытых радионуклидных источников гамма-излучения общей активностью более 18,5 ТБк (500 Ки).
Требования главы XIV Правил не распространяются на установки, в которых источниками гамма-излучения служат тепловыделяющие элементы, радиационные контуры и активные зоны ядерных реакторов, а также на гамма-установки для лучевой терапии и радионуклидной дефектоскопии.
II. Обеспечение радиационной безопасности при транспортировании радиоактивных веществ и радиоактивных отходов
16. Транспортирование материалов, содержащих только природные радионуклиды с эффективной удельной активностью не более 10 Бк/г, а также материалов, в которых сумма отношений удельных активностей техногенных радионуклидов к значениям их минимально значимой удельной активности (далее - МЗУА), приведенным в НРБ-99/2009*(3), не превышает 1, допускается осуществлять всеми видами транспорта как грузов, не представляющих радиационной опасности.
В тех случаях, когда мощность амбиентного эквивалента дозы (далее - МАЭД) ионизирующего излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности указанных материалов превышает 1,0 мкЗв/ч, они должны помещаться в тару для продукции производственно-технического назначения, исключающую их рассеяние. МАЭД излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности тары не должна превышать 2,5 мкЗв/ч, а на расстоянии 0,1 м от поверхности перевозящего ее транспортного средства - 1,0 мкЗв/ч.
17. К выполнению работ по транспортированию радиоактивных материалов должны допускаться лица, отнесенные к персоналу группы А. К работам по погрузке и разгрузке радиоактивных материалов, допускается привлекать лиц, отнесенных к персоналу группы Б*(4).
18. При транспортировании радиоактивных материалов индивидуальные дозы техногенного облучения персонала за счет транспортирования не должны превышать основные пределы дозы*(5), а средняя индивидуальная годовая эффективная доза критической группы населения*(6) не должна превышать 0,3 мЗв в год.
19. Перевозка радиоактивных материалов должна осуществляться в транспортных упаковочных комплектах, состоящих из транспортного контейнера, обеспечивающего герметизацию радиоактивного материала, его удержание и ослабление ионизирующих излучений радиоактивного материала до допустимого уровня, и охранной тары.
20. Снимаемое поверхностное радиоактивное загрязнение транспортных контейнеров, охранной тары и транспортных средств, используемых для перевозки радиоактивных материалов, не должно превышать допустимых уровней*(7).
21. При транспортировании транспортного упаковочного комплекта с находящимися в нем радиоактивными материалами (далее - радиационная упаковка) МАЭД ионизирующего излучения на его поверхности не должна превышать значений, приведенных в приложении N 1 к Правилам.
22. Перевозка радиоактивных материалов в трамваях, троллейбусах, автобусах, такси, вагонах метро при наличии пассажиров не допускается.
23. При перевозке радиоактивных материалов транспортными средствами, за исключением воздушных судов, МАЭД ионизирующего излучения от радиационных упаковок не должна превышать:
на рабочих местах персонала группы А, сопровождающего радиоактивные материалы - 12 мкЗв/ч;
на рабочих местах персонала группы Б грузоперевозчика - 2,5 мкЗв/ч;
на местах размещения пассажиров транспортного средства, рабочих местах сотрудников грузоперевозчика, не отнесенных к персоналу, и в каютах проживания экипажа судна - 0,5 мкЗв/ч.
24. Для постоянной перевозки радиоактивных материалов должны использоваться специализированные транспортные средства, которые запрещается использовать для перевозки пищевых продуктов и пассажиров.
25. Перевозка иных грузов на специализированных транспортных средствах допускается после проведения радиационного контроля при снимаемом поверхностном радиоактивном загрязнении транспортного средства менее 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2мин)) для бета-излучающих радионуклидов и 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2мин)) для альфа-излучающих радионуклидов.
26. Специализированные автотранспортные средства для перевозки радиоактивных материалов, должны быть оборудованы:
закрытым кузовом с надежным запорным устройством;
химически стойким покрытием внутренних поверхностей грузового отсека и кузова, устойчивым к обработке дезактивирующими растворами;
приспособлениями для надежного крепления радиационных упаковок;
экранирующими устройствами для обеспечения радиационной защиты;
средствами пожаротушения;
средствами индивидуальной защиты персонала;
набором инструментов и средствами ликвидации последствий возможных аварий;
средствами радиационного контроля;
средствами связи.
27. При перевозке радиоактивных материалов МАЭД ионизирующего излучения на расстоянии 0,1 м от наружной поверхности перевозящего их транспортного средства, и на границах мест, выделенных для их размещения на морском судне, судне внутреннего плавания, судне смешанного (река - море) плавания, не должна превышать 2,0 мЗв/ч, а на расстоянии 2 м от них - 0,1 мЗв/ч.
28. На специализированных транспортных средствах, предназначенных для перевозки радиоактивных материалов, а также в специально оборудованном для этой цели месте морского судна, судна внутреннего плавания, судна смешанного (река - море) плавания могут перевозиться радиоактивные материалы в неограниченном количестве при соблюдении требований пунктов 23, 26, 27 Правил.
29. При перевозке радиационных упаковок воздушными судами МАЭД ионизирующего излучения от радиационных упаковок на рабочих местах экипажа воздушного судна не должна превышать 20 мкЗв/ч, при этом годовая эффективная доза их техногенного облучения за счет перевозки радиационных упаковок не должна превышать 5,0 мЗв/год.
30. При перевозке радиационных упаковок пассажирскими воздушными судами, МАЭД ионизирующего излучения радиационных упаковок на местах, предназначенных для перевозки пассажиров, не должна превышать 2,5 мкЗв/ч на уровне пола.
31. Перевозка радиоактивных материалов железнодорожным транспортом может производиться в железнодорожном подвижном составе с соблюдением требований пунктов 23, 27 Правил.
Перевозка радиоактивных материалов в вагонах пригородных поездов с пассажирами не допускается.
32. Перевозка радиационных упаковок в купе железнодорожного подвижного состава или в отдельной каюте пассажирского морского судна, судна внутреннего плавания, судна смешанного (река - море) плавания без пассажиров допускается при наличии сопровождающего из числа персонала группы А и при МАЭД ионизирующего излучения от радиационной упаковки, не превышающей 1,0 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от ее наружной поверхности.
33. Допускается транспортирование радиационных упаковок I транспортной категории (приложение 1 к Правилам) в багажнике легкового автомобиля в отсутствие пассажиров при соблюдении требований пункта 23 Правил.
34. Не допускается стоянка автомобиля с радиоактивными материалами в местах нахождения людей.
35. Радиационный контроль при транспортировании радиоактивных материалов должен осуществляться:
грузоотправителем при подготовке груза радиоактивных материалов к перевозке, при погрузке, а также в пути следования в случае сопровождения груза представителем грузоотправителя;
перевозчиком при погрузке, в пути следования, при временном хранении и разгрузке груза радиоактивных материалов;
грузополучателем при приемке и разгрузке груза.
36. В зависимости от транспортируемых радиоактивных материалов радиационный контроль должен включать:
контроль МАЭД нейтронного и (или) гамма-излучений на наружной поверхности радиационных упаковок;
контроль МАЭД нейтронного и (или) гамма-излучений на расстоянии 0,1 м и 2 м от наружной поверхности транспортного средства, перевозящего радиоактивные материалы;
контроль МАЭД нейтронного и (или) гамма-излучений на рабочих местах, в смежных помещениях, в местах пребывания пассажиров;
контроль уровней поверхностного радиоактивного загрязнения радиационных упаковок, транспортных средств, погрузочно-разгрузочных механизмов, оборудования, рабочих и складских помещений, совместно перевозимых грузов, кожных покровов и одежды работающих;
индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А.
37. Транспортный упаковочный комплект после выгрузки из него радиоактивных материалов подлежит возврату отправителю после проведения радиационного контроля с протоколом исследований, подтверждающим отсутствие снимаемого радиоактивного загрязнения транспортного упаковочного комплекта выше допустимого уровня*(8).
III. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с радиоизотопными приборами
38. Требования данной главы Правил не распространяются на применение (использование), транспортировку и хранение РИП 1 группы (пункт 39 Правил). Действие Правил не распространяется на применение (использование), транспортировку и хранение РИП 2 группы, при выполнении следующих условий:
МАЭД ионизирующего излучения в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от поверхности РИП при любом возможном режиме работы и хранения не должна превышать 1 мкЗв/ч;
должна быть обеспечена герметизация радиоактивного содержимого используемых в РИП закрытых радионуклидных источников (далее - ЗРнИ) при всех допустимых режимах их работы и хранения;
не допускается замена ЗРнИ в РИП пользователем, блок источника должен быть опломбирован и доступ к ЗРнИ должен быть невозможен без нарушения пломбы изготовителя.
39. При обращении с РИП, действие которых основано на использовании ионизирующего излучения содержащихся в них ЗРнИ, должны быть обеспечены условия, исключающие возможность техногенного облучения персонала и населения, превышающего основные пределы доз*(9), в том числе для РИП, содержащих ЗРнИ, приведенные в приложении 2 к Правилам.
40. В целях обеспечения радиационной безопасной при эксплуатации РИП в технической документации к нему для приобретателя должна быть представлена информация, содержащая сведения о технических характеристиках РИП, используемом в нем ЗРнИ, правилах эксплуатации, в том числе по обеспечению радиационной безопасности и радиационному контролю.
41. Для обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации в составе РИП должно быть предусмотрено:
наличие в блоке источника устройств, информирующих о рабочем положении ЗРнИ или положении его хранения;
возможность перекрытия выхода прямого пучка излучения за пределы блока источника и снижения уровней излучений до допустимых уровней при нахождении ЗРнИ в положении хранения;
фиксацию ЗРнИ в рабочем положении и положении хранения, исключающую возможность перевода его из положения хранения в рабочее положение без использования специального ключа снятия блокировки, но позволяющую беспрепятственно перевести его из рабочего положения в положение хранения;
невозможность доступа к ЗРнИ без использования специального инструмента и без повреждения пломбы изготовителя;
крепление стационарного РИП, исключающее возможность его несанкционированного съема.
42. Конструкция радиационной защиты РИП (блоков источников) должна быть устойчивой к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, при условиях эксплуатации, на которые рассчитан РИП.
43. Блок источника РИП не должен иметь снимаемого поверхностного радиоактивного загрязнения, превышающего 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2мин) для бета-излучающих радионуклидов и 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2мин) для альфа-излучающих радионуклидов.
44. МАЭД ионизирующего излучения на расстоянии 1,0 м от поверхности блока источника РИП 2 - 4 групп для всех доступных точек при нахождении ЗРнИ в положении хранения и для всех доступных точек вне зоны прямого пучка излучения при нахождении ЗРнИ в рабочем положении не должна превышать:
20 мкЗв/ч на расстоянии 1,0 м от блока источника для РИП, предназначенного для использования в производственных помещениях без рабочих мест;
100 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м и 3,0 мкЗв/ч на расстоянии 1,0 м от поверхности блока источника для РИП, предназначенного для использования в производственных помещениях, имеющих постоянные рабочие места.
45. На наружных поверхностях РИП (блока источника) должны быть нанесены знаки радиационной опасности, отчетливо видимые с расстояния не менее 3 м от него.
46. В период временного хранения ЗРнИ в блоках источников должны находиться в положении хранения.
47. Блоки источников стационарных РИП 2 - 4 групп должны размещаться на расстоянии не менее 1,0 м от постоянных рабочих мест и от мест возможного нахождения людей.
48. При установке и эксплуатации РИП 2 - 4 групп должны выполняться следующие требования:
пучок излучения должен быть направлен в сторону, наиболее безопасную для персонала, работающего в этом и смежных помещениях;
МАЭД ионизирующего излучения РИП на постоянных рабочих местах для работников, не отнесенных к персоналу группы А или Б, не должна превышать 0,5 мкЗв/ч, а в местах возможного нахождения людей - 1,0 мкЗв/ч.
49. После установки стационарного РИП 2 - 4 групп должен быть проведен радиационный контроль наличия снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности блока источника и измерена МАЭД ионизирующего излучения:
на расстоянии 0,1 м от наружной поверхности блока источника и на расстоянии 1,0 м от нее;
на рабочих местах, расположенных в радиусе 10 м от блока источника;
в местах возможного пребывания лиц, не связанных с эксплуатацией РИП и оборудования, на котором он установлен, в радиусе 10 м от блока источника.
50. Организации, использующие РИП 2 - 4 групп, должны проводить радиационный контроль с соблюдением общих требований к радиационному контролю*(10), на рабочих местах, в помещениях и на территории организации, а также контроль и учет индивидуальных доз облучения персонала группы А.
В зависимости от используемого в РИП ЗРнИ радиационный контроль должен включать измерение следующих параметров:
индивидуальные дозы внешнего облучения персонала группы А;
МАЭД гамма-излучения;
МАЭД тормозного излучения;
МАЭД нейтронного излучения;
снимаемое поверхностное радиоактивное загрязнение РИП и оборудования альфа- или бета-излучающими радионуклидами.
Измерения МАЭД ионизирующего излучения РИП должны проводиться на рабочих местах и в местах возможного нахождения людей на высотах: 0,5; 1,0; 1,5 и 2,0 м над полом.
Все измеренные значения МАЭД ионизирующего излучения РИП не должны превышать:
на постоянных рабочих местах персонала группы А - 12 мкЗв/ч;
на постоянных рабочих местах персонала группы Б - 2,5 мкЗв/ч;
на постоянных рабочих местах лиц, не отнесенных к персоналу - 0,5 мкЗв/ч;
в местах возможного нахождения людей - 1,0 мкЗв/ч.
51. Организации, использующие РИП, должны проводить производственный контроль, предусматривающий:
ежедневную проверку надежности крепления стационарного РИП (блока источника) в условиях вибрации (толчков);
ежеквартальную проверку надежности крепления блоков источников стационарных РИП 2 - 4 групп и конструкций дополнительной радиационной защиты (при их наличии);
контроль 1 раз в полгода наличия стационарных РИП 1 группы в местах их установки;
проверку 1 раз в год соответствия МАЭД ионизирующего излучения на расстояниях 0,1 м и 1,0 м от поверхности блока источника стационарного РИП 2 - 4 групп, на рабочих местах и в местах возможного нахождения людей требованиям данной главы Правил;
проверку 1 раз в год наличия снимаемого поверхностного радиоактивного загрязнения блока источника РИП 2 - 4 групп;
проверку сохранности пломб и замков блоков источников при проведении их технического обслуживания в сроки, определенные в технической документации на РИП.
Внеочередной радиационный контроль должен проводиться:
в случае обнаружения несанкционированного проникновения постороннего лица в помещение для хранения РИП;
после пожара или аварийной ситуации в помещениях для хранения или эксплуатации РИП;
при обнаружении нарушение целостности пломбы или замка блока источника;
после ремонта оборудования, на котором установлен РИП, если при этом производился демонтаж данного РИП;
после установки, замены или перезарядки блока источника;
после установки дополнительной радиационной защиты;
во время и после ликвидации последствий радиационной аварии.
IV. Обеспечение радиационной безопасности при проведении работ по радионуклидной дефектоскопии
52. Настоящая глава Правил устанавливает требования по обеспечению радиационной безопасности населения и персонала при всех видах обращения с радионуклидными дефектоскопами, в том числе на проектирование, конструирование, изготовление, реализацию, испытания, монтаж, эксплуатацию, техническое обслуживание, радиационный контроль, транспортирование, хранение и утилизацию радионуклидных дефектоскопов и оборудования для радионуклидной дефектоскопии, проектирование, конструирование, изготовление и эксплуатацию средств радиационной защиты для радионуклидной дефектоскопии.
53. В состав радионуклидного дефектоскопа входят:
ЗРнИ в защитном блоке;
механизм управления перемещением ЗРнИ в рабочее положение и в положение хранения или управления затвором, перекрывающим пучок излучения;
устройство для регистрации прошедшего через объект контроля ионизирующего излучения.
54. Защитное устройство из урана, в том числе обедненного, входящего в состав радионуклидного дефектоскопа, должно заключаться в оболочку из нерадиоактивного материала.
55. В положении хранения ЗРнИ должен находиться в защитном блоке радионуклидного дефектоскопа.
56. В радионуклидных дефектоскопах должны быть предусмотрены:
устройство для надежной фиксации ЗРнИ в положении хранения, а также устройство, исключающее возможность несанкционированного доступа посторонних лиц к ЗРнИ;
устройства для дистанционного перемещения ЗРнИ в положение хранения или закрытия затвора, перекрывающего пучок излучения, а также для принудительного выполнения этой операции в случае обесточивания дефектоскопа, застревания ЗРнИ в ампулопроводе или иной аварийной ситуации;
система сигнализации (электрической, механической, цветовой, радиометрической, звуковой), информирующая о переводе ЗРнИ в рабочее положение.
57. Радионуклидный дефектоскоп должен обеспечивать радиационную безопасность при пожаре, устойчивость к механическим, температурным и атмосферным воздействиям, а также к проведению дезактивации.
58. Радионуклидные дефектоскопы могут оснащаться переносными и передвижными коллимирующими устройствами со встроенными или сменными коллиматорами либо стационарными коллимирующими устройствами со сменными коллиматорами или регулируемой диафрагмой.
Допускается изготовление переносных радионуклидных дефектоскопов без коллимирующих устройств.
59. Пульт управления стационарным радионуклидным дефектоскопом должен размещаться в отдельном помещении, обеспечивающем радиационную защиту персонала.
60. Снимаемое радиоактивное загрязнение наружных поверхностей радионуклидного дефектоскопа бета-излучающими радионуклидами не должно превышать 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2·мин)), а альфа-излучающими радионуклидами - 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2·мин)).
61. На наружную поверхность защитного блока радионуклидного дефектоскопа должна наноситься четкая, устойчивая к внешним воздействиям маркировка с указанием наименования дефектоскопа, его заводского номера, радионуклида и допустимой величины активности ЗРнИ, а также знак радиационной опасности.
62. Для стационарного радионуклидного дефектоскопа МАЭД ионизирующего излучения в смежных помещениях на внешней поверхности стенок защитного бокса должна соответствовать допустимым значениям*(11), определяемым с коэффициентом запаса, равным 1.
Не предъявляется требований к радиационной защите потолка в помещении для проведения радионуклидной дефектоскопии, расположенного непосредственно под крышей здания, и к радиационной защите пола в помещении для проведения радионуклидной дефектоскопии, расположенном на первом этаже (при отсутствии расположенных под ним цокольных и подвальных помещений).
63. В организации, осуществляющей работы по радионуклидной дефектоскопии, помещения, в которых проводятся такие работы, должны размещаться в едином комплексе.
64. На входных дверях помещений для хранения переносных радионуклидных дефектоскопов и ЗРнИ, помещений для временного хранения переносных радионуклидных дефектоскопов, наружной поверхности защитных боксов должны устанавливаться знаки радиационной опасности.
65. Проемы защитных боксов, через которые осуществляется подача объекта, в отношении которого проводятся работы по радионуклидной дефектоскопии, должны быть оснащены радиационной защитой, обеспечивающей радиационную безопасность в смежных помещениях и на прилегающей к защитному боксу территории.
66. В организации, проводящей работы по радионуклидной дефектоскопии в стационарных условиях, должны быть следующие помещения:
помещение для проведения работ по радионуклидной дефектоскопии;
помещение пульта управления дефектоскопом (далее - пультовая);
фотолаборатория (при работе с рентгеновской пленкой);
помещение для обработки и хранения результатов контроля;
санитарно-бытовые помещения для персонала.
67. Стационарный радионуклидный дефектоскоп должен устанавливаться в помещении без окон, обеспечивающем радиационную безопасность в смежных помещениях (далее - бокс), вход в которое должен выполняться в виде лабиринта, исключающего возможность облучения входа в бокс прямым пучком излучения, и (или) входная дверь в бокс должна обеспечивать необходимую радиационную защиту.
Входная дверь в бокс должна быть оборудована системой блокировки, связанной с механизмом перемещения ЗРнИ (открытия затвора) и исключающей возможность:
включения дефектоскопа при незакрытой или неплотно закрытой двери;
открывания двери снаружи при включенном дефектоскопе.
Изнутри дверь должна открываться беспрепятственно при любом положении ЗРнИ с одновременным переводом его в положение хранения.
68. В пультовой должно быть предусмотрено устройство для принудительного перемещения ЗРнИ в положение хранения (закрытие затвора) в случае отключения энергопитания или иной нештатной ситуации.
69. Пульт управления и вход в бокс для проведения стационарной радионуклидной дефектоскопии должны быть оборудованы предупредительными световыми сигналами, автоматически включающимися при переводе ЗРнИ в рабочее положение (открытии затвора).
70. В организации, использующей переносной (передвижной) радионуклидный дефектоскоп, должны быть оборудованы следующие помещения:
помещение для хранения дефектоскопа;
фотолаборатория (при использовании рентгеновской пленки);
помещение для обработки и хранения результатов контроля;
санитарно-бытовые помещения для персонала.
71. Площадь помещения для хранения переносного радионуклидного дефектоскопа должна быть не менее 3 м 2 на один дефектоскоп, но не менее 10 м 2.
Площадь помещения для временного хранения радионуклидного дефектоскопа, при проведении работ в полевых условиях, должна составлять не менее 1 м 2 на дефектоскоп, но не менее 2 м 2.
72. Помещение для хранения переносных радионуклидных дефектоскопов с ЗРнИ должно иметь естественную вентиляцию и должно быть оборудовано колодцами, нишами или сейфами с защитными крышками и подъемными устройствами, исключающими возможность проникновения в них влаги и механического повреждения радионуклидных дефектоскопов.
В каждом колодце нише или сейфе должно размещаться не более одного радионуклидного дефектоскопа или контейнера с ЗРнИ.
73. При стационарном использовании переносного радионуклидного дефектоскопа в специальном защитном сооружении (далее - защитный бокс), размещаемом в помещении, имеющем рабочие места, МАЭД ионизирующего излучения радионуклидного дефектоскопа при проведении работ по радионуклидной дефектоскопии не должна превышать 2,5 мкЗв/ч в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от внешних поверхностей защитного бокса или окружающего его защитного ограждения, исключающего возможность доступа лиц, не имеющих отношения к проводимым работам.
74. Для обеспечения радиационной безопасности при нестационарном проведении работ с использованием переносного радионуклидного дефектоскопа без защитных боксов в зданиях, на открытых площадках радиационного объекта или вне его территории должна устанавливаться зона ограничения доступа, за пределами которой МАЭД ионизирующего излучения при проведении радионуклидной дефектоскопии не должна превышать 1,0 мкЗв/ч и в которой не допускается наличие лиц, не имеющих отношения к проводимым работам, при работе дефектоскопа.
75. При использовании переносного радионуклидного дефектоскопа персонал должен находиться на безопасном расстоянии или за защитой, обеспечивающей МАЭД ионизирующего излучения не более 12 мкЗв/ч.
Минимальное расстояние от радиационной головки радионуклидного дефектоскопа до привода дистанционного управления механизмом перемещения ЗРнИ из положения хранения в рабочее положение и обратно в зависимости от МАЭД ионизирующего излучения на расстоянии 1 м от незащищенного ЗРнИ должно быть не менее значения, приведенного в приложении N 3 к Правилам.
76. Работы по радионуклидной дефектоскопии должны проводиться при минимально необходимом угле расхождения рабочего пучка излучения с использованием коллиматоров или диафрагм.
77. Доставку переносных радионуклидных дефектоскопов к месту работы допускается производить вручную лицам, отнесенным к персоналу группы А, при условии, что годовые эффективные дозы их техногенного облучения не превысят основных пределов доз для персонала группы А.
78. Зарядка и перезарядка радионуклидного дефектоскопа закрытым радионуклидным ИИИ должна проводиться:
с использованием дистанционного инструмента, манипуляторов или специальных приспособлений;
с размещением персонала на расстоянии или за защитным экраном, обеспечивающими годовые эффективные дозы облучения персонала не более основного предела дозы*(12).
Зарядка и перезарядка радионуклидного дефектоскопа ЗРнИ активностью большей, чем указано в паспорте дефектоскопа, запрещается.
79. Допускается осуществлять зарядку шлангового радионуклидного дефектоскопа с применением магазина-контейнера для набора ЗРнИ или транспортно-перезарядного контейнера в производственном помещении, стационарная радиационная защита которого обеспечивает снижение уровней излучения в смежных помещениях до допустимых величин, определенных в пункте 62 Правил.
80. Ремонт радионуклидного дефектоскопа должен проводиться после извлечения из него ЗРнИ.
В случае аварийного проведения ремонтных работ на радионуклидном дефектоскопе с ЗРнИ должны применяться защитные устройства, обеспечивающие соблюдение требований радиационной безопасности для персонала*(13).
81. В организации, в которой проводятся зарядка, перезарядка или ремонт переносного радионуклидного дефектоскопа, должно предусматриваться специальное помещение для проведения таких работ и душевая.
В помещениях для перезарядки и ремонта дефектоскопов рабочие поверхности и полы должны быть покрыты легко дезактивируемыми материалами.
82. Организация, осуществляющая работы по радионуклидной дефектоскопии с использованием переносного (передвижного) радионуклидного дефектоскопа, должна проводить радиационный контроль, предусматривающий:
измерение МАЭД ионизирующих излучений на расстоянии 1,0 м от поверхности радиационной головки переносного (передвижного) дефектоскопа (в положении хранения) - каждый раз по окончании работ и при сдаче на хранение;
контроль эффективности радиационной защиты помещения, в котором осуществляется хранение радионуклидного дефектоскопа, в смежных с ним помещениях, а также в транспортном средстве, используемом для перевозки дефектоскопа - один раз в год;
измерение МАЭД ионизирующего излучения при работе на открытой площадке на рабочем месте дефектоскописта и на границе зоны ограничения доступа - один раз в год, а также каждый раз при изменении технологии проведения радионуклидной дефектоскопии;
измерение МАЭД ионизирующего излучения на рабочем месте лица, проводящего зарядку, перезарядку и ремонт радионуклидных дефектоскопов - каждый раз при выполнении соответствующих работ;
измерение уровней снимаемого радиоактивного загрязнения радионуклидных дефектоскопов, транспортных средств и контейнеров, а также пола и стен хранилищ и помещений, где осуществляются зарядка, перезарядка и ремонт радионуклидных дефектоскопов - один раз в квартал и каждый раз после выполнения ремонтных работ, а также работ по зарядке или перезарядке дефектоскопов;
индивидуальный дозиметрический контроль персонала, занятого на основных и вспомогательных операциях при выполнении работ по радионуклидной дефектоскопии - постоянно с регистрацией результатов один раз в квартал.
83. Организация, осуществляющая радионуклидную дефектоскопию с использованием стационарного радионуклидного дефектоскопа, должна проводить радиационный контроль, предусматривающий:
измерение МАЭД ионизирующего излучения при рабочем положении ЗРнИ в помещениях, смежных с помещением, в котором проводится радионуклидная дефектоскопия - один раз в год, а также каждый раз после выполнения ремонтных работ или работ по зарядке или перезарядке дефектоскопа;
измерение уровней снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности радионуклидного дефектоскопа, помещения, в котором он установлен, и вспомогательного оборудования - один раз в год, каждый раз после выполнения ремонтных работ или работ по зарядке или перезарядке дефектоскопов;
измерение МАЭД ионизирующего излучения при выполнении ремонтных работ, а также при зарядке и перезарядке радионуклидного дефектоскопа на рабочем месте персонала, проводящего эти работы - каждый раз при выполнении работ;
индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А - постоянно, с регистрацией результатов один раз в квартал;
проверку исправности систем блокировок и сигнализации - каждый раз перед началом работы.
84. Организация, осуществляющая зарядку или перезарядку радионуклидного дефектоскопа, должна проводить радиационный контроль, предусматривающий:
контроль снимаемого радиоактивного загрязнения внутренних и наружных поверхностей дефектоскопа после извлечения ЗРнИ из защитного блока радионуклидного дефектоскопа;
измерение МАЭД ионизирующего излучения дефектоскопа после его зарядки ЗРнИ:
для переносного радионуклидного дефектоскопа - на расстоянии 1,0 м от поверхности защитного блока (радиационной головки) дефектоскопа;
для стационарного радионуклидного дефектоскопа - в помещениях, смежных с помещением, в котором размещен дефектоскоп.
85. Работы с переносными радионуклидными дефектоскопами должны проводиться не менее, чем двумя лицами, отнесенными к персоналу группы А, одно из которых осуществляет управление дефектоскопом, а второе - обеспечивает отсутствие лиц, не связанных с проведением этих работ, в зоне ограничения доступа.
Лица, проводящие работы с передвижным (переносным) радионуклидным дефектоскопом, должны обеспечиваться двумя индивидуальными дозиметрами: прямопоказывающим с сигнализацией превышения установленного порога по МАЭД или по дозе и накопительным.
86. В случае обнаружения при проведении радиационного контроля несоответствия результатов измерений требованиям пунктов 60, 73 - 75 Правил для переносных или пунктов 60, 62 Правил для стационарных радионуклидных дефектоскопов, работа с радионуклидным дефектоскопом запрещается до устранения причин выявленного несоответствия.
V. Обеспечение радиационной безопасности при проведении работ по рентгеновской дефектоскопии
87. Стационарный рентгеновский дефектоскоп должен использоваться в специальной защитной камере в условиях, исключающих доступ людей внутрь камеры при работе рентгеновского дефектоскопа и обеспечивающих радиационную защиту смежных помещений и прилегающей территории.
88. Переносной рентгеновский дефектоскоп должен оснащаться коллиматорами, диафрагмами или тубусами, формирующими направленный расходящийся пучок излучения в виде конуса с заданным углом раствора для фронтального просвечивания, либо кольцевой расходящийся пучок излучения с заданным углом раствора для панорамного просвечивания.
89. При организации и проведении работ с переносным рентгеновским дефектоскопом в нестационарных условиях персонал группы А, осуществляющий управление дефектоскопом, должен находиться на расстоянии, на котором средняя за рабочую смену МАЭД рентгеновского излучения дефектоскопа не превышает 12 мкЗв/ч (далее - безопасное расстояние), а все остальные должны находиться на расстоянии, на котором средняя за рабочую смену МАЭД рентгеновского излучения дефектоскопа не превышает 1 мкЗв/ч (далее - зона ограничения доступа). Безопасное расстояние и размеры зоны ограничения доступа должны быть приведены в технической документации дефектоскопа. При определении среднего за рабочую смену значения МАЭД рентгеновского излучения переносного рентгеновского дефектоскопа, должно учитываться максимально возможное время его работы в режиме излучения с учетом технических характеристик рентгеновского дефектоскопа.
90. Стационарный рентгеновский дефектоскоп должен размещаться в защитной камере, размеры которой должны обеспечивать возможность безопасной работы персонала с учетом технологии проводимых работ, количества используемых рентгеновских дефектоскопов и размеров просвечиваемых изделий.
91. При использовании в организации переносных радионуклидных и стационарных рентгеновских дефектоскопов допускается хранить не более 2 переносных радионуклидных дефектоскопов в колодцах, нишах или сейфах, размещенных в защитной камере стационарного рентгеновского дефектоскопа.
92. Рентгеновский дефектоскоп должен оснащаться системами блокировки и сигнализации.
93. На установке с рентгеновским дефектоскопом, имеющей в своем составе встроенную радиационную защиту, состоящую из отдельных съемных защитных блоков, должна быть предусмотрена система блокировки, исключающая возможность включения или автоматически отключающая рентгеновский дефектоскоп в случае удаления либо неправильной установки любого съемного защитного блока.
94. На пульте управления рентгеновским дефектоскопом должна быть установлена световая сигнализация, загорающаяся при включении генерации рентгеновского излучения и гаснущая после ее выключения.
95. При неисправности систем блокировки или сигнализации включение рентгеновского дефектоскопа запрещается.
96. Рентгеновский дефектоскоп должен быть оснащен замковым или кодовым устройством, исключающим возможность его включения без использования специального ключа или ввода специального кода.
97. Стационарные рентгеновские дефектоскопы должны устанавливаться в защитных камерах, конструкция радиационной защиты которых обеспечивает годовые эффективные дозы облучения персонала и населения не более основных пределов доз*(14).
Управление стационарными рентгеновским дефектоскопом должно производиться из пультовой, в которой при работе рентгеновского дефектоскопа нахождение лиц, не отнесенных к персоналу группы А, запрещается.
98. При эксплуатации рентгеновских дефектоскопов, в том числе переносных, в стационарных условиях в защитных камерах, расположенных в производственных помещениях, МАЭД рентгеновского излучения в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности камеры не должна превышать 2,5 мкЗв/ч
При проведении рентгеновской дефектоскопии в защитной камере без защитного потолочного перекрытия, расположенной в производственном помещении, МАЭД рентгеновского излучения на постоянных рабочих местах персонала группы Б не должна превышать 2,5 мкЗв/ч, а на постоянных рабочих местах лиц, не отнесенных к персоналу группы А или Б - 0,5 мкЗв/ч.
99. Защитное смотровое окно из пультовой в защитную камеру (в случае его устройства) должно размещаться вне прямого пучка излучения.
МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от его наружной поверхности при работе рентгеновского дефектоскопа не должна превышать 20 мкЗв/ч.
100. Включение рентгеновского дефектоскопа должно осуществляться с пульта управления после закрытия двери защитной камеры.
Дверь защитной камеры должна быть оборудована системой блокировки, обеспечивающей прекращение генерации рентгеновского излучения при открывании двери в защитную камеру.
Система блокировки должна исключать возможность открытия двери в защитную камеру снаружи при работе рентгеновского дефектоскопа, не препятствуя открытию ее изнутри с одновременным выключением дефектоскопа.
101. В защитной камере должно размещаться устройство для аварийного отключения рентгеновского дефектоскопа.
102. В защитной камере должна быть установлена звуковая и (или) световая сигнализация, предупреждающая о необходимости покинуть защитную камеру перед включением рентгеновского дефектоскопа.
Минимальное время между включением сигнализации и возможностью включения рентгеновского дефектоскопа должно обеспечивать возможность выхода человека из защитной камеры либо использования им устройства аварийного отключения рентгеновского дефектоскопа до начала генерации рентгеновского излучения.
103. На пульте управления рентгеновского дефектоскопа и над входом в защитную камеру должны быть установлены световые табло с предупреждающей надписью, которые должны загораться при включении рентгеновского дефектоскопа.
104. При работе с установкой для рентгеновской дефектоскопии, оборудованной конвейером, или другим устройством для подачи деталей на просвечивание через проем в защите, должны быть предусмотрены меры, исключающие возможность попадания лиц в зону контроля через этот проем во время работы рентгеновского дефектоскопа.
105. При проведении работ по рентгеновской дефектоскопии в нестационарных условиях с использованием переносных или передвижных рентгеновских дефектоскопов вне защитных камер и специальных помещений должны выполняться следующие требования:
рабочее место персонала, осуществляющего управление дефектоскопом, должно располагаться на безопасном расстоянии или за защитной конструкцией, обеспечивающими среднюю за рабочую смену МАЭД рентгеновского излучения на рабочем месте не более 12 мкЗв/ч;
должна быть организована зона ограничения доступа, за пределами которой средняя за рабочую смену МАЭД рентгеновского излучения не должна превышать 1,0 мкЗв/ч, и в которой не допускается наличие лиц, не связанных с проведением этих работ, при работе дефектоскопа.
Работы с переносными рентгеновскими дефектоскопами должны проводиться не менее, чем двумя лицами, отнесенными к персоналу группы А, одно из которых осуществляет управление дефектоскопом, а второе - обеспечивает отсутствие лиц, не связанных с выполнением этих работ, в зоне ограничения доступа.
106. При проведении работ с переносным (передвижным) рентгеновским дефектоскопом в производственном помещении доступ в него лиц, не связанных с проведением этих работ, запрещается.
Средняя за рабочую смену МАЭД рентгеновского излучения в помещениях, смежных с помещением, в котором проводятся рентгенодефектоскопические работы в нестационарных условиях с использованием переносного (передвижного) рентгеновскими дефектоскопами, не должна превышать:
12 мкЗв/ч в помещениях, имеющих постоянные рабочие места персонала группы А;
2,5 мкЗв/ч в помещениях, имеющих постоянные рабочие места персонала группы Б;
0,5 мкЗв/ч в помещениях, имеющих постоянные рабочие места работников, не отнесенных к персоналу групп А и Б.
107. МАЭД рентгеновского излучения при работе рентгеновского дефектоскопа, имеющего в своем составе встроенную радиационную защиту, не должна превышать 2,5 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от его поверхности или от защитного ограждения, исключающего возможность доступа лиц, не связанных с проведением рентгеновской дефектоскопии.
108. В организации, осуществляющей проведение работ по рентгеновской дефектоскопии вне защитной камеры, должен проводиться радиационный контроль, предусматривающий:
контроль защитных свойств защитных устройств (ширм, экранов, колиматоров) - два раза в год и при обнаружении в них видимых повреждений;
определение размеров зоны ограничения доступа и безопасного расстояния для персонала группы А для каждого используемого дефектоскопа - один раз в год, а также каждый раз при изменении условий просвечивания;
измерение МАЭД рентгеновского излучения в смежных помещениях и на рабочих местах (при проведении работ по дефектоскопии в производственных помещениях) - один раз в год, а также каждый раз при изменении условий просвечивания.
109. При осуществлении работ с рентгеновскими дефектоскопами, размещенными в защитных камерах, должен проводиться радиационный контроль, предусматривающий:
измерение МАЭД рентгеновского излучения в смежных с защитной камерой помещениях - один раз в год;
измерение МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности защитной камеры (для защитных камер, расположенных в производственных помещениях) - один раз в год и каждый раз при изменении условий просвечивания;
измерение МАЭД рентгеновского излучения на рабочих местах (для защитных камер, расположенных в производственных помещениях и не имеющих защитного потолочного перекрытия) - один раз в год и каждый раз при изменении условий просвечивания;
проверку исправности систем блокировки и сигнализации - каждую смену перед началом работы.
Проверка радиационной защиты установок с рентгеновскими дефектоскопами, имеющими в своем составе встроенную радиационную защиту, должна проводиться один раз в квартал.
VI. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с лучевыми досмотровыми установками
110. Требования настоящей главы Правил распространяются на проектирование, конструирование, изготовление, реализацию, испытания, монтаж, эксплуатацию, радиационный контроль, техническое обслуживание (в том числе ремонт и наладку), транспортирование и хранение всех типов лучевых досмотровых установок (далее - ЛДУ), в том числе рентгеновских установок для досмотра багажа и товаров (далее - РУДБТ), 1-го (с движущимся объектом контроля) и 2-го (с неподвижным объектом контроля) типов; инспекционно-досмотровых комплексов (далее - ИДК) 1-го (с неподвижным источником) и 2-го (с движущимся источником) типов, содержащих ускорители электронов с энергией до 10 МэВ и (или) источники рентгеновского излучения; ЛДУ, содержащих радионуклидные или генерирующие источники нейтронов с максимальной энергией до 15 МэВ (далее - НЛДУ).
111. Включение ЛДУ должно сопровождаться звуковой и (или) световой сигнализацией о состоянии установки (включена, генерируется излучение, выключена).
Устройство пульта управления ЛДУ должно исключать возможность ее включения без использования специального ключа или кода.
112. РУДБТ должна иметь систему блокировки:
исключающую возможность ее отключения без нарушения пломб изготовителя;
исключающие возможность генерации рентгеновского излучения при снятых или неправильно установленных съемных защитных блоках (при их наличии);
выключающие генерацию рентгеновского излучения при остановке сканирования (для РУДБТ 1-го типа);
исключающие возможность генерации рентгеновского излучения при открытой досмотровой камере (для РУДБТ 2-го типа).
При неисправности системы блокировки должна быть исключена возможность включения РУДБТ, а информация о неисправности системы должна поступать на пульт управления.
113. Досмотровая камера РУДБТ должна быть окружена радиационной защитой, обеспечивающей МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от ее внешней поверхности не более 2,5 мкЗв/ч.
114. Вход и выход из досмотровой камеры РУДБТ 1-го типа должны перекрываться эластичными защитными шторками (дверцами), МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности, которых при закрытых шторках (дверцах) не должна превышать 2,5 мкЗв/ч.
115. Для обеспечения радиационной безопасности при работе ИДК должны выполняться следующие требования:
радиационная защита населения и персонала при работе ИДК должна обеспечиваться при любых допустимых режимах его эксплуатации за счет размещения ИДК в помещениях, обеспечивающих необходимое ослабление излучения (далее - досмотровый зал), и (или) за счет установления вокруг ИДК зоны ограничения доступа, за пределами которой амбиентный эквивалент дозы за час работы ИДК с максимальной интенсивностью не должен превышать 1,0 мкЗв;
в зоне ограничения доступа (досмотровом зале) ИДК должно быть устройство для выключения генерации излучения в аварийных ситуациях.
116. Конструкция ИДК должна предусматривать наличие:
системы видеонаблюдения за зоной ограничения доступа и (или) досмотровым залом;
световой и звуковой сигнализации о его работе, видимых и слышимых в пределах зоны ограничения доступа;
системы блокировки, исключающей возможность включения генерации излучения или прекращающие генерацию излучения при:
остановке процесса сканирования;
незакрытых дверях или защитных воротах досмотрового зала;
превышении контрольных уровней излучения на рабочих местах персонала;
несанкционированном проникновении в зону ограничения доступа.
117. Проведение контроля транспортного средства вместе с водителем на ИДК с неподвижным источником допускается при:
наличии добровольного согласия водителя;
эффективной дозе водителя за сканирование, не превышающей 1,0 мкЗв;
отсутствии в транспортном средстве пассажиров.
118. Для обеспечения радиационной безопасности при работе с НЛДУ должны выполняться следующие требования:
переносная НЛДУ, не имеющая радиационной защиты, должна размещаться в досмотровом зале и (или) вокруг нее должна быть образована зона ограничения доступа, за пределами которой МАЭД ионизирующего излучения не должна превышать 1,0 мкЗв/ч;
МАЭД ионизирующего излучения на рабочем месте персонала группы А, осуществляющего управление переносной НЛДУ, не должна превышать 12 мкЗв/ч;
в стационарной НЛДУ объект контроля должен размещаться в досмотровой камере, окруженной радиационной защитой;
МАЭД ионизирующего излучения на расстоянии 1 м от поверхности стационарной НЛДУ, содержащей ЗРнИ нейтронов, не должна превышать 20 мкЗв/ч.
119. При планировании проведения работ с использованием мобильной ЛДУ или размещаемой на срок не более 5 дней для проведения разовых мероприятий стационарной РУДБТ, вне места нахождения радиационного объекта, организация, осуществляющая соответствующие работы, должна проинформировать об этом в письменном виде орган государственной власти, осуществляющий федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор по месту планируемого проведения работ.
120. Пол в местах размещения РУДБТ должен быть покрыт электроизолирующим материалом.
121. При работе РУДБТ МАЭД рентгеновского излучения на постоянных рабочих местах лиц, не отнесенных к персоналу группы А или Б, не должна превышать 0,5 мкЗв/ч.
122. Мобильный ИДК при досмотре транспортного средства должен размещаться на специально выделенной для этих целей площадке, окруженной зоной ограничения доступа.
Внешний периметр зоны ограничения доступа должен быть оснащен техническими средствами, исключающими доступ людей при работе ИДК или средствами прекращения генерации излучения при входе людей в эту зону.
123. Границы зоны ограничения доступа должны устанавливаться так, чтобы при любом допустимом режиме работы ИДК максимальное значение амбиентного эквивалента дозы в любой точке на границе зоны ограничения доступа за 1 час работы ИДК с максимальной интенсивностью досмотра не превышала 1,0 мкЗв.
Максимальное значение амбиентного эквивалента дозы за час работы ИДК должно определяться как произведение максимального измеренного значения амбиентного эквивалента дозы ионизирующего излучения ИДК на границе зоны ограничения доступа за одно сканирование, умноженное на максимальное число сканирований в час, с учетом технических характеристик ИДК и принятой технологии досмотра.
124. При размещении стационарного ИДК в досмотровом зале зона ограничения доступа может быть ограничена стенами досмотрового зала.
125. Для обеспечения радиационной безопасности человека при работе с переносной НЛДУ вокруг нее должна быть организована зона ограничения доступа, за пределами которой МАЭД ионизирующего излучения при работе переносной НЛДУ не должна превышать 1 мкЗв/ч.
Доступ лиц, не связанных с проведением этих работ, в зону ограничения доступа при работе НЛДУ запрещается.
126. Работы с переносной НЛДУ должны проводиться двумя лицами, отнесенными к персоналу группы А, одно из которых осуществляет управление НЛДУ, а второе - обеспечивает отсутствие лиц, не связанных с проведением этих работ, в зоне ограничения доступа.
127. Работы со стационарной НЛДУ должны проводиться в отдельном помещении, исключающем доступ лиц, не связанных с проведением этих работ, и обеспечивающем радиационную защиту смежных помещений.
128. При работе НЛДУ МАЭД ионизирующего излучения на рабочем месте оператора не должна превышать 12 мкЗв/ч, на постоянных рабочих местах персонала группы Б - 2,5 мкЗв/ч, а на постоянных рабочих местах лиц, не отнесенных к персоналу группы А или Б, - 0,5 мкЗв/ч.
129. Организации, осуществляющие обращение с ЛДУ, 1 раз в год, а также при вводе РУДБТ в эксплуатацию и каждый раз после проведения ремонтных работ должны проводить радиационный контроль, который должен предусматривать:
контроль МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от наружной поверхности установки;
контроль МАЭД рентгеновского излучения на постоянных рабочих местах лиц, не отнесенных к персоналу группы А или Б, расположенных на расстоянии менее 2 м от РУДБТ.
130. При проведении радиационного контроля, в досмотровой камере РУДБТ должен устанавливаться имитатор объекта контроля.
131. В организациях, эксплуатирующих ИДК, 1 раз в год, при вводе ИДК в эксплуатацию и каждый раз после проведения ремонтных работ должен проводиться радиационный контроль, который должен предусматривать:
контроль амбиентного эквивалента дозы за сканирование на границе зоны ограничения доступа;
контроль МАЭД ионизирующего излучения на рабочих местах персонала и лиц, не отнесенных к персоналу групп А и Б, при сканировании.
При использовании ИДК, осуществляющего сканирование автомобиля с водителем, каждый раз после включения ИДК перед началом работы должен проводиться контроль дозы облучения водителя за сканирование.
132. Радиационный контроль на границе зоны ограничения доступа должен проводиться без объекта контроля.
133. В организациях, эксплуатирующих НЛДУ, 1 раз в год, при вводе НЛДУ в эксплуатацию и каждый раз после проведения ремонтных работ должен проводиться радиационный контроль, который должен предусматривать:
контроль МАЭД нейтронного и гамма-излучения на границе зоны ограничения доступа;
контроль МАЭД нейтронного и гамма-излучения в смежных помещениях при размещении НЛДУ в отдельном помещении;
контроль МАЭД нейтронного и гамма-излучения на рабочих местах персонала и лиц, не отнесенных к персоналу групп А и Б;
для НЛДУ, содержащей ЗРнИ нейтронов, должен проводиться контроль МАЭД нейтронного и гамма-излучения на расстоянии 1 м от поверхности стационарной НЛДУ.
VII. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с установками, содержащими источники рентгеновского излучения
134. По степени радиационной опасности могут быть следующие установки с источниками рентгеновского излучения:
установки, при любых возможных условиях эксплуатации которых выход прямого пучка рентгеновского излучения за пределы корпуса установки и доступ персонала в зону прямого пучка рентгеновского излучения при работе установки невозможен (далее - установки 1 группы радиационной опасности);
установки, при эксплуатации которых возможен выход прямого пучка рентгеновского излучения за пределы корпуса установки либо доступ персонала в область прямого пучка рентгеновского излучения при работе установки (далее - установки 2 группы радиационной опасности).
135. Защита от рентгеновского излучения установки 1 группы радиационной опасности при ее эксплуатации должна обеспечивать МАЭД рентгеновского излучения в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности защиты не более 2,5 мкЗв/ч.
136. Дверцы в радиационной защите установки 1 группы радиационной опасности должны быть оборудованы системой блокировки, исключающей возможность генерации рентгеновского излучения, либо перекрывающей пучок рентгеновского излучения затворами при незакрытых дверцах, отключение которых должно быть невозможным без нарушения пломбы изготовителя. Съемные элементы радиационной защиты (при наличии) должны быть оборудованы аналогичными системами блокировки.
137. Установка 2 группы радиационной опасности должна быть оборудована техническими средствами, исключающими возможность облучения оператора прямым пучком излучения, а МАЭД рентгеновского излучения на рабочем месте оператора при эксплуатации установки не должна превышать 12 мкЗв/ч.
138. Установка с источниками рентгеновского излучения должна быть оборудована световой сигнализацией о состоянии источника (генерация рентгеновского излучения включена или выключена, затвор перекрытия пучка излучения открыт или закрыт).
139. Стационарная установка 2 группы радиационной опасности должна размещаться в отдельном помещении, на входной двери которого должен быть размещен знак радиационной опасности.
МАЭД рентгеновского излучения на рабочих местах персонала группы А при эксплуатации стационарной установки 2 группы радиационной опасности не должна превышать 12 мкЗв/ч.
МАЭД рентгеновского излучения в смежных помещениях при эксплуатации стационарной установки 2 группы радиационной опасности не должна превышать:
12 мкЗв/ч для помещений постоянного пребывания персонала группы А;
2,5 мкЗв/ч для помещений постоянного пребывания персонала группы Б;
0,5 мкЗв/ч для помещений постоянного пребывания лиц, не отнесенных к персоналу групп А или Б.
При работе стационарной установки 2 группы радиационной опасности в помещении должны находиться только лица, отнесенные к персоналу группы А.
140. Переносная установка 2 группы радиационной опасности должна быть оборудована коллимирующим устройством, формирующим рабочий пучок излучения. МАЭД гамма-излучения для всех доступных точек на расстоянии 0,1 м от переносной установки 2 группы радиационной опасности вне прямого пучка излучения не должна превышать 2,5 мкЗв/ч, а в месте расположения персонала группы А, осуществляющего управление установкой - 12 мкЗв/ч.
141. При размещении стационарных установок с источниками рентгеновского излучения, предназначенных для проведения непрерывного контроля параметров технологического процесса, таких как уровнемеры, плотномеры, толщиномеры (далее - установки технологического контроля) в производственных помещениях, имеющих рабочие места, должны выполняться следующие условия:
МАЭД рентгеновского излучения во всех доступных точках, за исключением области рабочего пучка излучения, не должна превышать:
на расстоянии 0,1 м от рентгеновского излучателя - 100 мкЗв/ч,
на расстоянии 1 м от рентгеновского излучателя - 3,0 мкЗв/ч;
МАЭД рентгеновского излучения на ближайших к установке рабочих местах лиц, не отнесенных к персоналу группы А или Б, не должна превышать 0,5 мкЗв/ч, а в местах возможного нахождения людей - 1,0 мкЗв/ч.
При размещении установок технологического контроля в производственном помещении или на территории, не имеющих рабочих мест должны выполняться следующие условия:
МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 1 м от рентгеновского излучателя установки во всех доступных точках, за исключением области рабочего пучка излучения не должна превышать 20 мкЗв/ч;
МАЭД рентгеновского излучения в местах возможного нахождения людей не должна превышать 1,0 мкЗв/ч.
142. При работе с установкой, содержащей источник рентгеновского излучения, не реже 1 раза в год должен проводиться радиационный контроль, который должен предусматривать:
контроль МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от установок 1 группы радиационной опасности;
контроль МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от рентгеновского излучателя вне рабочего пучка излучения и в месте расположения персонала группы А, осуществляющего управление установкой, для переносных установок 2 группы радиационной опасности;
контроль МАЭД рентгеновского излучения на рабочих местах персонала и в смежных помещениях для стационарных установок 2 группы радиационной опасности;
контроль МАЭД рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м и 1 м от рентгеновского излучателя стационарных установок технологического контроля с источниками рентгеновского излучения, на ближайших рабочих местах, а также в местах возможного нахождения людей;
контроль направленного эквивалента дозы в местах возможного нахождения рук и глаз персонала для установок 2 группы радиационной опасности, работающих при анодном напряжении рентгеновской трубки менее 30 кВ.
VIII. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с установками, имеющими в своем составе ускоритель электронов
143. Размещение установки, имеющей в своем составе ускоритель электронов (далее - УЭЛ) с максимальной энергией ускоренных электронов не более 10 МэВ, при которой фотоядерные реакции возможны лишь с отдельными изотопами, и наведенная активность окружающей среды практически не представляет опасности для здоровья людей (далее - УЭЛ I группы) или УЭЛ с максимальной энергией ускоренных электронов более 10 МэВ, но не более 100 МэВ, при которой фотоядерные реакции возможны с большинством изотопов, и неизбежна активация элементов конструкции ускорителя и воздуха при работе ускорителя (далее - УЭЛ II группы) должно обеспечивать годовые эффективные дозы техногенного облучения персонала и населения за счет работы УЭЛ, не более основных пределов дозы*(15).
144. УЭЛ II группы допускается размещать в отдельном здании либо в отдельной его части.
145. Состав, количество и размеры производственных помещений, в которых размещается УЭЛ, должны определяться в зависимости от ее назначения, максимальной энергии ускоренных электронов, объема и характера выполняемых работ, в том числе с учетом следующих требований:
в организациях, в которых УЭЛ используется в стационарных условиях, должны быть предусмотрены производственные помещения, включающие:
рабочую камеру (для УЭЛ медицинского назначения (далее - МУЭЛ) процедурную), обеспечивающую возможность безопасного проведения работ;
пультовую;
вспомогательные помещения, необходимые для обеспечения работы ускорителя и осуществления технологического процесса;
душевые с подводом холодной и горячей воды и помещения для хранения и переодевания средств индивидуальной защиты (для УЭЛ II группы);
помещение с умывальником с бесконтактным включением воды (при размещении УЭЛ с энергией ускоренных электронов более 25 МэВ).
При использовании передвижной УЭЛ, ее пульт управления должен устанавливаться отдельно от блока излучателя на расстоянии, обеспечивающем безопасные условия труда персонала.
146. Размещение МУЭЛ должно осуществляться в отдельном здании или в специально выделенной части здания.
147. При размещении МУЭЛ должны выполняться следующие требования:
пульт управления МУЭЛ должен находиться в отдельном помещении;
вход в процедурную должен быть организован через пультовую в поле зрения оператора;
на входе в процедурную должна быть установлена дверь, которая допускает свободное открывание ее изнутри и снаружи, в том числе и в случае отключения питающей электросети;
включение пучка излучения должно осуществляться из пультовой при закрытой двери в процедурную;
должно быть предусмотрено двухстороннее переговорное устройство для связи с пациентом во время процедуры облучения;
для контроля положения пациента во время лечения в процедурной должна быть предусмотрена система видеонаблюдения, позволяющая оператору следить за пациентом из пультовой при любом положении радиационной головки и стола для пациента;
в процедурной должно быть предусмотрено искусственное освещение пониженного уровня в пределах 520 лк для работы с применением оптических центраторов, а также аварийное освещение от автономного источника электропитания.
148. Радиационная защита УЭЛ (МУЭЛ), включая все технологические проходки в защите, должна обеспечивать ограничение годовых эффективных доз техногенного облучения персонала и населения за счет всех видов ионизирующих излучений, возникающих при работе ускорителя электронов, основными пределами дозы*(16), с учетом максимальной рабочей нагрузки ускорителя.
149. Конструкция входа в рабочую камеру УЭЛ (процедурную МУЭЛ) должна выполняться в виде лабиринта с дверью, исключающего возможность облучения двери прямым пучком излучения и (или) защитной двери, обеспечивающих радиационную безопасность персонала группы А у входной двери при работе ускорителя. Вход должен располагаться в местах с наименьшими уровнями излучения в рабочей камере УЭЛ (процедурной МУЭЛ).
150. Расчет радиационной защиты УЭЛ (МУЭЛ) должен производиться с учетом требований приложения N 4 к Правилам.
151. УЭЛ, имеющая индивидуальную радиационную защиту, состоящую из отдельных съемных блоков, должна иметь систему блокировки, исключающую возможность включения ускорителя в случае отсутствия или неправильной установки этих блоков.
152. Процедурная МУЭЛ и рабочая камера УЭЛ должны быть оборудованы приточно-вытяжной вентиляцией с механическим побуждением, предназначенной для удаления продуктов радиолиза воздуха и других токсических веществ, образующихся при работе ускорителя.
Система вентиляции должна исключать возможность поступления удаляемого из процедурной МУЭЛ и рабочей камеры УЭЛ воздуха в смежные помещения.
153. Вытяжной вентилятор, обслуживающий рабочую камеру УЭЛ II группы, должен быть продублирован резервными вентилятором, имеющим производительность не менее 1/3 от основного, и оборудован устройством для автоматического его включения при выходе из строя или непредвиденной остановке основного вентилятора.
Время работы резервной вентиляции должно обеспечиваться до окончания технологического процесса, но не менее половины рабочего дня.
154. Система приточно-вытяжной вентиляции рабочей камеры УЭЛ должна обеспечивать снижение концентрации токсических веществ до допустимых величин после окончания работы ускорителя или по истечении устанавливаемого запретного периода, который должен определяться по методике, приведенной в приложении N 5 к Правилам. УЭЛ должна иметь систему блокировки, исключающую возможность открывания двери в рабочую камеру УЭЛ до окончания установленного запретного периода.
В рабочей камере УЭЛ разрежение воздуха должно быть не менее 50 Па.
155. Приточно-вытяжная вентиляция процедурной МУЭЛ должна обеспечивать снижение концентрации токсических веществ в воздухе процедурной до допустимых величин в течение всего периода работы ускорителя.
Кратность воздухообмена в процедурной МУЭЛ при работе ускорителя должна быть не менее 3 обменов в час по притоку и 4 по вытяжке.
156. Система вентиляции пультовой и других помещений, технологически связанных с эксплуатацией ускорителя при его работе и во время запретного периода, должна обеспечивать кратность воздухообмена не менее 4 обменов в час по притоку и 3 по вытяжке.
157. На входе в рабочую камеру УЭЛ (процедурную МУЭЛ) должно быть установлено не менее двух систем блокировки, связывающих возможность открывания двери с режимом работы ускорителя и с мощностью дозы в рабочей камере УЭЛ (процедурной МУЭЛ). Система блокировки должна соответствовать следующим требованиям:
включение ускорителя должно быть возможно только после выполнения процедуры осмотра рабочей камеры УЭЛ (процедурной МУЭЛ) и лабиринта с последовательным включением расположенных на стенах осматриваемых помещений блокировок перед закрытием двери;
исключается возможность включения режима облучения при открытой двери рабочей камеры УЭЛ (процедурной МУЭЛ);
входная дверь в рабочую камеру УЭЛ должна беспрепятственно открываться изнутри, а в процедурную МУЭЛ изнутри и снаружи, с одновременным выключением режима облучения;
повторное включение режима облучения должно быть возможно только с пульта управления после устранения причин его отключения;
при возникновении опасности нанесения пациенту травм подвижными частями МУЭЛ должны отключаться режим облучения на ускорителе и останавливаться движение всех подвижных частей МУЭЛ;
исключается возможность открывания двери в рабочую камеру УЭЛ до окончания установленного запретного периода и при концентрации озона в воздухе, превышающей предельно допустимую.
При отказе любой из систем блокировки должен выключаться режим облучения на ускорителе и блокироваться возможность его включения.
158. Ускоритель должен включаться только после выполнения процедуры осмотра рабочей камеры УЭЛ (процедурной МУЭЛ) и прохождения лабиринта с последовательным нажатием расположенных на стенах осматриваемых помещений кнопок перед закрытием двери в рабочую камеру УЭЛ (процедурную МУЭЛ).
159. Ключ от замка входной двери в рабочую камеру УЭЛ должен находиться в специальном гнезде на пульте управления. При извлечении ключа от входной двери из этого гнезда ускоритель должен автоматически выключаться.
160. Рабочая камера УЭЛ (процедурная МУЭЛ) должны быть оборудованы двусторонней переговорной связью с пультовыми и красными кнопками аварийного выключения ускорителя и блокировки двери так, чтобы доступ к ним персонала был обеспечен без необходимости пересечения первичного пучка излучения.
161. В рабочей камере УЭЛ должна быть установлена звуковая и световая сигнализация, предупреждающая о необходимости покинуть рабочую камеру и лабиринт перед включением ускорителя.
162. В пультовой УЭЛ (процедурной МУЭЛ) должна быть установлена сигнализация, информирующая об уровнях ионизирующих излучений в рабочей камере УЭЛ (процедурной МУЭЛ), о неполадках в работе системе вентиляции, о состоянии системы блокировки.
На пульте управления МУЭЛ дополнительно должна отображаться информация о виде и энергии излучения, мощности дозы в рабочем пучке излучения, текущих параметрах излучения, размерах поля излучения, используемых модификаторах пучка излучения, расстоянии до пациента, ориентации пучка излучения, времени облучения пациента и заданной дозе
163. На УЭЛ, оборудованной проемом в защите для подачи объектов в рабочую камеру для облучения, должна быть исключена возможность попадания людей в рабочую камеру УЭЛ через этот проем во время работы ускорителя.
164. Во время работы ускорителя на пульте управления и над входом в рабочую камеру УЭЛ (процедурную МУЭЛ) должны гореть предупреждающие световые сигналы.
165. В организациях, эксплуатирующих УЭЛ (МУЭЛ), должен проводиться радиационный контроль, предусматривающий:
стационарный дозиметрический контроль за уровнями ионизирующих излучений в рабочей камере УЭЛ (процедурной МУЭЛ) - постоянно;
периодический контроль МАЭД тормозного излучения на рабочих местах персонала, в смежных помещениях и на прилегающей территории с помощью носимых дозиметрических приборов не реже 1 раза в год, а также во всех случаях увеличения мощности ускорителя, при изменениях режима его эксплуатации и конструкции радиационной защиты;
контроль МАЭД нейтронов, уровней радиоактивного загрязнения окружающей среды и объектов облучения, обусловленного наведенной активностью на УЭЛ II группы, а также на УЭЛ I группы, на которых проводятся работы с использованием мишени из бериллия или трития - 1 раз в год;
контроль функционирования систем блокировки и сигнализации - каждый раз перед началом работы.
IX. Обеспечение радиационной безопасности при радиометрических исследованиях буровых скважин с использованием закрытых радионуклидных источников
166. Перед допуском к работе на буровых скважинах с ЗРнИ нейтронного или гамма-излучения персонал должен пройти обучение с тренировкой по установке ЗРнИ в скважинный прибор и извлечению его с использованием имитаторов ЗРнИ.
167. Имеющиеся в организации ЗРнИ, не используемые в работе, должны храниться в защитных контейнерах.
168. Помещения для хранения ЗРнИ нейтронного или гамма-излучения должны:
оборудоваться защитными колодцами, нишами, защитными контейнерами или сейфами (далее - защитные устройства);
включать вспомогательные помещения для дистанционного инструмента, транспортных контейнеров, аппаратуры радиационного контроля, средств индивидуальной защиты, средств дезактивации.
В наружной стене помещения для хранения ЗРнИ должна предусматриваться запираемая защитная дверь для подачи в помещение для хранения ЗРнИ и выдачи из него транспортных контейнеров с ЗРнИ нейтронного или гамма-излучения.
На наружные поверхности входной двери для персонала и защитной двери для подачи в помещение для хранения ЗРнИ и выдачи из него транспортных контейнеров с ЗРнИ наносится знак радиационной опасности. По окончании рабочего дня двери закрываются и опечатываются.
169. Защитные устройства для хранения ЗРнИ должны размещаться так, чтобы при закладке или извлечении ЗРнИ персонал не подвергался облучению от других ЗРнИ, находящихся на хранении.
МАЭД ионизирующего излучения на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности защитных устройств для хранения ЗРнИ не должна превышать 12 мкЗв/ч.
МАЭД ионизирующего излучения на расстоянии 0,1 м от наружной поверхности стен, закрытых дверей и проемов помещения для хранения ЗРнИ или ограждения, исключающего доступ лиц, не связанных с проведением работ в помещении для хранения ЗРнИ, не должна превышать 1,0 мкЗв/ч (за вычетом природного радиационного фона) с учетом возможности извлечения из защитного устройства одного нейтронного или одного гамма-источника, создающего наибольшую МАЭД ионизирующего излучения на внешней поверхности стен помещения для хранения ЗРнИ.
170. Защитные колодцы должны быть обсажены водонепроницаемыми трубами-стаканами с дном, верх которых должен выступать над уровнем пола, но не более чем на 5 см.
Трубы-стаканы должны закрываться защитными крышками.
ЗРнИ должны храниться в пеналах или в переносных контейнерах, помещаемых в защитные устройства для хранения.
171. Защитные устройства для хранения ЗРнИ должны легко открываться и иметь на наружной поверхности маркировку с указанием радионуклида, вида источника и его активности.
172. Допускается временное хранение ЗРнИ в транспортном средстве или в транспортном контейнере, помещаемом в будку, фургон или сарай, которые должны запираться и опечатываться.
Место для временного хранения ЗРнИ должно быть оборудовано техническими средствами, исключающими возможность доступа к ЗРнИ лиц, не имеющих отношения к проведению работ с данными ЗРнИ, и их несанкционированного использования, и должна быть обеспечена его охрана.
173. При проведении геофизических работ на буровых скважинах транспортирование транспортных контейнеров с ЗРнИ должно осуществляться на автотранспортных средствах с соблюдением требований главы II Правил по транспортной категории не выше III.
Транспортирование ЗРнИ на расстояние до 100 м может осуществляться в транспортном контейнере двумя лицами из числа персонала группы А на штанге длиной не менее 1 м, которая должна иметь приспособления, препятствующие соскальзыванию контейнера при его переноске.
174. До начала работ на скважине с использованием ЗРнИ должно быть обеспечено свободное прохождение скважинного прибора по ее стволу без прихвата.
Операции с ЗРнИ на буровых скважинах должны выполняться с помощью устройств и приспособлений для дистанционного проведения необходимых работ персоналом, на расстоянии, обеспечивающем радиационную безопасность персонала.
175. В организации, проводящей геофизические работы на буровых скважинах с использованием ЗРнИ, должен проводиться радиационный контроль, предусматривающий:
контроль за МАЭД гамма-излучения и (или) нейтронов на рабочих местах, на поверхности транспортного средства и защитных устройств, в смежных с помещением для хранения ЗРнИ помещениях и на прилегающей к нему территории объекта - не реже одного раза в квартал и при каждом изменении характера работ;
контроль радиоактивного загрязнения транспортных контейнеров для переноски, транспортирования и хранения ЗРнИ с периодичностью не реже 1 раза в квартал;
проверку наличия ЗРнИ в транспортных контейнерах и в скважинных приборах при их выдаче, возврате и поступлении в помещение для хранения ЗРнИ.
176. В случае прихвата скважинного прибора с ЗРнИ работы на скважине должны быть прекращены, и проведены мероприятия для извлечения скважинного прибора с ЗРнИ из скважины.
При невозможности извлечения скважинного прибора с ЗРнИ из скважины организация, проводившая соответствующие работы, должна обеспечить захоронение ЗРнИ в скважине, исключающее возможность загрязнения радиоактивными веществами оборудования, территории и водоносных горизонтов, а также облучения персонала и населения в дозах, превышающих 0,3 мЗв в год.
177. По окончании работ, указанных в пункте 176 Правил, организация, проводившая работы с ЗРнИ, должна сформировать учетные данные о скважине, включающие сведения о проведенном захоронении ЗРнИ, прогнозе возможности выхода техногенных радионуклидов в водоносные пласты и рекомендации по ограничению отдельных видов работ в зоне захоронения, которые должны быть направлены владельцу скважины, органу государственной власти, осуществляющему федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор по месту нахождения скважины, органу местного самоуправления*(17).
178. В случае разгерметизации ЗРнИ в скважине и радиоактивного загрязнения обеспечивается:
прекращение проведения работы на скважине;
удаление за пределы зоны возможного распространения радиоактивного загрязнения лиц, не связанных с ликвидацией последствий аварии;
проведение радиометрического обследования места аварии;
установление границ зоны радиоактивного загрязнения и ее ограждение;
проведение радиометрического контроля персонала, находившегося в зоне радиоактивного загрязнения, с оценкой доз их облучения;
проведение дезактивации загрязненного техногенными радионуклидами оборудования и территории в месте радиационной аварии (при наличии радиоактивного загрязнения).
X. Обеспечение радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения
179. Конструкция прибора с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения (далее - НРИ), предназначенного для эксплуатации в производственном помещении или на открытой местности, должна обеспечивать МАЭД НРИ во всех доступных точках на расстоянии 0,1 м от их внешней поверхности при любых допустимых режимах работы не более 3,0 мкЗв/ч.
Эксплуатация прибора с источниками НРИ, МАЭД на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности которого может превышать 3,0 мкЗв/ч, допускается в защитных камерах (шкафах), съемных экранах (кожухах), обеспечивающих МАЭД не более 3,0 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от любой доступной точки его внешней поверхности.
Доступ людей в защитную камеру (шкаф) при работе прибора с источником НРИ запрещается.
180. Двери защитной камеры (шкафа), съемные экраны (кожухи) прибора, в которых размещены источники НРИ, должны иметь систему блокировки, отключающую высокое напряжение при открывании дверей или снятии экранов.
181. Смотровые окна камеры и прибора с источниками НРИ должны закрываться рентгенозащитным стеклом, обеспечивающим выполнение требований пункта 179 Правил на его внешней поверхности.
182. При проведении экспериментальных исследований высоковольтного электровакуумного прибора с источниками НРИ и его наладки (регулировки) со снятой защитой или без таковой, должны использоваться средства защиты, обеспечивающие МАЭД НРИ на рабочих местах персонала группы А не более 12 мкЗв/ч.
XI. Обеспечение радиационной безопасности при использовании рентгеновских сканеров для персонального досмотра людей
183. Эффективная доза облучения контролируемого человека за одно сканирование на РСЧ не должна превышать 0,3 мкЗв, а его годовая эффективная доза облучения за счет неоднократного прохождения контроля на РСЧ - 0,3 мЗв в год.
184. Допускается использование РСЧ для персонального досмотра людей, индивидуальная эффективная доза облучения контролируемого лица для котором превышает 0,3 мкЗв за сканирование, при выполнении следующих условий:
использование РСЧ необходимо для обеспечения безопасности контролируемого лица и (или) населения;
годовая эффективная доза техногенного облучения всех лиц за счет неоднократного прохождения контроля на РСЧ не должна превышать 0,3 мЗв в год;
должен быть организован персональный учет проведенных сканирований с постоянным контролем накопленных эффективных доз облучения всех лиц, прошедших сканирование на РСЧ.
185. Контроль людей с использованием РСЧ допускается при их добровольном согласии после предварительного информирования о получаемой дозе.
186. Данные о числе проведенных за год сканирований на РСЧ и полученной при этом коллективной эффективной дозе техногенного облучения контролируемых лиц должны учитываться при составлении радиационно-гигиенического паспорта организации, осуществляющей деятельность с использованием РСЧ*(18) .
187. РСЧ должен соответствовать следующим требованиям:
при эксплуатации РСЧ амбиентный эквивалент дозы рентгеновского излучения за 1 час работы РСЧ с максимальной интенсивностью в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности РСЧ или от ограждения, исключающего доступ лиц, не связанных с эксплуатацией РСЧ, не должен превышать 1 мкЗв;
включение РСЧ должно сопровождаться звуковой и (или) световой сигнализацией о его рабочем состоянии (включен, генерируется рентгеновское излучение, выключен);
устройство пульта управления РСЧ должно исключать возможность его несанкционированного включения лицом, не имеющим отношения к проведению работ на РСЧ;
РСЧ должен иметь систему блокировки, исключающую возможность включения генерации рентгеновского излучения при снятых или неправильно установленных съемных защитных блоках (при их наличии), а также при любой неисправности РСЧ, влияющей на облучение людей;
место размещения системы блокировки должно быть опломбировано так, чтобы ее отключение было невозможно без нарушения пломб изготовителя;
при неисправности системы блокировки или системы сигнализации включение РСЧ должно быть невозможно, и информация о неисправности РСЧ должна поступать на пульт его управления;
при остановке сканирования в процессе контроля должна прекращаться генерация рентгеновского излучения.
188. Организация, использующая РСЧ, должна проводить радиационный контроль, предусматривающий измерение следующих параметров:
эффективной дозы облучения человека за одно сканирование (далее - доза за сканирование), которая должна определяться путем измерения амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения в месте расположения человека при сканировании на высоте 1,0 м от пола;
амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения за одно сканирование на расстоянии 0,1 м от внешней поверхности РСЧ или защитного ограждения на четырех высотах: 0,5 м, 1 м, 1,5 м и 2 м над полом вокруг РСЧ с шагом не более 1,0 м - 1 раз в год, каждый раз после ремонта РСЧ, замены рентгеновской трубки или элементов радиационной защиты;
максимальное значение амбиентного эквивалента дозы рентгеновского излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности РСЧ (защитного ограждения) за 1 час работы РСЧ с максимальной интенсивностью должно определяться как произведение максимального из измеренных значений амбиеного эквивалента дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности РСЧ (защитного ограждения) за одно сканирование на максимальное число сканирований за час для данного РСЧ в соответствии с его документацией.
189. Радиационный контроль дозы за сканирование должен производиться каждый раз перед началом работы после включения РСЧ.
Полученная величина должна фиксироваться в учетных документах (журнале) организации, осуществляющей работы с РСЧ, и использоваться для расчета коллективной дозы лиц, прошедших сканирование на РСЧ за этот день.
190. Организация, осуществляющая работы с РСЧ, должна ежедневно регистрировать измеренное значение дозы контролируемого человека за одно сканирование и число проведенных за день сканирований, которые должны использоваться для определения общего числа проведенных сканирований за год и годовой коллективной дозы за счет использования РСЧ.
191. В случае, если полученная доза контролируемого человека за сканирование превышает максимальную дозу за сканирование, приведенную в технической документации на РСЧ, работы должны быть приостановлены до установления и устранения причин зарегистрированного превышения.
XII. Обеспечение радиационной безопасности при обращении с металлоломом
192. В целях выявления радиоактивного загрязнения металлолома или наличия в нем локальных радионуклидных ИИИ организация, осуществляющая заготовку и реализацию металлолома, должна проводить его радиационный контроль с использованием дозиметрических и радиометрических методов исследования, в том числе перед разделкой на металлолом транспортных средств и установок, на которых:
могли быть стационарные или переносные радионуклидные ИИИ;
могли быть шкалы приборов, содержащие радионуклиды в светосоставах постоянного действия;
осуществлялось хранение или транспортировка радиоактивных веществ.
193. Запрещается обращение металлолома, максимальная МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности которого (за вычетом вклада природного радиационного фона) превышает 0,2 мкЗв/ч, а также который имеет локальные радионуклидные ИИИ и (или) снимаемое поверхностное радиоактивное загрязнение бета-излучающими радионуклидами, превышающее 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2·мин)), или альфа-излучающими радионуклидами, превышающее 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2·мин)).
194. Локальный радионуклидный ИИИ, обнаруженный в металлоломе, МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от которого превышает 1 мкЗв/ч, должен быть извлечен из него и утилизирован с привлечением специализированной организации, осуществляющей обращение с радиоактивными отходами (далее - РАО).
195. Радиационный контроль заготавливаемого или ввозимого на территорию Российской Федерации металлолома должен проводиться при:
приемке металлолома, в том числе на пунктах сбора металлолома;
подготовке партии металлолома к реализации;
при пересечении транспортным средством, загруженным металлоломом, таможенной границы Российской Федерации.
196. В организации, осуществляющей заготовку металлолома, должен проводиться радиационный контроль всего поступающего в организацию металлолома, включающий входной радиационный контроль и радиационный контроль партии металлолома, подготовленной к реализации или загруженной в транспортное средство.
197. Входной радиационный контроль должен проводиться службой радиационной безопасности организации или лицом, ответственным за радиационный контроль, прошедшим специальную подготовку, по уровню гамма-излучения и обеспечивать выявление в металлоломе локальных радионуклидных источников гамма-излучения, а также фиксацию его результатов в локальных документах владельца металлолома.
198. Радиационный контроль партии металлолома, подготовленной к реализации, а также загруженной в транспортное средство, должен проводиться лабораторией радиационного контроля, аккредитованной в установленном порядке*(19).
199. Радиационный контроль партии металлолома, загруженного металлоломом, за исключением морских и речных судов, при пересечении таможенной границы Российской Федерации, в том числе следующей транзитом через территорию Российской Федерации, должен предусматривать измерение МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности транспортного средства.
200. Владелец транспортного средства (оборудования), направляемого на переработку в качестве металлолома, должен обеспечить проведение изъятия всех приборов, содержащих радиоактивные ИИИ.
201. При обнаружении в процессе радиационного контроля транспортного средства (оборудования), направляемого на переработку в качестве металлолома, локальных радионуклидных ИИИ или снимаемого поверхностного радиоактивного загрязнения, бета-излучающими радионуклидами, превышающего 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2·мин), или альфа-излучающими радионуклидами, превышающего 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2·мин), его владелец должен обеспечить изъятие обнаруженных локальных радионуклидных ИИИ и дезактивацию загрязненного оборудования.
Разделка на металлолом оборудования и транспортных средств, на расстоянии 0,1 м от поверхности которых МАЭД гамма-излучения (за вычетом природного радиационного фона) превышает 0,2 мкЗв/ч, содержащих локальные радионуклидные ИИИ или имеющих снимаемое радиоактивное загрязнение, бета-излучающими радионуклидами, превышающее 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2·мин)) или альфа-излучающими радионуклидами, превышающее 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2·мин)), запрещается.
202. Извлеченные из партии металлолома локальные радионуклидные ИИИ в целях временного их хранения должны быть помещены в металлические контейнеры, расположенные в специально предназначенных для этого помещениях, обеспечивающих сохранность локальных радионуклидных ИИИ и исключающих возможность несанкционированного доступа к ним.
203. Радиационный контроль металлолома должен обеспечивать:
выявление случаев превышения МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности партии металлолома (за вычетом природного радиационного фона) более, чем на 0,05 мкЗв/ч;
выявление находящихся в партии металлолома локальных радионуклидных ИИИ, создающих МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности партии (транспортного средства) более 0,2 мкЗв/ч (за вычетом природного радиационного фона);
выявление в партии металлолома локальных радионуклидных ИИИ, создающих МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от источника более 1 мкЗв/ч.
204. Радиационный контроль партии металлолома, подготовленной к реализации, должен включать:
проведение измерений МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности партии металлолома;
проверку наличия поверхностного загрязнения металлолома альфа- и бета-активными радионуклидами в местах выявленных локальных радионуклидных источников гамма-излучения;
проведение радиационного обследования порожнего транспортного средства, предназначенного для перевозки партии металлолома, а также измерение МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности загруженного металлоломом транспортного средства, следующего транзитом через территорию Российской Федерации или на экспорт.
205. При обнаружении в процессе проведения радиационного контроля металлолома значений МАЭД гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от его поверхности (за вычетом природного радиационного фона), превышающих 1 мкЗв/ч, лица, осуществляющие обращение металлолома, обязаны:
прекратить дальнейшие работы и проинформировать об этом орган государственной власти, осуществляющий федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор по месту нахождения партии металлолома*(20);
принять меры к ограничению доступа людей в зону с МАЭД гамма-излучения (за вычетом природного радиационного фона) более 1 мкЗв/ч.
XIII. Обеспечение радиационной безопасности при проведении работ со скважинными генераторами нейтронов
206. Лабораторно-макетные и пуско-наладочные работы со скважинными генераторами нейтронов (далее - СГН) должны проводиться в производственном помещении, обеспечивающем радиационную безопасность в смежных помещениях и на прилегающей территории.
Присутствие людей в помещении, в котором размещен СГН, при его работе запрещается.
Пульт управления СГН должен размещаться в отдельном производственном помещении.
207. Помещения для проведения работ с СГН должны оборудоваться приточно-вытяжной вентиляцией, обеспечивающей кратность воздухообмена не менее 5 обменов в час при объеме помещения до 150 м 3 и не менее 3 обменов в час при объеме помещения, превышающем 150 м 3.
208. Входная дверь в помещение, в котором проводятся работы с СГН, должна иметь систему блокировки, предусматривающую:
исключение возможности включения СГН при открытой двери и ее открывание снаружи при работе СГН;
беспрепятственное открывание двери изнутри помещения с одновременным выключением СГН.
209. Помещение, в котором расположен СГН, должно иметь:
световую и звуковую сигнализацию о работе СГН и средства его аварийного выключения;
световое табло над входной дверью в помещение с предупреждающей надписью "Генератор включен", включающееся при работе СГН;
знак радиационной опасности, размещаемый на входной двери.
210. Работа персонала группы А в производственном помещении, где размещен СГН, допускается после его выключения и спада МАЭД гамма-излучения наведенной активности конструкционных материалов СГН на расстоянии 0,1 м от него ниже 12 мкЗв/ч.
211. При транспортировании СГН с тритиевой мишенью должен помещаться в защитную тару и закрепляться так, чтобы избежать механических повреждений, способных привести к нарушению герметичности нейтронной трубки.
212. При проведении работ на скважине вне радиационного объекта СГН должен включаться и выключаться только после спуска его в скважину на глубину не менее 5 м.
После выключения СГН, находящегося в скважине, извлечение его из скважины допускается после спада МАЭД гамма-излучения наведенной активности конструкционных материалов на расстоянии 0,1 м от СГН ниже 12 мкЗв/ч.
213. Организация, осуществляющая работы с СГН, должна проводить радиационный контроль, предусматривающий:
измерение МАЭД нейтронного и гамма-излучения при включенном СГН, работающем вне скважины, на рабочих местах персонала и в помещениях, смежных с помещением, в котором размещен СГН, - не реже 1 раза в год и при каждом изменении характера работ;
измерение МАЭД активационного гамма-излучения по прошествии минимально необходимого времени выдержки после выключения СГН, на рабочих местах персонала - каждый раз при входе персонала в помещение для работы с СГН после его выключения или после извлечения его из скважины.
XIV. Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации мощных изотопных гамма-установок
214. Требования настоящей главы Правил распространяются на обеспечение радиационной безопасности персонала и населения при обращении со всеми видами мощных изотопных гамма-установок с облучателями, собранными из ЗРнИ гамма-излучения общей активностью более 18,5 ТБк (500 Ки) (далее - МИГУ), за исключением установок, в которых источниками гамма-излучения служат тепловыделяющие элементы, радиационные контуры и активные зоны ядерных реакторов, а также на гамма-установки для лучевой терапии и радионуклидной дефектоскопии.
215. МИГУ с активностью облучателя от 18,5 ТБк (500 Ки) до 1,85·10 4 ТБк (500 кКи) может размещаться в пристройке и цокольном этаже производственного здания или в отдельном производственном помещении.
216. МИГУ с активностью облучателя более 1,85·10 4 ТБк (500 кКи) должна размещаться в отдельно стоящем здании.
Допускается размещение МИГУ с активностью облучателя более 1,85·10 4 ТБк (500 кКи) в пристройке к производственному зданию или в отдельном производственном помещении при обеспечении радиационной безопасности в смежных помещениях, если это обусловлено необходимостью обеспечения непрерывности технологического процесса.
217. На МИГУ, оборудованной конвейером для подачи изделий в рабочую камеру, должна быть исключена возможность попадания людей в рабочую камеру через вход и выход конвейера.
218. Вход в рабочую камеру МИГУ должен быть организован через лабиринт и (или) защитную дверь, обеспечивающие радиационную защиту смежных помещений.
219. Бассейн МИГУ с водной радиационной защитой должен иметь ограждения или крышку, предотвращающие случайное падение в него человека.
220. Стационарная МИГУ должна иметь систему блокировки и сигнализации, обеспечивающие:
невозможность перевода облучателя в рабочее положение при любой неисправности системы блокировки и сигнализации;
блокирование входной двери в рабочую камеру и перевод облучателя в положение хранения при отключении электропитания;
автоматический перевод облучателя в положение хранения при извлечении ключа от входной двери в рабочую камеру из гнезда на пульте управления, в котором он должен находиться при работе МИГУ;
невозможность перевода облучателя в рабочее положение при вынутом из гнезда на пульте управления ключе от входной двери в рабочую камеру;
невозможность закрытия двери в рабочую камеру без предварительного захода в нее для проверки отсутствия в камере людей;
невозможность перевода облучателя в рабочее положение при незапертой входной двери в рабочую камеру.
221. Над входом в рабочую камеру МИГУ должно быть установлено световое табло, информирующее о положении облучателя.
222. В рабочей камере МИГУ должны быть установлены звуковая и световая сигнализации, предупреждающие о необходимости немедленно покинуть рабочую камеру перед переводом облучателя в рабочее положение.
223. Вход в рабочую камеру МИГУ должен осуществляться после перевода облучателя в положение хранения и проведения дозиметрического контроля.
224. На пульт управления МИГУ должна выводиться информация о положении облучателя, величине МАЭД излучения в рабочей камере и лабиринте (при наличии), а также информация о неисправности системы блокировки и сигнализации и неполадках в работе вентиляции.
225. В рабочей камере и в лабиринте (при наличии) должны быть установлены легко доступные устройства аварийного перевода облучателя в положение хранения и запрета на перевод его в рабочее положение.
226. Система блокировки входной двери в рабочую камеру МИГУ должна отключаться только после окончания запретного периода, обеспечивающего снижение до допустимого уровня концентрации озона и окислов азота, образующихся в результате радиолиза воздуха, а также других агрессивных химических соединений и токсических веществ, поступающих в воздушную среду в результате облучения.
227. МИГУ с водяной радиационной защитой должна быть оборудована:
звуковой и световой сигнализацией, информирующей об изменении МАЭД гамма-излучения в рабочей камере и уровне воды в бассейне радиационной защиты;
системой автоматического поддержания уровня воды в бассейне;
системой аварийного наполнения бассейна водой и (или) системой защиты, обеспечивающей снижение МАЭД гамма-излучения над бассейном до допустимой величины (в случае аварийного вытекания из него воды).
228. Вентиляция помещений МИГУ должна обеспечивать снижение концентрации токсических веществ, образующихся в процессе облучения, до допустимых величин:
в воздушной среде операторских и других смежных с рабочей камерой помещений - в течение всего рабочего дня;
в рабочей камере - по истечении установленного запретного периода после окончания облучения.
229. Приточно-вытяжная вентиляция помещений МИГУ с водяной радиационной защитой должна предусматривать удаление образующегося при радиолизе воды водорода.
230. На МИГУ с активностью облучателя более 1,85·104 ТБк (500 кКи) должно быть предусмотрено устройство аварийной вентиляции, сблокированной с газоанализаторами, которые должны быть настроены на допустимую концентрацию взрывоопасных веществ.
231. В организации, осуществляющей обращение с МИГУ должен проводиться радиационный контроль, предусматривающий:
контроль МАЭД гамма-излучения на рабочих местах - непрерывный;
контроль эффективности радиационной защиты - 1 раз в год;
контроль снимаемого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей и оборудования - 1 раз в год и после перезарядки источников в облучателе;
контроль отсутствия снимаемого радиоактивного загрязнения облученной продукции - выборочно для каждой партии;
контроль радиоактивного загрязнения воды в бассейнах (для установок с водной защитой) - 2 раза в год;
контроль исправности систем блокировки и сигнализации - каждый раз перед началом работы.
232. МИГУ должна быть снабжена устройствами для принудительного дистанционного перемещения облучателя в положение хранения.
233. При удельной активности радионуклидов в воде бассейна МИГУ с водяной радиационной защитой, более чем в 100 раз превышающей уровни вмешательства для питьевой воды*(21), вода бассейна должна быть дезактивирована.
XV. Обеспечение радиационной безопасности населения, проживающего в районах размещения особых радиоактивных отходов, образовавшихся при проведении (1965 - 1988 гг.) ядерных взрывов в мирных целях
234. Радиоактивные отходы, образовавшиеся в результате проведения ядерных взрывов в мирных целях должны относиться к категории особых радиоактивных отходов*(22), а центральная зона ядерного взрыва, в которой сосредоточены такие отходы, - являться пунктом размещения особых радиоактивных отходов.
235. Пункт размещения особых радиоактивных отходов после проведения изоляционно-ликвидационных работ должен быть переведен в категорию пунктов консервации особых радиоактивных отходов или пунктов захоронения особых радиоактивных отходов, при этом должна быть исключена возможность выноса техногенных радионуклидов из зоны взрыва на поверхность и (или) в водоносные горизонты.
236. Годовая эффективная доза техногенного облучения критической группы населения в связи с проживанием в районах размещения особых радиоактивных отходов, образовавшихся при проведении ядерных взрывов в мирных целях, не должна превышать 0,3 мЗв в год.
237. На территории ядерных взрывов в мирных целях должна быть установлена охранная зона, а земли в пределах охранной зоны*(23), должны переводиться в земли запаса для консервации.
238. Территория охранной зоны должна включать:
участок земли, определяемый проекцией пункта размещения особых радиоактивных отходов на земную поверхность;
скважины, пробуренные в специальный горный отвод (охранный целик в недрах);
приповерхностные хранилища радиоактивных и технологических отходов, содержащих техногенные радионуклиды и участки территории, загрязненные радионуклидами.
239. На устье технологической (зарядной) скважины (штольни) должна быть установлена бетонная тумба, вокруг которой должна быть предусмотрена металлическая ограда, ограничивающая подход к зарядной скважине.
На тумбе или на металлической ограде должен быть закреплен информационный указатель, на котором должна размещаться информация о названии территории ядерного взрыва в мирных целях, дате проведения взрыва, глубине и размерах охранной зоны, знак радиационной опасности.
На территории охранной зоны и ее границах должна быть предусмотрена установка информационных знаков, извещающих о запрете ведения хозяйственной деятельности, буровых и иных работ, приводящих к нарушению верхнего слоя почвы, возведения хозяйственных и иных построек и использования территории в рекреационных целях.
240. На территории охранной зоны должен проводиться радиационный контроль для проведения оценки радиационной обстановки, по результатам которого должны определяться:
средняя и максимальная МАЭД гамма-излучения, мкЗв/ч;
среднее и максимальное значение плотности поверхностного загрязнения 137Cs и 90Sr слоя грунта толщиной 20 см, кБк/м 2;
среднее и максимальное значение удельной активности 137Cs и 90Sr в пробах природных пищевых продуктов, Бк/кг;
среднее и максимальное значение удельной активности 3Н, 137Cs, 90Sr в воде открытых водоемов, колодцев и скважин, расположенных в радиусе 5 км от территории ядерных взрывов в мирных целях, Бк/кг.
Периодичность проведения радиационного контроля должна определяться с учетом результатов, полученных в предшествующие годы, но не реже одного раза в пять лет.
В случае стихийных действий или природных аномальных явлений, пожара, а также при выявлении несанкционированной деятельности на территории охранной зоны должен быть организован и проведен внеочередной радиационный контроль.
Результаты радиационного контроля должны вноситься в раздел IV радиационно-гигиенического паспорта территории субъекта Российской Федерации*(24).
241. В случае 2-кратного превышения по сравнения с предыдущими измерениями удельной активности техногенных радионуклидов в источниках питьевого водоснабжения в наиболее близко расположенных к месту взрыва населенных пунктах, должны проводиться исследования по выяснению причин данного изменения, и защитные мероприятия по устранению причин выноса радионуклидов в окружающую среду (при необходимости).
242. Оценка дозы облучения критической группы населения должна проводиться по результатам радиационного контроля.
XVI. Обеспечение радиационной безопасности реабилитируемых объектов ядерного и радиационного наследия
243. Здания, сооружения и территории, подвергшиеся радиоактивному загрязнению в результате прошлой деятельности радиационных объектов (далее - объекты ядерного наследия) или организаций неядерных отраслей промышленности (далее - объекты радиационного наследия), должны быть реабилитированы после вывода из эксплуатации.
244. Реабилитация объектов ядерного или радиационного наследия должна обеспечивать возможность одного из следующих условий их последующего использования:
неограниченное использование, предусматривающее постоянное проживание населения на реабилитированной территории с возможностью неограниченного по радиационному фактору использование земли для производства и потребления продукции растениеводства и животноводства, потребления дикорастущих грибов и ягод, произрастающих на реабилитированной территории, потребления мяса диких животных и птицы, кормовой базой которых являются растения, произрастающие на реабилитированной территории, рыбы и питьевой воды из водоемов (колодцев, скважин), расположенных на этой территории;
ограниченное использование, предусматривающее постоянное проживание населения на реабилитированной территории с запретом на все виды сельскохозяйственного использования территории или использование реабилитированных объектов и территории только для ведения производственной деятельности при продолжительности пребывания на территории работников до 2000 час/год.
245. Выбор варианта использования объектов ядерного или радиационного наследия после реабилитации должен осуществляться с учетом оценки характеристик загрязнения реабилитированного объекта и планов его развития и использования, основанной на результатах:
исследования конфигурации, состава и плотности радиоактивного загрязнения и уровней ионизирующих излучений на реабилитированном объекте;
долгосрочного прогноза распространения (миграции) радионуклидов (на основании изучения характеристик, вмещающих (несущих) пород в районе расположения реабилитированного объекта).
246. Средняя годовая эффективная доза техногенного облучения критической группы населения за счет ограниченного и неограниченного использования реабилитированного объекта ядерного или радиационного наследия не должна превышать 0,3 мЗв/год.
Для реабилитированных объектов ядерного или радиационного наследия, предназначенных для ограниченного использования, средняя годовая эффективная доза техногенного облучения критической группы населения при снятии введенных ограничений не должна превышать 1 мЗв/год.
247. Уровни снимаемого поверхностного радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и оборудования на реабилитированных объектах ядерного и радиационного наследия для всех вариантов их использования не должны превышать 0,04 Бк/см 2 (1 альфа-частица/(см 2мин)) для альфа-излучающих радионуклидов и 0,4 Бк/см 2 (10 бета-частиц/(см 2мин)) для бета-излучающих радионуклидов.
248. Реабилитация объектов радиационного наследия, загрязненных природными радионуклидами, планируемых для неограниченного использования должна обеспечивать выполнение требований НРБ-99/2009*(25) и ОСПОРБ 99/2010*(26).
Реабилитация объектов радиационного наследия, загрязненных природными радионуклидами, планируемых для ведения производственной деятельности должна обеспечивать выполнение требований НРБ-99/2009*(27) и ОСПОРБ 99/2010*(28).
249. При проведении работ по реабилитации объектов ядерного и радиационного наследия должны проводиться следующие виды радиационного контроля:
контроль МАЭД гамма-излучения в местах работы персонала - каждый раз перед началом работ по реабилитации;
контроль поверхностного радиоактивного загрязнения кожных покровов и специальной одежды персонала, транспортных средств, оборудования и инструментов, используемых при проведении работ по реабилитации - каждый день по окончании работы;
контроль объемной активности аэрозолей техногенных и долгоживущих природных радионуклидов в воздухе рабочей зоны (в случаях, когда работы проводятся внутри помещений) - перед проведением работ в условиях высокой запыленности;
контроль эквивалентной равновесной объемной активности (далее - ЭРОА) изотопов радона в воздухе помещений - после окончания работ по реабилитации;
контроль уровней остаточного радиоактивного загрязнения дезактивируемых объектов - каждый раз после завершения дезактивации объекта.
250. После завершения реабилитации объектов ядерного и радиационного наследия соответствие реабилитированного объекта требованиям к планируемому виду его использования должно определяться по результатам проведения следующих видов радиационного контроля:
контроль МАЭД гамма-излучения на реабилитированной территории и в жилых, общественных и производственных помещениях;
контроль глубинного распределения радионуклидов в грунте;
определение удельной активности радионуклидов в пробах почвы, продукции растениеводства и животноводства, дикорастущих грибов и ягод, произрастающих на реабилитированной территории, мяса диких животных и птицы, кормовой базой которых являются растения, произрастающие на реабилитированной территории, рыбы и воды из водоемов, расположенных на реабилитированной территории, питьевой воды;
контроль ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений.
XVII. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности при проведении рентгенологических процедур
251. Требования настоящей главы Правил распространяются на обеспечение радиационной безопасности персонала и населения (в том числе пациентов) при проектировании, конструировании, производстве, реализации, размещении, монтаже, испытаниях, эксплуатации, транспортировании, хранении, техническом обслуживании (в том числе при ремонте и наладке) установок медицинского назначения, содержащих источники, генерирующие рентгеновское излучение (далее - медицинских рентгеновских аппаратов).
252. Стационарные диагностические медицинские рентгеновские аппараты должны использоваться в специально предназначенных для этого помещениях медицинских организаций или передвижных кабинетах медицинской организации, размещенных на транспортном средстве (далее - рентгенодиагностических кабинетах).
253. Стационарные терапевтические медицинские рентгеновские аппараты должны использоваться в специально предназначенных для этого помещениях медицинских организаций (далее - рентгенотерапевтических кабинетах).
254. Передвижные диагностические медицинские рентгеновские аппараты должны использоваться в палатах для пациентов, реанимационных палатах и (или) в операционных медицинских организаций. Переносные диагностические медицинские рентгеновские аппараты могут использоваться бригадами скорой помощи и медицины катастроф вне медицинских организаций.
255. Диагностические медицинские рентгеновские аппараты для интраоральных снимков, применяемые в стоматологической практике, используются в стоматологических кабинетах медицинской организации (далее - рентгеностоматологических кабинетах).
256. Помещения рентгенодиагностических и рентгенотерапевтических кабинетов (далее - рентгеновских кабинетов) должны соответствовать требованиям приложений N 6 к Правилам.
257. Требования, предъявляемые к рентгеновским кабинетам при вводе в эксплуатацию, представлены в приложении N 14 к Правилам. Медицинская организация должна обеспечить получение нового санитарно-эпидемиологического заключения, при изменении условий работы и эксплуатации ИИИ, включая модернизацию или замену оборудования.
258. Размещение кабинетов для лучевой диагностики и лучевой терапии и оборудования в них должно осуществляться на основании проектной документации на размещение ИИИ по результатам санитарно-эпидемиологической экспертизы проектной документации на размещение ИИИ. Проектная документация должна быть выполнена организацией, имеющей соответствующую лицензию на деятельность по размещению ИИИ (генерирующих или радионуклидных), проектирования средств радиационной защиты.
259. К размещению рентгеновского кабинета и оборудования предъявляются следующие требования:
рентгеновский кабинет в медицинских организациях должен размещаться в специально выделенной части здания (сооружения);
запрещается размещать помещение рентгеновского кабинета с используемым в нем медицинским рентгеновским аппаратом (далее - процедурная рентгеновского кабинета) смежно с палатами для детей и беременных женщин.
Окна процедурной рентгеновского кабинета должны оборудоваться рентгенозащитными средствами в следующих случаях:
при размещении рентгеновского кабинета на первом или цокольном этажах - на высоту не менее 2 м от уровня отмостки здания;
при наличии зданий или строений на расстоянии менее 30 м от окон процедурной, или если окна процедурной выходят на крышу нижележащего этажа этого же здания - на высоту не менее 2 м от уровня чистого пола.
260. Стационарные средства радиационной защиты процедурной рентгеновского кабинета должны обеспечивать ослабление рентгеновского излучения на рабочих местах и в смежных помещениях до уровня, соответствующего с требованиями приложений N 9 и N 11 к Правилам, при котором не будет превышены основные пределы доз для персонала и населения.
261. Расчет стационарной радиационной защиты процедурной рентгеновского кабинета должен производиться в соответствии с приложениями N 9 и N 11 к Правилам.
262. Рентгеновский кабинет должен быть обеспечен индивидуальными и (или) передвижными средствами радиационной защиты с учетом типа используемого оборудования и вида проводимых рентгенологических процедур в соответствии с требованиями приложений N 7 и N 8 к Правилам.
263. Во всех случаях нахождения персонала и (или) лиц, оказывающих помощь пациентам, в процедурной рентгеновского кабинета при проведении рентгенодиагностических процедур применение индивидуальных или передвижных средств радиационной защиты обязательно.
При проведении рентгенодиагностических процедур не допускается нахождение в процедурной лиц, не имеющих прямого отношения к их проведению, в том числе нескольких пациентов одновременно.
264. Допускается размещение и эксплуатация в одной процедурной рентгеновского кабинета нескольких рентгеновских аппаратов при условии выполнения требований Правил для суммарной рабочей нагрузки размещенных аппаратов в соответствии с приложением N 9 к Правилам, а также при наличии системы блокировки, исключающего возможность одновременного включения двух или нескольких аппаратов.
265. Рентгеновский аппарат должен быть размещен таким образом, чтобы первичный пучок излучения был направлен в сторону капитальной стены или наименее посещаемого помещения. Прямой пучок излучения запрещается направлять в смотровое рентгенозащитное окно (комнаты управления, защитной ширмы).
266. У входа в процедурную рентгеновского кабинета должно быть размещено световое табло с надписью: "Не входить!", включаемое на время проведения рентгенорадиологических исследований.
267. На двери в процедурную рентгеновского кабинета должен быть размещен знак радиационной опасности.
268. Пульт управления стационарных рентгеновских аппаратов должен размещаться вне процедурной рентгеновского кабинета, за исключением:
флюорографических аппаратов, оборудованных защитной кабиной или флюорографической камерой;
маммографических аппаратов, аппаратов для остеоденситометрии и диагностических медицинских рентгеновских аппаратов, применяемых в стоматологической практике;
мобильных компьютерных томографов.
269. Для контроля за состоянием пациента в рентгеновском кабинете, в котором рабочее место рентгенолаборанта, управляющего рентгенодиагностическим аппаратом, расположено вне процедурной, должны быть предусмотрены рентгенозащитное смотровое окно или система видеонаблюдения и переговорное устройство громкоговорящей связи. Рентгенозащитное смотровое окно в комнате управления должно быть не менее 24 см на 30 см, а в рентгенозащитной ширме - не менее 18 см на 24 см.
270. В рентгеновском кабинете должны быть предусмотрены рентгенозащитные двери на всех входах в процедурную.
271. В процедурной рентгеновского кабинета приток воздуха должен осуществляться в верхнюю зону, вытяжка - из нижней и верхней зон в отношении 50 + 10%. Кратность воздухообмена должна быть не менее величин, предусмотренных в приложении N 15 к Правилам.
Допускаются общие системы приточно-вытяжной вентиляции для группы помещений отделения рентгеновской диагностики.
В процедурной рентгеновского кабинета, за исключением рентгенооперационной, должно быть обеспечено преобладание вытяжки над притоком.
Вытяжная вентиляция в отделении лучевой диагностики должна быть автономной.
Вытяжная вентиляция в фотолаборатории должна быть выполнена локально для проявочной машины.
272. При проведении рентгенодиагностических процедур расстояние от фокуса рентгеновской трубки до поверхности кожи пациента (далее - кожно-фокусное расстояние) должно быть не менее величин, предусмотренных в приложении N 7 к Правилам.
273. При подаче анодного напряжения на рентгеновскую трубку рентгенодиагностических и рентгенотерапевтических аппаратов, а также компьютерных томографов должна быть обеспечена световая и (или) звуковая индикация на пульте управления и в процедурной рентгеновского кабинета.
274. Рентгенотерапевтический аппарат должен обеспечивать возможность предварительно задавать время облучения или дозу и исключать возможность изменения этих параметров во время процедуры. При достижении этих значений облучение должно автоматически прекращаться.
275. Входная дверь в процедурную рентгенотерапевтического кабинета должна быть заблокирована на весь период генерирования излучения.
Процедурная рентгенотерапевтического кабинета должна быть оборудована аварийной кнопкой открывания входной двери с одновременным прекращением работы рентгенотерапевтического аппарата.
Включение генерации рентгеновского излучения должно производиться только из комнаты управления при закрытой двери в процедурную.
276. Допускается использование передвижного рентгенодиагностического аппарата в палатах для больных, реанимационных палатах и в операционных медицинских организаций, а также переносных рентгенодиагностических аппаратов бригадами скорой помощи и медицины катастроф вне медицинских организаций.
277. При использовании передвижного (переносного) рентгеновского аппарата для проведения рентгенодиагностических процедур должны выполняться следующие требования:
должны использоваться передвижные или индивидуальные средства радиационной защиты персонала и пациентов, номенклатура которых должна соответствовать приложениям N 7 и N 8 к Правилам;
должно использоваться штативное устройство для фиксации переносного рентгеновского аппарата и обеспечиваться выполнение требований к величине кожно-фокусного расстояния в соответствии с приложением N 10 к Правилам.
278. Управление передвижным (переносным) рентгеновским аппаратом должно осуществляться с помощью выносного пульта управления, на расстоянии не менее 2,5 м от рентгеновского излучателя.
279. В рентгеностоматологическом кабинете, размещенном в медицинской организации общей площадью не более 500 м 2, при отсутствии систем приточно-вытяжной вентиляции проветривание осуществляется естественным способом.
280. Защитные средства из свинца, эксплуатирующиеся в помещениях рентгеновского кабинета, должны иметь защитное покрытие.
281. Оборудование процедурной рентгеновского кабинета должно полностью исключать возможность соприкосновения персонала и пациентов с открытыми токонесущими частями электрических цепей в эксплуатационных условиях. Доступные для прикосновения заземленные коммуникационные устройства должны быть закрыты изоляционными щитами.
282. Прокладка электрических кабелей и проводов от комнаты управления до процедурной рентгеновского кабинета должна проводиться в подпольных каналах, напольных или настенных коробах, оставляя пол свободным в местах перемещения пациента, персонала, аппаратуры и каталки. В рентгенооперационных выходные люки подпольных каналов должны быть герметизированы.
283. Для обеспечения радиационной безопасности персонала и населения мощность эффективной дозы излучения на рабочих местах персонала и в смежных помещениях, приведенная к номинальной рабочей нагрузке аппарата, не должна превышать значений допустимой мощности эффективной дозы (далее - ДМЭД), указанных в приложении N 9 к Правилам.
284. Мощность эффективной дозы рентгеновского излучения, приведенная к номинальной рабочей нагрузке рентгеновского аппарата на наружных стенах передвижного рентгеновского кабинета, размещенного на транспортном средстве, не должна превышать 2,5 мкЗв/ч.
285. Диагностический медицинский рентгеновский аппарат должен иметь устройства, ограничивающие максимальные размеры поля излучения областью исследования.
286. При проведении рентгенодиагностических процедур должно выполняться соблюдение программы обеспечения качества*(29).
287. Программа обеспечения качества при проведении рентгенодиагностических процедур должна включать установление референтных диагностических уровней для отдельных видов исследований*(30).
288. При проведении рентгенодиагностических процедур должен проводиться контроль и учет индивидуальных доз облучения пациентов по результатам измерений показателей, в соответствии с ОСПОРБ 99/2010*(31) и приложением N 12 к Правилам.
289. Все эксплуатируемые рентгеновские аппараты и компьютерные томографы должны иметь возможность определять индивидуальные дозы облучения пациентов. Рентгеновские аппараты для проведения рентгеноскопических и интервенционных исследований, включая аппараты по типу С-дуги, должны быть укомплектованы средствами измерения доз облучения пациентов.
290. Радиационный контроль при использовании медицинских рентгеновских аппаратов должен проводиться в соответствии с приложением N 21 к Правилам.
291. Использование для профилактических обследований рентгенодиагностического аппарата с аналоговым приемником рентгеновского излучения запрещается.
292. Рентгеновский кабинет для компьютерной томографии должен соответствовать следующим требованиям:
пульт управления компьютерным томографом должен быть оснащен замковым или кодовым устройством, исключающим возможность его включения без использования специального ключа или кода;
в комнате управления компьютерным томографом и в процедурной должны быть размещены средства аварийного выключения генерации рентгеновского излучения с одновременной остановкой перемещения движущихся частей компьютерного томографа;
в случае любой неисправности компьютерного томографа генерация излучения и перемещение движущихся частей томографа должны быть прекращены за время, не превышающее время одного оборота рентгеновского излучателя.
293. При проведении интервенционных рентгенологических процедур должны выполняться следующие требования:
обязательная установка и использование дополнительных защитных приспособлений и вспомогательных устройств (экранов, ширм, шторок) для уменьшения облучения персонала и пациента;
обеспечение возможности удаления отсеивающего растра без использования инструментов
294. Рентгенодиагностический аппарат, предназначенный для проведения интервенционных рентгенологических процедур, должен быть оборудован:
средствами включения и выключения аппарата, расположенными во всех предусмотренных местах возможного нахождения оператора;
средствами индикации состояния работы аппарата, хорошо видимыми со всех мест возможного пребывания оператора;
техническими средствами, позволяющими постоянно отображать на мониторе значения накопленного времени рентгеноскопии и произведения дозы на площадь поля излучения;
вводимый в эксплуатацию рентгенодиагностический аппарат для проведения интервенционных процедур должен быть оснащен:
рентгенозащитными подвесными ширмами, имеющими крепление к столу, защищающими нижнюю часть тела медицинского персонала от рассеянного излучения;
боковыми ширмами, обеспечивающими радиационную защиту персонала от рассеянного излучения;
подвесными прозрачными рентгенозащитными экранами для защиты головы и шеи персонала;
специализированным программным обеспечением для контроля входной кожной дозы в режиме реального времени.
295. Медицинские работники, осуществляющие проведение интервенционных рентгенологических процедур, должны быть обеспечены средствами радиационной защиты органов зрения.
296. Медицинские работники, находящиеся в процедурной рентгеновского кабинета при проведении интервенционных рентгенодиагностических процедур, должны быть отнесены к персоналу группы А.
297. Размещение оборудования и рабочих мест в процедурной рентгеновского кабинета и рентгенооперационной должно соответствовать следующим требованиям:
расстояние от рабочего места персонала за защитной ширмой до стен помещения - не менее 1,0 м;
расстояние от рентгеновского излучателя до рентгенозащитного смотрового окна для маммографических и дентальных аппаратов - не менее 1 м, а для остальных - не менее 2 м;
технологический проход для персонала между элементами стационарного оборудования, а также от стен процедурной до элементов стационарного оборудования - не менее 0,8 м;
зона размещения каталки для пациента - не менее 1,5 х 2,5 м;
дополнительная площадь при технологической необходимости ввоза каталки в процедурную - не менее 6 м 2.
298. Диагностический медицинский рентгеновский аппарат для интраоральных снимков должен быть укомплектован защитным тубусом, обеспечивающими требуемое кожно-фокусное расстояние и формирующим рабочий пучок рентгеновского излучения диаметром не более 60 мм в плоскости внешнего торца тубуса.
299. В случае размещения диагностического медицинского рентгеновского аппарата для интраоральных снимков в рентгеностоматологическом кабинете с более чем одной стоматологической установкой, мощность эффективной дозы рентгеновского излучения в местах нахождения пациентов и персонала, не участвующих в проведении рентгенологического исследования, приведенная к номинальной рабочей нагрузке рентгеновского аппарата (в соответствии с приложением N 9 к Правилам), не должна превышать 1,0 мк3в/ч.
300. При размещении диагностического медицинского рентгеновского аппарата, применяемого в стоматологической практике, в смежном с жилым помещением расстояние от фокуса рентгеновской трубки до стен жилых помещений должно быть не менее 1 м, и прямой пучок излучения не должен быть направлен на стены смежных жилых помещений.
XVIII. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики и терапии
301. Производственные помещения, в которых проводится радионуклидная диагностика и (или) терапия (далее - подразделения ядерной медицины), должны размещаться в изолированной части здания или в отдельно расположенном здании (сооружении), обеспечивающими разделение потоков радиологических пациентов и других посетителей медицинской организации.
302. Подразделение ядерной медицины должно размещаться на нижних этажах здания с отдельными входами для пациентов, персонала, приёма радионуклидных ИИИ и удаления РАО.
303. Помещения подразделений ядерной медицины должны быть разделены в зависимости от назначения на помещения общего назначения (далее - помещения свободного доступа) и помещения, в которых проводятся работы с открытыми радионуклидными ИИИ (далее - помещения контролируемого доступа).
Помещения контролируемого доступа должны быть расположены компактно в отдельной части здания и к ним должны относиться помещения для работ II и III классов работы с открытыми радионуклидными ИИИ и связанные с ними единой технологией помещения, включая коридоры, в том числе:
блок радионуклидного обеспечения (помещение для приемки и распаковки радионуклидных ИИИ, помещение временного хранения радионуклидных ИИИ, фасовочная радиофармацевтических лекарственных препаратов (далее - РФЛП), процедурная введения РФЛП пациенту, помещение временного хранения РАО, генераторная, кладовая для хранения уборочного инвентаря, санитарный пропускник, туалет для персонала);
блок радионуклидной диагностики (помещение ожидания пациентов после введения РФЛП, туалет для пациентов с РФЛП, процедурная сканирования, пультовая, технические помещения диагностического оборудования);
блок помещений для стационарного пребывания пациентов с введенным РФЛП для радионуклидной терапии (палаты пребывания пациентов с введенным терапевтическим РФЛП с туалетом и душевой кабиной, перевязочная-смотровая, буфетная, санитарный пропускник пациентов, пункт радиационного контроля пациентов; помещение сбора и выдержки на распад жидких РАО);
блок помещений для пребывания пациентов, проходящих радионуклидную терапию в режиме дневного стационара (помещение для дневного пребывания пациентов, проходящих терапию в режиме дневного стационара, туалет для пациентов, пункт радиационного контроля пациентов);
блок наработки радионуклидов и изготовления РФЛП (бункер циклотрона, пультовая циклотрона, помещение обслуживания мишеней циклотрона, технические помещения обслуживания циклотрона, шлюз для входа в чистые помещения", лаборатория синтеза РФЛП, лаборатория контроля качества РФЛП, помещение обслуживания горячих камер, лаборатория подготовки синтеза РФЛП, упаковочная, архив РФЛП, склад сырья, помещение временного хранения РАО, кладовая уборочного инвентаря, моечная, помещение временного хранения радионуклидных ИИИ, санитарный пропускник).
304. Вход персонала в помещения контролируемого доступа и выход из них должен осуществляться только через санитарный пропускник.
305. Класс работ с открытыми радионуклидными ИИИ должен определяться в соответствии с ОСПОРБ 99/2010*(32).
306. Перемещение открытых и закрытых радионуклидных ИИИ, а также РАО в подразделении ядерной медицины должно осуществляться по кратчайшим расстояниям без пересечения с путями передвижения пациентов.
307. Транспортировка открытых радионуклидных ИИИ между помещениями подразделения ядерной медицины должна производиться на специальных транспортных тележках с дополнительной радиационной защитой либо в защитных контейнерах.
308. Расчет стационарной защиты от радионуклидных ИИИ должен осуществляться в соответствии с требованиями приложения N 17 к Правилам.
309. Мощности эффективной дозы на рабочих местах персонала, в помещениях, и на территориях, прилегающих к зданиям (сооружениям), в которых размещены подразделения ядерной медицины, должны соответствовать требованиям, представленным в таблице приложения N 17 к Правилам.
Для кратковременных операций, которые не могут быть выполнены без личного контакта персонала с радионуклидным ИИИ (например, фасовка РФЛП, введения РФЛП пациенту, перемещение радионуклидного ИИИ) следует оценивать среднегодовые значения мощности эффективной дозы, не допуская превышения ДМЭД. Расчет среднегодовых значений мощностей эффективной дозы проводят с учетом продолжительности операции с радионуклидным ИИИ.
310. Помещение для приемки РФЛП и их распаковки, фасовочная, процедурные введения РФЛП и помещения их хранения должны быть смежными и соединяться передаточными окнами.
311. Помещение, в котором осуществляется фасовка РФЛП должно быть оборудовано защитным боксом и радиометром (дозкалибратором) для измерения активности РФЛП в шприце (флаконе).
Толщина стенок защитного бокса для работы с позитрон-излучающими радионуклидами должна составлять не менее 50 мм в свинцовом эквиваленте, а стекла защитного смотрового окна - не менее 40 мм в свинцовом эквиваленте.
312. В помещении для введения РФЛП пациентам должно использоваться защитное оборудование (например, защитные экраны, домики из свинцовых кирпичей) для радиационной защиты персонала во время подготовки РФЛП к введению пациенту.
313. Во время работ с открытыми радионуклидными ИИИ должны использоваться защитные контейнеры. Запрещается работа с открытыми радионуклидными ИИИ, а также их перемещение без непромокаемых перчаток.
314. Защитные средства из свинца, эксплуатирующиеся в помещениях подразделений ядерной медицины, должны иметь защитное покрытие.
315. Помещения подразделений радионуклидной диагностики, радионуклидной терапии и помещения наработки радионуклидов и синтеза РФЛП должны отвечать требованиям, приведенным в приложении N 16 к Правилам.
316. При наличии в медицинской организации нескольких отдельных структурных подразделений ядерной медицины допускается использование общих помещений для приемки радионуклидных ИИИ, их временного хранения и временного хранения твердых РАО.
317. Помещения для пребывания пациентов с введенными диагностическими или терапевтическими РФЛП должны быть оборудованы санитарным узлом и креслами (койками), разделенными стационарными защитными перегородками или защитными экранами (ширмами).
318. При работах с радионуклидами 99mTc, 123I, 177Lu, 161Tb персонал должен использовать средства индивидуальной радиационной защиты (фартук и воротник) со свинцовым эквивалентом не ниже 0,35 мм.
319. В палате стационарного пребывания пациентов с введенным терапевтическим РФЛП должен быть отдельный санитарный узел, в состав которого должны входить унитаз и умывальник с раковиной, душ и трап, слив от которых должен производиться в специальную канализацию.
320. На местах расположения пациентов в помещении ожидания пациентов после введения РФЛП МАЭД гамма и рентгеновского излучения от других пациентов с введенным РФЛП не должна превышать 12 мкЗв/ч.
321. Циклотрон должен быть размещен в защитном бункере (каньоне), обеспечивающем радиационную защиту в соответствии с приложением N17 к Правилам.
322. В бункере циклотрона запрещено пребывание персонала при работающем оборудовании.
Входная защитная дверь в бункер циклотрона должна иметь не менее двух автономных систем блокировки (по МАЭД внутри бункера и по включению циклотрона).
Системы блокировки должны исключать возможность:
включение циклотрона при открытой двери в бункер;
открытие дверей снаружи при работе циклотрона.
323. Помещение управления циклотроном (пультовая) должно размещаться в помещении, смежном с бункером циклотрона.
324. Бункер циклотрона и радиохимическая лаборатория должны размещаться на минимально возможном расстоянии друг от друга и быть связанными защищенными каналами для размещения линий газовых и жидкостных трубопроводов для передачи радиоактивных веществ.
325. Для выдачи синтезированных РФЛП в иные организации, получения генераторов и удаления твердых РАО в блоке помещений контролируемого доступа должен быть предусмотрен отдельный выход из здания, вход и выход персонала и пациентов через который запрещен.
326. Помещения подразделения ядерной медицины должны быть оборудованы системой приточно-вытяжной вентиляцией с механическим побуждением, с подачей воздуха в верхнюю зону и удалением 2/3 объема воздуха из верхней зоны и 1/3 воздуха из нижней зоны помещения (в общих помещениях - только из верхней зоны) при кратности воздухообмена по притоку 3 ч -1, по вытяжке 4 ч -1.
Вентиляция подразделения ядерной медицины должна иметь отдельную систему вентиляции для помещений свободного доступа, помещений контролируемого доступа, а также отдельную систему вентиляцию вытяжных шкафов и местных отсосов.
Выполнение работ в бункере циклотрона, горячих камерах, защитных боксах, вытяжных шкафах при выключенной вентиляции запрещается.
327. Помещения блока наработки радионуклидов и изготовления РФЛП должны иметь следующие раздельные системы приточно-вытяжной вентиляции с механическим побуждением:
в бункере циклотрона;
в вытяжных шкафах в помещениях лаборатории синтеза РФЛП;
в помещениях синтеза и контроля качества РФЛП;
во вспомогательных помещениях блока наработки радионуклидов и изготовления РФЛП.
Должны быть обеспечены автономные системы вытяжной вентиляции горячих камер, защитных боксов и (или) мини-боксов, вытяжных шкафов, местных отсосов.
328. В подразделениях ядерной медицины должен осуществляться учет открытых радионуклидных ИИИ, включающий:
при производстве (изготовлении) РФЛП - наименование, номер, серию РФЛП, активность радионуклида, объем, дату и время изготовления, содержащиеся в паспорте РФЛП;
при поступлении радионуклидного ИИИ - радионуклид, наименование РФЛП, дату его поступления, номер и дату приходной накладной, номер и дату паспорта РФЛП, номер контейнера, объем и активность по паспорту РФЛП, дату и время измерения активности радионуклида;
при расходовании радионуклидного ИИИ - радионуклид, наименование РФЛП, дату и время изготовления, объем и активность изготовленного раствора, его объем и активность на момент выдачи, реквизиты документа с требованиями о выдаче РФЛП, а также сведения о работнике, которому выдан радионуклидный ИИИ;
при введении РФЛП пациенту - дату и время введения РФЛП, сведения о пациенте и структурном подразделении медицинской организации, направившей пациента на исследование, название РФЛП, объем и активность вводимого РФЛП на момент его введения;
при поступлении в помещение временного хранения РАО - дату поступления в помещение временного хранения РАО, радионуклидный состав РАО, МАЭД на расстоянии 0,1 м от пластикового пакета и (или) упаковки, дату и номер акта списания или передачи.
Указанные в абзацах 2 - 6 настоящего пункта Правил сведения должны учитываться в локальных актах и журналах медицинской организации, позволяющих обеспечить контроль за использованием открытых радионуклидных ИИИ.
329. Генераторы короткоживущих радионуклидов должны учитываться в журнале по их наименованиям и заводским номерам с указанием активности дочернего радионуклида на дату, указанную в паспорте. Закрытые радионуклидные ИИИ должны учитываться в журнале по наименованию, радионуклиду, его активности и дате изготовления, содержащихся в паспорте, а также по дате и номеру акта списания или передачи.
330. Готовые фасовки РФЛП должны быть промаркированы с указанием наименования РФЛП, активности радионуклида, даты и времени измерения.
331. Запрещается использовать радионуклидные генераторы с истекшим сроком эксплуатации, а также немаркированные и поврежденные фасовки с РФЛП.
332. Помещения, в которых производятся работы с открытыми радионуклидными ИИИ, должны быть оснащены контейнерами для сбора твердых РАО.
Перед началом рабочего дня твердые РАО из рабочих помещений должны быть перемещены в помещение временного хранения РАО. На упаковку с РАО должна быть нанесена маркировка с указанием радионуклида и даты перемещения в помещение временного хранения РАО.
333. В помещении временного хранения РАО должны быть организованы раздельные зоны для хранения твердых РАО, содержащих короткоживущие и долгоживущие радионуклиды.
334. Трупы пациентов и (или) трупы лабораторных животных с введенным РФЛП должны храниться в специально выделенных морозильных камерах в помещении для временного хранения РАО и должны выдерживаться на распад до уровней остаточной активности радионуклида или измеренной МАЭД в воздухе на расстоянии 1 м от тела и 1 м от пола не превышающих значений, приведенных в НРБ-99/2009*(33) и приложении N 18 к Правилам. При этом площадь помещения для временного хранения РАО должна быть увеличена на 3 м 2 для каждой морозильной камеры.
335. В помещениях радионуклидной диагностики допускается выводить сточные воды от сливных раковин и туалетов в систему водоотведения медицинской организации. Запрещается сливать в раковины остатки РФЛП.
336. Подразделения радионуклидной терапии с палатами для стационарного пребывания пациентов должны быть оборудованы автономной канализацией для сбора и выдержки на распад жидких РАО в баке-накопителе ниже предельного значения удельной активности радионуклидов*(34) (далее - специальная канализацией). К специальной канализации должно быть подключено санитарно-техническое оборудование:
палат стационарного пребывания пациентов с введенным терапевтическим РФЛП;
фасовочных отделения радионуклидной терапии;
процедурных введения терапевтических РФЛП;
санитарных пропускников отделения радионуклидной терапии.
337. Проведение радионуклидной терапии в условиях дневного стационара допускается без специальной канализации, в том числе в подразделениях радионуклидной диагностики, при соблюдении следующих требований:
вводимая пациенту активность радионуклида в РФЛП не превышает радиологический критерий выписки (НРБ-99/2009*(35) и приложение N 18 к Правилам);
потоки диагностических и терапевтических пациентов разделены;
рабочие места для фасовки терапевтических и диагностических РФЛП разделены;
наличие отдельных помещений для введения терапевтических РФЛП и дальнейшего пребывания пациентов с санузлом;
наличие системы сбора и выдержки на распад биологических отходов пациентов.
Для остеотропных РФЛП для лечения костных метастазов на основе 223Ra и 89Sr допускается работа без системы сбора и выдержки на распад биологических отходов пациентов.
Соответствие данным требованиям определяется проектной документацией и проведением радиационного контроля методом отбора проб и определения удельной активности радионуклидов в сточных водах системы водоотведения медицинской организации по результатам санитарно-эпидемиологической экспертизы*(36).
338. Выписка пациента после проведения радионуклидной терапии должна проводиться при условии соответствия требованиям НРБ-99/2009*(37) и приложение N 18 к Правилам.
339. При выписке пациентов после проведения радионуклидной терапии медицинская организация должна выдать пациенту справку о проведенной процедуре с указанием радионуклида, названия РФЛП, активности, даты введения РФЛП и МАЭД на расстоянии 1 м от поверхности тела пациента при выписке.
340. При проведении радионуклидной диагностики кормящей женщине должно быть обеспечено временное прерывание или полное прекращение грудного кормления ребёнка в соответствии с требованиями приложения N 19 к Правилам. В случае проведения радионуклидной терапии кормящей матери грудное кормление должно быть полностью прекращено.
341. При авариях с открытыми радионуклидными ИИИ в аварийном помещении должна быть проведена дезактивация или помещение должно быть закрыто на время, необходимое для распада радионуклидов. Дальнейшее использование данного помещения допускается после проведения радиационного контроля. Поверхностное радиоактивное загрязнение не должно превышать допустимых уровней*(38).
342. При проведении радионуклидной диагностики и терапии должно выполняться соблюдение программы обеспечения качества*(39).
343. Программа обеспечения качества при проведении радионуклидной диагностики должна включать установление референтных диагностических уровней для отдельных видов исследований*(40).
344. При проведении радионуклидной диагностики должен проводиться контроль и учет индивидуальных доз облучения пациентов*(41) в соответствии с приложением N12 к Правилам.
345. Радиационный контроль в подразделениях ядерной медицины должен проводиться в соответствии с приложением N21 к Правилам.
XIX. Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками
346. Гамма-терапевтические аппараты для дистанционного облучения должны размещаться на первом или цокольном этаже, или в подвальном помещении медицинской организации.
347. Помещения блоков для дистанционного гамма-терапевтического облучения должны включать в себя:
помещения для нахождения пациентов до процедур;
кабинет для предлучевой подготовки;
кабинет дозиметрического планирования;
кабинет для изготовления средств формирования пучка излучения и индивидуальных средств иммобилизации пациента;
кабинет для терапевтического облучения (далее - каньон);
пультовую для размещения системы управления аппаратом.
348. Блок контактного облучения должен включать следующие помещения:
хранилище закрытых радионуклидных ИИИ;
пультовую;
операционную;
кабинет дозиметрического планирования.
349. Блок брахитерапии должен включать следующие помещения:
хранилище закрытых радионуклидных ИИИ;
операционную;
палаты для пациентов с введенными закрытыми радионуклидными источниками.
350. Расчет радиационной защиты в кабинетах лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками должен быть выполнен в соответствии с приложением N 20 к Правилам.
Расчет радиационной защиты кабинета для предлучевой подготовки, оснащенного рентгеновскими симуляторами или симуляторами-томографами, должен проводиться согласно требованиям приложения N 9 к Правилам.
351. Вход в каньон должен быть выполнен в виде защитного лабиринта не менее чем с одним коленом.
352. В каньоне для дистанционного гамма-облучения должны быть установлены:
устройства для настенного прикрепления систем лазерной центрации пучка на изоцентр поля облучения;
устройства видеонаблюдения за пациентом;
устройства двусторонней аудиосвязи между пациентом и оператором, проводящим облучение;
система непрерывного радиационного контроля мощности дозы.
353. В каньоне для дистанционного облучения и пультовой должны быть размещены кнопки для аварийного перевода источников из рабочего положения в положение хранения. Должны быть также предусмотрены средства для ручного перевода источников из рабочего положения в положение хранения при отключении электропитания.
354. На входной двери в защитный лабиринт гамма-терапевтического аппарата должен быть размещен знак радиационной опасности.
355. Облучение пациента должно осуществляться только при закрытой входной двери защитного лабиринта.
356. Конструкция входной двери в защитный лабиринт гамма-терапевтического аппарата должна предусматривать свободное открытие двери с любой стороны с одновременным переводом источника в положение хранения.
На входе в защитный лабиринт должна быть установлена система блокировки, предусматривающая:
отключение и блокировку режима облучения на аппарате при открытой двери, а также при отказе системы блокировки;
возвращение радионуклидного источника в камеру-хранилище при открывании входной двери, при изменении параметров облучения, при выключении электроснабжения и возникновении опасности нанесения пациенту травм подвижными частями аппарата.
357. Механическая, электромеханическая или иная блокировка открывания двери, а также установка любых систем блокировки на входной двери в защитный лабиринт, запрещается.
358. Система сигнализации должна обеспечивать персонал световой, звуковой и визуальной информацией о положении радионуклидного источника гамма-терапевтического аппарата.
359. Во время работы гамма-терапевтического аппарата на пульте управления, над входом в процедурное помещение, в защитном лабиринте в поле зрения персонала и пациента должны гореть предупреждающие световые сигналы.
360. Пульт управления гамма-терапевтического аппарата должен размещаться в отдельном помещении, смежным с каньоном.
361. В блоке контактного терапевтического облучения должны быть установлены:
телевизионная система и двустороннее переговорное устройство для связи с пациентом;
оборудование для аварийного удаления источника из тела пациента в контейнер временного хранения, если источник нельзя извлечь в штатном режиме;
система блокировки входной двери в помещение контактного терапевтического облучения, которая автоматически возвращает источник в контейнер-хранилище аппарата при открывании входной двери;
система непрерывного радиационного контроля мощности дозы.
362. На двери в помещение контактного терапевтического облучения должен быть размещен знак радиационной опасности; указаны тип радионуклида и его номинальная активность.
363. Работы с закрытыми радионуклидными ИИИ при ручных методах их введения в тело пациента должны проводиться с применением защитно-технологического оборудования и дистанционного инструментария.
364. После каждой терапевтической процедуры контактного облучения и удаления источников из тела пациента должен быть проведен радиационный контроль пациента.
365. Выписка пациента после проведения брахитерапии должна проводиться при условии соответствия требованиям НРБ-99/2009*(42).
366. При проведении лучевой терапии должны использоваться защитные приспособления для экранирования наиболее радиочувствительных органов от прямого и рассеянного излучения.
367. При проведении лучевой терапии должен осуществляться контроль доз облучения пациентов.
368. По результатам контроля доз облучения пациентов в медицинской организации должны регистрироваться:
суммарная поглощенная доза в органе-мишени;
поглощенная доза в органе-мишени за каждую из фракций облучения (для дистанционной гамма терапии);
дата и время имплантации закрытых радионуклидных источников (для брахитерапии);
тип, количество и суммарная активность имплантированных радионуклидных источников (для брахитерапии).
XX. Требования по ограничению облучения за счет природных источников ионизирующего излучения
369. После окончания строительства, капитального ремонта или реконструкции жилых и общественных зданий и сооружений среднегодовая ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений ЭРОА Rn+4,6·ЭРОА Tn не должна превышать 100 Бк/м 3 (среднегодовая объемная активность (далее - ОА) радона в воздухе помещений не должна превышать 200 Бк/м 3), а МАЭД гамма-излучения в помещениях не должна превышать аналогичную величину на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч.
370. После окончания строительства, капитального ремонта или реконструкции производственных зданий и сооружений среднегодовая ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений ЭРОА Rn+4,6·ЭРОА Tn не должна превышать 150 Бк/м 3 (среднегодовая ОА радона в воздухе помещений не должна превышать 300 Бк/м 3), а МАЭД гамма-излучения в помещениях - 0,6 мкЗв/ч.
371. При превышении нормативных уровней, установленных в пунктах 369-370 Правил, организацией, осуществляющей ввод в эксплуатацию жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после строительства, капитального ремонта или реконструкции, должны проводиться мероприятия по их снижению до допустимого уровня.
372. При эксплуатации жилых и общественных зданий и сооружений (в общественных зданиях с некруглосуточным режимом работы - в часы эксплуатации зданий в штатном режиме) среднегодовая ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений должна соответствовать требованиям НРБ-99/2009*(43) (среднегодовая ОА радона в воздухе помещений не должна превышать 400 Бк/м 3); мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях должна соответствовать требованиям НРБ-99/2009*(44) (МАЭД гамма-излучения в помещениях не должна превышать аналогичную величину на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч).
373. При превышении нормативных уровней, установленных в пункте 372 Правил, собственниками эксплуатируемых жилых и общественных зданий и сооружений должны проводиться мероприятия по снижению показателей до нормативных уровней или перепрофилирование здания и сооружения, или прекращение его эксплуатации.
374. При эксплуатации производственных зданий и сооружений среднегодовая ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений должна соответствовать требованиям ОСПОРБ 99/2010*(45) (среднегодовая ОА радона в воздухе помещений не должна превышать 600 Бк/м 3); мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях должна соответствовать требованиям ОСПОРБ 99/2010*(46) (МАЭД гамма-излучения в помещениях не должна превышать 0,6 мкЗв/ч).
375. При превышении нормативных уровней, установленных в пункте 374 Правил, собственниками производственных зданий и сооружений, должны проводиться мероприятия по снижению показателей до нормативных уровней. При невозможности снижения значений показателей до нормативных уровней организация, осуществляющая эксплуатацию производственных зданий и сооружений, должна обеспечить отсутствие в здании и сооружении постоянных рабочих мест или прекращение его эксплуатации.
376. МАЭД гамма-излучения на территории вне контура застройки здания, в пределах которой проектом строительства предусмотрено благоустройство (далее - прилегающая территория*(47)), прилегающей к жилым и общественным зданиям и сооружениям, и территории общего пользования*(48) не должна превышать 0,3 мкЗв/ч; на территории, прилегающей к производственным зданиям и сооружениям - 0,6 мкЗв/ч.
377. Использование (эксплуатация) в коммунальных условиях и быту материалов и изделий, кроме строительного сырья и материалов, содержащих только природные радионуклиды, с эффективной удельной активностью природных радионуклидов (определяется формулой А эфф=А Ra+1,3А Th+0,09А K, где А Ra и А Th - удельные активности 226Rа и 232Тh, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А K - удельная активность 40К (Бк/кг), далее - А эфф) не более 740 Бк/кг должно осуществляться без ограничений по радиационному фактору.
378. Если А эфф в минеральных удобрениях и агрохимикатах превышает 740 Бк/кг, в организации, осуществляющей их производство, использование, хранение, реализацию или транспортирование, должен проводиться радиационный контроль*(49). Применение в личных подсобных хозяйствах минеральных удобрений и агрохимикатов с А эфф более 740 Бк/кг запрещается.
379. В помещения, где хранится минеральное сырье и (или) материалы с А эфф более 740 Бк/кг (далее - минеральное сырье и (или) материалы с повышенным содержанием природных радионуклидов), доступ лиц, не осуществляющих с ними работы, запрещен.
380. При обращении с минеральным сырьем и (или) материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов постоянные рабочие места должны быть организованы на расстоянии, на котором МАЭД гамма-излучения не превышает 1 мкЗв/ч.
381. В случае отсутствия в минеральном сырье и (или) материалах, содержащих только природные радионуклиды, радиоактивного равновесия в рядах урана и (или) тория или отсутствия в них материнских радионуклидов, обращение с минеральным сырьем и (или) материалами осуществляется в соответствии с требованиями по обращению с техногенными источниками излучения.
382. Производственные отходы с А эфф более 1500 Бк/кг (далее - отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов) относятся к радиоактивным отходам, если выполняются условия, определенные Критериями*(50).
В случае отсутствия в отходах, содержащих только природные радионуклиды, радиоактивного равновесия в рядах урана и (или) тория или отсутствия в отходах материнских радионуклидов, их классификация должна осуществляться в соответствии с Критериями*(51).
383. Если удельная активность 222Rn в питьевой воде, потребляемой населением, не превышает 60 Бк/кг, вода признается соответствующей требованиям Правил. Если выполняется условие:
,
где А Rn - удельная активность 222Rn в воде, Бк/кг;
то вода допускается для питьевого водоснабжения и должны осуществляться возможные с учетом экономических и социальных условий мероприятия по снижению в ней содержания радона.
Если удельная активность 222Rn в воде превышает 600 Бк/кг, использование воды для питьевого водоснабжения запрещено.
384. В соответствии с НРБ-99/2009*(52), требования к показателям радиационной безопасности природной минеральной воды, поступающей из источника или скважины, приведены в Приложении N 22.
XXI. Требования к размещению, устройству, оборудованию и эксплуатации радоновых лабораторий и отделений радонотерапии
385. Настоящая глава Правил устанавливает гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала и пациентов при использовании искусственных концентратов радона ( 222Rn) в радоновых лабораториях и отделениях радонотерапии и минеральных природных радоновых вод в отделениях радонотерапии для профилактических и (или) лечебных целей.
386. Требования настоящей Главы не распространяются на организации, осуществляющие проектирование и изготовление источников радона, а также монтаж, ремонт и обслуживание данных источников.
387. Все виды радоновых процедур, применяемых в профилактических и (или) лечебных целях, относятся к медицинскому облучению пациентов и должны осуществляться в медицинских организациях.
388. Отделения радонотерапии, в которых для отпуска радоновых процедур используются минеральные природные радоновые воды, относятся к организациям, в которых происходит облучение работников природными источниками излучения в производственных условиях. Требования по обеспечению радиационной безопасности в таких организациях приведены в соответствии с требованиями ОСПОРБ 99/2010*(53).
Для искусственного приготовления водного концентрата радона должны применяться следующие типы генераторов радона:
водные растворы солей 226Ra;
226Ra в легкоплавкой твердой матрице (сухие генераторы радона).
389. Искусственное приготовление водного концентрата радона для проведения процедур должно осуществляться в радоновых лабораториях.
390. Радоновые лаборатории и отделения радонотерапии, в которых для отпуска радоновых процедур используются искусственно приготовленные концентраты радона, относятся к организациям, осуществляющим деятельность с использованием техногенных ИИИ. Требования по обеспечению радиационной безопасности в таких организациях приведены в НРБ-99/2009*(54) и ОСПОРБ 99/2010*(55).
391. По потенциальной опасности радоновые лаборатории и отделения радонотерапии, в которых для отпуска радоновых процедур используются искусственно приготовленные концентраты радона, относятся к IV категории радиационных объектов*(56), радиационное воздействие при аварии на которых ограничивается помещениями, где проводятся работы по приготовлению водных концентратов радона и (или) их использованию для отпуска радоновых процедур.
392. Требования к отделке помещений для работ с открытыми радионуклидными источниками, которыми являются генераторы радона или искусственно приготовленные концентраты радона, должны соответствовать требованиям ОСПОРБ 99/2010*(57) с учетом класса проводимых работ, который должен определяться активностью используемых радионуклидов 226Ra и 222Rn в соответствии с ОСПОРБ 99/2010*(58).
393. МАЭД гамма-излучения на рабочих местах в радоновых лабораториях и отделениях радонотерапии, использующих искусственно приготовленные концентраты радона, и в смежных помещениях не должна превышать:
12 мкЗв/ч в помещениях постоянного пребывания персонала группы А;
24 мкЗв/ч в помещениях временного пребывания персонала группы А;
2,5 мкЗв/ч в помещениях постоянного пребывания персонала группы Б;
0,5 мкЗв/ч в помещениях постоянного пребывания лиц, не отнесенных к персоналу.
Среднегодовая ЭРОА радона не должна превышать в воздухе помещений постоянного пребывания персонала группы А 1200 Бк/м 3, в воздухе помещений постоянного пребывания персонала группы Б - 300 Бк/м 3.
394. Отделения радонотерапии, использующие минеральные природные радоновые воды, должны оснащаться средствами контроля ЭРОА радона в воздухе и МАЭД гамма-излучения, а радоновые лаборатории и отделения радонотерапии, использующие искусственно приготовленные концентраты радона, должны дополнительно оснащаться средствами контроля радиоактивного загрязнения поверхности помещений и оборудования альфа-активными радионуклидами.
395. Радоновые лаборатории должны размещаться в отдельном здании или отдельной части здания, изолированно от других его помещений.
396. Помещения для отпуска радоновых процедур должны выделяться в изолированный от остальных помещений организации блок.
397. Устройство и оборудование помещений для отпуска различных видов радоновых процедур применительно к особенностям их проведения должны соответствовать требованиям, приведенным в Приложении N 23 к Правилам.
398. Хранение порционной тары с концентратом радона должно осуществляться в помещении, оборудованном вытяжным шкафом и дополнительной радиационной защитой, находящемся в непосредственной близости от помещений для проведения радоновых процедур и сообщающемся с ними через коридор для персонала или дверь.
399. Боксы для проведения воздушно-радоновых процедур должны быть подсоединены к системе приточно-вытяжной вентиляции и обеспечивать его продувку чистым воздухом до полного удаления радона из объема бокса не более чем за 2 - 3 минуты после завершения воздушно-радоновой процедуры.
400. Радоновые лаборатории и отделения радонотерапии должны быть оборудованы системами водоснабжения и канализации, которые могут быть частью общих систем водоснабжения и канализации данной организации.
При отпуске радоновых процедур в отделениях радонотерапии сброс радоновых вод после отпуска радоновых процедур должен осуществляться в систему канализации организации.
401. Неиспользованный в течение дня водный радоновый концентрат должен сливаться в наполненную водой ванну, из которой он должен выпускаться в канализационную систему организации.
402. Помещения радоновых лабораторий и отделений радонотерапии должны быть оборудованы механической системой приточно-вытяжной вентиляции, обеспечивающей приток воздуха в верхнюю зону, а удаление из нижней зоны.
Общий воздухообмен в помещениях постоянного пребывания персонала группы А и Б в радоновых лабораториях и отделениях радонотерапии должен устанавливаться из расчета обеспечения среднегодового значения ЭРОА радона в воздухе помещений не выше допустимых уровней, приведенных в пункте 393 Правил.
Системы вентиляции помещений, в которых осуществляется приготовление искусственных концентратов радона и розлив концентрата по порционным склянкам, и помещений для отпуска радоновых процедур должны быть раздельными по притоку и вытяжке.
Выброс воздуха с остатками радона из установки для приготовления искусственных концентратов радона и розлива концентрата по порционным склянкам должен осуществляться через фильтр-поглотитель радона и его короткоживущих дочерних продуктов распада. Защитные боксы для размещения генераторов радона и установки для приготовления водного концентрата радона, а также вытяжные шкафы в помещении розлива радонового концентрата по порционным склянкам должны подсоединяться к вытяжной вентиляции помещения, включение которой должно осуществляться дистанционно за пределами этих помещений. Должно быть предусмотрено оборудование таких помещений резервным вытяжным агрегатом, производительность которого должна составлять не менее 1/3 от полной расчетной величины воздухообмена по вытяжке.
403. Выброс воздуха из помещений радоновых лабораторий и отделений радонотерапии с установками искусственного приготовления радонового концентрата должен осуществляться через вытяжной воздуховод, поднятый не менее чем на 1 м над коньком крыши самого высокого здания в радиусе 50 м.
404. Забор наружного воздуха для системы приточной вентиляции помещений радоновых лабораторий и отделений радонотерапии с установками искусственного приготовления радонового концентрата должен производиться из чистой зоны на высоте не менее 2 м от поверхности земли и на расстоянии не менее 20 м по горизонтали от места удаления воздуха из помещений.
405. Проверка эффективности работы системы приточно-вытяжной вентиляции должна проводиться не реже одного раза в 2 года.
406. Раковины для мытья рук в помещениях радоновых лабораторий и отделений радонотерапии, использующих искусственно приготовленные концентраты радона, должны быть оборудованы смесителями с бесконтактным или не кистевым управлением.
407. Для обеспечения радиационной безопасности и предотвращения утечки радона конструкция генераторов радона и установок для приготовления водного концентрата радона должна быть герметичной. В процессе эксплуатации герметичность генераторов радона и установок для приготовления водного концентрата радона должна контролироваться в соответствие с технической документацией производителя.
408. Периодический осмотр генераторов радона и установок для приготовления водного концентрата радона должны производиться не ранее, чем через 3 ч после полного удаления радона из генератора и (или) установки.
409. Фасовка концентрата радона в порционную тару должна осуществляться при помощи дистанционного дозатора, оборудованного резиновой трубкой с дистанционным держателем. Концентрат радона должен вводиться в порционную тару, предварительно заполненную водой и размещенную в транспортных ящиках.
410. Минимально необходимый единовременный запас порционной тары с водным концентратом радона в радоновой лаборатории, а также в отделении радонотерапии должен храниться в вытяжном шкафу в закрытом виде.
411. Для проведения комбинированных радоновых ванн с интенсивным выделением газов (углекисло-, азотно-, кислородно-радоновых) должны применяться ванны, оборудованные бортовыми отсосами воздуха.
412. При проливе водных концентратов радона должна быть обеспечена интенсивная вентиляция помещения в течение 3 - 4 ч до полного удаления радона из воздуха помещения лаборатории в атмосферу, а остатки раствора с рабочих поверхностей должны удаляться с помощью ветоши или бумажной салфетки. Присутствие персонала в указанном помещении лаборатории до полного удаления радона из воздуха не допускается.
413. Беременные или кормящие женщины, а также родители детей-пациентов до проведения радоновых процедур должны быть информированы о пользе назначаемой процедуры и связанном с ней облучении для обеспечения возможности принятия осознанного решения о проведении процедуры или отказе от нее.
414. Оценка доз облучения пациентов при назначении и отпуске радоновых процедур должна проводиться по данным измерений удельной активности радона в воде радоновых ванн и ЭРОА радона в воздухе зоны дыхания пациентов с учетом продолжительности процедуры по методике, приведенной в приложении N 24 к Правилам.
415. Дозы облучения пациентов при проведении радоновых процедур должны регистрироваться и вноситься в персональный лист учета доз медицинского облучения.
416. Работа в радоновых лабораториях и отделениях радонотерапии с установками для приготовления искусственных концентратов радона допускается только при действующей системе вентиляции, обеспечивающей предусмотренную проектом кратность воздухообмена и скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов.
417. Вход персонала на рабочие места в помещения с установками для приготовления искусственных концентратов радона разрешается не ранее чем через 20 минут после включения приточно-вытяжной вентиляции.
418. Персонал радоновых лабораторий с установками для приготовления искусственных концентратов радона должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, специальной обувью и средствами индивидуальной защиты органов дыхания. Помещения радоновых лабораторий с установками для приготовления искусственных концентратов радона должны быть оборудованы душевой, раздевалкой со шкафами для хранения личных вещей и специальной одежды. В этих помещениях запрещается пребывание сотрудников без спецодежды.
419. При возникновении радиационной аварии в радоновой лаборатории или в отделении радонотерапии, использующем искусственно приготовленные концентраты радона (пролив концентрата радона) должны быть выполнены следующие мероприятия:
проверка работы приточно-вытяжной вентиляции и включение ее на постоянный режим (при необходимости);
удаление всех людей из помещения, в котором произошла авария, проверка наличия радиоактивного загрязнения их рук, одежды и обуви и, в случае наличия загрязнения, замена загрязненной одежды и прохождение санитарной обработки;
определение зоны радиоактивного загрязнения и ее ограждение.
420. Для ликвидации последствий возможных аварий в радоновой лаборатории и в отделении радонотерапии, использующем искусственно приготовленные концентраты радона, должен быть предусмотрен аварийный комплект, минимальный набор которого должен включать полукомбинезон, фартук с нагрудником, нарукавники, бахилы, респираторы, набор моющих средств, специальную герметичную емкость (контейнер) для сбора радиоактивных отходов и специальный герметик для герметизации барботера. Аварийный комплект должен храниться в специальном шкафу.
421. В случае нарушения целостности генератора радона (барботера), которое не привело к утечке 226Ra, должны быть выполнены следующие действия:
закрыть герметиком образовавшееся в барботере отверстие,
удалить стеклянную пробку крана и закрыть ее отверстие резиновыми пробками;
на входную и выходную трубки барботера надеть резиновые трубки с зажимами.
В случае нарушения целостности генератора радона (барботера), которое привело к утечке 226Ra, должны быть выполнены следующие действия:
собрать ватным тампоном, смоченным слабым раствором соляной кислоты, разлитый раствор соли радия;
собрать в контейнер использованные ватные тампоны, разбитый барботер и другие загрязненные предметы для последующей передачи на захоронение национальному оператору по обращению с РАО*(59) .
422. После ликвидации последствий аварии и окончания дезактивационных работ должно быть проведено радиационное обследование помещений с определением МАЭД гамма-излучения и уровней снимаемого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей помещения, оборудования и инструментов.
423. В радоновых лабораториях с установками для приготовления искусственных концентратов радона и отделениях радонотерапии, использующих для отпуска радоновых процедур искусственно приготовленные концентраты радона, должен осуществляться производственный радиационный контроль, включающий:
контроль индивидуальных доз внешнего и внутреннего (за счет радона) облучения персонала группы А - постоянно с регистрацией результатов не реже 1 раза в квартал;
измерение МАЭД гамма-излучения на рабочих местах, в смежных помещениях и в помещениях для отпуска радоновых процедур - не реже одного раза в год;
определение ЭРОА радона в воздухе рабочих помещений и в помещениях для отпуска радоновых процедур (контроль ЭРОА радона во время проведения радоновых процедур проводится в зоне дыхания пациента) - не реже одного раза в год;
контроль содержания радона в воздухе на выбросе из вентиляционного воздуховода после фильтров-поглотителей из помещений радоновых лабораторий с установками искусственного приготовления радонового концентрата - не реже одного раза в год;
контроль радиоактивного загрязнения кожных покровов персонала группы А, специальной одежды, средств индивидуальной защиты - каждый раз при выходе из контролируемой зоны;
контроль радиоактивного загрязнения поверхности рабочих помещений и оборудования - не реже одного раза в год.
424. Для транспортирования концентрата радона в порционной таре должно использоваться специально выделенное транспортное средство, оборудованное креплением для ящиков с гнездами для порционной тары с радоновым концентратом, исключающим их перемещение во время транспортирования.
Порционная тара должна иметь герметично закрывающиеся крышки и при транспортировании размещаться в гнездах ящиков. Таблетки с радоном должны перевозиться в транспортных свинцовых контейнерах.
425. Транспортный отсек автомобиля для транспортирования концентрата радона в порционной таре должен проветриваться и иметь систему обогрева для перевозки радонового концентрата в зимнее время.
426. Разовые поставки порционной тары с концентратом радона допускается перевозить на транспорте организации в багажном отделении с соблюдением требований по креплению груза.
427. Генераторы радона, не находящиеся в работе, должны храниться в вытяжном шкафу в специально оборудованном месте. При этом должна быть обеспечена их сохранность и исключен доступ к ним посторонних лиц. Генераторы радона в стеклянных барботерах должны быть помещены в охранную тару.
428. Генераторы радона, не пригодные для дальнейшего использования, должны сдаваться на долговременное хранение или захоронение национальному оператору по обращению с РАО*(60).
Приложение N 1
к СанПиН 2.6.1.-25
Ограничения на уровни излучения от радиационных упаковок различных транспортных категорий
|
Транспортная категория упаковки |
Максимальное значение МАЭД ионизирующего излучения в любой точке на поверхности упаковки, мЗв/ч |
|
I |
0,005 |
|
II |
0,5 |
|
III |
2,0 |
|
IV (III - на условиях исключительного использования) |
10,0 |
Приложение N 2
К СанПиН 2.6.1.-25
Характеристика ЗРнИ, содержащихся в РИП различных групп
|
Группа РИП |
Характеристика ЗРнИ, содержащихся в РИП |
|
1 |
ЗРнИ альфа- или бета-излучения с активностью не более МЗА. ЗРнИ гамма-излучения, создающие МАЭД на расстоянии 0,1 м от поверхности источника не более 1,0 мкЗв/ч. Источники гамма-излучения с радионуклидом 40К на основе материалов или веществ, содержащих природный калий. |
|
2 |
ЗРнИ альфа-, бета-излучения или нейтронов с активностью более МЗА, но не более 0,01 МЛА. ЗРнИ гамма-излучения активностью не более 0,01 МЛА, но создающие МАЭД на расстоянии 0,1 м от поверхности источника более 1,0 мкЗв/ч. |
|
3 |
ЗРнИ альфа-, бета-, гамма-излучения или нейтронов с активностью более 0,01 МЛА, но не более МЛА. |
|
4 |
ЗРнИ альфа-, бета-, гамма-излучения или нейтронов с активностью более МЛА. |
Приложение N 3
к СанПиН 2.6.1.-25
Зависимость минимального расстояния между радиационной головкой и приводом дистанционного управления радионуклидного дефектоскопа от мощности амбиентного эквивалента дозы излучения используемого закрытого радионуклидного источника
|
Мощность амбиентного эквивалента дозы излучения на расстоянии 1 м, мЗв/ч (активность 192Ir, Ки) |
Расстояние между радиационной головкой и приводом дистанционного управления дефектоскопа, м |
||
|
При фронтальном просвечивании |
При панорамном просвечивании |
||
|
Коллимиро-ванным пучком |
Неколлимиро-ванным пучком |
||
|
8 (1,9) 16 (3,8) 40 (9,5) 80 (19) 160 (38) 400 (95) 800 (190) |
1 1,6 2,2 3,2 5 8 10 |
1,6 2,2 3,2 5 8 10 16 |
2,2 3,2 5 8 10 16 22 |
\Приложение N 4
к СанПиН 2.6.1.-25
Расчет радиационной защиты ускорителя
Расчет радиационной защиты ускорителя электронов включает три этапа:
- расчет мощностей доз в расчетных точках без радиационной защиты,
- определение необходимых кратностей ослабления полученных мощностей доз, с учетом категории помещений,
- выбор материалов и расчет толщин радиационной защиты, обеспечивающих необходимые кратности ослабления.
Набор необходимых исходных данных и формулы, используемые для расчета мощностей доз в заданных точках без радиационной защиты, различаются для различных видов ускорителей. При проведении расчетов радиационной защиты различают три вида ускорителей электронов:
- ускорители технологического и научного назначения, работающие в режиме непрерывного излучения (промышленные ускорители);
- ускорители, работающие в импульсном режиме (импульсные ускорители);
- ускорители для установок медицинского назначения (медицинские ускорители).
Для проведения расчета мощностей доз без радиационной защиты используются следующие исходные данные:
1) Для промышленных ускорителей:
- максимальная энергия ускоренных электронов Е 0, МэВ;
- максимальный ток пучка электронов J, мА,
- материал защиты;
- материал мишени;
- форма и размеры пучка излучения, взаимодействующего с облучаемым объектом;
- доля пучка электронов, теряемая на разных узлах ускорителя, атомный номер материалов ускорителя;
- режим работы ускорителя (продолжительность облучения за смену, число рабочих смен в сутки, в год, средняя продолжительность облучения за год).
2) Для импульсных ускорителей:
- максимальная энергия ускоренных электронов Е 0, МэВ;
- длительность импульса и частота следования импульсов;
- максимальный средний ток электронов (заряд ускоренных электронов в секунду);
- материал защиты;
- материал мишени;
- форма и размеры пучка излучения, взаимодействующего с облучаемым объектом;
- доля пучка электронов, теряемая на разных узлах ускорителя, атомный номер материалов ускорителя;
- режим работы ускорителя (суммарный заряд ускоренных электронов за рабочую смену, за сутки, за год).
3) Для медицинских ускорителей:
- максимальная энергия электронов для режима облучения электронами и режима облучения тормозным излучением, Е 0, МэВ;
- мощность дозы тормозного излучения в изоцентре;
- мощность дозы тормозного излучения вне изоцентра;
- отношение мощности дозы нейтронов к мощности дозы тормозного излучения в изоцентре;
- размеры пучка излучения и возможные его направления;
- расстояние до изоцентра;
- режим работы ускорителя (рабочая нагрузка за неделю, равная произведению средней дозы за время облучения одного пациента на число пациентов в неделю, число смен в сутки, чисто рабочих дней в неделю, в год).
Для установок различных типов могут использоваться и другие исходные данные, приведенные в их технической документации или полученные в результате измерений, например: мощность дозы тормозного излучения от мишени, от разных частей ускорителя, в разных направления, мощность дозы в смежных с ускорителем помещениях и т.п.
Необходимо учесть, что кроме мишени электроны при ускорении могут поглощаться в узлах ускорителя, создавая дополнительные источники тормозного излучения. Это тем более важно, что в промышленных облучательных установках ускоритель и рабочая камера с мишенью могут размещаться в разных помещениях.
Рассчитывается средняя за рабочую смену мощность эквивалентной дозы тормозного и нейтронного излучения (если оно есть).
Средняя мощность дозы тормозного излучения в расчетной точке определяется по формуле:
мкЗв/ч, (1)
где: Р1()- средняя мощность дозы на расстоянии 1 м от источника излучения в направлении на расчетную точку, мкЗв·м2/ч,
- угол между направлением пучка электронов и направлением на расчетную точку,
R - расстояние от источника до расчетной точки, м.
Источниками излучения являются все места взаимодействия электронов с веществом.
Мощность дозы тормозного излучения на расстоянии 1 м от источника излучения принимается по техническим данным ускорителя, либо рассчитывается по формулам:
1) Для промышленных ускорителей:
мкЗв/ч, (2)
где: Р1,1() - мощность дозы на расстоянии 1 м от источника излучения под углом
к направлению пучка электронов при токе пучка 1 мА, мкЗв-м2/(ч-мА),
J - ток пучка электронов, мА,
Т из - продолжительность облучения за смену, ч,
Т см - продолжительность смены, ч,
K - кратность ослабления дозы излучения в конструкционной защите, входящей в состав ускорителя.
2) Для импульсных ускорителей:
мкЗв/ч, (3)
где: Q - суммарный заряд ускоренных электронов за смену, Кл.
3) Для медицинских ускорителей:
мкЗв/ч. (4)
где: W- рабочая нагрузка, равная произведению средней дозы за 1 процедуру на число процедур облучения в неделю, Зв в неделю,
r - расстояние от источника излучения до изоцентра, м,
b() - коэффициент выхода излучения из облучаемого объекта в направлении
,
T нед - продолжительность работы всех смен персонала группы А в неделю, ч
Р1,1() = 6,0 -105 · Ртаб(
), мкЗв-м2/(ч-мА) (5)
где: Ртаб() - значение из таблицы 2 для выбранных энергии электронов Е0 и материала мишени, сГр-м2/(мА·мин).
Средняя за рабочую смену мощность дозы нейтронов на расстоянии 1 м от мишени определяется по формулам:
1) Для промышленных ускорителей:
мкЗв/ч, (6)
где: К н - кратность ослабления мощности дозы нейтронов в конструктивной защите ускорителя.
2) Для импульсных ускорителей:
мкЗв/ч, (7)
3) Для медицинских ускорителей:
мкЗв/ч, (8)
где: с - отношение мощности эквивалентной дозы нейтронов в изоцентре к мощности дозы тормозного излучения.
Необходимая кратность ослабления излучения в защите определяется по формуле:
(9)
где: Р пр- проектная мощность дозы, мкЗв/ч.
Значения проектной мощности дозы за радиационной защитой ускорителя рассчитываются исходя из пределов дозы (ПД) для соответствующих категорий облучаемых лиц и возможной продолжительности их пребывания в смежных помещениях или на прилегающих территориях с использованием соотношения:
мкЗв/ч, (10)
где: 10 3 - коэффициент перехода от мЗв к мкЗв,
ПД - предел дозы, мЗв в год,
2 - коэффициент запаса,
Т - максимальная доля времени, проводимого людьми в данном помещении,
n - коэффициент сменности, учитывающий возможность двухсменной работы ускорителя,
1700 - стандартизованная продолжительность работы персонала за год при односменной работе, часов в год.
В таблице 1 приведены рекомендуемые значения проектной мощности дозы для указанных условий.
Эффективную энергию тормозного излучения (Е эф) в зависимости от энергии электронов (Е 0) определяют следующим образом:
при Е 0
1,7 МэВ,
при 1,7 МэВ < Е 0
10 МэВ, (11)
при 10 МэВ < Е 0
15 МэВ,
при Е 0 > 15 МэВ.
Определив необходимую кратность ослабления мощности дозы излучения и эффективную энергию тормозного излучения (E эф), выбирают материал защиты и находят необходимую толщину радиационной защиты для получения заданной кратности ослабления. Толщина защиты, обеспечивающая необходимую кратность ослабления тормозного излучения, с энергией, равной полученному значению эффективной энергии, может определяться с использованием универсальных таблиц, приведенных в параграфе 5.5 справочника*(61).
Расчет ослабления нейтронов в защите может проводиться методом длин релаксации. Для бетона длина релаксации нейтронов () равна 16 см. Кратность ослабление мощности эквивалентной дозы фотонейтронов в защите из бетона можно оценить с использованием соотношения:
, (12)
где: К н - кратность ослабления мощности дозы фотонейтронов,
d - толщина радиационной защиты из бетона, см,
- длина релаксации фотонейтронов в бетоне, см.
Толщину радиационной защиты выбирают так, чтобы полученная кратность ослабления мощности суммарной эквивалентной дозы нейтронного и тормозного излучения была не меньше величины, рассчитанной с использованием выражения (9).
Таблица 1
Проектная мощность дозы (Р пр) за стационарной защитой ускорителя электронов для помещений и территории различного назначения
|
Помещение, территория |
Т |
n |
ПД |
Р g |
|
отн. ед. |
отн. ед. |
мЗв/год |
мкЗв/ч |
|
|
Помещения постоянного пребывания персонала группы А (все помещения, входящие в состав отделений, кабинетов лучевой терапии, комната управления (пультовая)). |
1 |
1 |
20 |
6,0 |
|
Помещения временного пребывания персонала группы А |
0,5 |
1 |
20 |
12,0 |
|
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с рабочей камерой (процедурной) ускорителя в которых имеются постоянные рабочие места персонала группы Б. |
1 |
1,2 |
5 |
1,2 |
|
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с рабочей камерой (процедурной) ускорителя, без постоянных рабочих мест (холл, гардероб, лестничная площадка, коридор, уборная, кладовая и др.). |
0,25 |
1,2 |
5 |
5,0 |
|
Помещения эпизодического пребывания персонала группы Б (технический этаж, подвал, чердак и т.п.). |
0,06 |
1,2 |
5 |
20 |
|
Палаты стационара (не радиологические), смежные по вертикали и горизонтали с отделениями, кабинетами лучевой терапии, помещения эпизодического пребывания лиц, не отнесенных к персоналу, смежные по вертикали и горизонтали с рабочей камерой (процедурной) ускорителя. |
0,25 |
2 |
1 |
0,6 |
|
Помещения, в которых имеются постоянные рабочие места лиц, не отнесенных к персоналу. |
1 |
1,2 |
1 |
0,25 |
|
Территория, прилегающая к наружным стенам здания ускорителя. |
0,12 |
2 |
1 |
1,2 |
Таблица 2
Мощность поглощенной дозы тормозного излучения в воздухе, сГр-м 2/(мА-мин)
|
|
Е 0, МэВ |
|||||||||||||||
|
0,2 |
0,3 |
0,5 |
0,7 |
|||||||||||||
|
Материал мишени | ||||||||||||||||
|
Аl |
Fe |
Sn |
Au |
Аl |
Fe |
Sn |
Au |
Аl |
Fe |
Sn |
Au |
Аl |
Fe |
Sn |
Au |
|
|
0 |
0,8 |
1,3 |
1,75 |
3,3 |
1,95 |
3,50 |
4,4 |
7 |
6,3 |
8,6 |
15 |
23 |
15,1 |
21,6 |
35 |
45,8 |
|
10 |
0,7 |
1,2 |
1,66 |
2,9 |
1,67 |
3,16 |
4,0 |
6,15 |
5,55 |
8,1 |
13,2 |
20 |
12,7 |
19,2 |
34,3 |
40,2 |
|
20 |
0,7 |
1,1 |
1,50 |
2,45 |
1,67 |
2,80 |
3,7 |
5,3 |
5,1 |
7,4 |
11,7 |
16,7 |
10,8 |
17,2 |
28,2 |
34,6 |
|
30 |
0,62 |
1,0 |
1,40 |
2,1 |
1,60 |
2,46 |
3,5 |
4,6 |
4,3 |
6,7 |
10,6 |
14,0 |
9,3 |
15,4 |
24,6 |
29 |
|
40 |
0,55 |
0,97 |
1,23 |
1,85 |
1,50 |
2,20 |
3,16 |
4,12 |
3,6 |
5,8 |
8,8 |
12,3 |
7,9 |
12,6 |
20,6 |
24,6 |
|
50 |
0,49 |
0,53 |
1,15 |
1,58 |
1,40 |
1,93 |
2,8 |
3,96 |
2,7 |
5,0 |
7,9 |
10,5 |
6,3 |
10,4 |
17,2 |
21 |
|
60 |
0,53 |
0,7 |
1,0 |
1,40 |
1,32 |
1,75 |
2,46 |
3,34 |
2,1 |
4,0 |
6,85 |
9,7 |
5,3 |
8,16 |
14 |
17,5 |
|
70 |
0,35 |
0,61 |
0,88 |
1,28 |
1,23 |
1,60 |
2,1 |
3,10 |
1,67 |
3,5 |
5,65 |
7,65 |
3,86 |
6,5 |
11,4 |
15,3 |
|
80 |
0,32 |
0,54 |
0,80 |
1,15 |
1,0 |
1,40 |
1,76 |
3,10 |
1,05 |
2,3 |
4,4 |
6,85 |
3,0 |
4,7 |
9,15 |
13 |
|
90 |
0,26 |
0,47 |
0,70 |
1,0 |
0,88 |
1,32 |
1,40 |
2,55 |
0,61 |
1,0 |
3,5 |
6,85 |
2,16 |
3,1 |
7 |
11,5 |
|
100 |
0,24 |
0,44 |
0,61 |
0,98 |
0,70 |
1,15 |
1,23 |
2,46 |
0,7 |
1,4 |
3,1 |
6,85 |
- |
- |
6,5 |
11,2 |
|
110 |
0,21 |
0,46 |
0,53 |
1,0 |
0,53 |
1,0 |
1,05 |
2,46 |
0,98 |
2,2 |
3,16 |
7,65 |
- |
- |
7,0 |
12,7 |
|
120 |
0,2 |
0,53 |
0,53 |
1,0 |
0,42 |
1,0 |
1,23 |
2,46 |
1,23 |
2,46 |
3,7 |
7,9 |
- |
- |
7,8 |
15 |
|
130 |
0,17 |
0,49 |
0,61 |
1,14 |
0,35 |
0,97 |
1,5 |
2,71 |
1,23 |
2,64 |
4,4 |
7,9 |
- |
- |
8,25 |
15,5 |
|
140 |
0,16 |
0,47 |
0,80 |
1,30 |
0,35 |
0,88 |
1,76 |
2,71 |
1,05 |
2,48 |
5,2 |
7,9 |
- |
- |
8,6 |
15,7 |
|
150 |
0,16 |
0,44 |
0,88 |
1,20 |
0,26 |
0,88 |
1,94 |
2,71 |
0,97 |
2,2 |
5,3 |
7,9 |
- |
- |
8,8 |
15,8 |
|
160 |
0,15 |
0,40 |
0,88 |
1,20 |
0,26 |
0,79 |
1,94 |
2,71 |
- |
- |
5,2 |
7,9 |
- |
- |
8,8 |
15,8 |
|
170 |
0,13 |
0,37 |
0,84 |
1,14 |
0,26 |
0,70 |
1,85 |
2,46 |
- |
- |
4,84 |
7,9 |
- |
- |
8,8 |
15,8 |
|
180 |
0,11 |
0,35 |
0,80 |
0,80 |
0,26 |
0,70 |
1,76 |
2,64 |
- |
- |
4,5 |
7,9 |
- |
- |
8.,8 |
15,8 |
|
* | ||||||||||||||||
Таблица 2 (Продолжение)
|
|
Е 0, МэВ |
|||||||||
|
1,0 |
1,25 |
1,5 |
||||||||
|
Материал мишени | ||||||||||
|
Аl |
Fe |
Au |
Sn |
Al |
Cu |
Au |
Al |
Cu |
Au |
|
|
0 |
39,6 |
58 |
81,6 |
79 |
49,3 |
72 |
133,5 |
84,5 |
128 |
216,3 |
|
10 |
36,0 |
51 |
75,5 |
65 |
43 |
70,3 |
128 |
74 |
121.4 |
210,5 |
|
20 |
28,2 |
42,2 |
65, |
54,5 |
30,6 |
52 |
103 |
47,5 |
92,5 |
186 |
|
30 |
19,4 |
31,8 |
55,4 |
44,8 |
24,6 |
36 |
97,5 |
92,6 |
67 |
154 |
|
40 |
14,1 |
29,8 |
49,2 |
37,5 |
20,6 |
32,5 |
82,4 |
26,4 |
51 |
134 |
|
50 |
12,3 |
23 |
45 |
30,8 |
16,4 |
29 |
72,4 |
22,8 |
45,7 |
124 |
|
60 |
9,7 |
19,4 |
33,5 |
27,2 |
14,4 |
20,6 |
61,5 |
20,2 |
38,8 |
114 |
|
70 |
8,1 |
15 |
29 |
22,8 |
12,3 |
19,6 |
59,8 |
16,7 |
36 |
103 |
|
80 |
4,76 |
11,4 |
22 |
19,7 |
10,3 |
18,5 |
57 |
13,2 |
30,8 |
92,5 |
|
90 |
2,0 |
4,5 |
17 |
16,7 |
6,15 |
17,5 |
56,4 |
7,91 |
28,2 |
82,9 |
|
100 |
2,65 |
6,5 |
32,5 |
15,4 |
5,6 |
16,4 |
54,5 |
7,22 |
24 |
85 |
|
110 |
3,18 |
8,3 |
37 |
14,0 |
5,1 |
16 |
52,7 |
6,7 |
23 |
79,4 |
|
120 |
3,1 |
9,7 |
39,5 |
15,0 |
4,56 |
15,4 |
51,8 |
6,15 |
18,5 |
77,5 |
|
130 |
3.1 |
9,7 |
39 |
15,4 |
4,14 |
14,9 |
51,1 |
5,64 |
17,6 |
76,7 |
|
140 |
3.1 |
9,7 |
39 |
16,7 |
3,6 |
14,4 |
49,2 |
5,1 |
16,7 |
75,7 |
|
150 |
3,1 |
7,8 |
37,8 |
17,6 |
3,0 |
14,0 |
58,5 |
4,65 |
15 |
74 |
|
160 |
3,0 |
7,0 |
37,8 |
17,6 |
2,5 |
13,9 |
- |
4,1 |
- |
- |
|
170 |
3.0 |
7,0 |
37,8 |
17,7 |
2,5 |
13,8 |
- |
3,1 |
- |
- |
|
180 |
2,9 |
6,15 |
37,8 |
17,6 |
2,5 |
13,8 |
- |
2,55 |
- |
- |
Таблица 2 (Продолжение)
|
|
Е 0, МэВ |
||||||||||
|
1,75 |
2 |
2,8 |
4 |
8 |
|||||||
|
Материал мишени | |||||||||||
|
Аl |
Cu |
Au |
Al |
Fe |
Au |
Al |
Fe |
Au |
Sn |
Sn |
|
|
0 |
129 |
206 |
340 |
256 |
358 |
457 |
817 |
964 |
1070 |
2750 |
16100 |
|
10 |
103 |
164 |
266 |
194 |
274 |
408 |
520 |
670 |
856 |
1895 |
4720 |
|
20 |
68 |
126 |
237 |
125 |
203 |
312 |
285 |
437 |
625 |
1119 |
3330 |
|
30 |
53 |
103 |
203 |
85,5 |
138 |
245 |
170 |
306 |
484 |
875 |
2740 |
|
40 |
47,5 |
67 |
189 |
67 |
105 |
189 |
138 |
238 |
382 |
735 |
2180 |
|
50 |
41,5 |
56 |
165 |
59 |
85 |
157 |
85 |
171 |
300 |
620 |
1580 |
|
60 |
32,6 |
51 |
155 |
33 |
67 |
119 |
68 |
121 |
252 |
525 |
1190 |
|
70 |
25,6 |
41,4 |
144 |
19,4 |
53 |
86 |
51 |
86 |
202 |
429 |
880 |
|
80 |
19,4 |
34,4 |
134 |
16,7 |
32 |
60 |
34 |
51 |
118 |
314 |
590 |
|
90 |
16,9 |
28,2 |
128,4 |
11,4 |
29 |
49 |
26 |
31 |
110 |
273 |
440 |
|
100 |
13,5 |
25,5 |
119 |
13,2 |
31 |
119 |
31 |
33 |
134 |
392 |
660 |
|
110 |
11,4 |
22,8 |
108 |
13,2 |
25 |
103 |
35 |
53 |
168 |
318 |
540 |
|
120 |
10,6 |
20,3 |
103 |
12,5 |
25,5 |
113 |
35 |
70,5 |
|
|
|
|
130 |
9,7 |
18,5 |
98 |
8,3 |
25 |
108 |
17,6 |
70,5 |
202 |
234 |
415 |
|
140 |
8,3 |
17,7 |
93 |
7,3 |
23 |
103 |
17,6 |
53 |
202 |
205 |
375 |
|
150 |
7,2 |
16,7 |
28 |
7,2 |
18,5 |
- |
17,6 |
53 |
185 |
182 |
345 |
|
160 |
6,15 |
|
|
|
|
|
|
|
|
169 |
325 |
|
170 |
5,7 |
|
|
|
|
|
|
|
|
145 |
307 |
|
180 |
5,2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
133 |
295 |
Таблица 2 (Продолжение)
|
|
Е 0, МэВ |
|||
|
10 |
30 |
60 |
100 |
|
|
Материал мишени | ||||
|
W |
W |
W |
W |
|
|
0 |
4,77-10 4 |
1-10 6 |
6,82-10 6 |
1,19-10 7 |
|
10 |
1,68-10 4 |
1,86-10 5 |
5,05-10 5 |
8,75-10 5 |
|
20 |
8,12-10 3 |
8,05-10 4 |
1,8-10 5 |
2,35-10 5 |
|
30 |
5,26-10 3 |
3,9-10 4 |
6,27-10 4 |
8.74-10 4 |
|
40 |
3,34-10 3 |
2,18-10 4 |
2,92-10 4 |
5,95-10 4 |
|
50 |
2,2-10 3 |
1.38-10 4 |
1,64-10 4 |
4,2-10 4 |
|
60 |
1,28-10 3 |
9,4-10 3 |
8,7-10 3 |
3,5-10 4 |
|
70 |
|
5,57-10 3 |
5,87-10 3 |
3,14-10 4 |
|
80 |
|
2,34-10 3 |
2,34-10 3 |
2,96-10 4 |
|
90 |
|
1,0-10 3 |
1,45-10 3 |
2,76-10 4 |
|
100 |
|
1,49-10 3 |
9,0-10 2 |
2,58-10 4 |
|
110 |
|
1,75-10 3 |
1,22-10 3 |
2,16-10 4 |
|
120 |
|
1,75-10 3 |
1,19-10 3 |
1,85-10 4 |
|
130 |
|
1,75-10 3 |
1,15-10 3 |
1,5-10 4 |
|
140 |
|
1,62-10 3 |
1,13-10 3 |
1,39-10 4 |
|
150 |
|
1,45-10 3 |
1,11-10 3 |
1,22-10 4 |
|
160 |
|
|
|
1,18-10 4 |
|
170 |
|
|
|
1,0-10 4 |
|
180 |
|
|
|
9,7-10 4 |
Приложение N 5
к СанПиН 2.6.1.-25
Вентиляция помещений ускорителя
Для удаления образующихся в рабочей камере ускорителя теплоизбытков в ней должны быть обеспечены кратности воздухообмена не менее, приведенных в таблице 1.
Таблица 1
Минимальные кратности воздухообмена в рабочей камере ускорителя
|
Объём рабочей камеры, м 3 |
до 100 |
100-500 |
500-1000 |
свыше 1000 |
|
Кратность воздухообмена, ч -1 |
15 |
10 |
5 |
2 |
При обеспечении приведенных кратностей воздухообмена в рабочей камере во время работы ускорителя, в большинстве случаев концентрации образующихся вредных для человеческого организма веществ значительно превышают их предельно допустимые концентрации (ПДК). Поэтому после выключения ускорителя для обеспечения безопасности персонала вводится запретный период (Т запр), в течение которого вход персонала в рабочую камеру должен быть исключен.
Запретный период, в общем случае, следует определять по формуле:
, ч, (1)
где: С i - концентрация i-гo токсичного (радиоактивного) вещества в рабочей камере в момент прекращения облучения, мг/м (ГБк/м 3);
ПДК i - предельно допустимая концентрация i-ro токсичного вещества, мг/м 3;
ДКа i - допустимая концентрация 1-го радиоактивного вещества, ГБк/м 3;
К кам - кратность воздухообмена в рабочей камере ускорителя, ч -1;
i - коэффициент, характеризующий химическую (или ядерную) нестойкость токсичного (радиоактивного) вещества после прекращения облучения, ч-1 .
В результате радиолиза воздуха образуются озон и окислы азота, являющиеся постоянно сопутствующими факторами опасности при работе ускорителя.
Однако, ввиду того, что при работе ускорителей токсичность продуктов радиолиза воздуха определяется, в основном, образующимся озоном (ПДК озона в 50 раз ниже ПДК окислов азота), все расчеты вентиляции должны основываться на обеспечении необходимого снижения концентрации озона.
Продукты радиолиза воздуха на установках с ускорителями электронов образуются лишь в зоне пучка ускоренных электронов. Затем они распространяются в объеме всей камеры (за счёт перемешивания воздуха).
Концентрация озона в зоне действия пучка электронов рассчитывается по формуле:
, мг/м 3, (2)
где - концентрация озона в зоне облучения (в пучке электронов) во время работы ускорителя;
t зо - время нахождения воздуха в зоне облучения (в пучке электронов), ч;
J - ток пучка электронов, А;
S зо - площадь поперечного сечения зоны облучения (развертки), м 2;
К зо - кратность воздухообмена в зоне облучения (в пучке), ч -1;
рад - коэффициент, учитывающий радиационную нестойкость озона, величина которого зависит от мощности поглощенной дозы в воздухе и рассчитывается по формуле:
рад=1,6-10-2 -Р0,6, ч-1 (3)
Мощность поглощенной дозы ускоренных электронов в воздухе рассчитывается по формуле:
, сГр/ч, (4)
где: - ионизационные потери, МэВ-см 2/г (см. таблицу 2);
d - расстояние от выходного окна ускорителя до мишени, м.
Таблица 2
Ионизационные потери при прохождении ускоренных электронов различной энергии в воздушной среде
|
Е 0, МэВ |
0,2 |
0,3 |
0,4 |
0,6 |
0,8 |
1,0 |
1,5 |
|
|
2,46 |
2,08 |
1,90 |
1,74 |
1,70 |
1,66 |
1,66 |
|
Е 0, МэВ |
2 |
3 |
4 |
6 |
8 |
10 |
20 |
|
|
1,68 |
1,74 |
1,79 |
1,88 |
1,93 |
1,98 |
2,13 |
|
Е 0, МэВ |
30 |
40 |
60 |
80 |
100 |
|
|
2,22 |
2,29 |
2,38 |
2,45 |
2,50 |
Для наиболее эффективного удаления образующихся вредностей целесообразно устанавливать местные отсосы вблизи мест образования этих вредностей.
При эксплуатации ускорителя с индивидуальной радиационной защитой продукты радиолиза воздуха образуются в небольшом объеме. В этом случае важно предотвратить распространение этих вредностей в пультовую и другие помещения, где постоянно находится персонал. Для этого производительность местного отсоса из зоны облучения должна быть такой, чтобы он обеспечил скорость движения воздуха в местах подсосов (вход и выход транспортера в зону облучения, щели и т. п.) не менее 0,5 м/с. Обычно это условие соблюдается при производительности местного отсоса 500-1000 м 3/ч.
Существует несколько вариантов местной вентиляции из зоны облучения, а именно, отсоса воздуха:
на уровне действия пучка электронов по краю развертки его (с одной или обеих сторон технологического канала);
с обеих сторон ускорителя на выходе и входе технологического канала в зону облучения;
сверху радиационной защиты (индивидуальная защита ускорителей играет роль затяжного зонта).
Ускоритель может быть введен в действие лишь при включении местной вентиляции. Система местного отсоса из зоны облучения должна работать от отдельного вентилятора. Вентилятор должен быть вынесен за пределы помещения.
Ввиду малого объема зоны облучения на ускорителе электронов с индивидуальной защитой снижение концентрации газообразных продуктов радиолиза или активации в технологическом канале до ПДК (ДК а) при работающем отсосе происходит практически за несколько секунд после выключения ускорителя, поэтому понятие запретного периода в этом случае теряет практический смысл.
Выброс в атмосферу воздуха, не содержащего кроме продуктов его радиолиза (озона и окислов азота) никаких других токсических или радиоактивных веществ, может производиться без предварительной очистки.
При наличии воздухообмена в зоне облучения образование озона и его распространение в объеме камеры при включенном ускорителе происходит непрерывно. Причем концентрация озона в воздухе зависит от организации вентиляции, объема камеры, места расположения ускорителя в рабочей камере, направления пучка электронов по отношению к направлению движения воздушных потоков. Поэтому точно концентрацию озона в воздухе рабочей камеры ускорителя можно рассчитать лишь исходя из конкретных условий, перечисленных выше.
Линейная скорость движения воздуха в рабочей камере (v) будет равна:
v = K кам-l, м/ч, (5)
где K кам - кратность воздухообмена в рабочей камере, ч -1;
l - длина рабочей камеры, м.
В случае, когда пучок электронов направлен перпендикулярно направлению движения воздуха в рабочей камере, время нахождения каждой порции воздуха в зоне облучения (в пучке электронов) составит:
, ч, (6)
где а - средняя ширина сечения пучка электронов, м.
Тогда кратность воздухообмена в зоне облучения составит:
, ч -1.
Таким образом определяются все параметры (tзо; Кзо; рад), необходимые для расчета концентрации озона в зоне пучка электронов.
Количество озона, образующегося за 1 ч, будет равно:
, мг/ч , (7)
где: V зо - объем зоны облучения, м 3.
За 1 ч через рабочую камеру проходит L м 3 воздуха:
L = V кам-K кам, м 3/ч, (8)
где: V кам - объем рабочей камеры, м 3.
Концентрация озона в воздухе камеры при установившемся режиме будет равна:
, мг/м 3. (9)
Для охлаждения фольги выходного окна ускорителя ее обдувают струей сжатого воздуха с расходом около 100 м 3/ч. Практически весь этот воздух проходит через пучок ускоренных электронов. Каждая порция воздуха будет находиться в зоне облучения около 1 секунды (t зо = 0,0003 ч, К зо = 3600 ч -1). Подставляя значения t зо и К зо в (9), можно рассчитать концентрацию озона.
На ускорителях электронов высоких энергий (более 10 МэВ) происходит активация облучаемых компонентов среды и материалов по реакциям (,n), (,p) и существует опасность внутреннего облучения персонала за счет активации компонентов воздуха. Так, энергетический порог реакций 14N(,n) 13N и 16О(,n) 15О составляет 10,6 МэВ и 15,7 МэВ, соответственно.
Концентрация радиоактивного газа в воздухе зоны облучения во время работы ускорителя может быть рассчитана по формуле:
, ГБк/м 3, (10)
где: С 0' - постоянная скорости образования радиоактивного газа в воздухе, ;
Т 1/2 - период полураспада образующегося радионуклида, ч;
Е 0 - энергия электронов, МэВ.
Зависимость С 0' от энергии электронов приведена на рисунке 1.
В таблице 3 приведены значения запретного периода входа в рабочую камеру ускорителя, рассчитанные по приведенным в данном приложении формулам для тока пучка электронов J = 1 мА, кратности воздухообмена в рабочей камере K кам= 25 ч -1, объема камеры V кам = 560 м 3 , расстояния от выходного окна ускорителя до мишени d = 5 м. Расчет проводился, исходя из образования озона, 13N и 15О.
Таблица 3
Величины запретного периода времени
|
Е 0, МэВ |
Т запр, мин |
||
|
Озон |
13N |
15О |
|
|
10 |
7 |
0 |
0 |
|
15 |
7 |
3 |
0 |
|
20 |
7 |
5,5 |
2 |
|
25 |
7 |
7 |
5 |
|
30 |
7 |
9 |
7 |
|
35 |
7 |
11 |
10 |
При энергиях электронов до 30 МэВ расчет запретного периода следует вести по озону, а при энергиях свыше 30 МэВ - по накоплению радиоактивных газов.
Если запретный период, обусловленный необходимостью снижения мощности дозы излучения от активированных конструкционных материалов и объектов облучения до допустимого уровня, превышает запретный период, рассчитанный по формуле 1, то запретный период определяется необходимостью снижения мощности дозы излучения от активированных конструкционных материалов и объектов облучения до допустимого уровня.
Пример: Ускоритель электронов (Е 0 = 30 МэВ, J = 10 -3 А) размещен в рабочей камере объемом V кам = 600 м 3 , с кратностью воздухообмена К кам =10 ч -1 . Расстояние от выходного окна ускорителя до мишени d = 5 м, средняя площадь развертки пучка электронов S зо = 0,05 м 2. Определить запретный период входа персонала в рабочую камеру.
Решение:
а) Рассчитаем запретный период, исходя из образования озона.
,
хим - коэффициент, учитывающий химическую нестойкость озона после отключения ускорителя (
хим = 1,2 ч-1), не зависит от условий облучения.
, мг/м 3;
ч -1.
Тогда: ч.
рад = 1,6-10-2 - Р0,6, ч-1;
рад = 1,6-10-2 (8-109)0,6 = 1,4-104 ч-1;
;
б) Рассчитаем запретный период, исходя из образования радиоактивных газов.
При энергии электронов 30 МэВ преобладающим является образование 15О по сравнению с образованием 13N (см. рис. 1).
Для 15О Т 1/2 = 2 мин = 0,033 ч, ДК А = 37 кБк/м 3 (1-10 -6 Ки/м 3).
Для 13N Т 1/2 = 10 мин = 0,167 ч, ДК А = 74 кБк/м 3 (2-10 -6 Ки/м 3).
в) Учитывая более длительный по сравнению с 15О период полураспада 13N, снижение концентрации изотопа 13N после отключения ускорителя будет происходить гораздо медленнее, т. к. основную роль в снижении его концентрации будет играть кратность воздухообмена, а не распад нуклида, как в случае 15О.
Сравнивая полученные величины запретных периодов видим, что наибольшее значение запретного периода определяется образованием 13N. Поэтому принимаем его равным 23 мин.
Рис. 1. Зависимость постоянной скорости образования () радионуклидов 13N и 15О от энергии электронов (вольфрамовая мишень).
Приложение N 6
к СанПиН 2.6.1.-25
Состав и площади помещений рентгеновских кабинетов
Таблица 1
Площадь процедурной с разными рентгеновскими аппаратами
|
Рентгеновский аппарат |
Площадь, кв. м (не менее) |
|
|
предусматривается использование каталки |
не предусматривается использование каталки |
|
|
Рентгенодиагностический комплекс (РДК) с полным набором штативов (ПСШ, стол снимков, стойка снимков, штатив снимков) |
45 |
40 |
|
РДК с ПСШ, стойкой снимков, штативом снимков |
34 |
26 |
|
РДК с ПСШ и универсальной стойкой-штативом, рентгенодиагностический аппарат с цифровой обработкой изображения |
34 |
26 |
|
РДК с ПСШ, имеющим дистанционное управление |
24 |
16 |
|
Аппарат для рентгенодиагностики методом рентгенографии (стол снимков, стойка для снимков, штатив снимков) |
16 |
16 |
|
Аппарат для рентгенодиагностики с универсальной стойкой-штативом |
24 |
14 |
|
Аппарат для близкодистанционной рентгенотерапии |
24 |
16 |
|
Аппарат для дальнедистанционной рентгенотерапии |
24 |
20 |
|
Аппарат для остеоденситометрии |
|
8 |
Таблица 2
Минимально необходимый состав и площади помещений рентгенодиагностического кабинета
|
Наименование помещения |
Площадь, кв. м (не менее) |
|
1 |
2 |
|
Кабинет рентгенодиагностики | |
|
1.Флюорографический кабинет для массовых обследований |
|
|
- процедурная |
14 |
|
- комната управления (может отсутствовать при использовании аппаратов с рентгенозащитной кабиной) |
6 |
|
- фотолаборатория <2> |
6 |
|
2.Кабинет рентгенодиагностики методом рентгенографии и (или) рентгеноскопии |
|
|
- процедурная |
по табл. 1 |
|
- комната управления |
6 |
|
- фотолаборатория <2> |
8 |
|
3.Кабинет рентгенодиагностики заболеваний желудочно-кишечного тракта |
|
|
- процедурная |
по табл. 1 |
|
- комната управления |
6 |
|
- фотолаборатория <2> |
8 |
|
- уборная для пациентов |
3 |
|
4.Кабинет рентгенодиагностики заболеваний молочной железы методом маммографии |
|
|
- процедурная |
6 |
|
- процедурная спец. методов (при необходимости) |
8 |
|
- фотолаборатория <2> |
8 |
|
5.Кабинет рентгенодиагностики заболеваний мочеполовой системы (урологический) |
|
|
- процедурная со сливом |
по табл. 1 |
|
- комната управления |
6 |
|
- фотолаборатория <2> |
8 |
|
6.Рентгеностоматологический кабинет с дентальным аппаратом для интраоральной рентгенографии, работающим с пленочным приемником изображения, без стоматологической установки
- процедурная
- фотолаборатория |
8
6 |
|
7. Рентгеностоматологический кабинет с дентальным аппаратом для интраоральной рентгенографии, работающим с высокочувствительным пленочным приемником изображения, не требующим проявки в лаборатории, и (или) цифровым приемником изображения, в том числе с радиовизиографом (без стоматологической установки)
- процедурная |
6 |
|
8. Рентгенодиагностический кабинет с панорамным ренгеновским аппаратом или конусно-лучевым компьютерным томографом
- процедурная
- комната управления (может отсутствовать при использовании аппаратов, укомплектованных средствами защиты рабочих мест персонала) |
8
6
|
|
9.Кабинет топометрии (планирования лучевой терапии) |
|
|
- процедурная |
по табл. 1 |
|
- комната управления |
6 |
|
Рентгенооперационный блок | |
|
1. Блок диагностики и хирургического лечения заболеваний сердца и сосудов |
|
|
- рентгенооперационная |
48 |
|
- комната управления (может отсутствовать при использовании аппаратов, укомплектованных средствами защиты рабочих мест персонала) |
8 |
|
2.Блок для диагностики и хирургического лечения заболеваний легких и средостения |
|
|
- рентгенооперационная |
32 |
|
- комната управления (может отсутствовать при использовании аппаратов, укомплектованных средствами защиты рабочих мест персонала) |
8 |
|
3. Блок диагностики и хирургического лечения заболеваний опорно-двигательного аппарата, и (или) урогенитальной системы, и (или) эндокринной системы |
|
|
- рентгенооперационная |
26 |
|
- комната управления (может отсутствовать при использовании аппаратов, укомплектованных средствами защиты рабочих мест персонала) |
6 |
|
4. Блок диагностики и хирургического лечения заболеваний репродуктивных органов (молочной железы) |
|
|
- рентгенооперационная |
8 |
|
- комната управления (может отсутствовать при использовании аппаратов, укомплектованных средствами защиты рабочих мест персонала) |
4 |
|
Кабинет рентгеновской компьютерной томографии | |
|
1. Кабинет РКТ для исследования головы |
|
|
- процедурная |
18 |
|
- комната управления |
7 |
|
- генераторная/компьютерная |
8 |
|
2. Кабинет РКТ для рутинного исследования |
|
|
- процедурная |
22 |
|
- комната управления |
8 |
|
- генераторная/компьютерная |
8 |
|
3.Кабинет РКТ для рентгенохирургических исследований |
|
|
- процедурная |
36 |
|
- комната управления |
10 |
|
- генераторная/компьютерная |
8 |
<1> Необязательно.
<2> Не нужны при использовании аппаратов для цифровой рентгенографии и флюорографии.
Таблица 3
Состав и площадь помещений кабинета рентгенотерапии
|
Наименование помещения |
Площадь, кв. м (не менее) |
|
1. Кабинет близкофокусной рентгенотерапии |
|
|
- процедурная с 2 - 3 излучателями |
16 |
|
- процедурная с 1 излучателем |
12 |
|
- комната управления |
9 |
|
- ожидальная |
6 |
|
2. Кабинет дальнефокусной рентгенотерапии |
|
|
- процедурная |
20 |
|
- комната управления |
9 |
|
- ожидальная |
6 |
Приложение N 7
к СанПиН 2.6.1.-25
Номенклатура обязательных средств радиационной защиты
|
Средство радиационной защиты* |
Вид рентгенорадиологического исследования/процедуры |
||||||||
|
Флюорография |
Рентгеноскопия |
Рентгенография |
Урография |
Маммография, денситометрия |
Интервенционные исследования |
Рентгеностоматология |
Рентгенотерапия |
РКТ**** |
|
|
Большая защитная ширма/флюорография** |
1 |
1 |
1 |
1 |
1 |
1 |
1*** |
|
|
|
Малая защитная ширма |
|
1 |
|
1 |
|
1 |
|
|
|
|
Фартук защитный односторонний |
|
1 |
1 |
1 |
1 |
1 |
|
1 |
|
|
Фартук защитный двусторонний |
|
|
|
1 |
|
1 |
|
|
|
|
Фартук защитный стоматологический |
|
|
|
|
|
|
1*** |
|
|
|
Воротник защитный |
1 |
1 |
1 |
1 |
1 |
1 |
1*** |
|
1 |
|
Жилет защитный с юбкой защитной |
|
1 |
|
1 |
|
1 |
|
|
1 |
|
Передник для защиты гонад или юбка защитная |
1 |
1 |
1 |
1 |
1 |
1 |
1*** |
|
|
|
Пластины ограничительные |
|
1 |
1 |
1 |
|
1 |
|
1 |
|
|
Шапочка защитная |
|
1 |
|
1 |
|
1 |
|
|
|
|
Очки защитные |
|
1 |
|
1 |
|
1 |
|
|
|
|
Перчатки защитные |
|
1 |
|
1 |
|
1 |
|
|
|
|
Набор защитных пластин |
|
|
1 |
1 |
|
1 |
|
1 |
|
Примечание: *в зависимости от принятой медицинской технологии разрешается применять другие средства радиационной защиты.
** для флюорографических аппаратов без рентгенозащитной кабины.
***из расчета на 1 рентгеновский кабинет.
**** для защиты персонала, в расчете на 1 чел.
Приложение N 8
к СанПиН 2.6.1.-25
Назначение и минимальное значение свинцового эквивалента передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты
|
Наименование |
Назначение |
Минимальное значение свинцового эквивалента, мм Pb |
|
Передвижные средства радиационной защиты | ||
|
Большая защитная ширма персонала (одно-, двух-, трехстворчатая и др.) |
для защиты от излучения всего тела человека |
1,0 |
|
Малая защитная ширма врача (пациента) |
для защиты нижней части тела |
1,0 |
|
Экран защитный поворотный |
для защиты отдельных частей тела в положении стоя, сидя или лежа |
0,5 |
|
Экран защитный передвижной |
для защиты всего тела; может применяться взамен большой защитной ширмы |
1,0 |
|
Защитная штора |
для защиты всего тела; может применяться взамен большой защитной ширмы |
0,25 |
|
Индивидуальные средства радиационной защиты | ||
|
Фартук защитный односторонний тяжелый |
для защиты тела спереди от горла до голеней (на 10 см ниже колен) |
0,35 |
|
Фартук защитный односторонний легкий |
для защиты тела спереди от горла до голеней (на 10 см ниже колен) |
0,25 |
|
Фартук защитный двусторонний передняя поверхность - тяжелый - легкий вся остальная поверхность - тяжелый - легкий |
для защиты тела спереди от горла до голеней (на 10 см ниже колен), включая плечи и ключицы, а сзади от лопаток, включая кости таза, ягодицы, и сбоку до бедер (не менее чем на 10 см ниже пояса |
0,35 0,25
0,25 0,15 |
|
Фартук защитный стоматологический |
для защиты щитовидной железы, передней части тела, включая гонады, кости таза при стоматологических исследованиях или исследовании черепа |
0,25 |
|
Накидка защитная (пелерина) |
для защиты плечевого пояса и верхней части грудной клетки |
0,35 |
|
Воротник защитный - тяжелый - легкий |
для защиты щитовидной железы и области шеи; должен применяться также совместно с фартуками и жилетами, имеющими вырез в области шеи |
0,35 0,25 |
|
Жилет защитный: передняя поверхность - тяжелый - легкий остальная поверхность - тяжелый - легкий |
для защиты спереди и сзади органов грудной клетки от плеч до поясницы |
0,35 0,25
0,25 0,15 |
|
Юбка защитная - тяжелая - легкая |
для защиты со всех сторон области гонад и костей таза, должна иметь длину не менее 35 см (для взрослых) |
0,5 0,35 |
|
Передник для защиты гонад -тяжелый - легкий |
для защиты половых органов со стороны пучка излучения |
0,5 0,35 |
|
Шапочка защитная (вся поверхность) |
для защиты области головы |
0,25 |
|
Очки защитные |
для защиты глаз |
0,25 |
|
Перчатки защитные - тяжелые - легкие |
для защиты кистей рук и запястий, нижней половины предплечья |
0,25 0,15 |
|
Защитные пластины (в виде наборов различной формы) |
для защиты отдельных участков тела |
0,1-0,5 |
|
Подгузник, пеленка, пеленка с отверстием |
для защиты различных частей тела и групп органов ребенка, а также всего тела за исключением области исследования |
0,35 |
|
Рентгенозащитные средства для использования в рентгенохирургических кабинетах (многослойные рентгенозащитные фартуки со специализированным креплением для облегчения ношения и др.) |
для защиты тела спереди и сзади |
1,0 |
Приложение N
к СанПиН 2.6.1.-25
Расчет стационарной защиты в подразделениях рентгеновской диагностики
1. Значения ДМЭД (мкЗв/ч) в помещениях и на территориях различного назначения рассчитываются, исходя из основных пределов годовой дозы для соответствующих категорий облучаемых лиц и максимально возможной продолжительности их пребывания там, по формуле:
, мкЗв/ч, (1)
где: ПД - основной предел годовой эффективной дозы для соответствующей категории лиц, мЗв/год;
t c- продолжительность односменной работы на рентгеновском аппарате персонала группы А в течение года;
n-коэффициент сменности, учитывающий возможность двухсменной работы и связанную с этим увеличенную продолжительность облучения персонала группы Б и населения, отн. ед.;
T- коэффициент занятости помещения или территории для соответствующих категорий облучаемых лиц, учитывающий максимально возможную продолжительность их пребывания в этих местах, отн. ед.;
10 3- множитель перевода мЗв в мкЗв.
2. В таблице 1 Приложения N 9 к Правилам приведены значения ДМЭД для различных помещений и территорий для отделений рентгеновской диагностики, в зависимости от значений коэффициентов занятости Т, сменности n и продолжительности работы с учетом сменности t cn. Для персонала группы А отделений рентгеновской диагностики было принято t c = 1500 ч/год (30-часовая рабочая неделя). Приведенные значения ДМЭД используются для целей расчета защиты и радиационного контроля.
Таблица 1
Допустимая мощность эффективной дозы (ДМЭД) и номинальные значения параметров Т, n и t сn в помещениях кабинетов отделений рентгеновской диагностики, в смежных помещениях и на прилегающей территории
|
N пп |
Помещение, территория |
ДМЭД, мкЗв/ч |
T, отн. ед. |
n, отн. ед |
t cn, час |
|
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
|
1 |
Помещения постоянного пребывания персонала группы А (процедурная, комната управления, комната приготовления бария, фотолаборатория, кабинет врача-рентгенолога, предоперационная и другие) |
13 |
1 |
1 |
1500 |
|
2 |
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с процедурной рентгеновского кабинета, имеющие постоянные рабочие места персонала группы Б |
2,5 |
1 |
1,3 |
2000 |
|
3 |
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с процедурной рентгеновского кабинета без постоянных рабочих мест (холл, гардероб, лестничная площадка, коридор, комната отдыха, уборная, кладовая и другие) |
10 |
0,25 |
1,3 |
2000 |
|
4 |
Помещения эпизодического пребывания персонала группы Б(технический этаж, подвал, чердак и другие) |
40 |
0,06 |
1,3 |
2000 |
|
5 |
Палаты стационара, смежные по вертикали и горизонтали с процедурной рентгеновского кабинета |
1,3 |
0,25 |
2 |
3000 |
|
6 |
Территория, прилегающая к наружным стенам процедурной рентгеновского кабинета |
2,8*(62) |
0,12 |
2 |
3000 |
|
7 |
На внутренних поверхностях стен (перекрытий) рентгеностоматологического кабинета, отделяющих его от жилых помещений |
0,3 |
1 |
2 |
3000 |
3. Расчет стационарной защиты рентгеновского кабинета при его проектировании основан на определении требуемой кратности ослабления K мощности поглощенной дозы в воздухе рентгеновского излучения в точке расчета в отсутствие защиты до такого значения проектной мощности дозы за защитой, которая обеспечивает не превышение ДМЭД. Кратность ослабления K защиты вычисляется по формуле:
, отн. ед., (2)
где: k 1 - коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе, принимаемый равным 0,5 Зв/Гр;
k 2 -коэффициент запаса на проектирование, равный 2;
R - радиационный выход рентгеновского аппарата, мГрм 2/(мАмин);
W-номинальная рабочая нагрузка рентгеновского аппарата, (мА-мин)/нед;
N - коэффициент направленности излучения, отн. ед.;
30 - значение нормированного времени работы рентгеновского аппарата в неделю при односменной работе персонала группы А (30 - часовая рабочая неделя), ч/нед;
r - расстояние от фокуса рентгеновской трубки до точки расчета, м, или расстояние от изоцентра до точки расчета, м;
10 3 - множитель перевода мГр в мкГр.
4. Значения радиационного выхода R в зависимости от напряжения на рентгеновской трубке имеются в технической документации на рентгеновский аппарат или в протоколе контроля эксплуатационных параметров. При их отсутствии используют номинальные значения R, приведенные в таблице 6 Приложения 11.
5. Значения номинальной рабочей нагрузки W и анодного напряжения U, используемых для расчета стационарной защиты рентгеновских кабинетов, в зависимости от типа и назначения рентгеновского аппарата приведены в таблице 2 Приложения 9.
6. Коэффициент направленности N учитывает направления распространения рентгеновского излучения (первичного пучка и рассеянного излучения) при работе аппарата. В направлении распространения первичного пучка рентгеновского излучения аппарата с неподвижным источником излучения для получения изображения значение N принимается равным 1. Для аппаратов с подвижным источником излучения для получения изображения (рентгеновский компьютерный томограф, стоматологический аппарат для панорамных снимков и др.) значение N принимается равным 0,1 для направлений сканирующего пучка излучения (в плоскости вращения излучателя). Для рассеянного излучения обоих типов аппаратов значение N принимается равным 0,05.
Таблица 2
Номинальные значения рабочей нагрузки W и анодного напряжения U для расчета стационарной защиты рентгеновских кабинетов
|
N пп |
Рентгеновская аппаратура* |
Рабочая нагрузка W, (мАмин)/ в неделю |
Анодное напряжение, кВ |
|
1 |
2 |
3 |
4 |
|
1 |
Флюорографический аппарат с люминесцентным экраном и оптическим переносом изображения, пленочный или цифровой |
1000 |
100 |
|
2 |
Флюорографический аппарат со сканирующей линейкой |
1000 |
100 |
|
3 |
Флюорографический малодозовый аппарат с УРИ 1, ПЗС 2- матрицей и цифровой обработкой изображения |
70 |
100 |
|
4 |
Рентгенодиагностический аппарат общего назначения, пленочный или цифровой |
1000 |
100 |
|
5 |
Рентгеновские аппараты для интервенционных процедур |
1000 |
100 |
|
6. |
Ангиографический аппарат, хирургический передвижной аппарат с УРИ |
300 |
100 |
|
7 |
Рентгеновский компьютерный томограф: до 8 линеек детекторов от 8 до 320 линеек детекторов |
2000 7000 |
140 140 |
|
8 |
Палатный рентгеновский аппарат |
100 |
90 |
|
9 |
Рентгеноурологический аппарат |
400 |
90 |
|
10 |
Рентгеновский аппарат для литотрипсии |
200 |
90 |
|
11 |
Маммографический аппарат пленочный или цифровой |
300 |
35 |
|
12 |
Рентгеновский аппарат для планирования лучевой терапии (симулятор) |
200 |
100 |
|
13 |
Аппарат для близкодистанционной рентгенотерапии |
3000 |
100 |
|
14 |
Аппарат для дальнедистанционной рентгенотерапии |
3000 |
300 |
|
15 |
Остеоденситометр для всего тела |
200 |
Номинальное |
|
16 |
Дентальный аппарат для внутриротовых снимков с пленочным приемником |
200 |
70 |
|
17 |
Дентальный аппарат для внутриротовыхснимков цифровой (радиовизиограф) |
40 |
70 |
|
18 |
Дентальный аппарат для панорамных снимков |
200 |
90 |
|
19 |
Дентальный рентгеновский компьютерный томограф |
200 |
120 |
|
20 |
Микрофокусный рентгеновский аппарат |
10 |
150 |
Примечание: *для аппаратов, не вошедших в таблицу 2 Приложения N 9 к Правилам, W рассчитывается по значению фактической экспозиции при стандартизированных значениях анодного напряжения. Для рентгеновских аппаратов, в которых максимальное анодное напряжение ниже указанного в таблице 2 Приложения N 9 к Правилам, при расчетах и измерениях необходимо использовать максимальное напряжение, указанное в технической документации на аппарат;
1усилитель рентгеновского изображения;
2прибор с зарядовой связью.
7. Расстояние от фокуса рентгеновской трубки до точки расчета определяется по проектной документации на рентгеновский кабинет. За точки расчета защиты принимаются точки, расположенные на минимальном расстоянии от фокуса на высоте 1 м от пола в защищаемом помещении:
а) над и под процедурной;
б) смежно по горизонтали - на расстоянии 10 см от стены.
На территории учреждения за точки расчета принимают точки, расположенные на расстоянии 10 см от наружной стены помещения процедурной на высоте 1 м, а при наличии окон - до 2 м от отмостки здания. В помещении рентгено-стоматологического кабинета, расположенного смежно с жилым помещением, за точки расчета принимаются точки, расположенные:
на высоте 1 м от пола, вплотную к внутренним поверхностям стен кабинета, размещенного смежно по горизонтали с жилыми помещениями;
на уровне пола или потолка кабинета, при расположении жилого помещения, соответственно, под или над кабинетом.
8. На основании рассчитанных значений кратности ослабления определяют необходимые значения свинцовых эквивалентов элементов стационарной защиты. В таблице 1 Приложения N 11 к Правилам представлены значения свинцовых эквивалентов в зависимости от значения кратности ослабления в диапазоне напряжений на рентгеновской трубке от 50 до 250 кВ.
9. Средства защиты, поставляемые в виде готовых изделий (защитные двери, защитные смотровые окна, ширмы, ставни, жалюзи и др.), должны обеспечивать кратность ослабления излучения, не менее предусмотренной расчетом защиты, содержащимся в технологической части проекта рентгеновского кабинета.
10. Для изготовления стационарной защиты используют материалы, обладающие необходимыми конструкционными и защитными характеристиками, отвечающие санитарно-гигиеническим требованиям. Защитные характеристики (свинцовые эквиваленты) основных строительных и специальных защитных материалов приведены в таблицах 1 - 5 Приложения N 11 к Правилам. При применении материалов, не перечисленных в таблицах 1 - 5 Приложения N 11 к Правилам, необходимо иметь документы, подтверждающие их защитные свойства. Защитные характеристики материалов определяют в аккредитованных организациях с использованием контрольных образцов.
11. Организации, проектирующие и изготавливающие средства радиационной защиты, включая радиационно-защитные материалы, должны иметь соответствующие лицензии на деятельность с генерирующими ИИИ, выданные органом, осуществляющим федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор.
12. Расчет защиты для двух или более медицинских рентгеновских аппаратов одного или различного назначения, установленных в одной процедурной, проводится с учетом суммарной рабочей нагрузки всех аппаратов по формуле (3):
, (3)
где i - индекс аппарата, а остальные обозначения даны в пояснениях к формуле (2) в данном приложении. Необходимая толщина защитных ограждений определяется по значению свинцового эквивалента, соответствующего наибольшему номинальному анодному напряжению из всех аппаратов. Эти же требования предъявляются при расчете защиты комнаты управления, смежной с процедурной.
13. В процедурной рентгеновского кабинета, где пол расположен непосредственно над грунтом или потолок находится непосредственно под крышей (если она не используется), защита от излучения в этих направлениях не предусматривается.
14. Коммуникации через стены и перекрытия помещений рентгеновских кабинетов (воздуховод, водопровод, электрический кабель) оснащают защитой, обеспечивающей безопасность персонала. Коммуникации рекомендуется размещать вне зоны прямого пучка излучения.
Приложение N 10
к СанПиН 2.6.1.-25
Минимальные допустимые кожно-фокусные расстояния (КФР), см
|
Вид исследования |
КФР, см |
|
Маммография (с увеличением) |
20 |
|
Рентгенография на палатном, передвижном, хирургическом, дентальном аппаратах |
20 |
|
Рентгеноскопия на хирургическом аппарате (с УРИ) |
20 |
|
Рентгеноскопия на стационарном аппарате |
30 |
|
Рентгенография на стационарных снимочных рабочих местах, в том числе маммография |
45 |
|
Компьютерная томография на стационарном аппарате Стоматологическая компьютерная томография и панорамная томография (ортопантомография) |
20 15 |
|
Рентгеностоматологические интраоральные исследования на дентальных аппаратах с анодным напряжением *: до 60 кВ свыше 60 кВ |
10 20 |
Приложение N 11
к СанПиН 2.6.1.-25
Характеристика материалов для расчета стационарной защиты от первичного рентгеновского излучения
Таблица 1
Свинцовые эквиваленты защиты (мм) в зависимости от кратности ослабления К рентгеновского излучения
|
К, отн. ед. |
В диагностическом диапазоне напряжений на рентгеновской трубке (общая фильтрация 3-5 мм Al) |
200 кВ, фильтрация 3 мм Al |
250 кВ, фильтрация 0,5 мм Cu |
|||
|
50 кВ |
75 кВ |
100 кВ |
150 кВ |
|||
|
Толщина защиты из свинца, мм | ||||||
|
3 |
0,03 |
0,05 |
0,09 |
0,18 |
0,15 |
0,25 |
|
5 |
0,05 |
0,09 |
0,15 |
0,28 |
0,25 |
0,42 |
|
10 |
0,08 |
0,15 |
0,27 |
0,43 |
0,45 |
0,74 |
|
30 |
0,14 |
0,29 |
0,53 |
0,72 |
0,88 |
1,45 |
|
50 |
0,16 |
0,37 |
0,67 |
0,87 |
1,12 |
1,86 |
|
100 |
0,21 |
0,48 |
0,89 |
1,09 |
1,49 |
2,48 |
|
300 |
0,28 |
0,68 |
1,28 |
1,49 |
2,15 |
3,56 |
|
500 |
0,32 |
0,78 |
1,48 |
1,69 |
2,47 |
4,09 |
|
1000 |
0,37 |
0,92 |
1,74 |
1,98 |
2,91 |
4,83 |
|
3000 |
0,47 |
1,15 |
2,17 |
2,46 |
3,63 |
6,02 |
|
5000 |
0,51 |
1,26 |
2,37 |
2,70 |
3,96 |
6,57 |
|
10000 |
0,58 |
1,40 |
2,65 |
3,04 |
4,42 |
7,34 |
|
30000 |
0,68 |
1,64 |
3,09 |
3,59 |
5,15 |
8,55 |
|
50000 |
0,73 |
1,75 |
3,29 |
3,85 |
5,50 |
9,11 |
|
100000 |
0,80 |
1,90 |
3,57 |
4,21 |
5,96 |
9,88 |
|
300000 |
0,92 |
2,13 |
4,01 |
4,80 |
6,69 |
11,1 |
|
500 000 |
0,97 |
2,24 |
4,21 |
5,08 |
7,03 |
11,7 |
|
1 000 000 |
1,05 |
2,39 |
4,49 |
5,46 |
7,49 |
12,4 |
|
3 000 000 |
1,17 |
2,62 |
4,93 |
6,06 |
8,23 |
13,7 |
|
5 000 000 |
1,22 |
2,73 |
5,13 |
6,35 |
8,57 |
14,2 |
|
10 000 000 |
1,30 |
2,88 |
5,41 |
6,73 |
9,03 |
15,0 |
|
30 000 000 |
1,42 |
3,12 |
5,85 |
7,35 |
9,77 |
16,2 |
|
100 000 000 |
1,56 |
3,38 |
6,33 |
8,03 |
10,6 |
17,5 |
|
300 000 000 |
1,68 |
3,61 |
6,77 |
8,65 |
11,3 |
18,8 |
|
1000000000 |
1,82 |
3,87 |
7,25 |
9,33 |
12,1 |
20,1 |
Таблица 2
Свинцовые эквиваленты строительных материалов, используемых для защиты от рентгеновского излучения*
|
Материал |
Плотность, г см-3 |
Толщина свинца, мм |
Эквивалентная толщина материала (мм) в диагностическом диапазоне напряжений на рентгеновской трубке (общая фильтрация 3-5 мм Al) |
200 кВ, фильтрация 2 мм Al |
250 кВ, фильтрация 0,5 мм Cu |
|||||
|
50 кВ |
75 кВ |
100 кВ |
150 кВ |
|||||||
|
Сталь |
7,4 |
0,2 |
1,2 |
1,3 |
1,3 |
1,5 |
3,2 |
3,4 |
||
|
0,4 |
2,4 |
2,6 |
2,7 |
3,8 |
7,6 |
8 |
||||
|
0,6 |
3,5 |
4,0 |
4,1 |
7 |
13 |
12 |
||||
|
0,8 |
5 |
5 |
6 |
10 |
27 |
20 |
||||
|
1 |
6 |
7 |
7 |
13 |
40 |
28 |
||||
|
2 |
11 |
15 |
14 |
30 |
55 |
35 |
||||
|
6 |
30 |
47 |
44 |
82 |
80 |
48 |
||||
|
8 |
40 |
63 |
58 |
106 |
108 |
60 |
||||
|
10 |
49 |
79 |
73 |
129 |
140 |
75 |
||||
|
| ||||||||||
|
Бетон |
2,4 |
0,2 |
24 |
20 |
20 |
18 |
85 |
60 |
||
|
0,5 |
54 |
45 |
41 |
54 |
150 |
95 |
||||
|
1 |
101 |
88 |
70 |
106 |
210 |
125 |
||||
|
2 |
197 |
182 |
129 |
188 |
275 |
150 |
||||
|
3 |
295 |
278 |
190 |
255 |
400 |
210 |
||||
|
4 |
392 |
376 |
252 |
315 |
540 |
260 |
||||
|
6 |
587 |
570 |
379 |
429 |
670 |
300 |
||||
|
8 |
782 |
765 |
507 |
539 |
85 |
60 |
||||
|
10 |
977 |
959 |
634 |
648 |
150 |
95 |
||||
|
| ||||||||||
|
Кирпич полнотелый |
1,7 |
0,2 |
31 |
30 1 |
26 |
28 2 |
- |
- |
||
|
0,5 |
71 |
69 1 |
55 |
71 2 |
76 |
68 |
||||
|
1 |
124 |
125 1 |
92 |
127 2 |
130 |
120 |
||||
|
2 |
222 |
232 1 |
154 |
217 2 |
230 |
190 |
||||
|
3 |
318 |
339 1 |
213 |
298 2 |
310 |
250 |
||||
|
4 |
414 |
445 1 |
272 |
376 2 |
370 |
300 |
||||
|
6 |
605 |
657 1 |
388 |
531 2 |
490 |
390 |
||||
|
8 |
796 |
869 1 |
505 |
686 2 |
600 |
470 |
||||
|
10 |
987 |
1081 1 |
622 |
840 2 |
- |
540 |
||||
|
| ||||||||||
|
Гипсокартон |
0,71 |
0,05 |
16 |
16 |
16 |
12 |
- |
- |
||
|
0,1 |
33 |
32 |
31 |
25 |
- |
- |
||||
|
0,2 |
67 |
62 |
60 |
54 |
62 |
60 |
||||
|
0,4 |
130 |
117 |
110 |
121 |
110 |
105 |
||||
|
0,6 |
185 |
168 |
155 |
189 |
155 |
145 |
||||
|
0,8 |
236 |
216 |
196 |
253 |
200 |
180 |
||||
|
1 |
285 |
263 |
235 |
314 |
240 |
220 |
||||
|
2 |
516 |
491 |
414 |
567 |
- |
- |
||||
|
| ||||||||||
|
Пенобетон |
0,63 |
0,2 |
84 |
- |
66 |
82 |
92 |
77 |
||
|
0,4 |
180 |
- |
120 |
160 |
145 |
135 |
||||
|
0,6 |
280 |
- |
170 |
230 |
200 |
180 |
||||
|
0,8 |
380 |
- |
220 |
280 |
260 |
230 |
||||
|
1,0 |
480 |
- |
270 |
340 |
310 |
270 |
||||
|
1,2 |
- |
- |
310 |
400 |
360 |
310 |
||||
|
1,4 |
- |
- |
350 |
450 |
410 |
340 |
||||
|
1,6 |
- |
- |
390 |
500 |
450 |
380 |
||||
|
1,8 |
- |
- |
430 |
560 |
500 |
410 |
||||
|
2,0 |
- |
- |
470 |
600 |
530 |
440 |
||||
|
| ||||||||||
|
СРБ (тяжелый бетон) |
2,7 |
1 |
20 |
21 |
24 |
28 |
- |
- |
||
|
2 |
40 |
42 |
48 |
48 |
- |
- |
||||
|
3 |
60 |
62 |
70 |
70 |
- |
- |
||||
|
4 |
80 |
80 |
94 |
94 |
- |
- |
||||
|
6 |
- |
- |
- |
132 |
- |
- |
||||
|
8 |
- |
- |
- |
172 |
- |
- |
||||
|
| ||||||||||
|
Дерево |
0,55 |
0,05 |
131 |
120 |
90 |
72 |
- |
- |
||
|
0,1 |
238 |
202 |
156 |
132 |
- |
- |
||||
|
0,2 |
407 |
322 |
254 |
233 |
- |
- |
||||
|
0,4 |
660 |
494 |
390 |
397 |
- |
- |
||||
|
0,6 |
867 |
633 |
495 |
532 |
- |
- |
||||
|
0,8 |
1054 |
759 |
584 |
651 |
- |
- |
||||
|
1 |
1231 |
879 |
667 |
758 |
- |
- |
||||
|
2 |
2065 |
1454 |
1034 |
1196 |
- |
- |
||||
|
| ||||||||||
|
Барито-бетонная штукатурка |
2,7 |
0,2 |
7 |
3 |
4 |
5 |
- |
- |
||
|
0,5 |
14 |
6 |
7 |
11 |
- |
- |
||||
|
1 |
23 |
11 |
12 |
20 |
25 |
23 |
||||
|
2 |
42 |
21 |
21 |
35 |
50 |
42 |
||||
|
3 |
63 |
31 |
30 |
47 |
75 |
60 |
||||
|
4 |
86 |
41 |
40 |
59 |
100 |
75 |
||||
|
6 |
135 |
63 |
59 |
80 |
150 |
105 |
||||
|
8 |
186 |
85 |
78 |
101 |
200 |
135 |
||||
|
10 |
239 |
107 |
98 |
122 |
- |
- |
||||
|
| ||||||||||
|
Листовое стекло |
2,6 |
0.05 |
6,9 |
7,2 |
6,4 |
4,7 |
- |
- |
||
|
0.1 |
14 |
14 |
13 |
10 |
- |
- |
||||
|
0.2 |
28 |
26 |
24 |
21 |
- |
- |
||||
|
0.4 |
54 |
47 |
43 |
45 |
- |
- |
||||
|
0.6 |
76 |
66 |
59 |
68 |
- |
- |
||||
|
0.8 |
96 |
84 |
74 |
89 |
- |
- |
||||
|
1 |
116 |
102 |
87 |
108 |
- |
- |
||||
|
2 |
208 |
191 |
149 |
189 |
- |
- |
||||
Примечание: *При определении свинцового эквивалента материалов для значений анодных напряжений, не указанных в таблице, можно использовать метод линейной интерполяции. При отличии плотности применяемого материала от близкого по составу, материала, указанного в таблице, эквивалентную толщину применяемого материала увеличивают или уменьшают пропорционально его плотности.
1) При напряжении на рентгеновской трубке 70 кВ
2) При напряжении на рентгеновской трубке 125 кВ.
Таблица 3
Материал рентгенозащитный из просвинцованного пластика ППС-73
|
Наименование |
Тип |
Размер, мм |
Поверхностная плотность, кг/м2 |
Свинцовый эквивалент, мм |
|
Рулонный Плиты Плиты |
ПЛ-1 ПП-1 ПП-2 |
7000 х 900 х 2,5 700 х 500 х 10 1000 х 500 х 10 |
7 28 28 |
0,32 1,2 1,2 |
Таблица 4
Стекла рентгеновские защитные марок ТФ 5 и ТФ 105 ГОСТ 9541-75
|
Толщина стекла, мм |
Свинцовый эквивалент (мм) при напряжении 180-200 кВ (не менее) |
|
10 15 20 25 50 |
2,5 4,0 5,0 6,5 13,5 |
Таблица 5
"Просвинцованная резина"
|
Тип Я-1002 и Я-1002Т | |||||
|
Толщина пластины, мм |
1,0-1,4 |
1,5-1,9 |
2,0-2,9 |
3,0-3,5 |
3,6-4,0 |
|
Свинцовый эквивалент, мм |
>0,25 |
>0,35 |
> 0,5 |
>0,75 |
> 1,0 |
|
Тип 1697 | |||||
|
Толщина пластины, мм |
1,0-1,2 |
1,2-1,4 |
1,5-1,9 |
2,0-2,9 |
3,0-3,5 |
|
Свинцовый эквивалент, мм |
>0,25 |
>0,35 |
> 0,5 |
>0,75 |
> 1,0 |
Таблица 6
Номинальные значения радиационного выхода R на расстоянии 1 м от фокуса рентгеновской трубки
|
Анодное напряжение,* кВ |
40 |
50 |
70 |
75 |
100 |
150 |
200 |
250 |
|
R, мГр·м2/(мА·мин) ** |
2,0 |
3,0 |
5,6 |
6,3 |
9 |
18 |
25 |
20 |
Примечание: *анодное напряжение постоянное, фильтр - 2 мм Аl, для 250 кВ - 0,5 мм Сu;
**в таблице указаны значения радиационного выхода при пульсациях анодного напряжения менее 4% (частотное преобразование). Для трехфазных 6-вентильных аппаратов эти значения надо уменьшить в 1,3 раза.
Приложение N 12
к СанПиН 2.6.1.-25
Требования к контролю и учету индивидуальных доз облучения пациентов при проведении рентгенорадиологических процедур
1. При проведении рентгенорадиологических процедур должны регистрироваться следующие показатели:
произведение воздушной кермы на площадь для рентгенографических, рентгеноскопических и интервенционных исследований;
произведение дозы на длину сканирования для компьютерной томографии;
активность радионуклида в РФЛП для процедур ядерной медицины;
эффективная доза для всех видов лучевой диагностики;
поглощенная доза в органе-мишени и в других радиочувствительных органах и тканях для всех видов лучевой и радионуклидной терапии.
2. Контроль доз облучения пациентов при проведении рентгенорадиологических процедур должен включать в себя:
сравнение значений показателей (пункт 1 Приложения 12) для всех рентгенорадиологических процедур со значениями соответствующих референтных диагностических уровней;
сравнение поглощенных доз в органах и тканях пациентов для всех терапевтических рентгенорадиологических процедур со значениями поглощенных доз, установленными в клинических рекомендациях*(63);
сравнение максимальных поглощенных доз в коже с пороговыми значениями развития детерминированных эффектов в коже, представленных в таблице 1.
Таблица 1
Контрольные уровни для предотвращения возникновения детерминированных эффектов в коже пациента
|
N п/п |
Параметр |
Контрольный уровень |
|
1 |
Время просвечивания |
>60 мин |
|
2 |
Произведение дозы на площадь (измеренное значение) |
>500 Гр·см 2 (>300 Гр·см 2 для терапевтических кардиологических и нейрологических исследований) |
|
3 |
Накопленная доза в опорной точке |
>5 Гр |
|
4 |
Максимальная поглощенная доза в коже |
>3 Гр |
3. Референтные диагностические уровни должны быть установлены в следующих показателях:
произведение воздушной кермы на площадь для рентгенографических, рентгеноскопических и интервенционных исследований;
произведение дозы на длину сканирования для компьютерной томографии;
активность радионуклида в РФЛП для процедур ядерной медицины;
эффективная доза для всех видов лучевой диагностики.
4. В случае, когда значение показателя для рентгенорадиологического исследования превышает значение референтного диагностического уровня более чем в 5 раз, медицинская организация должна провести расследование причины избыточного облучения пациентов и принять меры по снижению их уровней облучения.
5. При превышении накопленной годовой эффективной дозы за счет диагностических рентгенорадиологических процедур у пациента 500 мЗв дальнейшее облучение разрешается только по жизненным показаниям.
Приложение N 13
к СанПиН 2.6.1.-25
Минимальный перечень эксплуатационных параметров медицинских диагностических рентгеновских аппаратов, контролируемых при проведении приемочных и периодических испытаний
|
N п/п |
Контролируемый параметр или характеристика |
Тип рентгеновского аппарата |
Периодичность контроля |
|||||
|
Стационарные и передвижные аппараты: -общедиагностические; -хирургические; -ангиографические; -урологические и др. |
Флюорогра- фический |
Маммо-графический |
Дентальный (прицельный и панорамный) |
Компьютерный томограф |
Остеоденситометр |
|||
|
a. |
Работа световой и звуковой сигнализаций состояний аппарата |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
1 раз в год |
|
a. |
Фильтрация пучка рентгеновского излучения |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
- |
1 раз в год |
|
b. |
Качество излучения (слой половинного ослабления) |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
1 раз в год |
|
c. |
Воспроизводимость, либо повторяемость дозы излучения (CTDI для КТ) |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
1 раз в год |
|
d. |
Точность установки анодного напряжения |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
1 раз в год |
|
e. |
Точность установки длительности экспозиции или количества электричества |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
- |
1 раз в год |
|
f. |
Линейность изменения дозы излучения при изменении произведения тока на время (количества электричества) |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
- |
1 раз в год |
|
g. |
Точность настройки светового центратора (Совпадение полей или выход поля за край приёмника изображения) |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
1 раз в год |
|
h. |
Пространственная разрешающая способность (на экране систем визуализации изображения) |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
1 раз в год |
|
i. |
Контрастная чувствительность (на экране систем визуализации изображения) |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
- |
1 раз в год |
|
j. |
Точность позиционирования стола пациента |
- |
- |
- |
- |
+ |
- |
1 раз в год |
|
k. |
Однородность изображения (Среднее число КТ-единиц) |
- |
- |
- |
- |
+ |
- |
1 раз в год |
|
l. |
Толщина томографического среза (коллимация) |
- |
- |
- |
- |
+ |
- |
1 раз в год |
|
m. |
Геометрическая эффективность |
- |
- |
- |
- |
+ |
- |
1 раз в год |
|
n. |
Компьютерный томографический индекс дозы и произведение дозы на длину сканирования |
- |
- |
- |
- |
+ |
- |
1 раз в год |
|
o. |
Радиационный выход рентгеновского излучателя |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
- |
1 раз в год |
|
p. |
Радиационная защита рентгеновского излучателя (утечки излучения) |
+ |
+ |
+ |
+ |
- |
+ |
1 раз в год |
|
q. |
Наличие средств измерения (определения) доз облучения пациентов |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
+ |
1 раз в год |
Приложение N 14
к СанПиН 2.6.1.-25
Требования, предъявляемые к рентгеновскому кабинету при приемке в эксплуатацию
1. Администрация медицинской организации должна разработать медико-техническое задание на вновь строящиеся и реконструируемые рентгеновские кабинеты.
2. Проектная документация на рентгеновский кабинет и (или) передвижной (палатный) аппарат должна быть разработана организацией, имеющей лицензию на право проектирования рентгеновских кабинетов. Неотъемлемым разделом технологической части проекта должен быть расчет радиационной защиты.
3. При приемке кабинета в эксплуатацию должна быть предоставлена следующая документация:
- лицензия организации на медицинскую деятельность;
- заверенная копия регистрационного удостоверения Минздрава России на рентгеновский аппарат;
- проектная документация на размещение ИИИ с экспертным заключением по результатам санитарно-эпидемиологической экспертизы проектной документации на размещение ИИИ;
- санитарно-эпидемиологическое заключение на проект рентгеновского кабинета;
- акт на скрытые работы;
- эксплуатационная документация на рентгеновский аппарат;
- договор на техническое и (или) гарантийное обслуживание медицинского рентгеновского аппарата;
- технический паспорт на рентгеновский кабинет;
- протоколы дозиметрических измерений;
- протоколы контроля эксплуатационных параметров аппарата;
- протоколы испытаний индивидуальных и передвижных средств радиационной защиты;
- протоколы дозиметрических измерений для планирования рентгенотерапии;
- акты проверки эффективности вентиляции (при наличии вентиляционных систем);
- акты испытания устройства защитного заземления с указанием сопротивления растекания тока основных заземлителей, актов проверки состояния сети заземления медицинского оборудования и электроустановок, протоколов измерения сопротивления изоляции проводов и кабелей;
- инструкция по радиационной безопасности при проведении работ с источниками ионизирующего излучения, утвержденная руководителем организации;
- положение о порядке проведения производственного радиационного контроля, утвержденное руководителем организации и согласованное с федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор;
-план мероприятий по защите персонала в случае радиационной аварии;
- контрольно-технический журнал на рентгеновский аппарат;
- приказ об отнесении работающих лиц к персоналу групп А и Б;
- приказ о назначении лиц, ответственных за радиационную безопасность, учет и хранение рентгеновских аппаратов, производственный радиационный контроль;
- документ об обучении персонала по радиационной безопасности;
- заключения медицинской комиссии о прохождении персоналом группы А предварительных и периодических медицинских осмотров;
- журнал регистрации инструктажа на рабочем месте;
- копия договора на проведение индивидуального дозиметрического контроля;
- карточки учета индивидуальных доз облучения персонала;
- документы, подтверждающие учет индивидуальных доз облучения пациентов (журнал, лист учета, база данных и т.д.);
- санитарные правила, иные нормативные и инструктивно-методические документы;
- копия устава организации;
-копия документов, подтверждающих законное владением помещениями, в которых размещается ИИИ (выписка Росреестра или копия договора аренды).
4. На основании акта приемки в эксплуатацию рентгеновского кабинета оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение, являющееся разрешением на право эксплуатации рентгеновского кабинета. Санитарно-эпидемиологическое заключение оформляется на организацию; рентгеновские кабинеты и аппараты, на которые распространяется действие санитарно-эпидемиологического заключения, условия эксплуатации и ограничительные условия указываются в приложении к бланку установленного образца. Санитарно-эпидемиологическое заключение оформляется также на право эксплуатации (хранения) передвижных и переносных (палатных) рентгеновских аппаратов и установок. Не допускается применение рентгеновских аппаратов и проведение работ, не указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении.
Приложение N 15
к СанПиН 2.6.1.-25
Кратность воздухообмена в помещениях рентгенодиагностических и рентгенотерапевтических кабинетов
|
Наименование помещения |
Кратность воздухообмена в час |
|
|
приток |
вытяжка |
|
|
Рентгенодиагностический кабинет | ||
|
Процедурная |
3 |
4 |
|
Комната управления |
3 |
4 |
|
Раздевальная |
3 |
1,5 |
|
Кабинет врача |
- |
1,5 |
|
Фотолаборатория |
3 |
4 |
|
Рентгенооперационный блок | ||
|
Рентгенооперационная |
12 |
10 |
|
Комната управления |
3 |
4 |
|
Малая операционная |
19 |
5 |
|
Рентгенотерапевтический кабинет | ||
|
Процедурная |
3 |
2 |
|
Комната управления |
2 |
1 |
Приложение N 16
к СанПиН 2.6.1.-25
Набор и минимальные площади помещения подразделений ядерной медицины
Таблица 1
Набор и минимальные и площади помещений подразделений радионуклидной диагностики
|
N п/п |
Назначение помещения |
Площадь, не менее, м2 |
Примечание |
|
1 |
2 |
3 |
4 |
|
Блок радионуклидного обеспечения | |||
|
1 |
Помещение для приемки и распаковки радионуклидных ИИИ |
5 |
Без вскрытия герметичной упаковки защитного контейнера с РФЛП |
|
2 |
Помещение временного хранения радионуклидных ИИИ |
10 |
|
|
3 |
Помещение временного хранения твердых РАО |
10 |
|
|
4 |
Генераторная |
10 |
Может быть объединена с помещением временного хранения радионуклидных источников или с фасовочной при наличии специально отведенного места для постоянного хранения радионуклидного генератора в защитном боксе |
|
5 |
Фасовочная РФЛП |
10 |
|
|
6 |
Процедурная введения РФЛП пациенту |
15 |
|
|
7 |
Санитарный пропускник |
9 |
|
|
8 |
Кладовая для хранения уборочного инвентаря |
2 |
Для уборки только в помещениях контролируемой зоны |
|
9 |
Туалет для персонала |
3 |
|
|
Блок радионуклидной диагностики | |||
|
1 |
Процедурная сканирования |
30 |
|
|
2 |
Пультовая |
10 |
|
|
3 |
Техническое помещение диагностического оборудования |
10 |
|
|
4 |
Помещение ожидания пациентов после введения РФЛП |
12 |
3 м 2 на пациента в ПЭТ; 2 м 2 на пациента в ОФЭКТ; но не менее 12 м 2 |
|
5 |
Туалет для пациентов с РФЛП |
5 |
Оборудован для маломобильных пациентов |
Таблица 2
Набор и минимальные площади помещений блока наработки радионуклидов и изготовления РФЛП
|
N п/п |
Назначение |
Минимальная площадь (м2) |
Воздухообмен (ч-1) |
Давление (Па) |
|
Блок наработки радионуклидов и изготовления РФЛП | ||||
|
1 |
Бункер циклотрона (внутреннее помещение) |
от 16 |
10 - 20 |
-60 |
|
2 |
Пультовая циклотрона |
10 |
5 - 10 |
-10 |
|
3 |
Помещение обслуживания мишеней циклотрона |
20 |
10 - 20 |
-30 |
|
4 |
Технические помещения обслуживания циклотрона |
9 |
10 - 20 |
-30 |
|
5 |
Помещение временного хранения радионуклидных ИИИ |
10 |
5 - 10 |
-25 |
|
6 |
Помещение временного хранения РАО |
10 |
5 - 10 |
-25 |
|
7 |
Помещение обслуживания горячих камер |
5 |
5 - 10 |
-25 |
|
8 |
Лаборатория подготовки синтеза РФЛП ("чистые" помещения) |
7 |
5 - 10 |
-10 |
|
9 |
Упаковочная |
8 |
5 - 10 |
-10 |
|
10 |
Шлюз для входа в "чистые" помещения |
5 |
10 - 20 |
+5 |
|
11 |
Лаборатория синтеза РФЛП ("чистые" помещения) |
16 |
10 - 20 |
+20 |
|
12 |
Лаборатория контроля качества РФЛП ("чистые" помещения) |
25 |
5 - 10 |
-10 |
|
13 |
Архив РФЛП |
5 |
5 - 10 |
-25 |
|
14 |
Склад сырья |
5 |
- |
- |
|
15 |
Кладовая хранения уборочного инвентаря |
2 |
5 - 10 |
-10 |
|
16 |
Санпропускник |
10 |
5 - 10 |
-5 |
|
17 |
Выход для отпуска продукции/Аварийный выход |
4 |
5 - 10 |
-5 |
Таблица 3
Набор и минимальные площади помещений блока стационарного пребывания пациентов с введенным РФЛП для радионуклидной терапии и блока пребывания пациентов, проходящих радионуклидную терапию в режиме дневного стационара
|
N п/п |
Назначение помещений |
Площадь не менее, кв. м |
|
Блок радионуклидного обеспечения | ||
|
1. |
Помещение для приемки и распаковки радионуклидных ИИИ |
5 |
|
2. |
Помещение временного хранения радионуклидных ИИИ |
10 |
|
3. |
Помещение временного хранения РАО |
10 |
|
4. |
Фасовочная РФЛП |
10 |
|
5. |
Процедурная введения РФЛП пациенту |
15 |
|
6. |
Санитарный пропускник |
10 |
|
7. |
Кладовая для хранения уборочного инвентаря |
4 |
|
Блок помещений для пациентов, проходящих терапию в режиме дневного стационара | ||
|
1. |
Помещение для дневного пребывания пациентов, проходящих терапию в режиме дневного стационара |
20 |
|
2. |
Туалет для пациентов, проходящих терапию в режиме дневного стационара |
5 |
|
3. |
Пункт радиационного контроля пациентов (может быть совмещен с помещением временного пребывания пациента, при условии, что оно рассчитано на одного пациента) |
4 |
|
Блок помещений для стационарного пребывания пациентов с введенным РФЛП для радионуклидной терапии | ||
|
1. |
Палата пребывания пациента с введенным РФЛП для радионуклидной терапии на одного пациента с туалетом и душевой кабиной |
15 |
|
2. |
Палата пребывания пациента с введенным РФЛП для радионуклидной терапии на двух пациентов с туалетом и душевой кабиной |
25 |
|
3. |
Перевязочная-смотровая |
10 |
|
4. |
Буфетная |
15 |
|
5. |
Моечная посуды для больных |
10 |
|
6. |
Санитарный пропускник пациентов |
10 |
|
7. |
Пункт радиационного контроля пациентов (может быть совмещен с палатой пребывания пациента, при условии, что она рассчитана на одного пациента) |
4 |
|
8. |
Помещение сбора и выдержки на распад жидких РАО |
35 |
Приложение N 17
к СанПиН 2.6.1.-25
Расчет стационарной защиты в подразделениях ядерной медицины
1. Значения ДМЭД в рабочих и смежных помещениях, а также на прилегающей к подразделению ядерной медицины территории рассчитывают, исходя из основных пределов годовой дозы для соответствующих категорий облучаемых лиц и предполагаемой продолжительности их пребывания в обозначенном месте (Таблица Приложения N 16 к Правилам).
2. Проектирование стационарной защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с коэффициентом запаса k, равным или более 2. Значения проектной мощности эффективной дозы (ПМЭД, мкЗв/ч) в помещениях и на территориях различного назначения рассчитывают по формуле (1):
.
Таблица. Допустимые мощности эффективной дозы на рабочих местах персонала, в помещениях, и на территориях, прилегающих к зданиям (сооружениям), в которых размещены подразделения ядерной медицины
|
Помещение, территория |
ДМЭД, мкЗв/ч |
|
Помещения постоянного пребывания персонала группы А |
12 |
|
Помещения временного пребывания персонала группы А |
24 |
|
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с помещениями, где проводятся работы с источниками излучения, в которых имеются постоянные рабочие места персонала группы Б |
2,5 |
|
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с помещениями, где проводятся работы с источниками излучения без постоянных рабочих мест |
10 |
|
Помещения эпизодического пребывания персонала группы Б |
40 |
|
Помещения, в которых имеются постоянные рабочие места лиц, не отнесенных к персоналу |
0,5 |
|
Палаты стационара нерадиологических пациентов |
1,2 |
|
Территория, прилегающая к наружным стенам помещений с источниками излучения |
2,4 |
|
Границы территории медицинской организации |
0,12 |
Предполагается:
- пределы допустимой дозы: для персонала группы А - 20 мЗв/год; для персонала группы Б - 5 мЗв/год; для населения - 1 мЗв/год;
- работа в одну смену;
- продолжительность работы персонала группы А - 1700 час/год, персонала группы Б - 2000 час/год при односменной работе.
3. Расчет стационарной защиты в помещениях отделений ядерной медицины основан на оценке мощности дозы от радионуклидного источника, которая не должна превышать соответствующее значение ПМЭД, в расчетной точке. Если в расчетной точке есть одновременное воздействие нескольких радионуклидных источников, то необходимо рассчитать суммарное воздействие всех источников, которое необходимо ослабить стационарной защитой в этой точке
4. При использовании однофотонных эмиссионных и позитронных эмиссионных томографов, совмещенных с компьютерными томографами, при расчете стационарной защиты должны быть учтены все ИИИ и значения проектной мощности дозы.
Расчет защиты выполняют для каждого типа источников исходя из значений ПМЭД. В качестве проектного значения принимают наибольшую толщину строительного материала, полученную для излучения радионуклидных источников или для рентгеновского излучения КТ.
5. При расчете стационарной защиты должно быть учтено излучение от всех радионуклидов в цепочке распада используемого радионуклида; для бета-излучающих радионуклидов должен быть учтен вклад тормозного излучения.
6. При проектировании стационарной защиты следует исходить из представленных в медико-техническом задании заказчика данных по планируемой рабочей загруженности подразделения (число пациентов за год), типа выполняемых процедур, используемых радионуклидов, максимальной активности радионуклида на рабочем месте, времени нахождения персонала в рабочем помещении.
Приложение N 18
к СанПиН 2.6.1.-25
Активность радионуклидов в теле взрослого пациента (ГБк) после радионуклидной терапии или брахитерапии с постоянной имплантацией закрытых источников и мощность амбиентного эквивалента дозы (мкЗв/ч) на расстоянии 1 м от поверхности тела, при которых разрешается выписка пациента из медицинской организации для наиболее распространенных радионуклидов
|
Радионуклид |
Период полураспада, сут |
МАЭД на расстоянии 1 м от тела пациента, мкЗв/ч |
Активность в теле пациента, ГБк |
|
177Lu |
6,7 |
29 |
4,8 |
|
223Ra |
11,4 |
17 |
0,01 |
|
225Ac |
10,0 |
19 |
0,3 |
|
117mSn |
13,8 |
14 |
0,4 |
|
67Cu |
2,6 |
75 |
5,5 |
|
90Y |
2,7 |
- |
5 |
|
89Sr |
50,5 |
- |
0,3 |
|
161Tb |
6,9 |
28 |
2,3 |
Приложение N 19
к СанПиН 2.6.1.-25
Инструкции по длительности прекращения грудного вскармливания
|
|
Вводимые активности, МБк (мКи) |
Длительность прекращения |
|
Препараты, меченные 99mTc | ||
|
Макротех (MAA) |
148 (4) |
12 час |
|
Пертехнетат |
185 (5) |
12 час |
|
Пентатех (DTPA) |
740 (20) |
4 часа 1) |
|
Технемаг (MAG3) |
370 (10) |
4 часа 1) |
|
Технемек (DMSA) |
120 (4) |
4 часа 1) |
|
Технефит (коллоид крупнодисперсный) |
444 (12) |
4 часа 1) |
|
Технетрил (MIBI) |
1000 (30) |
4 часа 1) |
|
Фосфаты и фосфонаты (пирфотех, фосфотех, резоскан, технефор) |
740 (20) |
4 часа 1) |
|
Лейкоциты |
185 (5) |
48 час |
|
Эритроциты (меченые in vivo) |
740 (20) |
12 час |
|
Эритроциты (меченые in vitro) |
740 (20) |
4 часа 1) |
|
Препараты, меченные радиоизотопами йода 2) | ||
|
123I-иодид натрия |
20 (0,5) |
Прекращение |
|
123I-гиппуран |
74 (2) |
12 час |
|
123I-MIBG |
370 (10) |
Прекращение |
|
123I-гиппуран |
11 (0,3) |
12 час |
|
123I-иодид натрия |
150 (0,4) |
Прекращение |
|
Другие | ||
|
67Ga-цитрат |
400 (10) |
Прекращение |
|
111In-окреотид |
250 (6,8) |
Не требуется |
|
201Tl |
111 (3) |
96 часов |
1) Нет оснований прекращать кормление для большинства РФЛП, меченных 99mTc, при условии, что в них нет свободного 99mTc-пертехнетата. Для большей уверенности рекомендуется пропустить одно кормление в течение 4 часов после введения РФЛП, меченного 99mTc.
2) Рекомендация прекращения грудного кормления после введения матери РФЛП, меченных 123I, за исключением гиппурана, основана на риске наличия в препарате примесей других радиоизотопов йода.
Приложение N 20
к СанПиН 2.6.1.-25
Расчет стационарной защиты для аппаратов для лучевой терапии закрытыми ИИИ Расчет радиационной защиты основан на определении кратности ослабления (К) мощности эквивалентной дозы излучения в данной точке в отсутствии защиты до значения проектной мощности дозы:
где
- средняя за смену мощность дозы в данной точке без защиты, мкЗв/ч:
а) для гамма-терапевтических аппаратов дистанционного облучения:
,
б) для гамма-терапевтических аппаратов контактного облучения:
где
W - рабочая нагрузка, т. е. суммарная доза облучения пациентов за неделю, Гр/нед.;
r - расстояние от источника до изоцентра, м;
R - расстояние от источника до расчетной точки, м;
10 6 - коэффициент перевода Гр в мкЗв;
Т нед - продолжительность работы в неделю, для односменной работы отделения Т нед = 30 ч, для двухсменной работы Т нед = 60 ч;
- мощность дозы на расстоянии 1 м от источника, мкЗв/ч;
К об - доля продолжительности облучения от общей продолжительности работы;
- проектная мощность дозы, мкЗв/ч.
Величина рабочей нагрузки и доли продолжительности облучения указываются в техническом задании на разработку проекта отделения лучевой терапии.
Значения проектной мощности эквивалентной дозы рассчитываются, исходя из основных пределов доз для соответствующих категорий облучаемых лиц и возможной продолжительности их пребывания в помещениях различного назначения или на территории по формуле:
=
, где
0,5 - коэффициент, учитывающий коэффициент запаса, равный 2, вводимый при проектировании защиты;
10 3 - коэффициент перевода мЗв в мкЗв;
ПД - предел дозы для соответствующей категории лиц по НРБ-99/2009;
t c - стандартизированная продолжительность работы на аппарате лучевой терапии в течение года при односменной работе персонала группы А, t c = 1 500 ч/год (30-часовая рабочая неделя);
n - коэффициент сменности, учитывающий возможность двухсменной работы на аппарате лучевой терапии и связанную с ней продолжительность облучения персонала группы Б, пациентов и населения, t р = t c n;
Т - коэффициент занятости помещения, учитывающий максимально возможную продолжительность нахождения людей в зоне облучения.
Планировка помещений подразделения лучевой терапии, конструкция стационарных защитных ограждений и перекрытий должны обеспечивать снижение уровней мощностей доз на рабочих местах персонала, в смежных помещениях и на территории, прилегающей к наружным стенам здания, где размещается отделение лучевой терапии, до значений, приведенных в табл. 1.
Таблица 1
Допустимая мощность дозы Н пр, используемая при проектировании стационарной защиты, рассчитанная исходя из значений основных пределов доз ПД, параметров Т, N, tр , для помещений различного назначения
|
Помещение, территория |
|
Т, отн. ед. |
N, отн. ед. |
tp, ч/год |
ПД, мЗв/год |
|
Помещения постоянного пребывания персонала группы А (все помещения входящие в состав отделений лучевой терапии) |
6,0 |
1 |
1 |
1000 |
20 |
|
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с отделениями, кабинетами лучевой терапии, в размещены постоянные рабочие места персонала группы Б |
1,2 |
1 |
1,2 |
2000 |
5 |
|
Помещения, смежные по вертикали и горизонтали с отделениями, кабинетами лучевой терапии, без постоянных рабочих мест (холл, гардероб, лестничная площадка, коридор, комната отдыха, уборная, кладовая, архив и др.) |
5 |
0,25 |
1,2 |
2000 |
5 |
|
Помещения эпизодического пребывания персонала группы Б (технический этаж, подвал, чердак и др.) |
20 |
0,06 |
2 |
2000 |
5 |
|
Палаты стационара (нерадиологические), смежные по вертикали и горизонтали с отделениями, кабинетами лучевой терапии |
0,6 |
0,25 |
2 |
3000 |
1 |
|
Территория, прилегающая к наружным стенам отделений, кабинетов лучевой терапии |
1,2 |
0,12 |
2 |
3000 |
1 |
Приложение N 21
к СанПиН 2.6.1.-25
Требования к радиационному контролю при использовании медицинских источников ионизирующего излучения
1. Радиационный контроль должен включать:
1) Контроль МАЭД рентгеновского и (или) гамма-излучения - 1 раз в 2 года, а также при изменении условий эксплуатации помещений или оборудования:
на рабочих местах персонала;
в помещениях, в которых проводятся работы с ИИИ, и в смежных с ними по горизонтали и вертикали помещениях и на прилегающей к ним территории.
2) Контроль эксплуатационных параметров оборудования для лучевой диагностики и терапии - 1 раз в год и дополнительно:
измерение радиационного выхода для рентгеновских аппаратов - 1 раз в год;
измерение компьютерно-томографического индекса дозы (CTDI vol) для компьютерных томографов - 1 раз в год.
3) Контроль и регистрацию доз облучения пациентов - при каждой рентгенорадиологической процедуре.
4) Контроль и регистрацию эффективной дозы пациентов при каждом диагностическом медицинском рентгенорадиологическом исследовании.
5) Контроль и регистрацию поглощенных доз в органе-мишени (очаге) и критических радиочувствительных органах и тканях при каждой процедуре лучевой терапии и радионуклидной терапии (при наличии возможности получения данной информации путем проведения расчетов и измерений, либо на основании инструкции (методических рекомендаций или указаний) по медицинскому применению РФЛП).
6) Контроль защитной эффективности передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты - 1 раз в 2 года.
7) В подразделениях, эксплуатирующих циклотроны, или ускорители электронов с энергией более 10 МэВ должна контролироваться МАЭД нейтронного излучения в смежных помещениях - 1 раз в год, а также при изменении условий эксплуатации.
8) В подразделениях, осуществляющих работы с открытыми радионуклидными ИИИ, ежедневно должны контролироваться уровни поверхностного радиоактивного загрязнения:
рабочих мест персонала, на которых производилась работа с открытыми радионуклидными источниками;
рабочей одежды и кожи рук персонала.
9) в подразделениях радионуклидной терапии должен проводиться контроль удельной активности радионуклидов в сточных водах:
системы сбора и выдержки на распад биологических отходов пациентов - каждый раз перед сбросом в общую систему водоотведения медицинской организации;
системы водоотведения медицинской организации - 1 раз в год.
2. Для персонала, проводящего интервенционные рентгенологические исследования, должны контролироваться эквивалентная доза в хрусталике глаза и эквивалентная доза в коже кистей рук.
Для персонала, проводящих манипуляции с РФЛП вручную при синтезе, контроле качества, фасовке и введении пациентам РФЛП должна контролироваться эквивалентная доза в коже кистей рук.
3. В медицинских организациях, эксплуатирующих рентгенорадиологическое оборудование, должны контролироваться его эксплуатационные параметры:
при приемке оборудования для клинического использования;
при периодических испытаниях - не реже 1 раза в год;
при изменении условий эксплуатации оборудования и после проведения ремонта, влияющего на радиационные показатели оборудования.
Приложение N 22
к СанПиН 2.6.1.-25
Требования к показателям радиационной безопасности природной минеральной воды, поступающей из источника или скважины
Таблица 1
Критерии предварительной оценки качества природной минеральной воды, поступающей из источника или скважины
|
Природная минеральная вода |
Удельная суммарная альфа-активность (А), Бк/кг |
Удельная суммарная бета -активность (А), Бк/кг |
|
Столовая |
0,2 |
1,0 |
|
Лечебно-столовая |
0,5 |
1,0 |
|
Лечебная |
0,5 |
1,0 |
Если А и А не превышают указанных в таблице значений, природная минеральная вода, поступающая из источника или скважины, признается соответствующей требованиям радиационной безопасности.
При превышении указанных показателей должно быть выполнено определение удельных активностей отдельных радионуклидов в воде, и расчет показателя:
где А i - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
УВ i - соответствующий уровень вмешательства в соответствии с НРБ-99/2009*(64), Бк/кг,
N - общее число определяемых радионуклидов в воде.
Таблица 2
Показатели радиационной безопасности природной минеральной воды, поступающей из источника или скважины
|
Природная минеральная вода |
F, отн. ед. |
|
Столовая |
10 |
|
Лечебно-столовая |
100 |
|
Лечебная |
100 |
Если показатель F не превышает указанных в таблице значений, природная минеральная вода, поступающая из источника или скважины, признается соответствующей требованиям радиационной безопасности.
Если F превышает указанные в таблице значения, использование природной минеральной воды, поступающей из источника или скважины, для питьевого потребления запрещается.
Приложение N 23
к СанПиН 2.6.1.-25
Требования к оборудованию помещений отделений радонотерапии для отпуска радоновых процедур
Требования к устройству помещений для проведения радоновых ванн
Помещения для отпуска радоновых ванн выделяется в изолированный от общего ванного отделения блок, в состав которого включают ванные кабины, помещение для хранения порционной тары, комнаты для персонала, служебный коридор и коридор для пациентов, помещение для сестринского поста и комнату отдыха для пациентов. Для проведения радоновых ванн выделяются ванные кабины с двумя помещениями для раздевания.
Во вновь строящихся ванных отделениях все ванны оборудуются бортовыми отсосами. В действующих отделениях при отпуске ванн с концентрацией радона в воде 4,5 кБк/л и более оборудование ванных емкостей бортовыми отсосами обязательно. Ванные отделения обеспечиваются приточно-вытяжной вентиляцией не менее чем с трехкратным воздухообменом в час по притоку и пятикратным - по вытяжке.
Помещение для хранения порционной тары с концентратом радона должно быть оборудовано вытяжным шкафом, в котором при необходимости устанавливают дополнительную свинцовую защиту, и находиться в непосредственной близости от ванных кабин для проведения радоновых процедур и сообщаться с ним через дверь либо через служебный коридор.
В водолечебницах, где проводятся радоновые ванны, служебные и вспомогательные помещения, ожидальные могут быть общими с другими помещениями водолечебницы, за исключением раздевалки для персонала. Отпуск радоновых ванн допускается проводить в общих водолечебных помещениях, когда другие процедуры в них не проводятся.
Требования к помещениям для проведения воздушно-радоновых ванн
Воздушно-радоновые ванны отпускаются в герметичных боксах, оборудованных системой подачи воздушно-радоновой смеси и приточно-вытяжной вентиляцией. Введение воздушно-радоновой смеси в бокс из порционной тары с водным концентратом радона осуществляется по герметичным воздуховодам. Для размещения одного бокса выделяется помещение для воздушно-радоновых ванн и для двух кабин-раздевалок. Бокс должен быть подсоединен к системе приточно-вытяжной вентиляции, обеспечивающей продувку его чистым воздухом не более чем за 2-3 минуты перед выходом пациента из бокса. Воздух для продувки бокса подогревается до температуры не менее 25°С.
Если воздушно-радоновые ванны отпускаются с использованием концентрата радона, то для его хранения процедурное помещение оборудуется вытяжным шкафом. При необходимости в вытяжном шкафу устанавливается дополнительная защита персонала и пациентов от внешнего гамма-излучения. При использовании природных радоновых вод воздушно-радоновую смесь получают в радоноотделителях, которые размещаются в отдельных помещениях. Если пациент при приеме воздушно-радоновых ванн находится в боксе и дышит воздушно-радоновой смесью, то перед подачей в бокс она пропускается через специальный фильтр для очистки от короткоживущих дочерних продуктов распада радона.
Требования к помещениям для проведения радоновых ингаляций
Помещение для проведения индивидуальных радоновых ингаляций оборудуется полукабинами, которые оснащаются системой местной вытяжной вентиляции.
Радоновые ингаляции проводятся через дыхательные маски с подачей в них по шлангам воздушно-радоновой смеси (в объеме 20 - 30 л/мин) и удалением выдыхаемого воздуха в вытяжную вентиляцию. Маска крепится на голове пациента подгоняемыми резиновыми лямками для практического исключения выделения радона из дыхательного объема маски в воздух ингалятория.
Устройство для получения воздушно-радоновой смеси размещается в отдельном помещении, а для очистки подаваемого в маску воздуха от короткоживущих дочерних продуктов распада радона предусматривается специальный фильтр.
Требования к помещениям для проведения радоновых орошений
Место для проведения орошения головы и десен оборудуется раковиной для удаления в канализацию используемого при орошении водного раствора радона, а также местным отсосом вытяжной вентиляции. Скорость движения воздуха в рабочем проеме местного отсоса должна быть не менее 1,5 м/с. Помещение для проведения орошений оборудуется общеобменной вентиляцией с учетом удаления воздуха через местные отсосы.
Для проведения кишечных промываний и микроклизм с применением радона выделяются отдельные кабины, оборудованные приточно-вытяжной вентиляцией, санузлом и помещениями для раздевания.
Для проведения гинекологических орошений с применением радона выделяются отдельные кабины, оборудованные приточно-вытяжной вентиляцией, санузлом и помещениями для раздевания.
Требования к помещениям для отпуска питьевых радоновых процедур
Для приема питьевых радоновых процедур выделяются помещения из расчета необходимой площади для пациентов и персонала медицинской организации.
В помещении устанавливают вытяжной шкаф для хранения порционной тары с водным раствором радона. При использовании для приема питьевых радоновых процедур искусственно приготовленных водных концентратов радона в вытяжном шкафу устанавливается дополнительная защита персонала и пациентов от внешнего гамма-излучения.
Питье радоновой воды из порционной тары осуществляется при помощи сифона.
Требования к помещениям для проведения групповых ванн
Групповые ванны проводятся специальных проточных бассейнах со ступенчатым дном - писцинах, рассчитанных на 8 - 20 пациентов с объемом воды на каждого из них не менее 1000 л.
Помещение для отпуска групповых радоновых ванн оборудуется системой общей приточно-вытяжной вентиляции. В необходимых случаях для эффективного удаления радона, выделяющегося из воды, вблизи зоны дыхания пациентов дополнительно устанавливаются устройства для местного отсоса воздуха.
Приложение N 24
к СанПиН 2.6.1.-25
Методика расчета эффективных доз облучения пациентов при отпуске радоновых процедур
При отпуске различных видов радоновых процедур дозы облучения пациентов определяются длительностью процедур, характеристиками источника излучения и условиями облучения пациентов.
Дозы облучения пациентов при водных радоновых ваннах
Эффективная доза облучения пациентов при отпуске водных радоновых ванн определяется двумя основными компонентами: внешним облучением тела за счет гамма-излучения короткоживущих дочерних продуктов распада радона, содержащихся в радоновой воде ванн, и внутренним облучением пациента за счет ингаляционного поступления радона и его ДПР с вдыхаемым воздухом.
Считая, что при приеме водных радоновых ванн тело пациента целиком погружено в воду с удельной активностью радона (Бк/кг), эффективная доза его внешнего облучения определяется по формуле:
, мЗв/процедуру, (1)
где Т - длительность процедуры, мин.
Эффективная доза внутреннего облучения пациента за счет ингаляционного поступления радона и его ДПР с вдыхаемым воздухом определяется значением ЭРОА радона в воздухе зоны дыхания и длительностью процедуры и рассчитывается по формуле:
, мЗв/процедуру, (2)
где Т - то же, что и в формуле (1).
Суммарное значение эффективной дозы облучения пациента при приеме водных радоновых ванн рассчитывается по формуле:
, мЗв/процедуру (3)
Как следует из формулы (3), для расчета эффективных доз облучения пациентов при отпуске водных радоновых ванн необходимы данные об ЭРОА радона в воздухе зоны дыхания пациента, удельной активности радона в воде радоновой ванны и длительности процедуры. В ней не учтено, что пациент при входе в помещение для отпуска радоновых ванн и после окончания процедуры подвергается облучению за счет ингаляционного поступления радона и его ДПР с вдыхаемым воздухом.
Если длительность процедуры составляет 20-30 минут и более. Это влияет на оценку дозы его облучения незначительно. Для кратковременных процедур значение эффективной дозы облучения пациента при приеме водных радоновых ванн следует рассчитывать по формуле:
, мЗв/процедуру, (4)
где - время от момента входа пациента в помещение для приема водной радоновой ванны до выхода из него, мин.
Дозы облучения пациентов при воздушных радоновых ваннах
Если при отпуске воздушных радоновых процедур пациент дышит чистым воздухом, в котором ЭРОА радона близко к ее значению в атмосферном воздухе, то эффективная доза его облучения практически целиком определяется гамма-излучением ДПР радона в воздухе кабины, в которой пациент принимает воздушную радоновую ванну. Оценку эффективной дозы облучения пациента в этих условиях рассчитывают по формуле:
, мЗв/процедуру, (5)
где Т - длительность процедуры, мин;
- объемная активность радона в воздухе кабины (Бк/м 3) в условиях полного радиоактивного равновесия с его ДПР.
Если при отпуске воздушных радоновых процедур пациент дышит воздухом помещения, в котором установлены кабины для отпуска воздушных радоновых ванн, то при расчете эффективных доз облучения пациента в этих условиях должен учитываться также вклад ингаляционного поступления радона и его ДПР с вдыхаемым воздухом. Эта составляющая эффективной дозы облучения пациента определяется по формуле (2), а для оценки суммарной дозы к ней добавляется доза за счет внешнего облучения пациента, полученная по формуле (5).
Дозы облучения пациентов при радоновых ингаляциях
Эффективная доза внутреннего облучения пациента за счет ингаляционного поступления радона с вдыхаемым воздухом при радоновых ингаляциях, когда перед подачей воздушной смеси от нее отделяются короткоживущие дочерние продукты радона, определяется значением OA радона во вдыхаемой воздушной смеси (Бк/м 3) и длительностью процедуры и рассчитывается по формуле:
, мЗв/процедуру (6)
где Т - длительность процедуры, мин.
Эффективные дозы облучения пациентов при радоновых орошениях и свечах с радоном
Эффективные дозы облучения пациентов при проведении специальных радоновых процедур, при которых происходит локальное облучение отдельных органов, при наиболее неблагоприятных ситуациях не превышают 0,1 мЗв за процедуру.
-------------------------------------------
*(1) Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010) СП 2.6.1.2612-10, утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 26.04.2010 N 40, зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 11.08.2010, регистрационный номер 18115 с учетом изменения N 1 в СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)", утвержденного постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 16.09.2013 N 43, зарегистрированного в Министерстве юстиции Российской Федерации 05.11.2013, регистрационный номер 30309 (далее - ОСПОРБ 99/2010).
*(2) Подпункты 1.7.1 - 1.7.2 пункта 1.7 ОСПОРБ 99/2010.
*(3) Приложение 4 к Нормам радиационной безопасности (НРБ-99/2009) СанПиН 2.6.1.2523-09, утвержденным постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 07.06.2009 N 47 (далее - НРБ/99/2009).
*(4) Пункт 48 приложения 7 к НРБ-99/2009.
*(5) Таблица 3.1 НРБ-99/2009.
*(6) Пункт 11 приложения 7 к НРБ-99/2009.
*(7) Таблица 8.10 НРБ-99/2009.
*(8) Таблица 8.10 НРБ-99/2009.
*(9) Таблица 3.1 НРБ-99/2009.
*(10) Пункт 2.4 ОСПОРБ 99/2010.
*(11) Подпункт 3.3.4 пункта 3.3 ОСПОРБ 99/2010.
*(12) Таблица 3.1 НРБ-99/2009.
*(13) Подпункт 3.1.5 пункта 3.1 НРБ-99/2009.
*(14) Таблица 3.1 НРБ-99/2009.
*(15) Таблица 3.1 НРБ-99/2009.
*(16) Таблица 3.1 НРБ-99/2009.
*(17) Пункт 6.8 ОСПОРБ 99/2010.
*(18) Статья 13 Федерального закона от 09.01.1996 N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения"; пункт 5 Порядка разработки радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 28.01.1997 N 93 "О Порядке разработки радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий".
*(19) Федеральный закон от 28.12.2013 N 412-ФЗ "Об аккредитации в национальной системе аккредитации".
*(20) Пункт 6.8 ОСПОРБ 99/2010.
*(21) Приложение 2а НРБ-99/2009.
*(22) Часть 2 статьи 4 Федерального закона от 11.07.2011 N 190-ФЗ "Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации"; пункт 1 "Критериев отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам" (утв. постановлением Правительства РФ от 19.10.2012 N 1069).
*(23) Статьи 8, 14 Земельного кодекса Российской Федерации от 25.10.2001; статья 6 Федерального закона от 21.12.2004 N 172-ФЗ "О переводе земель или земельных участков из одной категории в другую"; пункты 2, 5 постановления Правительства Российской Федерации от 27.02.2004 N 112 "Об использовании земель, подвергшихся радиоактивному и химическому загрязнению, проведении на них мелиоративных и культуртехнических работ, установлении охранных зон и сохранении находящихся на этих землях объектов".
*(24) Подпункты 2.2.1 - 2.2.2 пункта 2.2 ОСПОРБ 99/2010.
*(25) Подпункты 5.3.1 - 5.3.5 пункта 5.3 НРБ-99/2009.
*(26) Подпункты 5.1.3 - 5.1.10 пункта 5.1 ОСПОРБ 99/2010.
*(27) Подпункты 4.1 - 4.2 пункта 4 НРБ-99/2009.
*(28) Подпункты 5.2.1 - 5.2.4 пункта 5.2 ОСПОРБ 99/2010.
*(29) Статья 64 Федерального закона от 21.11.2011 N 323-ФЗ "Об основах охраны здоровья граждан в Российской Федерации" (далее - Федеральный закон N 323-ФЗ).
*(30) Пункты 4.8 - 4.9 ОСПОРБ 99/2010.
*(31) Пункт 4.22 ОСПОРБ 99/2010.
*(32) Подпункт 3.8.2 пункта 3.8 ОСПОРБ 99/2010.
*(33) Таблица 5.1 НРБ-99/2009.
*(34) Постановление Правительства РФ от 19.10.2012 N 1069 "О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов".
*(35) Пункт 5.4.6. НРБ-99/2009.
*(36) Приложение 1 к приказу Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека от 19.07.2007 N 224 "О санитарно-эпидемиологических экспертизах, обследованиях, исследованиях, испытаниях и токсикологических, гигиенических и иных видах оценок" (зарегистрировано в Минюсте РФ 20.07.2007, регистрационный N 9866).
*(37) Пункт 5.4.6. НРБ-99/2009.
*(38) Таблица 8.9 НРБ-99/2009.
*(39) Статья 64 Федерального закона N 323-ФЗ.
*(40) Пункты 4.8 - 4.9 ОСПОРБ 99/2010.
*(41) Пункт 4.22 ОСПОРБ 99/2010.
*(42) Подпункт 5.4.6 пункта 5.4 НРБ-99/2009.
*(43) Подпункт 5.3.3 пункта 5.3 НРБ-99/2009.
*(44) Подпункт 5.3.3 пункта 5.3 НРБ-99/2009.
*(45) Подпункт 5.2.2 пункта 5.2 ОСПОРБ 99/2010.
*(46) Подпункт 5.2.2 пункта 5.2 ОСПОРБ 99/2010.
*(47) Пункт 37 статьи 1 Градостроительного кодекса Российской Федерации от 29.12.2004 N 190-ФЗ; пункт 10 части 2 статьи 10 Федерального закона от 30.12.2009 N 384-ФЗ "Технический регламент о безопасности зданий и сооружений".
*(48) Пункт 12 статьи 1 Градостроительного кодекса Российской Федерации от 29.12.2004 N 190-ФЗ.
*(49) Федеральный закон от 30.03.1999 N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения".
*(50) Пункты 4, 5 "Критериев отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам", утверждены Постановлением Правительства РФ от 19.10.2012 N 1069 "О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов" (далее - Критерии).
*(51) Пункты 1 - 3 Критериев.
*(52) Подпункт 5.3.5 пункта 5.3 НРБ-99/2009.
*(53) Подпункты 5.2.6 - 5.2.8 пункта 5.2 ОСПОРБ 99/2010.
*(54) Глава 3 НРБ-99/2009.
*(55) Глава 3 ОСПОРБ 99/2010.
*(56) Подпункт 3.1.5 пункта 3.1 ОСПОРБ 99/2010.
*(57) Пункт 3.8 ОСПОРБ 99/2010.
*(58) Подпункт 3.8.2 пункта 3.8 ОСПОРБ 99/2010.
*(59) Статья 20 Федерального закона от 11.07.2011 N 190-ФЗ "Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации" (далее - Федеральный закон N 190-ФЗ).
*(60) Статья 20 Федерального закона N 190-ФЗ.
*(61) Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений: Справочник - 4-е изд., перераб. И доп. - М.: Энергоатомиздат, 1995. - 496 с.: с. 264 - 275.
*(62) Для передвижных рентгеновских установок допускается повышение ДМЭД на прилегающей территории в 10 раз.
*(63) Постановление Правительства Российской Федерации от 17.11.2021 N 1968 "Об утверждении Правил поэтапного перехода медицинских организаций к оказанию медицинской помощи на основе клинических рекомендаций, разработанных и утвержденных в соответствии с частями 3, 4, 6 - 9 и 11 статьи 37 Федерального закона "Об основах охраны здоровья граждан в Российской Федерации"; части 3, 4, 6-9 и 11 статьи 37 Федерального закона N 323-ФЗ.
*(64) Приложение 2а НРБ-99/2009.
На период с 1 сентября 2025 г. до 1 сентября 2031 г. планируется ввести в действие Свод санитарных правил в области обеспечения радиационной безопасности населения. Он заменит отдельно утвержденные правила в данной сфере.
Свод правил разбит на главы, посвященные в т. ч. транспортированию радиоактивных веществ и отходов, проведению работ по радионуклидной дефектоскопии, обращению с лучевыми досмотровыми установками, а также с установками, содержащими источники рентгеновского излучения, выполнению радиометрических исследований буровых скважин с использованием закрытых радионуклидных источников.
Открыть документ в системе ГАРАНТ