АКАДЕМИЯ НАУК СCСР
ПРАВИЛА РАБОТЫ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ДРУГИМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ В УЧРЕЖДЕНИЯХ, ОРГАНИЗАЦИЯХ И НА ПРЕДПРИЯТИЯХ АКАДЕМИИ НАУК СССР
Ответственный редактор
член-корреспондент АН СССР
Ю. А. ЗОЛОТОВ
ИЗДАТЕЛЬСТВО «НАУКА» МОСКВА 1984
ПРЕДИСЛОВИЕ
Настоящие Правила являются значительно переработанным, дополненным и расширенным изданием «Инструкции по р'аботе с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в научных учреждениях АН СССР» (М.: Наука, 1963. 239 с.). Последняя редакция Правил подготовлена в связи с появлением новых направлений научно-исследовательских работ, увеличением объема использования и расширением номенклатуры применяемых источников ионизирующих излучений, а также в связи с выходом в свет второго издания «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80» (М.: Энергоиз-дат, 1981. 95 с.).
Правила согласованы с Министерством здравоохранения СССР и ЦК профсоюза работников просвещения, высшей школы и научных учреждений и утверждены Президиумом АН СССР (Распоряжение от 5 октября 1982 г., № 10143-1678). Они распространяются на все учреждения АН СССР, использующие радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений.
Переработка Правил проводилась комиссией, созданной Распоряжением Президиума АН СССР от 18 ноября 1981 ь (№ 10143—1871). Состав комиссии: член-корреспондент АН СССР Ю. А. Золотев (председатель), доктора физико-математических наук А. П. Захаров, Ю. В. Стависский; доктора химических наук В. Е. Казаринов, Б. Ф. Мясоедов; доктор технических наук Ю. В. Сивинцев; кандидаты физико-математических наук К. А. Белавинцев, Ю. В. Воронов, И. Р. Гек-кер, Н. И. Головастиков; кандидат биологических наук В. А. Пасешниченко; кандидат экономических наук Н. С. Прокофьев; кандидаты технических наук В. Н. Примак-Миролюбов, Г. И. Терехов; кандидат геолого-минералогических наук [Е. П. Сонюшкин[; В. К. Миронов (член редакционной коллегии), В. Н. Петифоров-Северов, Л. М. Площан-ский, М. А. Фельдман, В. В. Хлопков (ответственный секретарь) .
В Правила включены новые главы, отражающие специфику проведения работ с термоядерными установками, с лазерами и электронно-вакуумными установками — источниками ионизирующих излучений, а также главы о мерах защиты и личной гигиены, охраны внешней среды от воздействия вредных производственных факторов при работе с радио активными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. Расширена глава «Работа на исследовательских ядерных реакторах» требованиями радиационной бет опасности при эксплуатации критических стендов.
В разделы, отражающие характерные особенности про ведения работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в различных областях научных исследований, введены дополнительные требования но размещению, планировке и отделке помещений, по вентиляции и водоснабжению, а также по предупреждению аварий и ликвидации их последствий
При составлении главы «Радиационный контроль" учтены рекомендации «Типового положения о службе радиационной безопасности учреждений АН СССР», а также опыт работы служб радиационной безопасности учреждений АН СССР.
Дополнительные сведения, необходимые при организации и проведении работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, приведены в Приложениях к настоящим Правилам.
Кроме членов комиссии к подготовке отдельных глав привлекались сотрудники различных институтов АН СССР В разработке главы 2 «Размещение учреждений, лабораторий и участков, предназначенных для работы с источниками ионизирующих излучений. Основные требования к проектированию, отделке и оборудованию помещений», а также в подготовке разделов о вентиляции, отоплении, водоснабжении, планировке, отделке лабораторий и других участвовали кандидаты технических наук А.Я Яковлев и В. М. Крупчатников.
Глава 4 «Получение, учет, хранение и транспортировка источников ионизирующих излучений» составлена с участием А. В. Микова и В. К. Кандыбарова.
В разработке отдельных подразделов главы 5 «Работа с открытыми радиоактивными веществами» приняли участие В. К. Кандыбаров, А, И. Нефедова, А. В. Миков, кандидат химических наук И. А. Лебедев
Большую помощь в подготовке главы 8 «Работа на уско-рителях заряженных частиц» оказали Ю. Т. Миронов и как дидат физико-математических наук Е. А. Глазов.
Глава 12 «Работа на электронных микроскопах, высоковольтных электровакуумных приборах и других установках подобного типа — источниках неиспользуемого рентгеновского излучения» написана В. А. Разумовской.
В подготовке главы 13 «Работа с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений при геологических исследованиях» принял участие кандидат геолого-минералогических наук В. В. Викторов.
При окончательном редактировании настоящих Правил учтены все ценные замечания Главной государственной санитарной инспекции Министерства здравоохранения СССР и Центрального Комитета профсоюза работников просвещения, высшей школы и научных учреждений СССР.
Большая техническая помощь в подготовке Правил оказана сотрудниками Службы радиационной безопасности АН СССР и Отдела охраны труда УД АН СССР.
Комиссия выражает глубокую благодарность Всесоюзному центральному ордена «Знак Почета» научно-исследовательскому институту охраны труда ВЦСПС, Отделу радиационной безопасности и радиационных исследований Объединенного института ядерных исследований, Центральной лаборатории радиационной безопасности Всесоюзного научно-исследовательского института ядерной геофизики и геохимии, а также другим организациям, приславшим свои замечания, предложения и рекомендации при подготовке настоящих Правил.
ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ, ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ТЕРМИНОЛОГИЯ
(Извлечения из «Норм радиационной безопасности НРБ-76», «Санитарных правил размещения и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ» и «Единых санитарных правил размещения и эксплуатации радиационно-технологических установок с ускорителями электронов»)
Ионизирующее излучение — любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков.
Примечания. 1. Ультрафиолетовое излучение и видимый свет не относятся к ионизирующим излучениям.
2. В дальнейшем как сокращенная форма используется также термин излучение.
Гамма-излучение — электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц.
Характеристическое излучение — фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома.
Тормозное излучение — фотонное излучение с непрерывным спектром, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц. Тормозное излучение возникает в среде, окружающей источник бета-излучения в рентгеновских трубках, в ускорителях электронов и т. п.
Рентгеновское излучение — совокупность тормозного и характеристического излучений, диапазон энергии фотонов которых составляет 1 кэВ — 1 МэВ.
Линейная передача (ЛПЭ) заряженных частиц в среде (Lд) — средняя энергия dE, теряемая частицей в среде при соударениях с передачей энергии, меньше А, на малом отрезке пути (II, деленная на этот отрезок: L = (dE / dl)
В качестве единицы измерения ЛПЭ используется килоэлектронвольт на микрометр воды, 1 кэВ/мкм = 0,16 нДж/м.
Поглощенная доза (Д) — средняя энергия dE, переданная излучением веществу в некотором элементарном объеме, деленная на массу вещества dm в этом объеме:
Д = dE / dm.
Единицей поглощенной дозы является джоуль на килограмм (Дж/кг).
Paд — специальная единица поглощенной дозы; 1 рад = 100 эрг/г = 1·10 -2Дж/кг = 0,01 Гр.
Грей — единица поглощенной дозы в системе единиц СИ, Гр; 1 грей равен одному джоулю, поглощенному в килограмме вещества: 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад.
Мощность поглощенной дозы (Р) — приращение поглощенной дозы dД за малый промежуток времени (11, деленное на этот промежуток:
Р = dD / dt.
Специальной единицей мощности поглощенной дозы является рад в секунду (рад/с).
Экспозиционная доза (X) — полный заряд dQ ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха, деленный на массу воздуха в этом объеме:
Х = dQ / dm.
Единица экспозиционной дозы — кулон на килограмм, Кл/кг.
Примечания. 1. Термин используется для фотонного излуче-нта с энергией фотонов 1 кэВ — 3 МэВ.
2. Мощность экспозиционной дозы определяется аналогично мощности поглощенной дозы.
Рентген — специальная единица экспозиционной дозы, Р; 1Р=0,258=мКл/кг (точно).
Эквивалентная доза (Я) — величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава и определяемая как произведение поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества излучения Q в данной точке ткани.
Примечания. 1. Коэффициент качества Q определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека в малых дозах от полной ЛПЭ излучения, безразмерная величина.
Регламентированная зависимость коэффициента качества Q от полной ЛПЭ Q(L ) следующая:
| L кэВ/мкм воды | <3,5 | 7,0 | 23 | 53 | >175 |
| Q (L | 1 | 2 | 5 | 10 | 20 |
Q = (Д1Q1 + Д2Q2 + D3Q3 + ... ) D = 1/D ( D(L ) Q (L) dL)
2. Эквивалентная доза и коэффициент качества должны использоваться только для целей радиационной безопасности при значении Я не более 5 ПДД.
3. Мощность эквивалентной дозы определяется аналогично мощ- ности поглощенной дозы.
Бэр — специальная единица эквивалентной дозы 1бэр = (100эрг/г )/ Q =(1 ·10 -2Дж/кг)/ Q =(0,01 Гp)/ Q = 0,013в.
Зиверт — новая единица эквивалентной дозы в системе единиц СИ, Зв; один зиверт равен одному грею, деленному на коэффициент качества,
13в = ( 1Гр ) /Q =( 1Дж/кг )/Q = (100 paд ) /Q = 100 бэр.
Активность (А) радиоактивного вещества — число спонтанных ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt, деленное на этот промежуток:
А = dN/dt.
Единицей измерения активности является одно ядерное превращение в секунду. В системе единиц СИ она получила название беккерель, Бк.
Кюри — специальная единица активности, Ки. 1 Ки = 3,7·10 10ядерных превращений в секунду.
Нуклид — вид атомов, характеризующихся массовым числом и атомным номером. Иногда нуклид определяется также энергетическим состоянием ядра. Нуклиды с одинаковым атомным номером, но разным массовым числом называются изотопами.
Источник излучения — вещество (или установка), испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.
Закрытый источник — радиоактивный источник излучения, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях его эксплуатации, на которые он рассчитан.
Открытый источник — радиоактивный источник излучения при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.
Гамма-эквивалент mRa источника — условная масса точечного источника 220Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник. Специальной единицей гамма-эквивалента является килограмм-эквивалент радия; 1 кг-экв радия на расстоянии 1 см в воздухе от источника создает мощность экспозиционной дозы 2,33 кР/с (точно), или 8,4-106 Р/ч, соответственно 1 мг-экв радия — 2,33·10 -3Р/с, или 8,4 Р/ч.
Внешнее облучение — воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников излучения.
Внутреннее облучение — воздействие на организм ионизирующих излучений радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.
Естественный фон излучения — ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.).
Примечание. Естественный фон внешнего излучения на территории СССР создает мощность экспозиционной дозы 4—20 мкР / ч (40—200 мР/год).
Критический орган — орган, часть тела, все тело, облучение которого в данных условиях причиняет наибольший ущерб здоровью данного лица или его потомства. Критические органы разделяют на группы, различающиеся по радиочувствительности.
Персонал (профессиональные работники, категория А) — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.
Ограниченная часть населения (категория Б)—лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и (или) удаляемых во внешнюю среду с отходами.
Население (категория В) — население области, края, республики, страны.
Критическая группа — лица, которые по принадлежности к возрастной группе, по условиям жизни или другим факторам подвергаются наибольшему радиационному воздействию среди данного контингента людей.
Предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категории А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами; ПДД является основным дозовым пределом для лиц категории А.
Предел дозы (ПД) — предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения (категории Б); предел дозы устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей; предел дозы контролируется по усредненной для критической группы дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды; ПД является основным дозовым пределом для лиц категории Б.
Допустимые уровни — нормативные значения поступления радиоактивных веществ в организм, содержания радиоактивных веществ в организме, их концентрации в воде и воздухе, мощности дозы, плотности потока и т. п., рассчитанные из значений основных дозовых пределов ППД и ПД.
Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) (для лиц категории А) — такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 50 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную 1 ПДД. При ежегодном поступлении на уровне ПДП эквивалентная доза за любой год будет равна или меньше одной ПДД (в зависимости от времени достижения равновесного содержания радиоактивного вещества в организме).
Предел годового поступления (ПГП) (для лиц категории Б) — такое поступление радиоактивных веществ в организм в течение года, которое за 70 лет создает в критическом органе эквивалентную дозу, равную 1 ПД.
Допустимое содержание (ДС) — такое среднегодовое содержание радиоактивных веществ в организме (критическом органе), при котором эквивалентная доза равна ПДД для категории А или ПД для категории Б.
Допустимая мощность дозы (ДМД) — отношение ПДД (или ПД) за год ко времени облучения Т в течение года.
Для категории А время облучения принимается равным 1700 ч = 1·10 5мин = 6,1·10 6с (в СССР для большей части персонала установлена 36-часовая рабочая неделя и 4—6-недельный отпуск). Для категории Б время облучения Т = 8800 ч = 5,3·10 5мин = 3,2·10 7с.
При установлении контрольных уровней могут использоваться и другие расчетные значения Т в зависимости от условий облучения и фактической продолжительности облучения.
Допустимая концентрация (ДК) — отношение ПДП (или ПГП) радиоактивного вещества к объему воды или воздуха, с которыми оно поступает в организм человека в течение года.
Для категории А объем воздуха принимается равным 2,5·10 6л/год. Для категории Б объем воздуха — 7,3·10 6л/год, объем воды — 800 л/год.
Примечание. ДК радионуклидов благородных газов (аргона, криптона, ксенона) и короткоживущих радионуклидов (углерода, азота и кислорода) рассчитаны из значения ДМД их внешнего бета-и гамма-излучений.
Контрольные уровни — значения годового поступления радионуклида в организм, содержания радионуклида в организме, мощности дозы, плотности потока частиц, концентрации радионуклида в воздухе (а для категории Б и в воде), загрязнения поверхности, устанавливаемые в целях ограничения облучения персонала и населения.
Контрольные уровни устанавливаются отдельно для категорий А и Б.
Рабочее место — место (помещение) постоянного пребывания персонала для выполнения производственных функций в течение не менее 50% рабочего времени или двух часов непрерывно. Если при этом обслуживание процессов производства осуществляется в различных зонах помещения, то постоянным рабочим местом считается все помещение.
Минимально значимая активность (МЗА) — наибольшая активность открытого источника на рабочем месте, не требующая регистрации или получения разрешения органов Госганнадзора.
Радиационная опасность радионуклида — радиационно-гигиеническая характеристика радионуклида; все радионуклиды как потенциальный источник внутреннего облучения разделяются в порядке убывания радиационной опасности на четыре группы с индексами А, Б, В, Г.
Санитарно-защитная зона — территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превысить предел дозы. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.
Зона наблюдения — территория, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы. На территории зоны наблюдения проводится радиационный контроль.
Неиспользуемое рентгеновское излучение — рентгеновское излучение, возникающее внутри электровакуумных приборов, электронно-лучевых, ионно-плазменных, электронных микроскопов и других установок в результате торможения ускоренных электрическим полем электронов на электродах, на обрабатываемых или исследуемых материалах и на других металлических или содержащих соединения тяжелых элементов деталях и являющееся побочным (паразитным), т. е. не связанным с назначением этих приборов и установок.
Источники неиспользуемого рентгеновского излучения — приборы и установки (устройства), генерирующие неиспользуемое рентгеновское излучение.
Ускоритель электронов — электрофизическое устройство, генерирующее поток электронов или тормозное излучение (с максимальной энергией свыше 0,1 МэВ).
Радиационная установка с ускорителем электронов — электрофизическая радиационная установка (источником ионизирующих излучений является ускоритель электронов), предназначенная для облучения различных объектов ионизирующими излучениями.
Стационарная радиационная установка с ускорителем электронов — установка, для размещения которой требуются специально оборудованные помещения.
Радиационная установка с ускорителем электронов с индивидуальной (местной) защитой — установка, в которой радиационная защита является элементом ее конструкции и непосредственно прилегает к источнику излучения и основным конструктивным узлам установки.
Система блокировки радиационной установки (ускорителя) — функциональная часть радиационной установки (ускорителя), обеспечивающая аварийное выключение функциональных частей установки (ускорителя) с целью обеспечения безопасности персонала.
Система сигнализации радиационной установки (ускорителя) — функциональная часть радиационной установки (ускорителя), информирующая о проведении радиационного процесса, значении экспозиционной дозы в радиационно опасной зоне (на рабочих местах), состоянии отдельных функциональных частей установки (ускорителя).
Пультовая (комната управления) — помещение постоянного пребывания персонала, в котором расположен пульт управления и контроля за работой радиационной установки (ускорителя).
Радиационно опасная зона — зона, в пределах которой мощность дозы ионизирующих излучений превышает 0,1 мбэр/ч.
Радиационная авария — ситуация (инцидент), которая привела или могла бы привести к внешнему или внутреннему облучению людей, радиоактивному загрязнению окружающей среды и объектов облучения выше допустимых величин.
Запретный период — минимальное время между окончанием облучения и разрешением входа в рабочую камеру, необходимое для уменьшения в ней концентрации токсических веществ до заданных величин за счет ее вентилирования, а также для снижения уровней излучения от наведенной активности конструкционных и других материалов в рабочей камере до допустимых величин.
Мощная радиоизотопная гамма-установка — установка, основанная на использовании гамма-излучения закрытых радиоизотопных источников излучения активностью более 500 Ки.
Установка с сухой защитой — установка, в которой защита от гамма-излучения источника (облучателя) выполнена из твердых материалов (бетон, свинец и т. п.).
Установка с жидкостной (водной) защитой — установка, в которой защита от гамма-излучения источника (облучателя) обеспечивается слоем жидкости (вода или другая жидкость) .
Установка со смешанной защитой — установка, в которой защита от гамма-излучения источника (облучателя) обеспечивается комбинацией твердых и жидких материалов.
Передвижная установка — установка, смонтированная и используемая на самоходных или несамоходных транспортных средствах (автомашина, вагон и т. д.).
Стационарная установка — установка, размещение которой требует специально оборудованных помещений.
Установка с неподвижным облучателем — установка, в которой объект облучения подается к облучателю, неподвижному (или незначительно перемещаемому) относительно защиты как во время облучения, так и в положениях хранения.
Установка с подвижным облучателем — установка, в которой источники (облучатель) перемещаются из положения хранения к объекту облучения и обратно.