СССР
ОТРАСЛЕВОЙ СТАНДАРТ
Система стандартов безопасности труда
Радиационный контроль при использовании источников ионизирующих излучений в геологии. Контролируемые параметры, объем и частота проведения контроля, перечень методов контроля.
ОСТ 41-06-268-86
Утвержден и введен в действие
приказом Министерства геологии СССР
от 20.08.1987 г. № 454
ИСПОЛНИТЕЛИ: Ю.В.Середин
В.В.Никольский
Н.В.Сизикова
В.А.Гвоздкова
СОГЛАСОВАНО: Заместитель Главного государственного
санитарного врача СССР А.И.Заиченко
Начальник Управления охраны труда и техники
безопасности Мингео СССР А.И.Кабанцев
Секретарь ЦК профсоюза рабочих
геологоразведочных работ
В.В.Гаврилов
Заместитель начальника Управления
геофизических работ Н.В.Максимяк
УТВЕРЖДЕНО: Заместитель Министра геологии СССР В.Ф.Рогов
ОТРАСЛЕВОЙ СТАНДАРТ
ОСТ 41-06-268-86
Система стандартов безопасности труда
Радиационный контроль при использовании источников ионизирующих излучений в геологии. Контролируемые параметры, объем и частота проведения контроля, перечень методов контроля
ОКСТУ 0012
Приказом (распоряжением) Министерства геологии СССР от 20.08.87 г. № 454 срок введения установлен с 01.01 1988 г.
Несоблюдение стандарта преследуется по закону
Настоящий стандарт распространяется на все геологические организации, в которых используются радио-нуклидные альфа-, бета-, рентгеновские, гамма- и нейтронные источники ионизирующих излучений (в дальнейшем - источники), поставляемые В/О "Изотоп", и не распространяется на горноразведочные работы.
Стандарт устанавливает параметры и методы радиационного контроля, его объем и частоту при использовании упомянутых источников.
Стандарт разработан на основе "Норм радиационной безопасности НРБ-76", "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80" и "Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ" (ПБТРВ-73).
1. Общие положения
1.1. Во всех организациях, где проводятся работы с источниками, должен осуществляться радиационный контроль.
1.2. Целью радиационного контроля является получение информации о радиационной обстановке, дозах облучения лиц категорий А и Б и соблюдение требований действующих санитарно-эаконодательных документов.
1.3. Система радиационного контроля должна разрабатываться на стадии проектирования объектов для работ с источниками и включаться в раздел "Требования радиационной безопасности" проекта.
1.4. Радиационный контроль должен осуществляться службой радиационной безопасности (СРБ) или специально выделенным лицом категории А в зависимости от объема и характера работ.
1.5. Права, обязанности и принципы организации работы СРВ должны быть определены в "Положении о СРВ" организации, которое должно быть разработано на основе типового "Положения о СРВ геологического учреждения" с учетом специфики работ с источниками, согласовано с местными органами санитарно-эпидемиологической службы (СЭС) и утверждено администрацией организации.
1.6. Результаты радиационного контроля должны регистрироваться в специальном журнале (журналах), форма и порядок хранения которого определяется по согласованию с местными органами СЭС.
2. Радиационный контроль при работе с закрытыми источниками
2.1. Радиационный контроль при работе с закрытыми источниками должен осуществляться в том случае, если мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 м от поверхности закрытого источника, превышает 0,1 мбэр/ч (1 мк 3в/ч).
2.2. При работе с закрытыми источниками в лабораториях радиационный контроль должен включать:
2.2.1. Контроль мощности эквивалентной дозы на поверхности транспортного контейнера при доставке источника в хранилище иа организации-поставщика - при каж дой доставке.
2.2.2. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А, осуществляющих перекладывания источника из транспортного контейнера в хра-нилищный или переносной контейнер, - при каждой доставке.
2.2.3. Контроль радиоактивного загрязнения наружной поверхности транспортного контейнера - при каждой доставке из организации-поставщика.
2.2.4. Контроль мощности эквивалентной дозы на поверхности защитных устройств при хранении источника -не реже одного раза в месяц.
2.2.5. Контроль мощности эквивалентной дозы на рабочих местах, поверхностях защитных устройств и в смежных помещениях при использовании источника - не реже одного раза в месяц и при каждом изменении характера работ.
2.2.6. Контроль радиоактивного загрязнения внутренней поверхности хранилищного контейнера с источником - не реже одного раза в квартал.
2.2.7. Контроль герметичности источника - при доставке источника из организации-поставщика, до начала и после окончания полевого сезона, но не реже одного раза в год.
2.2.8. Контроль индивидуальных эквивалентных доз облучения лиц категории А - не реже одного раза в квартал, за полевой сезон и суммарно за год (для женщин до 40 лет - не реже одного раза в два месяца)
2.2.9. Оценка средней индивидуальной эквивалентной дозы облучения лиц категории Б, подвергающихся облучению от применяемых в организации источников по условиям расположения рабочих мест, - не реже одного раза в год.
2.3. При работе с закрытыми источниками на скважинах радиационный контроль должен включать:
2.3.1. Контроль мощности эквивалентной дозы в месте пребывания лиц категории А, осуществляющих перекла-дывание источника из хранилищного контейнера в транспортный контейнер, - при каждом перекладывании.
2.3.2. Контроль мощности эквивалентной дозы на поверхности контейнера и на расстоянии 1 м от любой точки его наружной поверхности - перед каждой отправкой контейнера с источником на скважину.
| 2. | Кассета к ИФКУ-1 |
| 1-56 | X 0 |
| 3. | Носимый дозиметр для измерения средней мощности экспозиционной дозы импульсного и непрерывного рентгеновского и гамма-излучений. Диапазоны измерения и энергий: 0-100 мкр/с (0,015-1,25 МэВ) | ДРГЗ-01 | 1100 | х 0 |
| 4. | Носимый дозиметр для измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений. Диапазоны измерения и энергий: 0-103мрк/с (о, 02-3МэВ) | ДРГЗ-03 | 1390 | х 0 |
| 5. | Носимый дозиметр для измерения средней мощности экспозиционной дозы непрерывного и импуль-сного рентгеновского и гаммал учений. Диапазон энергии: 0,03-3 МэВ | ДРГЗ-04 | 3000 | X 0 |
| 6. | Дополнительный комплект питания дозиметров ДРГЗ, включающий аккумулятор Д-0,26С, зарядное и переходное устройство |
| 100 |
|
| 7. | Носимый дозиметр для измерения экспозиционной дозы и мощ-ности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излу-чений. Диапазоны измерения и энергий: 2х10-5-0,8х104Р; 1x10-7-11,6 Р/с (0,03-3 МэВ) | ДКС-05 | 6840 | X 0 |
| 8. | Индикатор ионизирующего излучения для обнаружения и оценки с помощью звуковой и световой сигнализаций плотности потока тепловых нейтронов, рентгенов-ского, гамма- и жесткого бета-излучений, а также для опреде-ления уровня мощности экспози-ционной дозы рентгеновского и гамма-излучений в диапазоне энергии 0,05-3 МэВ | ДРС-01 | 265 | X |
| 9. | Дозиметр для обнаружения и оцен-ки с помощью звуковой и световой сигнализаций плотности потока тепловых нейтронов, рентгеновско-го, гамма- и жесткого бета-излу-чений, а также для измерения мощности экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений Диапазоны измерения к энергий: 0,1-150 мР/ч; 1-1024 мР (0,05--3 МэВ) | ДКС-04 | 770 | X |
| 10. | Геологоразведочный поисковый прибор | СРП-68-01 | 850 х | х0 |
| 11. | Стационарная сигнальная установка для контроля бета-загрязненности рук, обуви или любых поверхностей персонала | РЗБ-05 | 9750 | X 0 |
| 12. | Радиометр для измерения объемной активности радиоактивных нуклидов газов в воздухе по их бета- или гамма-излучению | РГБ-02 | 3100 | X 0 |
| 13. | Аппаратура для измерения объемной активности альфа-активных аэрозолей (средне-сменных значений) и сигнализации о превышении установленных уров-ней (раз в смену ручная заме-на фильтров) . Диапазон измерений: 1, 85x10-1-1 ,85х10+3Бк/м3(5x10-15 -5x10-10Ки/л) при времени отбора пробы 6 ч. | БДАА-01П | 1100 | X |
| 14. | Аппаратура для автоматического измерения объемной активности долживущих аэрозолей по альфа-и бета-излучению. Диапазоны из-мерения: альфа-: 1,5xlO-2-1,5х х102Бк/м3 (4х10-16-4х10-12 Ки/л); бета-: 4-4х104Бк/м3 (10-13-10-9Ки/л) при времени отбора пробы 6 ч. | БДАС-0ЗП | 3808 | X |
| 15. | Аппаратура для измерения мощности эквивалентной дозы нейтро-нов. Диапазон измерения и энергии: Зх10-3-3мк3в/с (3x10-4-3x10-1мбэр/с) (0,025-10 МэВ) | УДБН-02Р | 1670 | X |
| 16. | Универсальный носимый радиометр-дозиметр для измерения степени загрязненности альфа-и бета-активности веществами, измерения мощности эквивалент дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, а также плотности потока быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов. Диапазоны измерения и энергии: альфа-загрязненность поверхностей: 1-5x104част/см2мин (1-6 МэВ); бета-загрязненность поверхнос-1-105част/см2мин (03, -З МэВ); мощ-ность эквивалентной дозы рентгенов-ского и гамма-излучений: 10-4-102мк3/с (10-2-104мкбэр/с) (0,04-10 МэВ);мощ-ность эквивалентной дозы нейтронного излучения: 1х10-3-30 мкЗв/с (0,1-3х х103 мкбэр/с) (10-3 -14 МэВ); эквивалентная доза рентгеновского, гамм-и нейтронного излучения в указанных выше энергетических диапазонах этих видов излучений: 1х10-2-103 мЗв (1-105мбэр плотность потока быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов: 1-105нейтр/см2-с (2,5х10-8-14 МэВ) | 10000 | X 0 | |
| Аппаратура, снятая с производства, но имеющаяся в геологических организациях | ||||
| 17. | Комплект индивидуальных фотопленочных дозиметров для регистрации рентгеновского, гамма-излучений и тепловых нейтронов. Диапазон измерения и энергии: рентгеновского гамма-излучений: 0,01-50 Р (0,02-3 МэВ) | ИФК-2 , 3 | - | X 0 |
| 18. | Носимый универсальный радиометр для измерения гамма- и нетронного излучений, а также загрязненности поверхностей альфа- и бета- активными веществами. Диапазон измерения: мощность дозы гамма-излучения: 2-10000 мкр/с, плотность потока быстрых и тепловых нейтронов: 2-105нейтр/см2 *с при уровне гамма-фона до 500 мкр/с | РУП-1 |
| X 0 |
| 19. | Переносной аэрозольно-газовый радиометр для измерения концент-рации альфа-, бета- активных га-зов. Диапазоны измерения и энергии: альфа- до 3,7 Бк/м3(более 2 МэВ); бета-: до 37 Бк/м3(0,2--2,2 МэВ). | РВ-4 |
| X |
Прибор может использоваться в лабораторных (х) и полевых (о) условиях.