СП 2.6.1.798-99

СП 2.6.1.798-99

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ОБРАЩЕНИЕ С МИНЕРАЛЬНЫМ СЫРЬЕМ И МАТЕРИАЛАМИ

С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ ПРИРОДНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ

Дата введения: с момента опубликования

1. РАЗРАБОТАНЫ Крисюком Э.М., Стаматом И.П., Барковским А.Н. (федеральный радиологический центр при СПб НИИРГ); Ивановым С.И., Перминовой Г.С. (Департамент госсанэпиднадзора Минздрава России); Горским А.А. (Федеральный центр госсанэпиднадзора Минздрава России).

2. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 23 декабря 1999 г.

3. УТВЕРЖДЕНЫ ВПЕРВЫЕ.

4. СП 2.6.1.798-99 не нуждаются в государственной регистрации, поскольку носят технический характер и не содержат новых норм права (письмо Минюста России от 17 февраля 2000 г. № 1095-ЭР).

1. Область применения

1.1. Настоящие санитарные правила (далее по тексту - правила) устанавливают требования по обеспечению радиационной безопасности населения и работников организаций при обращении с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов.

1.2. Правила являются обязательными для исполнения на территории Российской Федерации всеми юридическими и физическими лицами независимо от их подчиненности и формы собственности, которые в своей деятельности используют (занимаются сбором, складированием, переработкой, погрузкой, транспортированием, экспортом, импортом и т.д.) минеральное сырье и материалы с повышенным содержанием природных радионуклидов.

1.3. Настоящими правилами должны руководствоваться в своей деятельности органы государственной санитарно-эпидемиологической службы Российской Федерации, службы радиационной безопасности (радиационного контроля) организаций, указанных в п.1.2.

1.4. Правила регламентируют требования по обеспечению радиационной безопасности, включая организацию и проведение радиационного контроля на всех этапах обращения с материалами, - их складирование, временное хранение и транспортирование, использование в производстве, сбор и утилизацию отходов.

2. Нормативные ссылки

2.1. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" № 3-ФЗ от 09.01.96 (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, № 3, ст. 141).

2.2. Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" № 52-ФЗ от 30.03.99 (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650).

2.3. Закон РСФСР "Об охране окружающей природной среды" № 2060-1 от 19.12.91 (Ведомости Съезда народных депутатов Российской Федерации и Верховного Совета Российской Федерации, 1992, № 29, ст. 1111).

2.4. Приказ Министерства здравоохранения Российской Федерации "О гигиенической оценке производства, поставки и реализации продукции и товаров" № 217 от 20.07.98 (зарегистрирован Минюстом России, регистрационный № 1587 от 07.08.98).

3. Термины и определения

В дополнение к принятым в НРБ-99 и ОСПОРБ-99 в настоящих правилах использованы следующие термины и определения.

3.1. Минеральное сырье и материалы с повышенным содержанием природных радионуклидов (материалы) - природные материалы и сырье, продукты их промышленной переработки, а также отходы производства, в которых эффективная удельная активность природных радионуклидов может превышать 740 Бк/кг.

3.2. Природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов урана-238 и тория-232 и калий-40.

3.3. Эффективная удельная активность природных радионуклидов - интегральная характеристика радиоактивности материала, учитывающая удельный вклад отдельных природных радионуклидов в формирование дозы внешнего гамма-излучения:

, где

и - удельная активность радия-226 и тория-232, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами рядов урана-238 и тория-232 соответственно;

- удельная активность калия-40.

3.4. Пылерадиационный фактор - интегральный показатель, учитывающий среднегодовую общую запыленность воздуха в зоне дыхания работников организации (f, мг/м3) и удельную активность в производственной пыли урана-238 () и тория-232 (), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами семейств.

3.5. Контролируемые параметры - эффективная удельная активность природных радионуклидов в материалах, мощность дозы гамма-излучения содержащихся в материалах природных радионуклидов на расстоянии 10 см от поверхности упаковки, общая запыленность воздуха и эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона в воздухе в зоне дыхания работников организации, значения которых определяют дозы облучения работников организаций.

3.6. Входной радиационный контроль - измерения, проводимые с целью оценки соответствия удельной активности природных радионуклидов в поступающих в организацию материалах данным санитарно-эпидемиологического заключения и сопроводительной документации на материал.

3.7. Выходной радиационный контроль - измерения, проводимые с целью оценки соответствия удельной активности природных радионуклидов в продукции величинам, указанным в санитарно-эпидемиологическом заключении на нее, а также получения данных, заносимых в сопроводительную документацию на продукцию организации.

4. Общие положения

4.1. В народном хозяйстве применяются некоторые виды минерального сырья и материалов, продукты их промышленной переработки, а также отходы производства, в которых содержание природных радионуклидов превышает приведенное в НРБ-99 значение для стройматериалов, допускающее их использование в пределах населенных пунктов (740 Бк/кг). К ним, в частности, относятся бокситы, которые после обжига применяются при производстве огнеупоров для футеровки доменных печей; шлифовальные порошки, применяемые в оптическом производстве, и др. материалы. Основное отличие их от материалов, для которых в НРБ-99 приведены допустимые значения эффективной удельной активности природных радионуклидов, заключается в сравнительно небольших объемах применения. Тем не менее, ряд производств просто невозможен без их использования, например, металлургия без огнеупоров. Поэтому, учитывая их технологическую ценность, специфику применения в промышленном производстве и ограниченные объемы использования, эти материалы выделены в отдельную группу, являющуюся объектом регулирования настоящих правил.

4.2. Несмотря на повышенное содержание природных радионуклидов в этих материалах, при выполнении определенных правил и ограничений требования НРБ-99, регламентирующие облучение работников организаций и населения, при обращении с ними могут быть соблюдены в полной мере.

К минеральному сырью и материалам с повышенным содержанием природных радионуклидов в рамках настоящих правил относятся:

- бокситы, в т. ч. обожженные бокситы, огнеупорные глины, шамот и магнезиты;

- полирующие порошки, огнеупорные составы (цирконовый, рутиловый, танталовый, молибденовый и вольфрамовый концентраты, бадделеит и т. п.);

- легирующие добавки с редкометалльными и редкоземельными компонентами (скандием, иттрием, лантаном, церием и т.п.), применяемые для огнеупорной обмазки литейных форм, производства огнеупоров, керамики, в абразивном производстве и при производстве специального стекла;

- другие виды минерального сырья с повышенным содержанием природных радионуклидов.

4.3. Целью настоящего документа является введение в действие системы критериев, правил и ограничений, гарантирующих обеспечение радиационной безопасности населения и работников организаций, а также приемлемый уровень контроля при обращении с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов.

4.4. Основной задачей настоящего документа является установление единых требований по обеспечению радиационной безопасности при обращении с материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов.

4.5. Настоящие правила устанавливают:

- общие требования по обеспечению радиационной безопасности населения и работников организаций при обращении с материалами, включая сбор, хранение и захоронение отходов производства;

- классификацию материалов по эффективной удельной активности содержащихся в них природных радионуклидов;

- систему ограничений при обращении с материалами;

- порядок проведения радиационного контроля на всех этапах обращения с материалами;

- перечень контролируемых параметров и систему нормативов, на соответствие которым проверяется материал, предназначенный для использования;

- требования к методикам радиационного контроля.

4.6. Использование минерального сырья и материалов с повышенным содержанием природных радионуклидов допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения, выданного Департаментом госсанэпиднадзора Минздрава России на основании проведенной их гигиенической оценки.

5. Классификация материалов

5.1. Доза производственного облучения работников при обращении с материалами зависит от удельной активности в них природных радионуклидов, количества этих материалов на рабочем месте, продолжительности работы с ними, запыленности воздуха в зоне дыхания, вентиляции помещений и ряда других параметров.

5.2. Для обеспечения радиационной безопасности населения и работников организаций и планирования видов и объема радиационного контроля при обращении с материалами вводится следующая их классификация:

I класс:

II класс:

III класс:

IV класс:

5.3. Обращение с материалами I класса в производственных условиях осуществляется без каких-либо ограничений.

5.4. Гигиеническая оценка материалов II класса проводится с учетом характера их использования, и по результатам оценки решается вопрос о выдаче на них санитарно-эпидемиологического заключения.

5.5. Гигиеническая оценка материалов III класса проводится с учетом характера их использования. При этом оцениваются дозы облучения работников использующих их организаций и населения за счет обращения с материалами. По результатам этой оценки решается вопрос о требуемом объеме производственного радиационного контроля и о необходимости проведения специальных мероприятий по снижению облучения и оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение.

5.6. Вопрос об использовании материалов IV класса решается в каждом конкретном случае Департаментом госсанэпиднадзора Минздрава России на основании проведенной гигиенической оценки.

6. Критерии обеспечения радиационной безопасности при обращении с материалами

6.1. Критерии обеспечения радиационной безопасности при обращении с материалами разработаны с учетом требований НРБ-99 и ОСПОРБ-99 и правил безопасного транспортирования радиоактивных веществ (ПБТРВ-73). Они основаны на допустимых уровнях облучения работников организаций за счет природных источников ионизирующего излучения и критериях отнесения отходов производства к радиоактивным отходам.

6.2. Радиационная безопасность при обращении с материалами считается обеспеченной, если выполняется совокупность следующих условий:

- обеспечена радиационная безопасность работников организаций, занятых обращением с материалами;

- обеспечена радиационная безопасность населения, проживающего в зоне воздействия организаций, использующих материалы, а также использующего в бытовых условиях их продукцию;

- обеспечены радиационно безопасные условия сбора, хранения и захоронения отходов производства организаций, использующих материалы.

6.3. Индивидуальная годовая эффективная доза производственного облучения за счет обращения с материалами работников организаций не должна превышать 5 мЗв/год. При этом:

- если индивидуальные годовые эффективные дозы облучения всех работников за счет обращения с материалами не могут превысить 1 мЗв/год, радиационный контроль в организации не требуется;

- для работников, дозы облучения которых находятся в пределах от 1 до 2 мЗв/год, должен проводиться периодический радиационный контроль рабочих мест;

- если индивидуальные годовые дозы облучения работников за счет обращения с материалами превышают 2 мЗв/год, то для них необходимо проводить постоянный радиационный контроль и осуществлять мероприятия по снижению доз их облучения. Объем и периодичность радиационного контроля, а также план мероприятий по снижению доз облучения работников, должны быть согласованы с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации.

6.4. Средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения за счет деятельности организаций, использующих материалы, а также за счет любого разумного использования в коммунальных условиях их продукции, не должна превышать 10 мкЗв/год. Если облучение населения может превысить эту дозу, то использование продукции возможно только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на продукцию, выданного Департаментом госсанэпиднадзора Минздрава России.

6.5. В сопроводительной документации на материалы и на продукцию, изготовленную с их применением, должна приводиться информация о содержании в них природных радионуклидов и о максимальном значении мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности упаковки.

6.6. Транспортирование материалов должно исключать возможность облучения населения годовой эффективной дозой более 10 мкЗв/год и загрязнения окружающей среды. Оно должно осуществляться с учетом требований ПБТРВ-73.

6.7. Захоронение отходов производства с  1,5 кБк/кг допускается производить на свалках общепромышленных отходов.

6.8. При захоронении отходов производства с более 1,5 кБк/кг необходимо обеспечить их надежную изоляцию, при которой годовая эффективная доза облучения критической группы населения не превысит 10 мкЗв/год. Условия захоронения должны быть согласованы с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации.

7. Требования по обеспечению радиационной безопасности работников

организаций и населения

7.1. До начала использования материалов организации необходимо:

- получить от поставщика полную информацию о составе материала, включая количественные характеристики содержания природных радионуклидов;

- официально известить об этом органы госсанэпидслужбы Российской Федерации, предоставив следующую информацию:

точное наименование материала, название и адрес поставщика;

планируемые объем и периодичность поставок;

количественные данные о содержании природных радионуклидов в материале;

перечень рабочих мест в технологическом процессе использования материала, их количество и общую численность занятых здесь работников;

место складирования материала и способ его использования в производстве (технологическую карту производства);

степень механизации работ с материалом на отдельных этапах производства;

- разработать проект обращения с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием радионуклидов, в котором определены технология работ, обеспечивающая радиационную безопасность работников, радиационная характеристика продукции и отходов производства, порядок сбора и захоронения отходов производства, виды и объем радиационного контроля, перечень необходимых приборов и вспомогательного оборудования, размещение стационарных приборов и точек постоянного и периодического контроля в организации, а также штат работников, осуществляющих радиационный контроль. Условия складирования и временного хранения материалов должны исключать свободный доступ к ним посторонних лиц. На проект необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпидслужбы Российской Федерации.

Система радиационного контроля, определенная проектом, подлежит корректировке в зависимости от реально складывающейся радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории, и на нее также необходимо иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпидслужбы Российской Федерации.

7.2. В действующих организациях, в проектах которых не было предусмотрено выполнение перечисленных выше требований, разрабатывается новый проект, удовлетворяющий требованиям п.7.1, в сроки, согласованные с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации. Проект должен учитывать результаты обследования предприятия.

7.3. Если вклад одного или нескольких контролируемых источников в дозу производственного облучения работников организаций составляет 80% или более, то допускается осуществлять радиационный контроль только этих источников, учитывая вклад остальных введением соответствующих коэффициентов.

7.4. Радиационный контроль в организации, годовая эффективная доза производственного облучения работников которой за счет обращения с материалами может превышать 1 мЗв/год, необходимо осуществлять специальной службой.

7.5. Регистрация доз облучения работников предприятия должна проводиться в соответствии с требованиями единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения по форме, согласованной с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации.

7.6. Анализ результатов радиационного контроля должны осуществлять:

- в каждой организации - администрация организации по представлению службы радиационной безопасности организации;

- в организациях, имеющих ведомственную принадлежность, - руководство ведомства по представлению ведомственной службы радиационной безопасности;

- во всех организациях - органы госсанэпидслужбы Российской Федерации.

7.7. Данные радиационного контроля используются для оценки радиационной обстановки в организации, установления контрольных уровней, разработки мероприятий по снижению доз облучения и оценки их эффективности и ведения радиационно-гигиенического паспорта организации.

7.8. Администрации организаций, применяющих материалы или изделия из них, необходимо:

- соблюдать требования федерального закона "О радиационной безопасности населения", законов и иных нормативно-правовых актов субъектов Российской Федерации в области обеспечения радиационной безопасности, НРБ-99, ОСПОРБ-99 и настоящих правил;

- использовать в организации только материалы, имеющие санитарно-эпидемиологическое заключение Департамента госсанэпиднадзора Минздрава России;

- обеспечить получение санитарно-эпидемиологического заключения на производимые организацией материалы и получаемую из них продукцию;

- разработать и определить с органами госсанэпидслужбы Российской Федерации параметры и порядок радиационного контроля, контрольные уровни в организации, для специальной службы, осуществляющей этот контроль.

7.9. Орган государственной санитарно-эпидемиологической службы в субъекте Российской Федерации контролирует обеспечение радиационной безопасности в ходе надзора.

8. Требования к организации и проведению радиационного контроля

8.1. Радиационный контроль материалов проводят аккредитованные в установленном порядке лаборатории радиационного контроля (ЛРК) по методикам, согласованным с Департаментом госсанэпиднадзора Минздрава России. Результаты контроля заносятся в протокол измерений.

8.2. К контролируемым в рамках настоящего документа параметрам сырья и материалов относятся:

- эффективная удельная активность природных радионуклидов *;

________________

* Эффективная удельная активность природных радионуклидов, определенная в п.3.3, характеризует внешнее облучение, для характеристики внутреннего облучения за счет ингаляции природных радионуклидов необходимо использовать другое определение этой величины:

Обозначения те же, что и в п.3.3.

- мощность дозы гамма-излучения;

- значение общей запыленности воздуха в условиях производства;

- ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны.

8.3. Для готовой к отправке упаковки с материалом (транспортной единицы или группы транспортных единиц) проводится измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности упаковки и определяется максимальное значение этой величины для каждой упаковки (транспортной единицы), которое заносится в сопроводительную документацию.

8.4. Определение значения производится по результатам гамма-спектрометрического анализа проб материала.

8.5. В организациях, использующих материалы, необходимо проводить входной радиационный контроль поступающих материалов и выходной радиационный контроль выпускаемой продукции.

8.6. Методики радиационного контроля должны обеспечивать:

- определение значений в пробах материала с суммарной относительной погрешностью не более 20%;

- измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности материала с доверительным значением нижней границы не выше 0,1 мкГр/ч;

- измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30% для значений более 25 Бк/м3 - для ЭРОА радона и более 5 Бк/м3 - для ЭРОА торона;

- достоверное определение общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций с доверительным значением нижней границы не выше 1 мг/м3.

Приложение

Методика оценки доз облучения работников организаций

1. Годовая эффективная доза производственного облучения работников организаций, занятых обращением с материалами (), равна сумме доз внешнего облучения () и внутреннего облучения, обусловленного ингаляционным поступлением долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью () и вдыханием короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона (- радон, - торон), - ():

2. Доза внешнего облучения работников организации оценивается по результатам измерений мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах. При определении мощности дозы гамма-излучения из показаний дозиметров () необходимо вычесть собственный фон прибора () и отклик на космическое излучение ():

,  нГр/ч

Годовая эффективная доза внешнего облучения рассчитывается по формуле:

,  мЗв/год, где

- мощность дозы в i-ой точке (при проведении i-ой операции);

- время нахождения работника в i-ой точке (проведения i-ой операции), ч/год;

- коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе, Зв/Гр, значение которого для гамма-излучения природных радионуклидов принимается равным 0,7 Зв/Гр.

3. Доза внутреннего облучения работников организации за счет ингаляционного поступления долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью оценивается по формуле:

,   мЗв/год, где

- удельная активность i-гo радионуклида в производственной пыли, Бк/кг;

- дозовый коэффициент для ингаляционного поступления i-гo радионуклида, Зв/Бк (табл. П-1 НРБ-99);

V - скорость дыхания, м3/ч (для работ средней тяжести принимается равной 1,2 м3/ч);

t - продолжительность работ в условиях повышенной запыленности, ч/год;

f - средняя общая запыленность воздуха в зоне дыхания работника в течение времени работы t, мг/м3.

Дозовые коэффициенты для радионуклидов уранового и ториевого радиоактивных рядов равны сумме дозовых коэффициентов для членов этих рядов. В условиях радиоактивного равновесия для наиболее токсичного типа соединения для всех членов ряда эти коэффициенты равны 5,2 10-5 Зв/Бк для уранового ряда и 7,85 10-5 Зв/Бк для ториевого ряда.

4. Доза внутреннего облучения за счет ингаляции короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона оценивается по формуле:

, мЗв/год, где

и - средние значения за время работы (t, ч/год) эквивалентных равновесных объемных активностей радона и торона соответственно, Бк/м3.

Библиографические данные

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): СП 2.6.1.758-99. СПб-1999.

2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99).

3. Правила безопасной транспортировки радиоактивных веществ (ПБТРВ-73).

4. ГОСТ 30108-94. Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов.

5. Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов: Руководство Р 1.1.004-94.-М.: Госкомсанэпиднадзор России, 1994.