2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Обращение с минеральным сырьем и
материалами с повышенным содержанием
природных радионуклидов

Санитарные правила
СП 2.6.1.798-99

 

Минздрав России
Москва 2000

 

Обращение с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов: Санитарные правила. - М.: Федеральный центр госсанэпиднадзора Минздрава России, 2000.

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).

Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» № 52-ФЗ от 30.03.99

«Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормативы (далее - санитарные правила) - нормативные правовые акты, устанавливающие санитарно-эпидемиологические требования (в том числе критерии безопасности и (или) безвредности факторов среды обитания для человека, гигиенические и иные нормативы), несоблюдение которых создает угрозу жизни или здоровью человека, а также угрозу возникновения и распространения заболеваний» (статья 1).

«Соблюдение санитарных правил является обязательным для граждан, индивидуальных предпринимателей и юридических лиц» (статья 39).

«За нарушение санитарного законодательства устанавливается дисциплинарная, административная и уголовная ответственность» (статья 55).

Федеральный закон «О радиационной безопасности населения»
№ 3-ФЗ от 09.01.96

«Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения» (статья 1).

«Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов» (статья 22).

СОДЕРЖАНИЕ

УТВЕРЖДАЮ

Главный государственный санитарный

врач Российской Федерации

Г. Г. Онищенко

23 декабря 1999 г.

СП 2.6.1.798-99

Дата введения: с момента опубликования

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Обращение с минеральным сырьем и материалами с
повышенным содержанием природных
радионуклидов

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 А_эфф - интегральная характеристика радиоактивности материала, учитывающая удельный вклад отдельных природных радионуклидов в формирование дозы внешнего гамма-излучения:

А_эфф = А_Rа + 1,3 А_Th, + 0,09 А_K, где

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

А_K - 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 (А_U) и тория-232 (А_Th), 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 (А_эфф  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:

А_эфф  740 Бк/кг

II класс:

0,74 < А_эфф  1,5 кБк/кг

III класс:

1,5 < А_эфф 4,0 кБк/кг

IV класс:

А_эфф  4,0 кБк/кг

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 А_эфф  1,5 кБк/кг допускается производить на свалках общепромышленных отходов.

6.8. При захоронении отходов производства с А_эфф 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 - А_эфф;

· 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 А_эфф 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 А_эфф 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.

* 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:

А_1эфф = А_Ra + 1,5 А_Th

Обозначения те же, что и в п. 3.3.

Приложение

Методика оценки доз облучения работников организаций

1. Годовая эффективная доза производственного облучения работников организаций, занятых обращением с материалами (D_np), равна сумме доз внешнего облучения (D_γ) и внутреннего облучения, обусловленного ингаляционным поступлением долгоживущих природных радионуклидов с производственной пылью (D_дол) и вдыханием короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона (²²²R_n - радон²²⁰R_n - торон), - (D_Rn):

D_np = D_γ + D_дол + D_Rn

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 (Р) необходимо вычесть собственный фон прибора (Р_ф) и отклик на космическое излучение (Р_к):

P_γ = Р - (P_Ф + P_К), нГр/ч

Годовая эффективная доза внешнего облучения рассчитывается по формуле:

D_γ = 10^-6 К ΣP_γi t_i, мЗв/год, где

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

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

К -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:

D_дол = 10-3×ΣA_i×ε_i×V×f×t, мЗв/год, где

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

ε_i - дозовый коэффициент для ингаляционного поступления i-го 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:

D_Rn = 10^-6×(7,8×С_ecv.Rn + 36×С_ecv.Tn)×t, мЗв/год, где

С_ecv.Rn и С_ecv.Tn - 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.