Приложение 9
к Руководству по таможенному
контролю ДРМ
Извлечения из ОСП-72/87
В приложении 9 перечислены основные требования Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87, которые использованы при подготовке настоящего документа, а также не вошедшие в него, но обязательные для исполнения всеми таможенными органами, осуществляющими радиационный контроль.
В тексте сохранена та же нумерация разделов и таблиц, что и в цитируемых документах.
Постановлением Госкомсанэпиднадзора России от 19 апреля 1996 года N 7 введены в действие Нормы радиационной безопасности НРБ-96 с момента их официального опубликования и отменены НРБ-76/87.
ОСП-72/87
ВВЕДЕНИЕ
"Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87" разработаны в соответствии с "Основами законодательства Союза ССР и союзных республик о здравоохранении" и с учетом "Норм радиационной безопасности НРБ-76/87", "Санитарных норм проектирования СН 245-71" и регламентируют основные требования по обеспечению радиационной безопасности.
"Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87" распространяются на предприятия, учреждения, лаборатории и другие организации всех министерств и ведомств, которые производят, обрабатывают, применяют, хранят, транспортируют естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений, перерабатывают и обезвреживают радиоактивные отходы, производят монтаж и наладку приборов, аппаратов и установок, действие которых основано на использовании ионизирующих излучений, а также устройств, генерирующих ионизирующие излучения. Учреждения, предприятия, лаборатории и другие организации в дальнейшем именуются как учреждения.
Настоящими Правилами руководствуются в своей работе также службы, осуществляющие контроль за обеспечением радиационной безопасности профессиональных работников и населения страны.
Основные санитарные правила являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации и реконструкции учреждений, цехов, участков, установок, предназначенных для работ с применением источников ионизирующих излучений.
1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1.3. Учреждения освобождаются от обязанности получения разрешения на работу с источниками ионизирующих излучений и последующего радиационного контроля, если:
а) активность радионуклидов на рабочем месте меньше минимально значимой активности МЗА, указанной в таблице 8.1 НРБ-76/87, а общая активность радионуклидов, находящихся в учреждении, не превышает указанное значение более чем в 10 раз;
б) учреждения получают, используют или хранят любые количества радиоактивных веществ в виде растворов с концентрацией, не превышающей значения ДК(Б) для воды, указанного в таблице 8.1 НРБ-76/87;
в) учреждения получают, используют или хранят любые количества радиоактивных веществ в твердом состоянии с удельной активностью менее 70 Бк/г;
г) мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 м от поверхности закрытого источника, не превышает 0,1 мбэр/ч, обеспечена надежная герметизация радиоактивных веществ, находящихся внутри источника, конструкция которого согласована с органами Госсаннадзора;
д) используется оборудование, в котором происходит ускорение электронов до энергии менее 10 кэВ.
1.4. Указанные нормы не применяются к цельным горным породам, и удельная активность естественных радионуклидов не является основанием для ограничения разработки с целью изготовления из них строительных материалов (цемента и т.п.) и отдельных видов строительных конструкций.
1.12. Проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений и территории и в зависимости от категории облучаемых лиц и длительности облучения. При расчете защиты проектная мощность эквивалентной дозы излучения Н на поверхности защиты определяется по формуле:
Н = 500Д/t мбэр/ч,
где: Д - предельно допустимая доза, равная 5 бэр в год для категории А, или предел дозы, равный 0,5 бэр/год для категории Б; t - продолжительность облучения, ч/год; 500 - в коэффициенте 500 учтен используемый при проектировании коэффициент запаса, равный 2.
Для стандартной продолжительности пребывания в помещениях (на территории) значения проектной мощности эквивалентной дозы приведены в таблице 1.1.