МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИИ ДЕПАРТАМЕНТ ГОССАНЭПИДНАДЗОРА

ПОРЯДОК ЗАПОЛНЕНИЯ И ВЕДЕНИЯ РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИХ ПАСПОРТОВ ОРГАНИЗАЦИЙ И ТЕРРИТОРИЙ

Москва 1997

УТВЕРЖДАЮ

Заместитель Главного государственного санитарного врача Российской Федерации

_С.И.    Иванов

“30” декабря 1997 г.

№ МУ-177-112

Порядок заполнения и ведения радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий

Министерство здравоохранения России Департамент госсанэпиднадзора 1997 год

надзора и дата утверждения их администрацией. Далее приводятся данные о наличии и достаточности в организации средств индивидуальной защиты, дезактивирующих растворов, аварийных дозиметров и средств первой медицинской помощи на случай возникновения радиационной аварии (с отметкой “имеются”, “имеются, но в недостаточном количестве”, “отсутствуют”).

3.27.    В п. 7 перечисляются только те параметры, по которым обнаружено превышение радиационных показателей, установленных для нормальной эксплуатации, включая основные дозовые пределы, контрольные уровни для персонала, квоты и контрольные уровни для населения, проживающего в зоне наблюдения.

3.28.    В п. 8 должно содержаться заключение территориального центра госсанэпиднадзора Российской Федерации с оценкой достаточности представленных данных о состоянии радиационной безопасности персонала организации и лиц из населения, проживающих в зоне наблюдения. Дается оценка индивидуального и коллективного рисков возникновения стохастических эффектов у лиц этих категорий в соответствии с п. 4 НРБ-96. Риск стохастических последствий для персонала принимается равным 5,6х10'², а для населения - 7,3x10"² случаев на 1 чел.-Зв. Для получения величин коллективного риска коллективная доза персонала и населения умножается на. соответствующие значения коэффициентов риска. Для определения индивидуального риска средняя индивидуальная годовая эффективная доза умножается на эти же значения риска и делится на 1000 (коэффициент перехода от мЗв к Зв).

Оценка радиационной безопасности в организации дается по трехбалльной шкале:

-    хорошая - объект полностью соответствует требованиям действующих нормативных

актов;

-    удовлетворительная - отмечены несущественные нарушения регламентов, не приведшие к переоблучению персонала и населения, сверхнормативному загрязнению окружающей среды;

-    неудовлетворительная - отмечены существенные нарушения нормативных актов по радиационной безопасности.

При необходимости, формулируются основные предложения госсанэпиднадзора по повышению уровня радиационной безопасности и устанавливаются сроки их реализации.

9

4. Ведение радиационно-гигиенического паспорта территории

4.1.    Радиационно-гигиенический паспорт территории составляется и ведется во всех субъектах Российской Федерации. Паспорт заполняется должностным лицом, назначенным распоряжением администрации данной территории, ответственным за состояние радиационной безопасности населения, и подписывается руководителем администрации территории или его заместителем.

4.2.    Если величина средней эффективной дозы облучения населения в отдельном районе, населенном пункте территории субъекта Российской Федерации существенно (не менее, чем в 3 раза) превышает таковую на остальной территории, то по решению администрации территории, согласованному с органами госсанэпиднадзора, помимо паспорта на всю территорию субъекта Российской Федерации, радиационно-гигиенический паспорт составляется также и на этот район (населенный пункт).

4.3.    При заполнении радиационно-гигиенического паспорта территории следует использовать обобщенные данные радиационно-гигиенических паспортов организаций, информацию о состоянии радиационной безопасности населения территории, получаемую территориальными службами, осуществляющими плановый систематический или периодический контроль за радиационной обстановкой, в том числе органами Росгидромета и госсанэпиднадзора, результаты измерений других аккредитованных лабораторий радиационного контроля, а также данные работ, выполненных силами научно-исследовательских учреждений системы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Для оформления радиационно-гигиенического паспорта территории, в котором используется информация различных служб радиационной безопасности (или радиационного контроля), постановлением администрации территории определяются исполнители указанной работы.

4.4.    Для оформления радиационно-гигиенического паспорта территорий, в котором используется информация различных служб радиационной безопасности (или радиационного контроля), постановлением администрации территории субъекта Российской Федерации определяются исполнители указанной работы.

4.5.    Радиационно-гигиенические паспорта территории представляются ежегодно не позднее 1 марта года, следующего за отчетным.

4.6.    Радиационно-гигиенический паспорт территории составляется в трех экземплярах. Подписанный должностным лицом администрации территории, паспорт направляется в территориальный центр госсанэпиднадзора, который в п.12 паспорта дает заключение, подписанное главным государственным санитарным врачом субъекта

10

Российской Федерации и скрепленное печатью. Не позднее 30 марта года, следующего за отчетным, паспорт с заключением госсанэпиднадзора передается на ознакомление руководителю администрации субъекта Российской Федерации. Подпись руководителя администрации или его заместителя скрепляется печатью. Один экземпляр полностью оформленного паспорта администрация территории направляет в Федеральный центр госсанэпиднадзора. По одному экземпляру паспорта остается в администрации субъекта РФ и в территориальном органе госсанэпиднадзора.

Федеральный радиологический центр при Санкт-Петербургском научно-исследовательском институте радиационной гигиены (197101, С-Петербург, ул. Мира, 8) осуществляет на договорной основе консультативно-методическую помощь в оформлении и ведении радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий.

4.7.    Федеральный центр госсанэпиднадзора проводит анализ и обобщение данных, содержащихся в радиационно-гигиенических паспортах, и направляет в Департамент госсанэпиднадзора Минздрава России сводную информацию о состоянии радиационной безопасности в Российской Федерации, а также проект радиационно-гигиенического паспорта Российской Федерации за отчетный год.

4.8.    В тех случаях, когда в соответствии с п. 4.2 методических указаний радиационногигиенический паспорт территории, помимо территории субъекта Российской Федерации, составляется также на отдельный район (населенный пункт), ответственность за заполнение и ведение паспорта возлагается на должностное лицо, назначенное приказом местной администрации по согласованию с территориальным органом госсанэпиднадзора субъекта Российской Федерации.

4.9.    В п. 1 радиационно-гигиенического паспорта территории должны содержаться сведения о всех расположенных на территории организациях, в которых ведутся работы с использованием источников ионизирующего излучения. При этом организации следует сгруппировать по видам использования источников ионизирующего излучения: атомная энергетика, промышленные и исследовательские ядерные реакторы, ускорители, мощные радиоизотопные установки, дефектоскопия, геологоразведка, медицинская рентгенология, медицинская радиология, научные исследования, обучение, прочие. После каждого вида деятельности указывается число организаций, отнесенных к данному виду деятельности, по учетным данным госсанэпиднадзора.

4.10.    В п. 2 общая характеристика объектов, использующих источники ионизирующих излучений, составляется по отраслям (промышленные, медицинские, научные и учебные, прочие) и численности персонала групп А и Б. Указывается число и перечень объектов.

11

имеющих неудовлетворительную оценку радиационной безопасности. Этот пункт заполняется по обобщенным данным паспортов организаций, расположенных на территории.

4.11.    В п. 3.1 данные о плотности радиоактивного загрязнения почвы заносятся на основании официальных данных Росгидромета, Допускается использование данных оперативного анализа плотности загрязнения почвы, проводимого территориальными органами госсанэпиднадзора в порядке выборочного контроля, и результатов измерений аккредитованных лабораторий радиационного контроля.

В паспорт территории заносятся минимальная, средняя и максимальная величины плотности загрязнения почвы цезием-137, стронцием-90, плутонием-239 (Бк/м²) и, при необходимости, другими радионуклидами.

4.12.    В п. 3.2 объемная активность радиоактивных веществ в атмосферном воздухе определяется на основании данных измерений содержания радиоактивных веществ в атмосферном воздухе населенных пунктов и в воздухе жилых и общественных зданий, осуществляемого органами росгидромета, госсанэпиднадзора или другими аккредитованными лабораториями.

В паспорт следует заносить средние за год величины объемной активности радионуклидов в атмосферном воздухе в единицах Бк/м³.

4.13.    В п. 3,3 указываются средние по территории величины удельной активности радионуклидов в воде открытых водоемов, используемых для питьевого водоснабжения, хозяйственно-бытовых нужд, рыболовства или орошения, Бк/кг.

4.14.    В п. 3.4 паспорта территории указываются минимальные, средние и максимальные величины удельной активности радионуклидов (Бк/кг) в питьевой воде из поверхностных и подземных источников питьевого водоснабжения по данным лабораторий организаций, осуществляющих водоснабжение населения, а также по данным территориальных органов госсанэпиднадзора. Данные приводятся по тем радионуклидам, за содержанием которых установлен контроль. При необходимости, могут использоваться данные специальных исследований, проводимых другими аккредитованными в установленном порядке лабораториями радиационного контроля.

4.15.    В п. 3.5 заносятся средние величины удельной активности радионуклидов в основных видах пищевых продуктов местного производства и привозных (молоко, мясо и мясопродукты, хлеб и зернопродукты, листовые овощи, картофель и корнеплоды и других) по данным радиологической службы Минсельхоза и территориальных центров госсанэпиднадзора.

12

4.16.    В п. 3.6 заносятся данные о минимальном, среднем и максимальном значениях эффективной удельной активности природных радионуклидов в строительных материалах, изготовленных из местного сырья, и поступивших из других регионов.

Сведения об удельной активности отдельных видов строительных материалов берутся по результатам их исследований, выполненных аккредитованными лабораториями строительных организаций и госсанэпиднадзора.

4.17.    В п. 4 приводится число локальных радиационных аномалий и загрязнений, не связанных с радиационными авариями, зарегистрированными в отчетном году, а также их краткая характеристика: местонахождение, площадь, радионуклидный состав и уровень загрязнения (Бк/м²).

4.18.    Оценка медицинского облучения населения территории осуществляется по числу проведенных в отчетном году профилактических и диагностических рентгенорадиояогических исследований. В таблицу п. 5 паспорта из формы № 30 государственной статистической отчетности по территории (раздел V, пп. 1, 2, 5) заносится количество флюорографических, рентгенографических, рентгеноскопических и радионуклидных исследований.

При наличии объективных данных по конкретным дозам облучения пациентов в рентгенологических кабинетах и    радиоди агностических    лабораториях каждого

медицинского учреждения следует использовать их для получения значений коллективных доз облучения населения территории от каждого вида медицинских процедур. При отсутствии таких данных допускается использовать приближенные значения средней эффективной дозы за одно исследование: 0,8 мЗв для флюорографии, 0,4 мЗв для рентгенографии, 10 мЗв для рентгеноскопии, 5 мЗв для радионуклидных исследований. Коллективная доза облучения населения территории от каждого вида медицинских процедур в этом случае получается путем перемножения средней эффективной дозы за одну процедуру на количество процедур. Для перевода полученной величины в чел.-Зв ее необходимо поделить на 1000.

4.19.    П. 6.1 “Годовая эффективная доза персонала” следует заполнять на основе данных радиационно-гигиенических паспортов организаций, расположенных на территории. Для этого необходимо суммировать значения (в единицах чел.-Зв) коллективных доз облучения персонала всех организаций, которые включены в графу 3.1 радиационногигиенических паспортов организаций. При этом получается величина коллективной дозы облучения всего персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения на территории, за отчетный год. В соответствующую строку п. 6.1 заносятся значения средней эффективной дозы облучения раздельно для персонала групп А и Б. Для получения значения

средней эффективной дозы облучения всего персонала, а также персонала групп А и Б необходимо величины соответствующих коллективных доз разделить на общую численность персонала этих групп.

Количество лиц с превышениями основных дозовых пределов для персонала групп А и Б на всей территории определяется путем суммирования этих данных, взятых из п. 3.1 радиационно-гигиенических паспортов организаций.

4.20.    В п. 6.2 общее количество населения, проживающего в зонах наблюдения, а также значения коллективной дозы облучения этих лиц за счет деятельности организаций в целом по территории определяются путем суммирования соответствующих величин, взятых из пп. 3.2 и 3.3 радиационно-гигиенических паспортов всех организаций, расположенных на территории (за исключением доз облучения пациентов медучреждений).

Значение средней эффективной дозы облучения населения, проживающего в зонах наблюдения организаций, находящихся на данной территории, определяется путем деления полученного значения годовой коллективной дозы на общую численность населения, проживающего в зонах наблюдения организаций.

4.21.    В п. 6.3 заносятся данные о структуре годовой коллективной дозы населения, проживающего на территории, за счет всех основных видов облучения.

4.22.    Годовая коллективная доза населения территории за счет деятельности организаций, использующих источники ионизирующего излучения (п.6.3 а), определяется путем суммирования коллективных доз облучения персонала групп А и Б всех организаций, расположенных на территории, которые приведены в п. 3.3 паспортов организаций, и коллективной дозы облучения населения, проживающего в зонах наблюдения этих организаций по данным п. 6.2 паспорта территории.

4.23.    В п. 6.36 указывают коллективную эффективную дозу облучения всего населения территории в отчетном году, обусловленную загрязнением окружающей среды долгоживущими радионуклидами вследствие глобальных выпадений продуктов ядерных испытаний, прошлых радиационных аварий, и нормальной деятельности организаций (без радиационных аварий) за весь период, предшествующий отчетному году. Оценку дозы осуществляют территориальные органы госсанэпиднадзора с привлечением, при необходимости, научно-исследовательских учреждений системы госсанэпиднадзора согласно специальным методическим документам, а до их введения - согласно приложению 3.

4.24.    Для оценки эффективной дозы облучения населения природными источниками ионизирующего излучения (п. 6,3в) необходимо оценить дозы от всех ее составляющих: дозы космического излучения, дозы гамма-излучения земных пород и строительных

14

конструкций, дозы внутреннего облучения за счет поступления природных радионуклидов с продуктами питания и водой, дозы за счет ингаляции изотопов радона, торона и их короткоживущих дочерних продуктов. Основной вклад в эффективную дозу облучения населения природными источниками вносит радон и его короткоживущие продукты. Методика проведения такой оценки приведена в приложении 4.

4.25.    Годовая эффективная коллективная доза всего населения, проживающего на территории, от медицинских исследований (п. 6.3 г) рассчитывается путем суммирования коллективных доз от основных . видов этих исследований (флюорографических, рентгенографических, рентгеноскопических, радионуклидных).

4.26.    В п. б.Зе указывают годовую коллективную дозу облучения всего населения территории, обусловленную радиационными авариями, происшедшими в отчетном году. В случае таких радиационных аварий индивидуальные дозы жителей территории должны быть определены согласно специальным методическим документам, разработанным применительно к условиям конкретных аварий и утвержденным Минздравом России. Коллективную дозу облучения населения территории от радиационных аварий вычисляют как сумму индивидуальных доз у всех жителей, подвергшихся облучению.

4.27.    Для определения относительного вклада каждого из основных видов облучения населения в суммарную (общую) коллективную дозу от всех источников необходимо вначале подсчитать сумму коллективных доз от этих источников. Приняв полученное суммарное значение коллективной дозы облучения населения за 100%, следует определить долю, приходящуюся на каждый вид облучения населения. Полученные относительные значения (в %) записываются в пп. 6.3.а - б.З.е в скобках после каждого из соответствующих абсолютных значений коллею-ивной дозы в чел.-Зв от различных видов облучения.

4.28.    В л. 7 количество радиационных аварий и происшествий (аварийных ситуаций) определяется путем суммирования данных по всем организациям территории, взятым из п. 5 радиационно-гигиенических паспортов организаций, а также по тем авариям и аварийным ситуациям, которые имели место в отчетном году на территории, однако по каким-либо причинам не были включены в радиационно-гигиенические паспорта организаций, но вошли в учетные формы системы госсанэпиднадзора.

В тех случаях, когда радиационные аварии или аварийные ситуации в отчетном году произошли на ядерно-энергетических установках, следует указать их уровень по международной шкале INES. В случаях возникновения радиационных аварий или аварийных ситуаций на других объектах, их уровень устанавливается по заключениям комиссий, которые проводили расследование этих аварий или аварийных ситуаций.

4.29.    В п. 8 указывается наличие и число случаев лучевой патологии (число впервые выявленных заболеваний в отчетном году), если таковые имели место. Заполняется на основании журналов учета лиц, у которых впервые обнаружено профессиональное отравление и профзаболевание - форма № ЗбЗу, по заключениям территориального центра (отделения) профпатологии или иного уполномоченного учреждения. Случаи лучевой патологии, обусловленные лучевой терапией, в паспорт не включаются.

4.30.    В п. 9 следует представить анализ проведенных в отчетном году основных

мероприятий по выполнению норм, правил и других документов, регламентирующих радиационную безопасность персонала и населения, также мероприятий по ее совершенствованию с оценкой их    эффективности по    трехбалльной    шкале

(“высокоэффективные”, “недостаточно эффективные”, “неэффективные”).

В качестве критериев, по которым проводится оценка эффективности мероприятий по радиационной безопасности, следует использовать основные показатели, перечисленные в п. 2.3 настоящих указаний, а также данные о характере и числе зарегистрированных нарушений требований регламентирующих документов, по которым были применены санкции со стороны органов государственного надзора.

4.31.    В п. 10 паспорта указываются сведения о наличии и достаточности у администрации территории сил и средств для ликвидации радиационных аварий: соответствующей штатной или нештатной структуры, планов, средств защиты, транспортных средств, аварийных дозиметров, средств дезактивации и оказания медицинской помощи по трехбалльной шкале (с пометкой: “ имеются”, “имеются в недостаточном количестве”, “отсутствуют”).

4.32.    В п. 11 на основе анализа материалов, представленных в паспорте территории, администрация территории записывает свое мнение по оценке радиационной ситуации на территории по трехбалльной шкале (“хорошая”, “удовлетворительная”, “неудовлетворительная”), а также о выполнении постановлений и решений, принятых Правительством и субъектом Российской Федерации по совершенствованию радиационной безопасности населения и основных мероприятиях, планируемых на следующий год.

4.33.    В п. 12 радиационно-гигиенического паспорта территории должно содержаться официальное заключение территориального органа госсанэпиднадзора с оценкой (также по трехбалльной шкале см. п. 3.28) состояния радиационной безопасности населения территории в отчетном году и мероприятий, планируемых администрацией территории на следующий год. Оценка количественных показателей индивидуального и коллективного рисков возникновения стохастических эффектов облучения у населения проводится в соответствии с п. 4.9 НРБ-96 по данным, содержащимся в п. 6.3 радиационно-

гигиенического паспорта территории о величинах коллективной эффективной дозы населения (чел.-Зв).

Оценка радиационной безопасности территории дается так же, как и в п. 3,28 методических указаний.

Здесь же записываются основные оптимизированные предложения территориального органа госсанэпиднадзора по повышению уровня радиационной безопасности населения территории на следующий год.

4.34. С заключением территориального органа госсанэпиднадзора, подписанным главным государственным санитарным врачом по субъекту Российской Федерации, необходимо ознакомить руководителя администрации территории, о чем последний расписывается в последней графе паспорта территории.

17

Приложение 1.

Оценка годовых эффективных доз внешнего и внутреннего облучения

персонала

1. Внешнее облучение

Оценки доз внешнего облучения персонала должны быть основаны на результатах производственного радиационного контроля, проводимого в организации в соответствии с требованиями регламентирующих документов. Они проводятся раздельно для персонала групп А и Б, При этом годовые эффективные дозы внешнего облучения персонала, для которого проводится индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внешнего облучения, оценивают по результатам этого контроля, а для остального персонала - по результатам постоянного или периодического измерения мощностей доз на рабочих местах. Конкретная методика проведения таких оценок существенно зависит от характера и технологии проводимых работ, видов и типов используемых ИИИ, методики радиационного контроля и используемых при этом технических средств.

Числовые значения индивидуальной годовой эффективной дозы внешнего облучения /-го работника (Е^) определяют умножением поглощенной дозы, полученной из показаний индивидуальных дозиметров на коэффициент перехода к эффективной дозе, который зависит от вида, энергии и геометрии облучения. При отсутствии специально обоснованных оценок этого коэффициента следует использовать значение 0,8 Зв/Гр для гамма-излучения.

Числовые значение среднегрупповой годовой эффективной дозы внешнего облучения 7*ой группы персонала (EfuJ определяют умножением среднего за год значения мощности дозы ионизирующего излучения на рабочих местах лиц этой группы на среднюю продолжительность работ (или рабочих операций) с источниками ионизирующего излучения в течение года. Для перехода к эффективной дозе полученное значение умножают на коэффициент, равный 0,006 Зв/Р, если прибор калиброван в единицах мощности экспозиционной дозы или на 0,7, если прибор калиброван в единицах мощности эквивалентной дозы.

Коллективную годовую эффективную дозу внешнего облучения (£«,) вычисляют по формуле:

I eL + ZeL-^j

/=1    у=1

18

Предисловие

1.    Сведения о разработчиках

Методические указания разработаны рабочей группой в составе: Балонов М.И., Барковский А.Н, (зам. руководителя), Горский А.А., Иванов Е.В., Иванов С.И., Кочетков

О.А., Крисюк Э.М., Либерман А.Н. (руководитель), Липатова О.В., Монастырская С.Г., Онищенко Г.Г., Перминова Г.С., Рамзаев П.В., Тихонова А.И., Шутов В.Н.

2.    Сведения об утверждении

Утверждены заместителем Главного государственного санитарного врача России 30 декабря 1997 г., №МУ-177-П2.

3.    Сведения о законах, из которых использованы законодательные нормы

Федеральный закон Российской Федерации “О радиационной безопасности населения”.

4.    Введено впервые.

Издание официальное - методические указания не могут быть полностью или частично воспроизведены, тиражированы и распространены без разрешения Минздрава России.

1

где:    Ё_ел, - индивидуальная годовая эффективная доза внешнего облучения /-го

представителя персонала, по данным ИДК, мЗв;

N₀ - численность персонала организации, для которого проводится ИДК внешнего облучения;

&txt ' среднегрупповая годовая эффективная доза внешнего облучения у-ой группы персонала организации, мЗв;

Nj - численность у-ой группы персонала в организации;

J - число групп персонала, характеризующихся схожими условиями внешнего облучения и малым разбросом индивидуальных доз, для которых определяют среднегрупповые годовые эффективные дозы.

2. Внутреннее облучение

Годовою эффективную дозу внутреннего облучения персонала учитывают при ведении работ с радиоактивными веществами в открытом виде и при наличии данных радиационного контроля внутреннего облучения персонала, полученных путем измерения объемной активности радионуклидов в воздухе производственных помещений и/или содержания радионуклидов в организме работающих.

Ожидаемую годовую коллективную дозу внутреннего облучения персонала вычисляют как сумму годовых коллективных доз внутреннего облучения персонала подразделений организации, в которых проводится контроль внутреннего облучения. Ожидаемую годовую коллективную дозу внутреннего облучения персонала у-го подразделения S_htH, обусловленную ингаляцией радиоактивных веществ в производственных условиях, оценивают по формуле:

■V, = V-Nj-ZCkj-dk_k , чел-Зв, к

где:    V - годовой объем воздуха, вдыхаемого работающим, равный 2,5-10³ м³;

/V,- численность персонала ву-ом подразделении;

Сф среднегодовая объемная активность к-то радионуклида в воздухе производственных помещенийу-го подразделения организации, Бк/м³;

11к_к - дозовый коэффициент для ингаляции А-ro радионуклида, Зв/Бк, согласно Приложению П-1 НРБ-96.

Подразделения организации для оценки коллективной дозы внутреннего облучения выделяют по однородным условиям работы с открытыми источниками излучения и/или по результатам контроля внутреннего облучения. Среднегодовую объемную активность контролируемых радионуклидов в воздухе производственных помещений подразделения

Содержание

1.    Область применения    3

2.    Общие положения    3

3.    Ведение радиационно-гигиенического паспорта организации    4

4.    Ведение радиационно-гигиенического паспорта территории    10

Приложение 1. Оценка годовых эффективных доз внешнего и внутреннего облучения 18 персонала.

Приложение 2. Оценка годовых эффективных доз внешнего и внутреннего облучения 22 населения, проживающего в зоне наблюдения, за счет деятельности организации.

Приложение 3. Оценка годовых эффективных доз облучения населения за счет    26

глобальных выпадений и прошлых радиоактивных загрязнений

Приложение 4. Оценка годовых эффективных доз облучения населения природными 29 источниками ионизирующего излучения

Приложение 5. Пример заполнения радиационно-гигиенического паспорта    32

организации

Приложение 6. Пример заполнения радиационно-гигиенического паспорта    36

территории

2

1. Область применения

Настоящие Методические указания разработаны во исполнение Приказа Министерства здравоохранения Российской Федерации от 13 марта 1997 г. № 68.

Требования Методических указаний обязательны для организаций (предприятий) любой ведомственной принадлежности и формы собственности, в которых проводятся работы с использованием техногенных источников ионизирующего излучения (далее по тексту - организации), для администрации субъектов Российской Федерации и для учреждений госсанэпиднадзора.

2. Общие положения

2.1.    Радиационно-гигиенические паспорта организации и территории вводятся в соответствии со ст. 13 Федерального закона Российской Федерации “О радиационной безопасности населения”. Постановлением Правительства Российской Федерации от 28 января 1997 г. № 93 и Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 25 сентября 1997 г. № 22.

2.2.    Радиационно-гигиенические паспорта являются основными документами, характеризующими состояние радиационной безопасности организаций и территорий.

2.3.    Целью ежегодного заполнения (ведения) радиационно-гигиенических паспортов является оценка воздействия радиационного фактора на население, необходимая для планирования и проведения мероприятий по совершенствованию радиационной безопасности.

2.4.    Оценка радиационной безопасности проводится на основе анализа ее основных показателей, к которым относятся:

-    индивидуальные и коллективные эффективные дозы облучения персонала и населения от всех источников ионизирующего излучения;

-    количество лиц из населения и персонала, годовые эффективные или эквивалентные дозы которых превышают установленные дозовые пределы;

-    уровни радиоактивного загрязнения окружающей среды;

-    число радиационно-обусловленных заболеваний;

-    число радиационных аварий и их последствий;

-    вероятность радиационных аварий и готовность к ликвидации их возможных последствий.

2.5.    Территориальные центры государственного санитарно-эпидемиологического

надзора осуществляют контроль за достоверностью и полнотой информации, содержащейся

в радиационно-гигиенических паспортах, дают письменное заключение по состоянию

3

радиационной безопасности в организациях и на территории» оценивают риск возникновения стохастических эффектов у лиц из персонала и населения, эффективность проведенных мероприятий по улучшению радиационной обстановки и дают рекомендации по основным защитным мероприятиям на последующий период (год).

2.6.    Радиационно-гигиенические паспорта территорий выполняются в компьютерной версии в формате WORD-6.0 (7.0) и представляются на стандартных листах бумаги формата А-4 и на магнитном носителе (дискеты 3.5”)-

Радиационно-гигиенические паспорта организаций заполняются на компьютере или на пишущей машинке также на листах формата А-4.

2.7.    Заполнение радиационно-гигиенических паспортов по отдельным показателям должно осуществляться на основе действующих регламентирующих документов по оценке (определению) этих показателей. В случаях отсутствия официально установленных регламентов (методик) по некоторым показателям настоящие методические указания устанавливают временный порядок (методику) их оценки (определения).

2.8.    Методика и особенности заполнения отдельных пунктов (разделов) радиационногигиенических паспортов изложены в разделах 3 и 4 настоящих методических указаний и в приложениях 1 - 4. В приложениях 5 и 6 представлены примеры заполнения радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий.

2.9.    Информация, содержащаяся в радиационно-гигиенических паспортах, должна быть объективной и не содержать заведомо завышенных или заниженных оценок доз от источников облучения. Отсутствие или недостаточность имеющейся информации об уровнях облучения населения от некоторых видов источников является основанием для выполнения работ по уточнению оценок доз от этих источников,

2.10.    Представление в радиационно-гигиенических паспортах заведомо ложной информации, равно как и утаивание имеющейся информации, влечет за собой административную или уголовную ответственность виновных должностных лиц в соответствии с законодательством Российской. Федерации.

3. Ведение радиационно-гигиенического паспорта организации

3.1. Радиационно-гигиенический паспорт ведется во всех организациях, где проводятся работы с использованием техногенных источников ионизирующего излучения, на которые распространяется действие НРБ-96. Паспорт составляется лицом, ответственным за радиационную безопасность, назначенным приказом по организации, подписывается ее руководителем и заверяется печатью.

4

3.2.    Информацию, характеризующую состояние радиационной безопасности организации, необходимую для составления радиационно-гигиенического паспорта, следует получать из материалов радиационного контроля, осуществляемого службой радиационной безопасности этой организации либо лицом, ответственным за радиационный контроль, а также из официальных данных измерений (исследований), выполненных силами других аккредитованных в установленном порядке организаций.

3.3.    Радиационно-гигиенический паспорт организации представляется ежегодно не позднее 20 января года, следующего за отчетным.

3.4.    Радиационно-гигиенический паспорт организации составляется в четырех экземплярах. Подписанный лицом, ответственным за радиационную безопасность, и руководителем организации, паспорт представляется в территориальный центр госсанэпиднадзора, который в п.8 дает заключение, подписанное главным государственным санитарным Врачом по субъекту Российской Федерации и скрепленное печатью. После этого в срок не позднее 20 февраля года, следующего за отчетным, с этим заключением должен быть ознакомлен руководитель организации, на подпись которого ставится печать организации. Оформленный таким образом паспорт направляется (по одному экземпляру в каждый адрес) в администрацию территории субъекта Российской Федерации, в территориальный орган госсанэпиднадзора и в ведомственную службу радиационной безопасности. Один экземпляр радиационно-гигиенического паспорта остается в администрации организации,

3.5.    При заполнении граф:    “Наименование    организации”, “Ведомственная

принадлежность”, “Адрес предприятия” все наименования следует писать полностью с указанием (в скобках) официально принятых сокращений по уставу организации.

3.6.    Графа “Дата выдачи и номер лицензии на право работ с источниками ионизирующего излучения” заполняется по действующей лицензии.

3.7.    При заполнении графы “Дата выдачи и регистрационный номер санитарного паспорта” в случае наличия нескольких действующих в организации санитарных паспортов (например, на отдельные цеха, участки, кабинеты и т.п., в которых проводятся работы с источниками ионизирующего излучения), необходимо привести эти данные по всем санитарным паспортам.

3.8.    В п. 1.1. перечисляются виды работ с источниками ионизирующего излучения, разрешенные организации (из указанных в скобках), типы используемых установок и их количество.

3.9.    В п. 1.2. указывается основное направление деятельности организации, связанное с использованием источников ионизирующего излучения, например: радиоизотопная

5

дефектоскопия; транспортировка и захоронение радиоактивных отходов и т.п. Этот пункт заполняется по лицензии.

В радиационно-гигиеническом паспорте спецкомбината по переработке и захоронению радиоактивных отходов, помимо этого указывается; суммарная активность отходов, захороненных в отчетном году и за весь период работы спецкомбината, раздельно для высоко-, средне- и низкоактивных отходов, а также суммарная активность отдельных радионуклидов в каждом виде отходов.

ЗЛО. В п. 1.3. приводятся классы работ с радиоактивными веществами в открытом виде, указанные в санитарных паспортах, и число лиц из персонала, занятых на работах каждого класса.

3.11.    Информация, приводимая в разделе 2, должна давать ясное представление о степени воздействия деятельности организации на состояние радиационной обстановки на территории санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения данной организации. Этот раздел заполняется организациями, при работе которых образуются (или могут образоваться) газовые или аэрозольные выбросы и сбросы жидких радиоактивных веществ в окружающую среду. При заполнении этого раздела следует использовать как данные измерений, полученных силами службы радиационной безопасности организации, так и результаты измерений, проведенных другими аккредитованными в установленном порядке на право их проведения лабораториями радиационного контроля (ЛРК).

3.12.    Пп. 2.1 и 2.2 заполняются только теми организациями, для которых установлены ПДВ, а п.п. 2.3 - 2.5 - только теми организациями, для которых установлены санитарнозащитные зоны и зоны наблюдения.

В п. 2.1 приводятся отношения годовых выбросов основных газовых и аэрозольных радионуклидов, связанных с деятельностью организации, к установленным для данной организации величинам ПДВ для каждого радионуклида по документу, выданному территориальными органами государственного надзора. Величина годового газоаэрозольного выброса радионуклидов определяется по данным радиационного технологического контроля на выбросе.

3.13.    П. 2.2. по характеристике жидких радиоактивных сбросов организации заполняется таким же образом, как п.2 Л.

3.14.    В п. 2.3. приводится среднегодовая мощность эквивалентной дозы внешнего излучения от всех источников на границе санитарно-защитной зоны в мкЗв/ч по данным измерений, произведенных в различных точках на границе этой зоны в течение года по регламенту контроля, установленному проектной документацией и согласованному с территориальным центром госсанэпиднадзора.

6

3.15.    Среднегодовая объемная (удельная) активность радионуклидов в воздухе, воде открытых водоемов в санитарно-защитной зоне определяется на основании усредненных за год данных соответствующих измерений, проводимых по установленному в организации и согласованному с территориальными надзорными органами регламенту контроля. В п. 2.4. заносятся абсолютные значения и отношения (в скобках) полученных среднегодовых данных к ДОА_нас, ДУА_НЙС,

3.16.    В п. 2.5. заносятся среднегодовые удельные (объемные) активности радионуклидов в объектах окружающей среды зоны наблюдения, которые определяются аналогично п. 2.4.

3.17.    В разделе 3 приводятся величины, характеризующие дозы облучения персонала и населения (в том числе пациентов медицинских учреждений). Они должны быть получены на основе анализа данных радиационного контроля, проводимого в организации в соответствии с требованиями нормативных документов.

3.18.    Оценку средней индивидуальной и коллективной годовых эффективных доз облучения следует проводить отдельно для персонала групп А и Б. В скобках указывается численность персонала групп А и Б и всего персонала. Методика оценки указанных доз изложена в приложении 1.

3.19.    Количество лиц с превышением установленных основных дозовых пределов определяется на основе анализа информации по индивидуальным дозам облучения отдельно для персонала группы А и персонала группы Б. При этом анализируемые индивидуальные дозы должны быть суммами индивидуальных эффективных доз внешнего и внутреннего облучения (см. приложение 1). Количество лиц с выявленным превышением установленных дозовых пределов заносится в соответствующие графы п. 3.1.

3.20.    В п. 3.2. заносится численность населения, постоянно проживающего в зоне наблюдения (по данным администрации территории).

3.21.    В л. 3.3 заносятся значения средней индивидуальной и коллективной годовых эффективных доз, характеризующие вклад радиоактивных выбросов и сбросов организации вследствие ее текущей деятельности (без радиационных аварий) в отчетном году, в годовую дозу облучения населения, проживающего в зоне наблюдения. Эти значения определяют по результатам мониторинга содержания радионуклидов в объектах окружающей среды и измерения мощности дозы в воздухе и/или с помощью расчетных моделей. Расчетные модели применяют для расчета дозы у населения от деятельности организации при недостатке данных мониторинга окружающей среды и/или при уровнях ее радиоактивного загрязнения ниже чувствительности применяемой аппаратуры. Для расчета по моделям

7

используют данные о выбросах и сбросах радионуклидов при деятельности организации в отчетном году.

3.22.    При оценке дозы облучения населения зоны наблюдения за счет деятельности организации в отчетном году необходимо правильно определить вклад в дозу естественных и других техногенных источников (глобальных выпадений, “чернобыльского” загрязнения и др.). Этот вклад можно определить расчетным путем по величине радиоактивного выброса за отчетный период, либо на основе анализа данных измерений в предшествующие годы в зоне наблюдения и в прилегающих районах, а также путем анализа радионуклидного состава загрязнений окружающей среды. Дозу облучения населения зоны наблюдения вследствие текущей деятельности организации в отчетном году определяют согласно специальным методическим документам, а до их введения - согласно приложению 2.

3.23.    Медицинские учреждения, выполняющие    рентгенорадиологические

диагностические исследования, в графу 3.3 паспорта заносят данные о количестве проведенных    флюорографических, рентгенографических,    рентгеноскопических и

радионуклидных исследований в соответствии с п. 4.18 настоящих методических указаний.

3.24.    В п. 4. должна быть дана оценка эффективности мероприятий, проведенных в организации, которые направлены на обеспечение выполнения санитарных норм и правил и соблюдения гигиенических нормативов в области радиационной безопасности, снижение индивидуальных и коллективных доз облучения, предотвращение случаев превышения установленных основных дозовых пределов и контрольных уровней, снижение уровней радиоактивных выбросов и сбросов, уменьшение вероятности радиационных аварий и аварийных ситуаций и пр. Оценка эффективности мероприятий должна, по возможности, основываться на анализе динамики количественных показателей радиационной безопасности за последние 2-3 года.

3.25.    В п. 5. приводится число случаев аварийных ситуаций и радиационных аварий, имевших место в отчетном году. К аварийным ситуациям относятся любые случаи потери управления источником, которые могли бы привести к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превышающему установленные нормативы. При инцидентах и авариях на ядерных энергетических установках указываются их уровни в соответствии с международной шкалой INES, которая включает 7 уровней. При авариях на других объектах их уровень определяется по заключению комиссии, проводившей расследование аварии.

3.26.    В п. 6, указывается наличие в организации планов мероприятий по ликвидации последствий радиационных аварий, дата их согласования с органами государственного

8