ГОСТ Р 51713-2001
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Слитки черных и
цветных металлов
ДОПУСТИМЫЕ
УРОВНИ УДЕЛЬНОЙ
АКТИВНОСТИ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ
РАДИОНУКЛИДОВ
Метод
радиационного контроля
ГОССТАНДАРТ
РОССИИ
Москва
Предисловие
1 РАЗРАБОТАН Акционерным обществом «ЭКОМЕТ-C», Управлением
экологии и снятия с эксплуатации ядерных объектов Минатома РФ и
Государственным научным центром «ЦНИИчермет им. И.П. Бардина»
ВНЕСЕН Управлением
экологии и снятия с эксплуатации ядерных объектов Министерства Российской
Федерации по атомной энергии
2 ПРИНЯТ И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Госстандарта России от 15
февраля 2001
г. № 68-ст
3 В настоящем стандарте реализованы нормы Федерального закона
Российской Федерации «О радиационной безопасности населения» (статьи 3, 9, 11,
14)
4 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ
Содержание
1 Область применения
2 Нормативные ссылки
3 Определения
4 Требования
5 Метод радиационного контроля
6 Средства измерений и
оборудование
7 Порядок проведения контроля
8 Оформление результатов
измерений
9 Требования безопасности
Приложение А Библиография
|
ГОСТ Р 51713-2001
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Слитки черных и цветных металлов
ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ
ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ
РАДИОНУКЛИДОВ
Метод радиационного контроля
Ingots
ferrous and non-ferrous metals. permissible levels of specific activity of
the radionuclides.
Method of radiation control
|
Дата введения
2002-01-01
1
Область применения
1.1 Настоящий
стандарт распространяется на слитки черных и цветных металлов, полученные в
результате плавки с использованием металлолома, в том числе металлических
отходов ядерных энергетических установок, загрязненных радионуклидами.
1.1 Настоящий
стандарт устанавливает метод радиационного контроля слитков черных и цветных
металлов для определения соответствия их допустимым уровням радиоактивности.
2 Нормативные ссылки
В настоящем стандарте
использована ссылка на следующий стандарт:
ГОСТ
7565-81 Чугун, сталь и сплавы. Метод отбора проб для определения
химического состава
3 Определения
В настоящем стандарте
применяют следующие термины с соответствующими определениями:
3.1 допустимые
уровни: По [1].
3.2
неограниченное использование слитков: Использование металла без каких-либо
ограничений.
4 Требования
4.1 Удельная активность гамма-излучающих
радионуклидов в металле не должна превышать значений, указанных в [2],
приложение 10.
4.2 Мощность дозы гамма-излучения на поверхности слитков не должна превышать
0,2 мкГр/ч (0,2 мкЗв/ч).
5 Метод радиационного контроля
5.1 Радиационный
контроль слитков металла проводят по аттестованным методикам с использованием
аттестованных средств измерений. Исполнителями радиационного контроля должны
быть лаборатории, аккредитованные в установленном порядке.
5.2 Радиационный
контроль проводят измерением величины удельной активности гамма-излучающих
радионуклидов в пробах плавки металла гамма-спектрометрическим методом. Обязательным
является измерение мощности поглощенной дозы гамма-излучения, создаваемой в
воздухе слитками, полученными в результате плавки металлических отходов ядерных
установок, загрязненных радионуклидами.
6 Средства измерений и оборудование
6.1 Радиометрическая
установка на основе сцинтилляционного или полупроводникового гамма-спектрометра
с нижней границей диапазона измерений удельной активности, не превышающей 20 %
значений, приведенных в [2], приложение 10.
6.2 Дозиметр
гаммы-излучения диапазоном измерения мощности амбиентного эквивалента дозы от
0,1 до 20 мкЗв/ч (мощности поглощенной дозы от 0,1 до 20 мкГр/ч), основная
погрешность измерения - не более ±20 %, энергетический диапазон - от 0,05 до 3
МэВ.
6.3 Весы
лабораторные с погрешностью взвешивания ±1 г.
7 Порядок проведения контроля
7.1 Измерение
величины удельной активности радионуклидов в металле проводят с использованием
проб плавки металла, отобранных в соответствии с ГОСТ
7565.
7.2 Измерение мощности гамма-излучения должно
проводиться у каждого отдельного слитка металла размерами не менее 40x40 см по
торцевой поверхности и 30 см по высоте.
7.3 Допускается
проведение измерений мощности дозы гамма-излучения слитков в пакете (штабеле)
при условии, что размеры пакета удовлетворяют требованиям, предъявляемым к
отдельным слиткам.
7.4 Измерение мощности дозы гамма-излучения
необходимо проводить на расстоянии не более 2 см от поверхности слитка в
середине каждой торцевой и боковой поверхности не менее чем в двух точках,
расположенных с противоположных сторон относительно продольной оси слитка. Для
слитков высотой более 60 см измерения на боковой поверхности проводят в точках,
отстоящих друг от друга по высоте слитка не более чем на 30 см. Для слитков
нецилиндрической формы измерения необходимо проводить со всех сторон слитка.
7.5 Решение о
соответствии слитка стандарту принимают в случае, если результат измерения
удельной активности металла с учетом абсолютной погрешности измерения
соответствует 4.1. При измерении мощности дозы в
соответствии с 7.2 - 7.4 любой из
результатов измерений мощности дозы гамма-излучения содержащихся в слитке
радионуклидов не должен превышать установленной в 4.2.
8 Оформление результатов измерений
По результатам контроля
оформляют официальный документ (акт, свидетельство, сертификат, протокол и т.
п.), содержащий:
- дату и номер
плавки, шифр металла;
- дату проведения
контроля;
- результаты
измерений;
- заключение о
соответствии слитков требованиям настоящего стандарта.
9 Требования безопасности
Требования радиационной
безопасности установлены в Основных санитарных правилах обеспечения
радиационной безопасности (ОСПОРБ) и Нормах радиационной безопасности (НРБ-99).
ПРИЛОЖЕНИЕ А
(справочное)
Библиография
[1] СП
2.6.1.758-99 Нормы радиационной безопасности
[2] СП
2.6.1.799-99 Основные санитарные правила обеспечения радиационной
безопасности
Ключевые слова: слитки черных и
цветных металлов, содержание радионуклидов, допустимые уровни,
неограниченное использование, радиационный контроль