Реферат: Об утверждении санитарных правил "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"

Об утверждении санитарных правил "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности"

Приказ Министра здравоохранения Республики Казахстан от 29 июля 2010 года № 565. Зарегистрирован в Министерстве юстиции Республики Казахстан 23 августа 2010 года № 6422


"Казахстанская правда" от 16.10.2010 г., № 274-275 (26335-26336); "Казахстанская правда" от 19.10.2010 г., № 276 (26337); "Егемен Қазақстан" 2010 жылғы 25 қыркүйектегi № 388-389 (26232)




      В соответствии с подпунктом 5) пункта 1 статьи 7 и подпунктом 19) статьи 145 Кодекса Республики Казахстан "О здоровье народа и системе здравоохранения" от 18 сентября 2009 года ПРИКАЗЫВАЮ:
      1. Утвердить прилагаемые санитарные правила "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности".
      2. Комитету государственного санитарно-эпидемиологического надзора Министерства здравоохранения Республики Казахстан (Оспанов К.С.) обеспечить в установленном законодательством порядке государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан.
      3. Департаменту административно-правовой работы Министерства здравоохранения Республики Казахстан (Бисмильдин Ф.Б.) обеспечить в установленном законодательством порядке официальное опубликование настоящего приказа после его государственной регистрации.
      4. Признать утратившим силу следующие приказы:
      1) Министра здравоохранения Республики Казахстан от 31 января 2003 года № 97 "Об утверждении санитарных правил и норм "Санитарно-гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности" (зарегистрированный в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов за № 2198, опубликованный в Бюллетене нормативных правовых актов центральных исполнительных и иных государственных органов Республики Казахстан, 2003 г., № 21-22);
      2) и.о. Министра здравоохранения Республики Казахстан от 9 марта 2005 года № 101 "Об утверждении санитарно-эпидемиологических правил и норм "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности объектов нефтегазового комплекса" (зарегистрированный в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов за № 3553, опубликованный в газете "Юридическая газета" 9 сентября 2005 г., № 165-166);
      3) и.о. Министра здравоохранения Республики Казахстан от 8 июля 2005 года № 335 "Об утверждении санитарно-эпидемиологических правил и норм "Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности металлолома" (зарегистрированный в Реестре государственной регистрации нормативных правовых актов за № 3791, опубликованный в Бюллетене нормативных правовых актов центральных исполнительных и иных государственных органов Республики Казахстан, 2005 г., № 20, ст. 192).
      5. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на Ответственного секретаря Министерства здравоохранения Республики Казахстан Садыкова Б.Н.
      6. Настоящий приказ вводится в действие по истечении десяти календарных дней после дня его первого официального опубликования.

      ^ Министр здравоохранения
      Республики Казахстан                       Ж. Доскалиев

      "СОГЛАСОВАНО"

      Заместитель Премьер-Министра
      Республики Казахстан -
^       Министр индустрии
      и новых технологий
      Республики Казахстан
      ______________Исекешев А.О.
      29 июля 2010 года

Утверждены          
приказом Министра здравоохранения
Республики Казахстан     
от 29 июля 2010 года № 565   

^ Санитарные правила
"Санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению
радиационной безопасности"

1. Общие положения

      1. Настоящие санитарные правила к обеспечению радиационной безопасности (далее - санитарные правила) устанавливают санитарно-эпидемиологические требования к обеспечению радиационной безопасности, проектированию, вводу в эксплуатацию и содержанию радиационных объектов, выводу из эксплуатации радиационных объектов, условиям работы с закрытыми источниками излучения и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение, условиям работы с открытыми источниками излучения (радиоактивными веществами), применению материалов и изделий, загрязненными или содержащими радионуклиды, сбору, использованию и захоронению радиоактивных отходов, осуществлению производственного радиационного контроля, производственному радиационному объектов нефтегазового комплекса, осуществлению производственного радиационного контроля металлолома, применению средств индивидуальной защиты и личной гигиены, обеспечению радиационной безопасности пациентов и населения при медицинском облучении, обеспечению радиационной безопасности при воздействии природных источников излучения, обеспечению радиационной безопасности при радиационных авариях.
      2. В настоящих санитарных правилах использованы следующие определения:
      1) активность (далее - А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:
                                 dN
                              А=
                                 dT
      dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени - dТ. Единицей активности является Беккерель (далее - Бк). Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (далее - Ки) составляет 3,7 х 1010 Бк;
      2) активность минимально значимая (далее - МЗА) - активность открытого или закрытого источника ионизирующего излучения, при превышении которой требуется разрешение уполномоченных органов на обращение с этими источниками. Для открытых источников решение о необходимости получения разрешения на обращение принимается при условии превышения значения минимально значимой удельной активности. Единица измерения МЗА беккерель (Бк);
      3) активность минимально значимая удельная (далее - МЗУА) - удельная активность открытого источника ионизирующего излучения, при превышении которого требуется разрешение уполномоченных органов на обращение с этими источниками.
      Для закрытых источников излучения решение о необходимости получения разрешения на обращение определяется путем сравнения его активности с МЗА, без учета МЗУА. Единица измерения МЗУА беккерель на грамм (Бк/г);
      4) удельная (объемная) активность - отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:
                              A               A
                         Am = -;         Av = -
                              m               V
      Единица удельной активности - Беккерель на килограмм (далее - Бк/кг). Единица объемной активности - Беккерель на кубический метр (далее - Бк/м3);
      5) активность эквивалентная равновесная объемная (далее - ЭРОА) дочерних продуктов изотопов радона - 222Rn и 220Rn - взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона - 218Po (RaA); 214Pb (RaB); 214Bi (RaC); 212Pb (ThB); 212Bi (ThC) соответственно:
      (ЭРОА) Rn = 0,10 ARaA + 0,52 ARaB + 0,38 ARaC
      (ЭРОА) Tn = 0,91 AThB + 0,09 AThC,
      Ai - объемные активности дочерних продуктов изотопов радона;
      6) радиоактивное вещество - вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, соответствующее требованиям норм радиационной безопасности (далее - НРБ) и настоящих санитарных правил;
      7) вмешательство - действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения;
      8) группа критическая - группа лиц из населения (не менее десяти человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения;
      9) дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды;
      10) доза поглощенная (далее - D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:
                                  __
                                  de
                              D = --
      __                          dm
      de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm - масса вещества в этом объеме.
      Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах Международной системы единиц поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг-1), и имеет специальное название - грей (далее - Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр;
      11) доза в органе или ткани (далее - DT) - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела:
                              
      mт - масса органа или ткани, a D - поглощенная доза в элементе массы dm;
      12) доза эквивалентная (далее – HT,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:

HT,R = WR x DT,R

      DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a WR взвешивающий коэффициент для излучения R.
      При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами, которые приведены в таблице 1 приложения 1 эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

HT = HT,R
    R

      Единицей эквивалентной дозы является зиверт (далее - Зв);
      13) доза эффективная (далее - Е) - величина, используемая, как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей, с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты, которые приведены в таблице 2 приложения 1:

                            E=WT, x HT
                              T

      Нт - эквивалентная доза в органе или ткани Т, a Wт - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
      Единица эффективной дозы - зиверт (Зв);
      14) доза эквивалентная (далее - Нт(t)) или эффективная (Е(t)) ожидаемая при внутреннем облучении - доза за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:



      tо - момент поступления, a HT(t) - мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани Т.
      Когда t не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70-to) - для детей;
      15) доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год;
      16) доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы человеко-зиверт (далее - чел.-Зв);
      17) доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая предотвращается защитными мероприятиями;
      18) загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные требованиями НРБ и настоящих санитарных правил;
      19) загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) - радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации;
      20) загрязнение поверхности снимаемое (нефиксированное) - радиоактивные вещества, которые переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации;
      21) захоронение отходов радиоактивных - безопасное размещение радиоактивных отходов без намерения последующего их извлечения;
      22) зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль;
      23) зона радиационной аварии - территория, на которой установлен факт радиационной аварии;
      24) источник ионизирующего излучения (далее - источник излучения) - радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, соответствующее требованиям НРБ, настоящих санитарных правил и других нормативных правовых актов Республики Казахстан;
      25) источник излучения закрытый - это источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан;
      26) источник излучения открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду;
      27) источник излучения природный - источник ионизирующего излучения природного происхождения, соответствующее требованиям НРБ и настоящих санитарных правил;
      28) источник излучения техногенный - это источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности;
      29) категория объекта радиационного - характеристика объекта по степени его потенциальной опасности для населения в условиях возможной аварии;
      30) квота - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом);
      31) класс работ - характеристика работ с открытыми источниками ионизирующего излучения по степени потенциальной опасности для персонала, определяющая требования по радиационной безопасности в зависимости от радиотоксичности и активности нуклидов;
      32) контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль);
      33) место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух часов непрерывно;
      34) мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час);
      35) население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения;
      36) облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения;
      37) облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии;
      38) облучение медицинское - облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения;
      39) облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий;
      40) облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии;
      41) облучение природное - облучение, которое обусловлено природными источниками излучения;
      42) облучение производственное - облучение работников от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности;
      43) облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения;
      44) облучение техногенное - облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за исключением медицинского облучения пациентов;
      45) обращение с отходами радиоактивными - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, хранением и (или) захоронением радиоактивных отходов;
      46) объект радиационный - организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения;
      47) отходы радиоактивные - не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные требованиями НРБ и настоящих санитарных правил;
      48) персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);
      49) предел дозы (далее - ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне;
      50) предел годового поступления (далее - ПГП) - допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы;
      51) радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды;
      52) радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения;
      53) работа с источником ионизирующего излучения - все виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль;
      54) работа с радиоактивными веществами - любые виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте, включая радиационный контроль;
      55) риск - вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения;
      56) санитарный пропускник - комплекс помещений, предназначенных для смены одежды, обуви, санитарной обработки персонала, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды персонала;
      57) санитарный шлюз - помещение между зонами радиационного объекта, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты;
      58) средство индивидуальной защиты - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов;
      59) уровень вмешательства (далее - УВ) - величина предотвращаемой дозы, при достижении которой, в случаях возникновения ситуаций хронического или аварийного облучения, принимаются защитные или послеаварийные меры;
      60) уровень контрольный - значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения, устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды;
      61) устройство (источник), генерирующее ионизирующее излучение - электрофизическое устройство (например, рентгеновский аппарат, ускоритель, генератор), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций;
      62) эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы;
      63) эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы;
      64) природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов урана-238, тория-232 и калия-40;
      65) производственные отходы объектов нефтегазового комплекса - солевые отложения и шлам, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте и очистке, элементы технологического оборудования и конструкций, не предназначенные для дальнейшего использования по их назначению, почва и грунты на территории предприятий, в которых могут накапливаться природные радионуклиды в процессе производственной деятельности предприятий нефтегазового комплекса;
      66) металлолом (лом цветных и черных металлов) - это отходы производства и потребления, содержащие цветные или черные металлы, образовавшиеся из пришедших в негодность или утративших потребительские свойства изделий промышленного и бытового назначения и годные только для переработки;
      67) партия металлолома - отдельно складированное количество металлолома (количество металлолома, загруженные в одну или несколько транспортных единиц - платформа, вагон, автомашины, грузовой контейнер);
      68) локальный источник - отдельный фрагмент металлолома, вблизи поверхности которого (на расстоянии не более 10 сантиметров, далее - см) значение мощности эквивалентной дозы (далее - МЭД) гамма-излучения содержащихся в нем радионуклидов (за вычетом вклада природного фона) превышает 0,2 микрозиверт в час (далее - мкЗв/ч);
      69) МЭД гамма-излучения - мощность эквивалентной дозы вблизи поверхности (на расстоянии не более 10 сантиметров) партии (фрагмента) металлолома за вычетом вклада природного фона;
      70) ММЭД гамма-излучения - максимальное зарегистрированное значение мощности эквивалентной дозы вблизи поверхности (на расстоянии не более 10 сантиметров) партии (фрагмента) металлолома за вычетом вклада природного фона;
      71) радиоактивное загрязнение металлолома - отдельный фрагмент металлолома, содержащий или загрязненный радионуклидами превышающие значения, установленные нормами радиационной безопасности.
      3. Источники излучения подлежат обязательному учету и контролю. От радиационного контроля и учета полностью освобождаются:
      1) электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение с максимальной энергией не более 5 кэВ;
      2) другие электрофизические устройства, генерирующие ионизирующее излучение, в условиях нормальной эксплуатации которых мощность эквивалентной дозы в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от поверхности аппаратуры не превышает 1,0 мкЗв/ч;
      3) продукция, товары, содержащие радионуклиды, на которые имеется санитарно-эпидемиологическое заключение о том, что создаваемые ими дозы облучения не превышают значения, приведенные в НРБ;
      4) радиоактивные источники с активностью ниже МЗА, приведенной в действующих нормах радиационной безопасности, а также закрытые гамма-излучающие радиоактивные источники, мощность дозы от которых на расстоянии 0,1 м не превышает 1,0 мкЗв/ч.
      4. Разрешение на работу с источниками излучения не требуется в случаях, если:
      1) используются продукция, товары, перечисленные в пункте 3 настоящих санитарных правил;
      2) на рабочем месте: удельная активность радионуклида меньше МЗУА, или активность радионуклида в открытом источнике меньше МЗА, приведенных в НРБ, или сумма отношений активности отдельных радионуклидов к их табличным значениям меньше 1;
      3) в организации: общая активность радионуклидов в открытых источниках излучения не превышает МЗА более чем в десять раз или сумма отношений активности радионуклидов к их табличным значениям, приведенным в НРБ;
      4) мощность эквивалентной дозы в любой точке, находящейся на расстоянии 0,1 метра от поверхности закрытого радионуклидного источника излучения, не превышает 1,0 мкЗв/ч над фоном. Обеспечивается надежная герметизация находящихся внутри устройства радиоактивных веществ, а на его нормативно-техническую документацию выдается санитарно-эпидемиологическое заключение.

^ 2. Санитарно-эпидемиологические требования
к обеспечению радиационной безопасности

      5. Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды обеспечивается при соблюдении основных принципов радиационной безопасности: обоснование, оптимизация, нормирование.
      Принцип обоснования применяется на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий, разработке и утверждении правил и гигиенических нормативов по радиационной безопасности, а также при изменении условий их эксплуатации согласно приложению 2 к настоящим санитарным правилам.
      В условиях радиационной аварии принцип обоснования относится не к источникам излучения и условиям облучения, а к защитному мероприятию. В качестве величины пользы следует оценивать предотвращенную данным мероприятием дозу. Мероприятия, направленные на восстановление контроля над источниками излучения, проводятся в обязательном порядке.
      Принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных НРБ), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов в соответствии с приложением 2 к настоящим санитарным правилам.
      В условиях радиационной аварии, когда вместо пределов доз действуют более высокие уровни вмешательства, принцип оптимизации применяется к защитному мероприятию с учетом предотвращаемой дозы облучения и ущерба, связанного с вмешательством.
      Принцип нормирования обеспечивается всеми лицами, от которых зависит уровень облучения людей, который предусматривает непревышение установленных Законом Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения" и НРБ индивидуальных пределов доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения и других нормативов радиационной безопасности.
      Для контроля за эффективными и эквивалентными дозами облучения, регламентированными НРБ, вводятся допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: мощности дозы, годового поступления радионуклидов в организм и других показателей.
      Производные нормативы при техногенном облучении рассчитаны для монофакторного воздействия и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, их использование основывается на условии не превышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.
      Для предупреждения использования установленного для населения предела дозы только на один техногенный источник излучения или на ограниченное их количество применяются квоты на основные техногенные источники облучения.
      Обоснование значений квот содержатся в проектах радиационных объектов. Рекомендации по установлению квот приведены в приложении 3 к настоящим санитарным правилам.
      6. Оценка радиационной безопасности на объекте и в каждом регионе осуществляется на основе:
      1) характеристики радиоактивного загрязнения окружающей среды;
      2) анализа обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;
      3) вероятности радиационных аварий и их масштабе;
      4) степени готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;
      5) анализа доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;
      6) числа лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения;
      7) эффективности обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и соблюдению санитарных правил, гигиенических нормативов по радиационной безопасности.
      7. Радиационная безопасность на объекте и вокруг него обеспечивается за счет:
      1) качества проекта радиационного объекта;
      2) обоснованного выбора района и площадки для размещения радиационного объекта;
      3) физической защиты источников излучения;
      4) зонирования территории вокруг наиболее опасных объектов и внутри них;
      5) условий эксплуатации технологических систем;
      6) санитарной паспортизации и лицензирования всех видов деятельности с источниками излучения;
      7) санитарно-эпидемиологической оценки деятельности с источниками облучения;
      8) наличия системы производственного радиационного контроля;
      9) планирования и проведения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при нормальной работе объекта, его реконструкции и выводе из эксплуатации, а так же при радиационных авариях;
      10) повышения квалификации и знания правил работы с источниками радиации.
      8. Эксплуатирующая организация обеспечивает:
      1) соблюдение требований Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения", НРБ и других нормативных правовых актов Республики Казахстан в области обеспечения радиационной безопасности;
      2) получение санитарного паспорта на источники излучения и санитарно-эпидемиологического заключения на выпускаемую продукцию, содержащую радиоактивные вещества или работающего на основе источников ионизирующего излучения;
      3) разработку контрольных уровней радиационных факторов в организации и зоне наблюдения с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, а также инструкций по радиационной безопасности;
      4) перечень лиц, относящихся к персоналу групп А и Б;
      5) создание условий работы с источниками излучения, соответствующих требованиям настоящих санитарных правил, правил по охране труда, техники безопасности и других санитарных правил, действие которых распространяется на данную организацию;
      6) планирование и осуществление мероприятий по обеспечению и совершенствованию радиационной безопасности в организации;
      7) систематический контроль радиационной обстановки на рабочих местах, в помещениях, на территории организации, в контролируемых зонах, а также за выбросом и сбросом радиоактивных веществ;
      8) проведение регулярного контроля и учета индивидуальных доз облучения персонала;
      9) регулярное информирование персонала об уровнях ионизирующего излучения на их рабочих местах и о величине полученных ими индивидуальных доз облучения;
      10) подготовку и аттестацию по вопросам обеспечения радиационной безопасности руководителей и исполнителей работ, специалистов служб радиационной безопасности, других лиц, постоянно или временно выполняющих работы с источниками излучения;
      11) проведение инструктажа и проверку знаний персонала в области радиационной безопасности;
      12) проведение предварительных (при поступлении на работу) и периодических медицинских осмотров персонала;
      13) своевременное информирование государственных органов, уполномоченных осуществлять государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности, о возникновении аварийной ситуации, о нарушениях технологического регламента, создающих угрозу радиационной безопасности;
      14) выполнение заключений, постановлений и предписаний должностных лиц государственных органов, осуществляющих государственное управление, государственный надзор и контроль в области обеспечения радиационной безопасности.
      9. Персонал, работающий с источниками излучения (группа А):
      1) выполняет требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные требованиями настоящих санитарных правил;
      2) использует средства индивидуальной защиты;
      3) выполняет установленные требования по предупреждению радиационной аварии и правил поведения в случае ее возникновения;
      4) своевременно проходят периодические медицинские осмотры;
      5) незамедлительно ставить в известность руководителя (цеха, участка, лаборатории) и службу радиационной безопасности (лицо, ответственное за радиационную безопасность) обо всех обнаруженных неисправностях в работе установок, приборов и аппаратов, являющихся источниками излучения;
      6) выполняет указания службы радиационной безопасности, касающиеся обеспечения радиационной безопасности при выполнении работ;
      7) по окончании смены покидает свои рабочие места, если не предусмотрено иное с производственной необходимостью.
      10. Радиационная безопасность персонала обеспечивается:
      1) ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту, полу, состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и другим показателям;
      2) знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения;
      3) достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников излучения, а также ограничением времени работы с источниками излучения;
      4) созданием условий труда, отвечающих требованиям НРБ и настоящих санитарных правил;
      5) применением индивидуальных средств защиты;
      6) соблюдением контрольных уровней радиационных факторов в организации;
      7) организацией радиационного контроля;
      8) организацией системы информации о радиационной обстановке;
      9) проведением эффективных мероприятий по защите персонала при планировании повышенного облучения в случае угрозы и возникновении аварии.
      11. Радиационная безопасность населения обеспечивается:
      1) созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения", НРБ и настоящих санитарных правил;
      2) установлением квот на облучение от разных источников излучения;
      3) организацией радиационного контроля;
      4) эффективностью планирования и проведения мероприятий по радиационной защите в нормальных условиях и в случае радиационной аварии;
      5) организацией системы информации о радиационной обстановке.
      12. При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала и населения следует исходить из следующих основных положений:
      1) индивидуальные дозы снижаются там, где они превышают допустимый уровень облучения;
      2) мероприятия по коллективной защите людей осуществляются в отношении тех источников излучения, где возможно достичь наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах;
      3) снижение доз от каждого источника излучения достигается за счет уменьшения облучения критических групп для этого источника излучения.
      13. Применение радиоактивных веществ в различных областях хозяйства путем их введения в вырабатываемую продукцию (независимо от физического состояния продукции) допускается на основании санитарно-эпидемиологического заключения.

^ 3. Санитарно-эпидемиологические требования
к проектированию радиационных объектов

      14. При выборе места строительства радиационного объекта учитывают категорию объекта, его потенциальную радиационную, химическую и пожарную опасность для населения и окружающей среды. Площадка для вновь строящихся объектов должна отвечать требованиям строительных норм правил и настоящих санитарных правил.
      15. Категория радиационных объектов должна устанавливаться на стадии их проектирования на основании санитарно-эпидемиологического заключения.
      По потенциальной радиационной опасности устанавливаются четыре категории объектов:
      1) к I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его з