Законодательная база Российской Федерации

ПРИКАЗ ГТК РФ от 07.05.97 N 242 (ред. от 27.08.98) "О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ РУКОВОДСТВА ПО ТАМОЖЕННОМУ КОНТРОЛЮ ДЕЛЯЩИХСЯ И РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ И ДОПОЛНИТЕЛЬНЫХ ФУНКЦИЯХ РЕГИОНАЛЬНОГО ИНФОРМАЦИОННО - ТЕХНИЧЕСКОГО ТАМОЖЕННОГО УПРАВЛЕНИЯ"

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 ДКб 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 H на поверхности защиты определяется по формуле:

H = 500 Д/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.

Таблица 1.1

МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ H, ИСПОЛЬЗУЕМАЯ

1.13. При проектировании учреждений, предназначенных для работы с открытыми источниками, дополнительно к мероприятиям по защите от внешнего излучения необходимо предусматривать меры по защите персонала и населения от внутреннего облучения и охране окружающей среды от радиоактивных загрязнений, при этом суммарная доза от внешних и внутренних источников излучений не должна превышать допустимого уровня, установленного НРБ-76/87.

1.14. При проектировании учреждений должны быть предусмотрены технические меры по предупреждению и ликвидации последствий возможных в данном учреждении радиационных аварий (разд. 14 ОСП-72/87).

1.16. Оборудование, контейнеры, упаковки, транспортные средства, аппараты, передвижные установки, помещения, предназначенные для работ с применением источников ионизирующих излучений, должны иметь знаки радиационной опасности.

1.17. Администрация учреждения обязана обеспечить надлежащее техническое оборудование всех рабочих мест и создать условия работы, соответствующие настоящим Правилам, правилам по охране труда, технике безопасности, взрыво- и пожаробезопасности, другим санитарным нормам и правилам, действие которых распространяется на данное учреждение.