ИНСТИТУТ КАТАЛИЗА ИМ Г К БОРЕСКОВА...

1

ИНСТИТУТ КАТАЛИЗА ИМ. Г. К. БОРЕСКОВА СИБИРСКОГО ОТДЕЛЕНИЯ

РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК

Список экзаменационных вопросов для проверки знаний по радиационной безопасности у персонала, работающего с РВ в открытом и закрытом виде в

Институте катализа СО РАН

2015 г

2

1. Виды ионизирующих излучений, их характеристики.

2. Дозы: экспозиционная, поглощенная, эквивалентная, эффективная.

3. Дозы: коллективная, ожидаемая при внутреннем облучении, предотвращаемая.

4. Взвешивающие коэффициенты для видов излучения и для органов и тканей.

5. Категории облучаемых лиц. Пределы эффективных доз облучения для лиц различных категорий.

6. Радиационная безопасность. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности.

7. Предел дозы и годового поступления. Контрольные уровни.

8. Радиационные, радионуклиные и генерирующие источники ионизирующего излучения. Закрытые и открытые радионуклидные источники.

9. Минимально значимая активность и минимально значимая удельная активность. Величины МЗА и МЗУА для изотопов, с которыми работает аттестуемый.

10. Источники излучения, подлежащие учету и контролю.

11. В каких случаях требуется получение лицензии на осуществление деятельности в области использования атомной энергии. Виды деятельности, разрешенные в ИК СО РАН.

12. Радиационный контроль. Порядок, виды и периодичность радиационного контроля в ИК СО РАН.

13. Порядок допуска персонала к работе с источниками ионизирующего излучения.

14. Виды и порядок инструктажа по радиационной безопасности в ИК СО РАН.

15. Определения класса работ с радиоактивными веществами.

16. Порядок хранения, получения, выдачи на рабочее место и списания радиоактивных веществ в ИК СО РАН.

17. Радиоактивные отходы. Порядок обращения с радиоактивными отходами в ИК СО РАН.

18. Правила личной гигиены при работе с радиоактивными веществами.

19. Детерминированные и стохастические эффекты ионизирующего излучения.

20. Категории радиационных объектов по потенциальной опасности.

21. Радиационная авария. Виды радиационных аварий, возможных в ИК СО РАН и меры по их предупреждению ликвидации.

22. Структура и задачи радиоизотопного отдела ИК СО РАН.

23. Основные свойства нуклидов, с которыми работает аттестуемый.

24. Активность, единицы измерения активности.

3

№, п/п

Вопрос Ответ Ссылка на литературу

1 Виды ионизирующих излучений, их характеристики.

Вид ионизирующего излучения определяется типом испускаемых ядрами атомов частиц. Существует три вида: , и .

–излучение – поток положительно заряженных частиц (-частиц), состоящий из двух протонов и двух нейтронов . Это ядра гелия с массой 4 у.е. (углеродные единицы) и зарядом +2. Они испускаются при –распаде ядер атомов. При этом материнское ядро теряет четыре единицы массы и две единицы заряда.

Пример:

22688Ra 4

2 + 22286Rn (1)

Радий-226 - радиоактивный природный изотоп

Переходит в Радон-222 - радиоактивный природный изотоп

Альфа-частицы, образованные при распаде ядра, имеют начальную кинетическую энергию в диапазоне 1,8–15 МэВ. Но, несмотря на столь значительную энергию, при движении в веществе они создают сильную ионизацию, благодаря электрическому заряду +2 и, в результате, очень быстро теряют энергию. Энергии альфа-частиц, возникающих в результате радиоактивного распада, не хватает даже для преодоления мёртвого слоя кожи (70-400 мкм), поэтому радиационный риск при внешнем облучении такими альфа-частицами отсутствует. Главная опасность – попадание -источника внутрь организма!

–излучение – поток заряженных частиц (электронов или позитронов), испускаемых атомом при бета-радиоактивном распаде. В качестве примера можно привести радиоактивные изотопы фосфора (Р32), серы (S35), кальция (Са45) и др. При прохождении через вещество бета-излучение, благодаря заряду ± 1, сильно взаимодействует с электронами и ядрами его атомов, быстро расходуя свою энергию. Пробег β-частиц в тканях организма составляет от десятых долей миллиметра до 1—2 см. Для защиты от β-излучения достаточно иметь экран из органического стекла соответствующей толщины.

http://www.wikipedia.org.

4

№, п/п


–излучение – поток нейтральных частиц (-квантов). Гамма-излучение испускается при переходах между возбуждёнными состояниями атомных ядер и является потоком фотонов электромагнитного излучения с очень малой длинной волны (< 5×10−3нм) и, вследствие этого, ярко выраженными корпускулярными и слабо выраженными волновыми свойствами. Энергии таких гамма-квантов лежат в диапазоне от ~1 кэВ до десятков МэВ. Генерация -квантов происходит при ядерных реакциях. В зависимости от начальной энергии, гамма-лучи могут путешествовать десятки или сотни метров в воздухе. Примерами гамма-излучателей являются Co60, Zn65, Cs137 и Ra226. Благодаря высокой проникающей способности –квант может пролететь сквозь тело человека, а может и взаимодействовать с ядром одного из атомов в его теле, вызвав рождение лавины заряженных частиц уже внутри организма. Для защиты от гамма-излучения, как правило, используются очень плотные материалы, например, свинец.

2 Дозы: экспозиционная, поглощенная, эквивалентная, эффективная.

Экспозиционная доза – мера ионизационного воздействия излучения. Она показывает, какой заряд образовался в среде при поглощении радиоактивного излучения. Так при поглощении дозы в 1 Рентген образуется 1.61251015 пар ионов. Единица измерения – кулон, деленный на килограмм (Кл/кг) в системе СИ. Внесистемная единица – рентген (Р), 1 Р = 2.5810-4 Кл/кг. Поглощенная доза (D) – величина энергии излучения, переданная веществу. Равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. Единица измерения – джоуль, деленный на килограмм (Дж/кг), в системе СИ называется грей (Гр). Внесистемная единица поглощенной дозы – рад, 1 рад = 0.01 Гр. Эквивалентная доза (H) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на коэффициент качества для данного вида излучения, WR:

Н = WR D

где D - средняя поглощенная доза в органе или ткани. При воздействии различных видов излучения с различными коэффициентами качества эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения. Коэффициент качества (WR) имеет значения от 1 (для электрона) до 20 (для альфа-частиц, тяжелых ядер и быстрых нейтронов). Единица измерения эквивалентной дозы в системе СИ - зиверт (Зв). 1 Зв = 1 Дж/кг. Внесистемная единица – бэр. 1 Зв = 100 бэр.

Нормы радиационной безопасности

(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

5

№, п/п


Эффективная доза (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 (H) в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (WT):

Е = WT Н где Н - эквивалентная доза в органе или ткани, а WT - взвешивающий коэффициент для

органа или ткани, который варьируется от 0.2 для гонад до 0.01 для кожи. Единица измерения эффективной дозы - зиверт (Зв).

3 Дозы: коллективная, ожидаемая при внутреннем облучении, предотвращаемая.

Доза эффективная коллективная – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

Например коллективная доза облучения населения США за счет естественного радиационного фона составляет: 3×105 чел.-Зв в год.

Доза ожидаемая при внутреннем облучении – доза за определенное время, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм. Измеряется в Зв. Если время не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и 70 - для детей. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.


(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

4 Взвешивающие коэффициенты для видов излучения и для органов и тканей.

Коэффициенты качества для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR) – множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов: Фотоны любых энергий ...................................................................1 Электроны и мюоны любых энергий .............................................1 Нейтроны с энергией: менее 10кэВ .............................................................5 от 10 кэВ до 100 кэВ ................................................10 от 100 кэВ до 2 МэВ .................................................20 от 2 МэВ до 20 МэВ ................................................ 10 более 20 МэВ ..............................................................5 Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи ........5 Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра ........................20


(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

6

№, п/п


Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (WT) – множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации: Гонады (половые железы).....................................................0.20 Костный мозг (красный), толстый кишечник, легкие, желудок ...................................................................................0.12 Мочевой пузырь , грудная железа, печень, пищевод, щитовидная железа...................................0.05 Кожа, клетки костных поверхностей.....................................0.01 Остальное .................................................................................0.05

5 Категории облучаемых лиц. Пределы эффективных доз облучения для лиц различных категорий.

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: 1. Персонал (группы А и Б); А – лица, непосредственно работающие с ИИИ; Б – лица, не работающие непосредственно в ИИИ, но, в силу служебных обязанностей, находящиеся в сфере воздействия ИИИ. 2. Все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности. Пределы эффективной дозы от техногенных источников для персонала группы А не должна превышать 20 мЗв/год, для персонала группы Б – 5 мЗв/год, для населения - 1 мЗв/год. Интересно, что 50 часов полета на самолете дают вклад в эффективную дозу 1 мЗв, а среднегодовая эффективная доза для населения составляет 3-4 мЗв, из них около 70% - доза от естественных (природных) источников излучения.


(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

7

№, п/п


6 Радиационная безопасность. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности.

Радиационная безопасность - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Основными принципами обеспечения радиационной безопасности являются: – принцип нормирования: непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения; – принцип обоснования: запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением; – принцип оптимизации: поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Федеральный закон №3-ФЗ

«О радиационной безопасности населения».

7 Предел дозы и годового поступления. Контрольные уровни.

Предел дозы – 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 статистических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне. Предел годового поступления – допустимый уровень поступления радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы. Контрольные уровни – значения контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемые для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.


(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

8

№, п/п


8 Радиационные, радионуклиные и генерирующие источники ионизирующего излучения. Закрытые и открытые радионуклидные источники.

Радиационные источники (РИ) - не относящиеся к ядерным установкам комплексы, установки, аппараты, оборудование и изделия, в которых содержатся радиоактивные вещества или генерируется ионизирующее излучение. В ИК СО РАН радиационным источником является комплекс, содержащий радиоактивные вещества (радиохимический корпус). Радионуклидный источник (РнИ) – вещество, содержащее радионуклид (смесь радионуклидов) и используемое в качестве источника ионизирующего излучения. Генерирующий источник (ГИ) – техническое устройство, которое создает или в определенных условиях способно создавать ионизирующее излучение (например, рентгеновский аппарат). Закрытый радионуклидный источник (ЗРнИ) – радионуклидный источник излучения, который содержит зафиксированное в ограниченном объеме радиоактивное вещество и устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Открытый радионуклиный источник (ОРнИ) – радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нём радиоактивных веществ в окружающую среду.

Федеральный закон

№170-ФЗ «Об использовании атомной энергии», Федеральные

нормы и правила в области

использования атомной энергии

НП-038-11.

9 Минимально значимая активность и минимально значимая удельная активность. Величины МЗА и МЗУА для изотопов, с которыми работает аттестуемый.

Минимально значимая активность (МЗА) – активность ИИИ в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой удельной активности. Минимально значимая удельная активность (МЗУА) – удельная активность ИИИ в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности. Рассчитывается как отношение активности радионуклида в веществе к массе вещества. Величины МЗА и МЗУА для различных радионуклидов приведены в Приложении 4 НРБ-99/2009.

Основные санитарные правила и нормативы обеспечения радиационной безопасности

(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), Нормы

радиационной безопасности

9

№, п/п


В ИК СО РАН имеется обедненный уран-238, углерод-14 и тритий. Тритий (T), МЗА 1×109 Бк, МЗУА 1×106 Бк/г. Углерод С-14, МЗА 1×107 Бк, МЗУА 1×104 Бк/г. Уран U-238, МЗА 1×104 Бк, МЗУА 10 Бк/г.

(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

10 Источники излучения, подлежащие учету и контролю.

В организации, в рамках системы учета и контроля учитываются:

- ЗРнИ, в том числе входящие в состав приборов (изделий, установок), если начальная активность радионуклидов в них превышает значения МЗА, указанные в Приложении 4 НРБ-99/2009 (для смеси радионуклидов - если сумма отношений паспортных значений активностей радионуклидов к их табличным значениям превышает единицу);

- ОРнИ, если удельная активность радионуклидов в них превышает значения МЗУА, указанные в Приложении 4 НРБ-99/2009 (для смеси радионуклидов - если сумма отношений паспортных значений удельных активностей радионуклидов к табличным значениям удельных активностей превышает единицу);

- РАО, если удельная активность радионуклидов в них превышает соответствующие значения МЗУА, указанные в Приложении 4 НРБ-99/2009;

- ЯМ, включая изделия из обедненного урана, не состоящие на учете в системе государственного учета и контроля ЯМ;

- РВ, содержащиеся в ОЯТ, подлежат учету в системе государственного учета и контроля ЯМ и в системе государственного учета и контроля РВ и РАО;

- радионуклиды, содержащиеся в выбросах в атмосферу; - радионуклиды, содержащиеся в сбросах сточных вод.

От радиационного контроля и учета освобождаются: - электрофизические устройства, генерирующие ИИ с максимальной энергией не

более 5 кэВ; - другие электрофизические устройства, генерирующие ИИ, при любых возможных

условиях эксплуатации которых мощность эквивалентной дозы в любой доступной точке на расстоянии 0,1 м от поверхности устройства не превышает 1,0 мкЗв/ч;

- продукция, товары, содержащие радионуклиды, на которые имеется заключение


(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), Федеральные

нормы и правила в области

использования атомной энергии

НП-067-11.

10

№, п/п


органов, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор, о том, что создаваемые ими дозы облучения не могут превышать значения, приведенные в пункте 1.4 НРБ-99/2009.

11 В каких случаях требуется получение лицензии на осуществление деятельности в области использования атомной энергии. Виды деятельности, разрешенные в ИК СО РАН.

Лицензированию подлежат следующие виды деятельности в области использования атомной энергии:

1. Проектирование, конструирование, размещение, сооружение, эксплуатация и вывод из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, хранилищ радиоактивных отходов.

2. Конструирование и изготовление оборудования для объектов, перечисленных в предыдущем пункте.

3. Обращение с ядерными материалами и радиоактивными веществами, в том числе при проведении научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, при производстве, использовании, переработке, транспортировании и хранении ядерных материалов и радиоактивных веществ.

4. Обращение с радиоактивными отходами при их хранении, переработке, транспортировании и захоронении.

5. Проведение экспертизы проектной, конструкторской, технологической документации и документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, хранилищ радиоактивных отходов, деятельности по обращению с ядерными материалами, радиоактивными веществами и радиоактивными отходами.

Лицензии выдаются Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору Российской Федерации (Ростехнадзор).

В ИК СО РАН имеется лицензия на осуществление следующих видов деятельности:

- использование ОРнИ в научно-исследовательских целях; - техническое обслуживание систем и оборудования в составе комплекса в объеме

эксплуатационной документации;

Положение о лицензировании деятельности в

области использования атомной энергии (Постановление Правительства РФ № 865), Условия действия лицении Ростехнадзора, выданной ИК СО

РАН.

11

№, п/п


- хранение ОРнИ и временное хранение РАО; - транспортирование ОРнИ и РАО по территории радиационно-опасного объекта; - проведение радиационного контроля на рабочих местах.

12 Радиационный контроль. Порядок, виды и периодичность радиационного контроля в ИК СО РАН.

Радиационный контроль (РК) является частью производственного контроля и должен охватывать все основные виды воздействия ИИ на человека. Целью радиационного контроля является получение информации об индивидуальных и коллективных дозах облучения персонала, пациентов и населения, а также показателях, характеризующих радиационную обстановку. Виды и объем радиационного контроля могут уточняться в зависимости от конкретной радиационной обстановки в данной организации и на прилегающей территории. Результаты радиационного контроля используются для оценки радиационной обстановки, установления контрольных уровней, разработки мероприятий по снижению доз облучения и оценки их эффективности. В ИК СО РАН радиационный контроль осуществляет инженер радиоизотопного отдела, назначенный приказом Директора ответственным за РК, прошедший повышение квалилификации в аттестованной организации и имеющий соответствующее разрешение Ростехнадзора. Радиационный контроль осуществляется с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ6130, измерителя скорости счета импульсов УИМ2-2 с блоком детектирования БДБ2-02и2, индивидуальными дозиметрами ДТЛ-02, а также методом мазков. Результаты дозиметрического контроля заносятся в журнал и карты учета индивидуальных доз. По итогам года оформляется радиационно-гигиенический паспорт (РГП) организации, содержащий сведения о радиационной обстановке в организации и о дозах облучения персонала. РГП вместе с отчетом о состоянии радиационной безопасности в организации отправляется в Ростехнадзор и Роспотребнадзор. В Институте предусмотрены следующие виды и периодичность радиационного контроля:

- контроль плотности потока ионизирующих частиц и мощности дозы внешнего

излучения на рабочих местах – ежеквартально; - контроль уровней загрязнения радиоактивными веществами поверхностей рабочих


(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), Нормы

радиационной безопасности

(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009), Общая инструкция №202 по радиационной безопасности при проведении работ с источниками ионизирующих излучений в

радиохимическом корпусе ИК СО

РАН

12

№, п/п


помещений и оборудования – ежедневно по окончании работ, а также ежеквартально методом мазков;

- контроль кожных покровов, спецодежды и обуви работников - по окончании работ с РВ;

- контроль твердых и жидких радиоактивных отходов – на всех этапах их обращения;

- индивидуальный дозиметрический контроль облучения персонала – ежемесячно для женщин в возрасте до 45 лет, для остального персонала ежеквартально.

Согласно п. 3.13.8. ОСПОРБ, лицам, командируемым для работ с источниками излучения, должна выдаваться заполненная копия индивидуальной карточки о полученных дозах облучения. Данные о дозах облучения прикомандированных лиц должны включаться в их индивидуальные карточки.

13 Порядок допуска персонала к работе с источниками ионизирующего излучения.

К работе с источниками ионизирующего излучения допускаются лица не моложе 18 лет, не имеющие медицинских противопоказаний, отнесенные приказом руководителя организации к категории персонала группы А, прошедшие обучение правилам работы с источниками излучения и по радиационной безопасности, прошедшие инструктаж по радиационной безопасности. На определенные виды деятельности допускается персонал группы А только при наличии у них разрешений, выдаваемых органами государственного регулирования безопасности. Общий перечень должностей, которые должны получать разрешения органов госрегулирования, а также предъявляемые к ним квалификационные требования определяются Правительством Российской Федерации. Конкретный перечень таких должностей в эксплуатирующей организации устанавливается приказом ее руководителя. В ИК СО РАН к таким должностям относятся:

- заместитель Директора института, ответственный за радиационную безопасность и физическую защиту радиационного источника;

- руководитель радиоизотопного отдела института;


(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), Постановление

Правительства РФ №240.

13

№, п/п


- инженер-радиодозиметрист; - инженер, ответственный за учет и контроль РВ и РАО.

14 Виды и порядок

инструктажа по радиационной безопасности в ИК СО РАН.

В радиоизотопном отделе ИК СО РАН проводится инструктаж по радиационной безопасности (РБ) следующих видов и периодичности:

– первичный инструктаж на рабочем месте проводится до начала работы со всеми сотрудниками, отнесенными приказом Директора института к персоналу категорий А и Б, приступающими к самостоятельной работе с РВ, а также с персоналом сторонних организаций, прикомандированных в Институт для выполнения работ с источниками ионизирующих излучений;

– повторный инструктаж проводится со всеми работниками, для которых обязателен первичный инструктаж, один раз в шесть месяцев;

– внеплановый инструктаж проводится в следующих случаях: при изменении или введении в действие новых нормативных правовых актов,

содержащих требования РБ, а также инструкций по РБ; при изменении технологических процессов, замене или модернизации

оборудования и других факторов, влияющих на РБ; при нарушении работниками требований РБ, если эти нарушения создали

реальную угрозу наступления тяжких последствий (несчастный случай на производстве, авария и т.п.);

по решению зам. директора ИК СО РАН, ответственного за РБ.

Инструктаж проводит начальник радиоизотопного отдела или лицо, им уполномоченное, прошедший обучение и проверку знаний по РБ. Проведение инструктажей включает в себя:

– ознакомление с имеющимися опасными или вредными производственными факторами;

– изучение требований охраны труда, содержащихся в локальных нормативных актахорганизации, инструкциях по охране труда, технической, эксплуатационной документации;

– применение безопасных методов и приемов выполнения работ.

Общая инструкция №202 по

радиационной безопасности при проведении работ с источниками ионизирующих излучений в

радиохимическом корпусе ИК СО

РАН

14

№, п/п


Инструктаж по РБ завершается устной проверкой знаний и навыков безопасных приемов работы, лицом, проводившим инструктаж. Проведение инструктажей фиксируется в соответствующих журналах.

15 Определения класса работ с радиоактивными веществами.

Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса. Класс работ устанавливается по следующей таблице в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте, при условии, что удельная активность радионуклида превышает его МЗУА. К радионуклидам группы А относятся радионуклиды с МЗА = 103 Бк;

Класс работ Суммарная активность на рабочем месте, приведенная к группе А, Бк

I класс Более 108 II класс Более 105 до 108 III класс Более 103 до 105

При простых операциях с жидкостями (без упаривания, перегонки, барботажа) допускается увеличение активности на рабочем месте в 10 раз. При хранении открытых радионуклидных источников допускается увеличение активности в 100 раз. В случае нахождения на рабочем месте радионуклидов разных групп радиационной опасности их активность приводится к группе А радиационной опасности по формуле:

,)/( iiААЭ МЗАСМЗАСC

где: Сэ - суммарная активность, приведенная к активности группы А, Бк; СА- суммарная активность радионуклидов группы А, Бк;


(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), п. 3.8.

15

№, п/п


МЗАА - минимально значимая активность для группы А, Бк; Сi - активность отдельных радионуклидов, не относящихся к группе А; МЗАi - минимально значимая активность отдельных радионуклидов.

16 Порядок

хранения, получения, выдачи на рабочее место и списания радиоактивных веществ в ИК СО РАН.

Хранилище РВ находится в комнате №105 радиохимического корпуса. Оно оборудовано вытяжной вентиляцией, а также системами пожарно-охранной сигнализации и устройств индикации вмешательства (пломбы), исключающими скрытое и несанкционированное проникновение посторонних лиц.

РВ из хранилища выдаются только сотрудникам лабораторий, допущенным к работе с РВ и отнесенным к персоналу группы допуска А, по требованию, оформленному на бланке установленного образца, после разрешения заместителя директора Института ответственного за радиационную безопасность. Все сотрудники, имеющие право получать РВ, строго предупреждены о недопустимости передачи их лицам, не относящимся к персоналу группы "А". Все научно - исследовательские работы с применением РВ ведутся в рабочих комнатах радиоизотопного отдела (III класс работ). Сотрудники, получив РВ в свинцовых или пластмассовых контейнерах, переносят их на рабочие места внутри помещения радиохимического корпуса Института непосредственно в этих упаковках. Вынос РВ за пределы радиохимического корпуса строго запрещен!!! Расходование РВ, используемых в научно-исследовательских работах, сопровождается оформлением акта, составляемого непосредственным исполнителем работ, его руководителем, ответственным за учет и контроль РВ, и утверждаемого зам. Директора, ответственным за РБ в ИК СО РАН. На основании этого акта в радиоизотопном отделе производится списание РВ.

За нарушение правил хранения, использования, учета, перевозки радиоактивных веществ, а также незаконную пересылку этих веществ и изделий по почте или багажом виновные привлекаются к дисциплинарной, административной и уголовной ответственности согласно действующему законодательству.

Общая инструкция №202 по

радиационной безопасности при проведении работ с источниками ионизирующих излучений в

радиохимическом корпусе ИК СО РАН, Инструкция

по учету и контролю РВ и

РАО в ИК СО РАН

17 Радиоактивные К радиоактивным отходам (РАО) относятся не подлежащие дальнейшему

Основные

16

№, п/п


отходы. Порядок обращения с радиоактивными отходами в ИК СО РАН.

использованию вещества, материалы, смеси, изделия, удельная активность техногенных радионуклидов в которых превышает МЗУА, приведенную в Приложении П-4 НРБ-99/2009. При неизвестном радионуклидном составе отходы являются радиоактивными, если суммарная удельная активность техногенных радионуклидов в них больше:

- 100 кБк/кг - для бета-излучающих радионуклидов; - 10 кБк/кг - для альфа-излучающих радионуклидов (за исключением трансурановых);

- 1 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

По агрегатному состоянию РАО подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким РАО относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в Приложении П-4 НРБ-99/2009. Запрещается сброс жидких РАО в хозяйственно-бытовую и ливневую канализацию, а также разбавление жидких РАО с с целью снижения их активности. К твердым РАО относятся не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, а также отвержденные жидкие РАО, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в Приложении П-4 НРБ-99/2009. К газообразным РАО относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, значения которой приведены в Приложении П-2 НРБ-99/2009.

В процессе проведения научно-исследовательских работ в ИК СО РАН с использованием РВ образуются твердые и жидкие РАО. Снятие с учета РВ в РИО производится в установленном порядке в связи с переводом РВ в категорию РАО с соответствующими записями в приходно-расходном журнале учета РВ и регистрации в журнале учета РАО с оформлением соответствующего акта. Сотрудник Института, передающий РАО в хранилище изотопов, сообщает их общую и удельную активность, изотопный состав и вид излучения.

санитарные правила и нормативы обеспечения радиационной безопасности

(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), Инструкция по

учету и контролю РВ и РАО в ИК СО

РАН

17

№, п/п


В ИК СО РАН существует система обращения с жидкими и твердыми РАО, включающая их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание) и захоронение. Твердые и жидкие РАО, подлежащие захоронению, собираются в пластикатовые мешки (жидкие при этом цементируются) и помещаются в контейнеры для твердых радиоактивных отходов и контейнеры для жидких радиоактивных отходов, находящиеся в хранилище радиохимического корпуса. Все РАО, подлежащие захоронению, собираются и хранятся до вывоза на захоронение в хранилище радиохимического корпуса. Переработку радиоактивных отходов, а также их долговременное хранение и захоронение производят специализированные организации по обращению с радиоактивными отходами. За нарушение правил хранения, использования, учета, перевозки РАО, а также незаконную пересылку этих веществ и изделий по почте или багажом виновные привлекаются к дисциплинарной, административной и уголовной ответственности согласно действующему законодательству.

18 Правила личной гигиены при работе с радиоактивными веществами.

Все работающие с источниками излучения или посещающие участки, где производятся такие работы, должны обеспечиваться сертифицированными спецодеждой, спецобувью и другими средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ. При работах с радиоактивными веществами в открытом виде I и II класса персонал должен иметь комплект основных средств индивидуальной защиты, а также дополнительные средства защиты в зависимости от уровня и характера возможного радиоактивного загрязнения. Основной комплект средств индивидуальной защиты включает: спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), спецобувь, шапочку или шлем, перчатки, полотенца и носовые платки одноразовые, средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха). При работах III класса персонал должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, спецобувью и, при необходимости, средствами защиты органов дыхания. В помещениях для работ с радиоактивными веществами в открытом виде не допускается:

- пребывание сотрудников без необходимых средств индивидуальной защиты; - прием пищи, курение, пользование косметическими принадлежностями;


(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), п. 3.14.

18

№, п/п


- хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды, косметических принадлежностей и других предметов, не имеющих отношения к работе.

При выходе из помещений, где проводятся работы с радиоактивными веществами, следует проверить чистоту спецодежды и других средств индивидуальной защиты. При выявлении радиоактивного загрязнения свыше установленных допустимых (контрольных) уровней необходимо направить на дезактивацию загрязненные спецодежду и дополнительные средства индивидуальной защиты, а самому работнику - вымыться под душем. Для приема пищи должно быть предусмотрено специальное помещение, оборудованное умывальником для мытья рук с подводкой горячей воды, изолированное от помещений, где ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде. На радиационных объектах, где могут возникать случаи радиоактивного загрязнения кожных покровов, должны использоваться в качестве средств их дезактивации препараты (моющие средства), эффективно удаляющие загрязнения и не увеличивающие поступление радионуклидов через кожу в организм. Последнее обстоятельство является определяющим при работах с высокотоксичными радионуклидами.

19 Детерминированные и стохастические эффекты ионизирующего излучения.

Детерминированные эффекты – 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. Детерминированные эффекты возникают когда число клеток, пострадавших облучения, достигает критического значения, при котором заметно нарушаются функции пораженных органов. Детерминированные эффекты подразделяются на ближайшие последствия (острая, подострая и хроническая лучевая болезнь; локальные лучевые повреждения: лучевые ожоги кожи, лучевая катаракта и стерилизация) и отдалённые последствия (радиосклеротические процессы, радиоканцерогенез, радиокатарактогенез и прочие). Примерным порогом возникновения детерминированных эффектов для людей считаются разовые дозы 0.25 Зв. Точная величина порога зависит от индивидуальных особенностей облучаемого организма.


(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

19

№, п/п


Стохастические эффекты – это вредные биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы. В соответствии с общепринятой консервативной радиобиологической гипотезой, любой сколь угодно малый уровень облучения обусловливает определённый риск возникновения стохастических эффектов. Они делятся на соматико-стохастические (лейкозы и опухоли различной локализации), генетические (доминантные и рецессивные генные мутации и хромосомные аберрации) и тератогенные эффекты (умственная отсталость, другие уродства развития; возможен риск возникновения рака и генетических эффектов облучения плода).

20 Категории радиационных объектов по потенциальной опасности.

Потенциальная опасность радиационного объекта определяется его возможным радиационным воздействием на население и персонал при радиационной аварии. По потенциальной радиационной опасности устанавливается четыре категории объектов.

- к I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите;

- во II категории объектов радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией санитарно-защитной зоны;

- к III категории относятся объекты, радиационное воздействие при аварии которых ограничивается территорией объекта;

- к IV категории относятся объекты, радиационное воздействие от которых при аварии ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения (ИК СО РАН).

Установление категории радиационного объекта базируется на оценке последствий аварий, возникновение которых не связано с транспортированием источников излучения за пределами территории объекта и гипотетическим внешним воздействием. Категория радиационных объектов устанавливается на этапе их проектирования. Для действующих радиационных объектов категории устанавливаются администрацией по согласованию с органами, осуществляющими государственный санитарно-эпидемиологический надзор.


(СанПиН 2.6.1.2612-10,

ОСПОРБ-99/2010), п. 3.1.

21 Радиационная Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, Федеральный

20

№, п/п


авария. Виды радиационных аварий, возможных в ИК СО РАН и меры по их предупреждению ликвидации.

вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды. При обнаружении радиационной аварии должны быть предприняты срочные меры по прекращению развития аварии, восстановлению контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения и количества облученных лиц из персонала и населения, радиоактивного загрязнения производственных помещений и окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных аварией. В ИК СО РАН предусмотрены следующие виды радиационных аварий и меры по их предупреждению:

- пожар в корпусе радиохимии, меры по предупреждению: обучение персонала, своевременное проведение инструктажа, поддержание порядка в помещениях, наличие и исправность средств тушения пожара, контроль исправности заземления оборудования и приборов.

- прорыв систем водоснабжения и отопления, меры по предупреждению: своевременное проведение профилактического ремонта систем водоснабжения, канализации, контроль эффективности вентиляции, своевременный ремонт кровли.

- розлив, рассыпание РВ на рабочем месте, обучение персонала, своевременное проведение инструктажа и аттестации.

- утеря или хищение РВ, тщательное ведение документации, надежное хранение РВ, применение средств охранной сигнализации и устройств индикации вмешательства (пломб). При возникновении аварийной ситуации в радиохимическом корпусе неотложными мерами являются следующие:

- немедленно сообщить о происшедшем заместителю директора, ответственному за РБ (т. 4-80), руководителю радиоизотопного отдела (т. 7-70), ответственному за РК (т. 2-04), и в отдел охраны труда (т. 3-80), при пожаре – в пожарную дружину Института (т. 2-

закон №3-ФЗ «О радиационной безопасности

населения», План мероприятий

№203 по защите персонала на

случай аварии в радиохимическом корпусе ИК СО РАН, инструкция

№62 по ликвидации радиационной аварии или аварийной ситуации в

радиохимическом корпусе Института катализа СО РАН.

21

№, п/п


43). - удалить из опасной зоны персонал и принять меры к ограничению доступа к

местам радиоактивного загрязнения. - с разрешения ответственного за радиационный контроль покинуть участок

загрязнения для проверки загрязнения рук, одежды, обуви, в случае необходимости пройти санитарную обработку.

- ответственный за радиационный контроль определяет размеры участка, степень загрязнения и дальнейшие меры по ликвидации аварии проводятся под его контролем.

- при розливе, рассыпании РВ острое облучение не прогнозируется, тем не менее, следует принять меры к локализации загрязнения: накрыть разлитое, рассыпанное чашкой Петри, фильтровальной бумагой и т.п.

- при утере или хищении РВ или ИИИ приказом по Институту назначается комиссия по расследованию аварии и поиску пропавшего РВ. В работе комиссии принимают участие сотрудники ЦОТРЭБ, Роспотребнадзора, УВД, Ростехнадзора.

На основании дозиметрических и радиометрических измерений на месте аварии зам. директора ИК, ответственный за РБ, руководитель РИО и представитель ООТ Института:

- оценивают создавшуюся обстановку; - разрабатывают план ликвидации аварии; - устанавливают аварийный режим входа в аварийную зону; - вызывают аварийную бригаду из персонала группы «А»; - вместе с ответственным за РК определяют необходимую степень защиты

персонала, участвующего в ликвидации аварии. В аварийной зоне запрещено пребывание персонала, кроме членов аварийной

бригады, запрещено проведение каких-либо работ, не относящихся к ликвидации аварии. Аварийная бригада, обеспеченная необходимыми средствами индивидуальной

защиты и необходимым для проведения аварийных работ инвентарем, приступает под надзором ответственного за РК к ликвидации аварии.

Средства индивидуальной защиты, инструменты, аварийные комплекты хранятся в металлическом шкафу в нише 1 этажа р/х корпуса (рядом со 105 комн.), место расположения обозначено табличкой «аварийный комплект».

22

№, п/п


После окончания аварийных работ члены аварийной бригады производят дезактивацию спец.одежды, обуви и проходят сан. обработку в душевой р/х корпуса (рядом со 106 комн.). В случае ее повреждения при пожаре или аварии, сан. обработка проводится в душевой НТО ПК.

22 Структура и задачи радиоизотопного отдела ИК СО РАН.

Радиоизотопный отдел (РИО) является самостоятельным подразделением и подчиняется непосредственно заместителю директора Института, ответственному за РБ, который утверждает план работы РИО. Методическое руководство работой РИО осуществляет ЦОТРЭБ СО РАН и МТУ по надзору за ЯРБ Ростехнадзора. Контроль за работой РИО в плане соблюдения законодательства о труде, правил охраны труда и РБ осуществляет отдел охраны труда.

Штат РИО:

- руководитель отдела, на которого возложена ответственность за РБ в РИО. - инженер, ответственный за учет, хранение и контроль РВ, а также за сбор и учет РАО. - инженер, ответственный за радиационный контроль в РИО.

Основные задачи РИО:

- организация и обеспечение проведения работ с РВ; обеспечение соблюдения санитарных правил, норм и инструкций при проведении таких работ;

- разработка внутренней нормативной документации, регламентирующей работу с РВ в Институте (инструкции, правила, приказы и т.д.).

- обеспечение получения, учета, хранения, выдачи РВ, учета и сдачи РАО на захоронение, согласно действующим нормам и правилам;

- проведение оперативного радиационного контроля для обеспечения радиационной безопасности в объеме требований ОСПОРБ-99/2010, НРБ-99/2009 и других документов, регламентирующих работу с источниками ионизирующего излучения;

- предоставление в органы госрегулирования отчетных документов по вопросам ядерной и радиационной безопасности. Сотрудники Института направляются в Отдел для проведения работ с РВ после:

- прохождения предварительного и периодического медицинского осмотра;

Положение о радиоизотопном отделе ИК СО

РАН.

23

№, п/п


- прохождения аттестации и проверки знаний требований охраны труда и РБ при работе с ИИИ открытого типа;

- отнесения приказом Директора Института к персоналу категории А или Б; - прохождения инструктажа на рабочем месте.

23 Основные свойства нуклидов с которыми работает аттестуемый.

В ИК СО РАН имеется обедненный уран-238, углерод-14 и тритий. Тритий (T), период полураспада 12.3 года. - излучатель с энергией излучения 18,6 кЭв. T=3He+- МЗА 1×109 Бк, УМЗА 1×106 Бк/г. Углерод С-14, период полураспада 5720 лет. - излучатель с энергией излучения 155 кЭв. 14С=14N+- МЗА 1×107 Бк, УМЗА 1×104 Бк/г. Уран U-238, период полураспада 4.5×109 лет. - излучатель (4,19 Мэв) и - излучатель (45 кЭв). Находится в равновесии с Th-234 и Pa-234m. МЗА 1×104 Бк, УМЗА 10 Бк/г. Химически токсичный чем обусловлено низкое значение МЗА и УМЗА.

24 Активность, единицы измерения активности.

Активность (А) – число атомных ядер, распадающихся за единицу времени. Единицы измерения активности Беккерель (Бк). Внесистемной единицей является кюри (Ки). 1 Ки = 3,7×1010 Бк (активность одного грамма 226Ra). Удельные активности чистых радионуклидов: 3H–3.57×1014 Бк/г; 14С – 1.56×1011 Бк/г; 238U – 1.23×104 Бк/г. Пример расчета: Студент Тихон приготовил образец TiO2 с содержанием UO2(NO3)2 5% масс. Навеска приготовленного катализатора для анализа составила 20 мг. Рассчитаем активность и удельную активность этого образца. m(U)=20*10-3*0,05*238/(238+32+124)=6*10-4г. Активность составит 7,5 Бк< МЗА, а


(СанПиН 2.6.1.2523-09, НРБ-

99/2009)

24

№, п/п


удельная активность 7,5/20*10-3=375 Бк/г>УМЗА. Следовательно, этот образец можно переносить для исследования в помещение, неприспособленное для работы с открытыми ИИИ т.к. удовлетворяет хотя бы одному из условий!

ИНСТИТУТ КАТАЛИЗА ИМ Г К БОРЕСКОВА...

Documents