
- •Раздел 1 радиационная опасность при добыче и переработке урановых руд
- •1.2 Радон и продукты его распада
- •1.2.1 Физические и радиационные свойства радона
- •1.2.2 Потенциальная энергия альфа-излучения.
- •1.2.3 Скрытая энергия.
- •1.2.4 Выделение радона в рудничную атмосферу.
- •1.3 Аэрозоли долгоживущих радионуклидов
- •1.4 Гамма- и бета-излучение руд
- •1.4.1 Характеристика гамма-излучения урановых руд
- •1.4.2 Классификация защит.
- •1.4.3 Процедура оценки эквивалентной дозы от b-излучения в случае загрязнения кожи
- •1.4.4 Определение допустимой мощности дозы гамма-излучения в воздухе для персонала уранодобывающих и перерабатывающих предприятий и населения.
- •1.5Радиоактивное загрязнение поверхностей
- •1.5.1 Особенности радиоактивного загрязнения поверхностей
- •1.4.5 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей
- •1.4.6 Радиационный контроль загрязнения поверхностей
- •1.4.7 Назначение, краткое описание сит для контроля поверхностного загрязнения.
- •1.4.8 Измерение поверхностного загрязнения
- •1. Радиационный контроль при отгрузке смолы насыщенной, хвостов кучного выщелачивания и кека уошв
- •2. Радиационный контроль качества дезактивации
- •1.5 Риск, связанный с облучением естественными радионуклидами
- •1.6 Радиационный контроль на уранодобывающих и перерабатывающих
- •1.6.1 Задачи радиационного контроля
- •1.6.2.1Сцинтилляционные камеры.
- •1.6.2.2 Ионизационные камеры.
- •1.6.2.3 Камеры с полупроводниковым детектором.
- •1.6.2.4 Камеры с двумя фильтрами.
- •1.6.2.5 Адсорбционный метод.
- •1.6.3 Эталонирование и поверка приборов для измерения объемной активности радона
- •1.6.4 Измерение объемной активности торона.
- •1.6.5 Методы измерения объемной активности дочерних продуктов
- •1.6.6 Методы измерения интегральной величины скрытой энергии.
- •1.6.7 Методы измерения объемной активности долгоживущих радионуклидов.
- •1.7 Организация индивидуального дозиметрического контроля на объектах
- •Раздел 2
- •1. Общие положения
- •2. Порядок рассмотрения заявления о намерении осуществлять практическую деятельность с источниками ионизирующего излучения
- •3. Порядок выдачи Санитарного паспорта
- •4. Соблюдение условий Санитарного паспорта
- •5. Санитарный надзор, радиационный контроль, радиационный мониторинг
- •6. Общие требования к контролю за реализацией основных принципов радиационной безопасности
- •7. Отчет о соответствии требованиям санитарного законодательства
- •8. Общие требования к мероприятиям по обеспечению противорадиационной защиты в условиях практической деятельности
- •9. Общие требования к проектированию, размещению и организации работы предприятий с радиационно-ядерными технологиями
- •9.1. Проектирование
- •9.2. Категории предприятий и объектов
- •9.3. Требования к размещению объектов с радиационно-ядерными технологиями
- •9.4.Санитарно-защитная зона и зона наблюдения
- •9.5.Требования к организации работ с источниками ионизирующих излучений на рабочем месте
- •Порядок допуска к работам с источниками ионизирующих излучений
- •Снабжение, учет, хранение, перевозка радиоактивных веществ и нерадионуклидных источников ионизирующих излучений
- •11. Требования к организации и проведения работ с закрытыми радионуклидными источниками и устройствами, генерирующими ионизирующие излучения
- •12. Требования к организации и проведению работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- •12.2 Вентиляция, пылегазоочистка, отопление и освещение
- •12.3. Водоснабжение и канализация
- •12.4. Содержание и дезактивация рабочих помещений и оборудования
- •12.6. Санитарно-бытовые помещения
- •13. Контрольные уровни
- •14. Обращение с радиоактивными отходами
- •15. Радиационная безопасность в условиях облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения
- •16. Ограничение облучения персонала источниками естественного происхождения
- •17. Ограничение облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения работников, не отнесенных к категории "персонал"
- •18.Ограничение облучения населения техногенно-усиленными источниками природного происхождения
- •19. Обеспечение радиационной безопасности при медицинском облучении
- •Раздел 3
- •1.Общие положення
- •2.Общие требования к предприятиям, ведущим разработку уранових месторождений
- •2.1 Общие положения
- •2.2 Требования к размещению объекта
- •2.3 Санитарно-захисняя зона и зона наблюдения
- •3. Санитарно-гигиенические требования к производственным процессам при разработке урановы месторждений.
- •3.1 Горные работы
- •3.2 Транспортные, грузово-разгрузочные работы
- •3.3 Вентиляция подземных уранових рудников.
- •3.4 Ремонт и дезактивация оборудования
- •3.5 Разработка отдельных участков месторождения с высоким содержанием урана в руде
- •3.6 Защита от радона и продуктов его распада с помощью вентиляции
- •4. Общие требования противорадиационной защиты персонала.
- •5. Требования к коллективной и индивидуальной защите персонала
- •6. Требования к проведению контроля условий труда на урановых рудниках
- •6.1 Общие положения
- •6.2 Требования к контролю показателей производственной среды
- •6.3 Требования к контролю облучения персонала
- •6.4 Требования к оценке условий труда персонала
- •7. Охрана окружающей среды
- •7.1 Общие положения
- •7.2 Охрана атмосферного воздуха
- •7.3 Требования к охране вод
- •7. 4 Обращение с отвалами и отходами уранового производства
- •7.5 Охрана земель
- •7.6 Требования к проведению мониторинга окружающей среды
- •7.7 Порядок ведения мониторинга
- •8. Защита персонала в аварийных условиях.
- •Раздел 4 руководство по расчету индивидуальных доз облучения персонала гп «ВостГок» и населения
- •1 Сфера применения.
- •2 Сокращения.
- •3 Общие положения.
- •4 Основные требования к проведению индивидуального дозиметрического
- •5 Значения допустимых уровней радиационно опасных факторов.
- •6 Оценка индивидуальных доз облучения.
- •6.1 Расчет величины эффективной дозы облучения для подземного персонала категории а
- •6.1.1 Эффективная доза внешнего облучения
- •6.1.2 Эффективная доза облучения радона
- •6.1.3 Эффективная доза облучения от дпр
- •6.1.4 Эффективная доза облучения от дпт
- •6.1.5 Эффективная доза облучения от долгоживущих альфаактивных нуклидов
- •6.2 Расчет величины эффективной дозы облучения для поверхностного персонала категории а
- •6.3.1 Эффективная доза внешнего облучения
- •6.4 Расчет величины эффективной дозы облучения для категории в -населення от влияния производственной деятельности рно
- •1. Общие положения.
- •2.Расположение на местности и устройство хвостохранилищ.
- •3.Санитарно-защитные зоны и режим их использования.
- •4. Транспортировка хвостов
- •5.Санитарно-технические мероприятия при авариях на хвостохранилищах.
- •6. Техника безопасности при обслуживании хвостохранилища.
- •7.Меры индивидуальной защиты и личная гигиены работающих.
- •8. Консервация хвостохранилищ.
- •9. Санитарный контроль.
- •10.Эксплуатация хвостохранилищ
6.1.4 Эффективная доза облучения от дпт
Эффективная доза облучения от ингаляционного поступления дочерних продуктов распада торона рассчитывается по следующей формуле:
H= 1,31×10-4×t×ЭРОАTn,
мЗв, ( 4.8)
где 1,31×10-4- коэффициент перехода от объемной активности дочерних продуктов распада торона к эффективной дозе, мЗв×Бк-1×м3×годин-1;
ЭРОАTn-среднее значение объемной удельной активности торона в равновесии с дочерними продуктами распада, которые содержатся в рудничной атмосфере нарабочемместе за отчетный период, Бк×м-3
Если среднее значение объемной активности дочерних продуктов распада торона измеряется в МэВ×л-1, то эффективная доза рассчитывается по формуле:
Н=2,82×10-7×t×ЭРОАTn,
мЗв,
(4.9)
где2,82×10-7 - коэффициент перехода от объемной активности дочерних продуктов распада торона к эффективной дозе, мЗв×Мэв-1×л×час-1;
ЭРОАTn- среднее значение объемной удельной активности торона в равновесии с дочерними продуктами распада, которые содержатся в рудниковой атмосфере нарабочемуместе за отчетный период, МэВ×л-1
6.1.5 Эффективная доза облучения от долгоживущих альфаактивных нуклидов
Эффективная доза облучения от ингаляционного поступления долгоживущих альфа-активных нуклидов, которые содержатся в рудничной атмосфере (рудничной пыли) рассчитывается по следующей формуле:
Н= 0,24×t×(С
+2×С
),
мЗв, ( 4.10)
где= 0,24 и 2х0,24 - соответственно, коэффициенты перехода от удельной альфа-активности урана-238 (радия-226) и тория-232 к эффективной дозе, , мЗв×Бк-1×м3×час-1;
С;
С
- соответственно,
средние значения объемной альфа-активности
урана (радия) и тория, содержащихся в
рудничной атмосфере на рабочему
месте за отчетный период, Бк×м-3.
Если средние значения удельной альфа-активности измеряется в Ки×л-1, то эффективная доза рассчитывается по формуле:
Н= 8,7×1012 ×t×(С
+ 2×С
),
мЗв, (4.11)
где 8,7×1012 и 8,7×1012 ×2 - соответственно, коэффициенты перехода от удельной альфа-активности урана-238 (радия 226) и тория-232 к эффективной дозе, мЗв×Ки-1×л×годин-1;
С;
С
- соответственно, средние значения
удельной альфа-активности урана (радия)
и тория, содержащихся в рудничной
атмосфере нарабочемуместе за отчетный период, Ки×л-1
6.2 Расчет величины эффективной дозы облучения для поверхностного персонала категории а
Величина эффективной дозы облучения поверхностного персонала рассчитывается по следующей формуле:
Е=H
+H
+H
+H
+H
≤ 20мЗв×год-1,
(4.12)
где
Е
- суммарная эффективная доза облучения
поверхностного персонала категории А,
мЗв;
H+H
+H
+H
+H
-
смотри формулу (1).
Расчет эффективной дозы облучения наземного персонала категории А далее ведется аналогично вышеприведенному, только при расчете переходных коэффициентов используются допустимые значения РОФ для наземного персонала категории А (переходной коэффициент при расчете эффективной дозы внешнего облучения остается прежний).
6.2.5.2 Эффективная доза облучения от уранового концентрата(U3O8) (узел прожаривания иупаковки ГМЗ)
Эффективная доза облучения от ингаляционного поступления уранового концентрата (U3O8) рассчитывается формуле:
Н
= 4,8×10-2 ×t×СU,
мЗв,
Где 4,8×10-2 - коэффициент перехода от удельной альфа-активности 238U в пробе к эффективной дозе, мЗв Бк-1×м3×час-1;
СU- среднее значение удельной альфа-активности238Uв атмосферном воздухе нарабочемуместе за отчетный период, Бк×м-3
Или по формуле:
Н
= 2,7×10-2 ×t×СР,
мЗв,
где2,7×10-2 - коэффициент перехода от суммарной альфа-активности пробы к эффективной дозе, мЗв×Бк-1×м3×час-1;
СР - среднее значение суммарной альфа-активности пробы атмосферного воздуха на рабочем месте за отчетный период, Бк×м-3.
Если средние значения удельной альфа-активности измерился в Ки×л-1, то эффективная доза рассчитывается по формуле:
Н
= 1,8×1012 ×t×СU,
мЗв,
где1,8×1012 - коэффициент перехода от удельной альфа-активности238Uв пробе к эффективной дозе, мЗв×Ки-1×л×час-1;
СU- среднее значение удельной альфа-активности238Uв атмосферном воздухе на рабочем месте за отчетный период, Ки×л-1
Или формуле:
Н
= 9,9×1011 ×t×СР,
мЗв,
где 9,9×1011 - коэффициент перехода от суммарной альфа-активности пробы к эффективной дозе, мЗв×Ки-1×л×час-1;
СР- среднее значение суммарной альфа-активности пробы атмосферного воздуха на рабочем месте за отчетный период, Ки×л-1.
6.3 Расчет величины эффективной дозы облучения для персонала категории Б Величина эффективной дозы облучения персонала категории Б рассчитывается по формуле:
Е=
Н
+Н
+Н
+Н
+Н
≤ 2 мЗв×год1,
где Е-
суммарная эффектив. доза облучения
поверхностного персонала категории Б,мЗв;
Н- эффективная доза внешнего облучения,мЗв;
Н- эффективная доза внутреннего облучения
за счет ингаляционного поступления
радона,мЗв;
Н-
эффективная доза облучения за счет
ингаляционного поступления дочерних
продуктов распадародон,мЗв;
Н-
эффективная доза облучения за счет
ингаляционного поступления дочерних
продуктов распада торона,мЗв;
Н- эффективная доза облучения за счет
ингаляционного поступления долгоживущих
альфа-активных нуклидов по ряда урана
и ториясодержащихсяв
пыл,мЗв.
Расчет эффективной дозы облучения наземного персонала категории Б далее ведется аналогично вышеприведенному, только при расчете переходных коэффициентов используются допустимые значения РОФ для наземного персонала категории Б, предел дозы – 2 мЗв/год и референтная продолжительность облучения – 2000 час/год (переходной коэффициент при расчете эффективной дозы внешнего облучения остается прежний).