7.3 Ліквідація наслідків аварії

7.3.1 Роботи в разі аварійного радіоактивного забруднення, на відміну від звичайних робіт з відкритими радіоактивними речовинами, мають ряд особливостей. При наявності радіоактивного забруднення в першу чергу необхідно оцінити радіаційну обстановку на підставі даних радіаційної розвідки.

7.3.2 Всі роботи в аварійній зоні повинні проводитися швидко та цілеспрямовано; проведення в цій зоні робіт, що не відносяться до ліквідації аварії, тимчасово забороняється.

7.3.3 Всі особи, які безпосередньо в роботах з ліквідації радіоактивного забруднення, забезпечуються спеціальним захисним одягом. Перебування в цій зоні осіб без засобів індивідуального захисту, незалежно від характеру забруднення, категорично забороняється. В період роботи необхідно вживати всіх заходів, що виключають радіоактивне забруднення захисного одягу та її пошкодження. У разі забруднення радіонуклідами ЗІЗ вище допустимих рівнів або при їх серйозне пошкодження вони повинні бути негайно замінені на чисті.

7.3.4 Всі роботи в зоні радіоактивного забруднення повинні проводитися по дозиметричних нарядам під постійним дозиметричних контролем. ІДК персоналу повинен здійснюватися за програмою аварійного ІДК.

7.3.5 Прохід або проїзд по забрудненої території людей і транспорту дозволяється тільки за певним і узгодженим маршрутами, що виключає подальше поширення радіоактивного забруднення. Напрямок руху на цих маршрутах встановлюється таким чином, щоб повністю виключені зустрічі і перехрещування потоків з більш брудної зони в чисту і навпаки. Маршрути руху повинні позначатися покажчиками.

7.3.6 Стічні води та миючі розчини після дезактивації повинні збиратися в спеціальні ємності і після радіометричних вимірів направлятися в спецканализацию або хозфекальную каналізацію. Тверді радіоактивні відходи (зняті забруднені покриття, ганчірки і т.д.) необхідно збирати в контейнери і направляти на поховання.

7.3.7 При виході з вогнища забруднення всі учасники робіт повинні пройти дозиметричний контроль. Захисний одяг при виході із зони робіт повинна зніматися і вирушати на дезактивацію.

7.3.8 При ліквідації аварій та їх наслідків особлива увага повинна приділятися заходів по попередженню переопромінення працівників, ліквідації радіоактивного забруднення та запобіганню розповсюдження їх усередині приміщень і на територію РАЕС, а також максимального зниження радіоактивних викидів і скидів.

7.3.9 Після того як аварійна ситуація взята під контроль, повинна бути призначена програма відновлювальних робіт.

Додатки

Додаток 1

(обов'язкове)

Обмеження опромінення

П1.1 Межі доз і допустимі рівні

П1.1.1 Нормами радіаційної безпеки України (НРБУ-97) встановлюються наступні категорії осіб, які піддаються опроміненню:

- Категорія А (персонал) - особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань;

- Категорія Б (персонал) - особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у зв'язку з розташуванням робочих місць у приміщеннях і на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримати додаткове опромінення;

- Категорія - все населення.

П1.1.2 НРБУ-97 встановлює регламенти для контролю за практичною діяльністю, метою яких є підтримка опромінення персоналу і населення на прийнятному для особи та суспільства рівні, - радіаційно-гігієнічні регламенти I групи. До цих регламентам відносяться межі доз і похідні рівні: допустимі і контрольні рівні.

П1.1.3 відповідно ДО пп.5.1.2 НРБУ-97, для осіб категорій А і Б межі доз встановлюються у термінах індивідуальної річний ефективної дози зовнішнього і внутрішнього опромінення і еквівалентних доз зовнішнього опромінення (межа річний ефективної дози і межі еквівалентної дози зовнішнього опромінення). Обмеження опромінення осіб У категорії (населення) здійснюється введенням меж річних ефективної і еквівалентних доз в критичній групі осіб У категорії. Останнє означає, що значення річної дози опромінення осіб, які входять в критичну групу, не повинно перевищувати межі дози, встановленого для категорії В.

П1.1.4 Додатково до межі річний ефективної дози п.5.1.4 НРБУ-97 встановлюються межі річний еквівалентної дози зовнішнього опромінення окремих органів і тканин:

- кришталика ока;

- шкіри;

- кистей і стоп.

П1.1.5 У наступній таблиці наведено межі дози опромінення, що встановлюються НРБУ-97.

Таблиця П1.1 - Межі дози опромінення (мЗв*рік-1)

	Категория облучаемых лиц
	да) 6)	Б^а)	в а)
DLE (предел эффективной дозы)	20в)	2	1
Пределы эквивалентной дозы внешнего облучения
DLiens (для хрусталика глаза)	150	15	15
DLskin (для кожи)	500	50	50
DLextrim (ДЛЯ КИСТЄЙ И СТОП)	500	50	-

Примітки.

а) розподіл дози опромінення протягом календарного року не регламентується;

б) для жінок дітородного віку (до 45 років) і для вагітних жінок діють обмеження п. 5.6 НРБУ-97;

в) у середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 50 мЗв за окремий рік (DLmax).

П1.1.6 Згідно п.5.1.5 НРБУ-97, встановлюється наступний перелік допустимих рівнів (ДУ):

Для категорії А:

- допустимий надходження (ALIinhalA ) радіонукліда через органи дихання;

- допустима концентрація (PCinhalA ) радіонукліда в повітрі робочої зони;

- допустима максимальна щільність потоку частинок (PFPA)

- допустима потужність дози зовнішнього опромінення (PDRA):

- допустимий радіоактивне забруднення (ДЗА) шкіри, спецодягу і робочих поверхонь.

Для категорії Б:

- допустимий надходження (ALIinhalB ) радіонукліда через органи дихання;

- допустима концентрація (PCinhalB ) радіонукліда в повітрі робочої зони;

- допустима максимальна щільність потоку частинок (PFPB)',

- допустима потужність дози зовнішнього опромінення (PDRE),

- допустимий радіоактивне забруднення (ДЗБ) шкіри, спецодягу і робочих поверхонь.

Для категорії:

допустиме надходження радіонукліда через органи дихання (ALIinhalB ) і травлення (ALiingest)\

допустимі концентрації радіонукліда в повітрі (PCinhalB ) та питній воді (PCingesf);

- допустимий скидання (ДС) та викид (ДВ) радіоактивних речовин в навколишнє середовище.

Допустимі рівні розраховуються виходячи з значень меж доз.

П1.1.7 Для категорії Б величини ДУ в 10 разів нижче відповідних ДУ категорії А.

П1.2 Обмеження опромінення персоналу категорії А

П1.2.1 Опромінення персоналу категорії А регламентується п.5.2 НРБУ-97.

П1.2.2 Для персоналу категорії А індивідуальна річна ефективна доза і еквівалентні дози зовнішнього опромінення не повинні перевищувати значень DLE, наведених у таблиці П1.1.

П1.2.3 Особи молодше 18 років не допускаються до роботи з джерелами іонізуючого випромінювання.

П1.2.4 Радіоактивне забруднення шкіри, спецодягу і робочих поверхонь не повинні перевищувати ДЗА, чисельні значення яких наведено у Додатку 2.

П1.2.5 При плануванні індивідуальних доз опромінення основного та залученого персоналу категорії А слід виходити з неперевищення межі ефективної дози (DLE) - 20 мЗвтод"1 і неперевищення меж еквівалентних доз зовнішнього опромінення зазначеної категорії.

П1.2.6 Індивідуальний дозиметричний контроль в конкретних для кожного випадку обсягах є обов'язковим для осіб, у яких річна ефективна доза опромінення може перевищити 10 мЗвтод"1.

П1.3 Підвищений плановане опромінення персоналу

П1.3.1 Підвищений плановане опромінення (ППО) персоналу - це опромінення персоналу (категорія А) вище установлечных меж доз в непередбачених ситуаціях при практичній діяльності. Підвищений плановане опромінення персоналу регламентується положеннями п.5.3 НРБУ-97.

П1.3 2 Непередбачені ситуації, при яких допускається планувати підвищений опромінення персоналу, характеризуються наступними умовами:

- не можуть бути усунені без проведення технологічних операцій, пов'язаних з перевищенням меж доз;

- потребують термінового усунення;

- можуть призвести до розвитку радіаційної аварії або значного соціально-економічного збитку.

П1.3.3 Обґрунтування підвищеного опромінення персоналу полягає в тому, що шкоду від перевищення меж доз в окремих осіб з персоналу буде значно менше, ніж можливу шкоду у разі розвитку радіаційної аварії.

П1.3.4 При плануванні підвищеного опромінення персоналу використовується значення DLmax за один окремий рік - 50 мЗв.

П1.3.5 Дозвіл на ППО основного та залученого персоналу РАЕС видається:

- для ефективної дози в інтервалі від DLmax (50 мЗв-рік"1) до 2-DLmax (100 мЗв-рік"1) - місцевими органами Державного санітарно-епідеміологічного нагляду;

- для ефективної дози в інтервалі від 2DLmax (100 мЗв-рік"1) до 5DLmax (250 мЗв-рік"1) - Міністерством охорони здоров'я України (у виняткових випадках і тільки один раз протягом всієї трудової діяльності працівника).

П1.3.6 Особи, які отримали одноразову опромінення в дозі 2 DLmax і більше, повинні бути виведені із зони опромінення і спрямовані на медичне обстеження. Подальша робота з джерелами випромінювання цим особам дозволяється в індивідуальному порядку, відповідно до вимог ВІСПУ і за умови інформування про ризики для їх здоров'я та отримання від них письмової згоди.

П1.3.7 Планування підвищеного опромінення жінок, а також чоловіків молодше 30 років забороняється.

П1.3.8 Забороняється повторне ППО до повної компенсації попереднього.

П1.3.9 Опромінення персоналу при дозі не більше 2-DLmax= 100 мЗв-рік'1, повинно бути скомпенсировано так, щоб після десятирічного періоду очікувана ефективна доза за цей час (разом з дозою від виконання спеціальних робіт), не перевищувала 200 мЗв.

П1.3.10 Особи, які залучаються до проведення аварійних і рятувальних робіт, на цей період прирівнюються до персоналу (категорія А) і на них, відповідно до НРБУ-97, поширюється положення, що регламентують опромінення зазначеної категорії.

П1.4 Обмеження опромінення персоналу категорії Б

П1.4.1 Опромінення персоналу категорії Б регламентується п.5.4 НРБУ-97.

П1.4.2 Для персоналу категорії Б індивідуальна річна ефективна доза і еквівалентні дози зовнішнього опромінення не повинні перевищувати значень DLE, наведених у таблиці П.1.1.

П1.4.3 Для категорії Б річні надходження радіонуклідів через органи дихання і їх концентрація в повітрі не повинні перевищувати відповідні допустимі рівні для категорії Б. Для категорії Б потужність ефективної дози зовнішнього опромінення не повинна перевищувати 1,2 мкЗвчас"1.

inhal A l

Б inhal

П1.4.4 Для осіб категорії Б значення величин РСinhal і ALIinhal встановлюються на рівні 1/10 відповідних величин PC

inhal

ALlA .

П1.4.5 Для осіб категорії Б допустимі рівні радіоактивного забруднення шкіри, особистої одягу і робочих поверхонь встановлюється на рівні 1/10 відповідних значень для категорії А.

П1.5 Обмеження опромінення населення (категорія В)

П1.5.1 Опромінення осіб категорії В регламентується п.5.5 НРБУ-97.

П1.5.2 Обмеження опромінення населення здійснюється шляхом регламентації та контролю:

- газо-аерозольних викидів і водних радіоактивних речовин в процесі роботи РАЕС;

- вмісту радіонуклідів в окремих об'єктах навколишнього середовища (воді, харчових продуктах, повітрі і т.д.)

Крім того, на РАЕС встановлена санітарно-захисна зона, де регламентується спеціальний режим використання її території та спеціальні вимоги до радіаційного контролю.

П1.5.3 З метою обмеження опромінення населення НРБУ-97 встановлює для АЕС квоти межі дози опромінення осіб категорії В, рівні:

- 40 мкЗв - для газо-аэрольного викиду (за рахунок всіх шляхів формування дози);

- ЮмкЗв - для водного скидання (за рахунок критичного виду водокористування).

П1.5.4 Регламентація і контроль опромінення населення здійснюються на основі розрахунків річних ефективних і еквівалентних доз опромінення критичних груп. Розрахунки виконуються у відповідності з методичними вказівками "Порядок установления допустимых уровней сбросов и выбросов АЭС украины (радіаційно-гігієнічні регламенти I групи)", затверджених Постановою Головного державного санітарного лікаря України від 23.07.2002 р. № 29.

П1.5.5 На підставі визначеної у НРБУ-97 квоти межі дози для Рівненської АЕС встановлено допустимі скиди і викиди -радіаційно-гігієнічні регламенти I групи.

П1.5.6 Перевищення допустимих скидів і викидів за умови нормальної експлуатації РАЕС не допускається.

П1.6 Обмеження опромінення вагітних жінок і жінок дітородного

віку

П1.6.1 Обмеження опромінення вагітних жінок і жінок дітородного віку регламентується п.5.6 НРБУ-97.

П1.6.2 З метою запобігання потенційного опромінення плоду для жінок дітородного віку (до 45 років), які віднесені до категорії А, вводиться додаткове обмеження опромінення: середня еквівалентна доза зовнішнього локального опромінення шкіри в області нижній частині живота за будь-які два послідовних місяця не повинна перевищувати 2 мЗв.

П1.6.3 Після діагностування вагітності середня еквівалентна доза зовнішнього локального опромінення шкіри в області нижній частині живота не повинна перевищувати 2 мЗв за весь період вагітності.

П1.6.4 Допустиме надходження радіонуклідів через органи дихання й травлення для вагітних жінок встановлюється на рівні 1/20 ALIA.

П1.6.5 Жінка, віднесена до персоналу категорії А, в якій діагностована вагітність, повинна повідомити про це адміністрацію РАЕС. Адміністрація РАЕС зобов'язана створити умови роботи по відношенню до професійного опроміненню відповідно до вимог п. П1.6.3

П1.7 Контрольні рівні

П1.7.1 Встановлення контрольних рівнів регламентується п.5.7 НРБУ-97 і стандартом підприємства НАЕК "Енергоатом" СТП 0.26.040-2002 "Контрольні рівні радіаційних параметрів на атомних станціях (радіаційно-гігієнічні регламенты I группы). Загальні правила встановлення. Методичні вказівки", погодженого Міністерством охорони здоров'я України.

П1.7.2 Контрольні рівні (КУ) встановлюються з метою фіксації досягнутого рівня радіаційної безпеки на АЕС.

П1.7.3 Контрольні рівні встановлюються адміністрацією АЕС і узгоджуються з Міністерством охорони здоров'я України.

П1.7.4 При перевищенні КУ адміністрацією РАЕС проводиться розслідування з метою виявлення та усунення причин, що призвели до перевищення. При необхідності, контрольні рівні можуть бути змінені в установленому регулюючими органами порядку.

П1.7.5 Контрольні рівні регулярно переглядаються (не рідше одного разу на 3 роки), з огляду на поточну радіаційну обстановку на РАЕС.

Додаток 2

(обов'язкове)

Рівні загального радіоактивного забруднення

Допустимі рівні (ПДУ) загального радіоактивного забруднення робочих поверхонь, шкіри (протягом робочої зміни), спецодягу і засобів індивідуального захисту встановлюються Додатком З НРБУ-97. Відповідні адміністративні рівні (АУ) встановлюються адміністрацією підприємства.

ДУ загального забруднення бета-активними радіонуклідами, що встановлюються НРБУ-97, і відповідні АУ наведені в таблиці П2.1.

Таблиця П2.1 - Рівні загального забруднення бета-активними радіонуклідами робочих поверхонь, шкіри (протягом робочої зміни), спецодягу і засобів індивідуального захисту, част.мин."1-см

Объект загрязнения	Допустимые уровни	Административны е уровни
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей СИЗ	100	50
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных СИЗ	800	200
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и размещенного в них оборудования, внешняя поверхность спецобуви	2000	200
Поверхности коридоров, лестничных клеток, холлов, тамбуров, переходных галерей, относящихся к помещениям периодического пребывания персонала, а также поверхности размещенного в них оборудования	8000	200
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и размещенного в них оборудования	8000	1500
Внешняя поверхность дополнительных СИЗ, снимаемых в саншлюзах	10000	4000

Додаток 3

(обов'язкове)

Надання першої допомоги при радіаційних уражень

П3.1 Радіаційні поразки персоналу можливі при опроміненні дозами,

значно перевищують допустимі величини (у випадках виникнення і ліквідації аварій, а також в періоди проведення ремонтних робіт в приміщеннях зони суворого режиму при порушенні вимог цієї інструкції).

У зазначених випадках буде мати місце або загальне гамма-опромінення працюючих, або комбінований вплив різних радіаційних факторів:

- зовнішнє гамма- та нейтронне опромінення;

- контактна або дистанційне бета-опромінення ділянок шкіри;

- надходження радіонуклідів в організм через пошкоджену або пошкоджену шкіру, травний тракт, органи дихання і слизову оболонку.

П3.2 Заходи, що вживаються у ранній період після виявлення факту

зовнішнього опромінення або внутрішнього поразки, повинні обов'язково включати:

- надання невідкладної долікарської допомоги з одночасним висновком потерпілого із зони ураження;

- санітарну обробку, дезактивацію шкірних покривів;

- заходи щодо попередження всмоктування радіоактивних речовин в ШКТ (шлунково-кишковий тракт) і прискорення виведення їх з організму.

ПЗ.З При забрудненні шкірних покривів дезактивація забруднених

поверхонь повинна проводитися в максимально короткі терміни шляхом промивання проточною водою із застосуванням туалетного мила, а при необхідності - спеціальних миючих засобів "Захист", "Бар'єр" або побутових миючих засобів. Вилучення радіоактивних речовин починається з найбільш забруднених ділянок тіла. В процесі дезактивації необхідно здійснювати дозиметричний контроль.

П3.4 При наявності ран, забруднених радіоактивними речовинами, в цілях

запобігання проникнення всередину організму радіонуклідів, перша доврачебная допомога повинна бути надана в максимально короткі терміни і повинна включати 3+5-хвилинні промивання рани водопровідною водою, обробку рани тампонами і накладення пов'язки. Подальша медична допомога надається в здоровпункті РАЕС або спеціалізованій клініці Наукового центру радіаційної медицини АМН України. Всі процедури вилучення радіоактивних речовин повинні супроводжуватися дозиметричних контролем.

П3.5 Для оцінки небезпеки забруднення рани необхідно знати хімічний

склад забруднюючої речовини, радиотоксичность ізотопів, їх агрегатний стан (рідке, твердий).

П3.6 Всі особи, які працюють з обладнанням, забрудненим радіоактивними

речовинами або з відкритими джерелами, при підозрі про відмову ЗІЗ/ЗІЗОД при отриманні травми з порушенням цілісності шкірного покриву, повинні негайно припинити роботу і звернутися до чергового дозиметрист, показавши їм предмет або поверхня, про яку отримано поранення. Телефони ЩРК: на енергоблоках 1,2- 64-2-96; на енергоблоках 3,4 - 64-5-43.

П3.7 Дозиметрист, до якого звернувся потерпілий, зобов'язаний негайно

повідомити про подію фельдшеру здоровпункту РАЕС по телефону 64-5-03 і начальнику зміни ЦРЛ.

П3.8 До прибуття фельдшера необхідно:

- при наявності відкритої що кровоточила негайно затиснути артерію гумовим джгутом вище отриманої рани, потім накласти на рану стерильну пов'язку (це робить дозиметрист або інша особа, руки якого не забруднені радіоактивними речовинами);

- у разі, якщо потерпілий працював у пневмокостюме, і травма відбулася у приміщенні, де можливо значне радіоактивне забруднення, то потерпілого необхідно негайно вивести в більш чисту зону, де для попередження вторинного забруднення з нього швидко знімають костюм, звільняють поранений ділянку тіла і накладають стерильну пов'язку.

Після цього потерпілого переводять в чисту зону (санпропускник або інше відповідне приміщення), знімають спецодяг і накладені пов'язки, після чого роблять дозиметричні вимірювання забруднення рани і тіла радіоактивними речовинами.

П3.9 Будь-яка рана потерпілого, отримана в зоні суворого режиму, повинна

розглядатися як забруднена до тих пір, поки вимірами радіоактивності не буде доведено протилежне.

П3.10 Фельдшер під контролем дозиметриста повинен провести промивання рани одним з наступних стерильних розчинів:

- 2% розчин лимонної кислоти;

- 2% розчин соляної кислоти;

- 2% розчин соди;

- 3% розчин перекису водню;

- 2% розчин нашатирного спирту.

Промивання рани проводиться по можливості до повної дезактивації. П3.11 Якщо в результаті численних спроб промивання рани свідчення

приладу залишаються вище фонових, то фельдшер накладає стерильну

пов'язку і потерпілий направляється в стаціонар МСЧ-3 для

подальшої обробки рани. П3.12 У разі важких травм для транспортування постраждалого

необхідно використовувати носилки, що знаходяться на ЩРК-1,2; ЩРК-3,4;

ЦЩУ, робочих місцях НС ТЦ-1,2 або інших робочих місцях оперативного

персоналу.

П3.13 При відправленні потерпілого в МСЧ-3, лікаря швидкої допомоги передається протокол дозиметричних вимірювань рани і прилеглих ділянок тіла, а також предмета, яким була нанесена рана.

П3.14 В оперативному журналі начальника зміни ЦРЛ повинна бути зроблена докладний запис про отриманої працівником травми, результати дозиметричних вимірювань забруднення тіла до, в час і після проведення промивання ран, а також припущення (або точна інформація про характер забруднюючих речовин і кому було повідомлено про все те, що трапилося.

П3.15 ПРО забруднення відкритої рани радіоактивними речовинами начальник зміни ЦРЛ доповідає НС АЕС і керівництву ЦРЛ.

П3.16 Весь персонал повинен володіти прийомами само- і взаємодопомоги і надання першої долікарської допомоги. Відпрацювання навичок з надання першої медичної допомоги повинна здійснюватися під час тренувань персоналу, що проводяться відповідно до "Плану реагування на аварії та надзвичайні ситуації......

П3.17 Під час тренувань персонал РАЕС повинна оволодіти найпростішими прийомами зупинки кровотечі, накладення пов'язок на різні ділянки тіла і голову, забезпечення нерухомості (іммобілізації) у разі переломів з використанням підручних засобів, прийомами перенесення уражених.

Приложение 7

(обязательное)

Перечень помещений ЗСР, через которые разрешено

перемещение грузов

№ пп	Номер помещения и его назначение	Отметка	Цех	Ответственный	Номер телефона	Примечание
1	2	3	4	5	6	7 |
ОБЪЕКТ: реакторное отделение ЭБ-1,2
1	Э-201/1 (коридор)	5,40	ЦРБ	Дежурная смена	64-2-96
2	Э-235/1 (коридор)	5,40	ЦРБ	Дежурная смена	64-2-96
3	А-122 (транспортный коридор)	0,00	РЦ-1	НС РЦ-1	64-5-38 64-4-38	Аварийный выход |
ОБЪЕКТ: ЛБК ЭБ-1,2
.1	126 (тамбур)	1,20	ЦДиРАО	Самолюк С.Г.	64-2-40	Аварийный I выход
2	109 (выход в коридор из спецпрачечной)	1 этаж	ЦДиРАО	Самолюк С.Г.	64-2-40
3	Выход в коридор	4 этаж	ОЯБ	Воробей П.И.	64-9-16
ОБЪЕКТ: СК-1
.1	С-135 (лестница) выход на крышу СК	24,00	ХЦ	Кузьмич М.М.	61-4-26
2	С-134 (помещение загрузки химреагентов)	0,00	ХЦ	Кузьмич М.М.	61-4-26
ОБЪЕКТ: реакторное отделение ЭБ- 3, 4
.1	Лестничная клетка №3	0,00	РЦ-2	ЗН РЦ-2	64-4-30	Аварийный выход
2	Лестничная клетка №4	0,00	РЦ-2	ЗН РЦ-2	64-4-30	Аварийный выход
3	ГА-101 (транспортный коридор)	0,00	РЦ-2	ЗН РЦ-2	64-4-30
| ОБЪЕКТ: СК- 2
.1	Б-615 (помещение для сушки волос)	19,20	ЦДиРАО	Царегородцева С.А.	64-9-67
2	Транспортный коридор СК-2	0,00	ЦРБ	НС ЦРБ, (ЭРП за техническое состояние)	64-5-43
3	Б-437 (сервисное помещение)	13,20	ЦРБ	НС ЦРБ	64-5-43
4	С-504 (выход на крышу)	18,00	ЦДиРАО	Уваров И.Н.	64-3-38
5	С-191/1,2,3 (тамбур)	0,00	ХЦ	Андрусенко P.O.	62-7-78	Аварийный выход
| ОБЪЕКТ: ХТРО
1.	111 (холл)	0,00	ЦДиРАО	Уваров И.Н.	64-3-38
2.	Р-106 (транспортные ворота)_____________	0,00	ЦДиРАО	Уваров И.Н.	64-3-38

Приложение 8

(обязательное)

Рекомендуемый объем знаний правил радиационной

безопасности

Категория персонала	Наименование документа
Руководители подразделения и их заместители	- НРБУ-97 гл. 1-5, 7 в полном объёме; I - ОСПУ (объём знаний определяется испол­няемыми обязанностями); - ПРБАС-89ГЛ. 1-5, 10, 12; - Инструкция по радиационной безопасности 132-1-Э-РБ в полном объёме
Руководители участков, лаборатории, [мастера, специалисты, руководители из числа оперативного персонала	- НРБУ-97 гл. 1-5, 7 в полном объёме; I - Инструкция по радиационной безопасности 132-1-Э-РБ (объём знаний определяется исполняемыми обязанностями)
[Рабочие	Инструкция по радиационной безопасности 132-1-Э-РБ (объём знаний определяется исполняемыми обязанностями)
ІЛица, ответственные за ИИИ в подразделениях РАЭС по приказу	Дополнительно: - ОСПУ (объём знаний определяется испол­няемыми обязанностями); - Инструкция по радиационной безопасности при обращении с ИИИ и действиям персонала в случае аварийных ситуаций 132-29-Э-РБ в полном объёме
Лица, ответственные за перевозку и поставку радиоактивных материалов (ИИИ) в подразделениях, руководители этих подразделений согласно приказу	Дополнительно: - ПБПРМ-2006 НП 306.6.124-2006 (объём знаний определяется исполняемыми обязанностями)
Руководители, мастера СКМ, руководители работ по дозиметрическим нарядам, выполняющие работы по | гамма-дефектоскопии	Дополнительно: - Санитарные правила по радиоизотопной дефектоскопии СП 1171-74 в полном объёме

Примечания:

1. В раздел «Объём знаний» должностных инструкций включаются все указанные документы для соответствующих категорий персонала.

2. Объём знаний (главы из документов) для каждой категории персонала определяет начальник подразделения.

3. Настоящий объём знаний является минимальным.

Додаток 9

(обов'язкове)

Інструкція по застосуванню препарату йодистого калію

П9.1 Показання до застосування

Таблетки препарату йодистого калію (KI) застосовуються в якості лікувально-профілактичний засіб при загрозі надходження в організм людини радіоактивних ізотопів йоду. Вони є ефективним засобом, що знижує накопичення радіоактивного йоду в щитовидній залозі. Однократний прийом 100 мг стабільного йоду (130 мг йодиду калію або 170 мг йодату калію) забезпечує високий захисний ефект протягом 24 годин. Захисний ефект значно знижується в разі його прийняття більш, ніж через 2 години після надходження в організм радіоактивного йоду.

Таблиця П9.1 - Ефективність йодної профілактики залежно від часу прийому препаратів стабільного йоду

№ п/п	Время приема препаратов стабильного йода	Факторы защиты (%)
1.	За 6 часов до поступления радиоактивного йода	100
\ 2.	Во время поступления радиоактивного йода	90
3.	Через 2 часа после разового поступления радиоактивного йода	10
І4.	Через 6 часов после разового поступления радиоактивного йода	2

П9.2 Спосіб застосування та дози.

Починаючи з моменту випадіння радіоактивних продуктів поділу, щодня застосовується всередину препарат KI один раз на день перед сніданком протягом 7 діб в дозах:

дорослим і дітям старше 2-х років - 0,125 г;

- дітям від трьох місяців до 2 років - 0,040 г;

- дітям, які перебувають на грудному вигодовуванні, достатньо того кількості йоду, який буде надходити з молоком матері, яка прийняла 0,125 г препарату.

При вазі таблетки 0,250 р разовий прийом для дорослих і дітей віком від 2-х років - полтаблетки, а для дітей від 3-х місяців до 2 років - шоста частина таблетки. Щоб уникнути подразнення шлунково-кишкового тракту таблетку рекомендується запити киселем, солодким чаєм і т.п. Для дітей таблетку стовкти, розчинити в невеликому обсязі киселя, солодкого чаю та ін. Після прийому обов'язково дати запити киселем або солодким чаєм.

П9.3 Протипоказання

Застосування препарату ДО\ протипоказано на весь період вагітності. Термін зберігання - 4 (чотири) року.

Додаток 10

(обов'язкове)

Пам'ятка щодо дій персоналу на випадок радіаційної аварії на АЕС

При виникненні радіаційної аварії на АЕС подається сигнал "УВАГА ВСІМ" (безперервний гудок сирени протягом 1-2 хвилин). Після припинення звучання сирени по радіотрансляційної мережі передається інформація про те, що трапилося і заходи захисту. Інформацію про аварію Ви, крім того, отримаєте від керівника підрозділу.

Ви повинні:

1. Повідомити про аварію своїх підлеглих, поруч персонал інших підрозділів і прикомандированих.

2. Негайно прийняти препарат йодистого калію відповідно до інструкції по застосуванню, захистити органи дихання (надіти респіратор, протигаз або пристосувати для цих цілей підручні засоби).

3. Вжити заходів щодо запобігання надходження в приміщення зовнішнього повітря (щільно закрити двері, вікна, кватирки).

4. Відключити вентиляцію, кондиціонери та обладнання, яке не впливає на роботу станції.

5. Прибрати у відведене місце ЛЗР і ГР.

6. Підготувати до евакуації з робочих місць ЗІЗ, залишки препарату йодистого калію, дозиметричні прилади важливу документацію. По команді вищого керівництва взяти з собою підготовлене майно і відбути в укриття.

7. Виконувати команди свого безпосереднього керівника, доповідати йому про свої дії і стан обладнання.

8. Надавати допомогу постраждалим і вживати заходів з евакуації їх з місць аварії в медичні установи або в укриття.

9. Діяти швидко, чітко, без суєти, не створювати паніки.

10. Прикомандировані виконують ті ж дії, що і персонал підрозділу, в якому вони знаходяться під час аварії.

Додаток 11

(обов'язкове)

Порядок вимірювань на установці

1. Встати між стійками установки РЗБ-04-04 при сигналі "Готовий" і підтягнути на себе рухливу стійку.

2. Включити режим вимірювання шляхом натискання на важелі (контактні площадки) на датчиках контролю, що знаходяться вгорі на бічних сторонах рухомий стійки. Утримувати важелі до появи сигналів "Чисто" або "Брудно".

3. Час вимірювання становить 1-2 або 4-6 секунд для установок, які перебувають в "брудному" зоні або на виході з санпропускников відповідно.

4. При появі сигналу "Чисто" повернути стійку у вихідне положення, перемістивши від себе до упору, при цьому знімається блокування відкриття хвіртки установки. Вимірювання завершено, можна відкрити хвіртку і вийти з установки.

5. При появі сигналу "Брудно" додатково видається звуковий сигнал і на табло вказується забруднену ділянку тіла людини, яка проходить вимірювання, або спецодягу, при цьому хвіртка блокується. У цьому випадку необхідно вийти з установки, усунути радіоактивне забруднення шляхом дезактивації і повторно пройти контроль. При незадовільних результатах контролю звернутися до чергового дозиметрист.

6. Якщо сигнал "Брудно" видавався три рази поспіль, установка повертається в робочий стан до появи сигналу "Готовий" протягом 2-3 хвилин.

7. При виявленні несправностей у роботі установки повідомити на щит радіаційного контролю (ЩРК) або за телефонами: 64-2-96, 64-5-43

Додаток 13

(довідковий)

Короткі відомості про основи ядерної фізики

П13.1 Молекула - найменша частка речовини, що володіє його хімічними властивостями. Вона складається з однакових (в простому речовині) або різних (у хімічному з'єднанні) атомів, об'єднаних хімічними зв'язками.

П13.2 Атом - найменша частка хімічного елемента, що складається з позитивно зарядженої ядра і рухаються навколо нього негативно заряджених електронів. Загальний негативний заряд електронів компенсує позитивний заряд ядра, тому атом в цілому електрично нейтральний. Електрони в атомі рухаються по певним орбітах. Кожна орбіта відповідає цілком конкретного значенням енергії зв'язку, завдяки якій електрони утримуються в атомі. Електрони, які отримали додаткову енергію, можуть перейти на орбіту, більш віддалену від ядра, або взагалі залишити межі атома. Атом, в якому електрони звертаються на більш віддаленій від ядра орбіті, називається порушеними. Збуджений атом нестійкий. При переході електрона з далекої орбіти на ближчу до ядра орбіту виділяється енергія.

П13.3 Ядро - центральна частина атома, що складається з протонів і нейтронів.

П13.4 Proton - елементарна частка, що має одиничний позитивний заряд, рівний за абсолютною величиною заряду електрона; він являє собою ядро атома водню.

П13.5 Нейтрон - незаряджену елементарна частка з масою, кілька перевищує масу proton. Загальна назва протонів і нейтронів -нуклони. Кількість електронів, що рухаються навколо ядра, відповідає кількості протонів в ядрі. Сили, які утримують нуклони в ядрі, називаються ядерними.

П13,6 Ізотоп - різновид одного і того ж хімічного елемента, що володіє однаковим зарядом і різних масових числом, наприклад, ізотоп йоду- 12753I, 13153I, 13253I т. д.

П13.7 Радіонуклід - радіоактивний атом з даними масовим числом і атомним номером. Радіонукліди одного і того ж хімічного елемента називаються його радіоактивними ізотопами.

П13.8 Радіоактивність - мимовільне перетворення нестійкого радіонукліда в інший нуклід, що супроводжується випусканням іонізуючого випромінювання.

Процес переходу ядер з нестійкого в стійкий стан, з випромінюванням надлишкової енергії, називається радіоактивним розпадом. Основними видами ионизирующих излучений при розпаді ядер є:

- гамма-випромінювання;

- бета-випромінювання;

- альфа-випромінювання;

- нейтронне випромінювання.

Іонізуючі випромінювання характеризуються щільність потоку, тобто кількістю частинок, які перетинають в одиницю часу одиничну площа перерізу (часток-сек"1-см2 або часток-сек~1-мм~2).

П13.9 Гамма-випромінювання (γ-випромінювання) - електромагнітне випромінювання з довжиною хвилі <0,1нм, що виникає при розпаді радіоактивних ядер і елементарних частинок, взаємодії швидких заряджених частинок з речовиною, анігіляції электронно-позитронних пар, перехід ядер з збудженого стану в основне,

Гама-випромінювання слабо впливає з речовиною і тому має проникаючою здатністю (в повітрі до сотень метрів). Для гамма-випромінювання характерні в основному три види взаємодії з речовиною:

- фотоефект;

- комптон-ефект;

- освіта электронно-позитронних пар.

Для захисту від-випромінювання застосовуються в основному важкі матеріали (свинець, бетон, залізо).

П13.10 Фотоефект - така взаємодія у-випромінювання з атомами речовини, при якому у-квант повністю віддає свою енергію орбітальному електрону та припиняє своє існування. Частина його енергії витрачається на виривання електрона з оболонки атома, а інша частина передається електрону у вигляді кінетичної енергії.

Ймовірність фотоефекту збільшується з зменшенням енергії у-випромінювання і зі збільшенням розміру атома речовини, тобто його порядкового номера в періодичній системі елементів.

П13.11 Комптон-ефект - пружне зіткнення у-випромінювання з електронами зовнішньої оболонки атома, при якому у-квант передає частину своєї енергії електрону та змінює напрямок свого руху.

П13.12 Освіта электронно-позитронних пар - така взаємодія у-випромінювання з речовиною, при якому енергія у-кванта в полі ядра переходить в енергію маси спокою і

кінетичну енергію електрона і позитрона. Ця порогова реакція має місце, коли енергія у-квантів перевищує 0,51 Мев - енергію спокою електрона і позитрона (позитрон -частка, яка має масу, що дорівнює масі електрона і позитивний заряд, рівний за абсолютною величиною заряду електрона). Енергія освіти електрон-позитронної пари (поріг реакції) - 1,02 Мев. Позитрони існують дуже короткий час і, пригальмовуючи, анігілюють, тобто зникають разом з зустрівся електронами з утворенням двох у-квантів з енергією 0,51 Мев кожен.

П13.13 Бета-випромінювання (β-випромінювання) - потік β-часток (електронів або позитронів), що утворюються при розпаді радіоактивних ядер. Швидкість р-часток близька до швидкості світла і середня довжина пробігу в повітрі досягає кілька метрів, у воді і тілі людини - до одного сантиметра. Бета-випромінювання має безперервний енергетичний спектр, тобто за енергії воно розподіляються від нуля до певного максимального значення, характерного для даного радіонукліду. При проходженні через речовина (3-випромінювання взаємодіє з орбітальними електронами атома. Для захисту від р-випромінювання досить застосування легких матеріалів (плексиглас, алюміній і т. д.).

П13.14 Альфа-випромінювання (α-випромінювання) - корпускулярное іонізуюче випромінювання, що складається з альфа-часток (ядер гелію), що випускаються при радіоактивний розпад або при ядерних реакціях, перетвореннях. Володіючи великим зарядом і масою, а-частинки мають малу проникаючу здатність (в повітрі кілька сантиметрів) і становлять небезпеку для людини лише при попаданні всередину організму. В біологічній тканині проникаюча здатність а-частинок незначна і становить кілька десятків мікрон. Тонкий лист паперу або відстань 10-15 см служать хорошим захистом від а-частинок.

П13.15 Нейтронне випромінювання - нейтральні частинки, що випромінюються ядрами при ядерних реакціях, коли енергії, отриманої ядром ззовні, достатньо для руйнування зв'язку нейтрона з ядром, а також в результаті розподілу ядер урану. Нейтрони не мають заряду і не взаємодіють з електричними полями електронів і ядер при проходженні через речовина, і безперешкодно рухаються до зіткнення з ядром. Зважаючи на те, що розміри ядер незрівнянно менше самих атомів, зіткнення нейтронів з ними дуже рідкісні і довжина вільного пробігу навіть у твердих тілах досягає кілька сантиметрів (в повітрі - сотні метрів). Розглядають три види взаємодії нейтронів з речовиною:

- пружне розсіяння на ядрах - коли частина енергії нейтрона передається ядру, інша частина залишається у розсіяного нейтрона; при пружному розсіянні змінюється тільки імпульс ядра, його внутрішній стан залишається незмінним;

- непружне розсіяння на ядрах - коли внутрішня енергія ядра віддачі змінюється; ядро стає порушеними і, повертаючись в нормальний стан, може випустити гамма-квант;

- захоплення нейтронів ядрами з утворенням сильно порушеної ядра, яке, повертаючись в нормальний стан, може випустити різні частки.

За енергії нейтрони діляться на теплові нейтрони, проміжні і швидкі. Захист від нейтронів переслідує мету уповільнення швидких нейтронів до теплових з подальшим їх поглинанням. Як правило, захист від нейтронів робиться комбінованої. Застосовуються матеріали, що володіють високою сповільнючої здатністю - вода, парафін, графіт, поліетилен і володіють високою поглинаючою здатністю

- бор, кадмій, борований поліетилен.

П13.16 α-розпад в радіоактивне джерело - виліт а-частинки з ядра, при якому атомний номер Z зменшується на дві одиниці, масове число А

- на чотири одиниці.

П13.17 β--розпад в радіоактивне джерело - виліт з ядра електрона і антинейтрино, при якому атомний номер збільшується на одну одиницю, а масове число не змінюється (нейтрон всередині ядра переходить у proton).

П13.18 р+-розпад в радіоактивне джерело - виліт з ядра позитрона і нейтрино, при якому атомний номер зменшується на одну одиницю, а масове число не змінюється (протон всередині ядра переходить в нейтрон).

П13.19 Електронний захоплення - захоплення ядром орбітального електрона атома (зазвичай ДО оболонки) з випусканням нейтрино, при якому атомний номер зменшується на одну одиницю, а масове число не змінюється (протон всередині ядра перетворюється в нейтрон).

П13.20 Изомерный перехід в радіоактивне джерело - перехід ядра з збудженого стану в основний шляхом випускання фотона у-випромінювання, при якому не змінюються ні атомний номер, ні масове число. Изомерный перехід є одним з видів радіоактивного розпаду.

П13.21 Активність радіонукліда - відношення числа dN мимовільних (спонтанних) ядерних переходів з певного ядерно-енергетичного стану радіонукліда, що відбуваються в даному його кількості за інтервал часу off, до цього інтервалу. Активність А - фізична величина, що характеризується числом розпадів dN у даному кількості Л/0 атомів (ядер) радіонукліда в одиницю часу dt

A = dN/dt,

DN/dt = -λt,

A=λN≈ ПРО,693N/T1/2;

Де:

λ - постійна розпаду, що характеризує ймовірність розпаду на один атом (ядро) в одиницю часу;

T1/2-період напіврозпаду.

Одиниця вимірювання активності в СІ - беккерель (Бк).

1 Бк = 1 розпад-секл\

Позасистемною одиницею вимірювання активності є кюрі (Кі):

1 Кі = 3,7-1010 розпад-секА\

1 Бк = 2,7-10~11Ки;

Радіонукліди характеризуються видом випромінювання, енергією випромінювання і періодом напіврозпаду. Особливість явища радіоактивності полягає в тому, що не всі ядра даного радіонукліда розпадаються одночасно, а в кожну одиницю часу розпадається певна частка ядер. Частка розпадаються ядер різна для різних радіонуклідів.

Радіоактивні джерела характеризуються ізотопним складом і активністю.

П13.22 Питома активність радіонукліда - відношення активності радіонукліда, що міститься у зразку, до маси зразка т:

Ам = А/т

П13.23 Об'ємна активність радіонукліда - відношення активності радіонукліда, що міститься у зразку, до його (зразка) обсягом V:

Av = A/V

П13.24 Поверхнева активність радіонукліда - відношення активності радіонукліда, що міститься на поверхні зразка, до площі S поверхні цього зразка:

AS = A/S;

П13.25 Період напіврозпаду - час, протягом якого кількість радіоактивних ядер зменшується вдвічі. Період напіврозпаду позначається Т1/2. У різних радіоактивних ізотопів період напіврозпаду різний: від мільйонних часток секунди до мільярдів років.

П13.26 Закон радіоактивного розпаду. Радіоактивний розпад приводить до безперервного зменшення числа ядер вихідного радіонукліда. Зменшення числа вихідних ядер для всіх радіонуклідів відбувається по одному і тому ж експоненціальним законом:

N = N0e-λt

Де:

N0 - кількість радіоактивних атомів в початковий момент часу t = 0;

N - кількість радіоактивних атомів в момент часу t;

λ - постійна радіоактивного розпаду радіонукліда.

Закон радіоактивного розпаду застосовується як природних, так і для штучних радіонуклідів.

Додаток 14

(довідковий)

Біологічна дія іонізуючого випромінювання

П14.1 Механізм біологічної дії випромінювання

Біологічна дія іонізуючого випромінювання можна умовно підрозділити на:

1) первинні физико-хімічні процеси, що виникають у молекулах живих клітин і навколишнього їх субстрату;

2) порушення функцій цілого організму, як наслідок первинних процесів.

В результаті опромінення в живій тканині, як і в будь-якому середовищі, поглинається енергія і виникають порушення і іонізація атомів опромінюваної речовини. Оскільки у людини (і ссавців) основну частину маси тіла складає вода (близько 75%), первинні процеси багато в чому визначаються поглиненої дози випромінювання водою клітин, іонізацією молекул води з утворенням високоактивних в хімічному щодо вільних радикалів і подальшими ланцюговими каталітичними реакціями (в основному окисленням цими радикалами молекул білка). Це є непрямий (непрямий) дію випромінювання через продукти радіолізу (розкладання під дією випромінювання) води. Пряма дія іонізуючого випромінювання може викликати розщеплення молекул білка, розрив найменш міцних зв'язків, відрив радикалів і інші зміни.

Надалі під дією первинних процесів в клітинах виникають функціональні зміни, що підкоряються вже біологічним законами життя і загибелі клітин.

Найбільш радиочувствительными є клітини постійно оновлюються тканин деяких органів (кістковий мозок, статеві залози, селезінки і т.п.). Причому стовбурові клітини, зазнаючий безліч визначень, найбільш радиочувствительные.

П14.2 Можливі наслідки опромінення

Стохастичні ефекти - беспороговые ефекти радіаційного впливу, ймовірність виникнення яких існує при будь-яких доз іонізуючого випромінювання і зростає із збільшенням дози, тоді як відносна тяжкість їх прояву від дози не залежить.

До стохастичним ефектами є злоякісні новоутворення (соматичні стохастичні ефекти) і генетичні наслідки, які передаються нащадкам (спадкові ефекти).

Детерміновані (нестохастические) ефекти - ефекти радіаційного впливу, які проявляються тільки при перевищенні певного дозового порогу.

Тяжкість наслідків ефектів детермінованих залежить від величини отриманої дози (гостра променева хвороба, променеві опіки та ін.).

П14.3 Променева хвороба і гострі променеві ефекти

Променеву хворобу підрозділяють на гостру та хронічну. Протягом променевої хвороби різного ступеня тяжкості може проходити в стертої або явно вираженої формі, що залежить від сумарної дози і ритму опромінення.

За ступенем тяжкості гостра променева хвороба розділяється на кілька груп залежно від дози на все тіло: I - легка (1-2 Гр); II - середня (2-4 Гр); III -важка (4-6 Гр); IV - вкрай важка (6 Гр і більше).

У вираженій формі гострої променевої хвороби чітко розрізняють період первинної реакції, прихований (латентний період формування хвороби, відновлювальний період і період віддалених наслідків і випадків захворювання.

Крім того, при опроміненні всього тіла особливе значення мають ефекти опромінення окремих органів. Ефекти можуть проявлятися в опроміненої шкірі (еритема, ураження судин і дерми, некроз), ротової порожнини (запалення і набряк, а потім виразка і некроз), шкіри голови (тимчасова або постійна епіляція), в очах (еритема повік, кератит, катаракта, епіляція брів і вій), легенів (пневмонія), гонадах (тимчасова або постійна стерилізація) і починаються при перевищенні граничних значень доз для кожного органу. Тяжкість того або іншого ефекту залежить від величини дози.

Хронічна променева хвороба формується поступово при тривалому опроміненні дозами, що значно перевищують DLmax для професійного опромінення. Ця форма хвороби може виникнути як при загальному опроміненні (зовнішньому або внутрішньому) всього тіла, так і при переважне поразці окремих органів та систем організму. Період формування хронічної променевої хвороби збігається з часом накопичення дози опромінення. Після зниження опромінення до допустимого рівня або повного припинення настає період відновлення, а потім слід тривалий період наслідків хронічної хвороби.

П14.4 Біологічна дія радіонуклідів, які потрапили всередину організму

Підвищена небезпека радіонуклідів, які потрапили всередину організму, обумовлена кількома причинами. Одна з них - здатність деяких радіонуклідів вибірково накопичуватися в окремих органах тіла (наприклад, до 30% йоду акумулюється в щитовидній залозі, яка становить тільки 0,03% маси тіла), і, таким чином, віддавати свою енергію відносно невеликого обсягу тканини. Інша причина - значна тривалість опромінення до моменту виведення радіонукліда з органу або зменшення активності внаслідок радіоактивного розпаду радіонукліда. Третя причина -зростання небезпеку впливу високо іонізуючих а- і 3-випромінювань, які не дієві або мало дієві для внутрішніх органів при зовнішньому опроміненні через низьку проникаючу здатність.

Можливі три шляхи проникнення радіоактивних речовин в організм: через органи дихання, через травний тракт і через шкіру (або пошкодження шкіри). Цими шляхами радіонукліди спочатку потрапляють в кров, а потім током крові розносяться по всьому тілу або переважно в критичні органи.

У деяких випадках критичним є травний тракт, його окремі ділянки, а також легкі. Найбільш небезпечний інгаляційний шлях надходження, оскільки за робочу зміну людина вдихає близько 9,6 м3 повітря.

Радіонукліди, що потрапили в організм людини, викликають різні наслідки, схожі з наслідками від зовнішнього опромінення при рівних дозах.

Додаток 15

(довідковий)

Розрахунок захисту від іонізуючого випромінювання

П15.1 Наближений розрахунок товщини захисту від гамма-випромінювання

П15.1.1 Для швидкої оцінки товщини захисту від гамма-випромінювання (якщо немає можливості скористатися універсальними таблицями) можна використовувати експрес-метод розрахунку захисту від гамма-випромінювання по верствам половинного або десятиразового ослаблення при середній енергії гамма-випромінювання дорівнює 1,25 Мев для різних матеріалів (див. таблицю П15.1).

Таблиця П15.1 -Радіаційні захисні властивості деяких матеріалів

Материал защиты	Плотность, г/см^3	Слой половинного ослабления, Дія (см)	Слой десятикратного I ослабления, Д-І/Ю (см)
Вода	1,0	28	66
Бетон	2,3	13,3	31,9
Железо	7,87	3,6	9,3
Свинец	11,3	1,5	4,5

П15.1.2 В таблиці П15.2 наведено число шарів половинного ослаблення N залежно від кратності ослаблення ДО потужності дози гамма-випромінювання.

Таблиця П15.2-Залежність числа шарів половинного ослаблення від кратності ослаблення

Кратность ослабления К	2	4	8	16	32	64	125	250	500	1000
Число слоев половинного ослабления N	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10

П15.1.3 Для розрахунку захисту необхідно:

- виміряти потужність дози гамма-випромінювання Е;

- визначити кратність ДО ослаблення за формулою:

А = t / Стах і

- визначити кількість шарів половинного ослаблення, N (таблиця П15.2);

- визначити товщину захисту за формулою:

X = Ai,2W;

Де:

Ai/2 - товщина шару половинного ослаблення для даного матеріалу захисту, см (таблиця П15.1);

Л/-число шарів половинного ослаблення; Х-товщина захисного матеріалу, см;

Emax - максимальна потужність дози гамма-випромінювання, дозволена для виконання робіт.

П15.2 Розрахунок часу роботи

П15.2.1 Сенс захисту часом" полягає в тому, що персонал не повинен перебувати в полях іонізуючих випромінювань довше, ніж це визначено дозиметричних допуском.

Ш5.2.2 Розрахунок часу перебування в полях у-випромінювання, при якому отримана дози зовнішнього опромінення не перевищує дозу, дозволену дозиметричних допуском, здійснюється за формулою:

ґ-6-704--; Б Де:

t- час роботи, хв; £-доза, дозволена дозиметричних допуском, мЗв;

Е - потужність дози гамма-випромінювання, мкЗвчас"1. П15.3 Розрахунок захисту відстанню

П15.3.1 Гамма-випромінювання

Для визначення безпечної відстані від точкового джерела гамма-випромінювання з відомою потужністю дози Е на відстані R0 використовується наступна формула:

Де:

Emax - максимальна потужність дози гамма-випромінювання, дозволена для виконання робіт.

Примітка.

Джерело випромінювання вважається точковим, якщо його лінійні розміри в 5-10 разів менше відстані, на якому проводиться вимірювання потужності дози гамма-випромінювання.

Для оцінки безпечної відстані від плоского джерела гамма-випромінювання (відстань до якого не перевищує його середній

лінійний розмір - I) з відомою потужністю дози Е на відстані R0 використовується наступна наближена формула:

tl max

Похибка зазначеної формули становить не більше 30%, якщо значення R0I І R І І знаходяться в діапазоні від 0,05 до 1.

П15.3.2 Бета-випромінювання

Важлива характеристика взаємодії з речовиною електронів і Д-часток - пробіг, визначає їх проникаючу здатність.

Максимальний пробіг моноэнергетических електронів з енергією в діапазоні 0,5-3 Мев у алюмінії (RAI, Р-СМ"2) оцінюється за формулою (з похибкою не більше 5%):

ЯА,= 0,526Ев- 0,094; Де:

Її -енергія електронів, Мев.

Груба оцінка максимальних пробігів Д-частинок з безперервним спектром з граничної енергією Ер (при 0,5 Мев < Ер < 10 Мев) у алюмінії (RAi, см) і в повітрі (R/зшах, см) визначається з співвідношень:

RAI ~ 0,25-Е/з (похибка не більше 20%);

Reosd s 450-Е/з (похибка не більше 30%); Де: Ер - гранична енергія /3-частинок, Мев.

Пробіг /3-частинок в будь-якому середовищі (г/см2) приблизно у стільки разів менше (більше) їх пробігу в повітрі, у скільки разів щільність даної середовища більше (менше) щільності повітря:

Rcpedbi і Reo3d = Рвозд ' Рсреды