надежная изоляция пылегазоочистного оборудования как источника излучения, обеспечение безопасности персонала при его осмотре и обслуживании.
7. Помещения, в которых находится пылегазоочистное оборудование, должны соответствовать требованиям к помещениям соответствующего класса работ. В случае размещения пылегазоочистного оборудования на чердаке последний должен быть оборудован как технический этаж.
При централизованном размещении пылегазоочистного оборудования на участках для работ I класса в основу планировки комплекса пылегазоочистки должен быть положен принцип зонирования.
8. Помещения, в которых располагается пылегазоочистное оборудование, должны быть изолированы и не сообщаться по воздуху с другими помещениями (зонами помещений) радиационного источника. Вход в помещения, в которых находится пылегазоочистное оборудование, и выход из них должен осуществляться через санитарный шлюз.
9. В комплексе помещений, в которых располагается пылегазоочистное оборудование, должны быть изолированные помещения или герметичные вентилируемые участки для ремонта, разборки, временного хранения фильтров очистных аппаратов и других элементов, а также для хранения средств уборки и дезактивации.
10. В помещениях для работ I и II классов при зональном размещении оборудования необходимо предусматривать подачу воздуха к шланговым изолирующим индивидуальным средствам защиты персонала (пневмокостюмам, пневмошлемам, шланговым противогазам), а также возможность подключения передвижных вытяжных установок к системам вытяжной вентиляции.
Для подачи воздуха к шланговым средствам защиты следует устанавливать отдельную пневмолинию или отдельные вентиляторы, обеспечивающие необходимое давление и расход воздуха. Места присоединения шлангов должны быть снабжены шаровыми или пружинными автоматическими клапанами.
11. Отопление помещений для радиационных источников, содержащих открытые радионуклидные источники, должно быть водяным или воздушным.
12. Стационарные радиационные источники, содержащие открытые радионуклидные источники, должны быть обеспечены холодным и горячим водоснабжением и канализацией.
13. Помещения для работ I и II классов должны быть оборудованы бесконтактными устройствами для обращения с санитарно-техническим оборудованием.
14. Система специальной канализации должна предусматривать дезактивацию сточных вод и возможность их повторного использования для технологических целей. Очистные сооружения следует располагать в специальном помещении на территории радиационного источника. Система спецканализации должна быть обеспечена средствами контроля за количеством и активностью сточных вод.
Приемники для слива радиоактивных растворов в системе специальной канализации должны быть изготовлены из коррозионно-стойких материалов или иметь легко дезактивируемые коррозионно-стойкие покрытия внутренних и наружных поверхностей. Конструкция приемников должна исключать возможность разбрызгивания растворов.
15. Прокладка воздуховодов труб водопровода, канализации и других коммуникаций в стенах и перекрытиях не должна приводить к ослаблению защиты от ионизирующего излучения.
Статья 15. Требования, реализуемые при проектировании и сооружении санпропускников и саншлюзов
1. Санпропускник должен размещаться непосредственно в здании, в котором находится радиационный источник, или в отдельной части другого здания, соединенной закрытой галереей с помещениями радиационного источника.
2. В состав санпропускника должны входить:
душевые помещения;
гардеробная для личной одежды;
гардеробная для спецодежды;
помещения для хранения и выдачи средств индивидуальной защиты;
пункт радиометрического контроля кожных покровов и спецодежды;
кладовая для использованной спецодежды;
кладовая для чистой спецодежды;
туалетные комнаты.
В санпропускнике должен быть питьевой фонтанчик с педальным или бесконтактным устройством.
3. Планировка санпропускника должна обеспечивать раздельное прохождение персонала в помещения радиационного источника и в обратном направлении по разным маршрутам.
4. Стационарный саншлюз должен размещаться между 2-ой и 3-ей зонами помещений радиационного источника. В зависимости от объема и характера проводимых работ в саншлюзе проектом должны быть предусмотрены:
места для переодевания, хранения и предварительной дезактивации основных и дополнительных средств индивидуальной защиты;
пункт радиационного контроля;
умывальники.
Для проведения ремонтных работ проектом может быть предусмотрено использование переносных саншлюзов, устанавливаемых непосредственно у входа в помещение, где производятся эти работы.
5. Число мест для хранения одежды в гардеробной должно соответствовать максимальному числу работников, постоянно и временно работающих в смене.
6. Размещение кладовой для использованной спецодежды должно обеспечивать возможность транспортирования одежды из здания, в котором размещен радиационный источник, минуя помещения, в которых отсутствуют открытые радионуклидные источники. Кладовая должна располагаться вблизи пункта радиометрического контроля и гардеробной для загрязненной радионуклидами спецодежды.
7. Помещения для хранения и выдачи средств индивидуальной защиты должны находиться в чистой зоне, между гардеробной для чистой спецодежды и рабочими помещениями.
8. Между душевой и гардеробной для личной одежды должен располагаться пункт радиометрического контроля кожных покровов.
Статья 16. Требования к герметичности закрытых радионуклидных источников
1. Закрытые радионуклидные источники должны быть герметичными. Герметичность должна проверяться радиометрическим и (или) нерадиометрическим методами. Критериями герметичности является следующее:
при радиометрическом методе измерения мазка активность радионуклидов на тампоне не должна превышать 185 Бк, за исключением источников, предназначенных для работы в закрытом защитном блоке радиационного источника, а также источников бета-излучения активностью более 400 ГБк и источников альфа-излучения поверхностной активностью более 200 МБк×см-2, для которых измеренная активность радионуклидов на тампоне не должна превышать 1850 Бк;
при радиометрическом иммерсионном методе измерения активность основного радионуклида, перешедшего в жидкость, не должна быть более 1850 Бк;
при гелиевом методе измерения поток гелия из источника не должен быть более 13 нПа×м3×с-1.
2. Уровень снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности источника, измеренный одним из радиометрических методов, не должен превышать указанных выше значений.
при радиометрическом методе измерения мазка активность радионуклидов на тампоне не должна превышать 185 Бк, за исключением источников, предназначенных для работы в закрытом защитном блоке радиационного источника, а также источников бета-излучения с активностью более 400 ГБк и источников альфа-излучения с поверхностной активностью более 200 МБк×см-2, для которых измеренная активность радионуклидов на тампоне не должна превышать 1850 Бк;
при радиометрическом иммерсионном методе измерения активность основного радионуклида, перешедшего в жидкость, не должна быть более 185 Бк.
Статья 17. Классы прочности закрытых радионуклидных источников
1. Закрытому радионуклидному источнику должен быть присвоен класс прочности, устанавливаемый по отношению к внешним факторам, воздействующим на него при нарушениях нормальной эксплуатации радиационного источника, включая радиационные аварии (далее – воздействующий фактор).
2. Класс прочности по отношению к каждому воздействующему фактору должен присваиваться определенному типу закрытого радионуклидного источника на основании расчета для класса прочности 1 или результатов испытаний для других классов. Виды испытаний и испытательные нормы приведены в приложении 4 настоящего регламента.
При внесении изменений в конструкцию и (или) технологию изготовления закрытого радионуклидного источника, влияющих на безопасность обращения с ним, должны быть проведены расчеты (для класса прочности 1) или испытания модернизированного источника для подтверждения класса прочности.
3. Классы прочности закрытых радионуклидных источников для типичных областей применения по соответствующему воздействующему фактору должны быть не ниже указанных в приложении 5 настоящего регламента.
Класс прочности закрытого радионуклидного источника, область применения которого не указана в приложении 5 настоящего регламента, должен устанавливаться в технической документации на конкретный тип радионуклидного источника.
4. Активность радионуклидов в закрытом радионуклидном источнике соответствующего класса прочности для типичных областей применения не должна превышать:
3х106 МЗА – для выщелачиваемого и (или) химически активного вещества, содержащего альфа-излучающие радионуклиды;
3х107 МЗА – для выщелачиваемого и (или) химически активного вещества, не содержащего альфа-излучающие радионуклиды;
3х107 МЗА – для невыщелачиваемого и химически неактивного вещества, содержащего альфа-излучающие радионуклиды;
3х108 МЗА – для невыщелачиваемого и химически неактивного вещества, не содержащего альфа-излучающие радионуклиды.
В случае превышения указанной активности класс прочности закрытого радионуклидного источника должен быть повышен с учетом возможных последствий его разрушения.
5. Оценка прочности и подтверждение класса прочности для соответствующего типа закрытого радионуклидного источника осуществляется по результатам проверки герметичности испытанных образцов в соответствии с нормами, установленными в приложении 4 настоящего регламента. Проверка герметичности образцов должна осуществляться до и после каждого вида испытаний.
6. Каждому виду испытаний, установленному для соответствующего класса прочности в приложении 4 настоящего регламента, должно подвергаться не менее трех образцов. Последовательность испытаний не регламентируется. Для каждого последующего испытания допускается использовать образцы, которые ранее испытаниям не подвергались.
Статья 18. Маркировка закрытых радионуклидных источников
1. Закрытые радионуклидные источники должны иметь маркировку.
2. Маркировка должна наноситься на видном месте закрытого радионуклидного источника любым способом (гравировкой, травлением, несмываемой краской), обеспечивающим ее четкость в течение всего срока эксплуатации.
Маркировка должна содержать:
знак, позволяющий идентифицировать изготовителя;
обозначение типа радионуклидного источника;
порядковый номер закрытого радионуклидного источника, состоящий из цифр и (или) букв, отделенных точкой от обозначения типа радионуклидного источника;
две последние цифры года изготовления закрытого радионуклидного источника, отделенных точкой от порядкового номера.
3. При малых габаритных размерах закрытого радионуклидного источника допускается наносить только порядковый номер.
4. При габаритных размерах закрытого радионуклидного источника менее 5×5 мм допускается не наносить маркировку.
5. Конкретные способы исполнения, содержание, место и качество маркировки должны устанавливаться в технической документации на конкретный тип закрытого радионуклидного источника.
Глава III. Обеспечение безопасности
при вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из эксплуатации радиационных источников
Статья 19. Ввод в эксплуатацию
1. При вводе в эксплуатацию радиационного источника должны проводиться пусконаладочные работы, загрузка радиационного источника радионуклидными источниками и проверка соответствия параметров радиационного источника и создаваемой им радиационной обстановки проектной и (или) другой технической документации разработчика или изготовителя радиационного источника.
2. Ввод в эксплуатацию радиационного источника должен выполняться только имеющим соответствующую квалификацию персоналом организации, обладающей правом проведения таких работ.
3. Администрация эксплуатирующей организации должна обеспечивать разработку и выполнение программы ввода в эксплуатацию радиационного источника, если необходимость разработки такой программы предусмотрена в проектной и (или) другой технической документации разработчика или изготовителя радиационного источника.
Документы, регламентирующие проведение пусконаладочных работ и проверок, должны предусматривать обеспечение радиационной безопасности при проведении радиационноопасных работ и перечень мер по предотвращению радиационных аварий при вводе в эксплуатацию радиационного источника.
4. До поступления радионуклидных источников в эксплуатирующую организацию администрация эксплуатирующей организации обязана утвердить список лиц, которые будут допущены к эксплуатации радиационного источника, обеспечить их необходимое обучение и инструктаж, назначить приказом по организации лиц, ответственных за учет и хранение радионуклидных источников, за организацию сбора, хранения и сдачу радиоактивных отходов, за радиационный контроль и радиационную безопасность.
Статья 20. Эксплуатация радиационных источников
1. Администрация эксплуатирующей организации на основании проектной и (или) технической документации разработчика или изготовителя радиационного источника должна установить контрольные уровни и обеспечить разработку инструкции по эксплуатации радиационного источника.
Инструкция по эксплуатации радиационного источника должна содержать конкретные указания персоналу о способах ведения работ при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации.
2. Администрация эксплуатирующей организации на основании проектной и (или) технической документации разработчика или изготовителя радиационного источника должна обеспечить разработку инструкций, определяющих действия персонала по обеспечению безопасности при радиационных авариях.
3. При эксплуатации радиационного источника запрещается выполнение операций, не предусмотренных инструкцией по эксплуатации, если эти действия не направлены на принятие экстренных мер по предотвращению радиационной аварии и других обстоятельств, угрожающих здоровью персонала.
4. При эксплуатации радиационного источника должен проводиться радиационный контроль в соответствии с проектной и (или) технической документацией разработчика или изготовителя радиационного источника.
5. Техническое обслуживание и ремонт радиационного источника, а также замену в нем радионуклидных источников должен выполняться только имеющим соответствующую квалификацию персоналом организации, обладающей правом проведения таких работ.
Статья 21. Учет и хранение радионуклидных источников
1. Администрация эксплуатирующей организации несет ответственность за сохранность радионуклидных источников и должна обеспечить условия их поступления, хранения, использования и списания с учета, исключающие возможность утраты или бесконтрольного использования радионуклидных источников.
2. Все поступившие в организацию радионуклидные источники должны учитываться в приходно-расходном журнале.
Открытые и закрытые радионуклидные источники учитываются по радионуклиду, наименованию препарата, фасовке и активности, указанным в сопроводительных документах.
Поступившие радиационные источники, в которых содержатся радионуклидные источники, учитываются по наименованиям и заводским номерам с указанием активности и номера каждого радионуклидного источника, входящего в комплект. Генераторы короткоживущих радионуклидов учитываются по их наименованиям и заводским номерам с указанием номинальной активности материнского нуклида.
3. Радионуклидные источники, не находящиеся в работе, должны храниться в специально отведенных местах или помещениях, обеспечивающих их сохранность и исключающих доступ к ним посторонних лиц.
Мощность поглощенной дозы на наружной поверхности временного хранилища или его ограждения, исключающего доступ посторонних лиц и расположенного вне территории радиационного источника (в том числе для радионуклидных дефектоскопов, используемых в полевых условиях), не должна превышать 1 мкГр/ч.
Статья 22. Продление срока эксплуатации радиационного источника
1. Допускается эксплуатация радиационного источника сверх назначенного (или 30-летнего) срока эксплуатации при выполнении следующих условий:
приняты технические и организационные меры по приведению радиационного источника в соответствие с требованиями к обеспечению радиационной безопасности;
обеспечена поддержка технического состояния радиационного источника в течение дополнительного срока эксплуатации;
обоснована достаточность остаточного ресурса незаменяемых элементов радиационного источника, важных для безопасности, в течение дополнительного срока эксплуатации.
2. Для оценки фактического состояния радиационного источника, определения остаточного ресурса элементов, важных для безопасности, и установления дефицитов безопасности эксплуатирующей организацией должно быть проведено обследование радиационного источника.
3. Возможная продолжительность эксплуатации радиационного источника сверх назначенного (или 30-летнего) срока определяется с учетом:
остаточного ресурса незаменяемых элементов;
возможности обеспечения и поддержания эксплуатирующей организацией требуемого уровня безопасности;
возможности обеспечения безопасности при обращении с отработавшими назначенный срок эксплуатации радионуклидными источниками;
особенностей конкретного радиационного источника.
4. Определение остаточного ресурса незаменяемых элементов, важных для безопасности, должно быть выполнено с учетом изменения параметров технологического режима в течение всего срока эксплуатации радиационного источника и их фактического состояния.
5. Экспертное заключение о величине остаточного ресурса незаменяемых элементов, важных для безопасности, и рекомендации по управлению их надежностью (ресурсом) в течение дополнительного срока эксплуатации радиационного источника готовит организация, обладающая правом на этот вид деятельности.
6. Обоснование возможной продолжительности эксплуатации радиационного источника сверх назначенного (или 30-летнего) срока подготавливается эксплуатирующей организацией на основании результатов обследования радиационного источника и экспертного заключения о величине остаточного ресурса незаменяемых элементов, важных для безопасности, а также о возможности устранения или компенсации дефицитов безопасности.
Решение должно основываться на критериях и требованиях к обеспечению радиационной безопасности, установленных в настоящем регламенте.
7. Для подготовки радиационного источника к дополнительному сроку эксплуатации эксплуатирующая организация должна при необходимости:
выполнить работы по восстановлению остаточного ресурса элементов и замене элементов, выработавших свой ресурс;
провести технические и организационные мероприятия по устранению или компенсации дефицитов безопасности;
выполнить наладочные работы;
обеспечить проведение переподготовки персонала;
провести корректировку эксплуатационной документации, инструкций по обеспечению радиационной безопасности, планов мероприятий по защите персонала и населения в случае радиационной аварии.
Устранение или компенсация дефицитов безопасности, требующие изменений проекта радиационного источника, должны осуществляться на основании проектной документации, разработанной и утвержденной в установленном порядке.
8. Эксплуатирующая организация должна провести испытания радиационного источника для подтверждения функционирования всех его элементов в соответствии с установленными проектом критериями и техническими характеристиками.
Испытания должны проводиться по программам, разработанным и утвержденным эксплуатирующей организацией.
9. Эксплуатирующая организация должна подготовить документы, обосновывающие безопасность эксплуатации радиационного источника в течение дополнительного срока эксплуатации.
Если при подготовке таких документов эксплуатирующая организация выявит факторы, препятствующие безопасной эксплуатации радиационного источника в течение дополнительного срока эксплуатации, то должны быть выполнены работы по его выводу из эксплуатации.
Статья 23. Вывод из эксплуатации радиационных источников
1. Планирование работ по выводу из эксплуатации радиационного источника осуществляется в соответствии с требованиями, установленными в проектной документации.
2. В общем случае вывод из эксплуатации радиационного источника должен содержать следующие основные этапы:
проведение обследования радиационного и технического состояния радиационного источника и его элементов;
разработка программы вывода из эксплуатации радиационного источника, а также (при необходимости) разработка проекта вывода из эксплуатации радиационного источника;
извлечение радионуклидных источников из радиационного источника и передача их специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами;
проведение работ по демонтажу радиационного источника, включая, при необходимости, проведение дезактивации;
передача образовавшихся радиоактивных отходов специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами.
3. Проект вывода из эксплуатации радиационного источника должен разрабатываться для вывода его из эксплуатации:
после радиационной аварии, повлекшей радиоактивное загрязнение, превышающее допустимые уровни;
при нарушении работы установки (аппарата), приведшем к невозможности ее вывода из эксплуатации в порядке, определенном и обоснованном при ее проектировании (конструировании).
В остальных случаях должна быть разработана программа вывода из эксплуатации радиационного источника в соответствии.
4. В проекте вывода из эксплуатации радиационного источника должны быть определены и обоснованы:
меры по обеспечению радиационной безопасности при выводе из эксплуатации радиационного источника с учетом его состояния
система радиационного контроля, включая конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности радиационного контроля;
меры по предотвращению аварий, ограничению их последствий;
технология выполняемых работ и последовательность их выполнения;
требования к квалификации персонала;
перечень привлекаемых специализированных организаций.
5. Программа вывода из эксплуатации радиационного источника должна основываться на технической документации на соответствующий тип радиационного источника.
Допускается разработка и использование типовых программ для вывода из эксплуатации радиационных источников одного типа.
6. Программой (проектом) вывода из эксплуатации радиационного источника должен устанавливаться срок выполнения всех работ до окончания назначенного (или продленного) срока эксплуатации радиационного источника.
7. Извлечение радионуклидных источников из радиационного источника, если это не предусмотрено технической документацией разработчика или изготовителя радиационного источника, не допускается.
8. Извлечение радионуклидных источников из радиационного источника, предусмотренное технической документацией разработчика или изготовителя радиационного источника, не проводится при нарушении работы радиационного источника, приведшем к невозможности извлечения радионуклидных источников.
9. Работы по выводу из эксплуатации радиационного источника должны сопровождаться радиационным контролем в соответствии с программой (проектом) вывода из эксплуатации радиационного источника.
10. Работы по выводу из эксплуатации радиационного источника должен выполнять имеющий соответствующую квалификацию персонал эксплуатирующей или иной организации, обладающей правом проведения таких работ.
11. Демонтаж физических барьеров, систем вентиляции, пожаротушения и радиационного контроля должен проводиться на конечных этапах вывода из эксплуатации радиационного источника.
12. На всех этапах вывода из эксплуатации радиационного источника должны обеспечиваться режим допуска персонала к местам проведения работ и физическая защита (сохранность) образующихся радиоактивных отходов.
Статья 24. Обращение с отработавшими радионуклидными источниками
1. Радионуклидные источники, не пригодные для дальнейшего использования, в том числе в связи с окончанием назначенного срока эксплуатации (годности), а также источники, дальнейшее использование которых не предполагается, должны передаваться специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами.
2. Допускается временное хранение открытых и закрытых радионуклидных источников в течение одного года после окончания назначенного срока эксплуатации (годности) в помещениях, входящих в состав радиационного источника и оборудованных в соответствии с требованиями к помещениям для проведения работ соответствующего класса с открытыми радионуклидными источниками.
Статья 25. Планирование мероприятий по защите персонала радиационного источника в случае возникновения аварии
1. Для предупреждения радиационных аварий:
при вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из эксплуатации радиационного источника должны соблюдаться меры по обеспечению радиационной безопасности, установленные инструкцией по эксплуатации радиационного источника;
не допускается извлечение радионуклидного источника из радиационного источника, если это не предусмотрено инструкцией по эксплуатации. В тех случаях, когда инструкцией по эксплуатации предусмотрено извлечение радионуклидного источника, эту операцию должен выполнять имеющий соответствующую квалификацию персонал организации, обладающей правом проведения таких работ, с использованием дистанционного инструмента, защитных экранов и других приспособлений в строгом соответствии с инструкцией по эксплуатации;
условия эксплуатации радиационного источника должны соответствовать технической документации.
2. Администрация эксплуатирующей организации при возникновении радиационной аварии или обоснованном предположении о ее возникновении должна немедленно принять следующие меры:
прекратить работу на аварийном участке;
вывести персонал и население из предполагаемой зоны радиационной аварии и обозначить зону знаками радиационной опасности;
определить границы радиационно опасной зоны, в пределах которой мощность поглощенной дозы превышает 1 мкГр/ч либо имеется радиоактивное загрязнение. Из этой зоны необходимо удалить персонал и население, выставить по ее границе ограждения и знаки радиационной опасности, отчетливо видимые с расстояния не менее 3 м, организовать радиационный контроль и принять меры по исключению доступа посторонних лиц в эту зону;
организовать контроль радиоактивного загрязнения одежды, обуви и кожных покровов лиц, выведенных из радиационно-опасной зоны и (при необходимости) организовать их дезактивацию при обнаружении радиоактивного загрязнения в зоне радиационной аварии.
немедленно проинформировать о радиационной аварии федеральный орган исполнительной власти, осуществляющий контроль (надзор) в сфере обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения, или его территориальный орган, а при радиоактивном загрязнении объектов внешней среды – орган местного самоуправления, на территории которого располагается радиационный источник.
3. Работы по ликвидации последствий радиационной аварии должны выполнять специализированные организации по обращению с радиоактивными отходами, региональные аварийно-спасательные формирования и иные специализированные организации, обладающие правом проведения таких работ.
Статья 26. Расследование причин радиационных аварий и происшествий
1. При возникновении радиационной аварии (происшествия) проводится расследование ее причин.
2. Расследование причин радиационной аварии (происшествия) проводится комиссией, возглавляемой представителем организации, эксплуатирующей радиационный источник.
В состав указанной комиссии включаются по согласованию:
представители федерального органа исполнительной власти, осуществляющего контроль (надзор) в сфере обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения, или его территориального органа;
представители органа местного самоуправления, на территории которого располагается радиационный источник.
3. Комиссия по расследованию причин радиационной аварии (происшествия) может привлекать к расследованию экспертные организации и специалистов.
4. Организация, эксплуатирующая радиационный источник, и ее персонал обязаны представлять комиссии по расследованию причин радиационной аварии (происшествия) всю информацию, необходимую указанной комиссии для осуществления своих полномочий.
5. Расследование причин радиационной аварии (происшествия) оформляется актом, в котором указываются причины и обстоятельства аварии (происшествия), размер причиненного вреда, допущенные нарушения требований радиационной безопасности, лица, допустившие эти нарушения, а также меры, принятые для локализации и ликвидации последствий радиационной аварии (происшествия), и предложения по предупреждению подобной аварии (происшествия).
6. Материалы расследования причин радиационной аварии (происшествия) направляются в федеральный орган исполнительной власти, осуществляющий контроль (надзор) в сфере обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения, или в его территориальный орган.
Глава IV. Оценка соответствия
Статья 27. Формы оценки соответствия
1. Оценка соответствия объектов технического регулирования, на которые распространяется действие настоящего регламента, проводится в формах:
государственного надзора (контроля) за обеспечением радиационной безопасности;
санитарно-эпидемиологической экспертизы продукции;
экспертизы безопасности установленных видов деятельности и работ;
подтверждения соответствия.
Статья 28. Органы, ответственные за проведение государственного контроля (надзора) и их полномочия
1. Федеральный орган исполнительной власти, осуществляющий функции по контролю (надзору) в сфере обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения, проводит государственный контроль (надзор) за соблюдением требований, установленных:
в статьях 12, 13, 14, 15 настоящего регламента. Контроль (надзор) осуществляется в организациях, выполняющих проектирование (конструирование) и сооружение (изготовление) радиационных источников;
в статьях 19, 20, 21, 23, 24 25, 26 настоящего регламента. Контроль (надзор) осуществляется в эксплуатирующих организациях.
2. Федеральный орган исполнительной власти, осуществляющий функции по контролю (надзору) в сфере безопасности при использовании атомной энергии, проводит государственный контроль (надзор) за соблюдением требований, установленных:
в статьях 6, 7, 8, 9, 10, 11, 16, 17, 18 настоящего регламента. Контроль (надзор) осуществляется в организациях, проводящих проектирование (конструирование) и сооружение (изготовление) радиационных источников и закрытых радионуклидных источников;
в статье 22 настоящего регламента. Контроль (надзор) осуществляется в эксплуатирующих организациях.
Статья 29. Санитарно-эпидемиологическая экспертиза и экспертиза безопасности
1. Федеральный орган исполнительной власти, осуществляющий функции по контролю (надзору) в сфере обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения, проводит санитарно-эпидемиологическую экспертизу радиационных источников, указанных в пункте 2 статьи 4 настоящего регламента, на соответствие их требованиям, установленным в статьях 12, 13, 14, 15, 19, 20, 21, 23, 24, 25, 26 настоящего регламента.
2. Федеральный орган исполнительной власти, осуществляющий функции по контролю (надзору) в сфере безопасности при использовании атомной энергии, организует проведение экспертизы безопасности видов деятельности и работ в области использования атомной энергии, указанных в пункте 1 статьи 4 настоящего регламента, на соответствие их требованиям, установленным в статьях 6, 7, 8, 9, 10, 11, 16, 17, 18, 22 настоящего регламента.
Статья 30. Подтверждение соответствия
1. Подтверждение соответствия закрытых радионуклидных источников требованиям, установленным в статьях 16 и 17 настоящего регламента, является обязательным
2. Подтверждение соответствия указанным требованиям осуществляется в форме декларирования соответствия на основании собственных доказательств.
В качестве доказательственных материалов используются результаты собственных исследований (испытаний) продукции и измерений ее характеристик.
Подтверждением соответствия радионуклидного источника классу прочности является сохранение герметичности всеми образцами, отобранными для испытаний.
3. Подтверждение соответствия требованиям настоящего регламента для других объектов технического регулирования, на которые распространяется действие настоящего регламента, носит добровольный характер и может осуществляться в форме добровольной сертификации.
Глава V. Заключительные и переходные положения
Статья 31. Вступление в силу требований настоящего специального технического регламента
1. Для проектируемых (конструируемых) и сооружаемых (изготавливаемых) радиационных источников требования настоящего регламента вступают в силу по истечении шести месяцев со дня официального опубликования Федерального закона о принятии настоящего регламента.
2. Для радиационных источников, находящихся в эксплуатации, требования настоящего регламента вступают в силу по истечении одного года со дня официального опубликования Федерального закона о принятии настоящего регламента.
3. В течение срока, установленного в пункте 2 настоящей статьи, находящиеся в эксплуатации радиационные источники, не соответствующие требованиями настоящего регламента, должны быть приведены в соответствие с этими требованиями или выведены из эксплуатации.
Приведение радиационных источников в соответствие с установленными требованиями должно осуществляться с соблюдением требований, установленных в главе IV настоящего регламента.
Вывод из эксплуатации радиационных источников должен осуществляться с соблюдением требований, установленных в главе V настоящего регламента.
Статья 32. Приведение нормативных правовых актов в соответствие с настоящим специальным техническим регламентом
Требования к обеспечению радиационной безопасности при обращении с радиационными источниками, установленные федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии и государственными санитарно-эпидемиологическими правилами и нормативами, с вступлением в силу настоящего регламента прекращают действие.
Приложение 1
Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты,
см-2 ´ мин-1
Объект загрязнения | Альфа-активные нуклиды* | Бета-активные нуклиды | |
отдельные** | прочие | ||
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты | 2 | 2 | 200*** |
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви | 5 | 20 | 2000 |
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования | 5 | 20 | 2000 |
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования | 50 | 200 | 10000 |
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах | 50 | 200 | 10000 |
Примечания.
|
Из за большого объема этот материал размещен на нескольких страницах:
1 2 3 |
