Здравствуйте, в этой статье мы постараемся ответить на вопрос: «Контроль обеспечения радиационной безопасности». Если у Вас нет времени на чтение или статья не полностью решает Вашу проблему, можете получить онлайн консультацию квалифицированного юриста в форме ниже.
Настоящая общая фармакопейная статья рассматривает вопросы радиационного контроля лекарственного растительного сырья (ЛРС) и лекарственных растительных препаратов (ЛРП), в том числе и сборов из ЛРС, применяемых в сфере обращения лекарственных средств.
- Настоящие Методические указания МУ 2.6.1.14-2001 «Контроль радиационной обстановки. Общие требования» разработаны творческим коллективом под эгидой Методического совета Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций Министерства Российской Федерации по атомной энергии.
- Руководитель работы: к.т.н., с.н.с. Коваленко В.В., НИЦ «СНИИП».
- Исполнители:
к.т.н., с.н.с. В.В. Коваленко, НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. Л.В. Артеменкова, НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. В.И Лапшин, НИЦ «СНИИП»;
И.П. Мысев, НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. В.И. Петров, НИЦ «СНИИП»;
д.т.н., с.н.с. Б.В. Поленов, НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. В.М. Скаткин, НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. Ю.П. Федоровский, НИЦ «СНИИП»;
Л.И. Цудечкис НИЦ «СНИИП»;
к.т.н., с.н.с. Ю.В. Абрамов, ГНЦ РФ «Институт биофизики»;
к.м.н., с.н.с. А.В. Симаков, ГНЦ РФ «Институт биофизики»;
А.Г. Цовьянов ГНЦ РФ «Институт биофизики»;
к.ф. -м.н., с.н.с. В.А. Кутьков (РНЦ КИ),
к.т.н., чл.-корр. Метрологической академии России Масляев П.Ф.,
ГНЦ РФ «ВНИИФТРИ»
Архипов В.А., ОИЯИ;
Панфилов А.П., Минатом РФ;
Баранов И.В., Минатом РФ.
- Методические указания утверждены Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем (Федеральное Управление «Медбиоэкстрем») при Минздраве России «26» марта 2001 г.
- Настоящие методические указания разработаны в соответствии с требованиями следующих законов Российской Федерации:
6.1. Регламент радиационного контроля (далее по тексту – Регламент) является документом, в котором должны быть приведены основные сведения для получения права на работы с ИИИ и составления отчетных документов – с одной стороны и с другой стороны – должны быть отражены основные положения, связанные с формированием и порядком работы штатных служб радиационной безопасности (СРБ) или служб радиационного и/или дозиметрического контроля.
Цель Регламента заключается в достижении приемлемой неопределенности (погрешности) определения индивидуальной дозы и уточнения ее значения путем уменьшения консерватизма дозиметрических моделей по мере приближения дозы облучения к соответствующему пределу, а также – в установлении контрольных уровней для всех показателей радиационной обстановки, для которых заданы допустимые уровни в НРБ-99.
6.2. Регламент радиационного контроля включает
- определение контролируемых групп персонала, для членов которых необходимо проведение радиационного контроля и, в том числе, дозиметрического контроля (ДК);
- проведение ДК для контролируемых групп персонала;
- проведение группового дозиметрического контроля для персонала организации, не включенного в контролируемые группы персонала;
- анализ облучаемости персонала за контролируемые периоды и за год;
- получение данных о персонале, фактически работавшим с ИИИ;
- оптимизацию затрат на радиационный контроль;
- инструктаж персонала по использованию технических средств радиационного и, в том числе, дозиметрического контроля.
Кроме того, в этом документе могут быть отражены:
– порядок организации и проведения контроля;
– контролируемые виды и энергетические спектры излучения и используемые МВИ;
– вид контроля и контрольные уровни (КУ) радиационных параметров;
– контролируемый контингент персонала;
– периодичность контроля;
– подразделения, для которых осуществляется оперативный контроль;
– виды работ, при выполнении которых возможно получение больших доз;
– метод определения дозы;
– подготовка протокола результатов.
Для большинства конфетных производств (или отдельных участков технологической цепочки) необходимо определять и устанавливать в Регламенте обоснованный объем контроля, постоянно подтверждая и уточняя его с учетом изменяющейся радиационной обстановки. В данном документе рассматриваются лишь общие требования к составляющим Регламента, которые необходимо учитывать при его разработке и введении.
6.3. Подготовка и обоснование Регламента проводится СРВ. Наличие Регламента является необходимым условием выдачи санитарно-эпидемиологического заключения. Регламент утверждает лицо, ответственное на предприятии за проведение радиационного контроля, и согласовывает его с территориальным органом Госсанэпиднадзора.
6.4. Для цепей оперативного управления источником облучения персонала администрация организации устанавливает контрольные уровни (КУ). Контрольный уровень не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется для определения необходимых действий, когда значение контролируемой величины превышает или по прогнозу должно превысить контрольный уровень. Действия, которые будут предприняты, должны быть определены при установлении контрольных уровней и могут изменяться от простой регистрации информации, проведения исследований в целях выяснения причины наблюдаемых изменений в радиационной обстановке и оценки последствий вплоть до проведения вмешательства в процесс эксплуатации источника путем проведения мероприятий для обеспечения условий более безопасной эксплуатации источника и, как следствие, уменьшения индивидуальной годовой эффективной дозы облучения персонала и радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды.
6.5. Порядок установления КУ определяется ОСПОРБ-99. Значения контрольных уровней устанавливаются таким образом, чтобы были гарантированы:
- непревышение основных дозовых пределов и
- планомерное снижение облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
При установлении контрольных уровней учитывается:
- достигнутый уровень радиационной безопасности и защиты персонала и населения;
- облучение всеми подлежащими контролю источниками;
- вариация параметров радиационной обстановки в границах, определяющих условия нормальной эксплуатации источника излучения;
- возможная погрешность методов контроля.
8.1. Основные технические требования к средствам контроля радиационной обстановки содержатся в следующих основополагающих стандартах:
ГОСТ 4.59-79-СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.
ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.
ГОСТ 29074-91. Аппаратура контроля радиационной обстановки. Общие требования.
ГОСТ 27452-87. Аппаратура контроля радиационной безопасности на атомных станциях. Общие технические требования.
ГОСТ 26344.0-84. Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения.
ГОСТ 24525.4-80. Управление охраной окружающей среды. Основные положения.
ГОСТ 12.1.048-85. Контроль радиационный при захоронении радиоактивных отходов. Номенклатура контролируемых параметров.
8.2. Основные требования к относительной погрешности большинства рабочих средств измерений ионизирующего излучения сформулированы в ГОСТ 29074-91, а требования к основной погрешности даны и также в стандартах на поверочные схемы для средств измерений соответствующих величин. Предпочтение следует отдавать средствам измерений, имеющим относительную погрешность не более, чем от -30 % до +50 %.
В отдельных случаях могут быть приняты другие значения суммарной относительной погрешности рабочих средств измерения с учетом специфики измерения контролируемых параметров, особенностей пробоотбора, динамики изменения радиационной обстановки и т.п.
Виды радиационного контроля
Проверку уровня радиации осуществляет преимущественно персонал службы радиационной безопасности объекта. Если такая команда отсутствует, то работу доверяют специализированным компаниям. «Лаборатория экологического контроля ЭкоЭксперт» является одной из организаций, которой многие российские компании доверяют радиационный контроль.
Система радиационных измерений состоит из двух видов контроля:
Индивидуальный – обследуется каждый человек отдельно, для этого применяют индивидуальные дозиметры
Групповой – обследуется группа людей, находящаяся в одинаковых условиях облучения
Радиационный контроль необходимо выполнять для всех источников излучения. Исключение составляют источники, в которых годовая индивидуальная доза не превышает 10 мкЗв.
4.1. Контроль радиационной обстановки на радиационных объектах, который должен соответствовать требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99, является неотъемлемой частью системы обеспечения радиационной безопасности, направленной на охрану здоровья людей от воздействия ИИИ и, по возможности, на поддержание работы радиационного объекта и его отдельных технологических систем в рамках оптимального технологического регламента. Он предполагает радиометрический и дозиметрический контроль, осуществляемый приборами и автоматизированными системами.
Его техническая реализация в виде системы контроля радиационной обстановки является измерительно-информационной подсистемой системы обеспечения радиационной безопасности предприятия, предназначенной для поддержки принятия решений по обеспечению радиационной безопасности.
4.2. Радиационная обстановка на любом радиационном объекте определяется совокупностью контролируемых радиационных параметров, характеризующих уровень опасности их воздействия на персонал, население и окружающую среду при нормальной работе радиационного объекта и при радиационной аварии.
Контроль радиационной обстановки на радиационных объектах зависит от категории объекта, от особенностей технологических производственных процессов, от потенциальной радиационной опасности объекта. Контроль радиационной обстановки должен осуществляться за всеми радиационными параметрами, характеризующими уровни облучения персонала и населения и загрязнение окружающей среды.
Контроль радиационной обстановки должен проводиться в производственных помещениях радиационного объекта, на его территории, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
4.3. Основные цели контроля радиационной обстановки определяются сложившейся обстановкой в зоне контроля и/или динамикой ее изменения.
4.3.1. В условиях слабого изменения контролируемых радиационных параметров в пределах нормативных уровней контроль радиационной обстановки проводится в целях:
• надзора за соблюдением норм, правил радиационной безопасности и квот при осуществлении деятельности с использованием ИИИ или технологического оборудования, содержащего радиоактивные среды и вещества;
• документальной фиксации значений контролируемых радиационных параметров в НРО;
• оценки воздействия радиационных факторов на персонал, население и окружающую среду.
4.3.2. При относительно быстром изменении радиационной обстановки и/или формирование аварийной радиационной обстановки контроль проводится в целях:
• оперативного выявления происходящих изменений, их причин и степени их опасности;
• прогноза дальнейших изменений и возможных последствий для персонала и/или определенного контингента населения;
• определения необходимых мер по обеспечению радиационной безопасности и нормализации радиационной обстановки;
• выбора и обоснования мер по оказанию медицинской помощи.
4.3.3. После принятия мер по улучшению и нормализации радиационной обстановки контроль проводится в целях:
• оценки эффективности принятых мер и реабилитационных мероприятий;
• перехода к работе с реализацией целей по п. 4.3.1;
• прогноза негативных медико-демографических последствий и обоснования реабилитационных мероприятий;
• выявления медико-демографических последствий от радиационного воздействия.
4.4. Основные задачи контроля радиационной обстановки, обеспечивающие достижение перечисленных выше целей, следующие.
4.4.1. Контроль соответствия измеренных значений радиационных параметров установленным (заданным) значениям этих параметров (проектным, нормативным, контрольным, предшествующим уровням значений радиационных параметров).
4.4.2. Документальная фиксация АСКРО, аппаратурой или персоналом значений контролируемых радиационных параметров в НРО и, в особенности, в АРО.
4.4.3. Контроль динамики изменений радиационных параметров и, прежде всего, в случае ухудшения радиационной обстановки.
4.4.4. Оперативная сигнализация в случае превышения контролируемыми радиационными параметрами установленных пороговых значений или возникновения аварийной радиационной обстановки.
4.4.5. Идентификация причин ухудшения радиационной обстановки с выявлением конкретного оборудования, технологического процесса или других причин, вызвавших это ухудшение.
4.4.6. Выбор мероприятий по улучшению радиационной обстановки и контроль за их эффективностью.
4.4.7. Обоснование и задание временного режима работы персонала и оборудования.
4.4.8. Контроль соответствия режима работы оборудования безопасным условиям.
4.4.9. Групповой контроль индивидуальных доз.
4.4.10. Регистрация и предоставление информации для оценки дозовой нагрузки на население в НРО и АРО и для обоснования и выбора мер по оказанию необходимых защитных мер и медицинской помощи населению во время и после АРО.
4.5. Настоящий документ устанавливает требования к организации и объему контроля радиационной обстановки, номенклатуре и параметрам технических средств контроля с учетом значений контролируемых параметров при НРО и АРО.
Технические средства контроля должны обеспечивать: измерение радиационных параметров, используемых для оценки (определения) доз внешнего и внутреннего облучения персонала; отслеживание соответствия измеряемых радиационных параметров установленным значениям уровня контрольного (УК).
УК не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется для определения необходимых действий в случае его превышения контролируемой величиной.
4.6. Организация системы контроля радиационной обстановки должна учитывать требования НРБ-99. Согласно НРБ-99 годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.
Для расчета эффективных доз внутреннего облучения необходимо измерение объемной активности во вдыхаемом воздухе, удельной активности основных пищевых продуктов и питьевой воды, загрязнения поверхностей, одежды и т. д., т. е. необходимо определение так называемых операционных величин (или производных параметров).
Как следствие этого положения нормируются допустимые значения объемной и удельной активности радионуклидов в различных средах (воде, воздухе и т.п).
Таким образом, результаты измерения операционных величин не могут быть использованы непосредственно для измерения индивидуальных доз внутреннего облучения персонала
Интерпретация полученных результатов измерения при контроле радиационной обстановки заключается в переходе от значения операционных величин к данным о поступлении и значениям эффективной дозы внутреннего и внешнего облучения, осуществляемом с использованием соответствующих моделей в рамках конфетных методик.
Поскольку нормативы производных параметров при техногенном облучении рассчитаны для однофакторного значения и каждый из них исчерпывает весь предел дозы, то их использование должно быть основано на условии непревышения единицы суммой отношений всех контролируемых величин к их допустимым значениям.
7.1. Классификация по контролируемому радиационному параметру:
— контроль эквивалентной (экспозиционной) дозы или эквивалента амбиентной дозы;
— контроль мощности эквивалентной (экспозиционной) дозы или мощности эквивалента амбиентной дозы;
— контроль плотности потока ионизирующих частиц;
— контроль поверхностной активности радионуклидов;
— контроль объемной активности радиоактивного аэрозоля (паров);
— контроль объемной активности радиоактивных газов;
— контроль объемной активности радионуклидов в воздухе;
— контроль удельной активности радионуклидов в жидкостях;
— контроль удельной активности радионуклидов в твердых телах;
— контроль активности радионуклидов, содержащихся в организме, органе;
— контроль плотности радиоактивного загрязнения почвы;
— контроль двух и более параметров, обеспечиваемых средствами одной функциональной группы (комбинированные).
7.2. Классификация по виду ионизирующего излучения:
• контроль электронного (бета-) излучения;
• контроль фотонного излучения;
• контроль нейтронного излучения;
• контроль смешанного излучения.
7.3. Классификация приборов по назначению при эксплуатации:
7.4. Классификация по временному характеру контроля:
— непрерывный оперативный контроль;
— эпизодический (инспекционный) контроль;
— периодический (текущий) контроль.
7.5. Классификация технических средств контроля по исполнению, связанному с местом размещения и способом применения при эксплуатации:
• стационарные (в том числе лабораторные);
• средства для индивидуального контроля;
• носимые, в т. ч. передвижные или подвижные (в т. ч. для аварийных ситуаций).
7.6. Классификация аппаратуры по методу и способу контроля параметров:
— непосредственного контроля (погружные, проточные, с измерением в геометрии Департамент безопасности и чрезвычайных ситуаций Минатома России;
— «над зеркалом», измерения в радиационных полях протяженных объемных источников);
— контроль с отбором и подготовкой проб;
— контроль с накоплением радиационного воздействия.
7.7. Стационарные средства измерения и автоматизации для непрерывного контроля радиационной обстановки подразделяются на:
— многоканальные (от 2-х и до любого числа каналов).
Допускается проектирование и производство средств измерения как средств целевого назначения для обеспечения типовых объектов и проектирование приборов контроля на основе комплекса агрегатированных технических средств радиационного контроля КАТСРК для различных объектов.
Технические средства типа КАТСРК должны позволять компоновку малоканальных и многоканальных сигнальных и информационно-измерительных систем различной конфигурации.
7.8. Система радиационного контроля объектов I и II категории по п. 3.1 ОСПОРБ-99 должна быть автоматизированной и использовать технические средства следующего назначения:
Периодичность контроля должна определяться в зависимости от прогнозируемого или реально зафиксированного состояния радиационной обстановки.
7.9. Автоматизированные системы должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, анализ хранения получаемой информации и выдачу отчетной информации, а также сигнализацию о превышении заданных уровней параметров, характеризующих радиационную обстановку.
7.10. В помещениях, где ведутся работы с нейтронными источниками с выходом нейтронов более 10 9 нейтр./с, с делящимися материалами в количествах, при которых возможно возникновение самопроизвольной цепной реакции деления, а также на ядерных реакторах и критических сборках и при других работах I класса, где радиационная обстановка при проведении работ может существенно изменяться, необходимо устанавливать приборы радиационного контроля со звуковыми и световыми сигнализирующими устройствами, а персонал должен быть обеспечен аварийными дозиметрами.
7.11. В Табл. 1 сформулированы требования к диапазонам измеряемых радиационных параметров для НРО и АРО.
Природа гамма-излучения и свойства гамма-лучей
Так же, как видимый свет и рентгеновские лучи, гамма-излучение представляет собой электромагнитные волны. Длина волны у гамма-лучей отличается от длины волны видимого света и рентгеновских лучей и составляет 10-13 — 4*10-12м.
Гамма-излучение образуется при распаде ядер радиоактивных изотопов химических элементов. Распад радиоактивных ядер происходит из-за того, что силы притяжения между протонами и нейтронами, входящими в состав радиоактивного ядра, не обеспечивают его стабильности. В результате, неустойчивые ядра распадаются и переходят в более устойчивые. Процесс распада сопровождается испусканием радиоактивных лучей, состоящих из трёх потоков: потока положительно заряженных альфа-частиц, отрицательно заряженных бета-частиц и потока нейтральных гамма-частиц.
Поток гамма-частиц используют для контроля материалов и качества сварных соединений и выявляют при помощи него внутренние дефекты в металле.
Природа гамма-излучения и свойства гамма-лучей
Так же, как видимый свет и рентгеновские лучи, гамма-излучение представляет собой электромагнитные волны. Длина волны у гамма-лучей отличается от длины волны видимого света и рентгеновских лучей и составляет 10-13 — 4*10-12м.
Гамма-излучение образуется при распаде ядер радиоактивных изотопов химических элементов. Распад радиоактивных ядер происходит из-за того, что силы притяжения между протонами и нейтронами, входящими в состав радиоактивного ядра, не обеспечивают его стабильности. В результате, неустойчивые ядра распадаются и переходят в более устойчивые. Процесс распада сопровождается испусканием радиоактивных лучей, состоящих из трёх потоков: потока положительно заряженных альфа-частиц, отрицательно заряженных бета-частиц и потока нейтральных гамма-частиц.
Поток гамма-частиц используют для контроля материалов и качества сварных соединений и выявляют при помощи него внутренние дефекты в металле.
Какие отклонения выявляет радиографический контроль?
Главная задача любой разновидности НК – выявление деформаций и повреждений. Радиографический метод позволяет определять отклонения сварных швов и стыков труб, находящихся на поверхности, а также возникающих внутри контролируемого объекта.
- Посторонние включения (вольфрамовые, окисные, шлаковые)
- Трещины, поры, непровары, подрезы
- Вогнутые и выпуклые корневые деформации шва в труднодоступных местах
- Излишки наплавленного металла
- Коррозийные изъяны с геометрическими нарушениями (язвы, питтинги)
Но применение оборудования РК небезгранично, зависит от класса чувствительности и не позволяет выявлять:
- Изъяны, величина раскрытия которых ниже стандартных значений
- Дефекты, чья плоскость раскрытия не совпадает с направлением просвечивания
- Включения и геометрические отклонения, изображения которых на снимках совпадают со сторонними элементами, сварными углами и перепадами
Допустимые габариты изъянов на объектах контроля отражаются в технической документации (чертежи, ТУ), а при отсутствии определяются ГОСТом 23055-78.
Нормативные документы, регламентирующие входной радиационный контроль
Сейчас действуют нормы, правила и рекомендации государственных органов, устанавливающие обязательные санитарные требования к уровню ионизирующего фона, которым должен соответствовать поступающий в пункты приема металлолом:
- СанПиН 2.6.1.993-00;
- Рекомендации Минздрава РФ, утвержденные приказом №114 от 10.04.2001 (с дополнениями и изменениями);
- Методические указания МУК 2.6.1.1087-02.
Основные положения указанных документов требуют соблюдения следующих правил и гигиенических требований при осуществлении оборота металлолома:
- обязательность входящего контроля;
- виды радиоактивного ионизирующего излучения;
- максимально допустимые величины фона;
- порядок и методика входящего обследования;
- способы документального оформления результатов.
Распространение и использование.
Чаще всего для контроля сварных соединений используют рентгеновское излучение. Рентгеновскую дефектоскопию начали применять прежде всего для контроля сварных соединений на предприятиях авиационной промышленности. Опыт, накопленный в рентгеновских лабораториях страны, позволил в 1934 г. создать первые производственные инструкции по просвечиванию рентгеновскими лучами сварных соединений сосудов и аппаратов, работающих под давлением. В послевоенные годы существенно расширились научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в области рентгеновской дефектоскопии, увеличилось производство рентгеновских установок.
Большое влияние на развитие и совершенствование технического рентгеновского просвечивания оказали работы А. К. Трапезникова, его капитальный труд «Рентгенодефектоскопия», работы его учеников и последователей — С. Т. Назарова, С. В. Чернобровова, О. Т. Сильченко, Б. В. Борщева и др. Большой вклад в развитие рентгеновской дефектоскопии вне С. В. Румянцев.
1.1. Радиографический контроль применяют для выявления в сварных соединениях трещин, непроваров, пор, шлаковых, вольфрамовых, окисных и других включений.
1.2. Радиографический контроль применяют также для выявления прожогов, подрезов, оценки величины выпуклости и вогнутости корня шва, недопустимых для внешнего осмотра.
1.3. При радиографическом контроле не выявляют:
- любые несплошности и включения с размером в направлении просвечивания менее удвоенной чувствительности контроля;
- непровары и трещины, плоскость раскрытия которых не совпадает с направлением просвечивания и (или) величина раскрытия менее значений, приведенных в табл. 1;
- любые несплошности и включения, если их изображения на снимках совпадают с изображениями посторонних деталей, острых углов или резких перепадов трещин просвечиваемого металла.
1.1 — 1.3. (Измененная редакция, Изм. № 1).
| Радиационная толщина (по ГОСТ 24034) | Раскрытие непровара (трещины) |
| До 40 | 0,1 |
| Св. 40 » 100 включ. | 0,2 |
| » 100 » 150 » | 0,3 |
| » 150 » 200 » | 0,4 |
| » 200 | 0,5 |
1.4. Радиографическому контролю подвергают сварные соединения с отношением радиационной толщины наплавленного металла шва к общей радиационной толщине не менее 0,2, имеющие двусторонний доступ, обеспечивающий возможность установки кассеты с радиографической пленкой и источника излучения в соответствии с требованиями настоящего стандарта.
4.1. Сварные соединения следует контролировать по черт. 4 и 5.
4.2. При ограниченной ширине привариваемого элемента допускается проводить контроль тавровых сварных соединений с направлением излучения по образующей этого элемента в соответствии с черт. 6.
4.2а. При контроле кольцевых сварных соединений цилиндрических и сферических пустотелых изделий следует, как правило, использовать схемы просвечивания через одну стенку изделия (схемы черт. 5а, б, е, ж, з). При этом рекомендуется использовать схемы просвечивания с расположением источника излучения внутри контролируемого изделия:
- схему черт. 5е (панорамное просвечивание) — для контроля изделий диаметром до 2 м независимо от объема контроля и диаметром 2 м и более при 100 %-ном контроле;
- схему черт. 5ж — при 100 %-ном и выборочном контроле, если использование схемы черт. 5е невозможно;
- схему черт. 5з — при выборочном контроле изделий диаметром 2 м и более;
- схемы черт. 5а, б — для изделий с внутренним диаметром 10 м и более, если использование схемы черт. 5е невозможно.
4.3. При контроле через две стенки схема черт. 5в рекомендуется для просвечивания изделий диаметром до 100 мм; схемы черт. 5г, д — для просвечивания изделий диамром более 50 мм.
7.1. Основными видами опасности для персонала при радиографическом контроле являются воздействие на организм ионизирующего излучения и вредных газов, образующихся в воздухе под воздействием излучения, и поражение электрическим током.
7.2. Радиографический контроль и перезарядка радиоактивных источников должны проводиться только с использованием специально предназначенной для этих целей и находящейся в исправном состоянии аппаратуры, документация на изготовление и эксплуатацию которой при выпуске в количестве более трех экземпляров должна быть согласована с Государственным комитетом СССР по использованию атомной энергии и Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения СССР; до трех экземпляров — с местными органами санитарно-эпидемиологической службы.
7.3. Электрооборудование действующих стационарных и переносных установок для радиографического контроля должно соответствовать требованиям ГОСТ 12.2.007.0 и «Правил устройства электроустановок», утвержденных Главным техническим управлением по эксплуатации энергосистем и Госэнергонадзором Министерства энергетики СССР.
7.4. При проведении радиографического контроля, хранении и перезарядке радиоактивных источников излучения должна быть обеспечена безопасность работ в соответствии с требованиями «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72/80 № 2120-80, утвержденных Главным государственным санитарным врачом СССР 18 января 1980 г., «Норм радиационной безопасности» НРБ-76 № 141-76, утвержденных Главным государственным санитарным врачом СССР 7 июня 1976 г., «Санитарных правил по радиоизотопной дефектоскопии» № 1171-74, утвержденных заместителем Главного государственного санитарного врача СССР 7 августа 1974 г. и ГОСТ 23764.
7.5. При эксплуатации подключенных к промышленной электросети стационарных и переносных установок для радиографического контроля должна быть обеспечена безопасность работ в соответствии с требованиями «Правил технической эксплуатации электроустановок потребителей» и «Правил техники безопасности при эксплуатации электроустановок потребителей», утвержденных Госэнергонадзором 12 апреля 1969 г.
7.6. При транспортировании радиоактивных источников излучения должны соблюдаться требования «Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ» ПБТРВ-73 № 1139-73, утвержденных Главным государственным санитарным врачом СССР 27 декабря 1973 г.
7.7. Предприятия, выполняющие радиографический контроль сварных соединений, разрабатывают в соответствии с требованиями безопасности настоящего раздела документацию, определяющую правила и методы безопасной организации работ, объем и средства радиографического контроля с учетом местных условий производства и доводят их в установленном порядке до работающих.
Контроль облучения организуется в целях получения информации о дозах облучения личного состава, раненых и больных. Он осуществляется при действиях личного состава в условиях воздействия ионизирующих излучений: в мирное время – при проведении работ с источниками ионизирующих излучений, в военное время – при ведении боевых действий в условиях применения ядерного оружия, а также при авариях (разрушениях) на объектах ядерно-энергетического цикла.
Контроль облучения подразделяется на войсковой и индивидуальный. Войсковой (или групповой) контроль облучения осуществляется в военное время с целью получения информации об облученности личного состава и оценки боеспособности подразделений в ходе выполнения задачи. Групповой метод контроля заключается в том, что по показаниям 1-2 дозиметров делается вывод об облучении группы военнослужащих (отделение, экипаж) или группы раненых и больных, находящихся примерно в одинаковых условиях облучения.
Индивидуальный контроль основан на измерении дозы облучения каждого человека. В мирное время он проводится только в воинских частях, проводящих работы с источниками ионизирующих излучений, в военное время – во всех воинских частях. Индивидуальный контроль предусматривает получение информации об индивидуальных дозах облучения при медицинской сортировке раненых и больных на этапах медицинской эвакуации, при проведении медицинских обследований личного состава и при выполнении работ с источниками ионизирующих излучений.
Информация о дозах облучения личного состава используется как для предотвращения облучения личного состава свыше установленных предельно допустимых доз (в мирное время), так и для оценки поражающего действия ионизирующих излучений на личный состав войск. На основании информации о дозах облучения личного состава осуществляются:
— оценка боеспособности по радиационному фактору и определение порядка дальнейшего использования воинских частей (подразделений) и отдельных военнослужащих, подвергшихся воздействию ионизирующих излучений;
— планирование пополнения войск личным составом;
— ранняя диагностика степени тяжести острых лучевых поражений личного состава и медицинская сортировка раненых (пораженных) на этапах медицинской эвакуации;
— определение необходимого объема лечебно-эвакуационных мероприятий для лиц, подвергшихся воздействию ионизирующих излучений;
— оценка состояния радиационной безопасности при работах с источниками ионизирующих излучений и планирование этих работ;
— оценка состояния здоровья личного состава, работающего с источниками ионизирующих излучений.
Организация контроля облучения заключается в обеспечении личного состава измерителями дозы, в своевременном снятии показаний измерителей доз и их перезарядке, поддержании технической исправности приборов, систематическом учете доз облучения. В качестве технических средств контроля облучения для проведения войскового контроля облучения применяются общевойсковые измерители дозы, для проведения индивидуального контроля облучения – индивидуальные измерители дозы. специалистами службы радиационной, химической и биологической защиты.
Дозы облучения, полученные личным составом, ежесуточно регистрируются в журнале учета доз. Периодически суммарная доза с указанием даты переносится в карточку учета доз, которая находится в военном билете или удостоверении личности военнослужащего. На этапах медицинской эвакуации осуществляется индивидуальный контроль облучения. Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных для установления тяжести лучевой болезни, последующей сортировки и определения необходимых лечебно-эвакуационных мероприятий. В некоторых случаях индивидуальный и групповой методы контроля не позволяют оценить дозу облучения пораженных, поступивших на этапы медицинской эвакуации, и использовать ее для оценки степени тяжести лучевой болезни. Поэтому при опасности облучения для ранней диагностики лучевого поражения, независимо от метода общевойскового контроля облучения, все военнослужащие обеспечиваются индивидуальными дозиметрами ИД-11 или ДП-70МП, а все медицинские подразделения, части и учреждения медицинской службы обеспечиваются измерительными устройствами для снятия показаний этих дозиметров.
Снятие показаний индивидуальных дозиметров ИД-11 или ДП-70МП осуществляется специально подготовленным фельдшером (санитарным инструктором) при медицинской сортировке раненых (пораженных) и при проведении медицинских обследований. Определение доз облучения раненых (пораженных) производится до осмотра врачом.
Доза облучения, полученная пораженным, записывается в первичную медицинскую карточку или историю болезни, а дозиметр возвращается пораженному. При выписке из медицинских частей (учреждений) суммарная доза облучения (полученная до поступления и за время пребывания в лечебном учреждении) переносится в карточку учета доз.
Радиографический контроль применяется для выявления в сварных соединениях трещин, непроваров, пор, включений шлаковых, вольфрамовых, оксидных и других, прожогов, подрезов, а также для оценки выпуклости и вогнутости корня шва, недоступного для внешнего осмотра.
С помощью радиографического контроля нельзя выявить:
- любые несплошности и включения, имеющие размеры (в направлении просвечивания) менее чувствительности контроля;
- непровары и трещины, плоскость раскрытия которых не совпадает с направлением просвечивания;
- любые несплошности и включения, если их изображения на снимках совпадают с изображениями посторонних деталей, острых углов или резких перепадов толщины просвечиваемого соединения.
Помимо рентгеновского излучения для контроля качества сварных швов используют γ- и β-излучения, причем каждый из видов излучения имеет свою область применения. В частности, рентгенографию, обладающую наибольшей чувствительностью, используют преимущественно в цеховых условиях и реже — в полевых (только когда к чувствительности контроля качества сварных соединений предъявляются наиболее высокие требования). Гаммаграфия доминирует при контроле качества сварных соединений, расположенных в труднодоступных местах, в полевых и монтажных условиях. Бетатронную радиографию применяют преимущественно в цеховых условиях для выявления дефектов сварных соединений большой толщины.
При радиографическом контроле сварных соединений необходимо соблюдать определенную последовательность выполнения основных операций:
- выбрать источник излучения, рентгеновскую пленку, схему и режимы просвечивания;
- подготовить контролируемый объект к просвечиванию;
- просветить объект;
- выполнить фотообработку и расшифровать снимки;
- оформить результаты контроля.
Выбор источника излучения. Источник излучения выбирают исходя из технической целесообразности и экономической эффективности его использования с учетом следующих основных факторов: заданные чувствительность и производительность контроля, плотность и толщина материала контролируемого объекта и его конфигурация.
Выбор рентгеновской пленки. Пленку выбирают в соответствии с требуемыми производительностью и чувствительностью контроля и с учетом толщины и плотности материала просвечиваемого объекта.