Утверждаю
Первый заместитель Министра
топлива и энергетики
Российской Федерации
А.Е.ЕВТУШЕНКО
20 ноября 1996 года
Согласовано
письмом Госкомсанэпиднадзора России
от 21 августа 1995 г. N 01-6/1156-11
РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ И ПРОБООТБОР
НА НЕФТЕГАЗОВЫХ ПРОМЫСЛАХ РОССИИ
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
Настоящие Методические указания разработаны Международной
академией экологической реконструкции (МАЭР) по заказу
Министерства топлива и энергетики Российской Федерации. Для
разработки были привлечены ведущие специалисты Московского центра
проблем здоровья, Головной и базовой лаборатории радиационного
контроля Минтопэнерго России, ТОО "Потенциал-М" и других
организаций.
Использован опыт проведения радиационного контроля и
осуществления отбора проб на предприятиях и в организациях
различных ведомств, а также существующие нормативно - технические
акты и методические разработки.
Методические указания содержат организационные и методические
требования, выполнение которых является обязательным при
разработке инструкций по радиационному контролю и пробоотбору на
нефтегазовых промыслах России независимо от форм собственности
предприятий.
Авторский коллектив:
Разумов А.Н., доктор медицинских наук, профессор,
Москаленко В.А., канд. технических наук, с.н.с.,
Чепенко Б.А., канд. технических наук, с.н.с.,
Шрамченко А.Д., канд. технических наук, доцент,
Бродер Д.Л., доктор физико - математических наук, профессор,
Белюсенко Н.А., старший научный сотрудник ЭНИН им. Г.М.
Кржижановского.
Методические указания должны пересматриваться один раз в 3
года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей,
а 1 раз в 5 лет Указания подлежат переизданию.
В этой связи все предложения по изменению и дополнению
Указаний просим направлять в адрес Управления промышленной и
экологической безопасности и охраны труда Минтопэнерго России по
адресу: 103074, г. Москва, Китайгородский проезд, д. 7.
АННОТАЦИЯ
Настоящие Методические указания являются руководящим
документом для проведения контроля радиационной обстановки на
объектах нефтегазодобычи ТЭК России, создаваемой естественными и
искусственными радионуклидами, и включают также рекомендации по
осуществлению отбора проб различных сред для этого контроля.
Методические указания разработаны на основе требований,
изложенных в следующих действующих нормативно - технических
документах, и обобщения опыта, накопленного в Минтопэнерго России
и других министерствах и ведомствах Российской Федерации:
- Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные
санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими
источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. - М.:
Энергоатомиздат, 1988. - 160 с.;
- Положение о службе радиационной безопасности учреждения
(типовое). - М.: Минздрав СССР, 1990. - 8 с.;
- Типовое Положение о службе радиационной безопасности на
объектах топливно - энергетического комплекса Российской
Федерации. - М.: Минтопэнерго России, 1996. - 16 с.;
- ГОСТ 21496-89. Средства измерений объемной активности
радионуклидов в газе. Общие технические требования и методы
испытаний. - М.: Издательство стандартов, 1989;
- ГОСТ 23923-89. Средства измерений удельной активности
радионуклида. Общие технические требования и методы испытаний. -
М.: Издательство стандартов, 1989;
- Сб. методик определения радиоактивных веществ в аэрозолях,
воде, почве и продуктах питания. - М.: Штаб ГО, 1989. - 158 с.;
- Инструктивно - методические указания по обеспечению
радиационной безопасности при проведении работ на территории,
загрязненной радиоактивными веществами. - М.: Минздрав СССР, 1987.
- 45 с.;
- Сб. методик по определению активности радионуклидов в
объектах внешней среды и организме человека. - М.: Воениздат,
1990. - 206 с.;
- Рекомендации по нормализации радиационно - экологической
обстановки на объектах нефтегазодобычи России. - М.: Минтопэнерго
России, 1996. - 42 с.
Методические указания разработаны для использования при
организации радиационного контроля и выработке противорадиационных
мероприятий на предприятиях топливно - энергетического комплекса
(ТЭК) России.
Методические указания согласованы Госкомсанэпиднадзором России
(письмо исх. N 01-6/1156-11 от 21.08.95).
В Методические указания внесены коррективы в связи с выходом
"Норм радиационной безопасности НРБ-96", принципиально не
изменяющие содержание документа.
1. ВВЕДЕНИЕ
1.1. Добыча, переработка и использование органических топлив
связаны с сопутствующим извлечением на дневную поверхность
естественных радионуклидов (ЕРН), наиболее характерными
представителями которых являются радий-226 (продукт распада
природного урана-238), торий-232 и калий-40. В некоторых регионах
этот род деятельности связан также с искусственными радионуклидами
(ИРН) - стронцием-90 и цезием-137 - продуктами деления ядер
урана-235 или плутония-239, тритием.
1.2. По величинам активности и изотопному составу радиационное
влияние как ЕРН, так и искусственных радионуклидов на работников
нефтегазовых промыслов, обеспечивающих их предприятия, а также
экосистемы может создавать обстановку, при которой требуются меры
противорадиационной защиты, в том числе и организация
радиационного контроля.
2. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ПО РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ
И ПРОБООТБОРУ
2.1. Радиационный контроль (РК) и пробоотбор предназначены для
получения информации о радиационной обстановке и ее изменениях на
объектах отрасли с повышенным содержанием естественных и
искусственных радионуклидов с целью:
- оценки радиационного воздействия на работников;
- решения вопросов локализации радиоактивных загрязнений,
обращения с загрязненным радионуклидами оборудованием и
образующимися радиоактивными отходами;
- осуществления мероприятий по снижению дозовых нагрузок на
людей;
- выработки и проведения мероприятий по снижению последствий
вредного воздействия на окружающую среду.
2.2. Радиационный контроль включает:
2.2.1. Определение мощности дозы (МД) гамма - излучения на
местности в районе добычи нефти и газа, складирования топлива и
отходов при дезактивации, в рабочих помещениях и на рабочих
местах, местах выбросов и сбросов с объектов нефтегазодобычи.
2.2.2. Определение уровней загрязнения альфа- и бета -
активными нуклидами поверхностей оборудования, инструмента,
рабочих площадок, помещений и технических средств, спецодежды и
кожных покровов работающих, а также, в случае необходимости, мест
их проживания.
2.2.3. Определение удельной активности и радионуклидного
состава загрязненного грунта, донных отложений и отложений на
оборудовании, осадков в резервуарах и емкостях, топлива, пластовой
воды и дезактивационных растворов, а также других твердых и жидких
сред.
2.2.4. Определение объемной активности природного газа,
воздуха рабочих помещений, в местах пребывания людей, а также
атмосферного воздуха при ветровом переносе естественных и
искусственных радионуклидов из мест нефтегазодобычи.
2.2.5. Контроль доз облучения работников.
2.3. Радиационный контроль и пробоотбор осуществляют
специалисты штатной или внештатной службы радиационной
безопасности, а также головной и базовой лаборатории радиационного
контроля Минтопэнерго России (ГЛАРК) или независимых испытательных
лабораторий радиационного контроля (ЛРК).
2.4. Результаты всех видов радиационного контроля наносятся на
карту - схему предприятия (помещения), где указываются номера
точек измерения мощности дозы, отбора проб грунта, воды, воздуха и
пр., а также данные замеров и анализов. Полученные результаты
записывают в журнал (Приложение 1) со ссылками на прилагаемые
карты - схемы, ГОСТ и ТУ на материалы проб, перечень методов
радиационного контроля, пробоотбора, приготовления счетных
образцов и их измерения, применяемую аппаратуру, данные о
метрологической аттестации измерительной аппаратуры и методик.
Перечень рекомендуемой дозиметрической и радиометрической
аппаратуры приведен в Приложении 2.
3. ОБЪЕМ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НА НЕФТЕГАЗОВЫХ
ПРОМЫСЛАХ
Для снижения дозы облучения работающих, предупреждения
радиоактивного загрязнения нефтегазодобывающего оборудования,
разноса радионуклидов по служебным помещениям и территории при
добыче нефти и газа на предприятии организуется радиационный
контроль, включающий:
3.1. На нефтегазовых промыслах с нормальной радиационной
обстановкой:
3.1.1. Если первичное обследование предприятия с целью
выявления радиационного фактора, обнаружения отложений
радионуклидов на трубах и оборудовании не выявило радиоактивного
загрязнения (повышения гамма - фона, наличия альфа- и бета -
активных нуклидов), то его следует повторять с периодичностью не
реже 1 раза в год, поскольку радиационная обстановка может
изменяться в процессе эксплуатации месторождения.
При выявлении радиоактивного загрязнения необходимо установить
его радионуклидный состав и пути поступления.
3.1.2. Проводить периодический (не реже 1 раза в 6 месяцев)
радиационный контроль на отдельных промыслах, на которых мощность
дозы гамма - излучения на поверхности оборудования или труб
превышает естественный фон окружающей местности, но не более чем в
3 раза. При этом измеряют не только гамма - фон, но и
загрязненность поверхностей бета- и альфа - активными нуклидами.
Измерения уровней гамма - излучения проводят в местах наиболее
вероятного их повышения: на поверхностях промысловых труб,
оборудования и арматуры, а также внешних поверхностей для приема и
сепарации нефти. Кроме того, при повышении уровней гамма -
излучения, обусловивших ухудшение радиационной обстановки, с
внутренних поверхностей оборудования должны быть взяты пробы
радиоактивных отложений (осадков) для определения их
радионуклидного состава.
3.1.3. Проводить спектрометрическое определение
радионуклидного состава и измерение удельной активности проб
нефти, пластовой воды и грунта в местах пролива нефти и воды при
выполнении ремонтных работ на скважинах.
3.1.4. Не менее 2 раз в год (один раз летом и один раз в
зимний период) определять содержание радона-222 и его дочерних
продуктов распада в воздухе помещений 1-ых этажей, полуподвальных
и подвальных производственных помещений, связанных с ремонтом и
хранением использовавшегося на нефтепромыслах оборудования.
3.1.5. Организовать контроль (не реже 2-х раз в год) мощности
доз гамма - излучения и поверхностной загрязненности бета- и
альфа - активными нуклидами отработавшего насосно - компрессорного
оборудования и труб, находящихся на ремонтной базе или временном
складе, и обязательно при их поступлении, а также перед
проведением с ними работ. Если уровни гамма - излучения на
поверхности оборудования и труб превышают фон окружающей местности
более чем в 3 раза, то такое оборудование и трубы складируют
отдельно.
3.2. На нефтепромыслах с неблагоприятной радиационной
обстановкой, создаваемой естественными радионуклидами:
3.2.1. На тех предприятиях или участках, на которых уже
выявлено наличие радиационного фактора (мощность дозы гамма -
излучения на рабочем месте превышает 3.8 мкЗв/ч (380 мкР/ч)
необходимо произвести оценку радиационной обстановки, установить
пути попадания и распространения радионуклидов и уровни облучения
отдельных групп работников.
Если установлена вероятность облучения отдельных лиц выше 5.0
мЗв/год (0.5 бэр/год), то необходимо осуществление защитных
мероприятий (изменение технологии, сокращение времени воздействия
радиационного фактора, строгое соблюдение требований радиационной
безопасности работниками и т.д.) по согласованию с местными
органами Госсанэпиднадзора России.
Если мощность дозы приближается к 3.8 мкЗв/ч (380 мкР/ч), то
необходимо установление регулярного радиационного контроля,
особенно за теми факторами, которые дают наибольший вклад в дозу
на тех производственных участках, на которых обнаружены эти
превышения. При этом режим контроля тот же, что в п. 3.1.
3.2.2. В целях регламентации контроля за радиационной
обстановкой установлены следующие контрольные уровни:
При мощности дозы гамма - излучения в производственных
условиях более трехкратного естественного фона, но менее 3.8
мкЗв/ч (380 мкР/ч), должно быть обеспечено проведение
систематического радиационного контроля в местах, где обнаружены
упомянутые мощности доз, с целью организации мероприятий по
снижению доз облучения до возможно низкого уровня.
При более высоких уровнях гамма - излучения (более 3.8 мкЗв/ч,
380 мкР/ч) должны быть обеспечены:
- нормирование допустимого времени пребывания работников в
зоне облучения, обеспечивающие непревышение эффективной дозы
5 мЗв/год (0.5 бэр/год) (см. НРБ-96, п. 6.1) или производные
единицы - мЗв/месяц, мЗв/неделя (бэр/месяц, бэр/неделя);
- систематический контроль за мощностью дозы гамма - излучения
на рабочих местах, в том числе во время ремонтных и демонтажных
работ на промысловом оборудовании, связанных со вскрытием его
внутренних полостей;
- систематический контроль за уровнями загрязнения бета- и
альфа - активными нуклидами рабочих поверхностей оборудования,
инструмента, оснастки, помещений, кожи, спецодежды и СИЗ
работающих;
- периодический контроль за содержанием в воздухе рабочих
помещений радиоактивных аэрозолей и радона при ремонтах
промыслового оборудования;
- контроль за уровнем загрязнения радионуклидами поверхностей
транспортных средств, осуществляющих перевозку с нефтепромыслов
отработанного оборудования и НКТ;
- систематический контроль за уровнем загрязнения
радионуклидами мест временного пребывания и отдыха работающих,
столовых, кухонного оборудования и т.д.;
- индивидуальный дозиметрический контроль за дозой внешнего
гамма - облучения работников;
- контроль за соблюдением санитарно - гигиенических норм и
правил (см. раздел 9);
- гамма - съемка территории;
- выборочный ежегодный контроль за поступлением и содержанием
радионуклидов в организме.
3.2.3. Результаты всех видов радиационного контроля
регистрируют в журнале радиационного контроля (Приложение 1) и
хранят в течение 30 лет.
При проведении индивидуального контроля ведут учет годовой
эффективной дозы, а также суммарной дозы за весь период работы в
условиях облучения (Приложение 3).
Учет индивидуальных доз ведут в карточках индивидуального
учета (Приложение 4), которые хранятся в течение 50 лет после
увольнения работника. Копия данных по облучению работника при его
переходе в другое учреждение, где также работают в условиях
ионизирующих излучений, передается на новое место работы.
3.3. На нефтегазовых промыслах в районах, загрязненных ЕРН и
радионуклидами от подземных ядерных взрывов
Особенности обеспечения радиационной безопасности в таких
районах обусловлены возможным наличием в нефти, газе, газовом
конденсате и пластовой воде, на нефтегазодобывающем оборудовании
радионуклидов цезия-137, стронция-90, урана-235, плутония-239 и
трития и их систематическим выходом на поверхность.
Сведения о радионуклидном составе в полости взрыва могут быть
получены в Министерстве по атомной энергии Российской Федерации.
На нефтегазовых промыслах, на которых имеет место ухудшение
радиационной обстановки, необходим ежедневный радиационный
контроль по гамма - излучению и периодический контроль по альфа- и
бета - излучению.
В зависимости от сложившейся радиационной обстановки и
получаемых доз облучения дифференцированно вводятся защитные
мероприятия.
В дополнение к изложенному в разделе 3.2 требуется более
частый и полный объем радиационного контроля за предотвращением
разноса искусственных радионуклидов по помещениям (как служебным,
так и жилым) и территориям, контроль и оценка уже сложившейся
радиационной обстановки на таких объектах и приведение ее в
соответствие с требованиями законодательных актов и нормативных
документов (НРБ-96 и ОСП-72/87).
3.3.1. В объем радиационного контроля включают:
- контроль за содержанием осколочной и наведенной активности,
а также наличием трития и изотопов неразделившейся части ядерного
заряда в выделенных скважинах с повышенным радиационным фоном.
Содержание и объем такого контроля должны быть определены
специальной инструкцией, разрабатываемой для каждого конкретного
объекта совместно с представителями МЧС региона и согласованной с
региональным органом Госсанэпиднадзора и Госкомэкологии России;
- контроль за мощностью дозы гамма - излучения на рабочих
местах и в других контрольных точках;
- контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами
оборудования, инструмента, отходов и транспортных средств;
- контроль за уровнем загрязнения радионуклидами поверхностей
кухонного оборудования, столовых, бытовок и т.д.;
- индивидуальный ежегодный выборочный контроль за поступлением
и содержанием радионуклида цезия-137 и трития в организме
работающих.
3.3.2. Определение удельной активности пищевых продуктов и
даров природы производится в региональных (местных) органах
Госсанэпиднадзора России.
3.3.3. Измерение удельной (объемной) активности нефти, газа,
газового конденсата и пластовой воды, а также спектрометрическое
определение радионуклидного состава их проб, проводят в ГЛАРК
Минтопэнерго России или специализированных региональных
лабораториях, имеющих соответствующие лицензии.
3.4. В случае разработки органами Госсанэпиднадзора России
новых норм радиационной безопасности и санитарных правил, других
нормативных документов по работе с ИИИ, в том числе с ЕРН,
отдельные положения раздела 3 настоящих Методических указаний
могут быть уточнены и пересмотрены.
4. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ГАММА - ИЗЛУЧЕНИЯ
4.1. Определение мощности экспозиционной дозы (МЭД) гамма -
излучения на объектах предприятий и на местности производится для
оценки радиационной обстановки, контроля за ее изменением и
прогноза дозы облучения работников. Повышение МЭД является
основным обнаруживаемым в практике эксплуатации объектов ТЭК
фактором, свидетельствующим о появлении радиоактивного
загрязнения.
4.2. Мощность экспозиционной дозы гамма - излучения измеряют
приборами типа МКС, ДБГ-06Т, ДРГ-01Т, РКСБ-104, "Припять",
"Эксперт" и др. (см. Приложение 2), имеющими непросроченные
свидетельства о метрологической аттестации или государственной
поверке.
Измерение уровней гамма - излучения с целью выявления
загрязненных участков, но не МЭД, можно проводить приборами
СРП-68-01, СРП-88Н и им подобными на основе сцинтилляционных
детекторов.
4.3. Измерения МЭД проводят на высоте 1 м и 3 - 10 см над
поверхностью земли (пола) и на поверхности оборудования не менее 5
раз в каждой точке с вычислением среднего результата. Измерение
МЭД гамма - излучения на территории объекта проводят по сетке с
соответствующим шагом в зависимости от площади объекта и
количества мест с повышенными уровнями излучения.
Шаг при замерах должен быть равномерным, не менее 1 м и не
более 200 м. В любом случае количество измерений должно быть
таким, чтобы охватить не менее 3-х точек по каждой стороне объекта
и его диагоналям. Кроме того, измерение проводят в характерных
местах пребывания людей (на мостиках при ремонте скважин, в местах
складирования НКТ, насосов и другого оборудования; на объектах
приема пищи, у входов в помещения, у органов управления и т.п.), а
также в местах наиболее вероятных ухудшений радиационной
обстановки: при вскрытии и ремонте нефтегазовых скважин, вскрытии
внутренних полостей отработавших промысловых труб и оборудования,
в районах расположения вентилей задвижек, изгибов промысловых
труб, на поверхностях булитов, насосов, сепарационных емкостей и
хранилищ нефтеводяной эмульсии и пластовой воды и т.д. Особого
внимания заслуживают дно и склоны полей испарения (фильтрации)
остаточной пластовой воды и места случайных или аварийных
проливов.
5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ УРОВНЕЙ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОВЕРХНОСТЕЙ БЕТА-
И АЛЬФА - АКТИВНЫМИ НУКЛИДАМИ
5.1. Определение уровней загрязнения поверхностей бета- и
альфа - активными нуклидами проводят в первую очередь в местах с
повышенными МЭД гамма - излучения с целью своевременного
обнаружения и предотвращения распространения радиоактивных веществ
по объектам, технике, средствам защиты, спецодежды, кожным
покровам персонала и предупреждения попадания их внутрь организма.
5.2. Контроль за уровнями загрязнения поверхностей
осуществляется с помощью радиометров измерения поверхностей
(прямые измерения) или методом мазков.
5.3. Прямые измерения проводят приборами типа МКС, "Бета" и
др., прошедшими метрологическую аттестацию (госповерку).
5.4. Периодичность контроля зависит от природы объекта и может
быть такой, как указана в табл. 1.
Таблица 1
ПЕРИОДИЧНОСТЬ РАДИОМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
---------------------------------------T-------------------------¬
¦ Объект контроля ¦ Периодичность контроля ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦ 1 ¦ 2 ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦1. Поверхность рабочих помещений и ¦- 1 раз в неделю и обяза-¦
¦расположенного в них оборудования ¦тельно при получении ¦
¦ ¦оборудования с промыслов ¦
¦ ¦в ремонт; ¦
¦ ¦- после дезактивации ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦2. Подъемное оборудование, ¦- перед выездом на ¦
¦инструмент ¦объект; ¦
¦ ¦- по окончании работы; ¦
¦ ¦- после дезактивации ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦3. Кожные покровы и спецодежда ¦- после окончания работы ¦
¦работающих ¦ ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦4. Места общего пользования, бытовки ¦- 1 раз в неделю ¦
¦и помещения для отдыха ¦ ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦5. Транспортные средства и площадки, ¦- перед выездом на объект¦
¦используемые при ремонте скважин ¦и началом работ; ¦
¦ ¦- по окончании работы; ¦
¦ ¦- после дезактивации ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦6. Поверхность грунта в районе ¦- перед началом и по ¦
¦ремонта скважины ¦окончании работ ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦7. Поверхность грунта в районе ¦- 1 раз в месяц и через ¦
¦сброса пластовой воды ¦1 сутки после сброса ¦
+--------------------------------------+-------------------------+
¦8. Поверхность грунта в районе проли- ¦- сразу же после пролива;¦
¦ва пластовой воды и нефтепродуктов ¦- после рекультивации ¦
L--------------------------------------+--------------------------
5.5. Контроль загрязнения поверхностей методом мазков
производят в следующих случаях:
- при повышенном гамма - фоне, мешающем применению переносных
радиометров;
- когда форма поверхности ограничивает применение радиометров;
- когда не допускается снимаемое (нефиксированное)
загрязнение.
5.6. Мазки могут быть сухими, влажными и кислыми. Сухой мазок
берут материалом или фильтровальной бумагой; влажный - материалом,
смоченным в воде; кислый - материалом, смоченным в 1 - 1.5
нормальном растворе азотной кислоты.
Коэффициент снятия мазка зависит от природы поверхности, с
которой снимается мазок, и вида мазка. Он может иметь значения:
--------------------------------------------T--------------------¬
¦ Метод снятия мазка ¦Средний коэффициент ¦
¦ ¦ снятия, % ¦
+-------------------------------------------+--------------------+
¦Сухой фильтровальной бумагой ¦ 20 ¦
¦Марлевыми тампонами, смоченными водой ¦ 60 ¦
¦Марлевыми тампонами, увлажненными 1 - ¦ 90 ¦
¦1.5 н азотной кислотой ¦ ¦
¦Последовательно 2-мя тампонами: увлажненным¦ 90 - 100 ¦
¦1 - 1.5 н азотной кислотой, а затем сухим ¦ ¦
L-------------------------------------------+---------------------
5.7. Мазки берут по трафарету с поверхности площадью 100 кв.
см каждый (многие датчики бета- и альфа - радиометров имеют такую
же эффективную площадь, что не требует перерасчетов, так как
показания радиометров дают результат в частицах/(мин. кв. см).
Если мазок невозможно взять с поверхности в 100 кв. см, то его
берут с меньшей площади, однако затем загрязненность пересчитывают
на площадь 1 кв. см.
5.8. После снятия мазков тампон складывают загрязненной
поверхностью внутрь, помещают в конверт из кальки и передают на
измерение на радиометрических установках в лаборатории: альфа -
активность определяют на счетных установках с альфа - счетчиком;
бета - активность - на счетных установках с бета - счетчиком.
5.9. Для измерения мазков можно использовать универсальный
радиометр - дозиметр МКС с соответствующим датчиком, корабельный
альфа - бета - радиометр типа КРАБ, КРА, КРБ и др., однако
результаты измерений будут менее точны по сравнению с измерением
той же активности на счетной установке.
6. ОПРЕДЕЛЕНИЕ УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ ПРОБ ТВЕРДЫХ
МАТЕРИАЛОВ (ГРУНТА, ОТЛОЖЕНИЙ, ОСАДКОВ И ПР.)
6.1. Производят в местах выполнения работ, на территориях,
окружающих производственные помещения и места проживания, с целью
определения (уточнения) радиационной обстановки, выработки мер по
ограничению использования территорий и предотвращению
распространения радионуклидов, а также при их использовании в
хозяйственных целях.
6.2. Выполняют перед проведением работ, связанных с
перемещением грунта при строительстве, демонтажем оборудования с
отложениями и осадками, использованием различных отходов и др. с
целью определения необходимых средств индивидуальной защиты и
прогнозирования изменения радиационной обстановки.
6.3. При необходимости проводится на личных подворьях
работников и на подсобных хозяйствах предприятий.
6.4. В пробах твердых материалов определяется содержание
радия-226, тория-232 и калия-40, а в местах нефтегазодобычи, где
производились мирные ядерные взрывы, трития, а на местности,
загрязненной ИРН в результате радиационных аварий, цезия-137,
-134; стронция-90, -89, других радионуклидов и, при необходимости,
плутония-239, -240.
6.5. Отбор проб, их обработку и выполнение анализов проводят
специализированные лаборатории, включая ГЛАРК Минтопэнерго России,
испытательные ЛРК, в соответствии с Методическими рекомендациями
по определению радиоактивных веществ в аэрозолях, воде, почве и
продуктах питания (изд. штаба ГО России, 1991 г., - М.).
6.6. Определение удельной активности грунта проводится 1 раз в
году в весенне - летний период, а также немедленно в случаях
попадания радиоактивных отложений при авариях, их просыпании и
проливах загрязненных радиоактивными веществами нефти, газового
конденсата и пластовой воды.
6.7. Отбор проб производят методом "конверта", т.е. путем
отбора "точечных" проб по углам и в центре обследуемого участка.
При этом для анализа используют среднюю пробу. "Точечные" пробы
грунта отбирают стандартными металлическими кольцами диаметром 140
мм и высотой 50 - 200 мм или лопатой размером 150 x 200 мм на
глубину 50 - 200 мм. Перед отбором проб внутри намеченного
квадрата необходимо срезать растительность.
6.8. Среднюю пробу составляют из сухих "точечных" проб методом
"квартования". Для этого "точечные" пробы объединяют и тщательно
перемешивают. Объединенную пробу раскладывают ровным слоем
толщиной 15 - 20 мм так, чтобы получился квадрат, делят его
диагоналями на 4 треугольника, содержимое двух противоположных
отбрасывают, а двух оставшихся объединяют. "Квартование"
продолжают до тех пор, пока очередная порция после объединения не
будет равна по массе примерно 500 - 600 г. Полученную среднюю
пробу обрабатывают как "точечную".
6.9. Среднюю пробу помещают в двойной полиэтиленовый пакет,
между пакетами вкладывают "Паспорт", в котором указывают номер
пробы, административный район, дату и место отбора, методику
пробоотбора, метеоусловия и др. необходимые данные. Затем пробы
помещают в контейнер, препятствующий ее перемещению во время
транспортировки.
6.10. Отбор проб отложений (осадков) на оборудовании
производят минимально с 3-х мест методом соскоба (соскреба,
отстукивания) с каждой загрязненной части оборудования. Масса
пробы определяется чувствительностью используемого
радиометрического и спектрометрического оборудования. Отобранные с
одной части оборудования пробы смешивают и помещают в
соответствующую тару, на которой указывают номер пробы, дату и
место отбора, методику отбора, наименование оборудования,
административный район и метеоусловия. Затем пробу помещают в
контейнер для транспортировки, препятствующий их перемещению.
6.11. По согласованию с руководством предприятия в качестве
проб с осадками (отложениями) могут быть отобраны отдельные детали
(части) загрязненного оборудования. Они также должны быть надежно
упакованы и иметь этикетку (бирку) с данными, указанными в п.
6.10.
6.12. Из отобранных проб изготавливают счетные образцы,
которые измеряют на гамма - спектрометре по стандартным методикам.
6.13. Для радиохимического анализа выбирают пробу с наибольшей
суммарной гамма - активностью или содержанием радия-226 (в
отдельных случаях цезия-137 или других радионуклидов).
6.14. Результаты гамма - спектрометрического и
радиохимического анализов выдают с указанием погрешности измерений
и доверительной вероятности.
7. ОПРЕДЕЛЕНИЕ УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ ПРОБ ЖИДКИХ
МАТЕРИАЛОВ (ПЛАСТОВОЙ ВОДЫ, НЕФТИ, ГАЗОВОГО КОНДЕНСАТА,
НЕФТЕПРОДУКТОВ)
7.1. Радиационный контроль проб жидких материалов, в том числе
пластовой воды и нефтепродуктов проводят с целью оценки степени их
опасности при использовании.
7.2. Подлежит контролю содержание радия-226, тория-232,
калия-40 и, при необходимости, цезия-137, стронция-90,
плутония-239, других искусственных радионуклидов. Определение ЕРН
начинают со стадии изыскательских работ.
7.3. Контроль за содержанием радионуклидов проводят 1 - 2 раза
в год, а также при увеличении МЭД на нефтегазодобывающем
оборудовании. Периодичность контроля сбрасываемой в пруды -
отстойники пластовой воды может устанавливаться администрацией
предприятия по согласованию с местными органами Госсанэпиднадзора
России.
7.4. Определение радиоактивного загрязнения пластовой воды и
грунтовых вод производят путем определения суммарной объемной
(удельной) активности радионуклидов по альфа- и бета - излучению.
7.5. В зависимости от чувствительности используемой
радиометрической аппаратуры и предполагаемой удельной активности
воды радиоактивное загрязнение определяют:
- прямыми радиометрическими измерениями скорости счета от
толстослойных препаратов воды, приготовленных без концентрирования
при минимально детектируемой активности более 0.037 - 0.37
Бк/препарат -12 -11
(1.10 - 1.10 Ки/препарат);
- путем радиометрических измерений скорости счета от
препаратов сухого остатка или золы, полученных после термической
обработки - концентрирования (выпаривания, озоления) при
минимально детектируемой активности менее 0.037 - 0.37
Бк/препарат.
7.6. Определение активности бета - излучающих нуклидов в
анализируемой пробе воды путем прямых измерений производят с
использованием блока детектирования типа БДЖБ, УДЖС и др. (см.
Приложение 2).
7.7. При отсутствии радиометров, позволяющих производить
прямые измерения, радиоактивное загрязнение воды и других жидких
веществ определяют измерением активности нуклидов, содержащихся в
препарате сухого остатка (золы), полученном в лаборатории при
выпаривании (озолении) проб воды и жидких веществ.
7.8. Содержание ЕРН и гамма - излучающих ИРН также может быть
определено гамма - спектрометрическим методом по методике,
аналогичной изложенной в разделе 6.
7.9. Пробы воды и жидких веществ отбирают в чистые емкости с
крышками или пробками. Объем пробы - 1 л. Перед отбором проб
емкости предварительно ополаскивают 2 - 3 раза отбираемой водой
или другим жидким веществом.
При отборе проб из открытых водоемов (емкостей) не следует
взмучивать осадок на дне.
7.10. Емкости с пробами должны иметь этикетку (бирку) с
указанием даты, места отбора пробы, методики пробоотбора, фамилии
пробоотборщика и др. необходимых данных.
8. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ ПРОБ ГАЗОВОЙ СРЕДЫ
(ВОЗДУХА, ПРИРОДНОГО ГАЗА И ПР.)
8.1. Радиометрический контроль активности аэрозолей проб
газообразных сред проводят специализированные региональные
лаборатории, имеющие сертификат на выполнение таких работ -
головной и базовой метрологической лабораторией радиационного
контроля Минтопэнерго России или службой радиационной безопасности
предприятия.
8.2. Контроль активности аэрозолей в воздухе, радона-222,
торона-220 и продуктов их распада на нефтепромыслах в рабочих
помещениях, где хранят НКТ, насосы и др. оборудование с
отложениями солей, содержащими ЕРН, а также в резервуарах до
начала работ, освобожденных от нефтепродуктов, производят с целью
определения средств защиты органов дыхания работающих и
необходимой интенсивности вентиляции.
8.3. Контроль активности аэрозолей в атмосферном воздухе в
зоне ветрового подъема и переноса пыли с грунта на берегах
прудов - отстойников осуществляют в сухую погоду при скорости
ветра более 20 м/с.
8.4. Определение объемной активности воздуха по альфа- и
бета - излучению, в зависимости от чувствительности применяемой
радиометрической аппаратуры, производят:
- прямыми измерениями с использованием высокочувствительных
радиометров радона и аэрозолей;
- аспирационным методом по суммарной объемной активности
аэрозолей;
- седиментационным методом по суммарной поверхностной
активности атмосферных выпадений (осадков).
8.5. Прямые измерения производят в соответствии с описанием
радиометра и инструкцией по его эксплуатации.
8.6. Сущность аспирационного метода заключается в фильтрации
определенного объема исследуемого воздуха через фильтрующую ткань
типа ФПП-15, помещенную в фильтродержатели специальных
фильтровальных установок (ФУ) марлевой основой внутрь, с
последующим измерением альфа-, бета - активности фильтра или золы,
полученной из этого фильтра. Для обеспечения эффективной работы
фильтра из ткани ФПП-15 необходимо исключить возможность попадания
на фильтр атмосферных осадков (дождя, мокрого снега). Недопустимо
использование мокрых (влажных) фильтров.
8.7. Объем отбираемой пробы воздуха зависит от минимальной
суммарной объемной активности радиоактивных аэрозолей.
На фильтре должна быть накоплена такая активность, которая
позволяла бы за регламентированное время с заданной точностью
измерить активность приготовленного из фильтра препарата на
имеющихся в лаборатории радиометрических установках. Это условие
определяет выбор производительности ФУ и размеры фильтра.
Для удобства обработки не рекомендуется использование фильтров
площадью более 900 кв. см (30 x 30 см).
8.8. При ожидаемой средней суммарной объемной активности
-5
"долгоживущих" радиоактивных аэрозолей 3.7.10 Бк/куб. м
-15
(1.10 Ки/куб. м) при относительной погрешности измерения = 25%,
эффективности счета = 15% и времени измерения 2000 с на фильтре
должно быть накоплено:
- при измерении препарата на радиометрических установках с
блоком детектирования БДЖБ-06 с детектором на основе стронция
-12
ортофосфорнокислого - 0.16 Бк/фильтр (4.3.10 Ки/фильтр), что
соответствует объему профильтрованного воздуха примерно 4400 куб.
-11
м, а с антраценовым детектором - 1.6 Бк/фильтр (4.3.10
Ки/фильтр), это соответствует объему воздуха примерно 44000 куб.
м;
- при измерении на радиометрических установках с блоком
-11
детектирования БДИБ-01 - 0.6 Бк/фильтр (1.6.10 Ки/фильтр), что
соответствует прокачанному объему воздуха примерно 17000 куб. м.
8.9. Для стандартизации условий отбора проб время начала
отбора устанавливают постоянное, например, 9 ч утра по местному
времени, продолжительность отбора - одни сутки.
8.10. После прокачки воздуха через ФУ последнюю отключают,
осторожно (не встряхивая) снимают фильтродержатель с фильтром и
помещают его в футляр для переноски. На бирке, прикрепленной к
футляру, записывают вид пробы, место отбора, объем прокачанного
воздуха и фамилию пробоотборщика.
8.11. После доставки в лабораторию фильтр извлекают из
фильтродержателя, складывают "ватной" стороной внутрь, помещают в
предварительно взвешенный фарфоровый тигель емкостью 75 - 100 мл и
озоляют в муфельной печи при температуре 450 град. C.
8.12. Для получения оперативной информации определение
объемной активности аэрозолей производят без озоления. Для этого
из центральной части фильтра вырезают препарат под блок
детектирования используемого радиометра. Измерения производят по
стандартным методикам с расчетом ошибки измерений и доверительного
интервала.
8.13. Сущность седиментационного метода заключается в сборе
выпадающих (оседающих) из атмосферы пылевых частиц (осадков),
несущих на себе радионуклиды, в специальные кюветы - сборники.
8.14. Для улучшения адгезионных свойств поверхности кюветы ее
дно и борта смазывают тонким слоем смеси автола и соляра (1:1),
вазелиновым маслом или глицерином.
8.15. Кювета - сборник представляет собой прямоугольный сосуд
площадью 3000 кв. см с бортами высотой 300 мм и ручками для
переноски, изготовленный из гладкой нержавеющей стали
(дюралюминия) толщиной 0.8 - 1.0 мм.
8.16. Место отбора проб выпадений обычно выбирают рядом с ФУ
для отбора проб аэрозолей. Кювету устанавливают на высоте 3 - 5 м
от земли (1 м и более над крышей сооружений).
8.17. Для стандартизации условий отбора кювету устанавливают в
определенное время, например, в 9 ч утра по местному времени,
продолжительность отбора - 1 сутки.
8.18. Через сутки кювету снимают, закрывают крышкой и
доставляют в лабораторию. На ее место, при необходимости,
устанавливают другую, "чистую" кювету.
8.19. Дно снятой кюветы тщательно протирают сухими марлевыми
салфетками (при наличии влаги), а затем дно и борта - салфетками,
смоченными этиловым спиртом (трехкратно). Салфетки помещают в
фарфоровый тигель.
8.20. Содержимое тигля высушивают и осторожно сжигают на
электроплитке, а затем озоляют в муфельной печи при температуре
450 град. C до получения белой или серо - белой золы.
8.21. Размер марлевой салфетки всегда должен быть одинаковым:
10 x 10 см. Число салфеток, идущих на протирку, должно быть по
возможности минимальным.
8.22. Если за время экспозиции в кювету попали атмосферные
осадки (дождь, снег), их переливают (переносят) в сосуд
(фарфоровую чашку, термостойкий стеклянный стакан) для
выпаривания, куда предварительно вносят концентрированную соляную
(азотную) кислоту из раствора, что проба будет иметь pH = 2, затем
дно и борта кюветы обрабатывают сухими салфетками, как указано
выше. Салфетки помещают в тигель.
8.23. Дождевую (талую) воду осторожно выпаривают до влажного
остатка. Затем сосуд для выпаривания протирают салфеткой,
смоченной 2 н раствором соляной (азотной) кислоты. Салфетку
помещают в тигель с салфетками, которыми обработали кювету.
Содержимое тигля обрабатывают, как указано в п. 8.21.
8.24. При контроле радона, торона и продуктов их распада также
применяют аттестованные радиометры пассивного типа (см. Приложение
2), адсорбирующие при экспонировании в закрытых помещениях в
течение установленного времени радиоактивные аэрозоли из воздуха с
последующим определением активности сорбента в соответствии с
метрологически аттестованной методикой.
8.25. Полученные результаты радиационного контроля фиксируют в
журнале радиационного контроля (Приложение 1), который хранят в
течение 30 лет.
8.26. Перечень аппаратуры радиационного контроля приведен в
Приложении 2.
8.27. Дополнительный объем радиационного контроля может быть
установлен руководством предприятия по согласованию с местными
органами Госсанэпиднадзора России и в соответствии с действующими
нормативно - техническими документами Минтопэнерго России.
9. МЕРЫ ИНДИВИДУАЛЬНОЙ И КОЛЛЕКТИВНОЙ ЗАЩИТЫ
9.1. Лица, работающие с ИИИ, при выполнении работ должны быть
обеспечены средствами индивидуальной защиты (СИЗ) в соответствии с
нормами спецснаряжения.
9.2. Персонал из службы дозиметрического контроля использует
СИЗ в зависимости от прогнозируемого или реального радиоактивного
загрязнения мест проведения контроля.
9.3. Ремонтные работы на оборудовании, загрязненном
отложениями, осадками, обогащенными ЕРН и/или ИРН, проводят с
применением СИЗ органов дыхания - респираторов.
9.4. При сильном загрязнении воздушной среды помещения
эманациями радона и торона следует применять принудительную
вентиляцию или фильтрующие и изолирующие противогазы.
9.5. При загрязнении кожи радиоактивными веществами необходимо
немедленно произвести ее санитарную обработку. Если обычные обмывы
кожных покровов мыльными растворами не дают эффекта дезактивации,
следует применять специальные дезактивирующие вещества или
растворы по согласованию с медицинской службой предприятия.
9.6. В случае возможности попадания в процессе работы
радионуклидов в воздушную среду или на одежду, кожу работающих
запрещается прием пищи на рабочих местах, курение.
9.7. Снабжение персонала водой допускается с помощью
фонтанчиков, удаленных от мест радиоактивного загрязнения.
Приложение 1
ЖУРНАЛ
РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
__________________________
(наименование предприятия)
-------T---------T----------T--------T----------------T----------T
¦ Дата ¦ Место, ¦Вид пробы,¦ МЭЛ, ¦Уровень загряз- ¦ Объемная ¦
¦ ¦ N точки ¦ марка ¦мкЗв/ч, ¦нения, ¦активность¦
¦ ¦ ¦материала ¦ мкР/ч ¦частиц (мин. кв.¦ воздуха, ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦см) ¦Бк/куб. м ¦
¦ ¦ ¦ ¦ +--------T-------+ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ альфа- ¦ бета- ¦ ¦
+------+---------+----------+--------+--------+-------+----------+
¦ 1 ¦ 2 ¦ 3 ¦ 4 ¦ 5 ¦ 6 ¦ 7 ¦
L------+---------+----------+--------+--------+-------+----------+
--------------------------T---------------T----------------------¬
Удельная активность ¦ Вид ¦Ссылки на карту - ¦
пробы, Бк/кг (Ки/кг) ¦ радионуклида ¦схему, методики, ап- ¦
--------------------T-----+-------T-------+паратуру, их аттеста- ¦
ЕРН ¦ ИРН ¦ ЕРН ¦ ИРН ¦цию ¦
-----T-----T---T----+ +-------+-------+ ¦
226 ¦232 ¦40 ¦Аэф.¦137 ¦ ¦ ¦ ¦
Ra¦ Th¦ K¦ ¦ Cs¦ ¦ ¦ ¦
-----+-----+---+----+-----+-------+-------+----------------------+
8 ¦ 9 ¦10 ¦ 11 ¦ 12 ¦ 13 ¦ 14 ¦ 15 ¦
-----+-----+---+----+-----+-------+-------+-----------------------
Примечания. 1. Вид пробы - вода, воздух, нефтепродукты,
отложения на оборудовании (соли, парафин и пр.), донные отложения
и осадки в резервуарах, отходы дезактивации, грунт, почва,
биообъекты и пр.
2. По п. 15 к журналу прилагаются карта - схема радиационного
контроля или пробоотбора, ГОСТ или ТУ на материал пробы, перечень
НТД по методам определения и примененная для измерений аппаратура.
3. Аэф. = А + 1.31 А + 0.085 А - эффективная удельная
Ra Th K
активность.
Используется для анализа радиационной обстановки при обращении
со строительными материалами, золошлаковыми отходами и пр.
Приложение 2
ПЕРЕЧЕНЬ
РЕКОМЕНДУЕМОЙ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ И РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ
АППАРАТУРЫ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
1. Универсальный радиометр - дозиметр типа МКС.
2. Измеритель мощности дозы типа ИМД.
3. Дозиметр мощности дозы ДБГ-06Т, ДБГ-01Н, ДРГ-01Т.
4. Дозиметр типа ДРГЗ.
5. Радиометр бета - гамма - излучения типа "Припять", РКСБ,
КРБГ.
6. Радиометр для контроля загрязненности поверхностей альфа -
активными веществами типа "КРАБ", "КРА" и др.
7. Радиометр для контроля загрязненности поверхностей бета -
активными нуклидами типа "КРБ".
8. Радиометр для контроля активности проб по альфа - бета -
излучению типа "КРК".
9. Радиометр аэрозольный переносной для измерения объемной
активности радона и продуктов его распада в воздухе типа РАС.
10. Радиометр переносной для измерения объемной активности
альфа - активных газов типа "РГА".
11. Сигнализатор - экспозиметр радона типа СЭР.
12. Переносной прибор для измерения объемной активности
дочерних продуктов распада радона типа "ИЗВ".
13. Прибор сцинтилляционный геолого - разведочный для
измерения мощности дозы гамма - излучения типа "СРП".
14. Переносной радиометр радона типа "РРА", "РАА".
15. Стационарный радиометр радона типа "РАДАТМ".
16. Экспозиметр радона типа "РГА".
17. Блоки детектирования БДЖБ, УДЖС, БДИБ и др.
Приложение 3
ЖУРНАЛ
УЧЕТА ДОЗ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ РАБОТНИКОВ
___________________________________
(название предприятия, организации)
за ___________ год
--------------T--------------T-----------------------------------¬
¦Подразделение¦ Фамилия, ¦ Доза, мЗв (бэр) ¦
¦(цех, участок¦ инициалы +-----T------T-------T------T-------+
¦ и пр.) ¦ ¦I кв.¦II кв.¦III кв.¦IV кв.¦годовая¦
+-------------+--------------+-----+------+-------+------+-------+
¦ 1 ¦ 2 ¦ 3 ¦ 4 ¦ 5 ¦ 6 ¦ 7 ¦
+-------------+--------------+-----+------+-------+------+-------+
+-------------+--------------+-----+------+-------+------+-------+
+-------------+--------------+-----+------+-------+------+-------+
+-------------+--------------+-----+------+-------+------+-------+
L-------------+--------------+-----+------+-------+------+--------
Указать метод, которым определялась доза (индивидуальная
термолюминесцентная дозиметрия, расчетный метод по такой-то
методике и др.).
Приложение 4
КАРТОЧКА
УЧЕТА ИНДИВИДУАЛЬНЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ
________________________
(фамилия, имя, отчество)
____________________________
(предприятие, подразделение)
-------T--------T------T--------T------T---------T--------T------¬
¦Кален-¦Доза ¦Ф.И.О.¦Доза ¦Ф.И.О.¦Суммарная¦Ф.И.О. и¦Приме-¦
¦дарный¦внешнего¦и под-¦внутрен-¦и под-¦ доза, ¦подпись ¦чание ¦
¦год ¦облуче- ¦пись ¦него об-¦пись ¦ мЗв/год,¦лица, ¦ ¦
¦работы¦ния, ¦лица, ¦лучения,¦лица, ¦ бэр/год ¦прово- ¦ ¦
¦в ус- ¦мЗв/год,¦про- ¦мЗв/год,¦про- ¦ ¦дившего ¦ ¦
¦ловиях¦бэр/год ¦водив-¦бэр/год ¦водив-¦ ¦расчет ¦ ¦
¦иони- ¦ ¦шего ¦ ¦шего ¦ ¦дозы ¦ ¦
¦зирую-¦ ¦изме- ¦ ¦изме- ¦ ¦ ¦ ¦
¦щих ¦ ¦рения ¦ ¦рения ¦ ¦ ¦ ¦
¦излу- ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦чений ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+------+--------+------+--------+------+---------+--------+------+
¦ 1 ¦ 2 ¦ 3 ¦ 4 ¦ 5 ¦ 6 ¦ 7 ¦ 8 ¦
L------+--------+------+--------+------+---------+--------+-------
Указать методики и аппаратуру, использовавшиеся для
определения суммарной дозы облучения.
Приложение 5
ЛАБОРАТОРИЯ КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОННОГО КАЧЕСТВА МАТЕРИАЛОВ
______________________
(название лаборатории)
СЕРТИФИКАТ
РАДИАЦИОННОГО КАЧЕСТВА ИСПОЛЬЗОВАННОГО
НЕФТЕГАЗОВОГО ОБОРУДОВАНИЯ
Аппаратура:
Дозиметр мощности дозы __________________________________
Свидетельство о поверке N ____ от _____ Выдано ___________________
(название организации)
Радиометр - дозиметр ______________ с блоком для измерений бета -
загрязненности ____ и блоком для измерений альфа - загрязненности
__________________
Свидетельство о поверке N ____ от ____ Выдано ____________________
(название организации)
Гамма - спектрометр ______ N _____ с измерительными ______________
Свидетельство о поверке N ___ от ______ Выдано ___________________
(название организации)
Вид пробы, наименование узла, агрегата оборудования, марка
материала:
Количество:
Местонахождение:
-------T---------T--------T-----------------T--------------------¬
¦ Дата ¦ Место, ¦ МЭД, ¦Уровень загряз- ¦ Вид ¦
¦ ¦ N точки ¦ мкЗв/ч,¦нения, ¦ радионуклида ¦
¦ ¦ ¦ мкР/ч ¦частиц (мин. кв. ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦см) ¦ ¦
¦ ¦ ¦ +--------T--------+----------T---------+
¦ ¦ ¦ ¦ альфа- ¦ бета- ¦ ЕРН ¦ ИРН ¦
+------+---------+--------+--------+--------+----------+---------+
¦ 1 ¦ 2 ¦ 3 ¦ 4 ¦ 5 ¦ 6 ¦ 7 ¦
L------+---------+--------+--------+--------+----------+----------
--------------------------------T------------------T-------------¬
¦ Удельная (объемная) ¦Ссылки на карту - ¦ Примечание ¦
¦ активность пробы, Бк/кг, ¦ схему, методики ¦ ¦
¦ Бк/л ¦ ¦ ¦
+--------------------T----------+ ¦ ¦
¦ ЕРН ¦ ИРН ¦ ¦ ¦
+-----T-----T---T----+-----T----+ ¦ ¦
¦226 ¦232 ¦40 ¦Аэф.¦137 ¦90 ¦ ¦ ¦
¦ Ra¦ Th¦ K¦ ¦ Cs¦ Sr¦ ¦ ¦
+-----+-----+---+----+-----+----+------------------+-------------+
¦ 8 ¦ 9 ¦10 ¦ 11 ¦ 12 ¦ 13 ¦ 14 ¦ 15 ¦
L-----+-----+---+----+-----+----+------------------+--------------
Полученные результаты в табл. представляются с указанием
погрешности измерений.
Заключение: (дать возможные виды использования)
Заведующий лабораторией _____________ ____________________
(Ф.И.О.) (подпись)
"__" __________ 199_ г.
|
