Действующий

7.6. При обнаружении радиоактивного загрязнения выходящего из скважины бурового раствора работы по ликвидации радиационной аварии прекращаются и руководство учреждения дает указание немедленно готовить специальный котлован для отвода в него загрязненного бурового раствора.

Выбор места для котлована и его гидроизоляции согласовывается с местными органами санитарного надзора. Объем котлована следует рассчитывать так, чтобы при заполнении его буровым раствором уровень последнего находился не ближе 1,5 м от верхней отметки котлована, затем котлован должен быть засыпан глинистым грунтом, утрамбован и огражден колючей проволокой. На месте захоронения радиоактивного раствора должны быть установлены знаки радиационной опасности. Ограждение и знаки радиационной опасности сохраняются на период, обеспечивающий снижение уровней излучения на поверхности котлована до 0,03 мбэр/ч. Расположение котлована выбирается в местах, исключающих контакт бурового раствора с грунтовыми водами.

7.7. Первоочередными мероприятиями по ликвидации радиационной аварии, связанной с радиоактивным загрязнением окружающей среды, являются:

- прекращение всех работ на скважине и удаление с места радиационной аварии лиц, не связанных с ликвидацией ее последствий;

- радиометрическое обследование и установление границ распространения радиоактивного загрязнения с ограждением их и установлением знаков радиационной опасности. Весь персонал, находившийся в опасной зоне, должен быть подвергнут тщательному дозиметрическому контролю.

7.8. Руководство учреждения совместно с представителями органов санитарного надзора назначает комиссию по экстренному устранению последствий радиационной аварии. Комиссия проводит тщательное расследование характера и масштаба радиационной аварии и намечает конкретный план по ликвидации ее последствий силами и средствами учреждения, проводившего работу с источниками. Ликвидация последствий радиационном аварии должна проводиться под постоянным радиационным контролем.

7.9. Комиссия по ликвидации последствий аварии обязана оценить возможные дозы облучения персонала и других лиц в результате радиационной аварии. Лица, у которых ожидаемые дозы общего или местного облучения составляют соответственно 25 и 400 бэр, а также лица, у которых подозревается возможное поступление радиоактивных веществ внутрь организма, в количествах, превышающих допустимое квартальное поступление, должны быть направлены на стационарное медицинское обследование в лечебное учреждение по указанию местных органов санитарного надзора.

Настоящие "Санитарные правила работы с закрытыми изотопными источниками ионизирующих излучении при радиометрических исследованиях разрезов буровых скважин" вводятся в действие с момента их опубликования.

С изданием настоящих правил "Санитарные правила работы с закрытыми источниками излучения при радиометрических исследованиях разрезов буровых скважин", утвержденные Главным государственным санитарным инспектором СССР 19 ноября 1962 года N 413-62, отменяются.

______________________________

*(1) Настоящие правила разработаны сотрудниками Всесоюзного научно-исследовательского института ядерной геофизики и геохимии Министерства геологии СССР, ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательского института гигиены труда и профессиональных заболеваний АМН СССР и Центрального ордена Ленина института усовершенствования врачей Министерства здравоохранения СССР.

*(2) В дальнейшем предприятия, учреждения и другие организации (промыслово-геофизические конторы, экспедиции, комплексные партии и т.п.) именуются учреждениями.

*(3) В дальнейшем закрытый изотопный источник ионизирующих излучений именуется источником.

*(4) Пункты а, б, г относятся к дозиметрическому, а пункт в - к радиометрическому контролю.

Приложение 1

Характеристики источников, наиболее часто используемых при радиометрических исследованиях разрезов буровых скважин

Нейтронные источники
(МРТУ 10-81-69; 10-101-66; 10-100-66)

Источник	Средняя энергия излучения, МэВ	Период полураспада, сутки	Размеры источника, мм		Выход нейтронов, н/с	Материал ампулы
Источник	Средняя энергия излучения, МэВ	Период полураспада, сутки	диаметр	высота	Выход нейтронов, н/с	Материал ампулы
	4,5	24 360 лет	10-54	19-64		Сталь Х18Н10Т
	2,5	138,4	20	40		Латунь хромированная
	4,5	138,4	20	40		Сталь Х18Н10Т
	4,5	138,4	8-20	100-40		Сталь Х18Н10Т

Примечание. Источники нейтронов на основе

с выходом нейтронов от

до

изготовляются по розовым заказам, направляемым в В/О "Изотоп".

Гамма-источники
(МРТУ 10-62-68; ТУ И-150-71; МРТУ 10-108-68)

Изотоп	Энергия излучения, МэВ	Период полураспада, лет	Размеры источника, мм		Мощность дозы на расстоянии 1 м, Р/с	Материал ампулы
Изотоп	Энергия излучения, МэВ	Период полураспада, лет	диаметр	высота	Мощность дозы на расстоянии 1 м, Р/с	Материал ампулы
	1,17 (100%) 1,33 (100%)	5,3	6	6,5		Сталь Х18Н10Т
	0,66 (100%)	26,6	6-8	10-12		Сталь Х18Н10Т
	0,12 (20%)	127 сут	7,5-17,0	9,5-17,5		Алюминий
	0,084 (3%)	129 сут	4,5-12	5-10		Алюминий