Норма радионуклидов в щебне
Радиационный контроль строительных материалов
Строительные материалы и конструкции, используемые при строительстве, реконструкции и отделке помещений зданий могут содержать повышенные уровни естественных (Ra 226 , Th 232 , K 40 ) радионуклидов и представлять опасность дополнительного облучения населения, как внешнего за счет гамма-излучения естественных радионуклидов (ЕРН), так и внутреннего облучения за счет эманации радона из строительных материалов в воздух. Соблюдение нормативов во всех материалах, используемых при строительстве зданий, гарантирует соблюдение нормативов мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в этих зданиях, установленных СанПиН 2.6.1.2523-09 (НРБ-99/2009) «Нормы радиационной безопасности», а также значительно снижает выход Rn 222 из строительного материала.
В целях контроля и предупреждения этого дополнительного облучения все строительные материалы, изделия, минеральное сырье, отходы производства проходят радиационную экспертизу на соответствие требований к классу материала по показателям радиационной безопасности в соответствии с НРБ-99/2009,
В радиологических лабораториях г.Тулы и г.Новомосковска исследования строительных материалов проводятся на современном гамма-спектрометрическом оборудовании, которое регулярно обновляется, как в программном обеспечении, так и усовершенствуется сам спектрометрический комплекс, что позволяет с высокой достоверностью определять содержание радионуклидов в строительных материалах и минеральном сырье. В III квартале 2016г. проведена очередная модернизация одного из спектрометрических комплексов с заменой детектирующего устройства.
За последние 5 лет (2012г. - 9 мес. 2016г.) исследовано 704 партий строительных материалов и минерального сырья. Все исследованные пробы по результатам гамма-спектрометрических исследований не превышают допустимый уровень 370 Бк/кг, отнесены к I классу применения по удельной эффективной активности природных радионуктидов и могут использоваться без ограничения в строительстве объектов жилого и общественного назначения.
Строительные материалы имеют отличную друг от друга характеристику по содержанию естественных радиоактивных элементов.
Самые распространенные строительные материалы - бетон, цемент, песок, известняковый щебень содержат относительно небольшое количество естественных радионуклидов Аээф.= 20 ÷ 100 Бк/кг. Более высокие уровни (Аээф.= 150 ÷ 350 Бк/кг) определяются в глине, керамическом и шлакоблочном кирпичах, керамзите. Некоторые разновидности глин по содержанию ЕРН близки к магматическим породам, у них наблюдается высокая эффективная удельная активность радия-226. Гораздо большей эффективной удельной активностью обладает гранит. Кроме того, в получивших широкое распространение в строительстве различных отходах производства (мертель, шамот, шлак, зола), может определяться довольно высокое содержание ЕРН.
За последние годы в Тульской области при проведении экспертизы таких материалов регистрировалось максимальное значение Аээф.=308 Бк/кг в гранитном щебне и Аээф.=350 Бк/кг в отходах производства.
Лабораторный контроль показателей радиационной безопасности в строительных материалах – один из важных разделов работы службы, т. к. позволяет оценить возможность их применения в зданиях различного назначения и, тем самым, минимизировать дозу облучения населения от ЕРН, содержащихся в строительных материалах.
Норма радионуклидов в щебне
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности
Дата введения 2011-02-28
1. Разработаны Федеральным государственным учреждением науки "Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В.Рамзаева" Роспотребнадзора (И.П.Стамат - руководитель, В.А.Венков, А.В.Колотвина, Д.В.Кононенко, Т.А.Кормановская, А.В.Световидов); Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (В.С.Степанов); Управлением Роспотребнадзора по г.Санкт-Петербургу (Г.А.Горский); Управлением Роспотребнадзора по г.Москве (С.Е.Охрименко); ФГУЗ "Центр гигиены и эпидемиологии по г.Санкт-Петербургу" (А.В.Еремин); Управлением Роспотребнадзора по Калининградской области (Н.О.Гарри); ФГУП НТЦ Радиационно-химической безопасности и гигиены ФМБА России (А.М.Маренный); Центром метрологии ионизирующих излучений ФГУП "ВНИИФТРИ" (В.П.Ярына); группой компаний РЭИ (М.А.Маренный, Л.А.Белянина); Управлением Роспотребнадзора по Самарской области (С.А.Шерстнева).
2. Рекомендованы к утверждению Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию при Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (протокол от 28 декабря 2010 г. N 3).
3. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г.Онищенко 28 января 2011 г.
4. Введены в действие с 28 февраля 2011 г.
5. Введены взамен методических указаний "Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий. МУ 2.6.1.715-98 от 24.08.1998".
1. Область применения
1.1. Настоящие методические указания (далее - МУ) распространяются на организацию и порядок проведения радиационного контроля на соответствие санитарно-эпидемиологическим и гигиеническим требованиям по показателям радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений.
1.2. МУ предназначены для организаций, осуществляющих радиационное обследование жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. Ими могут руководствоваться также индивидуальные предприниматели и юридические лица, деятельность которых связана с проектированием, строительством (капитальным ремонтом или реконструкцией) и эксплуатацией жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, а также с проведением радиационного контроля.
1.3. Настоящими МУ руководствуются организации (структурные подразделения) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющие государственный санитарно-эпидемиологический надзор за обеспечением радиационной безопасности населения при облучении природными источниками излучения.
1.4. Показатели радиационной безопасности производственных помещений, расположенных в жилых и общественных зданиях, должны соответствовать требованиям, установленным для помещений производственных зданий и сооружений.
1.5. Владельцы зданий и сооружений, используемых в личных целях, соблюдают требования настоящих МУ на добровольной основе.
2. Нормативные ссылки
В настоящих методических указаниях использованы ссылки на следующие нормативные и методические документы:
* На территории Российской Федерации документ не действует. Действуют СанПиН 2.6.1.2800-10, здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.
3. Общие положения
3.1. Мощность дозы гамма-излучения и среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона в воздухе помещений зданий жилищного и общественного назначения, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта и реконструкции, должна соответствовать требованиям п.5.3.2 НРБ-99/2009, а в помещениях производственных зданий и сооружений требованиям п.5.2.1 ОСПОРБ-99/2010.
3.2. Целью настоящих МУ является установление единых требований к организации и проведению радиационного контроля и санитарно-эпидемиологической оценки по показателям радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, сдающихся в эксплуатацию. Требования настоящих МУ направлены на обеспечение соблюдения действующих нормативов по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения при проектировании, строительстве и эксплуатации жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений.
Оценка соответствия жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений санитарно-эпидемиологическим требованиям и гигиеническим нормативам радиационной безопасности при сдаче их в эксплуатацию производится по результатам радиационного контроля.
3.3. В соответствии с п.п.2 и 3 статьи 15 Федерального закона "О радиационной безопасности населения" от 9.01.1996 N 3-ФЗ "В целях защиты населения и работников от влияния природных радионуклидов должны осуществляться: <. > приемка зданий и сооружений в эксплуатацию с учетом уровня содержания радона в воздухе помещений и гамма-излучения природных радионуклидов. <. > При невозможности выполнения нормативов путем снижения уровня содержания радона и гамма-излучения природных радионуклидов в зданиях и сооружениях должен быть изменен характер их использования".
3.4. Настоящие МУ устанавливают минимальный объем и порядок проведения радиационного контроля, необходимые для санитарно-эпидемиологической оценки соответствия жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений при вводе их в эксплуатацию по показателям радиационной безопасности.
3.5. При проведении радиационного контроля жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений определению подлежат следующие показатели радиационной безопасности:
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (далее - мощность дозы) в помещениях зданий;
среднегодовое значение изотопов радона в воздухе помещений зданий.
3.6. Радиационный контроль помещений зданий включает поиск и выявление локальных радиационных аномалий в ограждающих конструкциях зданий.
Радиационный контроль зданий начинается с оценки мощности дозы гамма-излучения. При выявлении локальных радиационных аномалий в ограждающих конструкциях здания измерения радона в помещениях не проводятся до установления причин возникновения аномалий и при необходимости их полной ликвидации.
3.7. Радиационный контроль жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений для оценки их соответствия требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов по показателям радиационной безопасности проводят испытательные лаборатории, аккредитованные в установленном порядке в соответствующих областях измерений (испытаний).
3.8. Результаты радиационного контроля жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений оформляются протоколом испытательной лаборатории.
4. Требования к методикам и средствам радиационного контроля
4.1. Методики выполнения измерений показателей радиационной безопасности жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения, результаты которых используются для оценки их соответствия требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов, проходят аттестацию в порядке, установленном законодательством.
4.2. На средства измерений, используемые для контроля показателей радиационной безопасности жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений, следует иметь действующие свидетельства о государственной поверке.
4.3. Для измерений мощности дозы применяются дозиметры гамма-излучения с техническими характеристиками:
для 2-го этапа контроля (измерения мощности дозы гамма-излучения) применяются дозиметры, у которых нижний предел диапазона измерения мощности дозы гамма-излучения при суммарной относительной неопределенности (0,95) не выше 60% должна составлять не более 0,1 мкЗв/ч; суммарная относительная неопределенность измерений мощности дозы на уровне 0,3 мкЗв/ч и выше должна быть не более 30%.
4.4. Для определения изотопов радона в воздухе помещений следует применять средства измерений с техническими характеристиками:
- нижний предел диапазона измерения радона (ОА радона) в воздухе на уровне не выше 20 Бк/м (40 Бк/м) с суммарной относительной неопределенностью (0,95) не более 50%;
- суммарная относительная неопределенность (0,95) измерения радона (ОА радона) в воздухе на уровне более 20 Бк/м (40 Бк/м) - не более 30%;
- нижний предел диапазона измерения торона в воздухе на уровне не выше 5 Бк/м с суммарной относительной неопределенностью не более 30%.
4.5. Ограничения на условия выполнения измерений при определении мощности дозы гамма-излучения и изотопов радона в воздухе помещений устанавливаются в соответствующих методиках выполнения измерений.
Поиск и выявление локальных радиационных аномалий на прилегающей территории (при необходимости) и измерения мощности дозы гамма-излучения рекомендуется проводить при толщине снежного покрова на территории не более 0,1 м.
5. Определение мощности дозы гамма-излучения
5.1. Контролируемой величиной в жилых домах и общественных зданиях и сооружениях является разность между мощностью эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях и на прилегающей территории, которая не должна превышать 0,3 мкЗв/ч.
Контролируемой величиной в производственных зданиях и сооружениях, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта или реконструкции, является мощность эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях, которая не должна превышать 0,6 мкЗв/ч с учетом фона.
5.3. Измерения мощности дозы гамма-излучения на прилегающей территории, результаты которых используются для оценки соответствия помещений требованиям НРБ-99/2009, производятся вблизи обследуемого здания не менее чем в 5 точках, по возможности расположенных на расстоянии от 30 до 100 м от существующих зданий и сооружений.
Для измерений по возможности выбирают участки с естественным грунтом, не имеющим локальных техногенных изменений (щебень, песок, асфальт). При использовании дозиметров типа ДРГ-01Т1, ДБГ-06Т и т.п. число измерений в каждой точке должно быть не менее 10, а при использовании дозиметров с неограниченным временем интегрирования длительность измерения должна выбираться такой, чтобы статистическая погрешность результата измерения не превышала 20%.
В качестве численного значения мощности дозы гамма-излучения в каждой контрольной точке на прилегающей территории принимают среднее значение по результатам измерений.
5.4. Контроль мощности дозы гамма-излучения в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений следует проводить в два этапа.
5.5. На первом этапе проводится гамма-съемка поверхности ограждающих конструкций помещений здания с целью выявления и исключения в сдающемся здании мощных источников гамма-излучения, представляющих непосредственную угрозу жизни и здоровью населения.
5.6. Если по результатам гамма-съемки в стенах и полах помещений не выявлено зон, в которых показания радиометра в 2 раза или более превышают среднее значение, характерное для остальной части ограждающих конструкций помещения, и при этом мощность дозы не превышает значения 0,3 мкЗв/ч в помещениях жилых и общественных зданий или 0,6 мкЗв/ч - в помещениях производственных зданий и сооружений, то считается, что локальные радиационные аномалии в конструкциях зданий отсутствуют.
При обнаружении локальных радиационных аномалий в конструкциях зданий принимаются меры по их устранению.
5.7. На втором этапе проводятся измерения мощности дозы гамма-излучения в квартирах жилых домов и помещениях общественных и производственных зданий и сооружений. При этом в число контролируемых обязательно включаются помещения, в которых зафиксированы максимальные показания поисковых радиометров (дозиметров), а также помещения после ликвидации обнаруженных локальных радиационных аномалий.
Измерения мощности дозы гамма-излучения в помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола. Для измерений выбирают типичные помещения, ограждающие конструкции которых изготовлены из различных строительных материалов.
5.8. Объем контроля следует определять достаточным для выявления всех помещений, в которых мощность дозы гамма-излучения может превышать установленный норматив, а также для оценки ее максимальных значений в типичных помещениях (по функциональному назначению, занимаемой площади, на этаже, в подъезде, а также по типу использованных строительных материалов). Число квартир (помещений) выбирается в зависимости от этажности здания, общего числа квартир (помещений), наличия достоверных сведений о показателях радиационной безопасности земельного участка, содержании природных радионуклидов в строительном сырье и материалах и других характеристик здания.
Если имеются документальные сведения о соответствии показателей радиационной безопасности земельного участка требованиям п.п.5.1.6 и 5.2.3 ОСПОРБ-99/2010, а строительного сырья и материалов, использованных при строительстве здания, требованиям п.5.3.4. НРБ-99/2009, то объем контроля выбирается минимальным с учетом:
- для односемейных домов, школьных и дошкольных детских учреждений измерения проводятся во всех помещениях для постоянного пребывания людей;
- в многоквартирных домах при числе квартир до 10 и зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения при числе помещений для постоянного пребывания людей до 30 оптимальное число квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 25% от их общего числа;
- в многоквартирных домах при числе квартир до 100 и зданиях и сооружениях общественного и производственного назначения при числе помещений для постоянного пребывания людей до 100 оптимальное число квартир (помещений), где проводятся измерения, может составлять 10%;
Определение удельной активности природных радионуклидов в образцах отделочных и строительных материалах
Все, мы, немало времени проводим внутри закрытых помещений – отдыхаем и работаем, трудимся и расслабляемся. Наше самочувствие и здоровье во многом зависят от того, насколько безопасен внутренний микроклимат помещений. В частности, не использовались ли при возведении и ремонте здания или сооружения радиоактивные строительные материалы, ведь радиационная безопасность является одним из главных гигиенических критериев оценки материала.
Естественная радиация в природе существовала всегда. Одним из ее источников является излучение земной коры. В ее толще залегают породы, из которых производят различные строительные материалы, многие из которых до сих пор хранят следы радиоактивного прошлого нашей планеты.
Естественная радиоактивность строительных материалов обусловлена содержанием в них природных радионуклидов, а именно: радия-226, тория-232, калия-40. В трех радиоактивных семействах: урана (238U), тория (232Th) и актиния (235АС) в процессах радиоактивного распада постоянно образуется 40 радиоактивных изотопов. Радиационное загрязнение строительных материалов может быть обусловлено не только его происхождением, но и привнесением в него из окружающей среды радиоактивных веществ-загрязнителей.
Любое минеральное сырье, используемое в строительстве, содержит радиоактивные вещества в различной концентрации (природная радиоактивность). Она присутствует как в сырье (щебень, песок, цемент и пр.), так и в готовой продукции (кирпич, керамическая плитка, искусственные камни, облицовочные плиты и т.д.).
К наиболее «фонящим» строительным материалам причисляют: гранит, кварцевый диорит, графит, туф, пемзу - все они выделяют достаточно большое количество радона, поэтому для внутренней отделки перечисленные материалы лучше не использовать. Кирпич, бетон и дерево в этом смысле считаются сравнительно безопасными. Причем радиоактивность силикатного кирпича ниже красного. Относительно невысока удельная активность радионуклидов у карбонатных горных пород – мрамора и известняка. Средним уровнем естественной радиоактивности отличаются песок и гравий. Уровень радиации стекловолокна, фосфогипса обычно находится в допустимых пределах, но ради собственной безопасности его необходимо проверять.
Радиационную активность строительных материалов можно определить по их химическому составу и содержанию тяжелых металлов, изотопы которых наиболее радиационно активны. Радиационный контроль строительных материалов и изделий носит многоуровневый характер, он проводится как на местах добычи минерального сырья (на карьерах), так и на предприятиях, занятых изготовлением строительных материалов (производственный контроль). В соответствии с федеральным законодательством в рассматриваемой сфере деятельности дирекция предприятий - изготовителей строительных материалов должна обеспечить тщательный контроль входящего сырья и выборочный - для готовых изделий.
На территории Российской Федерации контроль радиационной безопасности строительных материалов осуществляется в соответствии со следующими Федеральными законами:
1. №3-ФЗ «О радиационной безопасности населения»;
2. №52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».
В соответствии с Федеральным законом «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» №52-ФЗ от 30.03.99 г., «Государственные санитарно-эпидемиологические правила и нормативы - нормативные правовые акты, устанавливающие санитарно-эпидемиологические требования (в том числе критерии безопасности и (или) безвредности факторов среды обитания для человека, гигиенические и иные нормативы), несоблюдение которых создает угрозу жизни или здоровью человека, а также угрозу возникновения и распространения заболеваний (статья 1)». «Соблюдение санитарных правил является обязательным для граждан, индивидуальных предпринимателей и юридических лиц» (статья 39)». «За нарушение санитарного законодательства устанавливается дисциплинарная, административная и уголовная ответственность» (статья 55)».
В соответствии с данным ГОСТом, естественные радионуклиды (ЕРН) - основные радиоактивные нуклиды природного происхождения, содержащиеся в строительных материалах: радий (226Ra), торий (232Th), калий (40К);
В стандарте прописаны способы измерения удельной эффективной активности радионуклидов и в зависимости от значений, выделены классы строительных материалов.
Удельная эффективная активность ЕРН (Аэфф) - суммарная удельная активность ЕРН в материале, определяемая с учетом их биологического воздействия на организм человека.
При продаже строительных материалов и изделий производители должны обеспечить потребителя сопроводительной документацией (инструкции по использованию, паспорт качества, сертификат соответствия и др.), необходимой для оценки возможных рисков причинения вреда и принятия им соответствующих мер безопасности.
Для опасных строительных материалов и изделий необходимые меры безопасности должны быть указаны изготовителем в паспорте качества, включаемом в состав сопроводительной документации при реализации продукции.
В паспорте радиационного качества выставляется класс строительного материала и возможность применения.
Составить представление о сравнительной радиационной опасности некоторых строительных материалов из природного камня, которые в последние годы особо популярны и широко используются при новом строительстве и реконструкции старого жилья, можно с помощью установки спектрометрической МКС-01А «МУЛЬТИРАД» с гамма-спектрометрическим трактом «МУЛЬТИРАД-гамма».
Критерием оценки является удельная эффективная активность (Аэфф.), по которой устанавливается принадлежность материала к 1, 2 или 3 классу и определяются возможные области его использования. Данные характеристики указываются в гигиенических сертификатах на строительные материалы.
Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна превышать:
- материалы I класса (до 370 Бк/кг) могут применяться на строительстве любых объектов, в том числе жилья,
- материалы II класса (до 740 Бк/кг) - в промышленном строительстве, строительстве дорог в пределах населенных пунктов.
- материалы III класса (до 1500 Бк/кг) могут использоваться для строительства дорог за пределами населенных пунктов.
Специалисты лаборатории выполнили указанную работу на таких значимых объектах города Москвы как: станции метро «Раменки», «Бутырская», «Фонвизинская», «Петровско-Разумоская», станции Московского центрального кольца (МЦК), спортивный комплекс «Лужники», стадионы «Динамо», «ЦСКА». По итогам проведенных исследований, нарушений радиационных и санитарно-гигиенических норм не выявлено.
1 ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
Настоящий стандарт распространяется на неорганические сыпучие строительные материалы (щебень, гравий, песок, цемент, гипс и др.) к строительные изделия (плиты облицовочные, декоративные и другие изделия из природного камня, кирпич и камни стеновые), а также на отходы промышленного производства, используемые непосредственно в качестве строительных материалов или как сырье для их производства, и устанавливает методы определения удельной эффективной активности естественных радионуклидов для оценки строительных материалов и изделий в соответствии с требованиями, приведенными в пр и ложении А , и порядок проведения контроля.
2 НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ
В настоящем стандарте использованы ссылки на следующие стандарты:
ГОСТ 8.326-89 ГСИ. Метрологическая аттестация средств измерений. Основные положения
ГОСТ 8.513-84 ГСИ. Поверка средств измерений. Организация и порядок проведения
ГОСТ 24104-88 Весы лабораторные общего назначения и образцовые. Общие технические условия
ГОСТ 29329-92 Весы для статического взвешивания. Общие технические требования
(Измененная редакция, Изм. № 1).
3 ОПРЕДЕЛЕНИЯ, ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ
В настоящем стандарте применяют следующие термины и обозначения:
Естественные радионуклиды (ЕРН) — основные радиоактивные нуклиды природного происхождения, содержащиеся в строительных материалах: радий ( 226 Ra ), торий ( 232 Th ), калий ( 40 K ) ;
Удельная активность радионуклида (А) — отношение активности радионуклида в образце к массе образца, Бк/кг;
Удельная эффективная активность ЕРН (Аэфф) — суммарная удельная активность ЕРН в материале, определяемая с учетом их биологического воздействия на организм человека по формуле
где A Ra , А Th , А k — удельные активности радия, тория, калия соответственно, Бк/кг.
4 МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ УДЕЛЬНОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ АКТИВНОСТИ ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ
Настоящий стандарт устанавливает экспрессный и лабораторный методы определения удельной эффективной активности ЕРН в строительных материалах и изделиях.
4.1 Экспрессный метод
4.1.1 Назначение метода
Экспрессный метод предназначен для проведения:
— периодического и входного контроля сыпучих строительных материалов и отходов промышленного производства (далее — сыпучих материалов), а также строительных изделий в соответствии с действующими нормативными документами;
— предварительной оценки разрабатываемых горных пород в карьере (приложение Г ).
Условием применения экспрессного метода является отсутствие загрязнения материалов и изделий техногенными радионуклидами.
4.1.2 Средства контроля
4.1.2.1 Переносные радиометры удельной эффективной активности ЕРН, использующие гамма-спектрометрический метод измерений (например, типа РКП-305МС), со следующими техническими характеристиками:
— нижний предел определения величины Аэфф не более 100 Бк/кг;
— относительная погрешность определения величины Аэфф не более 30 %.
4.1.2.2 Контрольный радионуклидный источник активностью от 100 до 1000 Бк для проверки воспроизводимости показаний радиометра.
4.1.2.3 Применяемая радиометрическая аппаратура должна подвергаться обязательным государственным метрологическим испытаниям в соответствии с ГОСТ 8.326 и ГОСТ 8.513, подтверждаемым сертификатами, и комплектоваться аттестованными в установленном порядке методиками выполнения измерений, обеспечивающими введение необходимых поправок и оценку погрешности результатов в условиях реальных измерений.
4.1.2.3 (Измененная редакция, Изм. № 1).
4.1.3 Порядок подготовки аппаратуры к проведению измерений и контроль ее работоспособности
Подготовку аппаратуры к проведению измерений проводят в соответствии с инструкцией по ее эксплуатации.
Для проверки работы аппаратуры перед началом и после выполнения рабочих измерений проводят измерения с помощью контрольного источника. Разница показаний между этими измерениями не должна превышать 5 %.
4.1.4 Порядок проведения контроля
4.1.4.1 При контроле сыпучих материалов на складе контрольные точки выбирают:
— на конусах или штабелях — по периметрам горизонтальных сечений с интервалом не более 10 м, высота нижнего сечения от подошвы конуса или штабеля должна быть не менее 1 м;
¾ на карте намыва — в узлах прямоугольной сети 10 ´ 10 м.
4.1.4.2 При входном контроле сыпучих строительных материалов контрольные точки выбирают в каждом транспортном средстве на расстоянии не менее 1 м от бортовой стенки:
— и железнодорожном транспорте (полувагоне и платформе) — не менее двух точек;
— в автомобильном транспорте — одну точку в центре кузова;
— на водном транспорте (на барже — площадке или бункерных судах) — не менее двух точек, расположенных вдоль оси судна.
4.1.4.3 При проведении контроля строительных изделий из них формируют прямоугольную призму с основанием не менее 1,2 ´ 1 ,2 м, и высотой 0,5 м или выбирают поддон (пакет) изделий, уложенных не в «елочку», с размерами не менее указанных н в центре верхней плоскости изделий выбирают контрольную точку.
4.1.4.4 Измерения проводят путем, установки блока детектирования радиометра в контрольной точке на ровной поверхности материала. За ровную принимают поверхность, на которой размеры выступов (впадин) не превышают диаметр блока детектирования.
В каждой контрольной точке проводят не менее трех последовательных измерений.
4.1.4.5 Для снижения влияния бокового излучения на результаты измерения должны проводиться на расстоянии не менее 20 м от зданий, сооружений, массивов горных пород и строительных материалов и изделий.
4.1.5 Правила обработки результатов измерений
4.1.5.1 За результат определения величины Аэфф в контрольной точке принимают значение, определяемое по формуле:
где i = 1, 2, . п — номер измерения в данной точке;
п — количество измерений в данной точке ( n ³ 3);
Aэфф. i — значение величины Аэфф при i -м измерении;
D — абсолютная погрешность измерения, оцениваемая в соответствии с методикой выполнения измерений.
4.1.5.2 За результат определения величины удельной эффективной активности ЕРН в партии материала (Аэфф.п) принимают максимальное из значений Аэфф.т. j , полученных при измерениях в контрольных точках данной партии.
4.1.6 Правила оформления результатов контроля
Показания прибора и результаты контроля заносят в журнал по форме приложе н ия Б .
В журнале регистрируют дату проведения контроля, наименование материала (изделия), привязку контрольных точек измерения, особенности условий измерений (расстояние от источника бокового излучения, температура воздуха и др.), показания прибора (значения удельной активности каждого радионуклида или удельной эффективной активности ЕРН в материале) с оценкой погрешности, результат определения величины Аэфф.п, предварительное заключение о классе материала.
В случае, если определенная при контроле величина Аэфф.п равна верхнему граничному значению, установленному для соответствующего класса, материал необходимо относить к следующему классу.
4.2 Лабораторный метод
4.2.1 Назначение метода
Лабораторный метод предназначен для:
— установления класса строительного материала (изделия);
— уточнения класса строительного материала (изделия) в случае получения граничных значений по экспрессному методу;
4.2.2 Средства контроля
4.2.2.1 Радиометрическая установка на основе стационарного гамма-спектрометра со следующими техническими характеристиками:
— диапазон энергии регистрируемого гамма-излучения от 0,1 до 3 МэВ;
— нижний предел определения удельной активности каждого ЕРН не более 50 Бк/кг;
— относительная погрешность определения удельной активности ЕРН не более 20 % при доверительной вероятности 0,95.
4.2.2.2 Комплект аттестованных мер (стандартных образцов) удельной активности ЕРН.
4.2.2.3 Вспомогательное оборудование:
— набор контейнеров для навесок материала установленного объема с крышками;
— контрольное сито с круглыми отверстиями диаметром 5 мм;
— весы настольные циферблатные по ГОСТ 29329 или лабораторные по ГОСТ 24104.
4.2.2.3. (Измененная редакция, Изм. № 1).
4.2.2.4 Радиометрическая установка должна иметь свидетельство о государственной метрологической аттестации и аттестованную в установленном порядке методику выполнения измерений удельной активности ЕРН.
4.2.3. Порядок подготовки аппаратуры к проведению контроля
Подготовку радиометрической установки к измерениям и измерения проводят в соответствии с методикой выполнения измерений.
4.2.4. Порядок проведения контроля
4.2.4.1 Отбор и подготовка проб
Определение удельных активностей ЕРН в сыпучих материалах проводят на навесках, отобранных из представительной пробы.
Представительную пробу получают путем перемешивания и квартования не менее 10 точечных проб, отобранных из контрольных точек, указанных в 4.1.4.1 и 4.1.4.2. Отбор проб производят в соответствии с требованиями действующих нормативных документов. Представительную пробу с размером зерен более 5 мм измельчают до размеров зерен менее 5 мм. В зависимости от объема применяемого в радиометрической установке контейнера пробу массой от 2,5 до 10 кг упаковывают в двойной мешок, между стенками которого помещают паспорт пробы с наименованием материала, адреса предприятия, направившего пробу, места и даты отбора пробы.
Определение удельных активностей ЕРН в строительных изделиях и облицовочных материалах из природного камня проводят также на навесках, отобранных из представительной пробы.
Представительную пробу массой от 2,5 до 10 кг получают путем измельчения изделий (кирпича, плит, около природного камня, полученных при производстве облицовочных материалов), отобранных при приемке партии согласно действующим нормативным документам. Допускается использование материала, полученного при определении предела прочности при сжатии, растяжении или изгибе изделий, или специально приготовленных образцов.
Представительную пробу с размером зерен менее 5 мм упаковывают в двойной мешок, как указано выше.
Для определения удельных активностей ЕРН полученные представительные пробы высушивают до постоянной массы, затем заполняют пять контейнеров и контейнеры взвешивают. Насыпную плотность определяют путем деления массы навески в каждом контейнере на объем контейнера.
Контейнеры герметично закрывают, маркируют и выдерживают в комнатных условиях в течение времени, установленного методикой выполнения измерений для получения радиоактивного равновесия ЕРН.
4.2.4.2 Контейнеры с навесками последовательно устанавливают в радиометрическую установку и проводят измерения в соответствии с методикой выполнения измерений.
4.2.5 Правила обработки и оформления результатов измерений и контроля
4.2.5.1 Обработку результатов и оценку погрешности измерений производят в соответствии с методикой выполнения измерений отдельно для каждой навески и для каждого из ЕРН.
4.2.5.2 В качестве результатов измерений удельных активностей ЕРН в представительной пробе принимают средние арифметические значения удельных активностей каждого радионуклида (А j ) по пяти навескам:
где i = 1, 2, . n ¾ номер навески.
Абсолютную погрешность определения величины А j вычисляют по формуле
г де a j — абсолютная погрешность определения удельной активности j -го радионуклида в навесках пробы, оцениваемая в соответствии с методикой выполнения измерений на радиометрической установке.
4.2.5.3 Значение удельной эффективной активности ЕРН (Аэфф) для представительной пробы вычисляют в соответствии с формулой (1) с использованием значений А j для каждого радионуклида.
Абсолютную погрешность определения значений Аэфф вычисляют по формуле
4.2.5.4 За результат определения удельной эффективной активности ЕРН в контролируемом материале и установления класса материала принимают значение, определяемое по формуле
4.2.5.5 Результаты определения удельной эффективной активности ЕРН в материалах заносят в журнал, в котором должны быть указаны:
— наименование предприятия-изготовителя или предприятия-потребителя;
— местоположение точек отбора пробы;
— даты отбора пробы и проведения измерений;
— удельные активности радия, калия, тория с погрешностями;
— удельная эффективная активность с погрешностью;
— фамилия, должность и подпись лица, проводившего измерения.
4.2.5.6 Результаты испытания материала оформляют в виде протокола испытаний по форме, приведенной в приложении В.
ПРИЛОЖЕНИЕ А
(обязательное)
Критерии для принятия решения об использовании строительных материалов согласно гигиенических нормативов
Удельная эффективная активность (Аэфф), Бк/кг
Все виды строительства
Дорожное строительство в пределах населенных пунктов и зон перспективной застройки, строительство производственных сооружений
Дорожное строительство вне населенных пунктов
Св. 1500 до 4000
Вопрос об использовании материала решается по согласованию с Госкомсанэпиднадзором
Примечание – При необходимости в национальных нормах, действующих на территории государства, величина удельной эффективной активности естественных радионуклидов может быть изменена в пределах норм, указанных в таблице.
(Измененная редакция, Изм. № 1, 2).
ПРИЛОЖЕНИЕ Б
(рекомендуемое)
ЖУРНАЛ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ (ИЗДЕЛИЙ)
Радиоактивность щебня, классы радиоактивности
На сегодняшний день для нашей страны актуален вопрос о защите от радиации, который постоянно подымается в связи с использованием радиоактивных стройматериалов. Чаще всего они не являются экологически безопасными.
Что такое радиоактивность?
Радиоактивность — это процесс спонтанного распада атомов некоторых изотопов с испусканием частиц. Это явление было открыто А. Беккерелем в 1896 году. Французский физик проводил исследования с урановой солью. Он заметил, что соли урана испускают излучение и, таким образом, влияют на фотоэмульсию. Беккерель обнаружил, что вид химического соединения не является определяющим фактором для интенсивности излучения. Она зависит только от количества урана. Это значило, что свойство излучения присуще не соединениям, а именно урану.
Радиоактивность щебня
Непрофессионал не сможет самостоятельно определить, какие из материалов могут нанести вред и какой степени.
Допустимые значения радиоактивности стройматериалов определяются различными нормативными актами. Их экологическую безопасность подтверждают соответствующие службы и сертификаты, которые выдаются только после лабораторных исследований.
Распространенный строительный материал — щебень — является источником естественной радиации. Кроме этого, он может иметь искусственную радиацию из-за свойства ее накапливать. Это гораздо опаснее: доза приобретенной радиации намного выше естественной. Именно поэтому стоит поинтересоваться у поставщика, откуда был привезен щебень. Если он добыт вблизи металлургических или других предприятий, на это следует обратить особое внимание.
Классы радиоактивности щебня
Щебень делится на классы по радиоактивности. От этого показателя отталкиваются, выбирая производителя и поставщика материала.
О радиационной безопасности материалов и изделий, применяемых при строительстве и отделке зданий, а также используемых в быту изделий
В настоящее время при строительстве зданий, сооружений, дорог используются такие строительные материалы, как щебень, песок, железобетонные изделия, цемент, кирпич, керамзит, стекло, минеральная вата и др. При оборудовании и отделке помещений применяются санитарно-технические изделия, керамическая плитка, в быту используется посуда, изделия и предметы интерьера из керамики, керамогранита, природного и искусственного камня, глины, фаянса, фарфора.
Сырьем для производства таких строительных материалов и изделий являются горные породы и минералы (известняк, песчаник, кварц, кварцит, глина, сланцы, граниты, мрамор и др.), содержащие природные радионуклиды. Концентрации радионуклидов в сырье, материалах и изделиях могут существенно отличаться в зависимости от состава и месторождения.
Показателем, характеризующим количественное содержание радионуклидов, является эффективная удельная активность природных радионуклидов (Аэфф), измеряемая в Бк/кг (беккерель на килограмм).
Для ограничения облучения населения природными источниками действующим законодательством установлены разрешенные цели (области) использования материалов в зависимости от содержания радионуклидов (п. 5.3.4 СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009».
При строительстве и реконструкции жилых и общественных зданий допускается использовать материалы и изделия Iкласса с Аэфф не более 370 Бк/кг.
В дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений – материалы и изделия II класса с Аэфф не более 740 Бк/кг.
В дорожном строительстве вне населенных пунктов – материалы IIIкласса с Аэфф не более 1500 Бк/кг.
В облицовочных изделиях и материалах для внутренней облицовки зданий и сооружений, а также в санитарно-технических изделиях, посуде, емкостях для цветов и растений, изделиях художественных промыслов и предметах интерьера из керамики, керамогранита, природного и искусственного камня, глины, фаянса и фарфора Аэфф не должна превышать 740 Бк/кг (СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПРБ-99/2010»).
Контроль за содержанием природных радионуклидов в материалах и изделиях осуществляет производитель. В сопроводительной документации на продукцию должно указываться численное значение Аэфф в продукции (п. 5.1.15 ОСПОРБ-99/2010).
Определение Аэфф может проводиться только в лабораторных условиях с использованием специализированного оборудования. Дозиметры, дозиметры-радиометры для такого контроля не предназначены.
Читайте также: