Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 16 июня 2008 г. N 36 "Об утверждении СанПиН 2.6.1.2368-08" стр. 11

3.5.11. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения персонала группы А должен проводиться постоянно с регистрацией в журнале и (или) компьютерной базе данных. Индивидуальные годовые эффективные дозы облучения персонала должны фиксироваться в карточке учета (базе данных) индивидуальных доз. Копия карточки должна храниться в учреждении в течение 50 лет. Копия карточки учета доз работника в случае перевода его в другое учреждение должна передаваться на новое место работы. Данные об индивидуальных дозах облучения прикомандированных лиц должны сообщаться по месту их основной работы.

3.5.12. Предварительный индивидуальный радиометрический контроль уровня инкорпорации радионуклидов (РФП) у персонала производится с помощью имеющихся в подразделении радионуклидной терапии специализированных радиометров, гамма-камеры с устройством сканирования всего тела или гамма-томографа. В случае достоверного обнаружения инкорпорированной активности сотрудник должен быть направлен в специализированную лабораторию для исследования на спектрометре излучения человека (СИЧ), где по результатам радиометрии будет определена доза внутреннего облучения данного сотрудника.

3.5.13. Контроль уровней радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей оборудования и помещений должен проводиться с учетом характера технологического процесса в местах возможных загрязнений. Контроль радиоактивного загрязнения кожных покровов, одежды персонала и средств индивидуальной защиты проводится при выходе из рабочих помещений блоков радионуклидного обеспечения и блока активных палат, при обнаружении и после ликвидации аварийных загрязнений.

3.5.14. Результаты измерения загрязнений сопоставляются с допустимыми уровнями радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты (см. приложение 13 Правил) только для "чистых" бета-излучающих радионуклидов (напр., , , ) и для "смешанных" бета-гамма-излучающих радионуклидов (напр., , , ).

3.5.15. Для "чистых" гамма-излучающих радионуклидов, применяемых для радионуклидной диагностики (напр., , , , , ), контроль уровня загрязнения следует проводить путем измерения мощности дозы на расстоянии 10 см от загрязненной поверхности. При этом для кожи и поверхностей, входящих с ней в контакт, следует установить контрольный уровень допустимого загрязнения в значении мощности дозы в воздухе, равный 4 мкГр/ч, а для остальных рабочих поверхностей - 12 мкГр/ч.

3.5.16. Контроль мощности дозы гамма-излучения на местах фактического нахождения персонала проводят при технологических операциях с источниками ионизирующих излучений как в рабочих, так и в смежных помещениях, в том числе и при проведении ядерно-медицинских и измерительных процедур пациентов с введенными в организм РФП. При этом должно использоваться максимальное количество источников, предусмотренное технологическим процессом, а активность источников должна быть максимально необходимой для данной технологии.

3.5.17. В помещениях, где проводятся работы с источниками излучений, измерения мощности дозы гамма-излучения в виду неравномерности облучения выполняются на уровнях головы, груди, гонад и ног, соответственно на расстояниях 160, 120, 80 и 30 см от пола помещения.

3.5.18. По результатам измерения мощности амбиентного эквивалента дозы рассчитывается мощность эффективной дозы Е по формуле:

, мкЗв/ч,

где:

0,15, 0,3, 0,5 и 0,05 - взвешивающие тканевые коэффициенты в относительных единицах, полученные в соответствии с НРБ-99 исходя из суммы значений тканевых коэффициентов на уровнях головы, груди, гонад и ног соответственно;

, , , - измеренные значения мощности амбиентного эквивалента дозы на уровнях головы, груди, гонад и ног за вычетом радиационного фона, мкЗв/ч.

3.5.19. В смежных помещениях, где облучение является относительно равномерным, измерение мощности дозы гамма-излучения проводится:

над контролируемыми помещениями на высоте 80 см от пола в точках прямоугольной сетки с шагом 1 - 2 м;

под контролируемыми помещениями на высоте 120 см от пола в точках прямоугольной сетки с шагом 1 - 2 м;

в помещениях и на территории, смежных по горизонтали, вплотную к стене на высоте 80 см и 120 см по всей длине стены с шагом 1 - 2 м.

3.5.20. В помещениях и на территории, смежных по горизонтали с контролируемыми помещениями, значение мощности эффективной дозы рассчитывается по формуле:

, мкЗв/ч.

3.5.21. В помещениях, смежных по вертикали с контролируемыми помещениями, значение мощности эффективной дозы принимается равным измеренному значению мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения.

3.5.22. Измерение мощности дозы гамма-излучения проводят также на стыках защитных ограждений, у дверных проемов и отверстий технологического назначения.

3.5.23. Рассчитанные значения мощности эффективной дозы профессионального облучения персонала не должны превышать значений, представленных в таблице приложения 14 Правил.

3.5.24. Радиационный контроль твердых радиоактивных отходов (РАО), в том числе и пищевых отходов от госпитализированных в "активные" палаты больных, должен проводиться как при их поступлении в хранилище отходов, так и при их списании и удалении после выдержки на распад и при передаче на централизованное захоронение. Мощность дозы гамма-излучения РАО измеряется на расстоянии 0,1 м от контейнера и не должна превышать 1 мкЗв/ч над фоном. Это значение является критерием для удаления отходов с обычным мусором.

3.5.25. Контроль уровня радиоактивного загрязнения спецодежды и белья проводится перед сдачей в прачечную с целью их сортировки и выделения тех предметов, уровни радиоактивного загрязнения которых превышают значения, указанные в пп. 3.5.14 и 3.5.15 Правил, и которые должны быть отобраны для выдержки на радиоактивный распад. Замена спецодежды производится по результатам радиационного контроля, а при не превышении этих значений - по истечении установленных сроков ношения.

3.5.26. Радиационный контроль сливных вод из накопительных емкостей станции спецочистки жидких РАО подразделения радионуклидной терапии проводится непосредственно перед сбросом этих вод в хозяйственно-бытовую канализацию после соответствующей выдержки на радиоактивный распад.

3.5.27. Для радиационного контроля сливных вод рекомендуется использовать технологию радиометрии проб жидких РАО, отбираемых из емкостей станции спецочистки жидких РАО. Сброс допускается только при значении удельной активности жидких РАО менее 10 ДУ для данного радионуклида в соответствии с НРБ-99. В частности, для ДУ составляет 6,3 Бк/кг.

3.5.28. Радиационный контроль фильтров системы вентиляции "активных" палат и блока радионуклидного обеспечения подразделений радионуклидной терапии проводится по мощности дозы гамма-излучения в процессе работы и при плановой замене фильтров.

3.5.29. Случаи превышения контрольных уровней профессионального облучения должны анализироваться службой РБ, которая информирует администрацию данного медицинского учреждения. О радиационных авариях и случаях превышения пределов доз для персонала администрация учреждения должна сообщать в Роспотребнадзор и Ростехнадзор с оформлением соответствующего протокола, где должны быть указаны причины и обстоятельства произошедшего радиационного инцидента, а также меры по ликвидации или минимизации его последствий.

3.6. Защита от нерадиационных факторов

3.6.1. Мероприятия по защите и контроль за опасными и вредными производственными факторами нерадиационного характера в подразделениях радионуклидной терапии обеспечиваются администрацией медицинского учреждения.

3.6.2. Контролю подлежат следующие факторы:

уровни производственного шума на рабочих местах персонала;

значения кратности воздухообмена в помещениях подразделения и скорость движения воздуха в вытяжных шкафах;

температура и влажность воздуха в рабочих и общих помещениях подразделения радионуклидной терапии;

уровни искусственной освещенности в рабочих помещениях и кабинетах персонала;

усилия по перемещению контейнеров с радионуклидными источниками, радионуклидных генераторов, радиозащитного оборудования, сменных коллиматоров гамма-камер и гамма-томографов, каталок для перевозки больных, ложа пациента на установках с ручным приводом, другого измерительного и защитного оборудования и т.д.

3.6.3. Проектирование, прокладка и контроль состояния систем электроснабжения и заземления должны проводиться в соответствии с Правилами устройства и эксплуатации электроустановок и инструкциями по монтажу, наладке и эксплуатации электромедицинской аппаратуры.

3.6.4. Подразделения радионуклидной терапии должны быть оснащены средствами пожаротушения, в том числе углекислотными огнетушителями. Количество и месторасположение огнетушителей, а также пути эвакуации персонала и пациентов из аварийных помещений согласовываются с органами надзора за пожарной безопасностью.

Приложение 1
(справочное)

Ядерно-физические характеристики и классификация радионуклидов по группам радиационной опасности

Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Корпускулярное излучение		Фотонное излучение		МЗУА, Бк/г	МЗА, Бк	Группа радиационной опасности
			Выход на один распад, %	Максимальная энергия, кэВ	Выход на один распад, %	Энергия, кэВ
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10
(3)Н	12,26 лет	бета(-)	100	18,6	-	-	1Е+6	1Е+9	Г
(11)С	20,4 мин	бета(+)	100	970	200	511	1Е+6	1Е+9	Г
(14)С	5730 лет	бета(-)	100	155	-	-	1Е+4	1Е+7	В
(13)N	10,1 мин	бета(+)	100	1210	200	511	1Е+6	1Е+9	Г
(15)О	2,0 мин	бета(+)	100	1710	200	511	1Е+4	1Е+9	Г
(18)F	110 мин	бета(+)	97	635	194	511	1Е+1	1Е+6	В
(22)Na	2,62 лет	бета(+)	90,6	545	100	1275	1Е+1	1Е+6	В
		ЭЗ	9,4	-	180	511
(24)Na	15,0 час	бета(-)	100	1389	100 100	2754 1369	1Е+1	1Е+5	Б
(32)P	14,3 сут	бета(-)	100	1710	-	-	1Е+3	1Е+5	Б
(33)P	25,0 сут	бета(-)	100	248	-	-	1Е+5	1Е+8	Г
(35)S	87,9 сут	бета(-)	100	167	-	-	1Е+5	1Е+8	Г
(36)Cl	3,08 х 10(5) лет	бета(-)	98,1	714	0,003	511	1Е+4	1Е+6	В
(38)Cl	37,3 мин	бета(-)	53	4910	47	2170	1Е+1	1Е+5	Б
			16	2770	38	1600
			31	1110
(41)Ar	1,83 час	бета(-)	100	1210	100	1290	1Е+2	1Е+9	Г
(38)K	7,7 мин	бета(+)	100	2680	100	2168	1Е+2	1Е+6	В
					200	511
(42)K	12,4 час	бета(-)	82 18	3520 2000	18	1525	1Е+2	1Е+6	В
(43)K	22,4 час	бета(-)	87	830	81	620	1Е+1	1Е+6	В
					18	390
					85	373
(45)Са	165 сут	бета(-)	100	252	-	-	1Е+4	1Е+7	В
(47)Са	4,55 сут	бета(-)	18	1980	74	1308	1Е+1	1Е+6	В
			82	670
(46)Sc	83,9 сут	бета(-)	100	357	100 100	1120 889	1Е+1	1Е+6	В
(51)Cr	27,8 сут	ЭЗ	100	-	9,83	320	1Е+3	1Е+7	В
					22,6	50
(52)Fe	8,2 час	ЭЗ	44	-	112	511	1Е+1	1Е+6	В
		бета(-)	56	800	100	165
(59)Fe	45,6 сут	бета(-)	54	455	44	1292	1Е+1	1Е+6	В
			46	277	56	1095
(57)Co	270 сут	ЭЗ	100	-	11 87	136 122	1Е+2	1Е+6	В
(58)Co	71,3 сут	ЭЗ	85	-	99	810	1Е+1	1Е+6	В
		бета(+)	15	474	30	511
Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Корпускулярное излучение		Фотонное излучение		МЗУА, Бк/г	МЗА, Бк	Группа радиационной опасности
			Выход на один распад, %	Максимальная энергия, кэВ	Выход на один распад, %	Энергия, кэВ
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10
(64)Cu	12,8 час	ЭЗ	43	-	38	511	1Е+2	1Е+6	В
		бета(-)	38	570
		бета(+)	19	660
(67)Cu	61,9 час	бета(-)	20	577	47	184	1Е+2	1Е+6	В
			35	484	17	93
			45	395
(62)Zn	9,3 час	ЭЗ	92	-	23	597	1Е+5	1Е+8	Г
		бета(+)	8	670	14	548
					16	511
					15	507
					23	41
(65)Zn	245 сут	ЭЗ	98	-	49	1120	1Е+1	1Е+6	В
(69m)Zn	14,0 сут	ИП	-	-	96	439	1Е+2	1Е+6	В
(67)Ga	78 час	ЭЗ	100	-	16	300	1Е+2	1Е+6	В
					23	184
					39	93
(68)Ga	68,3 мин	ЭЗ бета(+)	12 88	- 1900	176	511	1Е+5	1Е+8	Г
(72)Ga	14,1 час	бета(-)	35	960	20	2500	1Е+1	1Е+5	Б
			41	640	26	2200
					96	835
					27	630
(68)Ge	288 сут	ЭЗ	100	-	42	9,4	1Е+5	1Е+8	Г
(72)As	26,0 час	ЭЗ	86	-	77	834	1Е+4	1Е+7	В
		бета(+)	14	2500	171	511
(74)As	18,0 сут	ЭЗ	39	-	15	635	1Е+1	1Е+6	В
		бета(-)	32	1355	60	596
		бета(+)	29	950	59	511
(76)As	26,4 час	бета(-)	57	2970	43	559	1Е+2	1Е+5	Б
			28	2420
(72)Se	8,42 сут	ЭЗ	100	-	59	46	1Е+3	1Е+6	В
(75)Se	119 сут	ЭЗ	100	-	12	401	1Е+2	1Е+6	В
					25	280
					59	265
					56	136
					16	121
(76)Br	16,2 час	ЭЗ	23	-	17	657	1Е+5	1Е+8	Г
		бета(-)	24	3600	73	559
		бета(+)	53	3100	106	511
(77)Br	58,2 час	ЭЗ	99	-	24	520	1Е+6	1Е+8	Г
					30	237
(80m)Br	4,5 час	ИП	-	-	35	37	1Е+6	1Е+8	Г
					86	12
Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Корпускулярное излучение		Фотонное излучение		МЗУА, Бк/г	МЗА, Бк	Группа радиационной опасности
			Выход на один распад, %	Максимальная энергия, кэВ	Выход на один распад, %	Энергия, кэВ
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10
(82)Br	35,3 час	бета(-)	100	444	17	1475	1Е+3	1Е+6	Г
					26	1317
					29	1044
					25	828
					83	777
					27	698
					41	619
					66	554
83(Br)	2,4 час	бета(-)	100	925	8	9	1Е+4	1Е+8	Г
(81m)Kr	13 сек	ИП	-	-	67	190	1Е+4	1Е+10	Г
(85m)Kr	4,5 час	ИП	-	-	14	304	1Е+4	1Е+10	Г
					75	151
(81)Rb	4,6 час	ЭЗ	66	-	67	511	1Е+6	1Е+10	Г
		бета(+)	24	1000	24	446
			10	580	65	190
(82)Rb	1,3 мин	бета(+)	96	3150	192	511	1Е+6	1Е+9	Г
(84)Rb	33,2 сут	ЭЗ	76	-	75	880	1Е+4	1Е+6	В
		бета(+)	10 11	1660 800	42	511
(86)Rb	18,7 сут	бета(-)	100	1780	9	1076	1Е+2	1Е+5	Б
(82)Sr	25,2 сут	ЭЗ	100	-	59	14	1Е+4	1Е+7	В
(85)Sr	65,4 сут	ЭЗ	100	-	100	514	1Е+2	1Е+6	В
(87m)Sr	2,8 час	ИП	-	-	80	388	1Е+2	1Е+6	В
					10	14
(89)Sr	51 сут	бета(-)	100	1463	-	-	1Е+3	1Е+6	В
(90)Sr	29,0 лет	бета(-)	100	546	-	-	1Е+2	1Е+4	Б
(87)Y	80 час	ЭЗ	100	-	100	483	1Е+3	1Е+6	В
(90)Y	64 час	бета(-)	100	2270	-	-	1Е+3	1Е+5	Б
(99)Mo	66,7 час	бета(-)	82	1230	12	740	1Е+2	1Е+6	В
			17	450
(99m)Tc	6,05 час	ИП	-	-	90	140	1Е+2	1Е+7	В
(103m)Rh	56 мин	ИП	-	-	90	497	1Е+4	1Е+8	Г
(105)Rh	4,5 час	бета(-)	11	1870	48	726	1Е+2	1Е+7	В
			48	1150	16	670
			35	1080	20	480
					11	317
(100)Pd	3,7 сут	ЭЗ	100	-	61	840	1Е+3	1Е+6	В
					60	748
(109)Pd	17 сут	ЭЗ	100	-	77	21	1Е+3	1Е+8	Г
(111)Ag	7,5 сут	бета(-)	100	1050	8	342	1Е+3	1Е+6	В
(111)In	2,8 сут	ЭЗ	100	-	94	245	1Е+2	1Е+6	В
					91	171
					84	24
(113m)In	100 мин	ИП	-	-	64	392	1Е+4	1Е+6	В
					24	25
(113)Sn	115 сут	ЭЗ	100	-	73	25	1Е+3	1Е+7	В
(117m)Sn	14 сут	ИП	-	-	87	159	1Е+2	1Е+6	В
					26	64
(119m)Sn	250 сут	ИП	-	-	15	24	1Е+2	1Е+5	Б
Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Корпускулярное излучение		Фотонное излучение		МЗУА, Бк/г	МЗА, Бк	Группа радиационной опасности
			Выход на один распад, %	Максимальная энергия, кэВ	Выход на один распад, %	Энергия, кэВ
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10
(123)I	13,3 час	ЭЗ	100	-	83	159	1Е+2	1Е+7	В
					87	28
(124)I	4,2 час	ЭЗ	74	-	14	1690	1Е+3	1Е+6	В
		бета(+)	11	2140	14	730
			14	1550	12	644
					67	605
					50	511
(125)I	60 сут	ЭЗ	100	-	139	28	1Е+3	1Е+6	В
(131)I	8,05 сут	бета(-)	90	606	83	364	1Е+2	1Е+6	В
(132)I	2,3 час	бета(-)	18	2120	14	1400	1Е+1	1Е+5	Б
			24	1530	22	955
			23	1160	89	773
			20	900	99	667
			15	730	16	522
(133)I	20,8 час	бета(-)	91	1300	94	530	1Е+2	1Е+6	В
(127)Xe	36,4 сут	ЭЗ	100	-	20	375	1Е+2	1Е+4	Б
					68	202
					23	172
					79	29
(131m)Xe	11,8 сут	ИП	-	-	49	30	1Е+4	1Е+6	В
(133)Xe	5,3 сут	бета(-)	100	346	36	90	1Е+3	1Е+4	Б
					47	32
(129)Cs	32 час	ЭЗ	100	-	22	411	1Е+2	1Е+5	Б
					32	372
					100	30
(131)Cs	9,7 сут	ЭЗ	100	-	75	30	1Е+3	1Е+6	В
(134m)Cs	2,9 час	ИП	-	-	14	127	1Е+3	1Е+6	В
					32	32
(137)Cs	30 лет	бета(-)	100	514	84	662	1Е+1	1Е+4	Б
(131)Ba	11,8 сут	ЭЗ	100	-	48	496	1Е+2	1Е+6	В
					13	379
					19	216
					28	124
					101	32
(133m)Ba	39 час	ИП	-	-	13	276	1Е+4	1Е+7	В
					53	33
(135m)Ba	28,7 час	ИП	-	-	15	268	1Е+4	1Е+7	В
					30	33
(137m)Ва	2,5 мин	ИП	-	-	91	661	1Е+6	1Е+9	Г
(140)La	40,2 час	бета(-)	15	1690	96	1596	1Е+1	1Е+5	Б
			45	1360	10	923
			26	1110	19	815
					40	487
					20	329
(145)Sm	340 сут	ЭЗ	100	-	12	614	1Е+2	1Е+5	Б
					135	40
(153)Sm	45,7 час	бета(-)	20	800	28	100	1Е+2	1Е+6	В
			46	710	57	42
			33	640
Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Корпускулярное излучение		Фотонное излучение		МЗУА, Бк/г	МЗА, Бк	Группа радиационной опасности
			Выход на один распад, %	Максимальная энергия, кэВ	Выход на один распад, %	Энергия, кэВ
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10
(147)Pm	2,6 лет	бета(-)	100	224	-	-	1Е+4	1Е+7	В
(159)Dy	144 сут	ЭЗ	100	-	94	45	1Е+2	1Е+6	В
(165)Dy	2,3 час	бета(-)	85 13	1280 1190	10	49	1Е+3	1Е+6	В
(166)Ho	27 час	бета(-)	42	1840	9	50	1Е+3	1Е+5	Б
			57	1760
(169)Er	9,4 сут	бета(-)	42	380	-	-	1Е+4	1Е+7	В
			58	340
(169)Yb	31 сут	ЭЗ	100	-	10	308	1Е+3	1Е+6	В
					35	198
					22	177
					11	131
					18	110
					45	63
					185	52
(177)Lu	6,8 сут	бета(-)	90	500	7	208	1Е+3	1Е+7	В
(182)Ta	115 сут	бета(-)	23	440	13	1231	1Е+2	1Е+4	Б
			20	360	27	1222
			38	180	16	1189
					34	1120
					14	100
					33	61
(186)Re	90,6 час	ЭЗ	4	-	10	64	1Е+3	1Е+6	В
		бета(-)	80	2120
			16	1960
(188)Re	17 час	бета(-)	82	2160	15	155	1Е+3	1Б+6	В
			18	1940
(188)W	60 сут	бета(-)	100	349	-	-	1Е+3	1Е+6	В
(195)Au	190 сут	ЭЗ	100	-	12	99	1Е+3	1Е+6	В
					106	68
(198)Au	2,7 сут	бета(-)	100	960	96	412	1Е+2	1Е+6	В
(195)Hg	9,5 час	ЭЗ	100	-	83	70	1Е+5	1Е+8	Г
(197)Hg	65 час	ЭЗ	100	-	24	77	1Е+2	1Е+6	В
					71	70
(203)Hg	47 сут	бета(-)	100	214	82	279	1Е+2	1Е+5	Б
					13	75
(199)Tl	7,4 час	ЭЗ	100	-	14	455	1Е+5	1Е+8	Г
					10	247
					12	208
					108	72
(201)Tl	74,1 час	ЭЗ	100	-	9	167	1Е+2	1Е+6	В
					90	72
(211)At	7,2 час	ЭЗ	59	-	45	81	1Е+3	1Е+7	В
		альфа	41	5868
(212)Bi	60,5 мин	бета(-)	42	2250	7	727	1Е+2	1Е+5	Б
		альфа	58	6050
(213)Bi	45,7 мин	бета(-)	62	1390	21	440	1Е+3	1Е+6	В
			18	960
		альфа	20	5860
Радионуклид	Период полураспада	Тип распада	Корпускулярное излучение		Фотонное излучение		МЗУА, Бк/г	МЗА, Бк	Группа радиационной опасности
			Выход на один распад, %	Максимальная энергия, кэВ	Выход на один распад, %	Энергия, кэВ
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10
(225)Ac	10 сут	альфа	47	5820	12	218	1Е+1	1Е+3	А
			53	5780

Примечания: 1. - альфа-распад; - бета-распад; ЭЗ - захват орбитального электрона; ИП - изомерный переход.

2. МЗУА - минимально значимая удельная активность, Бк/г.

3. МЗА - минимально значимая активность, Бк.

4. Запись 1Е+Х означает .

5. Данные по -спектрам и -линиям с выходом менее 10% в таблице не приведены.

Приложение 2
(рекомендуемое)

Назначение и площади помещений подразделений радионуклидной терапии*

Состав помещений блока радионуклидного обеспечения

N п/п	Назначение помещений	Площадь не менее, кв.м
1.	Помещение для приемки и распаковки РФП	10
2.	Хранилище РФП	20
3.	Помещение временного хранения и выдержки радиоактивных отходов с морозильной камерой (хранилище РАО)	10
4.	Станция спецочисткижидких радиоактивныхотходов (планировка помещений выполняется по отдельному проекту)	Общая площадь не менее 400 кв.м
5.	Фасовочная РФП	20
6.	Генераторная	10
7.	Процедурная	16
8.	Моечная	12
9.	Санпропускник с туалетом для персонала (отдельно для мужчин и женщин)	20
10.	Мастерская	10
11.	Пункт радиационного контроля персонала (он может быть совмещен с санпропускником)	8
12.	Кладовая для хранения уборочного инвентаря	5
13.	Кладовая загрязненной спецодежды и обуви персонала	10
14.	Помещение для дневного пребывания амбулаторных пациентов	20
15.	Туалет для амбулаторных пациентов	5
16.	Кабинет интервенционной радиологии	40