НАРЕДБА ЗА РАДИАЦИОННА ЗАЩИТА
В сила от 20.02.2018 г.
Приета с ПМС № 20 от 14.02.2018 г.
Обн. ДВ. бр.16 от 20 Февруари 2018г., изм. и доп. ДВ. бр.110 от 29 Декември 2020г.
In order to view this page you need Adobe Flash Player 9 (or higher) equivalent support!
Глава първа.
ОБЩИ ПОЛОЖЕНИЯ
Чл. 1. (1) С наредбата се определят изискванията за защита на здравето на професионално облъчвани лица и лица от населението и за предпазване от опасностите, произтичащи от въздействието на йонизиращи лъчения.
(2) Изискванията за осигуряване на защита на здравето на лицата при медицинско облъчване се определят с наредбата по чл. 65, ал. 1, т. 2 от Закона за здравето.
(3) Наредбата се прилага за всяка ситуация на планирано облъчване, съществуващо облъчване и аварийно облъчване, при която не може да се пренебрегне вероятността за възникване на вредни ефекти върху здравето на човек или неговото потомство при облъчване с йонизиращи лъчения.
(4) Наредбата се прилага по отношение на:
1. използване, производство, преработване, обработване, манипулиране, погребване, съхраняване, превоз, внос и износ на радиоактивни материали и радиоактивни източници;
2. изработване и експлоатация на електрическо оборудване, което генерира йонизиращо лъчение и съдържа компоненти, работещи при потенциална разлика над 5 kV;
3. (доп. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) преработка на материали с повишено съдържание на естествени радионуклиди и други дейности, водещи до значимо повишено облъчване на работници и лица от населението, поради по-високо съдържание на естествени източници на йонизиращи лъчения, включително облъчването на екипажите на въздухоплавателни средства и космически апарати;
4. професионално облъчване или облъчване на лица от населението от радон в закрити помещения, външно облъчване от
строителни материали, хронично облъчване в резултат на последици от радиационна авария или от минала човешка дейност;
5. планиране на действията, поддържане на готовност за реагиране и управление при ситуации на аварийно облъчване, когато се налага предприемане на мерки за защита на здравето на аварийни работници и лица от населението.
Чл. 2. За дейностите, свързани с експлоатацията на ядрени централи, изследователски ядрени инсталации, съоръжения за управление на радиоактивни отпадъци и отработено ядрено гориво, както и при превоз на радиоактивни вещества се прилагат и специфичните изисквания за безопасност, определени в подзаконовите актове по прилагане на
Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
Чл. 3. От обхвата на наредбата се изключват:
1. облъчването от космическото лъчение върху земната повърхност и наземното облъчване от естествени радионуклиди, съдържащи се в ненарушената от човешка дейност земна кора;
2. облъчването от естествени радионуклиди, съдържащи се в човешкото тяло, като например калий-40 и други;
3. (доп. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) облъчването на лица от населението или облъчване на лица, различни от екипажите на въздухоплавателни средства и космически апарати, дължащо се на космическото лъчение по време на полети.
Глава втора.
СИСТЕМА ЗА РАДИАЦИОННА ЗАЩИТА
Раздел I.
Основни принципи за радиационна защита
Чл. 4. (1) Всяка човешка дейност, която води или може да доведе до облъчване от йонизиращо лъчение, трябва предварително да бъде обоснована от гледна точка на очакваната икономическа, социална и друга полза за облъчените лица или за обществото, при което трябва да бъде доказано, че ползата е достатъчно голяма, за да компенсира увреждането на здравето, причинено от облъчването при осъществяване на дейността.
(2) Решенията за въвеждане или промяна на пътища на облъчване при ситуации на съществуващо и аварийно облъчване се обосновават така, че да бъде доказано, че те носят повече полза, отколкото вреда.
(3) Радиационната защита на професионално облъчвани лица и лица от населението се оптимизира така, че индивидуалните дози, броят на облъчваните лица и вероятността за облъчване да се поддържат на възможно най-ниското достижимо ниво, отчитайки икономическите и социалните фактори и актуалното състояние на техническите познания.
(4) Принципът за оптимизация на радиационната защита по ал. 3 се прилага на всеки един етап от жизнения цикъл на ядрените съоръжения и източниците на йонизиращи лъчения (проектиране, производство, въвеждане в експлоатация, експлоатация, извеждане от експлоатация, съхраняване, погребване), както и при управлението на радиоактивни отпадъци и отработено ядрено гориво.
(5) Индивидуалните ефективни и еквивалентни дози, които могат да получат професионално облъчвани лица и лица от населението в ситуации на планирано облъчване, не трябва да надвишават границите на дозите, определени в тази глава. Граници на дозите не се прилагат при медицинско облъчване.
Чл. 8. (1) За всяка ситуация на аварийно и съществуващо облъчване министърът на
здравеопазването определя референтни нива за лица от населението и чрез органите на държавния здравен контрол дава указания и осъществява контрол по прилагането им. В тези ситуации приоритет на оптимизацията са облъчвания, които са над референтното ниво, като процесът на оптимизация следва да продължи и когато нивата на облъчване са по-ниски от референтното ниво.
(2) Конкретни стойности на референтните нива по ал. 1 се определят в зависимост от вида и особеностите на ситуацията на облъчване, като се вземат под внимание изискванията за радиационна защита, социалните критерии и следните условия:
1. за облъчвания до 1 mSv на година - въз основа на обща информация за нивото на облъчване, без да се отчитат индивидуалните облъчвания;
2. за облъчвания до 20 mSv на година - въз основа на конкретна информация, която да позволи на отделните лица да контролират по възможност индивидуалното си облъчване;
3. за облъчвания до 100 mSv на година - въз основа на оценка на индивидуалните дози и конкретна информация за радиационните рискове и възможните действия за намаляване на облъчванията.
Раздел II.
Граници на дозите при професионално облъчване и при облъчване на лица от населението
Чл. 10. (1) Границите на дозите за професионално облъчвани лица се прилагат за:
1. сумата на ефективните дози и сумата на еквивалентните дози от външно и вътрешно облъчване, които дадено лице може да получи за една година при ситуации на планирано облъчване в резултат на всички разрешени дейности, извършвани от лицето в среда на йонизиращи лъчения;
2. професионалното облъчване от радон на работни места, където средногодишната обемна активност на радон надвишава референтното ниво;
3. ситуации на съществуващо облъчване, посочени в чл. 47, когато трябва да се прилагат изискванията, валидни за ситуации на планирано облъчване.
(2) За аварийни работници в ситуации на аварийно облъчване се прилагат изискванията за ограничаване на дозите, посочени в чл. 84 и 85.
Чл. 11. (1) Границата на ефективната доза за всяко професионално облъчвано лице е 20 mSv за период от една година.
(2) Освен границата на ефективната доза, посочена в ал. 1, трябва да се спазват следните граници за еквивалентните дози:
1. границата на еквивалентната доза за очната леща е 20 mSv за период от една година или 100 mSv сумарна доза за които и да е пет последователни години, при условие че максималната доза не надвишава 50 mSv през една отделна година;
2. границата на еквивалентната доза за кожата е 500 mSv за период от една година, осреднена за всеки 1 сm2 от повърхността на кожата, независимо от площта на облъчената повърхност;
3. границата на еквивалентната доза за крайниците е 500 mSv за период от една година.
Чл. 13. (1) Границата на ефективната доза за всяко лице от населението е 1 mSv за една година.
(2) Освен границата на ефективната доза, посочена в ал. 1, трябва да се спазват и следните граници за еквивалентните дози:
1. границата на еквивалентната доза за очната леща е 15 mSv за една година;
2. границата на еквивалентната доза за кожата е 50 mSv за една година, осреднена за всеки 1 сm2 от повърхността на кожата, независимо от площта на облъчената повърхност.
Раздел III.
Граници на дозите за стажанти и учащи се
Чл. 15. (1) Границата на ефективната доза за учащи се и стажанти на възраст от 16 до 18 навършени години, на които по време на тяхното обучение се налага да работят в среда на йонизиращи лъчения, е 6 mSv за период от една година.
(2) Освен границата на ефективната доза, посочена в ал. 1, трябва да се спазват следните граници за еквивалентните дози:
1. границата на еквивалентната доза за очната леща е 15 mSv за период от една година;
2. границата на еквивалентната доза за кожата е 150 mSv за период от една година, осреднена за всеки 1 сm2 от повърхността на кожата, независимо от площта на облъчената повърхност;
3. границата на еквивалентната доза за крайниците е 150 mSv за период от една година.
(3) На учащи се и стажанти до 18 навършени години не трябва да се възлага работа, за която се отнасят изискванията по чл. 11 за професионално облъчвани лица.
Раздел IV.
Защита на работещи бременни жени и жени кърмачки
Чл. 17. (1) За бременни жени и жени кърмачки, които работят в предприятия или са наети да работят като външни работници в предприятия, се осигурява радиационна защита като за лица от населението.
(2) Жена, която работи в среда на йонизиращи лъчения, уведомява писмено работодателя си при установяване на бременност.
(3) Предприятието или съответният работодател, ако тя е външен работник, веднага след като бъдат уведомени по реда на ал. 2, са длъжни да осигурят подходящи условия за работа на всяка бременна жена, които да гарантират, че еквивалентната доза за нероденото дете е на възможно най-ниско разумно достижимо ниво, във възможно най-ниските разумно достижими граници и няма да надвиши при никакви обстоятелства 1 mSv за периода до края на бременността.
(4) Всяка жена, която кърми дете, е длъжна да уведоми за това предприятието или съответния работодател, ако тя е външен работник. След уведомяването предприятието, съответно работодателят, не трябва да я допуска да изпълнява трудови дейности, при които е възможно постъпване на радионуклиди в нейния организъм или повърхностно радиоактивно замърсяване на тялото.
Раздел V.
Оценяване на ефективна доза и на еквивалентна доза от външно и вътрешно облъчване
Чл. 18. (1) При оценка на ефективни и еквивалентни дози от външно и вътрешно облъчване се използват величините, взаимозависимостите и мерните единици, както и стойностите на радиационните тегловни фактори и тъканните тегловни фактори, определени в приложение № 1.
(2) При оценка на дозите в дадена ситуация на облъчване или за облъчено лице се отчитат конкретните физико-химични или други характеристики на източниците на йонизиращи лъчения.
(3) Министърът на
здравеопазването чрез Националния център по радиобиология и радиационна защита оценява дозите от външно и вътрешно облъчване на населението като цяло и на представителни лица.
(4) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) При оценката по ал. 3 се използват резултатите от радиационния мониторинг на
околната среда и факторите на жизнената среда, осъществяван от лицата, на които е възложен такъв мониторинг.
(5) Лицата по ал. 4 предоставят ежегодно в срок до 1 март резултатите от провеждания мониторинг, анализ и оценка на получените резултати в Националния център по радиобиология и радиационна защита.
(6) Вторични (производни) граници за целите на радиационния контрол, планиране на защитата и оценка на дозите за професионално облъчвани лица и за лица от населението при ситуации на планирано облъчване са определени в приложение № 2.
Глава трета.
ИЗИСКВАНИЯ ЗА ОБРАЗОВАНИЕ, ОБУЧЕНИЕ, ИНФОРМИРАНЕ, КВАЛИФИКАЦИЯ И ОТГОВОРНОСТИ ВЪВ ВРЪЗКА С РАДИАЦИОННАТА ЗАЩИТА
Раздел I.
Общи отговорности за образование, обучение и предоставяне на информация
Чл. 20. (1) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Предприятията, които са придобили и/или използват оборудване (апарат, уредба, изделие), което съдържа радиоактивен източник или генератор на йонизиращи лъчения, трябва да разполагат с адекватна информация за потенциалните опасности от облъчване и за правилните начини на използване, тестване и поддръжка на това оборудване, както и с доказателство, че неговата конструкция позволява ограничаване на облъчванията до възможно най-ниското разумно постижимо ниво.
(2) Предприятията, които са придобили и/или използват медицинска радиологична апаратура, трябва да разполагат с адекватна информация относно оценката на радиационния риск за пациентите и наличните елементи на клиничната оценка при използване на тази апаратура.
Раздел II.
Изисквания за обучение и информиране на лица, чиято дейност е свързана с радиационен риск
Чл. 21. (1) Предприятията информират наетите от тях професионално облъчвани лица за:
1. рисковете за здравето в резултат на облъчването, свързано с тяхната работа;
2. общите процедури за радиационна защита и необходимите предпазни мерки;
3. процедурите за радиационна защита и предпазните мерки, свързани с експлоатационните и работните условия по отношение както на дейността като цяло, така и на всяко звено или дейност, към които работниците могат да бъдат причислени;
4. съответните части от плановете и процедурите за аварийно реагиране;
5. необходимостта да се спазват безусловно техническите, медицинските и административните изисквания.
(2) Работодателите на външни работници правят необходимото за осигуряване на информацията по ал. 1, т. 1, 2 и 5.
(3) Предприятията и работодателите на външни работници информират професионално облъчваните лица за:
1. значението на ранното уведомяване за бременност с оглед на рисковете от облъчване на нероденото дете;
2. важността да се съобщава за намерението да се кърми дете с оглед на риска от облъчване на детето при постъпване на радионуклиди или радиоактивно замърсяване на тялото на жени кърмачки.
(4) Предприятията и работодателите на външни работници осигуряват на професионално облъчваните лица подходящо обучение и информационни програми по радиационна защита.
(5) В допълнение към информацията и обучението в областта на радиационната защита, посочени в ал. 1 - 4, предприятията, които притежават високоактивни източници, включват конкретни изисквания за безопасното управление и контрола на тези източници с цел да се осигури подходяща подготовка на съответните работници за всякакви събития, които имат отношение към радиационната защита.
(6) При информирането и обучението се акцентира върху изискванията за безопасност и се включва конкретна информация за възможните последици от загубата на адекватен контрол върху високоактивните източници.
Чл. 22. (1) Ръководителите на обекти, в които е вероятно да попаднат случайно безстопанствени източници (включително големи площадки за приемане и складиране на метален скрап, инсталации за рециклиране на метален скрап, транспортни или гранични пунктове), са длъжни да информират своите служители за:
1. вероятността да се окажат в контакт с неизвестен радиоактивен източник по време на работа;
2. основни сведения и факти по отношение на йонизиращите лъчения и възможните последствия от тяхното въздействие;
3. действията, които трябва да се предприемат на място в случай на откриване или съмнение за наличие на безстопанствен източник.
(2) Ръководителите по ал. 1 обучават служителите за визуално откриване и разпознаване на радиоактивни източници и техните контейнери и за начина на реагиране при откриване или подозрение за наличие на безстопанствен източник.
Раздел III.
Дозиметрични служби и медицинско наблюдение
Чл. 24. (1) Дозиметричните служби определят дозите от външно и/или вътрешно облъчване на професионално облъчвани лица, подлежащи на индивидуален дозиметричен контрол, с цел да се регистрират получените от тези лица дози в съответствие с изискванията на глава шеста, раздел VІ и да се оцени съответствието с дозовите граници.
(2) Медицинското наблюдение на професионално облъчваните лица, включително оценката на медицинската пригодност да изпълняват конкретни професионални задължения, се осъществява от лекари от Националния център по радиобиология и радиационна защита и от лечебни заведения, които отговарят на изискванията, посочени в наредбата по чл. 65, ал. 1, т. 4 от Закона за здравето.
(3) Медицинското наблюдение по ал. 2 се осъществява в съответствие с изискванията на глава шеста, раздел IХ и наредбата по чл. 65, ал. 1, т. 4 от Закона за здравето.
Раздел IV.
Квалифициран експерт по радиационна защита
Чл. 25. (1) Квалифицираният експерт по радиационна защита дава препоръки, консултации и съвети, извършва анализи и оценки и предоставя компетентни становища на предприятията за съответствието с нормативните изисквания по отношение на професионалното облъчване и облъчването на населението и осигуряването на радиационна защита при ситуации на планирано, аварийно и съществуващо облъчване.
(2) Препоръките на квалифицирания експерт по радиационна защита обхващат, където е приложимо, следните елементи, без да се ограничават до тях:
1. оптимизация на радиационната защита и определяне на подходящи дозови ограничения;
2. проекти за нови съоръжения и пускане в експлоатация на нови или модифицирани източници на йонизиращо лъчение във връзка с инженерни проверки, проектни характеристики, параметри за безопасност и предупредителни устройства, имащи отношение към радиационната защита;
3. класификация на контролираните и надзиравани зони, определяне на техните граници;
4. категоризация на професионално облъчвани лица;
5. програми за мониторинг на работните места и индивидуален дозиметричен контрол, средства за индивидуална дозиметрия;
6. подходящи средства за радиационен мониторинг;
7. осигуряване на качеството;
9. мерки за управление на радиоактивните отпадъци;
10. мерки за предотвратяване на инциденти и аварии;
11. аварийна готовност и реагиране при ситуации на аварийно облъчване;
12. програми за обучение и преквалификация на професионално облъчвани лица;
13. разследване и анализ на инциденти и аварии, коригиращи мерки;
14. условия на труд за бременни и кърмещи жени;
15. изготвяне на документация, като предварителни оценки на радиационния риск и писмени процедури.
(3) Квалифицираните експерти по радиационна защита при необходимост и когато е подходящо, си сътрудничат с експерт по медицинска физика.
(4) Предприятията могат да възлагат на квалифицирани експерти по радиационна защита да изпълняват функции на отговорници по радиационна защита в съответните обекти.
(5) Признаването на правоспособност на квалифицирани експерти по радиационна защита се извършва по реда, определен в Наредбата за условията и реда за придобиване на професионална квалификация и за реда за издаване на лицензии за специализирано обучение и на удостоверения за правоспособност за използване на ядрената енергия.
Раздел V.
Отговорник по радиационна защита
Чл. 26. (1) Всяко предприятие е длъжно да назначи отговорник по радиационна защита, на когото се възлагат със заповед конкретни функции и задължения по контрола на радиационната защита и отговорности по осигуряване на радиационна защита при извършването на определена дейност.
(2) Броят на отговорниците по радиационна защита по ал. 1 се определя от предприятието в зависимост от спецификата и сложността на извършваната дейност.
(3) Предприятията предоставят на отговорниците по радиационна защита необходимите технически средства за изпълнение на техните задължения. Отговорникът по радиационна защита в даден обект докладва пряко на ръководителя на обекта за констатираните нередности и нарушения по отношение на радиационната защита.
(4) Работодателите на външни работници назначават отговорници по радиационна защита според необходимостта, които да осъществяват контрол и да изпълняват задачи, свързани с осигуряване на радиационната защита на тези работници.
(5) В зависимост от естеството на извършваните дейности, функциите и задълженията на отговорниците по радиационна защита, назначени от предприятията, могат да включват:
1. контрол по спазване на установените вътрешни правила и процедури за радиационна защита при работа в среда на йонизиращи лъчения;
2. контрол за изпълнение на програмата за мониторинг на определени работни места;
3. поддържане на подходяща документация за отчет и контрол на източници на йонизиращи лъчения;
4. извършване на периодични оценки на състоянието на системите, осигуряващи радиационна защита и безопасност при използването на източници на йонизиращи лъчения;
5. организиране на изпълнение на програмата за индивидуален дозиметричен контрол;
6. организиране на изпълнение на програмата за медицинско наблюдение;
7. запознаване на новите работници по подходящ начин с основните положения на вътрешните правила и процедури;
8. изработване на работни планове, даване на становища и бележки във връзка с работни планове;
9. изготвяне на отчети и доклади за състоянието на радиационната защита до ръководителя на съответния обект;
10. участие в мерките за поддържане на аварийна готовност и реагиране при ситуации на аварийно облъчване;
11. информиране и обучение на професионално облъчвани лица;
12. поддържане на контакти с квалифицирани експерти по радиационна защита.
(6) Физическите лица, които изпълняват функциите на отговорник по радиационна защита, трябва да притежават удостоверение за правоспособност, издадено в съответствие с Наредбата за условията и реда за придобиване на професионална квалификация и за реда за издаване на лицензии за специализирано обучение и на удостоверения за правоспособност за използване на ядрената енергия.
(7) Функциите на отговорник по радиационна защита могат да бъдат изпълнявани от звено по радиационна защита, създадено от дадено предприятие, както и от квалифициран експерт по радиационна защита.
Глава четвърта.
ОБОСНОВАНОСТ НА ДЕЙНОСТИ
Раздел I.
Обоснованост на дейности, свързани с облъчване от йонизиращи лъчения
Чл. 27. (1) Нови видове дейности, които могат да доведат до облъчване от йонизиращи лъчения, се обосновават предварително, отчитайки очакваните икономически, социални и други ползи, при което трябва да бъде доказано, че ползата от дейностите е по-голяма от възможната вреда за здравето на облъчените лица.
(2) При установяване на нови обстоятелства, доказателства или важна информация относно ефикасността на съществуващи видове дейности и потенциалните вредни последствия от тях и при въвеждане на нови технологии, технически средства или методи, чието предназначение е като това на съществуващи дейности, се извършва преглед и преоценка по отношение на обосноваността на тези дейности.
(3) Обосновката на нова или съществуваща дейност се изготвя от предприятието заявител в хода на осъществяване на държавното регулиране по Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
(4) Дейностите, свързани с професионално облъчване и облъчване на лица от населението, се обосновават като вид дейност, като се отчитат и двете категории облъчвани лица.
(5) Необосновани са дейностите, които са забранени съгласно разпоредбата на чл. 17 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
Раздел II.
Обоснованост на дейности, свързани с потребителски стоки
Чл. 28. (1) Всяко лице, което възнамерява да произвежда или да внася потребителски стоки, чието използване може да доведе до нов клас или вид дейност, предоставя на председателя на Агенцията за ядрено регулиране и на министъра на
здравеопазването цялата необходима информация относно:
1. предназначението и техническите характеристики на стоката;
2. начина и средствата за обезопасяването на стоката;
3. мощността на дозата на определени разстояния при използване на стоката, включително мощност на дозата на разстояние 0,1 m от всяка достъпна нейна повърхност;
4. очакваните дози за лица, които редовно ще използват стоката.
(2) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Председателят на Агенцията за ядрено регулиране и министърът на
здравеопазването оценяват информацията по ал. 1 от гледна точка на радиационната защита, включително оценяват дали:
1. експлоатационните характеристики на потребителската стока обосновават нейното предназначение;
2. потребителската стока е проектирана по подходящ начин с оглед на намаляване на облъчването при нормална употреба и вероятността и последиците от неправилна употреба или при случайни облъчвания;
3. техническите и физическите характеристики на стоката изискват налагане на специални условия при нейното използване;
4. стоката е проектирана по подходящ начин, така че да отговаря на критериите за освобождаване от регулиране;
5. стоката е от одобрен тип и не изисква специфични предпазни мерки за третиране след прекратяване на нейната употреба;
6. за стоката има предоставена за потребителя по подходящ начин информация и документация с указания за правилна употреба и третиране след прекратяване на нейната употреба.
(3) Министърът на
здравеопазването съгласувано с председателя на Агенцията за ядрено регулиране забранява продажбата или предлагането на потребителски стоки за населението, ако тяхното използване не е обосновано или ако употребата им не отговаря на критериите за освобождаване от регулиране по реда на глава пета.
(4) В случаи по ал. 3 министърът на здравеопазването информира Европейската комисия за мерките, посочвайки причините за тяхното предприемане.
Раздел III.
Обоснованост на дейности, свързани с преднамерено облъчване при немедицински образни изследвания
Чл. 29. (1) Дейностите, свързани с преднамерено облъчване при немедицински образни изследвания, при които се използва медицинска радиологична апаратура, могат да бъдат извършвани за:
1. радиологична оценка на здравословното състояние на лица с цел назначаването им на работа, за имиграционни цели или за застрахователни цели;
2. радиологична оценка на физическото развитие на деца и юноши с оглед на професионалните им занимания, свързани със спорт, танци и други;
3. радиологична оценка на възрастта;
4. откриване на скрити предмети в човешкото тяло.
(2) Дейностите, свързани с преднамерено облъчване при немедицински образни изследвания, при които не се използва медицинска радиологична апаратура, могат да включват:
1. използване на йонизиращи лъчения за откриване на скрити предмети върху или прикрепени към човешкото тяло;
2. използване на йонизиращи лъчения за откриване на укрити хора като част от проверката на преминаващи товари през пунктове, контролирани от специализираните държавни органи;
3. използване на йонизиращи лъчения за правни цели или за целите на националната сигурност и борбата с нелегалния трафик.
Чл. 30. Всяка дейност по чл. 29, свързана с облъчване за немедицинско образно изследване, при която не се изисква индивидуална обоснованост, се обосновава предварително, като обосновката включва:
1. конкретните цели на
процедурата и характеристиките на облъчваното лице;
2. обстоятелствата, които налагат облъчване при немедицински образни изследвания, когато не се изисква индивидуална обоснованост на всяко облъчване, и се анализират периодично.
Чл. 31. (1) Обосновката по чл. 30 се представя за становище на министъра на здравеопазването.
(2) В случаите, когато се използва медицинска радиологична апаратура, се прилагат изискванията, определени в наредбата по чл. 67, ал. 2 от Закона за здравето. Всеки ръководител на лечебно заведение трябва да въведе специални протоколи, съобразени с целта на облъчването и необходимото качество на образа, като се въвеждат конкретни диагностични референтни нива за тази цел.
(3) При процедурите, при които не се използва медицинска радиологична апаратура, се въвеждат от ръководителя на съответната структура специални протоколи, съобразени с целта на облъчването и необходимото качество на образа, като се определят и конкретни референтни нива при съобразяване границата на дозата за лица от населението.
(4) На лицата, подложени на облъчване по чл. 30, трябва да бъде осигурена съответната информация.
Раздел IV.
Идентифициране на дейности, свързани с повишено облъчване от естествени радионуклиди
Глава пета.
ОСВОБОЖДАВАНЕ ОТ РЕГУЛИРАНЕ
Раздел I.
Освобождаване от регулиране на дейности
Чл. 33. (1) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) От регулиране по Закона за безопасно използване на ядрената енергия могат да бъдат освободени обосновани дейности, които са присъщо безопасни, или радиоактивни материали, произхождащи от регулирана дейност, когато е доказано, че са изпълнени следните дозови критерии:
1. годишната ефективна доза, която се очаква да получи което и да е лице от населението в резултат на освободена дейност или от освободен радиоактивен материал, не надвишава 10 µSv;
2. годишната ефективна доза, която се очаква да получи което и да е лице от населението в резултат на освободена дейност или от освободен радиоактивен материал, не надвишава 1 mSv при сценарии с малка вероятност на възникване.
(2) За дейности и за радиоактивни материали, произхождащи от регулирани дейности, които съответстват на дозовите критерии по ал. 1, се приема, че радиационният риск за населението е пренебрежимо малък.
Чл. 34. (1) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Освободени от регулиране по Закона за безопасно използване на ядрената енергия са обосновани дейности със:
1. радиоактивен материал в ограничени количества до 1000 kg, съдържащ техногенни радионуклиди, за който е изпълнено поне едно от следните условия:
а) във всеки момент сумата от отношенията на активностите на всеки един радионуклид, съдържащ се в даден материал, към съответните нива (стойности на активност) за освобождаване от регулиране, посочени в приложение № 3, таблица 1, не надвишава единица;
б) във всеки момент сумата от отношенията на специфичните активности за всеки един радионуклид, съдържащ се в даден материал, към съответните нива (стойности на специфична активност) за освобождаване от регулиране, които са посочени в приложение № 3, таблица 1, не надвишава единица;
2. радиоактивен материал в голямо количество над 1000 kg, съдържащ техногенни радионуклиди, за който е изпълнено следното условие: във всеки момент сумата от отношенията на специфичните активности за всеки един радионуклид, съдържащ се в даден материал, към съответните нива за освобождаване от регулиране, посочени в приложение № 3, таблица 2, не надвишава единица.
(2) Нивата за освобождаване от регулиране на дейности и радиоактивни материали, определени в приложение № 3, съответстват на дозовите критерии по чл. 33, ал. 1.
(3) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) За дейности, включващи малки количества радиоактивни вещества или ниски специфични активности, които са сравними с нивата за освобождаване от регулиране, определени в приложение № 3, таблица 1 и таблица 2, се приема, че са присъщо безопасни.
(4) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) За дейности, включващи количества радиоактивни вещества или специфични активности под нивата за освобождаване от регулиране, определени в
приложение № 3, таблица 1 и таблица 2, се приема, че радиационният риск е пренебрежим и не подлежат на допълнително разглеждане с изключение на случаите, свързани със специфични пътища на облъчване (например чрез питейна вода или от
строителни материали).
(5) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Обоснована дейност с радиоактивни материали, съдържащи техногенни радионуклиди над нивата за освобождаване, определени в приложение № 3, таблица 1 и таблица 2, може да бъде освободена от изискванията за уведомление и контрол по Закона за безопасно използване на ядрената енергия, когато е установено, че:
1. радиационният риск е пренебрежимо малък;
2. дейността е присъщо безопасна;
3. лицата, които осъществяват дейността, не следва да се класифицират като професионално облъчвани лица.
Чл. 35. (1) На освобождаване от регулиране подлежат дейности със следните източници на йонизиращи лъчения, за които радиационният риск е пренебрежимо малък:
1. апарат, съдържащ закрит източник, когато са спазени следните изисквания:
а) типът на апарата е утвърден от компетентните държавни органи;
б) при нормални условия на експлоатация апаратът не създава мощност на еквивалентната доза над 1 µSv/h на разстояние 0,1 m от всяка негова достъпна повърхност;
в) определени са условията за рециклиране или погребване на закрития източник;
2. електронно-лъчева тръба, предназначена да дава видими образи, или друг електрически апарат, работещи с високо напрежение до 30 kV, когато при нормални условия на работа мощността на дозата на разстояние 0,1 m от всяка тяхна достъпна повърхност не надвишава 1 µSv/h;
3. електрически апарат, който генерира йонизиращо лъчение (с изключение на апаратите по т. 2), когато са спазени следните изисквания:
а) типът на апарата е утвърден от компетентен държавен орган;
б) при нормални условия на работа мощността на дозата на разстояние 0,1 m от всяка достъпна повърхност на апарата не надвишава 1 µSv/h.
(2) Дейностите по ал. 1 не подлежат на контрол по Закона за безопасно използване на ядрената енергия и за тях не се изисква уведомление.
Чл. 36. (1) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Дейности с незначителен радиационен риск по Закона за безопасно използване на ядрената енергия са дейности, за които е установено, че:
1. дейността е обоснована и радиационният риск не е пренебрежимо малък;
2. безопасността е еднозначно осигурена от проекта на съоръжението и конструкцията на оборудването, с което облъчването е ограничено до възможно най-ниското разумно постижимо ниво;
3. експлоатационните процедури при осъществяване на дейността са лесно изпълними и изискванията за безопасност при работа са тривиални;
4. няма данни от експлоатационен опит за значими проблеми, свързани с радиационната защита.
(2) Дейностите с незначителен радиационен риск подлежат само на уведомление и контрол за спазване на приложимите към тях изисквания за радиационна защита.
Раздел II.
Освобождаване от регулиране на радиоактивни материали
Чл. 37. (1) Радиоактивен материал, произхождащ от регулирана дейност, за който се предвижда погребване, рециклиране или повторно използване, подлежи на регулиране по Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
(2) По искане на лицензианта радиоактивен материал по ал. 1 може да бъде освободен от регулиране със заповед на председателя на Агенцията за ядрено регулиране за всеки конкретен случай съгласно чл. 15, ал. 7 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
(3) Лицензиантът по ал. 2 обосновава съответствието на даден радиоактивен материал с дозовите критерии и нивата за освобождаване от регулиране, посочени в чл. 38 и 39.
(4) Дейности с освободени от регулиране радиоактивни материали не подлежат на регулиране по Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
(5) Забранява се преднамерено смесване и разреждане на радиоактивен материал с други материали с цел намаляване на специфичната активност и достигане на нивата за освобождаване от регулиране по чл. 34. При определени обстоятелства председателят на Агенцията за ядрено регулиране може да разреши смесване на радиоактивни и нерадиоактивни материали за целите на повторна употреба или рециклиране.
Чл. 38. (1) Радиоактивен материал, произхождащ от регулирана дейност, може да бъде освободен от регулиране безусловно, когато е доказано, че сумата от отношенията на специфичните активности за всеки от наличните техногенни радионуклиди в даден материал към съответните нива за освобождаване от регулиране, посочени в приложение № 3, таблица 2, не надвишава единица.
(2) Радиоактивен материал с повишено съдържание на естествени радионуклиди може да бъде освободен от регулиране безусловно, когато е доказано, че специфичната активност на даден материал по отношение на всеки един от съдържащите се в него естествени радионуклиди не надвишава съответните нива за освобождаване от регулиране, посочени в приложение № 3, таблица 3.
(3) Радиоактивен материал с повишено съдържание на естествени радионуклиди, който съдържа и техногенни радионуклиди, може да бъде освободен от регулиране безусловно, ако са спазени едновременно изискванията по ал. 1 и 2.
(4) Освободените от регулиране радиоактивни материали по ал. 1, 2 и 3 не подлежат на контрол по Закона за безопасно използване на ядрената енергия и може да се използват без ограничения по отношение на произход, вид и област на приложение.
(5) Нивата за освобождаване от регулиране на радиоактивни материали не се прилагат в следните случаи:
1. при емисии на течни или газообразни радиоактивни вещества в
околната среда, произхождащи от регулирана дейност;
2. за остатъчни продукти от промишлени отрасли, преработващи материали с повишено съдържание на естествени радионуклиди.
(6) Когато продукти по ал. 5, т. 2 се използват като съставки в
строителни материали, се прилагат изискванията на
чл. 116.
Чл. 39. (1) Радиоактивни материали, произхождащи от регулирана дейност, които не отговарят на изискването за безусловно освобождаване по чл. 38, ал. 1, могат да бъдат освободени от регулиране условно, ако е доказано, че са спазени дозовите критерии по чл. 33, ал. 1.
(2) За условно освобождаване на радиоактивен материал, произхождащ от регулирана дейност, съответното предприятие е длъжно:
1. да определи специфичните условия и обстоятелства за последващо управление на освобождавания радиоактивен материал, съобразено с характеристиките на материала, намеренията, начина и областта на използването му;
2. да обоснове, че последващите дейности с освободения радиоактивен материал удовлетворяват дозовите критерии по чл. 33, ал. 1 при условията и обстоятелствата, определени в т. 1;
3. да изготви
процедура по практическото установяване на характеристиките на освобождавания радиоактивен материал и съответствието с приложимите за него изисквания за освобождаване от регулиране.
(3) Метали, произхождащи от регулирана дейност, могат да бъдат освободени от регулиране условно за последващо рециклиране, ако сумата от отношенията на специфичните активности за всеки от наличните радионуклиди в даден метал към съответните нива за освобождаване от регулиране, посочени в приложение № 3, таблица 4, не надвишава единица. За всеки конкретен случай заявителят обосновава допустимите нива на повърхностно радиоактивно замърсяване за метали, подлежащи на освобождаване от регулиране.
(4) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Радиоактивен материал с повишено съдържание на естествени радионуклиди, чиято специфична активност надвишава нивата за освобождаване, определени в приложение № 3, таблица 3, може да бъде освободен от регулиране, ако очакваната ефективна доза за лице от населението, в резултат на последваща дейност с този материал, е от порядъка на 1 mSv или по-малко за една година, като се вземат под внимание всички възможни пътища на облъчване.
(5) (Предишна ал. 4, доп. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Председателят на Агенцията за ядрено регулиране определя със заповедта по чл. 15, ал. 7 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия ограничителни условия за освободени от регулиране радиоактивни материали по ал. 1 и 4 и за освободени от регулиране метали по ал. 3 след съгласуване с министъра на здравеопазването.
(6) (Предишна ал. 5 - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Предаването на всяка партида радиоактивен материал или метал за рециклиране, които са освободени от регулиране условно, се извършва с документ за удостоверяване на радионуклидния състав и нивата на повърхностно радиоактивно замърсяване за съответната партида.
Чл. 40. (1) Предприятията разработват и поддържат система за управление на радиоактивни материали, за които се предвижда освобождаване от регулиране, включително за обработване, дезактивиране, съхраняване, превозване, измервания, предаване и проследимост на тези материали и за водене на записи.
(2) Определянето на активност и специфична активност на радионуклидите в подлежащия на освобождаване от регулиране материал се извършва от акредитирани лаборатории за изпитване или органи за контрол. Резултатите се прилагат към заявлението за освобождаване от регулиране на даден материал.
(3) Въз основа на документите по ал. 2 председателят на Агенцията за ядрено регулиране издава заповед по чл. 15, ал. 7 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия за освобождаване на радиоактивен материал.
Глава шеста.
РАДИАЦИОННА ЗАЩИТА ПРИ ПРОФЕСИОНАЛНО ОБЛЪЧВАНЕ
Раздел I.
Оперативна радиационна защита
Чл. 41. (1) Всяко предприятие е длъжно да осигурява радиационна защита на професионално облъчвани лица, учащи се и стажанти, да оценява и да прилага необходимите мерки за радиационна защита и да осъществява вътрешен контрол за състоянието на радиационната защита.
(2) За външни работници отговорностите на предприятието и на работодателя им са посочени в раздел XІІ от тази глава.
(3) Всеки работодател има право на достъп до информация и може да изисква информация за облъчването на негови работници, когато те работят като външни работници в предприятие или за друг работодател.
(4) Предприятията, работодателите на външни работници и самонаетите лица разпределят и възлагат отговорности по осигуряване на оперативна радиационна защита при всяка ситуация на планирано, съществуващо или аварийно облъчване, включително за:
1. аварийни работници;
2. лица, участващи в дейности по възстановяване на терени, сгради и други конструкции, замърсени с радиоактивни вещества;
3. лица, които работят на места с повишена обемна активност на радон в случай по чл. 95.
Чл. 42. Предприятията осигуряват оперативна радиационна защита на професионално облъчваните лица чрез прилагане на комплекс от технически и организационни мерки, които се основават на:
1. предварителна оценка за определяне на естеството и степента на радиационния риск за професионално облъчваните лица;
2. оптимизация на радиационната защита и ограничаване на облъчването при всички възможни условия на работа, включително при професионално облъчване от дейности, свързани с медицинско облъчване;
3. класификация на професионално облъчваните лица в различни категории;
4. зониране на територии и помещения в предприятията, класифициране на работните места и режими на достъп;
5. радиационен мониторинг в различните зони и на работните места, индивидуален дозиметричен контрол на професионално облъчвани лица, когато и както е необходимо;
6. първоначално и последващо периодично медицинско наблюдение на професионално облъчвани лица;
7. подбор и поддържане на квалификация на професионално облъчваните лица, специализирано обучение и инструктажи;
8. физически бариери за предотвратяване на неконтролируемо разпространение на радиоактивни вещества и за осигуряване на безопасност и сигурност на радиоактивните източници.
Чл. 44. Предприятията се консултират с квалифицирани експерти по радиационна защита и изискват съвети в техните области на компетентност по следните въпроси, свързани с дейността на предприятията:
1. оценка и изпитване на системи, оборудване и средства за защита и измерване, предвидени за целите на радиационната защита;
2. оценка на проекти на съоръжения и оборудване от гледна точка на радиационната защита;
3. периодична проверка на ефективността на съоръжения, устройства и оборудване, които се използват за целите на радиационната защита;
4. въвеждане на нови или модифицирани източници на йонизиращи лъчения и оценка от гледна точка на радиационната защита;
5. калибриране на средства за измерване и проверка на тяхната техническа изправност и правилно използване.
Чл. 45. (1) Предприятията класифицират работните места по местоположение в различни зони в зависимост от конкретния случай въз основа на оценка на очакваните годишни дози и вероятността от възникване и нивата на потенциални облъчвания и установяват режими на достъп.
(2) Режимите на достъп трябва да съответстват на вида и особеностите на съоръженията и източниците на йонизиращи лъчения в дадено предприятие и да бъдат съобразени с радиационните рискове, които съществуват на определени работни места в предприятието.
(3) В предприятията, където е подходящо, се създават контролирани зони и надзиравани зони. Изискванията и начинът за определяне на контролирана зона и надзиравана зона са указани в раздели ІІІ и ІV на тази глава.
(4) Предприятията извършват анализ и оценка на условията на работните места в контролираните и надзираваните зони от гледна точка на радиационната защита.
Раздел II.
Организация на работните места
Чл. 48. (1) Когато индивидуалната ефективна доза за лица от екипажи на летателни апарати е възможно да надвиши 1 mSv за период от една година, предприятието, в което работят тези лица, е длъжно да предприеме съответните мерки, които включват:
1. оценка на облъчването на съответните екипажи;
2. оценка на прогнозното облъчване при съставяне на работните графици с цел намаляване на дозите на екипажите, получили по-голямо облъчване до определен момент;
3. информиране на летателните екипажи за здравните рискове, свързани с тяхната работа, и за получените индивидуални дози;
4. прилагане на изискванията на чл. 17, ал. 1 - 3 по отношение на бременни жени, работещи в екипажи на летателни апарати.
(2) За екипажите на летателни апарати, когато индивидуалната ефективна доза, получена от космическото лъчение, може да надвиши 6 mSv за период от една година, се прилагат мерки за радиационна защита.
Раздел III.
Контролирани зони
Чл. 50. (1) За целите на радиационната защита се създават контролирани зони в ядрени съоръжения и обекти с източници на йонизиращи лъчения, като се спазват следните изисквания:
1. предприятията определят границите на контролираната зона, ограничават и контролират достъпа на лица в контролираната зона, осъществяват контрол при влизане/излизане и при внасяне/изнасяне на оборудване и материали във/от контролираната зона, както и контрол на радиоактивни замърсявания за предотвратяване разпространението на радиоактивни вещества;
2. предприятията извършват радиационен мониторинг на работните места и индивидуален дозиметричен контрол при работа в контролираните зони, съобразено с радиационния риск и естеството на разрешените дейности;
3. предприятията поставят предупредителни и указателни знаци, надписи или други маркировки за вида и предназначението на помещенията и оборудването в контролираните зони и за вида и характеристиките на източниците на йонизиращи лъчения, както е подходящо.
(2) Всяко предприятие е длъжно да създава, поддържа, актуализира и прилага вътрешни документи и правила за осигуряване на радиационна защита при работа в контролираната зона на даден обект, които включват:
1. инструкция за безопасна експлоатация на източниците на йонизиращи лъчения, включително за техническа поддръжка, ремонт и изпитвания на съоръженията и оборудването в обекта;
2. инструкция за радиационна защита (типово съдържание съгласно приложение № 4);
3. вътрешен авариен план, включващ и мерки за пожарна и аварийна безопасност (типово съдържание съгласно приложение № 5);
4. организация на работата с източници на йонизиращи лъчения, контрол на достъпа в контролираната зона, разпределение на отговорностите и задълженията на длъжностните лица в обекта;
5. процедури/инструкции за получаване, съхранение, предаване, водене на отчет и контрол на източниците на йонизиращи лъчения;
6. процедури/инструкции за събиране, сортиране, обработване, предаване, съхранение и водене на отчет на генерираните радиоактивни отпадъци;
7. процедури за допускане до самостоятелна работа с източници на йонизиращи лъчения, провеждане на първоначални, текущи и периодични инструктажи за работа в контролираната зона, обучение и проверка на знанията по радиационна защита;
8. ред и начин за използване на средства за индивидуална защита при работа в контролираната зона и за поддържане на лична радиационна хигиена.
Чл. 51. (1) Границите на контролираната зона се обосновават и определят в хода на лицензиране на дейностите, които ще осъществява дадено предприятие, отчитайки проектните мощности на дозата в работните помещения и прогнозираните дози от външно и вътрешно облъчване при нормални условия на работа в контролираната зона.
(2) Границите на контролираната зона и входовете към нея, включително помещения, работни места и технологично оборудване, се маркират по подходящ начин за всеки конкретен случай. Стандартният формат на знак за радиационна опасност е показан в приложение № 6.
(3) Достъпът в контролираната зона се ограничава чрез физически бариери и/или чрез прилагане на други технически средства и административни мерки, съответстващи на вида на съоръженията и източниците на йонизиращи лъчения и на радиационния риск.
Чл. 52. (1) Предприятията контролират спазването на установените режими за достъп и работа в контролираните зони, за внасяне и изнасяне на материали и за мониторинг на радиоактивни замърсявания, включително в сгради и помещения, които граничат с контролираните зони на съответните обекти.
(2) Работните места се окомплектуват според конкретния случай със съответни писмени инструкции и процедури за безопасна работа и с необходимите средства за радиационна защита, радиационен мониторинг и дезактивация.
(3) В контролираната зона на ядрено съоръжение или на обект с открити източници се създават подходящи места и помещения за преобличане и съхраняване на работното и личното облекло на персонала, санитарни пропускници и/или санитарни шлюзове, както е подходящо според случая, в съответствие с изискванията на чл. 141, ал. 2.
(4) На изхода от контролираната зона се организира контрол на повърхностното радиоактивно замърсяване на тялото и облеклото на работниците и на изнасяните предмети и материали.
Чл. 54. (1) Предприятията извършват периодично анализ и оценка на работните условия в контролираните зони и при необходимост предприемат допълнителни мерки за радиационна защита и променят границите на тези зони и класификацията на работни помещения, за което уведомяват председателя на Агенцията за ядрено регулиране.
(2) При вземане на решение за промяна на границите на контролирана зона и при планиране на допълнителни мерки за радиационна защита предприятията се консултират с квалифицирани експерти по радиационна защита.
(3) Всяко предприятие е длъжно да уведоми председателя на Агенцията за ядрено регулиране при промяна на границите на контролираната зона, като промяната се отразява чрез съответно изменение на лицензията, издадена на дадено предприятие за определена дейност.
Чл. 56. (1) Предприятията осъществяват системен радиационен мониторинг на работната среда в контролираните зони и информират работниците за резултатите от мониторинга.
(2) Радиационният мониторинг включва измерване и оценка на радиационните параметри в работните помещения, като в зависимост от конкретния случай обхваща измерването на:
1. мощност на дозата от външно облъчване, дължащо се на различни йонизиращи лъчения (гама-лъчение, рентгеново лъчение, неутронно лъчение);
2. плътност на потока от йонизиращи частици (бета-частици, алфа-частици, електрони, неутрони);
3. обемна активност на радиоактивни газове и аерозоли във въздуха, включително определяне на техния радионуклиден състав;
4. повърхностни радиоактивни замърсявания, включително определяне на техния радионуклиден състав.
(3) Предприятията регистрират и съхраняват резултатите от радиационния мониторинг. Резултатите могат да се използват за оценка на индивидуалните дози на професионално облъчваните лица.
(4) Предприятията представят резултатите от радиационния мониторинг на председателя на Агенцията за ядрено регулиране в случаите, посочени в условията на лицензии и разрешения, издадени за съответните дейности.
Раздел IV.
Надзиравани зони
Чл. 59. За целите на радиационната защита се създава надзиравана зона в ядрено съоръжение или обект с източници на йонизиращи лъчения, като се спазват следните изисквания:
1. предприятието извършва радиационен мониторинг на работните места в надзираваната зона, като се отчита радиационният риск;
2. предприятието, ако е необходимо:
а) поставя знаци, надписи или други маркировки за вида и предназначението на помещения и оборудване в надзираваната зона и за вида и потенциалната опасност от източниците на йонизиращи лъчения;
б) създава и прилага вътрешни инструкции, правила и/или административни процедури за безопасна работа в надзираваната зона, съобразени с радиационния риск от източниците на йонизиращи лъчения.
Раздел V.
Категоризация на лица при професионално облъчване
Чл. 63. За целите на радиационния мониторинг, индивидуалния дозиметричен контрол и медицинското наблюдение се определят следните категории професионално облъчвани лица:
1. категория А: лица, които могат да получат за период от една година индивидуална ефективна доза, по-голяма от 6 mSv, или еквивалентна доза за очната леща, по-голяма от 15 mSv, или еквивалентна доза за кожата или за крайниците, по-голяма от 150 mSv;
2. категория Б: лица, които не се причисляват към лицата от категория А.
Раздел VI.
Индивидуален дозиметричен контрол при професионално облъчване
Чл. 67. (1) Индивидуален дозиметричен контрол на професионално облъчвани лица от категория А и категория Б се осъществява в съответствие с изискванията на наредбата по чл. 65, ал. 1, т. 3 от Закона за здравето.
(2) Получените дози от професионално облъчвани лица се определят въз основа на показанията на индивидуални дозиметри, които са одобрен тип и са преминали метрологичен контрол съгласно Закона за измерванията.
(3) Органите на държавен здравен контрол осъществяват контрол на дозите на професионално облъчваните лица в предприятията.
Чл. 68. В случаите, при които индивидуални измервания на дозите не е възможно да се извършат или не са достатъчни, индивидуалният дозиметричен контрол на професионално облъчваните лица от категория А и категория Б се осъществява:
1. по косвен начин въз основа на:
а) резултатите от радиационния мониторинг на работните места;
б) измерените дози от външно облъчване, отчетени по индивидуалните дозиметри на други лица, работещи при същите условия, както лицата без индивидуални дозиметри;
2. по косвен начин въз основа на аналитичен изчислителен метод, одобрен от Националния център по радиобиология и радиационна защита.
Раздел VII.
Програми за радиационен мониторинг
Чл. 71. (1) Предприятията разработват, утвърждават и изпълняват програми за радиационен мониторинг на работната среда и въз основа на резултатите оценяват професионалното облъчване.
(2) При изготвяне на програми за радиационен мониторинг се определят радиационните характеристики на работната среда, които подлежат на контрол, честотата на планираните измервания и контролните точки, видът, типът и характеристиките на предвидените средства за измерване (диапазони, точности, особености), критерии за съответствие на измерените стойности с определени контролни нива, срокове и отговорници за изпълнението на програмите.
(3) Предприятията се консултират с квалифицирани експерти по радиационна защита при изготвяне на програмите по ал. 2.
(4) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) В случаите, когато изпълнението на програмите за радиационен мониторинг по ал. 1 не може да се извърши от предприятието, същото се възлага на външни лица, които имат регистрация по чл. 56, ал. 3 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия за извършване на съответните измервания.
Раздел VIII.
Документиране и докладване на резултатите от радиационния мониторинг и индивидуалния дозиметричен контрол
Чл. 74. (1) Резултатите от индивидуалния дозиметричен контрол за всички работници от категория А и от категория Б, за които се изисква такъв контрол, трябва да се документират от съответните предприятия и работодатели на външни работници.
(2) Предприятията и работодателите на външни работници съхраняват резултатите от радиационния мониторинг на работните места, използвани за оценка на индивидуалните дози, включително доклади относно обстоятелствата и предприетите мерки при възникнали аварийни ситуации, при планирано повишено облъчване или при аварийно професионално облъчване. Получените индивидуалните дози в тези случаи се вписват отделно при документиране на резултатите от индивидуалния дозиметричен контрол.
(3) Дозиметричните служби за контрол на професионалното облъчване регистрират и съхраняват отчетените дози на работниците от категория А и категория Б и изпращат протоколи с резултатите на предприятията и на работодателите на външни работници.
Чл. 75. (1) Предприятията, работодателите на външните работници и/или дозиметричните служби предоставят най-малко веднъж годишно данните от индивидуалния дозиметричен контрол на професионално облъчваните лица и тяхната идентификация в регистъра по чл. 71, ал. 1 от Закона за здравето.
(2) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Идентификацията по ал. 1 включва най-малко:
1. лични данни за професионално облъчваното лице:
а) име, презиме и фамилия;
б) пол и гражданство;
в) дата на раждане и единен граждански номер (или личен номер за чужди граждани);
2. данни за предприятието и работодателя на външни работници:
а) наименование, адрес и единен идентификационен код;
б) начална дата на индивидуалния дозиметричен контрол и крайна дата, ако има такава;
в) категорията на професионално облъчвани лица съгласно чл. 63.
(3) (Предишна ал. 2, изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Данните в регистъра по ал. 1 се обработват и съхраняват в съответствие с изискванията на наредбата по чл. 71, ал. 2 от Закона за здравето.
Чл. 76. (1) Предприятията и работодателите на външни работници са длъжни да предоставят на професионално облъчваните лица резултатите от индивидуалния дозиметричен контрол, включително резултатите от измерванията, които са използвани при оценката на получени от тях дози, или резултатите от оценка на дозите въз основа на данни от радиационния мониторинг на работните места.
(2) В случаи на аварийно професионално облъчване предприятията и работодателите на външни работници са длъжни незабавно да уведомяват Националния център по радиобиология и радиационна защита и председателя на Агенцията за ядрено регулиране и съответните лица за получените от тях дози, отчетени чрез индивидуални дозиметри или оценени въз основа на резултатите от радиационни измервания.
(3) Информацията по ал. 1 и 2 се предоставя и на лицата, извършващи медицинско наблюдение, с цел да се установи здравословното състояние на работниците и тяхната годност от медицинска гледна точка да изпълняват възложената им работа в съответствие с наредбата по чл. 65, ал. 1, т. 4 от Закона за здравето.
Раздел IX.
Медицинско наблюдение на лицата при професионално облъчване
Чл. 78. (1) Медицинското наблюдение включва първоначални и периодични медицински прегледи.
(2) Първоначален медицински преглед се извършва на всяко лице, преди да бъде наето, с цел да се определи неговата годност да изпълнява съответната длъжност като работник от категория А или категория Б в дадено предприятие.
(3) Периодичен медицински преглед се извършва най-малко веднъж годишно с цел да се определи дали работникът продължава да е в здравословно състояние, позволяващо да извършва възложената му работа.
(4) По преценка на лекаря, извършил оценка на медицинската пригодност, периодичните медицински прегледи могат да бъдат извършвани и по-често или да продължат и след прекратяване на трудовата дейност на лицето по реда, определен в наредбата по чл. 65, ал. 1, т. 4 от Закона за здравето.
Раздел X.
Планирано повишено облъчване
Чл. 81. (1) Планирано повишено облъчване се разрешава при спазване на следните ограничения и специфични изисквания:
1. прилага се само за професионално облъчвани лица от категория А;
2. определя се за всеки конкретен случай, за ограничено време и за конкретни работни места (зони);
3. не се допуска надвишаване на разрешените дози за определени лица при всеки конкретен случай на планирано повишено облъчване;
4. не се разрешава планирано повишено облъчване на стажанти, учащи се, бременни и кърмещи жени;
5. случаите, в които се налага планирано повишено облъчване и предстоящите операции се обосновават предварително от предприятието и се обсъждат с работниците, които ще ги изпълняват, с техни представители, с квалифициран експерт по радиационна защита и с лекарите, осъществяващи медицинското наблюдение;
6. лицата, на които е разрешено планирано повишено облъчване, трябва да бъдат информирани предварително за очакваните дози, за съществуващите рискове и за необходимите мерки за радиационна защита и за безопасно изпълнение на предвидените операции;
7. лицата, на които се разрешава планирано повишено облъчване, представят писмено съгласие за доброволно изпълнение на предвидените операции във всеки конкретен случай;
8. получените дози в резултат на планирано повишено облъчване се регистрират отделно във водената документация за индивидуален дозиметричен контрол и за медицинско наблюдение на съответните лица.
(2) Надвишаването на границите на дозите при планирано повишено облъчване не е основание за отстраняване на съответните професионално облъчвани лица от обичайната им дейност или за преместването им на друга работа без тяхното съгласие.
Чл. 82. (1) За получаване на разрешение за планирано повишено облъчване на работници съответното предприятие представя на министъра на здравеопазването и на председателя на Агенцията за ядрено регулиране следната документация:
1. обосновка на планираните операции, обстоятелства, които налагат планирано повишено облъчване, описание, място и продължителност на предвидените операции;
2. списък на лицата, които ще участват в тези операции, и писмено съгласие от тях, че приемат доброволно да изпълняват операциите;
3. данни за дозовото натоварване на участниците в предстоящите операции и документ за медицинска пригодност за работа в среда на йонизиращи лъчения;
4. мерки за радиационна защита при предстоящите операции;
5. други документи или сведения, ако са необходими.
(2) Въз основа на документацията по ал. 1 за всеки случай на планирано повишено облъчване министърът на здравеопазването определя допустими нива на индивидуалната ефективна доза.
Раздел XI.
Аварийно професионално облъчване
Чл. 84. (1) Дозите на аварийните работници, които се разрешават при ситуации на аварийно облъчване, не трябва, когато е възможно, да надвишават границите на дозите за професионално облъчвани лица.
(2) В случаите, когато е невъзможно да се изпълни условието по ал. 1, дозите на аварийните работници се ограничават, като се определят референтни нива над 20 mSv при спазване на следните ограничителни условия:
1. референтните нива за аварийното професионално облъчване се определят по правило така, че да съответстват на индивидуална ефективна доза, по-малка от 100 mSv;
2. при изключителни случаи и обстоятелства, когато целта е спасяване на човешки живот, предотвратяване на тежки детерминистични ефекти или предотвратяване на катастрофални последствия със значително въздействие върху хората и
околната среда, може да се определи референтно ниво за индивидуална ефективна доза от външно облъчване на аварийни работници над 100 mSv, което не трябва да надвишава 500 mSv.
Раздел XII.
Радиационна защита на външни работници
Чл. 90. (1) Предприятията осигуряват радиационна защита и дозиметричен контрол на външните работници по същия начин, както това се изисква и прилага за собствения персонал.
(2) Предприятията изискват от външните работници и контролират спазването на установените вътрешни правила и мерки за радиационна защита.
(3) Предприятията отговарят пряко или по силата на договорни споразумения с работодателите на външни работници за осигуряване на оперативната радиационна защита на външните работници.
(4) Всеки работодател на външни работници е длъжен да осигури радиационна защита на своите работници самостоятелно или по договор с предприятията по ал. 1.
Чл. 91. Предприятията могат да допускат до работа в ядрени съоръжения или обекти с източници на йонизиращи лъчения външни работници, за които:
1. са представени медицински заключения за годност на работниците от категория А, наети да изпълняват възложените им работи;
2. категоризацията на наетите външни работници (категория А или Б) е съобразена с дозите от професионално облъчване, които се очаква те да получат като външни работници при изпълнение на възложените им работи;
3. са представени радиационни паспорти относно професионалното облъчване на външните работници и получените от тях ефективни дози през целия предходен период до наемането им като външни работници от съответните предприятия;
4. са представени удостоверения за призната правоспособност, документи за придобита професионална квалификация и проведени предварителни инструктажи и обучение на външните работници във връзка със спецификата и характеристиките на предвидените дейности и работни места.
Чл. 92. (1) Всяко предприятие, което допуска в контролираната зона външни работници, провежда в допълнение към основното обучение по радиационна защита обучение и инструктажи за процедурите по радиационна защита и мерките за безопасност при работа на определени работни места.
(2) Обучението и инструктажите на външни работници, които се допускат в контролираната зона, обхваща и съответните части от плановете и процедурите за аварийно реагиране.
(3) При допускане на външни работници в надзираваната зона предприятието провежда инструктажи за безопасност при работа, съобразени с радиационния риск и предвидените дейности.
Чл. 93. (1) Предприятието осигурява необходимите технически средства за радиационна защита и за оперативен и индивидуален дозиметричен контрол на външните работници, съобразено с естеството на дейностите, които те ще извършват в контролираната зона, и с вътрешните правила и изисквания за осигуряване на радиационната защита.
(2) При работа в контролираната зона предприятието предприема необходимите действия и мерки за документиране на данните от индивидуалния дозиметричен контрол на всеки външен работник от категория А след приключване на възложената му конкретна работа, включително документиране на следните данни:
1. периода, през който е извършена работата, и оценка на ефективната доза, получена от външния работник през този период;
2. оценка на еквивалентните дози - в случай на неравномерно облъчване;
3. оценка на ефективната доза от вътрешно облъчване - в случай на инхалирани или погълнати радионуклиди.
Раздел XIII.
Контрол на облъчването от радон на работни места
Чл. 95. (1) В случаите, когато обемна активност на радон на определени работни места продължава да надвишава 300 Bq.m-3 въпреки предприетите мерки и действия за оптимизация на радиационната защита, предприятията извършват оценка на индивидуалната ефективна доза на работниците в тези работни места.
(2) Когато индивидуалната ефективна доза на работници, дължаща се на облъчването от радон, надвишава 6 mSv за период от една година, се подхожда както при ситуация на планирано облъчване и работодателите предприемат подходящи мерки за радиационна защита, приложими за професионално облъчвани лица. Когато облъчването на работници от радон не надвишава 6 mSv за период от една година, съответните работни места подлежат на радиационен мониторинг.
(3) В случаите по ал. 2 предприятията уведомяват председателя на Агенцията за ядрено регулиране и органите на държавния здравен контрол за резултатите от оценката по ал. 1 и предприетите мерки и действия.
(4) Органите на държавния здравен контрол предписват предприемането на мерки с цел осигуряване на радиационната защита на работещите и при необходимост указват подходящи мерки и коригиращи действия за намаляване на облъчването от радон.
Глава седма.
РАДИАЦИОННА ЗАЩИТА НА НАСЕЛЕНИЕТО ПРИ СИТУАЦИИ НА ПЛАНИРАНО ОБЛЪЧВАНЕ
Чл. 96. (1) (Предишен текст на чл. 96 - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Оперативната радиационна защита на населението от възможно облъчване при нормални обстоятелства, дължащо се на дейности, които подлежат на лицензиране, включва за съответните ядрени съоръжения или обекти с източници на йонизиращи лъчения:
1. избор, проверка и одобряване на площадката за разполагане на ядрено съоръжение или обект с източници на йонизиращи лъчения от гледна точка на радиационната защита, като се вземат предвид съответните демографски, метеорологични, геоложки, хидроложки и екологични условия;
2. даване на разрешение за
строителство въз основа на одобрен проект, в който се предвиждат и обосновават необходимите мерки за радиационна защита при експлоатацията на дадено ядрено съоръжение или обект с източници на йонизиращи лъчения;
3. проверка на готовността на съоръжението/обекта за въвеждане в експлоатация и даване на разрешение за експлоатация, ако е осигурена адекватна защита от:
а) облъчване на лица от населението, което би могло да се получи извън границите на площадката на съоръжението/обекта;
б) радиоактивно замърсяване, което би могло да се разпространи извън границите на площадката на съоръжението/обекта;
в) радиоактивно замърсяване, което би могло да проникне в терена под площадката на съоръжението/обекта;
4. проверка, оценяване и одобряване на планове за освобождаване/изхвърляне на радиоактивни вещества в атмосферата и хидросферата;
5. мерки за контрол на достъпа на лица от населението до съоръжението/обекта;
6. издаване на лицензия за експлоатация на съоръжението/обекта.
(2) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Оперативната радиационна защита на населението от възможно облъчване при нормални обстоятелства, дължащо се на дейност, подлежаща на регистрация по Закона за безопасно използване на ядрената енергия, включва мерки за предотвратяване на нерегламентирано облъчване и оптимизация на радиационната защита, които се обосновават и определят в процеса на издаване на удостоверение за регистрация по ред, определен с наредбата по чл. 26, ал. 1 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
Чл. 97. (1) Председателят на Агенцията за ядрено регулиране одобрява с лицензията за експлоатация на ядрено съоръжение или обект с радиоактивни вещества разрешените нива на активността (или специфичната активност) на газообразните и течните радиоактивни емисии и адекватни условия и изисквания за контрол при разрешени изхвърляния на радиоактивни вещества в
околната среда, като взема предвид оптимизацията на радиационната защита и добрите практики при експлоатацията на подобни съоръжения/обекти.
(2) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Нивата по ал. 1 се определят въз основа на дозови ограничения, обосновани в процеса на лицензиране, като се отчитат възможните пътища на облъчване при нормални обстоятелства.
(3) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) При възможни газообразни и течни радиоактивни емисии в околната среда в резултат на дейности с материали с повишено съдържание на естествени радионуклиди се прилагат изискванията на наредбата по чл. 26, ал. 5 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
Чл. 98. (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) (1) За разрешени дейности по чл. 15, ал. 3, т. 1, 2, 3 и 8 и чл. 15, ал. 4, т. 11 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия, при които са възможни газообразни и течни радиоактивни емисии в околната среда, се извършват скринингови оценки на ефективните дози за лица от населението при нормални обстоятелства.
(2) За разрешена дейност по чл. 15, ал. 3, т. 1 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия предприятието, което експлоатира ядрено съоръжение, извършва реалистични оценки на ефективните дози за лица от населението, дължащи се на газообразни и течни радиоактивни емисии в околната среда, въз основа на реални данни. За другите дейности, посочени в ал. 1, е достатъчно да се извършва скринингова оценка.
(3) С цел реалистичното оценяване на дозите за лица от населението и за съпоставяне с дозовите ограничения се определят представителни лица въз основа на проучвания и като се вземат предвид действителните пътища, водещи до външно и вътрешно облъчване.
(4) При определянето на представителни лица по ал. 3, както и на обхвата и периодичността на радиационния мониторинг за целите на оценката по ал. 2 се изпълняват и указания на министъра на здравеопазването, ако са дадени такива във връзка с оценката на здравния риск по чл. 72, ал. 3 от Закона за здравето.
Чл. 99. (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Реалистичната оценка на ефективните дози за представително лице включва:
1. оценяване на външното облъчване съобразно с вида и характеристиките на йонизиращите лъчения;
2. оценяване на вътрешното облъчване съобразно с постъпването, вида и характеристиките на радионуклидите;
3. отчитане на съдържанието на радионуклиди в храни, питейни води и компоненти на околната среда, свързано с облъчване на представителни лица;
4. отчитане на дозово определящите пътища на облъчване.
Чл. 100. (1) Предприятията, които осъществяват разрешени дейности, свързани с изхвърляне на радиоактивни вещества в околната среда, са длъжни да извършват подходящ радиационен мониторинг и/или да оценяват количеството и активността на газоаерозолните и течните емисии при нормални условия на експлоатация на съответните ядрени съоръжения и обекти с радиоактивни вещества.
(2) Предприятията докладват ежегодно до 1 март на министъра на здравеопазването и на председателя на Агенцията за ядрено регулиране за резултатите от мониторинга и оценките по ал. 1.
(3) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) При превишаване на разрешени газообразни и/или течни радиоактивни емисии предприятията уведомяват незабавно председателя на Агенцията за ядрено регулиране и министъра на здравеопазването.
(4) Предприятията, отговорни за експлоатацията на ядрени централи, са длъжни да осъществяват мониторинг на радиоактивните изхвърляния в околната среда и да докладват резултатите на Европейската комисия в съответствие със стандартизираната информация, която се изисква от държавите - членки на Европейския съюз, въз основа на Договора за създаване на Европейската общност за атомна енергия (ЕВРАТОМ).
(5) Информацията относно измерванията и оценките на външно и вътрешно облъчване, оценките на постъпване на радионуклиди и резултатите от оценката на дозите за представителни лица от населението се публикуват ежегодно до 30 април на
интернет страницата на Националния център по радиобиология и радиационна защита.
Чл. 101. Всяко предприятие е длъжно да ограничава и контролира облъчването на населението при нормални обстоятелства, като:
1. поддържа оптимално ниво на защита на лицата от населението;
2. приема за експлоатация подходящо оборудване и прилага процедури за измерване и оценка на облъчването на населението и контрол на радиоактивното замърсяване на околната среда;
3. проверява ефективността и поддръжката на оборудването, посочено в т. 2, и осигурява редовна метрологична проверка на средствата за измерване;
4. се консултира с квалифицирани експерти по радиационна защита при изпълнението на отговорностите по т. 1 - 3.
Глава осма.
РАДИАЦИОННА ЗАЩИТА НА НАСЕЛЕНИЕТО ПРИ СИТУАЦИИ НА АВАРИЙНО ОБЛЪЧВАНЕ
Чл. 102. (1) Управлението на ситуации на аварийно облъчване включва следните елементи:
1. оценка на потенциалните ситуации на аварийно облъчване, облъчването на населението и аварийното професионално облъчване;
2. разпределение на отговорностите на предприятията и компетентните органи на местната и държавната власт, включени в системата за аварийна готовност и реагиране;
3. поддържане на вътрешен авариен план от предприятието и на външни аварийни планове от компетентните органи;
4. надеждни комуникации и ефективни мерки за координация на различните нива на планиране и реагиране;
5. здравна защита на аварийните работници;
6. информиране и обучение на лицата, включени в системата на аварийна готовност и реагиране;
7. индивидуален дозиметричен контрол или оценка на индивидуалните дози на аварийните работници и водене на дозов регистър;
8. информиране на населението;
9. преминаване от ситуация на аварийно облъчване към ситуация на съществуващо облъчване, включително възстановяване и ликвидиране на последствията.
(2) Плановете за аварийно реагиране се разработват с цел да се предотвратят тъканни реакции с тежки детерминистични ефекти за всяко лице от засегнатото население и да се намали рискът от стохастични ефекти, като се прилагат общите принципи за радиационна защита и референтни нива за дозите от облъчване.
Чл. 103. (1) За ситуации на аварийно облъчване референтните нива за облъчване на лица от населението се определят в диапазона от 20 до 100 mSv ефективна доза за еднократно или годишно облъчване.
(2) При ситуация на аварийно облъчване може да бъде определено референтно ниво, по-ниско от 20 mSv, когато може да се осигури подходяща защита на населението, без това да води до прекомерни вреди от прилагане на съответните защитни мерки или до необосновано големи разходи.
(3) При определянето на референтни нива се вземат под внимание особеностите на преобладаващите ситуации и социални критерии, както следва:
1. за диапазона под 20 mSv на година - конкретна информация, която да позволи на отделни лица от населението да контролират индивидуалното си облъчване;
2. за диапазона до 100 mSv на година - оценка на индивидуалните дози и конкретна информация за радиационните рискове и за възможните действия за намаляване на облъчването на населението.
(4) (Отм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.)
(5) (Отм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.)
(6) Предприятията поддържат аварийни планове за реагиране с предвидени защитни мерки по отношение на:
1. източника на йонизиращи лъчения - с цел да бъде прекратено или ограничено аварийното облъчване, включително изхвърляне на радиоактивни вещества в околната среда;
2. околната среда с цел да се намали облъчването на лица вследствие на изхвърлени радиоактивни вещества, отчитайки реалистични пътища на облъчване;
3. засегнати лицата с цел да се намали облъчването им.
Чл. 104. (1) За организация на реагирането и координацията в случай на авария на територията на страната или извън нея се поддържа външен авариен план.
(2) С външния авариен план се определят подходящи защитни мерки, които да се прилагат с отчитане на действителните характеристики на аварията и при съблюдаване на стратегия за оптимизирана защита.
(3) Във външния авариен план се включват следните елементи, свързани с радиационната защита:
1. референтни нива за облъчването на лица от населението;
2. референтни нива за аварийното професионално облъчване;
3. оптимизирани стратегии за защита на лица от населението, които могат да бъдат облъчени при различни предполагаеми събития, както и съответните сценарии;
4. предварително определени общи критерии за специални защитни мерки;
5. лицата от населението, за които има вероятност да бъдат засегнати в случай на авария и които е необходимо да бъдат информирани относно приложимите за тях мерки за защита на здравето, както и действията, които следва да предприемат в случай на авария;
6. ред за информиране на лицата от населението, действително засегнати при авария;
7. ред и последователност за прилагане на защитните мерки;
8. ред за оценяване на ефективността на стратегиите и на извършените дейности и приспособяването им в съответствие с преобладаващата ситуация;
9. контрол на дозите спрямо референтните нива;
10. прилагане на допълнителни стратегии за защита, където е необходимо, въз основа на преобладаващите условия и наличната информация;
11. ред за оценка и документиране на последиците от аварията и ефективността на защитните мерки.
Чл. 105. (1) Информацията, която се предоставя на лицата, които има вероятност да бъдат засегнати при аварии, включва като минимум:
1. основни факти за радиоактивността и последиците от нея за хората и околната среда;
2. видове радиационни аварии и последиците от тях за населението и околната среда;
3. спешни мерки, предвидени за предупреждение, защита и подпомагане на населението в случай на радиационна авария;
4. действията, които трябва да предприеме населението в случай на радиационна авария.
(2) Информацията по ал. 1 се предоставя на лицата от населението, без да е необходимо изрично искане за това. Информацията се поддържа актуална, разпространява се редовно и е постоянно достъпна за населението.
(3) Когато аварията е предшествана от предалармена фаза, лицата от населението, които е вероятно да бъдат засегнати, получават още в тази фаза информация и съвети, които могат да включват:
1. призоваване на засегнатите лица от населението да настроят приемниците си на съответните информационни канали;
2. подготвителни съвети към учреждения с определени колективни отговорности;
3. препоръки към определени професионални групи;
4. напомняне на основни факти за радиоактивността и последиците от нея за населението и околната среда (ако има време за това).
(4) Информацията, която се предоставя на лица от населението, действително засегнати при авария, включва като минимум:
1. основни факти за вида на възникналата авария и нейните характеристики, включително местоположение, граници и вероятно развитие;
2. препоръки за поведение, които в зависимост от вида на аварията могат да обхващат:
а) ограничения върху консумирането на определени хранителни продукти и вода, основни правила за радиационна хигиена и деконтаминация, препоръки за укриване в подходящи помещения, раздаване и използване на защитни средства, организация на евакуация;
б) специални предупреждения за определени групи от населението;
в) препоръки за съблюдаване на инструкциите на компетентните органи.
Чл. 106. (1) Решение за прекратяване на ядрена или радиационна авария се взема в съответствие с наредбата по чл. 123 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия по ред, определен във външния авариен план по чл. 117 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия. При вземане на решението се отчитат референтните нива по чл. 103, ал. 1, необходимостта от ликвидиране на последствията от аварията и възобновяване на социалната и икономическата дейност.
(2) На населението се предоставя информация за необходимите защитни мерки и за всички необходими промени в личното им поведение при преминаването от ситуация на аварийно облъчване към ситуация на съществуващо облъчване.
(3) Към работниците, които извършват възстановителни дейности по ремонт на съоръжения и дейности по управление на радиоактивни отпадъци и дезактивация на площадки и терени, се прилагат изискванията за радиационна защита, отнасящи се за ситуация на планирано облъчване.
(4) Плановете за аварийно реагиране включват и реда за преминаване от ситуация на аварийно облъчване към ситуация на съществуващо облъчване, както и реда за провеждане на консултации с други държави - членки на Европейския съюз, и трети държави - при необходимост.
Чл. 107. По отношение на аварийното реагиране всяко предприятие е длъжно незабавно да уведоми председателя на Агенцията за ядрено регулиране за всяка авария във връзка със съоръжението и/или дейността, за които отговаря, както и:
1. да направи първоначална предварителна оценка на обстоятелствата и последиците от аварията;
2. да предприеме своевременно изпълнението на предвидените мерките за аварийно реагиране, включително:
а) незабавно прилагане на защитни мерки, по възможност преди да се стигне до облъчване на лица;
б) прилагане на всички подходящи мерки за ограничаване на радиационните последици;
в) оценяване на ефективността на прилаганите мерки и на извършените дейности и приспособяването им в съответствие с преобладаващата ситуация;
г) прилагане на допълнителни мерки за защита, където е необходимо, въз основа на преобладаващите условия и наличната информация;
д) съдействие при аварийното реагиране извън площадката, включително по отношение на международното сътрудничество.
Глава девета.
РАДИАЦИОННА ЗАЩИТА ПРИ СИТУАЦИИ НА СЪЩЕСТВУВАЩО ОБЛЪЧВАНЕ
Раздел I.
Видове ситуации на съществуващо облъчване
Чл. 109. (1) В ситуации на съществуващо облъчване, за които следва да се предприемат действия и мерки за осигуряване на радиационната защита и за които може да бъде възложена отговорност на определени юридически или физически лица, се прилагат съответните изисквания, отнасящи се за ситуации на планирано облъчване.
(2) Видовете ситуации на съществуващо облъчване включват:
1. облъчване вследствие на замърсяване на терени/райони с остатъчни радиоактивни материали от:
а) предишни дейности, които никога не са подлежали на регулаторен контрол или не са били регулирани съгласно изискванията на Закона за безопасно използване на ядрената енергия и подзаконовите нормативни актове по прилагането му;
б) авария в случаите, когато се преминава от ситуация на аварийно облъчване към ситуация на съществуващо облъчване, след като аварията е била обявена за приключена, както е предвидено в системата за управление на аварийни ситуации;
в) предишна дейност, за която дадено предприятие вече не носи отговорност;
2. облъчване от естествени радиоактивни източници, включително:
а) облъчване от радон и торон в закрити помещения, на работни места, в жилищни и други сгради;
б) външно облъчване в закрити помещения от
строителни материали;
3. облъчване от потребителски стоки (с изключение на хранителни продукти, храни за животни и питейна вода), които съдържат радионуклиди, произхождащи от замърсени терени/райони, посочени в т. 1, или в които има повишено съдържание на естествени радионуклиди.
Чл. 110. (1) (Предишен текст на чл. 110 - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Всички ведомства и юридически лица, на които е възложено извършването на мониторинг и контрол на факторите на околната среда, информират незабавно органите на държавния здравен контрол за всеки случай на установени замърсявания.
(2) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Националният център по радиобиология и радиационна защита оценява здравния риск при облъчване на лица от населението в случаите по ал. 1 и при необходимост дава препоръки на лицата по чл. 109, ал. 1 за прилагане на мерки за радиационна защита в съответствие с принципите за обоснованост и оптимизация.
(3) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) В случаите по ал. 2 лицата по чл. 109, ал. 1 изготвят програми и планове за изпълнение на дадените препоръки, които се представят на Националния център по радиобиология и радиационна защита за съгласуване.
(4) (Нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) За възстановяване на терени, замърсени с радиоактивни вещества, към заявлението за издаване на разрешение по чл. 15, ал. 4, т. 18 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия се прилагат съгласуваните програми и планове по ал. 3.
Раздел II.
Изготвяне и прилагане на национални програми за управление на ситуации на съществуващо облъчване
Чл. 111. (1) По предложение на заинтересованите ведомства Министерският съвет приема стратегии, програми и планове за управление на ситуации на съществуващо облъчване.
(2) (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) В документите по ал. 1 се определя, както е приложимо и подходящо, следното:
1. отговорности на заинтересованите ведомства за управлението на идентифицирани ситуации на съществуващо облъчване;
2. краткосрочни и дългосрочни цели и съответни референтни нива по отношение на годишната ефективна доза от всички възможни пътища на облъчване в диапазона 1 - 20 mSv;
3. граници на засегнатите терени и идентифициране на засегнатите лица от населението от гледна точка на радиационната защита;
4. защитни мерки и мащабът на мерките, които следва да се приложат за конкретна ситуация на съществуващо облъчване;
5. мерки за предотвратяване и контрол на достъпа до засегнатите терени и за налагане на ограничения по отношение на условията за живот на тези места;
6. оценка на облъчването на различни групи от населението и необходими средства за контрол на облъчването на засегнатите лица.
(3) (Отм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.)
Чл. 111а. (Нов - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) По отношение на терени с дълготрайно остатъчно радиоактивно замърсяване, за които е взето решение да се разреши обитаването и възстановяването на социалните и икономическите дейности, се провеждат консултации с всички заинтересовани страни относно мерките за осъществяване на постоянен контрол на облъчването с цел създаване на условия за живот, които могат да бъдат определени като нормални, включително:
1. определяне на подходящи референтни нива;
2. изграждане на инфраструктура в подкрепа на продължаващите мерки за самозащита в засегнатите терени (например предоставяне на информация, консултации и мониторинг);
3. възстановителни мерки, ако е необходимо;
4. обособяване на зони със специален режим, ако е необходимо.
Чл. 112. (1) Защитните мерки, предвидени за изпълнението на програма за управление на ситуации на съществуващо облъчване, подлежат на оптимизация. Оценява се разпределението на дозите, постигнато в резултат на прилагането на дадена програма, и се планират следващи стъпки за оптимизиране на защитата и за намаляване на облъчванията, дозите от които надвишават референтните нива.
(2) Отговорните ведомства за прилагането на програми за управление на ситуации на съществуващо облъчване:
1. оценяват наличните възстановителни и защитни мерки за постигане на целите, както и ефикасността на планираните и реализираните мерки;
2. предоставят информация на засегнатото население за потенциалните рискове за здравето и за наличните средства за намаляване на облъчването;
3. дават указания за управление и контрол на облъчванията на индивидуално или местно равнище;
4. предоставят информация за подходящите средства за радиационен мониторинг и контрол на облъчванията, както и за предприемането на защитни мерки по отношение на дейностите, които са свързани с използването на материали с повишено съдържание на естествени радионуклиди и не са управлявани като ситуации на планирано облъчване.
Раздел III.
Ограничаване на облъчването от естествени източници
Чл. 115. (1) Референтното ниво за средногодишната обемна активност на радон във въздуха на жилищни и обществени сгради е 300 Bq.m-3.
(2) При идентифициране на жилищни и обществени сгради, където референтното ниво 300 Bq.m-3 е надвишено, се предприемат мерки за:
1. намаляване на обемна активност на радон във въздуха на сгради в съответствие с принципа за оптимизация;
2. информиране на населението за облъчването от радон в закрити помещения и свързаните с това рискове за здравето, за значението на това да се извършват измервания във връзка с радона и за съществуващите технически мерки за намаляване на обемна активност на радон (чрез подобряване на вентилацията, ограничаване на постъплението на радон и др.);
3. системен контрол на обемна активност на радон в сгради с повишено съдържание на радон във въздуха.
Чл. 116. (1) Референтното ниво, приложимо по отношение на външното облъчване от гама-лъчение от строителни материали, е 1 mSv на година (ефективна доза, която не включва дозата от външното облъчване, дължащо се на естествения гама-фон на открито).
(2) За строителните материали вторичното референтно ниво за съдържание на естествени радионуклиди се установява по индекса на специфична активност І, определен по формулата:
където CK, CRa и CTh са специфичните активности (Bq/kg) относно съдържанието на K-40, Ra-226 и Th-232 в даден строителен материал.
(3) В зависимост от предназначението на строителните материали максималните допустими стойности на индекса на специфична активност са:
1. за основен строеж на жилищни и обществени сгради - 1;
2. за облицовъчни материали за жилищни и обществени сгради, за промишлени и селскостопански сгради и за транспортна и инженерно-техническа инфраструктура в границите на населено място - 2;
3. за транспортна и инженерно-техническа инфраструктура извън населено място - 4.
(4) Индикативен списък на видовете строителни материали, чийто индекс на специфична активност може да не отговаря на изисквания по ал. 3, е посочен в приложение № 7.
(5) Установяването на съответствие и пускането на пазара на строителни материали се извършва по реда на наредбата по чл. 65, ал. 1, т. 5 от Закона за здравето.
Раздел IV.
Управление на терени с остатъчни радиоактивни замърсявания (Отм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.)
Раздел IV.
Управление на терени с остатъчни радиоактивни замърсявания
Глава десета.
КОНТРОЛ И УПРАВЛЕНИЕ НА ВИСОКОАКТИВНИ ИЗТОЧНИЦИ
Чл. 120. (1) Предприятията, които произвеждат, обработват, съхраняват или използват радиоактивни източници (закрити или открити източници), са длъжни да водят отчет и да извършват инвентаризация по ал. 2.
(2) Всяко предприятие е длъжно ежегодно да определя комисия за инвентаризация, която да проверява наличието, местоположението, преместването, погребването, изразходването и състоянието на използваните и съхраняваните радиоактивни източници в даден обект. Копие от акта на комисията за резултатите от инвентаризацията се представя на председателя на Агенцията за ядрено регулиране до края на първото тримесечие на всяка следваща календарна година.
(3) При установяване на липса, загуба, кражба, нарушаване на целостта или нерегламентирано използване или изхвърляне на радиоактивни източници или друго извънредно събитие, което може да доведе до неволно или преднамерено повреждане или унищожаване на радиоактивен източник или до злонамерени действия с него, съответното предприятие трябва веднага да уведоми председателя на Агенцията за ядрено регулиране и органите на Министерството на вътрешните работи.
(4) Предприятията предоставят на председателя на Агенцията за ядрено регулиране отчетни данни от контрола на радиоактивните източници при поискване и осигуряват достъп и съдействие на инспекторите на агенцията при извършване на проверки в съответните обекти.
Раздел II.
Отчет и контрол на високоактивни източници
Чл. 122. (1) Всяко предприятие, което използва или съхранява високоактивни източници, осигурява периодични изпитвания, включително изпитвания за херметичност, базиращи се на международни и национални стандарти, с цел да се контролира състоянието и целостта на всеки източник и да се гарантира неговата безопасност.
(2) Честотата на изпитванията за херметичност на високоактивни източници се определя от председателя на Агенцията за ядрено регулиране в условията на лицензиите и разрешенията.
(3) Извън случаите по ал. 2 тестове за херметичност се провеждат и по предписание на инспекторите на Агенцията за ядрено регулиране при осъществяване на текущ контрол.
(4) След изтичането на определения в производствената документация срок за безопасна експлоатация на високоактивен източник неговата херметичност се проверява поне веднъж годишно, ако източникът продължава да се използва.
(5) Резултатите от тестовете за херметичност по ал. 4 се оценяват от комисия, назначена от председателя на Агенцията за ядрено регулиране.
(6) Комисията по ал. 5 дава заключение относно възможността за по-нататъшно безопасно използване на даден високоактивен закрит източник и предлага на председателя на Агенцията за ядрено регулиране срок за продължаване на експлоатацията на източника, като определя условията за това.
Чл. 123. Всяко предприятие, което използва или съхранява високоактивни източници, е длъжно:
1. да извършва проверка на целостта на всеки източник след всяко събитие, включително пожар, което би могло да го повреди, и да информира председателя на Агенцията за ядрено регулиране за такива събития и за предприетите мерки;
2. да уведомява своевременно председателя на Агенцията за ядрено регулиране за загуба, кражба или нерегламентирана употреба на източник, както и в случай на увреждане на източник или утечка от източник;
3. да уведомява своевременно председателя на Агенцията за ядрено регулиране за всеки инцидент или авария, довели до непреднамерено облъчване на работник или на лице от населението;
4. да удостоверява периодично пред Агенцията за ядрено регулиране, че всеки източник, а когато това е необходимо, и оборудването, в което се намира източникът, са във видимо добро състояние и са на предвиденото място за използване или съхраняване (периодичността и начинът за това се определят в условията на лицензиите и разрешенията, издавани на предприятията);
5. да създава и да поддържа вътрешни документи (процедури, протоколи, заповеди, програми, инструкции), определящи адекватни мерки по отношение на всеки стационарен или мобилен източник, с цел да се предотврати нерегламентиран достъп до източника, както и загуба, кражба или увреждане на източника (включително увреждане от огън или наводняване);
6. да връща своевременно снети от употреба източници на производителя/доставчика или да ги предава за дългосрочно съхраняване или погребване, или рециклиране на друго предприятие, притежаващо съответна лицензия или разрешение;
7. при предаване на източници да проверява дали получателят притежава необходимата лицензия или разрешение за дейност с тези източници.
Чл. 126. (1) Предприятията предоставят в Агенцията за ядрено регулиране електронно или писмено копие от водените регистри по чл. 124, ал. 1 (или отделни части от тях) при поискване и при спазване на следните срокове:
1. в 7-дневен срок от създаването на регистъра и придобиването на високоактивни източници;
2. в 14-дневен срок - при промяна на информацията в регистрите;
3. в 14-дневен срок - при отпадане на определен източник от регистър, когато дадено предприятие вече не притежава този източник, като се посочва наименованието на предприятието или съоръжението за погребване или съхраняване, където е предаден източникът;
4. в 14-дневен срок - при закриване на регистър, когато дадено предприятие вече не разполага с високоактивни източници;
5. ежегодно, до края на първото тримесечие на всяка следваща календарна година (едновременно с акта от инвентаризацията по чл. 120).
(2) Регистрите в предприятията се проверяват периодично от Агенцията за ядрено регулиране.
Чл. 127. (1) Агенцията за ядрено регулиране води регистър на лицензии, разрешения, регистрации и уведомления за дейности с източници на йонизиращи лъчения, както и отчет и контрол на тези източници.
(2) Данните, подлежащи на вписване в регистъра по ал. 1, се определят с Наредбата за реда за издаване на лицензии и разрешения за безопасно използване на ядрената енергия.
(3) При водене на отчет и контрол на източници по ал. 1 се регистрира всяко прехвърляне, преместване и друга промяна, свързана с проследимостта и контрола през целия жизнен цикъл на даден източник.
(4) Информацията в регистъра по ал. 2 се актуализира, като се отчита всяка промяна, свързана с отчета и контрола на източници на йонизиращи лъчения.
Раздел III.
Лицензиране на дейности с високоактивни закрити източници
Чл. 128. Преди да се издаде лицензия или разрешение за дейност с високоактивни източници, заявителят трябва да гарантира, че:
1. са взети подходящи мерки за безопасното управление и контрол на източниците, включително в случаите, когато те са снети от употреба;
2. са предвидени мерки за предаване, съхраняване и погребване на снети от употреба източници в съоръжения за управление на радиоактивни отпадъци (или за обратно връщане на източниците на съответния производител/доставчик);
3. са предвидени чрез финансови гаранции или други равностойни средства подходящи мерки за безопасно управление на снетите от употреба източници, включително когато дадено предприятие обяви несъстоятелност или прекрати разрешената му дейност с високоактивни закрити източници.
Раздел IV.
Идентификация и обозначаване на високоактивни източници
Чл. 129. (1) Идентификационният номер на всеки високоактивен източник се посочва в сертификат, издаден от производителя на източника. Производителят идентифицира всеки източник с този уникален номер, който се гравира, отпечатва или поставя по друг траен начин върху самия източник, когато това е практически възможно.
(2) Идентификационният номер на източника се гравира, отпечатва или поставя по друг траен начин и върху контейнера на източника. Когато това е невъзможно или в случай че се използва транспортен контейнер за многократна употреба, върху контейнера на източника се нанася маркировка, която съдържа като минимум данни за вида, активността и радионуклидния състав на източника или на източниците, ако са повече от един в транспортен контейнер.
(3) Контейнерът на високоактивен източник, а когато това е възможно, и самият източник се маркират или носят съответния предупредителен знак за радиационна опасност.
(4) Производителят на високоактивни източници включва в документацията на съответния източник снимка на всеки модел произвеждан източник и на всеки модел контейнер, използван от него за поставяне на тези източници.
(5) Доставчиците на високоактивни източници предоставят на предприятията окомплектувана съпроводителна техническа документация, изготвена от съответните производители на източниците.
(6) Предприятие, което извършва дейности с високоактивни източници, е длъжно да поддържа документация за съответните източници, удостоверяваща, че те са идентифицирани и обозначени в съответствие с ал. 1 - 3 и че нанесените маркировки и знаци са трайни и четливи. Документацията включва сертификати от производителя на източниците и снимки на самите източници, на техните контейнери и транспортни опаковки, както и на конструктивни елементи и спомагателно оборудване, ако е уместно според случая.
Раздел V.
Откриване, управление и контрол на безстопанствени източници
Чл. 130. Агенцията за ядрено регулиране и специализираните контролни органи по чл. 13 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия предприемат действия и мерки за:
1. повишаване на осведомеността за потенциалната опасност от безстопанствените източници;
2. разработване на ръководства и указания относно действията, начина на реагиране и реда за уведомяване при откриване на безстопанствени източници или при възникнали предположения за наличие на безстопанствени източници на дадено място;
3. стимулиране за създаването на системи за откриване на безстопанствени източници на места, където обикновено се предполага, че може да попаднат безстопанствени източници (например, големи складови площадки за метален скрап, металургични предприятия, инсталации за рециклиране на метален скрап, основни транспортни, товарно-разтоварни и гранични контролно-пропускателни пунктове в страната);
4. своевременно предоставяне на специализирана техническа консултация и експертна помощ на лица, които предполагат наличието на безстопанствен източник на дадено място и които обичайно не участват в дейности, за които се прилагат мерки за радиационна защита; консултацията и помощта са свързани с радиационната защита на работници и лица от населението, както и с обезопасяване на намерени безстопанствени източници.
Чл. 133. (1) За поддържане на готовност за реагиране при възникване на аварийни ситуации с безстопанствени източници се изготвя
процедура за действие в тези случаи, която се явява част от националния план по
чл. 9 на Закона за защита при бедствия и която регламентира функциите, отговорностите и реда за реагиране на заинтересованите ведомства.
(2) При аварийна ситуация с безстопанствен източник се създава авариен екип със заповед на главния секретар на Министерството на вътрешните работи, в чийто състав се включват според случая служители на специализираните контролни органи по
чл. 13 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия, на Агенцията за ядрено регулиране, на Института за ядрени изследвания и ядрена
енергетика към Българската академия на науките и на Държавно предприятие "Радиоактивни отпадъци".
Глава единадесета.
ИЗИСКВАНИЯ ПРИ ПРОЕКТИРАНЕ И ЕКСПЛОАТАЦИЯ НА ЯДРЕНИ СЪОРЪЖЕНИЯ И ОБЕКТИ С ИЗТОЧНИЦИ НА ЙОНИЗИРАЩИ ЛЪЧЕНИЯ
Чл. 135. (1) За целите на радиационната защита при проектирането на ядрени съоръжения и обекти с източници на йонизиращи лъчения, както и при избора на технологии, конструкции, системи и компоненти трябва да се осигури следното:
1. спазване на границите на дозите и дозовите ограничения за професионално облъчвани лица и лица от населението;
2. дозите от облъчване, броят на облъчваните лица и вероятността за облъчване да бъдат на възможно най-ниски достижими нива;
3. минимално количество на генерираните радиоактивни отпадъци и използване на подходящи методи и технически средства за тяхното безопасно управление;
4. минимални изхвърляния на радиоактивни вещества в околната среда (ако се очакват такива);
5. автоматизиране и механизиране на технологични операции при дейности с повишен радиационен риск;
6. звукови и светлинни сигнализации при нарушаване на нормалните технологични процеси и за предупреждение при възникване на радиационна опасност, блокировки и защити за предотвратяване на радиационни инциденти и аварии;
7. автоматизиран и визуален контрол на технологичните процеси и манипулации с повишен радиационен риск, съобразено с естеството на извършваните дейности;
8. условия за пожарогасителна и аварийно-спасителна дейност съгласно нормативните изисквания за пожарна и аварийна безопасност.
(2) Специфичните изисквания за радиационна защита при избор на площадка, проектиране и строителство на ядрени съоръжения и обекти с източници на йонизиращи лъчения са посочени в приложение № 10.
Чл. 138. (1) Като потенциални източници на вътрешно облъчване радионуклидите се разделят на групи според степента на радиационна опасност (радиотоксичността) за професионално облъчвани лица и лица от населението:
1. радионуклиди с много висока радиотоксичност (1-ва група);
2. радионуклиди с висока радиотоксичност (2-ра група);
3. радионуклиди със средна радиотоксичност (3-та група);
4. радионуклиди с ниска радиотоксичност (4-та група).
(2) Разпределението на радионуклидите по групи според тяхната радиотоксичност е посочено в приложение № 13. Кратко живеещите радионуклиди с период на полуразпадане, по-малък от 24 часа, се отнасят към четвърта група (радионуклиди с ниска радиотоксичност) и не са включени в приложение № 13.
Чл. 142. (1) Предприятията извършват радиационен мониторинг на характеристиките на работната среда в контролираните и надзираваните зони на ядрени съоръжения и обекти с източници на йонизиращи лъчения, включително контрол на предвидени по проект изхвърляния на радиоактивни вещества в околната среда.
(2) (Изм. и доп. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Предприятията, които експлоатират ядрени съоръжения, извършват радиационен мониторинг за оценка на облъчването на лица от населението по програми, съгласувани с председателя на Агенцията за ядрено регулиране и със специализираните контролни органи.
(3) Чрез мониторинга по ал. 1 и 2 предприятията осигуряват постоянно наблюдение на радиационната обстановка в посочените зони и получават необходимата информация за оценка на дозите от външно и вътрешно облъчване на професионално облъчвани лица и лица от населението.
(4) Радиационният мониторинг в ядрени съоръжения и обекти с източници на йонизиращи лъчения се осъществява при спазване на специфичните изисквания, посочени в приложение № 18.
§ 1. По смисъла на наредбата:
1. "Авариен работник" е всяко лице, което има определени задължения и роля в случай на авария и което може да бъде облъчено в хода на своите действия при авария.
2. "Аварийно облъчване" е облъчването на лица, различни от аварийни работници, в резултат на авария.
3. "Аварийно професионално облъчване" е облъчването на аварийни работници, които имат определени функции и роля в случай на авария и които в хода на своите действия при ситуация на аварийно облъчване могат да получат дози, надвишаващи границите на дозите за професионално облъчвани лица.
4. "Активност" (А) е очакваният брой спонтанни ядрени превръщания в дадено количество радиоактивно вещество, които се осъществяват за единица време.
Активността А в даден момент от времето t се определя по формулата:
А(t) = |dN/dt| = ? . N(t),
където: N(t) е броят на атомите на даден радионуклид в момента t;
? = 0,693/Т1/2 е константата на радиоактивно разпадане, а Т1/2 е периодът на полуразпадане на съответния радионуклид.
Стойностите на периода на полуразпадане (часове, дни или години) за различни радионуклиди са дадени в приложение № 2.
Специално наименование на единицата за активност в система SI: бекерел.
Активността на дадено количество радиоактивно вещество е 1Bq, ако за една секунда се осъществява едно спонтанно ядрено превръщане:
1 Bq = 1 s-1
5. "Безстопанствен източник" е радиоактивен източник, който не е освободен от регулиране и не е под регулаторен контрол, защото никога не е бил под такъв контрол, или е бил изоставен, изгубен, откраднат, поставен не където трябва, или е предаден по някакъв начин без необходимото разрешение.
6. "Високоактивен източник" е закрит източник, в който активността на съдържащия се в него радионуклид е по-голяма от или равна на съответната стойност на активност, посочена в приложение № 20.
7. "Възрастова група" е група лица от населението, които в зависимост от тяхната възраст са разпределени в една от следните 6 групи за целите на радиационната защита: лица на възраст до 1 година, от 1 до 2 години, от 2 до 7 години, от 7 до 12 години, от 12 до 17 години и над 17 години. Професионално облъчваните лица (работниците) са отделна възрастова група.
8. "Външен работник" е всеки изложен на облъчване работник (професионално облъчвано лице), който е нает от външна организация и който е допуснат до работа в контролираната и надзираваната зона на дадено предприятие (включително стажанти и учащи се).
9. "Външна организация" е юридическо или физическо лице, което е наето от дадено предприятие и е допуснато в контролираната и надзираваната зона на предприятието за извършване на определена дейност (услуга).
10. "Генератор на йонизиращо лъчение" е устройство, което генерира йонизиращо лъчение, ако получава енергия от външен захранващ източник.
11. "Граница на дозата" е стойността на ефективната доза или на еквивалентната доза (или на очакваната ефективна или еквивалентна доза, където е приложимо) за определен период от време, която стойност за дадено лице не трябва да се надвишава при ситуация на планирано облъчване.
12. "Дозово ограничение" е доза, определена в процеса на оптимизация на радиационната защита като очаквана горна граница на индивидуалните дози при ситуация на планирано облъчване, която стойност е по-малка от границите на дозите за работници и лица от населението.
13. "Детерминистичен ефект" е увреждане на здравето от въздействие на йонизиращо лъчение, което може да възникне над определено прагово ниво на дозата, като тежестта на проявения вреден ефект (реакцията на облъчена тъкан или орган) се увеличава с нарастване на получената доза.
14. "Естествен източник" е източник на йонизиращо лъчение с естествен земен или космически произход, който съществува в природата (космическото лъчение или лъчението от радионуклиди, съдържащи се в земната кора, околната среда, храните или човешкия организъм).
15. "Защитни мерки" са мерки, различни от коригиращи мерки, имащи за цел предотвратяване или намаляване на дозите, които може да бъдат получени при ситуация на аварийно облъчване или ситуация на съществуващо облъчване.
16. "Контейнер на източник" е съвкупност от компоненти, предназначени да гарантират обвивката на закрит източник, която е отделна част от източника и е предназначена да предпазва източника при превоз, съхраняване или други манипулации с него.
17. "Контролирана зона" е зона с контролиран достъп, подложена на специални правила за целите на радиационната защита, включително за предотвратяване разпространението на радиоактивно замърсяване извън тази зона.
18. "Коригиращи мерки" са мерките по отстраняване на източник на йонизиращо лъчение или намаляване на облъчването от него (по отношение на активност или количество), или прекъсване на пътищата на облъчване или намаляване на тяхното въздействие, като целта е да се избегнат или намалят дозите, които може да се получат в ситуация на съществуващо облъчване.
18а. (нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) "Космически апарат" е пилотиран летателен апарат, проектиран за полети на височина, по-голяма от 100 km над морското равнище.
19. "Крайници" са дланите, ръцете от китката до лакътя, стъпалата и глезените.
20. "Лица от населението" са лица, които може да се окажат подложени на облъчване, с изключение на случаите на професионално или медицинско облъчване.
21. "Медицинско облъчване" е облъчване с йонизиращи лъчения съгласно § 1, т. 22 от допълнителните разпоредби на Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
22. "Мониторинг на околната среда" е измерване на мощността на дозата от йонизиращи лъчения, дължащи се на радиоактивни вещества в околната среда, или измерване на концентрацията на радионуклиди в компонентите на околната среда (въздух, вода, почва, растителност).
23. "Надзиравана зона" е зона, която подлежи на наблюдение (надзор) и където се осъществява контрол (радиационен мониторинг) за целите на радиационната защита.
24. "Непреднамерено облъчване" е медицинско облъчване, което е различно от преднамереното медицинско облъчване, предприето с определена цел.
24а. (нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) "Нормални облъчвания" са облъчвания, които се очаква да възникнат при нормална експлоатация и очаквани експлоатационни събития за дадена инсталация или дейност (включително поддръжка, инспекция, извеждане от експлоатация).
25. "Облъчване от радон" е облъчване, дължащо се на краткоживеещите продукти от радиоактивното разпадане на радона.
25а. (нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) "Преработка" са химическите или физическите операции, свързани с радиоактивни материали, които включват добива, трансформирането, обогатяването на делящи се или възпроизвеждащи се ядрени материали и повторната обработка на отработено ядрено гориво.
26. "Открит източник" е източник на йонизиращи лъчения, чиято конструкция не изключва възможност за разпространение на съдържащи се в него радиоактивни вещества при нормални условия на използване на източника по предназначение.
27. "Планирано повишено облъчване" е специално разрешено облъчване в случаи, при които се допуска да бъдат надвишени границите на дозите, определени за професионално облъчвани лица.
28. "Потенциално облъчване" е предполагаемо облъчване, което не е сигурно, че ще се осъществи, но което може да се получи в резултат на събитие или поредица от събития с вероятностен характер, включително поради откази на оборудване или грешки по време на експлоатацията на ядрено съоръжение или източник на йонизиращо лъчение.
29. "Потребителска стока" е устройство или произведено изделие, в което целенасочено и преднамерено са инкорпорирани (включени) или образувани чрез активация един или повече радионуклиди или което генерира йонизиращо лъчение и което може да бъде продавано или предлагано на лица от населението без осъществяване на специално наблюдение или регулаторен контрол след продажбата.
30. "Предприятие" е юридическо или физическо лице, включително лечебно заведение, което носи отговорност за безопасно осъществяване на разрешена дейност или за безопасността на даден източник съгласно националното законодателство и подлежи на контрол по реда на Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
31. "Представително лице" е лице, което получава или може да получи доза, която е представителна за лица от населението, с по-високо облъчване, дължащо се на даден източник и път на облъчване, изключвайки лицата с екстремни или необичайни навици.
32. "Професионално облъчване" е облъчване на работници, стажанти и учащи се, на което те са изложени по време на работа в предприятие.
33. "Професионално облъчвано лице" е лице, което работи самостоятелно или за работодател, което е подложено на облъчване по време на работа, извършвана в рамките на дейност под регулаторен контрол, и което може да получи дози, превишаващи някоя от границите на дозите за облъчване на лица от населението.
34. "Радиоактивен материал" е материал, съдържащ в състава си радиоактивни вещества.
35. "Радиоактивно замърсяване" е непреднамерено или нежелано наличие на радиоактивни вещества по повърхности или в твърди предмети, течности или газове, или по човешкото тяло.
36. "Радон" е радионуклидът Rn-222 и неговите кратко живеещи продукти на разпадане, ако е приложимо.
37. "Референтно ниво" е ниво (стойност) на ефективната или еквивалентната доза или на специфичната активност при ситуация на аварийно или съществуващо облъчване, над което облъчването се счита за неприемливо при дадена ситуация на облъчване. Това ниво не е граница, която не би могла да бъде надвишена.
38. "Ситуация на аварийно облъчване" е ситуация на облъчване, дължащо се на авария.
39. "Ситуация на планирано облъчване" е ситуация на облъчване, възникваща в резултат на планирана дейност с източник на йонизиращо лъчение или от човешка дейност, която променя начините на облъчване и причиняваща облъчване или потенциално облъчване на хора или на околната среда. Ситуациите на планирано облъчване могат да включват както нормални, така и потенциални облъчвания.
40. "Ситуация на съществуващо облъчване" е ситуация на облъчване, която вече съществува в момента, когато трябва да се вземе решение за въвеждане на необходимия контрол, и която не изисква или повече не изисква прилагането на спешни мерки.
41. "Изведен от употреба източник" е закрит източник, който повече не се използва или не се предвижда да се използва за практика, за която е било издадено разрешение, но който продължава да изисква управление от гледна точка на безопасността.
42. "Специфична активност" е активността на дадено количество радионуклид, който се съдържа в единица маса радиоактивно вещество. Единицата за специфична активност е бекерел на килограм (Bq/kg).
43. "Стажант" е всяко лице, което преминава специална подготовка или обучение в дадено предприятие с цел придобиване на специфични знания и умения.
44. "Стохастичен (вероятностен) ефект" е вреден за здравето ефект от въздействието на йонизиращо лъчение, за който се приема, че няма праг на дозата и вероятността за възникване е пропорционална на получената доза, като тежестта на вредния ефект не зависи от дозата.
45. "
Строителен материал" е всеки продукт за трайно влагане в сграда или в части от нея и чиито експлоатационни характеристики оказват влияние върху тези на сградата по отношение на облъчването на нейните обитатели с йонизиращо лъчение.
46. "Торон" е радионуклидът Rn-220 и неговите кратко живеещи продукти на разпадане, ако е приложимо.
47. "Увреждане на здравето" е намаляване на продължителността и качеството на живота сред група от населението в резултат на облъчване, включително причинено от тъканните реакции, туморите и тежките генетични заболявания.
48. "Ускорител" е устройство, което генерира йонизиращо лъчение, като ускорява заредени частици (електрони, протони или други микрочастици с електрически заряд) до високи енергии над 1 MeV.
§ 2. С наредбата се въвеждат изискванията на Директива 2013/59/Евратом на Съвета от 5 декември 2013 г. за определяне на основни норми на безопасност за защита срещу опасностите, произтичащи от излагане на йонизиращо лъчение, и за отмяна на директиви 89/618/Евратом, 90/641/Евратом, 96/29/Евратом, 97/43/Евратом и 2003/122/Евратом (OB, L 13 от 17 януари 2014 г.).
§ 3. Председателят на Агенцията за ядрено регулиране изпълнява функциите на контактна точка за оперативна комуникация и обмен на информация с компетентните органи на държавите - членки в Европейския съюз, по всички въпроси, свързани с прилагането на настоящата наредба.
§ 4. Наредбата се приема на основание чл. 26, ал. 3 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
§ 5. Председателят на Агенцията за ядрено регулиране, министърът на здравеопазването и министърът на околната среда и водите дават в рамките на своята компетентност указания по прилагането на наредбата.
§ 6. Контрола по прилагане на наредбата осъществяват председателят на Агенцията за ядрено регулиране, министърът на здравеопазването и министърът на околната среда и водите в съответствие с правомощията им, определени в Закона за безопасно използване на ядрената енергия, Закона за здравето и Закона за опазване на околната среда.
Приложение № 1 към чл. 18, ал. 1
Величини и единици за оценка на вътрешно и външно облъчване
1. "Амбиентен дозов еквивалент" H*(d) е дозовият еквивалент в дадена точка на радиационно поле, който би бил породен от съответното разширено и подредено поле в сферата на МКРЕ на дълбочина d по радиуса в посоката на подреденото поле. Специалното име на единицата за амбиентен дозов еквивалент е сиверт (Sv). За силно проникващо лъчение се приема d = 10 mm.
2. "Граница на годишното постъпване" (ГГП) е активността на отделен радионуклид, постъпил в продължение на една година в организма на условен човек чрез вдишване (инхалационно), чрез поглъщане (перорално) или през кожата (перкутанно), което води до получаване на очаквана ефективна или очаквана еквивалентна доза, равна на съответната граница на дозата за една година.
Единица: бекерел на година (Bq.а-1).
3. "Граница на средногодишната обемна активност" е стойността на обемната активност, която не трябва да се надхвърля от средната стойност на обемните активности, получена чрез достатъчен брой измервания, необходими за достоверното и определяне.
4. "Граница на средногодишната плътност на поток частици" е стойността на плътността на поток частици, която не трябва да се надхвърля от средната стойност на плътности на потоците частици, получена чрез достатъчен брой измервания, необходими за достоверното и определяне.
5. "Дозов коефициент" е(g) величина, чиято стойност е равна на очакваната ефективна доза при постъпване на единица активност на даден радионуклид в организма.
Дозовият коефициент зависи от вида на радионуклида, от неговата физико-химична форма, от начина на постъпление (вдишване или поглъщане) и от възрастта на съответното лице.
6. "Еквивалентна доза" (HT) е погълнатата доза DT,R, осреднена за даден орган или тъкан Т и умножена по радиационния тегловен фактор wR за даден вид и качество на съответното йонизиращо лъчение R:
Сумарната еквивалентна доза HT за смесено радиационно поле, което е създадено от йонизиращи лъчения с различни стойности wR на радиационния тегловен фактор, се определя по следната формула:
Единицата за еквивалентна доза в система SI е сиверт (Sv).
7. "Ефективна доза" (Е) е сумата Е от еквивалентните дози HT във всички специфицирани тъкани и органи Т на човешкото тяло, претеглени (умножени) със съответните тъканни тегловни фактори wT:
където DT,R е погълнатата доза от йонизиращо лъчение R, осреднена за дадена тъкан или орган Т,
wR - стойността на радиационния тегловен фактор за лъчението R.
Единицата за ефективна доза е сиверт (Sv).
8. "Коефициент на качеството" Q е коефициентът, който служи за оценка на биологичната ефективност на различни видове йонизиращи лъчения и зависи само от линейното предаване на енергията.
Коефициентът на качеството се определя на дълбочина 10 mm в стандартната сфера, дефинирана от Международната комисия по радиационни единици (МКРЕ), по формулата:
е средната погълната доза,
Q(L) - коефициентът на качеството,
L - неограниченото линейно предаване на енергията във вода keV/µm,
DL - разпределението на D по L.
За Q(L) се приемат следните зависимости:
|
Q(L) = 1 |
- за L <= 10 keV.?m-1 |
|
Q(L) = 0,32.L-2,2 |
- за 10 keV.?m-1 < L < 100 keV.?m-1 |
|
Q(L) = 300/?L |
- за L >= 100 keV.?m-1 |
9. "Линейно предаване на енергия" (ЛПЕ, L) e отношението на енергията dE, предадена на веществото от заредени частици в резултат на удари по път dl, и дължината на този път dl:
Единица: джаул на метър J/m.
Извънсистемна единица е килоелектронволт на микрометър вода keV/µm, като:
1 keV.µm-1 = 1,6.10-10 J.m-1
10. "Мощност на дозата" (погълната, ефективна или еквивалентна) е отношението на нарастването на дозата dD за интервал от време dt към този интервал:
Използват се единиците за съответната погълната, ефективна или еквивалентна доза, разделени на единицата за време.
11."Насочен дозов еквивалент" H?(d, ?) е дозовият еквивалент в дадена точка на радиационното поле, който би бил породен от съответното разширено поле в сферата на МКРЕ на дълбочина d по радиус в определена посока ?.
Единицата за насочен дозов еквивалент е сиверт (Sv).
12. "Обемна активност" е активността на радиоактивен източник, разделена на обема на веществото, в което се съдържа тази активност.
Единици: бекерел на кубичен метър Bq/m3, бекерел на литър Bq/l.
13. "Очаквана еквивалентна доза" HT(?) е интегралът за време t от мощността на еквивалентната доза в тъкан или орган Т, която ще бъде получена от дадено лице в резултат на постъпване.
Тя се определя по следната формула:
където t0 е моментът на постъпване на радиоактивното вещество в организма,
T(t) - съответната мощност на еквивалентната доза в орган или тъкан Т към момент t,
? - времето, за което се изчислява интегралът.
С цел постигане на съответствие с границите на дозите, посочени в настоящата наредба, ? представлява период от 50 години за възрастни и до 70-годишна възраст за бебета и деца.
Единицата за очаквана еквивалентна доза е сиверт (Sv).
14. "Очаквана ефективна доза" E (?) е сумата от очакваните еквивалентни дози при постъпване на радионуклиди в органи или тъкани HT(?), всяка от които умножена със съответния тъканен тегловен фактор wT. Тя се определя по следната формула:
При определянето на E(?) ? е броят на годините, за които се извършва сумирането. С цел постигане на съответствие с границите на дозите, посочени в настоящата наредба, ? представлява период от 50 години след постъпването при възрастни и до 70-годишна възраст за бебета и деца.
Единицата за очаквана ефективна доза е сиверт (Sv).
15. "Персонален дозов еквивалент" Hp(d) е дозовият еквивалент в меки тъкани на подходяща дълбочина d под една определена точка на човешкото тяло. За силно проникващо лъчение се приема d = 10 mm, а за слабо проникващо лъчение d = 0,07 mm.
Единицата за персонален дозов еквивалент е сиверт (Sv).
16. "Плътност на поток частици" е отношението на броя частици dN в дадена точка на пространството, влизащи за време dt в малка сфера с център в тази точка, към площта на диаметралното сечение dS на тази сфера:
Единицата за плътност на поток частици е part.cm-2.s-1.
17. "Погълната доза" (D) е енергията, погълната от единица маса вещество,
е средната енергия, предадена от йонизиращо лъчение на веществото в обемен елемент с маса dm.
В настоящата наредба "погълната доза" означава осреднената доза за биологична тъкан или орган.
Единицата за погълната доза е грей (Gy), като един грей е еквивалентен на един джаул на килограм: 1 Gy = 1 J/kg.
18. "Радиационен тегловен фактор" wR e безразмерна величина (тегловен фактор), чиято стойност характеризира различната степен на вредно въздействие върху човешкия организъм в зависимост от вида и енергията на дадено йонизиращо лъчение.
Стойностите на радиационните тегловни фактори wR са:
|
Вид йонизиращо лъчение |
wR |
|
фотони, електрони и мюони, независимо от енергията им (освен електрони на Оже от радионуклиди, включени в ДНК) |
1 |
|
неутрони с енергии:
до 10 keV
от 10 keV до 100 keV
от 100 keV до 2 MeV
от 2 MeV до 50 MeV
над 50 MeV |
2,5
10
20
10
2,5 |
|
протони и заредени пиони |
2 |
|
алфа-частици, фрагменти на делене, тежки йони |
20 |
При пресмятания, свързани с неутрони, зависимостта на wR от енергията на неутроните Е (MeV) е непрекъсната функция, която се задава със следните формули в три различни диапазона:
б) ако 1 MeV <= Е <= 50 MeV,
в) Е > 50 MeV
За всички други видове лъчения и енергии, различни от горепосочените, се приема, че:
е коефициентът на качеството на лъчението.
19. "Разширено поле" е радиационно поле, производно от истинското поле, където потокът на йонизиращите частици и неговите разпределения по посока и енергия имат едни и същи стойности в целия разглеждан обем, както в истинското поле в точката, която е посочена. (При разширено поле потокът въздейства от всички посоки върху детектора на йонизиращото лъчение.)
20. "Разширено и подредено (насочено) поле" е радиационно поле, в което потокът на йонизиращите частици и неговите разпределения по посока и енергия са същите, както в разширеното поле, но потокът е еднопосочен.
21. "Сиверт" (Sv) е специалното наименование на мерната единица за еквивалентна или ефективна доза. Един сиверт е равен на един джаул на килограм: 1 Sv = 1 J.kg-1.
22. "Стандартизирани данни" са данните за условен човек на Международната комисия за радиологична защита (МКРЗ), използвани при изчисляването на вторичните (производните) граници и границите, използвани за целите на радиационния контрол и планиране на защитата.
23. "Сферичен фантом (сфера)" на МКРЕ е модел на човешко тяло (фантом), въведен от Международната комисия по радиационни единици (МКРЕ), който представлява сфера от тъканно-еквивалентно вещество с диаметър 30 cm, плътност 1 g.cm-3 и масов състав 76,2 % кислород, 11,1 % въглерод, 10,1 % водород и 2,6 % азот.
Сферата на МКРЕ се използва като референтен фантом при определяне на величината еквивалентна доза.
24. "Тъканен тегловен фактор" wТ е безразмерна величина (тегловен фактор), чиято стойност отчита относителния принос на даден орган или тъкан към общото увреждане на здравето в резултат на облъчване на цялото тяло и възникване на стохастични ефекти.
Стойностите на тъканните тегловни фактори wТ са:
|
Органи или тъкани |
wТ* |
|
Костен мозък (червен) |
0,12 |
|
Дебело черво |
0,12 |
|
Бял дроб |
0,12 |
|
Стомах |
0,12 |
|
Млечни жлези |
0,12 |
|
Други органи и тъкани ** |
0,12 |
|
Гонади |
0,08 |
|
Пикочен мехур |
0,04 |
|
Хранопровод |
0,04 |
|
Черен дроб |
0,04 |
|
Щитовидна жлеза |
0,04 |
|
Повърхност на костите |
0,01 |
|
Главен мозък |
0,01 |
|
Слюнчени жлези |
0,01 |
|
Кожа |
0,01 |
* Стойностите на wТ са получени за критична група от населението с еднакъв брой мъже и жени и обхващащи широка възрастова група. В дефиницията за ефективна доза wТ се отнася за професионално облъчвани лица и лица от населението от двата пола.
** За целите на пресмятането в "други органи и тъкани" се включват: сърце, мускули, екстраторакална област, бъбреци, панкреас, далак, тимус, жлъчен мехур, лимфни възли, устна лигавица, тънки черва, надбъбречна жлеза, простата (мъже), матка/шийка на матката (жени). Тъканният тегловен фактор 0,12 за "други органи и тъкани" се прилага към средноаритметичната еквивалентна доза за 13-те органи и тъкани за всеки пол.
Приложение № 2 към чл. 18, ал. 6
(Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.)
Вторични (производни) граници за целите на радиационния контрол, планиране на защитата и оценка на дозите при ситуации на планирано облъчване
1. Вторичната граница за мощност на дозата при външно облъчване на цялото тяло на професионално облъчвани лица е 10 ?Sv.h-1, определена така, че да не се достига годишната граница на ефективната доза (20 mSv) при средна продължителност на облъчването
1700 часа за година.
2. Вторичната граница за мощност на дозата при външно облъчване на лица от населението е 0,1 ?Sv.h-1, определена така, че да не се достига годишната граница на ефективната доза (1 mSv) за кое да е лице при продължителност на облъчване 8800 часа (облъчването от естествения радиационен фон не се отчита).
3. При оценка на дозите от външно облъчване се използват стандартните стойности и взаимозависимости, които са дадени в глави 4 и 5 на Публикация 116 на МКРЗ.
За целите на оптимизацията на радиационната защита - при проектиране на лъчезащитни конструкции и компоненти се въвеждат коефициенти на сигурност (k), като минималната стойност на k е 2,5 за професионално облъчвани лица и за лица от населението. Коефициентът се определя, като съответната граница на годишната ефективна доза за професионално облъчвани лица или за лица от населението се раздели на ефективната доза, която се очаква да получи професионално облъчвано лице или лице от населението за една година.
4. Вторичните граници при вътрешно облъчване включват граници на годишно постъпване на радионуклиди в организма на професионално облъчвани лица или лица от населението чрез вдишване (инхалаторно) и чрез поглъщане (перорално).
Вторичните граници за целите на оперативния радиационен контрол и планиране на защитата от вътрешно облъчване включват: граници на обемната активност на радиоактивни аерозоли, граници на обемната активност на радиоактивни инертни газове; граници на плътността на поток от йонизиращи частици; граници на обемната активност на питейна вода; граници за повърхностно радиоактивно замърсяване.
5. Радионуклидите, за които са определени граници за вътрешно облъчване по т. 4, са посочени в таблица 1. За определяне на границите по т. 4 се използват стандартизираните данни, които са посочени в таблица 2 за професионално облъчвани лица и за лица от населението .
6. Границите на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма на професионално облъчвани лица чрез вдишване на аерозоли, газове и пари (ГГПИНХ), границите на средногодишната обемна активност за отделни радионуклиди във въздуха на работните помещения (ГСГОАВ) и границите на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма чрез поглъщане (ГГППО) са определени в таблица 3 при очаквана ефективна доза 20 mSv.a-1.
7. Границите на годишното постъпване на отделни радионуклиди в организма на лица от населението (ГГПИНХ) за шест възрастови групи чрез вдишване на аерозоли, газове и пари и границите на средногодишната обемна активност на атмосферен въздух в жилища и на открито (ГСГОАВ) за съответната критична възрастова група са определени в таблица 4 при очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1 за кое да е лице от населението.
8. Границите на годишното постъпване чрез поглъщане (ГГППО) на отделни радионуклиди в организма на лица от населението при очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1 и границите на средногодишната обемна активност на питейна вода (ГСГОАПВ) при очаквана ефективна доза 0,1 mSv.a-1 са определени в таблица 5.
(Стойностите на ГГППО са дадени за шест възрастови групи от населението, а стойностите на ГСГОАПВ - за критична възрастова група.)
9. Стойностите на ГГПИНХ и ГГППО, дадени в таблици 3, 4 и 5 за различни радионуклиди, се получават, като се раздели годишната граница на ефективната доза за професионално облъчвани лица (20 mSv) или за лица от населението (1 mSv) на съответните дозови коефициенти е(g)инх и е(g)по (Sv.Bq-1) при постъпване на даден радионуклид чрез инхалиране или поглъщане.
При оценка на дозите от вътрешно облъчване се използват стандартните стойности на дозовите коефициенти е(g)инх и е(g)по, които са дадени за различни радионуклиди и възрастови групи в глава 1 на Публикация 119 на МКРЗ.
10. Границите на средногодишната обемна активност на радиоактивни инертни газове във въздуха на помещения при очаквана ефективна доза 20 mSv.a-1 за професионално облъчвани лица и в атмосферен въздух на открито и в жилища при очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1 за лица от населението са определени съответно в таблица 6 и в таблица 7.
11. (изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Границите на средногодишната плътност на поток от йонизиращи частици за професионално облъчвани лица, при 1700 часа продължителност на облъчването за година, са определени за следните случаи:
а) облъчване на кожата от моноенергийни електрони (таблица 8);
б) облъчване на очната леща от моноенергийни електрони (таблица 9);
в) контактно облъчване на кожата от бета-частици (таблица 10);
г) външно облъчване на цялото тяло от моноенергийни фотони (таблица 11);
д) външно облъчване на кожата от моноенергийни фотони (таблица 12);
е) облъчване на очната леща от моноенергийни фотони (таблица 13);
ж) външно облъчване на цялото тяло от моноенергийни неутрони (таблица 14).
12. Границите за повърхностно радиоактивно замърсяване на помещения, оборудване, работно облекло и защитни средства в ядрени съоръжения и обекти с ИЙЛ, както и за кожата на професионално облъчвани лица са определени в таблица 15.
13. Дозовите коефициенти за пресмятане на облъчването от радон и неговите краткоживеещи дъщерни продукти са дадени в таблица 16.
14. При определяне на границите на средногодишната обемна активност по т. 6 и 7 за даден радионуклид, който може да е в различни физико-химични форми, се прилага консервативен подход, като се взема предвид формата на радионуклида, за която границата на годишното постъпване е най-малка.
15. Методът за измерване на обемната активност на въздуха трябва да е съобразен с формата на радионуклида, за която е определена съответната граница на средногодишната обемна активност.
16. В случаите, когато границата на средногодишната обемна активност във въздуха на работни помещения е достигната или е надвишена за даден радионуклид в определена физико-химична форма, се оценяват обемните активности на въздуха и за другите форми на този радионуклид.
17. При комбинирано въздействие на различни радиационни фактори и пътища на облъчване (външно облъчване от различни източници на йонизиращи лъчения; вътрешно облъчване от постъпване на различни радионуклиди при вдишване или поглъщане; съчетано външно и вътрешно облъчване) сумата от ефективните дози от външно и вътрешно облъчване, получени от дадено лице, не трябва да надвишава годишната граница 20 mSv за професионално облъчвано лице или годишната граница 1 mSv за лице от населението.
18. За вторичните граници по т. 8, 10, 11 или 12 се прилага правилото за нормиране към единица:
- Аi е стойност на контролираната величина, посочена в т. 8, 10, 11 или 12, която е определена чрез пряко измерване или чрез изчисление по отношение на i-тия радионуклид;
- Bi е вторичната граница за съответната контролирана величина, чиято стойност е зададена за i-тия радионуклид в таблица 3, 4, 5, 6 или 7;
- i е индекс за номериране на радионуклидите, който варира от 1 до n (n е броят на идентифицираните радионуклиди във въздух, вода или в човешки организъм).
Радионуклиди, за които са определени вторични граници и граници за целите на радиационния контрол и планиране на защитата
|
Атомен номер |
Елемент |
Символ |
Масово число |
Период на полуразпадане |
|
1 |
водород |
Н |
3 (тритий) |
12,3 а |
|
4 |
берилий |
Be |
7
10 |
53,2 d
1,39.106 а |
|
6 |
въглерод |
С |
11
14 |
0,339 h
5,70.103 а |
|
9 |
флуор |
F |
18 |
1,83 h |
|
11 |
натрий |
Na |
22
24 |
2,60 a
15,0 h |
|
12 |
магнезий |
Mg |
28 |
20,9 h |
|
13 |
алуминий |
Al |
26 |
7,17.105 а |
|
14 |
силиций |
Si |
31
32 |
2,62 h
172 a |
|
15 |
фосфор |
Р |
32
33 |
14,3 d
25,4 d |
|
16 |
сяра |
S |
35 |
87,3 d |
|
17 |
хлор |
Cl |
36
38
39 |
3,02.105 a
0,621 h
0,927 h |
|
18 |
аргон |
Ar |
37
39
41 |
35,0 d
269 a
1,83 h |
|
19 |
калий |
К |
40
42
43
44
45 |
1,25.109 а
12,4 h
22,2 h
0,368 h
0,288 h |
|
20 |
калций |
Са |
41
45
47 |
1,00.105 а
163 d
4,54 d |
|
21 |
скандий |
Sc |
43
44
44m
46
47
48
49 |
3,89 h
3,97 h
2,44 d
83,8 d
3,35 d
1,82 d
0,953 h |
|
22 |
титан |
Ti |
44
45 |
60,0 а
3,08 h |
|
23 |
ванадий |
V |
47
48
49 |
0,543 h
16,0 d
338 d |
|
24 |
хром |
Cr |
48
49
51 |
21,6 h
0,705 h
27,7 d |
|
25 |
манган |
Mn |
51
52
52m
53
54
56 |
0,770 h
5,60 d
0,353 h
3,74.106 а
312 d
2,58 h |
|
26 |
желязо |
Fe |
52
55
59
60 |
8,27 h
2,75 a
44,5 d
2,62.106.a |
|
27 |
кобалт |
Co |
55
56
57
58
58m
60
60m
61
62m |
17,5 h
77,2 d
272 d
70,8 d
8,90 h
5,27 a
0,174 h
1,65 h
0,232 h |
|
28 |
никел |
Ni |
56
57
59
63
65
66 |
6,08 d
1,50 d
7,60.104 a
98,7 a
2,52 h
2,28 d |
|
29 |
мед |
Cu |
60
61
64
67 |
0,395 h
3,37 h
12,7 h
2,66 d |
|
30 |
цинк |
Zn |
62
63
65
69
69m
71m
72 |
9,19 h
0,639 h
244 d
0,940 h
13,8 h
3,96 h
1,94 d |
|
31 |
галий |
Ga |
65
66
67
68
70
72
73 |
0,253 h
9,49 h
3,26 d
1,13 h
0,352 h
14,1 h
4,86 h |
|
32 |
германий |
Ge |
66
67
68
69
71
75
77
78 |
2,26h
0,315 h
271 d
1,63 d
11,4 d
1,38 h
11,3 h
1,47 h |
|
33 |
арсен |
As |
69
70
71
72
73
74
76
77
78 |
0,253 h
0,877 h
2,72 d
1,08 d
80,3 d
17,8 d
1,08 d
1,62 d
1,51 h |
|
34 |
селен |
Se |
70
73
73m
75
79
81
81m
83 |
0,685 h
7,10 h
0,663 h
120 d
3,56.105 a
0,308 h
0,955 h
0,372 h |
|
35 |
бром |
Br |
74
74m
75
76
77
80
80m
82
83
84 |
0,423 h
0,767 h
1,61 h
16,2 h
2,38 d
0,295 h
4,42 h
1,47 d
2,40 h
0,530 h |
|
36 |
криптон |
Kr |
74
76
77
79
81
83m
85
85m
87
88 |
0,192 h
14,8 h
1,24 h
1,46 d
2,29.105 a
1,83 h
10,8 a
4,48 h
1,27 h
2,84 h |
|
37 |
рубидий |
Rb |
79
81
81m
82m
83
84
86
87
88
89 |
0,382 h
4,25 h
0,504 h
6,47 h
86,2 d
32,8 d
18,6 d
4,93.1010 a
0,297 h
0,252 h |
|
38 |
стронций |
Sr |
80
81
82
83
85
85m
87m
89
90
91
92 |
1,77 h
0,372 h
25,6 d
1,35 d
64,8 d
1,13 h
2,83 h
50,6 d
28,8 a
9,63 h
2,65 h |
|
39 |
итрий |
Y |
86
86m
87
88
90
90m
91
91m
92
93
94
95 |
14,7 h
0,800 h
3,32 d
107 d
2,67 d
3,19 h
58,5 d
0,828 h
3,54 h
10,1 h
0,312 h
0,172 h |
|
40 |
цирконий |
Zr |
86
88
89
93
95
97 |
16,5 h
83,0 d
3,27d
1,61.106 a
64,0 d
16,9 h |
|
41 |
ниобий |
Nb |
88
89
89m
90
93m
94
95
95m
96
97
98 |
0,242 h
1,90 h
1,?18 h
14,6 h
16,1 a
2,00.104 a
35,0 d
3,61 d
23,4 h
1,20 h
0,855 h |
|
42 |
молибден |
Mo |
90
93
93m
99
101 |
5,56 h
4,00.103 a
6,85 h
2,75 d
0,243 h |
|
43 |
технеций |
Tc |
93
93m
94
94m
95
95m
96
96m
97
97m
98
99
99m
101
104 |
2,75 h
0,725 h
4,88 h
0,867 h
20,0 h
61,0 d
4,28 d
0,858 h
2,60.106 a
90,1 d
4,20.106 a
2,12.105 a
6,01 h
0,237 h
0,305 h |
|
44 |
рутений |
Ru |
94
97
103
105
106 |
0,863 h
2,90 d
39,3 d
4,44 h
1,02 a |
|
45 |
родий |
Rh |
99
99m
100
101
101m
102
102m
103m
105
106m
107 |
16,1 d
4,70 h
20,8 h
3,30 a
4,34 d
2,90 a
207 d
0,935 h
1,47 d
2,18 h
0,362 h |
|
46 |
паладий |
Pd |
100
101
103
107
109 |
3,63 d
8,47 h
17,0 d
6,50.106 a
13,6 h |
|
47 |
сребро |
Ag |
102
103
104
104m
105
106
106m
108m
110m
111
112
115 |
0,215 h
1,10 h
1,15 h
0,558 h
41,3 d
0,399 h
8,28 d
438 a
250 d
7,45 d
3,13 h
0,333 h |
|
48 |
кадмий |
Cd |
104
107
109
113
113m
115
115m
117
117m |
0,962 h
6,50 h
1,27 a
7,70.1015 a
14,1 a
2,23 d
44,6 d
2,49 h
3,36 h |
|
49 |
индий |
In |
109
110
110m
111
112
113m
114m
115
115m
116m
117
117m
119m |
4,20 h
4,90 h
1,15 h
2,80 d
0,250 h
1,66 h
49,5 d
4,41.1014 a
4,49 h
0,905 h
0,700 h
1,94 h
0,300 h |
|
50 |
калай |
Sn |
110
111
113
117m
119m
121
121m
123
123m
125
126
127
128 |
4,41 h
0,588 h
115 d
13,6 d
293 d
1,13 d
44,0 a
129 d
0,668 h
9,64 d
2,38.105 a
2,10 h
0,984 h |
|
51 |
антимон |
Sb |
115
116
116m
117
118m
119
120m
120
122
124
124m
125
126
126m
127
128
128m
129
130
131 |
0,535 h
0,263 h
1,00 h
2,80 h
5,00 h
1,59 d
5,76 d
0,265 h
2,70 d
60,2 d
0,337 h
2,76 a
12,4 d
0,319 h
3,85 d
9,01 h
0,173 h
4,40 h
0,658 h
0,384 h |
|
52 |
телур |
Те |
116
121
121m
123
123m
125m
127
127m
129
129m
131
131m
132
133
133m
134 |
2,49 h
19,2 d
154 d
1,00.1013 a
119 d
57,4 d
9,35 h
106 d
1,16 h
33,6 d
0,417 h
1,25 d
3,23 d
0,208 h
0,923 h
0,697 h |
|
53 |
йод |
I |
120
120m
121
123
124
125
126
128
129
130
131
132
132m
133
134
135 |
1,35 h
0,883 h
2,12 h
13,2 h
4,18 d
59,4 d
12,9 d
0,416 h
1,61.107 a
12,4 h
8,02 d
2,30 h
1,39 h
20,9 h
0,875 h
6,57 h |
|
54 |
ксенон |
Xe |
120
121
122
123
125
127
129m
131m
133
133m
135
135m
138 |
0,667 h
0,668 h
20,1 h
2,08 h
16,9 h
36,4 d
8,88 d
12,0 d
5,25 d
2,20 d
9,14 h
0,255 h
0,235 h |
|
55 |
цезий |
Cs |
125
127
129
130
131
132
134
134m
135
135m
136
137
138 |
0,750 h
6,25 h
1,34 d
0,487 h
9,69 d
6,48 d
2,06 a
2,91 h
2,30.106 a
0,883 h
13,2 d
30,0 a
0,557 h |
|
56 |
барий |
Ba |
126
128
131
131m
133
133m
135m
139
140
141
142 |
1,67 h
2,43 d
11,5 d
0,243 h
10,5 a
1,62 d
1,20 d
1,38 h
12,8 d
0,304 h
0,177 h |
|
57 |
лантан |
La |
131
132
135
137
138
140
141
142
143 |
0,983 h
4,80 h
19,5 h
6,00.104 a
1,04.1011 a
1,69 d
3,92 h
1,52 h
0,237 h |
|
58 |
церий |
Ce |
134
135
137
137m
139
141
143
144 |
3,16 d
17,7 h
9,00 h
1,43 d
138 d
32,5 d
1,38 d
285 d |
|
59 |
празеодим |
Pr |
136
137
138m
139
142
142m
143
144
145
147 |
0,218 h
1,28 h
2,12 h
4,41 h
19,1 h
0,243 h
13,6 d
0,288 h
5,98 h
0,223 h |
|
60 |
неодим |
Nd |
136
138
139
139m
141
147
149
151 |
0,844 h
5,04 h
0,495 h
5,50 h
2,49 h
11,0 d
1,73 h
0,207 h |
|
61 |
прометий |
Pm |
141
143
144
145
146
147
148
148m
149
150
151 |
0,348 h
265 d
363 d
17,7 a
5,53 a
2,62 a
5,37 d
41,3 d
2,21 d
2,68 h
1,18 d |
|
62 |
самарий |
Sm |
141
141m
142
145
146
147
151
153
155
156 |
0,170 h
0,377 h
1,21 h
340 d
1,03.108 a
1,07.1011 a
90,0 a
1,93 d
0,372 h
9,40 h |
|
63 |
европий |
Eu |
145
146
147
148
149
150
150m
152
152m
154
155
156
157
158 |
5,93 d
4,61 d
24,1 d
54,5 d
93,1 d
36,9 a
12,8 h
13,5 a
9,31 h
8,60 a
4,75 a
15,2 d
15,2 h
0,765 h |
|
64 |
гадолиний |
Gd |
145
146
147
148
149
151
152
153
159 |
0,383 h
48,3 d
1,59 d
74,6 a
9,28 d
124 d
1,08.1014 a
240 d
18,5 h |
|
65 |
тербий |
Tb |
147
149
150
151
153
154
155
156
156m l
156m s
157
158
160
161 |
1,70 h
4,12 h
3,48 h
17,6 h
2,34 d
21,5 h
5,32 d
5,35 d
1,02 d
5,30 h
71,0 a
180 a
72,3 d
6,91 d |
|
66 |
диспрозий |
Dy |
155
157
159
165
166 |
9,90 h
8,14 h
144 d
2,33 h
3,40 d |
|
67 |
холмий |
Ho |
155
157
159
161
162
162m
164
164m
166
166m
167 |
0,800 h
0,210 h
0,551 h
2,48 h
0,250 h
1,12 h
0,483 h
0,625 h
1,12 d
1,20.103 a
3,10 h |
|
68 |
ербий |
Er |
161
165
169
171
172 |
3,21 h
10,4 h
9,40 d
7,52 h
2,05 d |
|
69 |
тулий |
Tm |
162
166
167
170
171
172
173
175 |
0,362 h
7,70 h
9,25 d
128 d
1,92 a
2,65 d
8,24 h
0,253 h |
|
70 |
итербий |
Yb |
162
166
167
169
175
177
178 |
0,315 h
2,36 d
0,292 h
32,0 d
4,18 d
1,91 h
1,23 h |
|
71 |
лютеций |
Lu |
169
170
171
172
173
174
174m
176
176m
177
177m
178
178m
179 |
1,42 d
2,01 d
8,24 d
6,70 d
1,37 a
3,31 a
142 d
3,79.1010 a
3,64 h
6,65 d
160 d
0,473 h
0,385 h
4,59 h |
|
72 |
хафний |
Hf |
170
172
173
175
177m
178m
179m
180m
181
182
182m
183
184 |
16,0 h
1,87 a
23,6 h
70,0 d
0,857 h
31,0 a
25,0 d
5,50 h
42,4 d
9,00.106 a
1,02 h
1,07 h
4,12 h |
|
73 |
тантал |
Ta |
172
173
174
175
176
177
178
179
180
180m
182
182m
183
184
185
186 |
0,613 h
3,14 h
1,05 h
10,5 h
8,09 h
2,36 d
2,36 h
1,82 a
1,20.1015 a
8,15 h
115 d
0,264 h
5,10 d
8,70 h
0,823 h
0,175 h |
|
74 |
волфрам |
W |
176
177
178
179
181
185
187
188 |
2,50 h
2,25 h
21,6 d
0,618 h
121 d
75,1 d
23,7 h
69,8 d |
|
75 |
рений |
Re |
177
178
181
182
182m
184
184m
186
186m
187
188
188m
189 |
0,233 h
0,220 h
19,9 h
2,67 d
12,7 h
38,0 d
169 d
3,72 d
2,00.105 a
4,30.1010 a
17,0 h
0,310 h
1,01 d |
|
76 |
осмий |
Os |
180
181
182
185
189m
191
191m
193
194 |
0,358 h
1,75 h
22,1 h
93,6 d
5,80 h
15,4 d
13,1 h
1,25 d
6,00 a |
|
77 |
иридий |
Ir |
182
184
185
186
186m
187
188
189
190
190m l
190m s
192
192m
193m
194
194m
195
195m |
0,250 h
3,09 h
14,4 h
16,6 h
1,90 h
10,5 h
1,73 d
13,2 d
11,8 d
3,25 h
1,20 h
73,8 d
241 a
10,5 d
19,3 h
171 d
2,50 h
3,80 h |
|
78 |
платина |
Pt |
186
188
189
191
193
193m
195m
197
197m
199
200 |
2,08 h
10,2 d
10,9 h
2,80 d
50,0 a
4,33 d
4,02 d
19,9 h
1,59 h
0,513 h
12,5 h |
|
79 |
злато |
Au |
193
194
195
196
198
198m
199
200
200m
201 |
17,6 h
1,58 d
185 d
6,18 d
2,69 d
2,27 d
3,14 d
0,807 h
18,7 h
0,433 h |
|
80 |
живак |
Hg |
193
193m
194
195
195m
197
197m
199m
203 |
3,80 h
11,8 h
444 a
9,90 h
1,73 d
2,67 d
23,8 h
0,710 h
46,6 d |
|
81 |
талий |
Tl |
194
194m
195
197
198
198m
199
200
201
202
204 |
0,550 h
0,547 h
1,16 h
2,84 h
5,30 h
1,87 h
7,42 h
1,09 d
3,04 d
12,2 d
3,79 a |
|
82 |
олово |
Pb |
195
195m
198
199
199m
200
201
202
202m
203
205
209
210
211
212
214 |
0,250 h
0,250 h
2,40 h
1,50 h
0,203 h
21,5 h
9,33 h
5,25.104 a
3,53 h
2,16 d
1,73.107 a
3,28 h
22,2 a
0,602 h
10,6 h
0,449 h |
|
83 |
бисмут |
Bi |
200
200m
201
201m
202
203
205
206
207
210
210m
212
213
214 |
0,607 h
0,517 h
1,80 h
0,985 h
1,72 h
11,8 h
15,3 d
6,24 d
32,9 a
5,01 d
3,04.106 a
1,01 h
0,760 h
0,330 h |
|
84 |
полоний |
Po |
203
205
207
209
210 |
0,612 h
1,66 h
5,80 h
115 a
138 d |
|
85 |
астатин |
At |
207
211 |
1,80 h
7,22 h |
|
86 |
радон |
Rn |
208
209
210
211
212
221
222
223
224 |
0,406 h
0,475 h
2,40 h
14,6 h
0,398 h
0,417 h
3,82 d
0,387 h
1,78 h |
|
87 |
франций |
Fr |
222
223 |
0,237 h
0,367 h |
|
88 |
радий |
Ra |
223
224
225
226
227
228 |
11,4 d
3,63 d
14,8 d
1,60.103 a
0,703 h
5,75 a |
|
89 |
актиний |
Ac |
224
225
226
227
228 |
2,78 h
10,0 d
1,22 d
21,8 a
6,15 h |
|
90 |
торий |
Th |
226
227
228
229
230
231
232
233
234 |
0,513 h
18,7 d
1,91 a
7,88.103 a
7,54.104 a
1,06 d
1,40.1010 a
0,369 h
24,1 d |
|
91 |
протактиний |
Pa |
227
228
230
231
232
233
234 |
0,638 h
22,0 h
17,4 d
3,27.104 a
1,31 d
27,0 d
6,70 h |
|
92 |
уран |
U |
230
231
232
233
234
235
236
237
238
239
240 |
20,2 d
4,20 d
70,6 a
1,59.105 a
2,46.105 a
7,04.108 a
2,34.107 a
6,75 d
4,47.109 a
0,391 h
14,1 h |
|
93 |
нептуний |
Np |
232
233
234
235
236
236m
237
238
239
240 |
0,245 h
0,603 h
4,40 d
1,08 a
1,54.105 a
22,5 h
2,14.106 a
2,10 d
2,36 d
1,03 h |
|
94 |
плутоний |
Pu |
234
235
236
237
238
239
240
241
242
243
244
245
246 |
8,80 h
0,422 h
2,87 a
45,2 d
87,7 a
2,41.104 a
6,56.103 a
14,3 a
3,73.105 a
4,96 h
8,11.107 a
10,5 h
10,8 d |
|
95 |
америций |
Am |
237
238
239
240
241
242
242m
243
244
244m
245
246
246m |
1,22 h
1,63 h
11,9 h
2,12 d
433 a
16,0 h
143 a
7,37.103 a
10,1 h
0,433 h
2,05 h
0,650 h
0,417 h |
|
96 |
кюрий |
Cm |
238
240
241
242
243
244
245
246
247
248
249
250 |
2,40 h
27,0 d
32,8 d
163 d
28,8 a
18,1 a
8,50.103 a
4,72.103 a
1,56.107 a
3,48.105 a
1,07 h
9,70.103 a |
|
97 |
берклий |
Bk |
245
246
247
249
250 |
4,94 d
1,80 d
1,38.103 a
330 d
3,22 h |
|
98 |
калифорний |
Cf |
244
246
248
249
250
251
252
253
254 |
0,323 h
1,49 d
334 d
351 a
13,1 a
898 a
2,65 a
17,8 d
60,5 d |
|
99 |
айнщайний |
Es |
250
250m
251
253
254
254m |
9,60 h
2,22 h
1,38 d
20,5 d
276 d
1,64 d |
|
100 |
фермий |
Fm |
252
253
254
255
257 |
1,06 d
3,00 d
3,24 h
20,1 h
100 d |
|
101 |
менделеевий |
Md |
257
258
258m |
5,30 h
1,00 h
51,5 d |
Означения: m - метастабилно състояние; l - по-дългоживеещо от две метастабилни състояния; s - по-краткоживеещо от две метастабилни състояния.
Стандартизирани данни, използвани при планиране на защитата и изчисляване на вторични (производни) граници и граници за целите на радиационния контрол
|
Професионално облъчвани лица |
|
Време за облъчване за една година [h] |
1700 |
|
Вдишан въздух за една година [m3] |
2400 |
|
Население |
|
Възраст (години) |
до 1 г. |
1-2 |
2-7 |
7-12 |
12-17 |
над 17 (възрастни) |
|
Група |
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
|
Време за облъчване за една година [h] |
8800 за всички групи |
