Адресати
Цю Директиву адресовано державам-членам.
ДОДАТОК I
Референтні рівні опромінення населення, визначені в статтях 7 та 101
1. Без обмеження референтних рівнів, установлених для еквівалентних доз, референтні рівні, виражені в ефективних дозах установлюють в діапазоні від 1 до 20 мЗв на рік для ситуацій існуючого опромінення і від 20 до 100 мЗв для ситуацій аварійного опромінення (гострого або річного).
2. У певних ситуаціях можна розглядати референтний рівень нижче діапазонів, зазначених у пункті 1, зокрема:
(a) референтний рівень нижче ніж 20 мЗв можна встановити в ситуації аварійного опромінення, якщо можливо забезпечити належний захист без непропорційної шкоди від відповідних коригувальних заходів або без надмірних витрат;
(b) референтний рівень нижче ніж 1 мЗв на рік можна, за доцільності, встановити в ситуації існуючого опромінення для опромінення від певних видів джерел або шляхів опромінення.
3. Для переходу від ситуації аварійного опромінення до ситуації існуючого опромінення, установлюють відповідні референтні рівні, зокрема, після припинення довгострокових коригувальних заходів, таких як переселення.
4. Референтні рівні повинні враховувати особливості ситуації, що склалася, а також соціальні критерії, які можуть включати таке:
(a) для опромінення, що не перевищують 1 мЗв на рік, загальну інформацію про рівень опромінення, без конкретного розгляду опромінення окремих осіб;
(b) для діапазону, що не перевищує 20 мЗв на рік, спеціальну інформацію, яка дасть особам можливість контролювати власне опромінення, якщо це можливо;
(c) для діапазону, що не перевищує 100 мЗв на рік, оцінку індивідуальних доз і спеціальну інформацію щодо радіаційних ризиків та можливих заходів для зменшення опромінення.
ДОДАТОК II
Радіаційні та тканинні зважувальні фактори, визначені в пунктах (25) та (33) статті 4
A. Радіаційні зважувальні фактори
Тип випромінювання
W R
Фотони
1
Електрони і мюони
1
Протони і заряджені піони
2
Альфа-частинки, осколки поділу, важкі іони
20
Нейтрони, E n < 1 МеВ
Нейтрони, 1 МеВ ≤ E n ≤ 50 МеВ
Нейтрони, E n > 50 МеВ
Примітка: Усі значення стосуються випромінювання, що потрапляє на поверхню тіла або, у випадках внутрішніх джерел випромінювання, що його випускає(ють) радіонуклід(и) всередині тіла.
B. Тканинні зважувальні фактори
Орган або тканина
W T
Кістковий мозок (червоний)
0,12
Товста кишка
0,12
Легеня
0,12
Шлунок
0,12
Молочна залоза
0,12
Інші органи і тканини (*)
0,12
Гонади
0,08
Сечовий міхур
0,04
Стравохід
0,04
Печінка
0,04
Щитовидна залоза
0,04
Кісткова поверхня
0,01
Мозок
0,01
Слинні залози
0,01
Шкіра
0,01
(*) W T для інших органів і тканин (0,12) застосовується до середнього арифметичного дози 13 наведених нижче органів і тканин для кожної статі. Інші органи і тканини: наднирники, позагрудна область, жовчний міхур, серце, нирки, лімфатичні вузли, м’язи, слизова оболонка порожнини рота, підшлункова залоза, передміхурова залоза (у чоловіків), тонка кишка, селезінка, тимус, матка/шийка матки (у жінок).
ДОДАТОК III
Значення активності, що визначають високоактивні закриті джерела, зазначені в пункті (43) статті 4
Для радіонуклідів, що не наведені в таблиці нижче, відповідна активність ідентична D-величині, яка визначена в публікації МАГАТЕ «Небезпечні кількості радіоактивного матеріалу (D-величини)». (EPR-D-VALUES 2006).
Радіонуклід
Активність (ТБк)
Am-241
6 × 10 -2
Am-241/Be-9 ( - 1 )
6 × 10 -2
Cf-252
2 × 10 -2
Cm-244
5 × 10 -2
Co-60
3 × 10 -2
Cs-137
1 × 10 -1
Gd-153
1 × 10 - 0
Ir-192
8 × 10 -2
Pm-147
4 × 10 - 1
Pu-238
6 × 10 -2
Pu-239/Be-9 ( - 1 )
6 × 10 -2
Ra-226
4 × 10 -2
Se-75
2 × 10 -1
Sr-90 (Y-90)
1 × 10 - 0
Tm-170
2 × 10 - 1
Yb-169
3 × 10 -1
(*) Наведені показники активності - це показники активності альфа-випромінюючих радіонуклідів
ДОДАТОК IV
Обґрунтування нових класів або типів практик, пов’язаних зі споживчими продуктами, зазначеними в статті 20
A. Будь-яке підприємство, що має намір виготовляти або ввозити до держави-члена споживчі продукти, використання яких за призначенням, напевно, призведе до виникнення нового класу або типу практики, повинне надати компетентному органу цієї держави-члена всю необхідну інформацію щодо:
(1) використання продукту за призначенням;
(2) технічних характеристик продукту;
(3) для продуктів, які містять радіоактивні речовини, інформацію щодо засобів їх фіксації;
(4) потужності доз на відповідних відстанях для використання продукту, у тому числі потужностей доз на відстані 0,1 м від будь-якої доступної поверхні;
(5) очікуваних доз для звичайних користувачів продукту.
B. Компетентний орган перевіряє цю інформацію і, зокрема, оцінює:
(1) чи показники споживчого продукту обґрунтовують його використання за призначенням;
(2) чи дозволяє конструкція мінімізувати опромінення за нормальних умов використання, а також ймовірність і наслідки неналежного використання або випадкового опромінення, або чи необхідно встановити умови щодо технічних та фізичних характеристик продукту;
(3) чи продукт спроектований належним чином, щоб відповідати критеріям незастосування регулятивного контролю і, залежно від обставин, чи він є затвердженого зразка і не вимагає вжиття спеціальних застережних заходів для утилізації після того, як він вийшов з ужитку;
(4) чи має продукт відповідне марковання і чи надають споживачеві відповідну документацію з інструкціями щодо належного використання та утилізації.
ДОДАТОК V
Орієнтовний список практик, пов’язаних з опроміненням в результаті візуалізації в немедичних цілях, зазначених у статті 22
Практики, для яких використовують медичне радіологічне обладнання:
1. Радіологічне оцінювання стану здоров’я для цілей працевлаштування;
2. Радіологічне оцінювання стану здоров’я в цілях імміграції;
3. Радіологічне оцінювання стану здоров’я в цілях страхування;
4. Радіологічне оцінювання фізичного розвитку дітей та підлітків з точки зору кар’єри в спорті, танцях, тощо;
5. Радіологічне оцінювання віку;
6. Застосування іонізуючого випромінювання для виявлення прихованих об’єктів у тілі людини.
Практики, у яких не використовують медичне радіологічне обладнання:
1. Використання іонізуючого випромінювання для виявлення прихованих або прикріплених до тіла людини об’єктів;
2. Використання іонізуючого випромінювання для виявлення захованих людей у рамках огляду вантажів;
3. Практики, пов’язані з використанням іонізуючого випромінювання для правових цілей або цілей безпеки.
ДОДАТОК VI
Список галузей промисловості, пов’язаних з природними радіоактивними матеріалами, зазначених у статті 23
Застосовуючи статтю 23, ураховують наведений нижче список галузей промисловості, пов’язаних з природними радіоактивними матеріалами, у тому числі дослідження та відповідні вторинні процеси:
- Видобування рідкоземельних елементів з монациту;
- Виробництво з’єднань торію і виготовлення продуктів, що містять торій;
- Перероблення ніобієвої/танталової руди;
- Видобування нафти і газу;
- Виробництво геотермальної енергії;
- Виробництво пігменту ТіО 2 ;
- Термічне виробництво фосфору;
- Галузь циркону і цирконію;
- Виробництво фосфатних добрив;
- Виробництво цементу, технічне обслуговування клінкерних печей;
- Вугільні електростанції, технічне обслуговування котлів;
- Виробництво фосфорної кислоти;
- Первинне виробництво заліза;
- Виплавляння олова/свинцю/міді;
- Фільтрація ґрунтових вод,
- Видобування руд, інших ніж уранова руда.
ДОДАТОК VII
Критерії незастосування і звільнення, зазначені в статтях 24 , 26 та 30
1. Незастосування
До практики можна не застосовувати вимогу щодо нотифікації або безпосередньо на основі відповідності рівням незастосування (значенням активності (у Бк), або значенням концентрації активності (у кБк кг -1 ), установленим у секції 2, або на основі вищих значень, установлених, для конкретних застосувань, компетентним органом, що відповідають загальним критеріям незастосування або звільнення, викладеним у секції 3. До практик, що підлягають нотифікації, можна не застосовувати вимогу щодо отримання офіційного дозволу на основі закону чи загального адміністративного акта або на основі спеціального законодавчого рішення, на основі інформації, наданої у зв’язку з повідомленням про практику та згідно із загальними критеріями незастосування, викладеними в секції 3.
2. Рівні незастосування та звільнення
(a) Значення сумарної активності (у Бк) для незастосування вимоги щодо нотифікації або отримання дозволу застосовуються до сумарної активності, пов’язаної з практикою, і наведені в колонці 3 таблиці В для штучних радіонуклідів і деяких природних радіонуклідів, що використовуються в споживчих продуктах. Для інших практик, пов’язаних з природними радіонуклідами, такі значення, в основному, не є застосовними.
(b) Значення концентрації активності (в кБк кг -1 ), які є підставою для незастосування вимог щодо нотифікації або отримання дозволу, для матеріалів, які використовують у практиці, установлено в таблиці А, частині 1 для штучних радіонуклідів, і в таблиці А, частині 2 для природних радіонуклідів. Значення в таблиці А, частині 1, наведено для окремих радіонуклідів, у відповідних випадках, у тому числі короткоживучих радіонуклідів, що перебувають у стані рівноваги з материнським нуклідом, як це зазначено. Значення в таблиці А, частині 2, застосовуються до всіх радіонуклідів у ланцюгу розпаду U-238 або Th-232, але для сегментів ланцюга розпаду, які не перебувають у стані рівноваги з материнським радіонуклідом, можуть застосовуватися вищі значення.
(c) Значення концентрації в таблиці А, частині 1 або в таблиці А, частині 2 також застосовуються до звільнення від регулятивного контролю твердих матеріалів для повторного використання, перероблення з метою повторного використання, промислового захоронення чи спалювання. Для окремих матеріалів або окремих шляхів опромінення можуть бути визначені вищі значення з урахуванням настанови Співтовариства, у тому числі, за необхідності, додаткових вимог щодо поверхневої активності або вимог щодо моніторингу.
(d) Для сумішей штучних радіонуклідів, зважена сума активностей або концентрацій окремих нуклідів (для різних радіонуклідів, що містяться в тій же матриці), поділена на відповідні значення для незастосування вимоги щодо нотифікації або отримання дозволу, повинна бути менше одиниці. За необхідності, цю умову можна верифікувати на основі найкращих оцінок складу суміші радіонуклідів. Значення в таблиці А, частині 2, застосовуються окремо до кожного материнського нукліда. Деякі елементи в ланцюгу розпаду, наприклад, Po-210 або Pb-210, можуть вимагати використання вищих значень з урахуванням настанови Співтовариства.
(e) Значення в таблиці А, частині 2, не можна використовувати для незастосування вимоги щодо нотифікації або отримання дозволу в разі додавання до будівельних матеріалів залишків, утворюваних у галузях перероблення природних радіоактивних матеріалів. З цією метою необхідно верифікувати відповідність до положень статті 75. Значення, наведені в таблиці В, колонці 3, застосовуються до всього переліку радіоактивних речовин, якими володіє особа або підприємство в рамках здійснення певної практики, у будь-який момент часу. Проте компетентний орган може застосовувати ці значення до менших об’єктів або обсягів, наприклад, для незастосування вимоги щодо нотифікації або отримання дозволу до перевезення або зберігання споживчих продуктів, до яких не застосовується вимога щодо нотифікації або отримання дозволу, за умови відповідності загальним критеріям незастосування, викладеним у секції 3.
3. Загальні критерії незастосування і звільнення
(a) Загальні критерії незастосування до практик вимоги щодо нотифікації чи отримання офіційного дозволу або звільнення від регулятивного контролю матеріалів, що утворюються під час провадження дозволених практик, є такими:
(i) радіологічні ризики для осіб, зумовлені певною практикою, є досить незначними і не підлягають регулюванню;
(ii) тип практики був визначений як такий, що потребує обґрунтування; і
(iii) практика є безпечною за характером.
(b) Практики, у яких використовують невеликі кількості радіоактивних речовин або речовини з низькою концентрацією активності, порівняною зі значеннями для незастосування, наведеними в таблиці А або таблиці B, уважаються такими, що відповідають критерію (iii).
(c) Практики, що передбачають використання кількостей радіоактивних речовин або концентрацій активності, нижчих за значення для незастосування регулятивного контролю, наведені в таблиці А, частині 1, або таблиці B, уважають такими, що відповідають критерію (i) без подальшого аналізу. Це також стосується значень у таблиці A, частині 2, за винятком перероблення залишків з метою повторного використання у будівельних матеріалах або випадків особливих шляхів опромінення, наприклад, питної води.
(d) У разі помірних кількостей матеріалу, визначених державами-членами щодо певних типів практик, значення концентрації активності, наведені в таблиці B, колонці 2, можуть використовуватися замість значень, наведених у таблиці A, частині 1, в цілях незастосування вимоги щодо отримання офіційного дозволу.
(e) З метою незастосування вимоги щодо нотифікації або з метою звільнення від регулятивного контролю, якщо кількість радіоактивних речовин або концентрації активності не відповідають значенням, наведеним у таблиці A або B, оцінювання проводять, ураховуючи вищенаведені загальні критерії (i)-(iii). Для дотримання загального критерію (і), доводять, що працівників не будуть класифікувати як працівників, що зазнають опромінення, і за всіх можливих обставин будуть дотримані такі критерії опромінення осіб з населення:
- Для штучних радіонуклідів:
Ефективна доза, яку може отримати населення у зв’язку з практикою, до якої не застосовується вимога щодо нотифікації або отримання дозволу, становить приблизно 10 мкЗв на рік або менше.
- Для природних радіонуклідів:
Зростання дози, ураховуючи фонове випромінювання від природних джерел випромінювання, яку особа ймовірно може отримати у зв’язку з практикою, звільненою від нотифікації/отримання дозволу, становить приблизно 1 мЗв на рік або менше. Оцінка доз, які отримують особи з населення, враховує не тільки шляхи опромінення через аерозольні викиди або рідкі скиди, але також шляхи, які виникають внаслідок захоронення або перероблення з метою повторного використання твердих залишків. Держави-члени можуть встановити критерії доз нижче 1 мЗв на рік для окремих типів практик або окремих шляхів опромінення.
З метою незастосування вимоги щодо отримання офіційного дозволу, можуть застосовуватися менш обмежувальні дозові критерії.
ТАБЛИЦЯ A
Значення концентрацій активності для незастосування або звільнення від регулятивного контролю матеріалів, які можна застосувати до будь-якої кількості і будь-якого типу твердого матеріалу
ТАБЛИЦЯ A ЧАСТИНА 1
Штучні радіонукліди
Радіонуклід
Концентрація активності
(кБк кг -1 )
Радіонуклід
Концентрація активності
(кБк кг -1 )
Радіонуклід
Концентрація активності
(кБк кг -1 )
H-3
100
Co-56
0,1
Y-90
1000
Be-7
10
Co-57
1
Y-91
100
C-14
1
Co-58
1
Y-91 m
100
F-18
10
Co-58 m
10000
Y-92
100
Na-22
0,1
Co-60
0,1
Y-93
100
Na-24
1
Co-60 m
1000
Zr-93
10
Si-31
1000
Co-61
100
Zr-95 ( a )
1
P-32
1000
Co-62 m
10
Zr-97 ( a )
10
P-33
1000
Ni-59
100
Nb-93 m
10
S-35
100
Ni-63
100
Nb-94
0,1
Cl-36
1
Ni-65
10
Nb-95
1
Cl-38
10
Cu-64
100
Nb-97 ( a )
10
K-42
100
Zn-65
0,1
Nb-98
10
K-43
10
Zn-69
1000
Mo-90
10
Ca-45
100
Zn-69 m ( a )
10
Mo-93
10
Ca-47
10
Ga-72
10
Mo-99 ( a )
10
Sc-46
0,1
Ge-71
10000
Mo-101 (a)
10
Sc-47
100
As-73
1000
Tc-96
1
Sc-48
1
As-74
10
Tc-96 m
1000
V-48
1
As-76
10
Tc-97
10
Cr-51
100
As-77
1000
Tc-97 m
100
Mn-51
10
Se-75
1
Tc-99
1
Mn-52
1
Br-82
1
Tc-99 m
100
Mn-52 m
10
Rb-86
100
Ru-97
10
Mn-53
100
Sr-85
1
Ru-103 ( a )
1
Mn-54
0,1
Sr-85 m
100
Ru-105 ( a )
10
Mn-56
10
Sr-87 m
100
Ru-106 ( a )
0,1
Fe-52 ( a )
10
Sr-89
1000
Rh-103 m
10000
Fe-55
1000
Sr-90 ( a )
1
Rh-105
100
Fe-59
1
Sr-91 ( a )
10
Pd-103 ( a )
1000
Co-55
10
Sr-92
10
Pd-109 ( a )
100
Ag-105
1
Cs-129
10
Tm-171
1000
Ag-110 m ( a )
0,1
Cs-131
1000
Yb-175
100
Ag-111
100
Cs-132
10
Lu-177
100
Cd-109 ( a )
1
Cs-134
0,1
Hf-181
1
Cd-115 ( a )
10
Cs-134 m
1000
Ta-182
0,1
Cd-115 m ( a )
100
Cs-135
100
W-181
10
In-111
10
Cs-136
1
W-185
1000
In-113 m
100
Cs-137 ( a )
0,1
W-187
10
In-114 m ( a )
10
Cs-138
10
Re-186
1000
In-115 m
100
Ba-131
10
Re-188
100
Sn-113 ( a )
1
Ba-140
1
Os-185
1
Sn-125
10
La-140
1
Os-191
100
Sb-122
10
Ce-139
1
Os-191 m
1000
Sb-124
1
Ce-141
100
Os-193
100
Sb-125 ( a )
0,1
Ce-143
10
Ir-190
1
Te-123 m
1
Ce-144
10
Ir-192
1
Te-125 m
1000
Pr-142
100
Ir-194
100
Te-127
1000
Pr-143
1000
Pt-191
10
Te-127 m ( a )
10
Nd-147
100
Pt-193 m
1000
Te-129
100
Nd-149
100
Pt-197
1000
Te-129 m ( a )
10
Pm-147
1000
Pt-197 m
100
Te-131
100
Pm-149
1000
Au-198
10
Te-131 m ( a )
10
Sm-151
1000
Au-199
100
Te-132 ( a )
1
Sm-153
100
Hg-197
100
Te-133
10
Eu-152
0,1
Hg-197 m
100
Te-133 m
10
Eu-152 m
100
Hg-203
10
Te-134
10
Eu-154
0,1
Tl-200
10
I-123
100
Eu-155
1
Tl-201
100
I-125
100
Gd-153
10
Tl-202
10
I-126
10
Gd-159
100
Tl-204
1
I-129
0,01
Tb-160
1
Pb-203
10
I-130
10
Dy-165
1000
Bi-206
1
I-131
10
Dy-166
100
Bi-207
0,1
I-132
10
Ho-166
100
Po-203
10
I-133
10
Er-169
1000
Po-205
10
I-134
10
Er-171
100
Po-207
10
I-135
10
Tm-170
100
At-211
1 000
Ra-225
10
Pu-235
100
Cm-246
0,1
Ra-227
100
Pu-236
1
Cm-247 ( a )
0,1
Th-226
1000
Pu-237
100
Cm-248
0,1
Th-229
0,1
Pu-238
0,1
Bk-249
100
Pa-230
10
Pu-239
0,1
Cf-246
1 000
Pa-233
10
Pu-240
0,1
Cf-248
1
U-230
10
Pu-241
10
Cf-249
0,1
U-231 ( a )
100
Pu-242
0,1
Cf-250
1
U-232 ( a )
0,1
Pu-243
1000
Cf-251
0,1
U-233
1
Pu-244 ( a )
0,1
Cf-252
1
U-236
10
Am-241
0,1
Cf-253
100
U-237
100
Am-242
1000
Cf-254
1
U-239
100
Am-242 m ( a )
0,1
Es-253
100
U-240 ( a )
100
Am-243 ( a )
0,1
Np-237 ( a )
1
Cm-242
10
Es-254 ( a )
0,1
Np-239
100
Cm-243
1
Es-254 m ( a )
10
Np-240
10
Cm-244
1
Fm-254
10000
Pu-234
100
Cm-245
0,1
Fm-255
100
( a ) Материнські радіонукліди та продукти їх розпаду, величину дози яких ураховують в обчисленні дози (таким чином, вимагається врахування лише рівня звільнення материнського радіонукліда), наведені в таблиці нижче:
Материнський радіонуклід
Продукт розпаду
Материнський радіонуклід
Продукт розпаду
Fe-52
Mn-52 m
Sn-113
In-113 m
Zn-69 m
Zn-69
Sb-125
Te-125 m
Sr-90
Y-90
Te-127 m
Te-127
Sr-91
Y-91 m
Te-129 m
Te-129
Zr-95
Nb-95
Te-131 m
Te-131
Zr-97
Nb-97 m, Nb-97
Te-132
I-132
Nb-97
Nb-97 m
Cs-137
Ba-137 m
Mo-99
Tc-99 m
Ce-144
Pr-144, Pr-144 m
Mo-101
Tc-101
U-232
Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208
Ru-103
Rh-103 m
Ru-105
Rh-105 m
Ru-106
Rh-106
U-240
Np-240 m, Np-240
Pd-103
Rh-103 m
Np237
Pa-233
Pd-109
Ag-109 m
Pu-244
U-240, Np-240 m, Np-240
Ag-110 m
Ag-110
Am-242 m
Np-238
Cd-109
Ag-109 m
Am-243
Np-239
Cd-115
In-115 m
Cm-247
Pu-243
Cd-115 m
In-115 m
Es-254
Bk-250
In-114 m
In-114
Es-254 m
Fm-254
Для радіонуклідів, не наведених у частині 1 таблиці А, компетентний орган, за необхідності, установлює відповідні значення для кількості і концентрації активності на одиницю маси. Значення, установлені таким чином, доповнюють значення, наведені в таблиці А, частині 1.
ТАБЛИЦЯ A ЧАСТИНА 2
Природні радіонукліди
Значення для незастосування або звільнення для природних радіонуклідів у твердих матеріалах у стані вікової рівноваги з продуктами їх розпаду:
Природні радіонукліди серії U-238
1 кБк кг-1
Природні радіонукліди серії Th-232
1 кБк кг-1
K-40
10 кБк кг-1
ТАБЛИЦЯ B
Значення сумарної активності (колонка 3) та значення концентрації активності (колонка 2) в помірних кількостях матеріалу будь-якого типу для незастосування регулятивного контролю
Радіонуклід
Концентрація активності
(кБк кг-1)
Активність
(Бк)
Радіонуклід
Концентрація активності
(кБк кг-1)
Активність
(Бк)
H-3
1 х 10 - 6
1 х 10 - 9
Sc-46
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Be-7
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Sc-47
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
C-14
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Sc-48
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
0-15
1 х 10 - 2
1 х 10 - 9
V-48
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
F-18
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Cr-51
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Na-22
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Mn-51
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Na-24
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Mn-52
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Si-31
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Mn-52 m
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
P-32
1 х 10 - 3
1 х 10 - 5
Mn-53
1 х 10 - 4
1 х 10 - 9
P-33
1 х 10 - 5
1 х 10 - 8
Mn-54
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
S-35
1 х 10 - 5
1 х 10 - 8
Mn-56
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Cl-36
1 х 10 - 4
1 х 10 - 6
Fe-52
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Cl-38
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Fe-55
1 х 10 - 4
1 х 10 - 6
Ar-37
1 х 10 - 6
1 х 10 - 8
Fe-59
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ar-41
1 х 10 - 2
1 х 10 - 9
Co-55
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
K-40 ( - 1 )
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Co-56
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
K-42
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Co-57
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
K-43
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Co-58
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ca-45
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Co-58 m
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Ca-47
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Co-60
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Co-60 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Sr-90 ( b )
1 х 10 - 2
1 х 10 - 4
Co-61
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Sr-91
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Co-62 m
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Sr-92
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ni-59
1 х 10 - 4
1 х 10 - 8
Y-90
1 х 10 - 3
1 х 10 - 5
Ni-63
1 х 10 - 5
1 х 10 - 8
Y-91
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Ni-65
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Y-91 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Cu-64
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Y-92
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Zn-65
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Y-93
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Zn-69
1 х 10 - 4
1 х 10 - 6
Zr-93 ( b )
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Zn-69 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Zr-95
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ga-72
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Zr-97 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Ge-71
1 х 10 - 4
1 х 10 - 8
Nb-93 m
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
As-73
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Nb-94
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
As-74
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Nb-95
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
As-76
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Nb-97
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
As-77
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Nb-98
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Se-75
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Mo-90
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Br-82
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Mo-93
1 х 10 - 3
1 х 10 - 8
Kr-74
1 х 10 - 2
1 х 10 - 9
Mo-99
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Kr-76
1 х 10 - 2
1 х 10 - 9
Mo-101
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Kr-77
1 х 10 - 2
1 х 10 - 9
Tc-96
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Kr-79
1 х 10 - 3
1 х 10 - 5
Tc-96 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Kr-81
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Tc-97
1 х 10 - 3
1 х 10 - 8
Kr-83 m
1 х 10 - 5
1 х 10 - 12
Tc-97 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Kr-85
1 х 10 - 5
1 х 10 - 4
Tc-99
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Kr-85 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 10
Tc-99 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Kr-87
1 х 10 - 2
1 х 10 - 9
Ru-97
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Kr-88
1 х 10 - 2
1 х 10 - 9
Ru-103
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Rb-86
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Ru-105
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Sr-85
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Ru-106 ( b )
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Sr-85 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Rh-103 m
1 х 10 - 4
1 х 10 - 8
Sr-87 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Rh-105
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Sr-89
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Pd-103
1 х 10 - 3
1 х 10 - 8
Pd-109
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
I-130
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ag-105
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
I-131
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Ag-108 m
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
I-132
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Ag-110 m
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
I-133
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ag-111
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
I-134
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Cd-109
1 х 10 - 4
1 х 10 - 6
I-135
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Cd-115
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Xe-131 m
1 х 10 - 4
1 х 10 - 4
Cd-115 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Xe-133
1 х 10 - 3
1 х 10 - 4
In-111
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Xe-135
1 х 10 - 3
1 х 10 - 10
In-113 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Cs-129
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
In-114 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Cs-131
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
In-115 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Cs-132
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Sn-113
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Cs-134 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 5
Sn-125
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Cs-134
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Sb-122
1 х 10 - 2
1 х 10 - 4
Cs-135
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Sb-124
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Cs-136
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Sb-125
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Cs-137 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Te-123 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Cs-138
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Te-125 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Ba-131
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Te-127
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Ba-140 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Te-127 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
La-140
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Te-129
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Ce-139
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Te-129 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Ce-141
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Te-131
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Ce-143
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Te-131 m
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ce-144 ( b )
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Te-132
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Pr-142
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Te-133
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Pr-143
1 х 10 - 4
1 х 10 - 6
Te-133 m
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Nd-147
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Te-134
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Nd-149
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
I-123
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Pm-147
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
I-125
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Pm-149
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
I-126
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Sm-151
1 х 10 - 4
1 х 10 - 6
I-129
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Sm-153
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Eu-152
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ir-194
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Eu-152 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Pt-191
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Eu-154
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Pt-193 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Eu-155
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Pt-197
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Gd-153
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Pt-197 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Gd-159
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Au-198
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Tb-160
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Au-199
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Dy-165
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Hg-197
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Dy-166
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Hg-197 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Ho-166
1 х 10 - 3
1 х 10 - 5
Hg-203
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Er-169
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Tl-200
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Er-171
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Tl-201
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Tm-170
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Tl-202
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Tm-171
1 х 10 - 4
1 х 10 - 8
Tl-204
1 х 10 - 4
1 х 10 - 4
Yb-175
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Pb-203
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Lu-177
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Pb-210 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Hf-181
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Pb-212 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Ta-182
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Bi-206
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
W-181
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Bi-207
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
W-185
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Bi-210
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
W-187
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Bi-212 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Re-186
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Po-203
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Re-188
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Po-205
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Os-185
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Po-207
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Os-191
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Po-210
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Os-191 m
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
At-211
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Os-193
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Rn-220 ( b )
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Rn-222 ( b )
1 x 10 - 1
1 x 10 - 8
Ir-190
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Ra-223 ( b )
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Ir-192
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Ra-224 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Ra-225
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Pu-234
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Ra-226 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Pu-235
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Ra-227
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Pu-236
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Ra-228 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Pu-237
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Ac-228
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Pu-238
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Th-226 ( b )
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Pu-239
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Th-227
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Pu-240
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
Th-228 ( b )
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Pu-241
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Th-229 ( b )
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
Pu-242
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Th-230
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Pu-243
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Th-231
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Pu-244
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Th-234 ( b )
1 х 10 - 3
1 х 10 - 5
Am-241
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Pa-230
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Am-242
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
Pa-231
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
Am-242 m ( b )
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
Pa-233
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Am-243 ( b )
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
U-230
1 х 10 - 1
1 х 10 - 5
Cm-242
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
U-231
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Cm-243
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
U-232 ( b )
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
Cm-244
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
U-233
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Cm-245
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
U-234
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Cm-246
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
U-235 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Cm-247
1 х 10 - 0
1 х 10 - 4
U-236
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Cm-24 8
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
U-237
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Bk-249
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
U-238 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Cf-246
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
U-239
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Cf-248
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
U-240
1 х 10 - 3
1 х 10 - 7
Cf-249
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
U-240 ( b )
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Cf-250
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Np-237 ( b )
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
Cf-251
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
Np-239
1 х 10 - 2
1 х 10 - 7
Cf-252
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Np-240
1 х 10 - 1
1 х 10 - 6
Cf-253
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Cf-254
1 х 10 - 0
1 х 10 - 3
Es-254 m
1 х 10 - 2
1 х 10 - 6
Es-253
1 х 10 - 2
1 х 10 - 5
Fm-254
1 х 10 - 4
1 х 10 - 7
Es-254
1 х 10 - 1
1 х 10 - 4
Fm-255
1 х 10 - 3
1 х 10 - 6
( - 1 ) До калійних солей у кількості менш ніж 1000 кг не застосовується регулятивний контроль.
( b ) Материнські радіонукліди та продукти їх розпаду, величину дози яких ураховують в обчисленні дози (таким чином, вимагається врахування лише рівня незастосування для материнського радіонукліда), наведені нижче:
Материнський радіонуклід
Продукт розпаду
Sr-90
Y-90
Zr-93
Nb-93 m
Zr-97
Nb-97
Ru-106
Rh-106
Ag-108 m
Ag-108
Cs-137
Ba-137 m
Ba-140
La-140
Ce-144
Pr-144
Pb-210
Bi-210, Po-210
Pb-212
Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Bi-212
Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Rn-220
Po-216
Rn-222
Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214
Ra-223
Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207
Ra-224
Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Ra-226
Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Ra-228
Ac-228
Th-226
Ra-222, Rn-218, Po-214
Th-228
Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Th-229
Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209
Th-234
Pa-234 m
U-230
Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214
U-232
Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
U-235
Th-231
U-238
Th-234, Pa-234 m
U-240
Np-240 m
Np237
Pa-233
Am-242 m
Am-242
Am-243
Np-239
ДОДАТОК VIII
Визначення і застосування індексу концентрації активності для гамма-випромінювання, що випускається будівельними матеріалами, зазначеної в статті 75
Для цілей статті 75(2), для конкретних типів будівельних матеріалів визначають концентрації активності первинних радіонуклідів Ra-226, Th-232 (або продукту його розпаду Ra-228) і K-40.
Індекс концентрації активності І задається такою формулою:
I = C Ra226 /300 Бк/кг + C Th23 /200 Бк/кг + C K40 / 3000 Бк/кг
де C Ra226 , C Th23 і C K40 - концентрації активності відповідних радіонуклідів, у Бк/кг, у будівельному матеріалі.
Індекс стосується дози гамма-випромінювання, яка перевищує рівень звичайного зовнішнього опромінення, у будівлі, збудованій з певного будівельного матеріалу. Індекс застосовується до будівельного матеріалу, не до його складових, за винятком випадків, коли ці складові самі є будівельними матеріалами і оцінюються окремо як такі. Для застосування індексу до таких складових, зокрема, перероблених на будівельні матеріали залишкових матеріалів індустрій, які обробляють природні радіоактивні матеріали, потрібно застосовувати відповідний коефіцієнт поділу. Значення індексу концентрації активності, що дорівнює 1, може використовуватись як класичний інструмент скринінгу для визначення матеріалів, які можуть викликати перевищення референтного рівня, установленого в статті 75(1). Для обчислення дози необхідно враховувати інші фактори, такі як щільність, товщина матеріалу, а також фактори, пов’язані з типом будівлі та призначеним використанням матеріалу (насипний чи поверхневий).
ДОДАТОК IX
Орієнтовний перелік інформації для заявки на ліцензію, зазначену в статті 29
(a) Відповідальність та організаційні механізми захисту та безпеки.
(b) Компетентності персоналу, у тому числі інформування та підготовка.
(c) Конструктивні особливості установки та джерел випромінювання.
(d) Передбачуване професійне опромінення і опромінення населення за нормальної експлуатації.
(e) Оцінка діяльності та установки з точки зору безпеки для того, щоб:
(i) визначити шляхи, якими можуть виникнути потенційні опромінення або випадкове та ненавмисне медичне опромінення;
(ii) оцінити, мірою можливості, імовірності та величини потенційного опромінення;
(iii) оцінити якість і масштаби заходів захисту та безпеки, у тому числі конструктивних особливостей, а також адміністративних процедур;
(iv) визначити експлуатаційні межі та умови експлуатації.
(f) Процедури в аварійних ситуаціях.
(g) Технічне обслуговування, випробування, інспектування й обслуговування з метою гарантувати, що джерело випромінювання і установка продовжуватимуть відповідати вимогам проекту, експлуатаційним межам та умовам експлуатації протягом усього їхнього строку служби.
(h) Управління радіоактивними відходами та механізми захоронення таких відходів, відповідно до застосовних нормативних вимог.
(i) Управління вилученими з використання джерелами.
(j) Забезпечення якості.
ДОДАТОК X
Система даних індивідуального радіологічного моніторингу, зазначеного в статтях 43 , 44 та 51
ЗАГАЛЬНІ ПОЛОЖЕННЯ
Система даних індивідуального радіологічного моніторингу, створена державою-членом, може бути реалізована або як мережа, або як національний реєстр доз. Ця система може включати видачу документів індивідуального радіологічного моніторингу для сторонніх працівників.
1. Будь-яка система даних держав-членів для індивідуального радіологічного моніторингу здоров’я працівників, що зазнають опромінення, повинна включати такі секції:
(a) відомості, що стосуються особистості працівника;
(b) відомості, що стосуються медичного нагляду за працівником;
(c) відомості, що стосуються підприємства працівника та, у випадку стороннього працівника, працедавця працівника;
(d) результати індивідуального моніторингу працівника, що зазнає опромінення.
2. Компетентні органи держав-членів вживають заходів, необхідних для запобігання будь-якій підробці або неналежному використанню системи даних індивідуального радіологічного моніторингу або несанкціонованому втручанню до неї.
A. Дані, які включають до системи даних індивідуального радіологічного моніторингу
3. Дані, що стосуються особистості працівника, включають:
(a) прізвище;
(b) ім’я;
(c) стать;
(d) дату народження;
(e) громадянство; і
(f) унікальний ідентифікаційний номер.
4. Дані про підприємство працівника включають найменування, адресу та унікальний ідентифікаційний номер підприємства.
5. Дані, що стосуються найму працівника, включають:
(a) найменування, адресу та унікальний ідентифікаційний номер працедавця;
(b) дату початку індивідуального моніторингу; і, за наявності, дату закінчення;
(c) класифікацію працівника відповідно до статті 40.
6. Результати індивідуального моніторингу працівника, що зазнає опромінення, включають офіційний обліковий запис доз (рік; ефективну дозу в мЗв; у випадку нерівномірного впливу, еквівалентні дози в різних частинах тіла в мЗв, а в разі надходження радіонуклідів, очікувану ефективну дозу в мЗв);
В. Дані про сторонніх працівників, що надаються через систему даних індивідуального радіологічного моніторингу
1. Перед початком будь-якої діяльності працедавець стороннього працівника надає підприємству такі дані через систему даних індивідуального радіологічного моніторингу:
(a) дані щодо найму стороннього працівник відповідно до секції А, підпункту 5;
(b) дані щодо медичного нагляду за працівником, які включають:
(i) медичну класифікацію працівника відповідно до статті 46 (придатний; придатний за певних умов; непридатний);
(ii) інформацію щодо будь-яких обмежень на роботу з опроміненням;
(iii) дату останнього періодичного медичного огляду; та
(iv) строк дійсності результату.
(c) результати моніторингу індивідуальної дози опромінення позаштатного працівника відповідно до секції А, підпункту 6 і принаймні за останні п’ять календарних років, включно з поточним роком.
2. Після закінчення будь-якої діяльності підприємство повинне реєструвати або вже зареєструвати в системі даних індивідуального радіологічного моніторингу такі дані:
(a) період часу, протягом якого тривала діяльність;
(b) оцінку будь-якої ефективної дози опромінення, отриманої стороннім працівником (за період часу, протягом якого тривала діяльність);
(c) у випадку нерівномірного впливу, оцінку еквівалентних доз у різних частинах тіла;
(d) у разі надходження радіонуклідів, оцінку надходження, або ефективну дозу.
С. Положення щодо документа про індивідуальний радіологічний моніторинг
1. Держави-члени можуть ухвалити рішення видавати документ про індивідуальний радіологічний моніторинг для кожного стороннього працівника.
2. Документ не можна передавати іншій особі.
3. Держави-члени вживають необхідних заходів, щоб запобігти одночасному виданню працівникові більше ніж одного дійсного документа про індивідуальний радіологічний моніторинг.
4. Крім інформації, передбаченої в частині А та частині В, документ повинен включати найменування та адресу органу, який його видав, і дату видачі.
ДОДАТОК XI
Системи управління аварійними ситуаціями і плани аварійного реагування, зазначені в статтях 69 , 97 та 98
A. Складові, що включаються до системи управління аварійними ситуаціями
1. Оцінювання потенційних ситуацій аварійного опромінення і пов’язаного опромінення населення та аварійного професійного опромінення;
2. Чіткий розподіл обов’язків осіб і організацій, які відіграють певну роль у заходах готовності та реагування;
3. Створення планів аварійного реагування на відповідних рівнях і для конкретних установок чи типів діяльності людини;
4. Надійний зв’язок та ефективні й дієві механізми співпраці й координації на об’єкті та на відповідних національному й міжнародному рівнях;
5. Захист здоров’я аварійних працівників;
6. Заходи з надання аварійним працівникам і всім іншим особам, що мають обов’язки або виконують завдання під час аварійного реагування, попереджувальної інформації та проведення підготовки, у тому числі регулярних навчань;
7. Механізми для індивідуального моніторингу або оцінювання індивідуальних доз аварійних працівників і ведення облікових записів щодо доз;
8. Заходи з інформування населення;
9. Залучення стейкхолдерів;
10. Перехід від ситуації аварійного опромінення до ситуації існуючого опромінення, у тому числі ліквідація наслідків і відновлювальні заходи.
В. Складові, що включаються до плану аварійного реагування
Для аварійної готовності:
1. Референтні рівні для опромінення населення з урахуванням критеріїв, викладених в додатку I;
2. Референтні рівні для аварійного професійного опромінення з урахуванням статті 53;
3. Стратегії оптимізованого захисту осіб з населення, які можуть зазнати впливу опромінення, для різних постульованих подій і пов’язаних з ними сценаріїв;
4. Попередньо встановлені загальні критерії для конкретних захисних заходів;
5. Тригерні події або операційні критерії, такі як характерні ознаки і показники умов на місці події;
6. Механізми оперативної взаємодії між організаціями, що відіграють певну роль в аварійній готовності і аварійному реагуванні, і з усіма іншими державами-членами та з третіми країнами, які можуть бути залучені або напевно постраждають;
7. Механізми перегляду і доопрацювання плану аварійного реагування з метою урахувати зміни або висновки з навчань і реальних подій.
Необхідно заздалегідь розробити механізми перегляду цих складових, якщо це доцільно в ситуації аварійного опромінення, щоб урахувати реальні умови та їхній розвиток під час реагування.
Для аварійного реагування:
Реагування на ситуації аварійного опромінення здійснюють шляхом своєчасного вжиття заходів готовності, включно з, але не обмежуючись:
1. Оперативною реалізацією захисних заходів, за можливості, до того як станеться опромінення;
2. Оцінюванням ефективності стратегій і вжитих заходів та їх адаптуванням, за необхідності, до ситуації, що склалася;
3. Порівнянням доз із застосовним референтним рівнем, з особливою увагою до груп, дози яких перевищують референтний рівень;
4. Реалізацією подальших стратегій захисту, якщо необхідно, на основі існуючих умов і доступної інформації.
ДОДАТОК XII
Інформування осіб з населення про заходи із захисту здоров’я, які необхідно застосувати, і дії, яких необхідно вжити в разі виникнення аварійної ситуації, згідно зі статтями 70 та 71
A. Попереджальна інформація для осіб з населення, які ймовірно постраждають від аварійної ситуації
1. Основні факти про радіоактивність і її вплив на людину і довкілля;
2. Різні типи аварійних ситуацій і їхні наслідки для населення і довкілля;
3. Надзвичайні заходи, передбачені для попередження, захисту населення та надання йому допомоги в разі виникнення аварійної ситуації;
4. Належна інформація про заходи, яких повинне вжити населення у разі виникнення аварійної ситуації.
B. Інформація, яку надають постраждалим особам з населення в разі виникнення аварійної ситуації
1. На основі плану аварійного реагування, складеному заздалегідь державами-членами, особи з населення, які фактично постраждали у випадку виникнення аварійної ситуації, повинні швидко і регулярно отримувати:
(a) інформацію про тип аварійної ситуації, яка сталася, і, коли це можливо, її характеристики (наприклад, її причину, обсяг і ймовірний розвиток);
(b) поради щодо захисту, які, залежно від типу надзвичайної ситуації, можуть:
(i) охоплювати таку інформацію: обмеження на споживання деяких харчових продуктів і води, які, напевно, забруднені, прості правила гігієни та знезараження, рекомендації залишатися в приміщенні, розповсюдження й уживання захисних речовин, заходи з евакуації;
(ii) супроводжуватися, в разі необхідності, спеціальними попередженнями для певних груп осіб з населення;
(c) поради щодо співпраці з компетентним органом, згідно з інструкціями або запитами.
2. Якщо аварійній ситуації передує попереджувальна фаза, особи з населення, які напевно постраждають, повинні отримати інформацію та поради під час цієї фази, зокрема:
(a) прохання до таких осіб з населення налаштуватися на відповідні канали зв’язку;
(b) підготовчі поради установам з певними колективними обов’язками;
(c) рекомендації для професійних груп, які особливо постраждали.
3. Цю інформацію і поради необхідно супроводжувати, якщо дозволяє час, нагадуванням про основні факти щодо радіоактивності та її впливу на людину і на довкілля.
ДОДАТОК XIII
Орієнтовний перелік типів будівельних матеріалів, які необхідно враховувати у зв’язку з їхнім гамма-випромінюванням, зазначеним у статті 75
1. Природні матеріали
(a) Глинозем.
(b) Будівельні матеріали та добавки природного вулканічного походження, такі як:
- гранітоїди (наприклад, граніти, сієніт і ортоґнейс),
- порфіри;
- туф;
- пуцолан (пуцоланова зола);
- лава.
2. Матеріали, що включають залишки від переробки промисловістю природних радіоактивних матеріалів, такі як:
зольний пил;
фосфогіпс;
фосфорний шлак;
олов’яний шлак;
мідний шлак;
червоний шлам (залишок від виробництва алюмінію);
залишки від виробництва сталі.
ДОДАТОК XIV
Інформація, яку надають у звітах про високоактивні закриті джерела (ВЗД), зазначених у статті 89
СТАНДАРТНИЙ ОБЛІКОВИЙ ЛИСТ ВИСОКОАКТИВНИХ ЗАКРИТИХ ДЖЕРЕЛ (ВЗД) (факультативні дані - курсивом)
1. Ідентифікаційний номер ВЗД
2. Ідентифікаційний номер ліцензованого підприємства
Найменування:
Адреса:
Країна:
Виробник Постачальник Користувач.
3. Місцезнаходження ВЗД (використання чи зберігання), якщо відрізняється від указаного в 2.
Найменування:
Адреса:
Країна:
Використання в постійному місці
Зберігання Мобільне використання
Номер пристрою виробника
Сфера застосування:
4. Ведення облікових записів
Дата початку ведення облікових записів:
Дата передачі облікових записів до архівного файлу:
5. Ліцензія
Номер:
Дата видачі:
Дата закінчення строку дії:
6. Оперативний контроль за ВЗД
Дата:
Дата:
Дата:
7. Характеристики ВЗД
8. Отримання ВЗД
Дата отримання:
Дата:
Рік виготовлення:
Дата:
Радіонуклід:
Дата:
Активність на дату виготовлення:
Отримано від:
Найменування:
Адреса:
Країна:
Виробник Постачальник Інший користувач
Дата:
Дата:
Референтна дата вимірювання активності:
Дата:
Виробник/Постачальник (*):
Дата:
Найменування:
Дата:
Адреса:
Дата:
Дата:
Країна:
9. Передача ВЗД
10. Подальша інформація
Фізико-хімічні характеристики
Дата передачі:
Втрата
Дата втрати:
Ідентифікація типу джерела:
Передано (кому):
Найменування:
Адреса:
Країна:
Номер ліцензії:
Дата видачі:
Дата закінчення строку дії:
Виробник Постачальник Інше підприємство
Установка для довгострокового зберігання або
захоронення
Викрадення
Дата викрадення
Ідентифікаційний номер капсули:
Класифікація за ISO:
Знайдено:
Так Ні
Класифікація за ANSI:
Дата:
Категорія джерела за LAEA:
Місце:
Інша інформація:
Джерело нейтронів : Так Ні
Мішень джерела нейтронів:
Потік нейтронів:
(*) Якщо виробник джерела знаходиться за межами Співтовариства, можна натомість указати найменування та адресу імпортера-постачальника.
ДОДАТОК XV
Вимоги до підприємств, відповідальних за високоактивні закриті джерела, зазначені в статті 91
Кожне підприємство, відповідальне за високоактивне закрите джерело, повинне:
(a) забезпечити регулярне проведення належних випробувань, таких як випробування на герметичність на основі міжнародних норм, щоб перевіряти й підтримувати цілісність кожного джерела;
(b) регулярно пересвідчуватися через певні проміжки часу, які можуть бути визначені державами-членами, що кожне джерело і, у відповідних випадках, обладнання, що містить джерело, є в наявності в місці використання або зберігання і перебуває в належному стані;
(c) забезпечити проведення відповідних заходів документування щодо кожного стаціонарного та мобільного джерела, таких як укладання письмових протоколів і процедур, спрямованих на запобігання несанкціонованому доступу до або втраті або викраденню джерела, або його пошкодженню в результаті пожежі;
(d) негайно повідомити компетентний орган про будь-яку втрату, викрадення, несанкціоноване використання джерела або викид з нього, організувати перевірку на цілісність кожного джерела після будь-якого випадку, у тому числі, пожежі, внаслідок якого могло статися пошкодження джерела, і, за необхідності, інформувати про це і про вжиті заходи компетентний орган;
(e) повернути кожне вилучене з використання джерело постачальнику, або помістити його в сховище для довгострокового зберігання або захоронення, або передати його іншому уповноваженому підприємству, якщо інше не погоджено з компетентним органом, без невиправданої затримки після вилучення з використання;
(f) перш ніж здійснювати передачу джерела, переконатися, що, одержувач має відповідну ліцензію.
(g) негайно повідомити компетентний орган про будь-яку аварію або інцидент, в результаті яких відбулося випадкове опромінення працівника або особи з населення.
ДОДАТОК XVI
Ідентифікація та маркування високоактивних закритих джерел, зазначених у статті 91
1. Виробник або постачальник забезпечує, щоб:
(a) Кожне високоактивне закрите джерело ідентифікувалося за унікальним номером. Цей номер був вигравіруваний або проштампований на джерелі, за можливості.
Цей номер повинен також бути вигравіруваний або проштампований на контейнері джерела. Якщо це неможливо, або у випадку багаторазового використання транспортних контейнерів, на контейнері джерела повинна, принаймні, міститися інформація про характер джерела.
(b) Контейнер джерела і, за можливості, джерело, були марковані і позначені відповідним знаком, який попереджає про радіаційну небезпеку.
2. Виробник надає фотографію зразка конструкції кожного виготовленого джерела і фотографію типового контейнера джерела.
3. Підприємство забезпечує, щоб кожне високоактивне закрите джерело, супроводжувалося письмовою інформацією, яка зазначає, що джерело ідентифіковане і марковане відповідно до пункту 1, а також щоб марковання та знаки, згадані в пункті 1, залишалися розбірливими. Інформація повинна включати фотографії джерела, контейнера джерела, транспортного паковання, інструментів і обладнання, у відповідних випадках.
ДОДАТОК XVII
Орієнтовний перелік типів ситуацій існуючого опромінення, зазначених у статті 100
(a) Опромінення через забруднення території залишковими радіоактивними матеріалами внаслідок:
(i) попередньої діяльності, яка ніколи не підлягала регулятивному контролю, або не регулювалася відповідно до вимог, установлених у цій Директиві;
(ii) аварійної ситуації, після оголошення про закінчення ситуації аварійного опромінення, як це передбачено системою управління аварійними ситуаціями;
(iii) залишків попередньої діяльності, за які підприємство вже не несе юридичної відповідальності;
(b) Опромінення від природних джерел випромінювання, у тому числі:
(i) опромінення радоном і тороном у приміщеннях на робочих місцях, у житлових приміщеннях та інших будівлях;
(ii) зовнішнє опромінення від будівельних матеріалів у приміщеннях;
(c) Опромінення від товарів, за винятком харчових продуктів, кормів для тварин та питної води, що містять
(i) радіонукліди із забруднених районів, зазначених у пункті (а), або
(ii) природні радіонукліди.
ДОДАТОК XVIII
Перелік аспектів, які необхідно враховувати в процесі підготовки національного плану дій для подолання довгострокових ризиків внаслідок опромінення радоном згідно зі статтями 54 , 74 та 103
(1) Стратегія проведення вимірювань концентрації радону в приміщеннях або концентрації ґрунтових газів, з метою оцінювання розподілу концентрацій радону в приміщеннях; управління даними вимірювань і виявлення інших значущих чинників (таких як типи ґрунту і гірських порід, проникність типів ґрунту і гірських порід і вміст радію-226 у них).
(2) Підхід, дані й критерії, що використовуються для визначення меж районів або для визначення інших параметрів, які можна використовувати як конкретні показники ситуацій з потенційно високим опроміненням радоном.
(3) Визначення типів робочих приміщень і будівель з доступом для громадськості, таких як школи, підземні робочі приміщення, і, в деяких зонах, де необхідні вимірювання, на основі оцінки ризику, враховуючи, наприклад, час перебування в приміщенні.
(4) Підстави для встановлення референтних рівнів для житлових і робочих приміщень. У відповідних випадках, підстави для встановлення різних референтних рівнів для різних видів використання будівель (житлові будівлі, будівлі з доступом для громадськості, робочі приміщення), а також для існуючих і нових будівель.
(5) Розподіл обов’язків (державних і недержавних), координаційні механізми і наявні ресурси для реалізації плану дій.
(6) Стратегія зменшення опромінення радоном у житлових приміщеннях, і надання пріоритету вирішенню ситуацій, зазначених у пункті 2.
(7) Стратегії сприяння заходам відновлення територій після будівництва.
(8) Стратегії, з визначенням методів та інструментів, для запобігання потрапляння радону до нових будівель, у тому числі виявлення будівельних матеріалів зі значним виділенням радону.
(9) Графіки перегляду плану дій.
(10) Стратегія комунікації для підвищення поінформованості населення та інформування місцевих керівників, працедавців та працівників про ризики впливу радону, у тому числі у зв’язку з курінням.
(11) Настанови щодо методів та інструментів для вимірювання, а також відновлювальних заходів. Також необхідно розглянути критерії акредитації вимірювальних і відновлювальних служб.
(12) Залежно від обставин, надання фінансової підтримки для проведення вимірювань радону і відновлювальних заходів, зокрема, приватним домогосподарствам з дуже високими концентраціями радону.
(13) Довгострокові цілі щодо зниження ризику розвитку раку легенів, викликаного опроміненням радону (для курців і некурців).
(14) У разі необхідності, розгляд інших пов’язаних питань і відповідних програм, таких як програми щодо енергозбереження і якості повітря в приміщеннях.
ДОДАТОК XIX
Кореляційна таблиця, зазначена в статті 107
Ця Директива
89/618/Євратом
90/641/Євратом
96/29/Євратом
97/43/Євратом
2003/122/Євратом