Директива Ради 96/29/Євратом встановлює основні стандарти безпеки для захисту здоров'я працівників та населення від небезпеки, що виникає від іонізуючої радіації
Директива Ради 96/29/Євратом
встановлює основні стандарти безпеки для захисту здоров'я
працівників та населення від небезпеки, що виникає
від іонізуючої радіації
від 13 травня 1996 року
РАДА ЄВРОПЕЙСЬКОГО СОЮЗУ,
Беручи до уваги договір про утворення європейського
співтовариства з атомної енергії ( 994_027 ), а саме статті 31 та
32 договору,
Беручи до уваги пропозиції Комісії, сформульовані після
отримання висновків групи осіб, призначених Науково-технічним
Комітетом з числа наукових експертів держав-членів,
Беручи до уваги висновок Європейського Парламенту (1),
Беручи до уваги висновок Економічного та Соціального Комітету
(2),
_______________
(1) Офіційних журнал (далі OJ) N C 128, 9.5.1994 рік, p. 209
(2) OJ N C 108, 19.4.1993 рік, p. 48
Враховуючи, що стаття 2b договору ( 994_027 ) передбачає
створення єдиних основних стандартів безпеки для захисту здоров'я
працівників та населення;
Враховуючи, що стаття 30 договору ( 994_027 ) визначає
"основні стандарти" для захисту здоров'я працівників та населення
від небезпеки, що виникає від іонізуючої радіації як:
(a) максимально дозволені дози, що є відповідними адекватному
рівню безпеки;
(b) максимально дозволені рівні опромінення та забруднення;
(c) фундаментальні принципи, що регулюють медичний контроль
за здоров'ям працівників;
Враховуючи, що стаття 33 договору вимагає від кожної
держави-члена встановлювати відповідні положення, або шляхом
законодавства, постанови або адміністративної дії, забезпечувати
відповідність основним стандартам, які були встановлені, та
здійснювати необхідні заходи, спрямовані на навчання, освіту та
професіональне навчання;
Враховуючи, що з метою виконання таких задач Співтовариство
встановило основні стандарти вперше у 1959 році відповідно до
статті 218 договору ( 994_027 ) за допомогою Директив від 2 лютого
1959 року, які встановлюють основні стандарти з захисту здоров'я
працівників та населення від небезпеки, що виникає від іонізуючої
радіації (3); враховуючи, що до Директив були внесені поправки у
1962 році Директивою від 6 березня 1962 року (4), у 1966 році -
Директивою 66/45/Єратом (7), у 1980 році Директивою 80/836 Євратом
(8), та у 1984 році Директивою 84/467/Єратом (9);
_______________
(3) OJ N 11, 20.2.1959 рік, p. 221/59.
(4) OJ N 57, 6.7.1962 рік, p. 1633/62.
(7) OJ N L 83, 3.4.1979 рік, p. 18.
(8) OJ N L 246, 17.9.1980 рік, p. 1.
(9) OJ N L 265, 5.10.1984 рік, p. 4.
Враховуючи, що основні стандарти Директив були доповнені
Директивою Ради 84/466/Євратом від 3 вересня 1984 року, що
встановлює основні заходи з радіаційного захисту осіб, які
проходять медичне обстеження або лікування (10); Рішенням Ради
87/600/Євратом від 14 грудня 1987 року про заходи Співтовариства
щодо своєчасного обміну інформацією в разі радіологічної аварії
(11); Постановою Ради (Євратом) N 3954/87 від 22 грудня 1987 року,
що встановлює максимально дозволені рівні радіоактивного
забруднення продуктів харчування та кормів після ядерної аварії
або будь-якої іншої радіологічної аварії (12); Директивою Ради
89/618 /Євратом від 29 листопада 1989 року щодо інформування
громадськості про застосування заходів захисту здоров'я та
здійснення дій, в разі радіологічної аварії ( 994_258 ) (13);
Директивою Ради 90/641/Євратом від 4 грудня 1990 року про
експлуатаційний захист зовнішніх працівників від ризику
опромінення іонізуючою радіацією під час здійснення діяльності у
контрольованих зонах (14); Директивою Ради 92/3/Євратом від 3
лютого 1992 року про нагляд та контроль за перевезенням РАВ між
державами-членами на територію та з території Співтовариства
( 994_364 ) (15); та Постановою Ради (Євратом) N 1493/93 від 8
червня 1993 року про перевезення радіоактивних речовин між
державами-членами (16);
_______________
(10) OJ N L 265, 5.10 1984 рік, p. 1.
(11) OJ N L 371, 30.12.1987 рік, p. 76.
(12) OJ N L 371, 30.12.1987 рік, p.11. До Постанови внесено
поправки Постановою (13) (Євратом) N 2218/89 (OJ N L 211,
22.7.1989 рік, p. 19).
(13) OJ N L 357, 7.12.1989 рік, p. 31.
(14) OJ N L 349, 13.12.1990 рік, p. 21. До Директиви внесено
зміни актом Приєднання від 1994 року.
(15) OJ N L 35, 12.2.1992 рік, p. 24.
(16) OJ N L 148, 19.6.1993 рік, p. 1.
Враховуючи, що розвиток наукових знань відносно радіаційного
захисту, а саме як вказано у рекомендації N 60 Міжнародної комісії
з радіаційної безпеки, створює відповідну основу для перегляду
основних стандартів та їх формулювання у новому законодавчому
інструменті;
Враховуючи, що основні стандарти є особливо важливими щодо
ризиків іонізуючої радіації відносно інших Директив, що стосуються
інших видів ризиків, і важливо досягти успіхів у застосуванні їх у
єдиний спосіб у Співтоваристві;
Враховуючи, що бажано взяти до уваги в межах основних
стандартів, діяльність або роботу, які можуть привести до значного
підвищення рівня опромінення працівників та населення, і якими, з
точки зору радіаційного захисту, не можна ігнорувати, в результаті
впливу іонізуючої радіації від штучних радіаційних джерел або
природних радіаційних джерел, а також забезпечення відповідного
захисту у випадках втручання;
Враховуючи, що з метою забезпечення відповідності основним
стандартам, від держав-членів вимагається подавати певну
діяльність, пов'язану з небезпекою іонізуючої радіації, до системи
звітності та попереднього дозволу або для заборони певної
діяльності;
Враховуючи, що система радіаційного захисту діяльності має
продовжувати засновуватися на принципах обгрунтування опромінення,
оптиматизації захисту та обмеження дози; оскільки, обмеження доз
повинні бути незмінними, беручи до уваги певну ситуацію різних
груп опромінених осіб, такі як працівники, стажери, студенти та
населення;
Враховуючи, що експлуатаційний захист опромінених
працівників, стажерів та студентів вимагає реалізації заходів на
робочому місці; оскільки ці заходи повинні включати попередню
оцінку такої небезпеки, класифікацію робочих місць та працівників,
моніторинг зон і робочих умов та медичний контроль;
Враховуючи, що слід вимагати від держав-членів визначати
діяльність, яка становить значно високі рівні опромінення для
працівників або населення, в результаті впливу природних
радіаційних джерел, і якими, з точки зору радіаційного захисту, не
можна ігнорувати; оскільки, державам-членам слід застосувати
відповідні заходи захисту відносно діяльності, яку визнано такою,
що викликає занепокоєння;
Враховуючи, що експлуатаційний захист населення при
нормальних обставинах вимагає встановлення державами-членами
інспекційної системи для проведення перевірки радіаційного захисту
населення та перевірки відповідності основним стандартам;
Враховуючи, що державам-членам слід бути підготовленими до
можливості виникнення потенційних радіологічних аварій на їх
території, та слід співпрацювати з іншими державами-членами та
третіми державами з метою сприяння забезпеченню готовності та
управління такими ситуаціями;
Враховуючи, що основні стандарти директив, до яких були
внесені поправки Директивою 84/487/Євратом, повинно бути скасовано
з дати, коли ця Директива набирає чинності,
ПРИЙНЯЛА ЦЮ ДИРЕКТИВУ:
Заголовок I. Визначення
Для цілі цієї Директиви наступні терміни мають таке значення:
Поглинена доза (D) - поглинена енергія на одиницю маси.
(формула не наводиться)
Де D - середнє значення енергії, передане іонізуючою
радіацією до матеріалу об'єму елемента.
Dm - маса матеріалу у цьому об'ємі елемента.
У цій Директиві поглинена доза означає середнє значення дози,
поглинене тканиною або органом. Одиниця для поглиненої дози
визначається у (Gr) Грей
Прискорювач: апарат або установка у яких частки
прискорюються, випромінюючи іонізуючу радіацію з енергією, що є
вищою за 1 мега-електрон вольт (MeV).
Аварійне опромінення: опромінення осіб в результаті аварії.
Не включає аварійне опромінення.
Активація: процес через який стабільний нуклід
трансформується в радіонуклід шляхом опромінення частками або
високо енергетичними гама променями матеріалу, у якому вони
містяться.
Активність (A): діяльність A, суми радіонукліду в певному
енергетичному стані на даний час є коефіцієнт dN на dt, де dt -
очікуване значення числа спонтанного ядерного переміщення з цього
енергетичного стану під час інтервалу dt:
(формула не наводиться)
Одиниця активності - (Bq) Бакерель
Стажер: особа, яка проходить навчання або інструктаж на
підприємстві з метою тренування певних навичок.
Призначена дозиметрична служба: орган, який відповідає за
калібрування, зчитування або інтерпретування індивідуальних
приборів контролю, або за вимірювання вмісту радіоактивності у
тілі людини або біологічних зразків, або за оцінку доз, потужність
яких визнано компетентним органом.
Призначений лікар-терапевт: лікар-терапевт, який відповідає
за медичний контроль за працівниками категорії А, як визначено
статтею 21, спроможність якого діяти в цій сфері визнано
компетентними органами.
Призначені служби охорони здоров'я на виробництві: орган або
органи, яким може надаватися відповідальність за радіаційний
захист опромінених працівників та/або медичний контроль за
працівниками категорії A. Їх спроможність здійснювати діяльність у
цьому відношенні визнано компетентними органами.
Штучні джерела: радіаційні джерела, які є іншими ніж джерела
природної радіації.
Дозвіл: дозвіл у формі документа, що видається компетентним
органом відповідно до наданої заяви, або наданого відповідно до
національного законодавства на право виконувати діяльність або
будь-які інші дії в рамках цієї Директиви.
(Bq) Бекерель - спеціальне найменування одиниці активності.
Один Бекерель є еквівалентним одному переходу за секунду.
1 Bq = 1 s-1
Дозволені рівні: значення, встановлені національними
компетентними органами, та виражені в одиницях концентрації
активності та/або загальної активності на або нижче якого
радіоактивні речовини або матеріали, що містять радіоактивні
речовини, виникаючих від будь-якої діяльності, до якої
застосовуються вимоги звітності або отримання дозволу, можуть бути
звільнені від виконання вимог цієї Директиви.
Накоплена ефективна доза: сума накопленої еквівалентної дози
органу або тканини в результаті її надходження до організму, кожна
множиться на відповідний коефіцієнт маси тканини (wT). Одиниця
вимірювання для накопленої ефективної дози є Зіверт.
Накоплена еквівалентна доза: інтеграл за часом (t) потужності
еквівалентної дози у тканині або органі T, які будуть отримані
особою в результаті надходження до організму. Період у 50 років
передбачається для дорослих та до 70 років для дітей.
Одиниця вимірювання для накопленої еквівалентної дози є
Зіверт.
Компетентний орган: будь-який орган, призначений
державою-членом.
Контрольована зона: зона, до якої застосовуються спеціальні
правила з метою захисту від іонізуючої радіації або запобігання
поширення радіоактивного забруднення, та до якої доступ
контролюється.
Захоронення: розміщення відходів у сховищі, або вказане місце
без можливості перезахоронення. Захоронення також стосується до
затвердженого безпосереднього скиду відходів у навколишнє
середовище з подальшою дисперсією.
Обмеження дози: обмеження відносно очікуваних доз для осіб,
які можуть бути отримані від визначеного джерела, для їх
використання на стадії планування щодо радіаційного захисту, коли
це пов'язано з оптимізацію.
Граничні значення дози: максимальні еталонні значення,
встановлені у Заголовку IV, для доз, в результаті опромінення
працівників, стажерів і студентів, і громадськості іонізуючою
радіацією, що охоплюються цією Директивою, які застосовується до
суми відповідних доз, виникаючих від зовнішнього опромінення у
вказаний період, та полу вікові накоплені дози (до 70 років для
дітей), отриманої в результаті надходжень до організму за той же
самий період.
Ефективна доза (E): сума маси еквівалентних доз у всіх
тканинах та органах організму, вказаних у Додатку II, які отримані
в результаті зовнішнього і внутрішнього опромінення.
(формула не наводиться)
Де DT - поглинена доза, усереднена для тканини або органу T,
в результаті радіації R,
wR - коефіцієнт маси радіації та
wR - коефіцієнт маси тканини для тканини або органу T.
Відповідні значення wR і wR вказані у Додатку II.
Одиниця вимірювання для накопленої ефективної дози є Зіверт.
Аварійне опромінення: опромінення осіб, які виконують
необхідну негайну дію, спрямовану на надання допомоги особам, що
знаходяться під загрозою, на запобігання опроміненню великої
кількості людей або спасіння цінних установок або товарів, і під
час такої дії одне з граничних значень індивідуальної дози, що
ідентичне значенням встановленим для опромінених працівників, може
бути перевищено. Аварійне опромінення застосовується лише до
добровольців.
Еквівалентна доза (HT): поглинена доза у тканині або органі T
масою щодо типу та характеру радіації R.
HT,R = wR DT,R
Де DT,R - поглинена доза, усереднена для тканини або органу T
в результаті радіації R,
wR - коефіцієнт маси радіації,
Якщо радіаційне поле складається з типів та енергій з різними
значеннями wR, загальна еквівалентна доза HT буде:
(формула не наводиться)
Відповідні значена wR надані у Додатку II.
Одиниця вимірювання для еквівалентної дози є Зіверт.
Опромінені працівники: особи, працюючі за наймом або не за
наймом, які отримали опромінення під час здійснення на
підприємстві діяльності, яка охоплюється цією Директивою, і що
може привести до перевищення одного з рівнів дози, які є
ідентичними граничним значенням дози, що встановлені для
громадськості.
Опромінення: процес опромінення іонізуючою радіацією.
Грей (Gy): спеціальне найменування одиниці поглинаючої дози.
Один Грей є еквівалентом одному Джоулю на кілограм:
1 Gy = 1 J кг - 1
Шкода для здоров'я: оцінка ризику зниження тривання та якості
життя, що виникає у населення, після опромінення іонізуючою
радіацією. Це включає шкоду, що виникає від соматичних ефектів,
ракових захворювань та серйозних генетичних проблем.
Надходження: діяльність радіонуклідів, що надходять до
організму з зовнішнього середовища.
Втручання: діяльність особи, спрямована на запобігання або
зниження рівня опромінення осіб від радіаційного впливу джерел,
які не відносяться до діяльності або не контролюються, шляхом
впливання на джерело, шляхів передачі і на самих осіб.
Рівень втручання: значення запобіжної еквівалентної дози,
запобіжної ефективної дози або похідне значення для яких слід
розглянути заходи втручання. Запобіжна доза або похідне значення
відноситься тільки до шляху опромінення до якого застосовуються
заходи втручання.
Іонізуюча радіація: передача енергії у формі часток або
електромагнітних хвиль довжиною у 100 нанометрів або менше або
частотою у 3? рази; 1015 Герц або більш потужніша генерувати іони
безпосередньо або опосередковано.
Представники громадськості: населення крім опромінених
працівників, стажерів та студентів під час їх робочого часу та
особи під час опромінення, про які згадується у статті 6 (4) (a),
(b) та (c).
Природні радіаційні джерела: джерела іонізуючої радіації, що
виникають від джерел природного приземного або космічного
походження.
Потенційне опромінення: опромінення, яке не очікується з
певністю і ймовірністю виникнення, і яке можна попередньо оцінити.
Діяльність: діяльність особи, яка може підвищити рівень
опромінення осіб від штучного джерела або від природного джерела,
якщо природні радіонукліди обробляються для їх радіоактивних
властивостей та властивостей ділення та відтворення, крім випадків
аварійного опромінення.
Кваліфіковані експерти: особи, які мають знання та отримали
необхідне навчання для проведення фізичних, технічних або
радіохімічних випробувань, та можуть надавати пораду для
забезпечення ефективного захисту осіб та належної експлуатації
устаткування, і чия здатність діяти в якості кваліфікованого
експерта визнана компетентними органами. Компетентному експерту
можуть доручити технічну відповідальність за завдання радіаційного
захисту працівників та населення.
Радіоактивне забруднення: забруднення радіоактивними
речовинами будь-якого матеріалу, поверхні або навколишнього
середовища або особи. У певному випадку стосовно організму особи,
таке радіоактивне забруднення включає зовнішнє забруднення шкіри
та внутрішнє забруднення не зважаючи на шлях надходження.
Радіоактивна речовина: будь-яка речовина, що містить один або
більше радіонуклідів, активність або концентрацію яких не можна
ігнорувати, якщо це стосується радіаційної безпеки.
Радіологічна аварія: ситуація, яка потребує здійснення
негайної дії для захисту працівників, представників громадськості
або населення частково або в цілому.
Контрольні групи населення: група, що складається з осіб,
опромінення яких джерелом є однаковим та характерним для
опромінення населення, які отримали значно високу дозу опромінення
від такого джерела.
Звітність: вимога надання документа до компетентного органу з
метою повідомлення про намір виконувати діяльність або будь-яку
іншу дію в рамках цієї Директиви.
Закрите джерело: джерело, структура якого є такою, що
запобігає, при використанні у нормальних умовах, будь-якій
дисперсії радіоактивних речовин у навколишнє середовище.
Зіверт: спеціальне найменування одиниці еквівалентної або
ефективної дози. Один Зіверт є еквівалентом одного Джоуля на
кілограм:
1 Sv = 1 J кг-1
Джерело: апарат, радіоактивна речовина або установка, які
здатні випромінювати іонізуючу радіацію або радіоактивні речовини.
Зона нагляду: зона, яка підлягає відповідному нагляду з метою
захисту від іонізуючої радіації.
Підприємство: будь-яка фізична або юридична особа, яка
виконує діяльність або роботу, що згадані у статті 2 цієї
Директиви, та які несуть юридичну відповідальність за таку
діяльність або роботу відповідно до національного законодавства.
Заголовок II. Сфера застосування
Стаття 2
1. Ця Директива застосовується до всієї діяльності, яка
пов'язана з ризиком іонізуючої радіації, що випромінюються штучним
джерелом або природним радіаційним джерелом у випадках, якщо
природні радіонукліди є або були перетворені беручи до уваги їх
радіоактивні властивості та властивості ділення та відтворення, а
саме:
(a) виробництво, переробка, поводження, використання,
володіння, зберігання, транспортування, імпорт та експорт з
Співтовариства та захоронення радіоактивних речовин;
(b) експлуатація будь-якого електричного устаткування, що
випромінює іонізуючу радіацію, або яке містить компоненти, які
працюють на різності потенціалів більш ніж 5 kV;
(c) будь-яка інша діяльність, яка визначена державою-членом.
2. Відповідно до Заголовка VII Директива також застосовується
до роботи, яка не регулюється параграфом 1, але включає
присутність природних радіаційних джерел та приводить до значного
підвищення рівня опромінення працівників або представників
громадськості, і яку не можна ігнорувати з точки зору радіаційного
захисту.
3. Відповідно до Заголовка IX Директива також застосовується
до будь-якого втручання у випадках радіологічних аварій або у
випадках триваючого опромінення, що є результатом наслідків
радіологічного інциденту або минулої або давньої діяльності або
роботи.
Ця Директива не застосовується до опромінення радоном у
жилому приміщенні або до природного радіаційного рівня, наприклад,
до радіонуклідів, що містяться у людському тілі, до космічної
радіації на рівні землі або наземного опромінення радіонуклідами,
які знаходяться у непорушеній земній корі.
Заголовок III. Звітування та дозвіл на здійснення діяльності
Стаття 3
Звітування
1. Кожна держава-член вимагає звітування про здійснену
діяльності, згадану у статті 2 (1), крім випадків, передбачених
цією статтею.
2. Звітування не вимагається відносно діяльності, яка
пов'язана з наступним:
(a) радіоактивні речовини, якщо кількість не перевищує у
підсумку пільгові значення, встановлені у колонці 2 Таблиці A
Додатка I, або при виключних обставинах у окремій державі-члені,
різні значення, дозволені компетентними органами, які проте
відповідають основним загальним критеріям, що встановлені у
Додатку I; або
(b) радіоактивні речовини, якщо концентрація активності на
одиницю маси не перевищує пільгові значення, встановлені у колонці
3 таблиці A Додатка I, або при виключних обставинах у окремій
державі-члені, різні значення, дозволені компетентними органами,
які проте відповідають основним загальним критеріям, що
встановлені у Додатку I; або
(c) апарати, які містять радіоактивні речовини, що
перевищують значення кількості або концентрації, вказані у
підпараграфах (a) та (b) за умовою:
(i) апарат є такого типу, який затверджено компетентними
органами держави-члена; та
(ii) вони сконструйовані у формі закритого джерела; та
(iii) вони не спричиняють, при нормальних умовах
експлуатації, перевищення потужності дози 1 mSv h-1 на відстані
0,1 м від будь-якої доступної поверхні апарата; та
(iv) умови для утилізації були вказані компетентними
органами; або
(d) експлуатація будь-якого електричного апарата, до якого ця
Директива застосовується, іншого ніж про який вказується у
підпараграфі (e), за умовою:
(i) апарат є такого типу, який затверджено компетентними
органами держави-члена; та
(ii) вони не спричиняють, при нормальних умовах експлуатації,
перевищення потужності дози 1 mSv h-1 на відстані 0,1 м від
будь-якої доступної поверхні апарата; або
(e) експлуатація будь-якої електронно-променевої трубки,
призначеної для демонстрації візуальних образів, або інших
електронних апаратів, працюючих на різності потенціалів і не
перевищуючих 30 kV, за умовою, що така експлуатація не спричиняє,
при нормальних умовах експлуатації, перевищення потужності дози 1
mSv h-1 на відстані 0,1 м від будь-якої доступної поверхні
апарата; або
(f) матеріал, забруднений радіоактивною речовиною в
результаті дозволених скидів, які задекларовані компетентним
органом як такі, що не підлягають подальшому контролю.
Стаття 4
Дозвіл
1. Крім випадків, передбачених цією статтею, кожна
держава-член вимагає попередній дозвіл для наступної діяльності:
(a) експлуатація та зняття з експлуатації будь-якої установки
ядерно-паливного циклу та використання та закриття уранових
рудників;
(b) методичне додання радіоактивних речовин при виробництві
та виготовленні медичної продукції, та імпорту або експорту таких
товарів;
(c) методичне додання радіоактивних речовин при виробництві
та виготовленні споживчих товарів, та імпорту або експорту таких
товарів;
(d) методичне застосування радіоактивних речовин до осіб та,
якщо це стосується радіаційного захисту людини, тварин для
медичної або ветеринарної діагностики, лікування та дослідження;
(e) використання рентгену або радіоактивних джерел для
промислової радіографії або обробки продуктів або дослідження
опромінення людини для медичного лікування та використання
прискорювачів, крім електронних мікроскопів.
2. Попередній дозвіл може вимагатися для діяльності іншої,
ніж та, яка згадується у параграфі 1.
3. Держави-члени можуть вказати, що дозвіл не вимагається на
здійснення діяльності у таких випадках:
(a) у випадках діяльності, яка описана у параграфі 1 (a), (c)
та (e), діяльність не підлягає звітуванню; або
(b) у випадках, якщо граничний ризик опромінення людини не
потребує розглядання окремих випадків, якщо діяльність
здійснюється відповідно до умов національного законодавства.
Стаття 5
Дозвіл та допуск щодо захоронення,
утилізації або повторного використання
1. Захоронення, утилізація або повторне використання
радіоактивних речовин або матеріалів, що містять радіоактивні
речовини, що виникають з будь-якої діяльності, яка підлягає
вимогам стосовно звітності або дозволу, є предметом попереднього
дозволу.
2. Однак, захоронення, утилізація або повторне використання
таких речовин або матеріалів можуть бути звільненими від виконання
вимог цієї Директиви за умови, що вони дотримуються рівнів
доступу, встановлених компетентними органами. Ці рівні допуску
мають дотримуватися основних критеріїв, наданих у Додатку I, та
мають враховувати будь-яке інше технічне керівництво, надане
Співтовариством.
Заголовок IV. Обгрунтування, оптимізація
та обмеження дози для діяльності
Глава I. Загальні принципи
Стаття 6
1. Держави-члени забезпечують, що всі нові класи або типи
діяльності, що приводять до опромінення іонізуючою радіацією, є
попередньо обгрунтованими перш ніж вони були застосовані або
затверджені з точки зору їх економічного, соціального або інших
інтересів відносно шкоди, яку вони можуть завдати здоров'ю.
2. Існуючі класи або типи діяльності можуть бути переглянуті
з метою обгрунтування кожного разу, при отриманні нових та
важливих фактів про їх ефективність або наслідки.
3. Додатково кожна держава-член забезпечує наступне:
(a) в контексті оптимізації всі дози опромінення необхідно
підтримувати згідно з принципом "так мало, наскільки це можна
досягти практично", враховуючи економічні та соціальні фактори;
(b) без шкоди до статті 12, сума доз від всієї відповідної
діяльності не повинна перевищувати граничні дози, сформульовані у
цьому заголовку для опромінених працівників, стажерів та
студентів, а також громадськості.
4. Принцип, викладений у параграфі 3 (a), застосовується до
всіх доз опромінення іонізуючою радіацією, що виникають в
результаті діяльності, згаданої у статті 2 (1). Принцип,
викладений у параграфі 3 (b), не застосовується до будь-якого
наступного опромінення:
(a) опромінення осіб, які свідомо та охоче надають допомогу
(інше, ніж як частина їх професійної роботи) та підтримку
пацієнтам, які проходять медичну діагностику або лікування;
(b) опромінення волонтерів, що беруть участь у медичних та
біомедичних дослідницьких програмах.
4. Держави-члени не дозволяють спеціальне додання
радіоактивних речовин при виготовленні продуктів харчування,
іграшок, особистих прикрас та косметики та імпорту або експорту
таких товарів.
Стаття 7
Обмеження дози
1. Обмеження дози слід використовувати, де необхідно,
відносно оптимізації радіологічного захисту.
2. Керівництво, встановлене кожною державою-членом, про
відповідні процедури, які застосовується до опромінених осіб
відповідно до статті 6 (4) (b) та (c), може включати обмеження
дози.
Глава II. Граничні дози
Вікові обмеження для опромінених працівників
Відповідно до статті 11 (2), особам віком до 18 років не
можуть доручатися будь-які роботи, які можуть спричинити
опромінення таких осіб.
Стаття 9
Граничні значення дози для опромінених працівників
1. Граничне значення ефективної дози для опромінених
працівників становить 100 мілізіверт (mSv) протягом п'яти років
підряд, а максимальна ефективна доза становить 50 mSv на будь-який
окремий рік. Держави-члени можуть приймати рішення відносно річної
кількості.
2. Не перешкоджаючи положенням параграфа 1:
(a) граничне значення еквівалентної дози для кришталика ока
становить 150 mSv на рік,
(b) граничне значення еквівалентної дози для шкіри становить
500 mSv на рік.
Граничне значення застосовується до усередненої дози на
будь-яку площу 1 см/?, не залежно від опроміненої площі.
(c) граничне значення еквівалентної дози для рук,
передпліччя, ступенів та щиколоток становить 500 mSv на рік.
Стаття 10
Спеціальний захист під час вагітності та кормління дитини
1. Як тільки вагітна жінка інформує підприємство, відповідно
до національного законодавства та/або національної практики, про
своє становище, захист дитини, яка має народитися, є відповідним
захисту, який надається для представників громадськості. Умови
праці для вагітної жінки є такими, що еквівалентна доза для
дитини, яка має народитися, становитиме настільки низьку,
наскільки це практично можна досягти, і малоймовірно
перевищуватиме 1 mSv під час періоду вагітності, що залишився.
2. Як тільки жінка, яка кормить дитину, інформує підприємство
про її становище, їй не доручається виконувати роботу, пов'язаної
зі значним ризиком радіоактивного забруднення організму.
Стаття 11
Граничні значення доз для стажерів та студентів
1. Граничні значення доз для стажерів віком 18 років або
старше і студентів віком 18 років або старше, які під час навчання
мають використовувати джерела, є ідентичними граничним значенням
доз, які встановлені статтею 9 для опромінених працівників.
2. Граничне значення ефективної дози для стажерів віком між
16 та 18 років та для студентів віком між 16 та 18 років, які під
час навчання мають використовувати джерела, становить 6 mSv на
рік.
Не перешкоджаючи цьому граничному значенню дози:
(a) граничне значення еквівалентної дози для кришталика ока
становить 50 mSv на рік,
(b) граничне значення еквівалентної дози для шкіри становить
150 mSv на рік.
Граничне значення застосовується до усередненої дози на
будь-яку площу 1 см/?, незалежно від опроміненої площі,
(c) граничне значення еквівалентної дози для рук,
передпліччя, ступенів та щиколоток становить 150 mSv на рік.
3. Граничні значення дози для стажерів та студентів, які не
регулюються положеннями параграфів 1 і 2, є ідентичними граничним
значенням дози для громадськості, вказаних у статті 13.
Стаття 12
Спеціальний дозвіл на опромінення
1. У виняткових обставинах, крім радіологічних аварій та
оцінених поступово, компетентний орган може, коли спеціальний
режим експлуатації цього вимагає, надати дозвіл на індивідуальне
професійне опромінення деяких визначених працівників, яке
перевищує граничне значення дози, вказане у статті 9, за умовою,
що таке опромінення обмежено у часі та до певних робочих зон, і
знаходиться в рамках максимальних рівнів опромінення, визначених
для певного випадку компетентним органом. Наступні умови беруться
до уваги:
(a) лише працівникам категорії A, визначених у статті 21,
можуть надаватися дозволи на спеціальне опромінення,
(b) стажерам, студентам, вагітним жінкам та жінкам, які
кормлять дитину, які ймовірно можуть забруднити радіацією свій
організм, дозвіл на таке опромінення не надається,
(c) підприємство ретельно обгрунтовує таке опромінення
попередньо та скрупульозно обговорює це питання з добровільними
працівниками, їх представниками, призначеним лікарем-терапевтом,
призначеними службами охорони здоров'я на підприємстві або
кваліфікованим експертом,
(d) інформація про пов'язані ризики та запобіжні заходи, які
застосовуються під час експлуатації, надається попередньо таким
відповідним працівникам,
(e) всі дози, що стосуються такого опромінення,
документуються окремо у медичному протоколі, згаданого у статті
34, та особистій картці, про яку йдеться мова у статті 28.
2. Перевищення граничних значень дози в результаті спеціально
дозволеного опромінення не обов'язково створює причину для
роботодавця для недопущення працівника до його звичайної роботи
або переведення на інше місце без його згоди.
Стаття 13
1. Не перешкоджаючи положенням статті 14, граничні значення
дози для громадськості є такими, які встановлені у параграфах 2 і
3.
2. Граничне значення ефективної дози становить 1 mSv на рік.
Однак, при певних обставинах, значно вища ефективна доза може бути
дозволена на один рік, за умовою, що середнє значення протягом
п'яти років підряд не перевищує 1 mSv на рік.
3. Не перешкоджаючи параграфу 2:
(a) граничне значення еквівалентної дози для кришталика ока
становить 15 mSv на рік,
(b) граничне значення еквівалентної дози для шкіри становить
150 mSv на рік, усередненого на будь-яку площу шкіри 1 см/?, не
залежно від опроміненої площі.
Стаття 14
Опромінення населення в цілому
Кожна держава-член здійснює оправдані кроки для забезпечення
того, що вклад в опромінення, що виникає від діяльності, населення
в цілому підтримується на такому низькому рівні, наскільки
практично можливо досягти, та враховуються економічні та соціальні
фактори.
Сума всіх таких вкладів оцінюється на регулярній основі.
Заголовок V. Оцінка ефективної дози
Стаття 15
Для оцінки ефективної та еквівалентної доз використовуються
значення та взаємозв'язки, про які йдеться мова у цьому Заголовку.
Компетентні органи можуть дозволити використання еквівалентних
методів.
Стаття 16
Не перешкоджаючи положенням статті 15:
(a) для зовнішньої радіації значення та взаємозв'язки, про
які йдеться мова у Додатку II, використовуються для оцінки
відповідних ефективних та еквівалентних доз,
(b) для внутрішнього опромінення від радіонуклідів або від
суміші радіонуклідів, значення та взаємозв'язки, про які йдеться
мова у Додатках II та III, можуть використовуватися для оцінки
ефективних доз.
Заголовок VI. Фундаментальні принципи, які керують
експлуатаційний захист опромінених працівників, стажерів
та студентів під час здійснення діяльності
Стаття 17
Експлуатаційний захист опромінених працівників базується,
зокрема, на наступних принципах:
(a) попередня оцінка з метою визначення характеру та величини
радіологічного ризику для опромінених працівників та реалізації
оптимізації радіаційного захисту під час всіх робочих умов,
(b) класифікація робочих місць на різні сфери, де необхідно,
відповідно до оцінки очікуваної річної дози та ймовірності та
величини потенційного опромінення,
(c) класифікація працівників на різні категорії,
(d) реалізація контрольних заходів та моніторингу відносно
різних зон та робочих умов, включаючи, де необхідно,
індивідуальний моніторинг,
(e) медичний контроль.
Розділ I. Заходи обмеження опромінення
Частина 1. Класифікація та розмежування зон
Стаття 18
Заходи на робочих місцях
1. Для цілей радіаційного захисту здійснюються заходи для
всіх робочих місць, якщо існує можливість опромінення іонізуючою
радіацією, що перевищує 1 mSv на рік еквівалентної дози 10
граничних значень дози для кришталика ока, шкіри та кінцівок,
встановлених у статті 9 (2). Такі заходи повинні бути відповідними
відносно типу установок та джерел, а також величини і характеру
ризику. Об'єм запобіжних заходів та моніторингу, а також їх типів
та характеру, має бути відповідним ризикам, пов'язаним з роботою,
що включає опромінення іонізуючою радіацією.
2. Необхідно розрізняти між контрольованими зонами та зонами
нагляду.
3. Компетентний орган створює керівництво з класифікації
контрольованих зон та зон нагляду, яке є відповідним для певних
обставин.
4. Підприємство тримає під наглядом робочі умови у
контрольований зонах та зонах нагляду.
Стаття 19
Вимоги до контрольованих зон
1. Мінімальні вимоги до контрольованих зон є такими:
(a) контрольовані зони розмежовуються та доступ до них є
обмеженим для осіб, які отримали відповідні інструкції, та
контролюються відповідно до процедур у письмовій формі,
передбачених підприємством. Якщо виникає значний ризик поширення
радіоактивного забруднення, застосовуються спеціальні заходи,
включаючи прохід та вихід для осіб та товарів,
(b) беручи до уваги характер та розмір радіологічних ризиків
у контрольованій зоні, радіологічний нагляд за робочим середовищем
організується відповідно до положень статті 24,
(c) вказуються знаки, що ідентифікують тип зони, характер
джерел та їх ризик,
(d) встановлюються робочі прибори вимірювання відповідні для
радіологічного ризику, пов'язаного з джерелами, та операціями, що
здійснюються.
2. Реалізація таких обов'язків виконуватиметься в рамках
відповідальності підприємства відповідно до консультацій, які
надаються призначеними службами охорони здоров'я на підприємстві
або кваліфікованими експертами.
Стаття 20
Вимоги для зон нагляду
1. Вимоги для зон нагляду є такими:
(a) як мінімум, беручи до уваги характер та розмір
радіологічних ризиків у зоні нагляду, радіологічний нагляд за
робочим середовищем організовується відповідно до положень статті
24,
(b) де необхідно, вказуються знаки, що ідентифікують тип
зони, характер джерел та їх ризик,
(c) де необхідно, встановлюються робочі прибори вимірювання
відповідні для радіологічного ризику, пов'язаного з джерелами, та
операціями, що здійснюються.
2. Реалізація таких обов'язків виконуватиметься в рамках
відповідальності підприємства відповідно до консультацій, які
надаються призначеними службами охорони здоров'я на підприємстві
або кваліфікованими експертами.
Частина 2. Класифікація опромінених працівників,
стажерів та студентів
Стаття 21
Категоризація опромінених працівників
Для цілей моніторингу та контролю, встановлюються розрізнення
між наступними двома категоріями опромінених працівників:
(a) Категорія A: опромінені працівники, які отримують
ефективну дозу більшу, ніж 6 mSv на рік, або еквівалентну дозу
більшу, ніж ? граничного значення дози для кришталика ока, шкіри
та кінцівок, що встановлені у статті 9 (2),
(b) Категорія B: опромінені працівники, яких не були
класифіковані як опромінені працівники категорії A.
Стаття 22
Інформація та навчання
1. Держави-члени вимагають від підприємства інформувати
опромінених працівників, стажерів та студентів, які під час свого
навчання використовують джерела, про наступне:
(a) ризик для здоров'я, пов'язаний з їх роботою:
- загальні процедури радіаційного захисту та запобіжні
заходи, які застосовуються, а саме, ті, що пов'язані з
експлуатаційними та робочими умовами діяльності взагалі та кожної
робочої станції або роботи, які можуть бути їм доручено,
- важливість дотримання технічних, медичних та
адміністративних вимог,
(b) відносно жінок, необхідність своєчасного повідомляти про
вагітність з точки зору ризику опромінення дитини, яка має
народитися, та ризику радіоактивного забруднення немовляти в разі
радіоактивного забруднення організму.
2. Держави-члени вимагають від підприємства проводити
відповідне навчання у сфері радіоактивного захисту, яке надається
опроміненим працівникам, стажерам та студентам.
Частина 3. Оцінка та реалізація заходів
з радіаційного захисту опромінених працівників
Стаття 23
1. Підприємство несе відповідальність за оцінку та реалізацію
заходів з радіологічного захисту опромінених працівників.
2. Держави-члени вимагають від підприємства консультуватися з
кваліфікованими експертами або призначеними службами охорони
здоров'я на підприємстві щодо аналізу та випробування захисних
засобів та приборів вимірювання, що зокрема включають:
(a) попереднє критичне вивчення планів відносно установок з
точки зору радіаційного захисту,
(b) прийняття в експлуатацію нових або модифікованих джерел з
точку зору радіаційного захисту,
(c) регулярна перевірка ефективності захисних засобів та
техніки,
(d) регулярна каліброва приборів вимірювання та регулярна
перевірка їх експлуатаційної надійності та правильності їх
використання.
Розділ II. Оцінка опромінення
Частина 1. Моніторинг робочого місця
Стаття 24
1. Радіологічний контроль за робочим середовищем, згаданим у
статтях 19 (1) (b) і 20 (1) (a), включає, де необхідно:
(a) вимірювання зовнішньої потужності дози, вказуючи характер
та величину такої радіації,
(b) вимірювання концентрації активності повітря та щільності
поверхні забруднюючих радіоактивних речовин, вказуючи їх характер
та фізичний і хімічний стан.
2. Результати таких вимірювань документуються та
використовуються, якщо необхідно, для оцінки індивідуальних доз,
як вказано у статті 25.
Частина 2. Індивідуальний моніторинг
Стаття 25
Моніторинг - Загальне
1. Індивідуальний моніторинг здійснюється на систематичній
основі для опромінених працівників категорії A. Цей моніторинг
базується на індивідуальних вимірюваннях, які встановлені
призначеною дозиметричною службою. У випадках, якщо працівники
категорії A можуть отримати значне внутрішнє радіаційне
забруднення, слід встановлювати адекватну систему моніторингу.
Компетентний орган може забезпечити загальне керівництво для
визначення таких працівників.
2. Моніторинг працівників категорії B є щонайменше достатнім
для доведення, що такі працівники вірно класифіковані у Категорію
B. Держави-члени можуть вимагати здійснення індивідуального
моніторингу, та, якщо необхідно, індивідуального вимірювання,
встановленого призначеною дозиметричною службою для працівників
категорії B.
3. У випадках, якщо проведення індивідуального вимірювання є
неможливим або неадекватним, індивідуальний моніторинг базується
на проведеній оцінці або індивідуальних вимірюванях інших
опромінених працівників або результатів контролю за робочими
місцями, як передбачено статтею 24.
Частина 3. Моніторинг у разі випадкового
або аварійного опромінення
Стаття 26
У разі випадкового опромінення проводиться оцінка відповідних
доз та їх розповсюдження у організмі.
Стаття 27
У випадку аварійного опромінення, за обставинами, виконується
індивідуальний моніторинг або оцінка індивідуальних доз.
Частина 4. Реєстрація результатів
та звітність щодо результатів
Стаття 28
1. Запис, що містить результати індивідуального моніторингу,
здійснюються для кожного опроміненого працівника категорії A.
2. Для цілей параграфа 1 наступне зберігається протягом
строку служби, пов'язаного з опроміненням іонізуючою радіацією,
працівників, та до тих пір, поки особа досягла або досягне 75
років, але у будь-якому випадку не менше, ніж 30 років з часу
припинення роботи, що пов'язана з опроміненням:
(a) запис про оцінені або вимірювані опромінення, якщо таке
може мати місце, індивідуальних доз відповідно до статей 12, 25,
26 і 27,
(b) у випадах опромінення, згаданого у статтях 26 і 27,
звіти, що стосуються обставин та здійсненої дії,
(c) результати моніторингу робочого місця, які були
використані для оцінки індивідуальних доз, де необхідно.
3. Опромінення, згадане у статтях 12, 26 і 27, реєструється
окремо у документі реєстрації доз, про якій йдеться мова у
параграфі 1.
Стаття 29
1. Результати індивідуального моніторингу, що вимагається
статтями 25, 26 і 27:
(a) надаються до компетентних органів та підприємства,
(b) надаються до зацікавлених працівників відповідно до
статті 38,
(c) направляються до призначеного лікаря-терапевта або
призначених служб охорони здоров'я на підприємстві для
інтерпретування їх наслідків для здоров'я людини, як передбачено
статтею 31.
2. Держави-члени визначають заходи, відповідно яким
передаються результати індивідуального моніторингу.
3. В разі аварійного або випадкового опромінення, результати
індивідуально моніторингу надаються без затримки.
Розділ III. Медичний контроль за опроміненими працівниками
Стаття 30
Медичний контроль за опроміненими працівниками базується на
принципах, які керують питання гігієни праці в цілому.
Частина 1. Медичний контроль за працівниками категорії A
Стаття 31
Медичний контроль
1. Не зважаючи на повну відповідальність підприємства,
медичний контроль працівників категорії A покладається на
призначеного лікаря-терапевта або призначені служби охорони
здоров'я на підприємстві. Такий медичний контроль повинен
дозволяти встановлювати стан здоров'я працівника, який знаходиться
під наглядом, щодо його відповідності для виконання доручених йому
задач. З цією метою призначений лікар-терапевт або призначені
служби охорони здоров'я на підприємстві повинні мати доступ до
будь-якої відповідної інформації, яка їм потрібна, включаючи умови
середовища, що існують у робочих приміщеннях.
2. Медичний контроль включає:
(a) медичне обстеження до працевлаштування або присвоєння
класифікації працівника категорії A.
Метою такого ретельного медичного обстеження є визначення
відповідності працівника його посаді як працівника категорії A, на
яку його кандидатура розглядається,
(b) періодичні огляди стану здоров'я.
Стан здоров'я кожного працівника категорії A переглядається
щонайменше раз на рік з метою визначення, чи залишається його стан
здоров'я відповідним для виконання обов'язків. Характер таких
оглядів, які можуть бути проведені стільки разів, скільки
лікар-терапевт вважатиме за необхідне, залежить від типу роботи та
індивідуального стану здоров'я працівника.
3. Призначений лікар-терапевт або призначені служби охорони
здоров'я на підприємстві можуть вказати про необхідність
продовжити медичний нагляд після припинення роботи, до тих пір,
поки вони вважають за необхідне, з метою захисту здоров'я такої
особи.
Стаття 32
Медична класифікація
Наступна медична класифікація приймається відносно
відповідності працівника категорії A виконувати роботу:
(a) відповідає,
(b) відповідає, підлягає певним умовам,
(c) не відповідає.
Стаття 33
Жоден з працівників не може бути прийнятим або класифікованим
на посаду на будь-який період в якості працівника категорії A,
якщо медичні результати визнають його не відповідним обіймати
таку спеціальну посаду.
Стаття 34
Медична картка
1. Медична картка відкривається для кожного працівника
категорії A та ведеться протягом часу, коли він залишається
працівником такої категорії. Після цього картка зберігається, до
тих пір, поки особа досягла або досягне 75 років, але у будь-якому
випадку не менше, ніж 30 років з часу припинення роботи, що
пов'язана з опроміненням іонізуючою радіацією.
2. Медична картка включає інформацію про характер роботи,
результати медичного обстеження до працевлаштування або
класифікації як працівника категорії A, періодичні огляди здоров'я
та записи про дози, зазначені статтею 28.
Частина 2. Спеціальний контроль опромінених працівників
Стаття 35
1. Спеціальний медичний контроль забезпечується у кожному
випадку, якщо одне з граничних значень дози, що встановлено
статтею 9, було перевищено.
2. Наступні умови опромінення є предметом погодження
призначеним лікарем-терапевтом або призначеними службами охорони
здоров'я на підприємстві.
Стаття 36
Додатково до медичного контролю опромінених працівників,
передбаченого статтями 30 і 31, застосовуються запобіжні заходи
щодо будь-якої наступної дії стосовно захисту здоров'я опромінених
осіб, які вважаються необхідними призначеним лікарем-терапевтом
або призначеними службами охорони здоров'я на підприємстві такі
як, подальші обслідування, заходи дезактивації або негайне
лікування.
Частина 3. Апеляції
Стаття 37
Кожна держава-член встановлює процедуру оскарження
результатів та рішень, здійснених відповідно до статей 32, 33 і
35.
Розділ IV. Завдання держав-членів відносно захисту
опромінених працівників
Стаття 38
1. Кожна держава-член встановлює систему або системи
перевірок для провадження положень, введених у відповідність з
цією Директивою та ініціювання заходів нагляду та втручання, де це
необхідно.
2. Кожна держава-член вимагає, щоб працівники мали доступ, за
їх запитом, до результатів їх індивідуального моніторингу,
включаючи результати вимірювань, які можливо використовувалися при
оцінці, або визначенні їх доз, здійснених в результаті вимірювань
робочих місць.
3. Кожна держава-член здійснює необхідні заходи для визнання,
якщо потрібно, здібностей:
- призначених лікарів-терапевтів,
- призначених служб охорони здоров'я на підприємстві,
- призначених дозиметричних служб,
- кваліфікованих експертів.
З цією метою кожна держава-член забезпечує організацію
навчання для кожного спеціаліста.
4. Кожна держава-член вимагає, щоб необхідні засоби для
здійснення відповідного радіаційного захисту були надані у
розпорядження відповідальним підрозділам. Спеціалізований
підрозділ з радіаційного захисту, інший, ніж
виробничо-експлуатаційні підрозділи у випадку внутрішнього
підрозділу, уповноважений виконувати завдання радіаційного захисту
та надавати спеціальні поради, є необхідним для установок, які
компетентний орган вважає необхідними. Такий підрозділ може
функціонувати для декількох установок.
5. Держава-член сприяє обміну всією відповідною інформацією
між компетентними органами, або призначеними лікарями-терапевтами,
призначеними службами охорони здоров'я на підприємстві, або
призначеними дозиметричними службами, або кваліфікованими
експертами в рамках Європейського Співтовариства про дози, які
були попередньо отримані працівниками, для проведення медичного
обстеження до працевлаштування або класифікації працівників
категорії A, відповідно до статті 31, та для здійснення контролю
щодо подальшого опроміненням працівників.
Розділ V. Експлуатаційний захист стажерів та студентів
Стаття 39
1. Умови опромінення та експлуатаційний захист стажерів та
студентів віком 18 років або старше, згаданих у статті 11 (1), є
еквівалентними тим, які встановлені для працівників категорії A
або B.
2. Умови опромінення та експлуатаційний захист стажерів та
студентів віком між 16 та 18 років, згаданих у статті 11 (2), є
еквівалентними тим, які встановлені для опромінених працівників
категорії B.
Заголовок VII. Значне підвищення рівня опромінення
в результаті дії природних радіаційних джерел
Стаття 40
Застосування
1. Цей заголовок застосовується до діяльності, що не
регулюється статтею 2 (1), в рамках якої, наявність природних
радіаційних джерел приводить до значного підвищення рівня
опромінення працівників або громадськості, і таким фактом не можна
ігнорувати з точки зору радіаційного захисту.
2. Кожна держава-член забезпечує ідентифікацію, шляхом
дослідницького пошуку або за допомогою будь-яких інших засобів
діяльності, яка може викликати занепокоєння. Це зокрема включає
наступне:
(a) діяльність, де працівники і, де відповідно, громадськість
та особи опромінені тороном або дочірнім радоном або гамма
радіацією або будь-яким іншим опроміненням на робочих місцях,
таких як карстові печери, шахти, робочі місця під землею та
наземні робочі місця у ідентифікованих зонах,
(b) діяльність, що пов'язана з операціями з матеріалами, а
також зберіганням матеріалів, які як правило не вважаються
радіоактивними, але містять радіонукліди природного походження, що
спричиняє значне підвищення рівня опромінення працівників і, де
відповідно, громадськості,
(c) роботи, які приводять до виробництва шламу, як правило,
не вважаються радіоактивними, але містять радіонукліди природного
походження, що спричиняє значне підвищення рівня опромінення
громадськості і, де відповідно, працівників,
(d) управління літаком.
3. Статті 41 і 42 застосовуються у такому обсязі, якому
держави-члени задекларували, що опромінення природними
радіоактивними джерелами в результаті роботи, ідентифікованої
відповідно до параграфа 2 цієї статті, потребує уваги та підлягає
контролю.
Стаття 41
Захист від опромінення наземними
природними радіаційними джерелами
Для кожної роботи, яка задекларована, як така, що викликає
занепокоєння, держави-члени вимагають встановлення відповідних
засобів для проведення моніторингу опромінення та якщо потрібно:
(a) реалізацію коригуючих заходів, спрямованих на зниження
рівня опромінення для всіх або частки положень Заголовка IX,
(b) застосування заходів радіаційного захисту відповідно до
всіх або частки положень III, IV, V, VI та VII,
Стаття 42
Захист екіпажу літака
Кожна держава-член готує заходи для підприємств, які
експлуатують літаки, беручи до уваги космічне опромінення екіпажу
літака, які можуть отримати опромінення більше, ніж 1 mSv на рік.
Підприємства здійснюють заходи, а саме:
- оцінка опромінення екіпажу,
- врахування оціненого опромінення при плануванні робочих
графіків з точки зору зниження доз для екіпажу, який отримав
значне опромінення,
- інформування працівників, до яких це стосується, про ризики
для здоров'я, які виникають у зв'язку з їх роботою,
- застосування статті 10 до жінок, які входять до екіпажу
літака.
Заголовок VIII. Реалізація радіаційного захисту
для населення при нормальних обставинах
Стаття 43
Основні принципи
Кожна держава-член створює необхідні умови для забезпечення
якомога кращого захисту для населення, засновуючись на принципах,
встановлених статтею 6, та для застосування фундаментальних
принципів, що керують експлуатаційним захистом населення.
Стаття 44
Умови для надання дозволу на здійснення діяльності,
пов'язаної з ризиком іонізуючої радіації для населення
Експлуатаційний захист населення при нормальних обставинах
від діяльності, яка підлягає попередньому дозволу, означає всі
заходи та пошукові дії, спрямовані на виявлення та ліквідацію
факторів, які протягом будь-якої операції, пов'язаної з
опроміненням іонізуючої радіації, можуть створити ризик для
населення, який не можна ігнорувати з точки зору радіаційного
захисту. Такий захист включає наступні завдання:
(a) аналіз та затвердження планів для установок, що приводять
до ризику опромінення, та запропонованого вибору майданчиків таких
установок на території, до якої це стосується, з точки зору
радіаційного захисту,
(b) прийняття в експлуатацію таких нових установок, що
підлягають адекватному захисту, що забезпечується від будь-якого
опромінення або радіоактивного забруднення, яке може поширитися за
межі периметра, враховуючи, якщо доцільно, демографічні,
метеорологічні, геологічні, гідрологічні та екологічні умови,
(c) аналіз та затвердження планів щодо скидів рідких
радіоактивних відходів.
Такі завдання виконуються відповідно до правил, встановлених
компетентними органами на основі ступеня ризику опромінення.
Стаття 45
Оцінка доз для населення
Компетентний орган повинен:
(a) забезпечувати, що оцінка дози, яка виникає в результаті
діяльності, згаданої у статті 44, виконана настільки реалістично,
наскільки це можливо, для населення в цілому та для контрольних
груп населення у всіх місцях, де такі групи можуть існувати,
(b) вирішувати частоту проведення оцінки та здійснювати всі
необхідні кроки для визначення контрольних груп населення, беручи
до уваги ефективні шляхи переносу радіоактивних речовин,
(c) забезпечувати, беручи до уваги радіологічні ризики, що
такі оцінки доз для населення включають:
- оцінку дози, отриманої в результаті зовнішньої радіації,
вказуючи, де необхідно, характерні риси радіації,
- оцінку надходження радіонуклідів, вказуючи характер
радіонуклідів та, де необхідно, їх фізичну та хімічну структуру,
та визначення активності та концентрації таких радіонуклідів,
- оцінку доз, які можуть отримати контрольні групи населення,
та детальне описання характеристик цих груп.
(d) вимагати введення документів, стосовно вимірювання
зовнішнього опромінення, оцінок надходження радіонуклідів та
радіоактивного забруднення, а також результатів такої оцінки доз,
отриманих контрольними групами та населенням.
Стаття 46
Стосовно охорони здоров'я населення кожна держава-член
створює систему інспектування для обов'язкового впровадження
положень, введених у відповідності до цієї Директиви, та
ініціювати нагляд в зоні радіаційного захисту.
Стаття 47
Обов'язки підприємств
1. Кожна держава-член вимагає від підприємства, яке
відповідає за діяльність згадану у статті 2, здійснювати
діяльність у відповідності з принципами охорони здоров'я в сфері
радіаційного захисту та, зокрема, виконувати наступні завдання в
рамках своїх установок:
(a) досягнення та підтримання оптимального рівня охорони
навколишнього середовища та захисту населення,
(b) перевірка ефективності технічних засобів для охорони
навколишнього середовища та захисту населення,
(c) прийняття до експлуатації, з точки зору нагляду за
радіаційним захистом, устаткування та процедур для вимірювання та
оцінки, за обставинами, опромінення та радіоактивного забруднення
навколишнього середовища та населення,
(d) проведення регулярного калібрування приборів вимірювання
та регулярної перевірки їх експлуатаційної відповідності та
правильного використання.
2. Кваліфіковані експерти, за обставинами, спеціалізована
станція з радіаційного захисту, що згадані у статті 38 (4),
залучаються до виконання таких обов'язків.
Заголовок IX. Втручання
Стаття 48
Застосування
1. Цей Заголовок застосовується до втручання у випадках
виникнення радіологічних аварій або у випадках тривалого
опромінення, що виникає в результаті наслідків радіологічної
аварії або колишньої, або давнішньої діяльності, або роботи.
2. Реалізація та ступень будь-якого втручання розглядається у
відповідності до наступних принципів:
- втручання здійснюється тільки, якщо зниження шкоди, що
виникає в результаті дії радіації, є достатнім для виправдання
шкоди та витрат, включаючи соціальні витрати, такого втручання,
- форма, масштаб та тривалість втручання має бути
оптимізованим, таким чином, що користь зменшення шкоди для
здоров'я крім шкоди, що пов'язана з таким втручанням, буде
максимальною,
- граничні значення дози, встановлені статтями 9 і 13, не
застосовуються до втручання; однак, рівні втручання, встановлені
при застосуванні статті 50 (2), становлять індикації (показники)
для ситуацій, коли втручання є необхідним; більш того, у випадках
довгострокового опромінення, що регулюється статтею 53, граничні
значення доз, що встановлені статтею 9, мають бути відповідними
для працівників, які залучені до втручань.
Частина 1. Втручання в випадках радіологічної аварії
Стаття 49
Потенціальне опромінення
Держави-члени, де відповідно, вимагають що:
- враховується можливість радіологічних аварій, що виникають
в результаті діяльності, які відносяться до системи звітності або
дозволу, встановленого у Заголовку III,
- оцінюється просторове та тимчасове розповсюдження
радіоактивних речовин, дисперсованих у випадку можливої
радіологічної аварії,
- оцінюється відповідне потенційне опромінення.
Стаття 50
Підготовка втручання
1. Кожна держава-член забезпечує, що враховано той факт, що
радіологічні аварії можуть виникнути у зв'язку з діяльністю на
території або поза межами її території, та завдати шкоди.
2. Кожна держава-член забезпечує, що відповідні плани
втручання, беручи до уваги загальні принципи радіаційного захисту
для втручання, згаданого у статті 48 (2), та відповідні рівні
втручання, встановлені компетентними органами, підготовлені на
національному або місцевому рівнях, включаючи в межах установок,
для боротьби з різними типами радіологічної аварії, та такі плани
були випробувані у відповідних межах з регулярною періодичністю.
3. Кожна держава-член забезпечує, де необхідно, прийняття
запобіжних заходів для створення та проведення відповідного
навчання спеціальних груп для технічного і медичного втручання, а
також для охорони здоров'я.
4. Кожна держава-член докладає зусиль для створення умов для
співпраці з іншими державами-членами або не державами-членами
відносно виникнення можливих радіологічних аварій на установках,
розташованих на території держав, що може спричинити шкоду іншим
державам-членам або не державам-членам, з метою сприяння
організації радіологічного захисту у цих державах.
Стаття 51
Реалізація втручання
1. Кожна держава-член забезпечує здійснення запобіжних
заходів для негайного сповіщення його компетентних органів
підприємством, яке відповідає за діяльність, пов'язану з будь-якою
радіологічною аварією, що виникає на її території, та вимагає
застосування всіх відповідних дій, спрямованих на ліквідацію
наслідків.
2. Кожна держава-член забезпечує, що в разі виникнення
радіологічної аварії на її території, підприємство, що відповідає
за здійснення діяльності, проводить попередню оцінку обставин та
наслідків аварії, і надає допомогу у здійсненні втручання.
3. Кожна держава-член забезпечує, що передбачено запобіжні
заходи, якщо ситуація цього вимагає, для здійснення втручання
відносно:
- джерел - для зниження або припинення прямого випромінення
та емісії радіонуклідів,
- навколишнього середовища - для зменшення передачі
радіоактивних речовин до осіб,
- осіб - для зниження рівня опромінення та організації
лікування постраждалих.
4. У випадку радіологічної аварії на території або за межами
території держави, кожна держава-член вимагає:
(a) організацію відповідного втручання, беручи до уваги
реальні характеристики такої аварії,
(b) здійснювати оцінку та документування наслідків
радіологічної аварії та ефективності втручання.
5. Кожна держава-член у випадку виникнення радіологічної
аварії на установці, розміщеної на території держави, або
існування ймовірності наслідків такої аварії на її території,
встановлює зв'язки з метою співпраці з будь-якою державою-членом
або не державою-членом, які можуть бути залучені до таких дій.
Стаття 52
Аварійне професійне опромінення
1. Кожна держава-член забезпечує запобіжні заходи для
ситуацій, коли працівники або персонал втручання, які залучені у
різні види втручання, можуть отримати аварійне професійне
опромінення дози, що перевищує граничні значення дози для
опромінених працівників. З цією метою кожна держава-член
встановлює рівні опромінення, беручи до уваги технічні
зобов'язання та ризики для здоров'я. Такі рівні мають бути
орієнтиром для роботи. Опромінення вище цих спеціальних рівнів,
може допускатися у виняткових ситуаціях для збереження життя
людині і тільки для волонтерів, які були проінформовані про
ризики, пов'язані з таким втручанням.
2. Кожна держава-член вимагає здійснення радіологічного
моніторингу та медичного контролю за спеціальними аварійними
командами втручання.
Частина II. Втручання у випадках тривалого опромінення
Стаття 53
Якщо держави-члени визначили ситуацію, що приводить до
тривалого опромінення, в результаті наслідків радіологічної аварії
або минулої діяльності, держави, якщо потрібно та в межах ризику
опромінення, забезпечують:
(a) розмежування зон, до яких це стосується,
(b) здійснення заходів для моніторингу опромінення,
(c) здійснення будь-якого відповідного втручання, беручи до
уваги реальні характеристики ситуації,
(d) регламентовано доступ до або використання території або
будинків, розміщених у розмежованій зоні.
Заголовок X. Прикінцеві положення
Стаття 54
1. Ця Директива встановлює основні стандарти безпеки для
захисту здоров'я працівників та населення від небезпеки, що
виникає від іонізуючої радіації, з метою їх єдиної реалізації
державами-членами. Якщо держава-член приймає граничні значення
дози, що є суворішими, ніж ті, що встановлені цією Директивою,
вони повинні повідомити Комісію та держави-члени.
Стаття 55
Реалізація
1. Держави-члени мають ввести в силу закони, постанови та
адміністративні положення, які необхідні для забезпечення
відповідності положенням цієї Директиви до 13 травня 2000 року.
Вони повинні негайно повідомити Комісію про такі дії.
Якщо держави-члени приймають ці положення, вони повинні
містити посилання на цю Директиву або, у випадку їх офіційного
опублікування, посилання додаються до них. Держави-члени
встановлюють спосіб, за яким здійснюється таке посилання.
2. Держави-члени передають до Комісії текст основних законів,
положень або адміністративних положень, які вони приймають у
сфері, що керуються цієї Директивою.
Стаття 56
Анулювання
Директива від 2 лютого 1959 року, Директива від 5 березня
1962, Директиви 66/45/Євратом, 70/343/Євратом, 80/836/Євратом та
84/467/Євратом анулюються з 13 травня 2000 року.
Стаття 57
Цю Директиву адресовано державам-членам.
Вчинено у Брюсселі, 13 травня 1996 року.
За Раду
Президент С. Агнеллі
Додаток I
Критерії, які розглядаються при застосуванні Статті 3
1. Діяльність може бути звільнена від виконання вимоги
звітування без подальшого розглядання відповідно до статті 3 (2)
(a) або (b), якщо або кількість, або активність концентрації,
відповідно до обставин, відповідних радіонуклідів не перевищує
значень, що вказані у колонках 2 або 3 Таблиці A.
2. Основні критерії ризику для розрахунку значень Таблиці A
для застосування звільнення для діяльності є такими:
(a) радіологічні ризики для осіб, спричинені звільненою
діяльністю, є значно низькими, і таким чином не становлять
занепокоєння для регулюючого нагляду, та
(b) колективний радіологічний вплив звільненої діяльності є
значно низьким, і таким чином не становить занепокоєння для
регулюючого нагляду при обставинах, що переважають, та
(c) звільнена діяльність не становить радіологічної загрози,
не становить наявної ймовірності сценаріїв, що можуть привести до
невиконання критеріїв, вказаних у (a) та (b).
3. Винятково, як передбачено статтею 3, окремі держави-члени
можуть прийняти рішення, що діяльність може бути звільнена, де
необхідно, без подальшого розглядання, відповідно до основного
критерію, навіть якщо відповідні радіонукліди відхиляються від
значень, вказаних у Таблиці A, за умовою, що наступні критерії
виконані при всіх реально можливих обставинах:
(a) ефективна доза, яка очікується бути отриманою будь-яким
представником громадськості в результаті звільнення діяльності
становить у порядку 10 mSv або менше на рік,
(b) колективна ефективна доза, отримана протягом одного року
при виконанні діяльності, становить не більше, ніж приблизно ?Sv
або оцінка оптимізації захисту показує, що таке звільнення є
оптимальним варіантом.
4. Радіонуклідам, не вказаним у таблиці A, компетентний орган
надає відповідне значення для кількості та концентрації активності
на масу одиниці там, де виникає така потреба. Значення, які таким
чином призначені є додатковими до тих значень, що вказані в
Таблиці A.
5. Значення, вказані у Таблиці A, застосовуються до всієї
фактичної інвентарної кількості радіоактивних речовин, якими
володіє особа або підприємство, як частина спеціальної діяльності
у будь-який момент часу.
6. Нукліди з індексами "+" або "sec" в Таблиці A
представляють материнські нукліди урівноважені з їх відповідними
дочірніми нуклідами, як це вказано в таблиці В. У цьому випадку
значення, надані в таблиці A, посилаються на виключно материнський
нуклід, але вже враховуючи присутній дочірній нуклід (нукліди).
7. У всіх інших випадках сумішей, які містять більше, ніж
один нуклід, вимога звітування може не застосовуватися, якщо сума
співвідношення для кожного нукліду загальної кількості присутніх,
поділених на значення, вказане у таблиці A, є менше ніж або рівним
1. Таке правило підрахунку також застосовується до концентрації
активності, якщо різні нукліди містяться у той же самій матриці.
Додаток II
A. Визначення термінів, що використовуються у цьому Додатку
Оточуючий еквівалент дози Н* (d): еквівалент дози в місці
радіаційного поля, що може бути породженим розширеним і вирівняним
полем в сфері ICRU на глибині d, радіусом, що є протилежним
напрямку вирівняного поля. Спеціальне позначення для одиниці
оточуючої еквівалентної дози є Зіверт (Sv).
Направлений еквівалент дози Н' (d, z): еквівалент дози в
місці радіаційного поля, що може бути породженим відповідним
розширеним полем в сфері ICRU на глибині d, радіусом у вказаному
напрямку, z. Спеціальне позначення для одиниці направленої
еквівалентної дози є Зіверт (Sv).
Розширене та вирівняне поле: радіаційне поле, у якому флюєнс
(інтегральний потік) і його направлений розподіл та розподіл по
енергії є такими ж самими, що і для розширеного поля, але флюєнс
не направлений.
Розширене поле: поле, вилучене з фактичного поля, де флюєнс
(інтегральний потік) і його направлений розподіл та розподіл по
енергії мають ті ж самі значення по всьому об'єму, як у фактичному
полі на контрольній точці.
Флюєнс: коефіцієнт dN на da, де dN є кількість часток, які
проникають до сфери поперечного перетину зони da:
(формула не наводиться)
Середнє значення кількісного фактора: середнє значення у
місцях точки тканини, де поглинена доза доставляється частками з
різними значеннями L. Це розраховується відповідно до:
(графічне креслення не наводиться)
Q (L) D (L) dL
Де D (L) dL становить поглину дозу на 10 мм відстані між
лінейною передачею енергії L та L + dL,
Q (L) становить відповідний якісний коефіцієнт у точці
інтересу. Взаємозв'язок Q - L надається в C.
Індивідуальний еквівалент дози: Hp (d): еквівалент дози на
м'якій тканині на відповідній глибині, d, нижче вказаної точки у
організмі. Спеціальне позначення для одиниці індивідуальної
еквівалентної дози є Зіверт (Sv).
Якісний коефіцієнт: функція лінейної передачі енергії (L) для
визначення маси поглиненої дози у місцях точки, шляхом урахування
характеру радіації.
Коефіцієнт маси радіації (wR): безрозмірний фактор
(коефіцієнт), що використовується для визначення маси поглиненої
дози тканиною або органом. Відповідні значення (wR) надаються в В.
Поглинена доза тканини або органу (DT): коефіцієнт суми
енергії, переданої до тканини або органу та маси такої тканини або
органу.
Коефіцієнт маси тканини (wT): безрозмірний фактор
(коефіцієнт), що використовується для визначення вмісту
еквівалентної дози у тканині або органі. Відповідні значення (wT)
вказані у D.
Необмежена лінейна передача енергії Формула: кількість
визначена як:
(формула не наводиться)
Де dE означає середнього значення втрати енергії часткою
енергії E, що пройшла відстань dl у воді.
Сфера ICRU: орган, введений Міжнародної комісією з
радіаційного захисту з метою апроксимації організму людини
відносно поглиненої енергії від іонізуючого опромінення. Це
складається з тканини діаметром 30 см еквівалентної сфери з
щільністю 1 г см-3 та суміші - 76,2% кисню, 11,1% вуглеводу, 10,1%
водню та 2,6% азоту.
Значення коефіцієнта маси радіації, wR
Значення коефіцієнта маси радіації, wR, залежать від типу і
характеру зовнішнього радіаційного поля, або типу і характеру
випромінення радіонукліду, накопиченим у організмі.
Якщо радіаційне поле складається з типів та енергій з різними
значеннями wR, то поглинена доза поділяється на блоки, кожний зі
своїм значенням wR, та додається для отримання суми еквівалентної
дози.
Альтернативно, це можна виразити як безперервний розподіл
енергії, де кожний елемент поглиненої дози з елементу енергії між
E та E + dE помножується на значення wR з відповідного запису, що
міститься у нижче наведеній Таблиці.
При розрахунках, пов'язаних з нейтронами, труднощі можуть
виникнути при застосуванні значень інтервалу (стадії) функції, у
таких випадках можливо краще використовувати безперервну функцію,
описану наступною математичною залежністю:
WR = 5 +17e - (ln (2E)) 2/6
Де E нейтронна енергія виражена у MeV.
Безпосереднє порівняння двох підходів надається у Малюнку 1.
(Малюнок 1 не наводиться)
Коефіцієнти маси радіації для нейтронів. Рівна крива
вважається як апроксимація.
Для типів радіації та енергії, що не включені до цієї
таблиці, апроксимацію коефіцієнта маси радіації можна отримати
шляхом підрахунку середнього значення коефіцієнта якості на
глибині 10 мм сфери ICRU.
C. Співвідношення між коефіцієнтом якості Q (L) та
необмеженою лінейною передачею енергії, L.
(таблиця не наводиться)
D. Значення коефіцієнта маси тканини, wT (1*)
Значення коефіцієнта маси тканини, wT показані нижче:
(таблиця не наводиться)
Експлуатаційні параметри (величина) для зовнішньої радіації
Експлуатаційні параметри (величини) для зовнішньої радіації
використовуються для індивідуального моніторингу з метою
радіаційного захисту:
1. Індивідуальний моніторинг:
Індивідуальний еквівалент дози Hp (d),
d: глибина у мм у організмі.
2. Зона моніторингу:
Оточуючий еквівалент дози H* (d),
Направлений еквівалент дози H' (d, Z),
d: глибина у мм під поверхнею сфери, вказаної у A,
Z: кут нахилу
3. Для інтенсивно проникаючої радіації рекомендована глибина
становить 10 мм, для слабо проникаючої радіації рекомендована
глибина становить 0,07 мм для шкіри та 3 мм для очей.
(1*) Ці значення були розроблені на базі контрольної групи
населення, в яку входять рівна кількість чоловік та жінок різними
за віком. При визначенні ефективної дози вони застосовували до
робітників, до всього населення та до осіб обох статей.
Додаток III
A. Повністю у цій Директиві, якщо не визначено інше, вимоги
відносно доз застосовуються до сум відповідних доз, отриманих від
зовнішнього опромінення у визначений період, та відповідних полу
вікових очікуваних доз (до 70 років для дітей), отриманих шляхом
надходження до організму у той же самих період часу. Визначений
період становить період, якій вказано у статтях 9 і 13, відносно
граничного значення дози.
В цілому ефективна доза E, отримана особою вікової групи g,
визначатиметься відповідно до такої формули:
(формула не наводиться)
Де E-зовнішня є відповідною ефективною дозою від зовнішнього
опромінення,
h (g) j ing та h (g) j inh накопичена ефективна доза на
одиницю надходження радіонуклідів j (MSv/Bq) пероральним або
інгаляційним шляхом до організму особи вікової групи g, Jj ing та
Jj inh є відповідним надходженням радіонукліду j (Bq) пероральним
або інгаляційним шляхом до організму.
B. Крім вторинних часток радону та торону, значення
накопиченої ефективної дози для одиниці надходження пероральним
або інгаляційним шляхом до організму представлені для
громадськості та стажерів і студентів віком між 16 та 18 років у
Таблицях (A) та (B) цього Додатка.
Крім вторинних часток радону та торону, значення накопиченої
ефективної дози для одиниці надходження пероральним або
інгаляційним шляхом до організму представлені для опромінених
працівників і студентів віком 18 років і старше у Таблиці (C)
цього Додатка.
Відносно опромінення громадськості, Таблиця (A) для
перорального надходження включає значення, що відносяться до
різних факторів кишкового тракту f1 для немовлят та осіб похилого
віку. Також для питання опромінення громадськості Таблиця (B)
інгаляційного надходження включає значення для різних типів
затримки у легенях з відповідними значеннями f1 для компоненту
надходження, що виводиться через шлунково-кишковий тракт.
Якщо інформація про такі параметри є доступною, то відповідні
значення використовуються, якщо ні, то застосовуються найбільш
суворі значення. Для професійного опромінення Таблиці (C) включає
значення для перорального надходження, що стосується до різних
факторів кишкового тракту f1 та значень для інгаляційного
надходження для різних типів затримки у легенях з відповідним f1
для компоненту надходження, що виводиться через шлунково-кишковий
тракт.
Таблиця (D) представляє фактори кишкового тракту f1, по
елементам та з'єднанням, для працівників і, де необхідно, для
громадськості відносно перорального надходження до організму.
Таблиця (E) представляє типи легеневої абсорбції та фактори
кишкового тракту f1, також надаються по елементам та з'єднанням
для опромінених працівників та стажерів і студентів віком 18 років
і старше, щодо інгаляційного надходження до організму.
Для населення відносно типів легеневої абсорбції та факторів
кишкового тракту f1 необхідно враховувати хімічну форму елементів
на базі існуючих міжнародних принципів. Взагалі, якщо інформація
не доступна відносно цих параметрів, слід використовувати
найконсервативніше значення.
C. Для вторинних часток радону та торону наступні фактори
умовної зміни (конверсії) застосовуються, ефективна доза на
одиницю потенційного альфа опромінення (MSv на J. h.m-3):
Радон у жилому приміщенні становить 1,1
Радон на робочому місці становить 1,4
Торон на робочому місці становить 0,5
Потенційна альфа енергія (вторинних часток радону та торону):
Сума альфа енергії випроміненої у кінцевому рахунку протягом
розпаду вторинних часток радону та торону через послідовний розпад
до, але не включаючи 210Pb для вторинних часток 222Rn, стабільного
210Pb для вторинних часток 220Rn. Одиниця виміру - Джоуль (J).
Щодо опромінення для вказаної концентрації протягом вказаного
періоду часу така одиниця вимірюється у J. h.m-3.
D. Таблиці:
(A) Коефіцієнти пероральної дози для громадськості.
(B) Коефіцієнти інгаляційної дози для громадськості.
(C) Коефіцієнтів інгаляційної та пероральної доз для
працівників.
(D) Значення f1 для розрахунку коефіцієнтів пероральної дози.
(E) Типи легеневої абсорбції та значення f1 для хімічних форм
елементів для розрахунку коефіцієнтів інгаляційної дози.
Офіційний журнал N L 159, 29/06/1996, p. 0001-0114
Переклад здійснено Центром порівняльного права при
Міністерстві юстиції України.
