Чл. 143

Чл. 143.Специфичните изисквания при извеждане от експлоатация на обекти с радиоактивни вещества са посочени вприложение № 19.

Допълнителни разпоредби § 1. По смисъла на наредбата:

1. "Авариен работник" е всяко лице, което има определени задължения и роля в случай на авария и което може да бъде облъчено в хода на своите действия при авария.
2. "Аварийно облъчване" е облъчването на лица, различни от аварийни работници, в резултат на авария.
3. "Аварийно професионално облъчване" е облъчването на аварийни работници, които имат определени функции и роля в случай на авария и които в хода на своите действия при ситуация на аварийно облъчване могат да получат дози, надвишаващи границите на дозите за професионално облъчвани лица.
4. "Активност" (А) е очакваният брой спонтанни ядрени превръщания в дадено количество радиоактивно вещество, които се осъществяват за единица време.

Активността А в даден момент от времето t се определя по формулата: А(t) = |dN/dt| = ? . N(t), където: N(t) е броят на атомите на даден радионуклид в момента t; ? = 0,693/Т1/2е константата на радиоактивно разпадане, а Т1/2е периодът на полуразпадане на съответния радионуклид. Стойностите на периода на полуразпадане (часове, дни или години) за различни радионуклиди са дадени вприложение № 2. Специално наименование на единицата за активност в система SI: бекерел. Активността на дадено количество радиоактивно вещество е 1Bq, ако за една секунда се осъществява едно спонтанно ядрено превръщане: 1 Bq = 1 s-1

1. "Безстопанствен източник" е радиоактивен източник, който не е освободен от регулиране и не е под регулаторен контрол, защото никога не е бил под такъв контрол, или е бил изоставен, изгубен, откраднат, поставен не където трябва, или е предаден по някакъв начин без необходимото разрешение.
2. "Високоактивен източник" е закрит източник, в който активността на съдържащия се в него радионуклид е по-голяма от или равна на съответната стойност на активност, посочена вприложение № 20.
3. "Възрастова група" е група лица от населението, които в зависимост от тяхната възраст са разпределени в една от следните 6 групи за целите на радиационната защита: лица на възраст до 1 година, от 1 до 2 години, от 2 до 7 години, от 7 до 12 години, от 12 до 17 години и над 17 години. Професионално облъчваните лица (работниците) са отделна възрастова група.
4. "Външен работник" е всеки изложен на облъчване работник (професионално облъчвано лице), който е нает от външна организация и който е допуснат до работа в контролираната и надзираваната зона на дадено предприятие (включително стажанти и учащи се).
5. "Външна организация" е юридическо или физическо лице, което е наето от дадено предприятие и е допуснато в контролираната и надзираваната зона на предприятието за извършване на определена дейност (услуга).
6. "Генератор на йонизиращо лъчение" е устройство, което генерира йонизиращо лъчение, ако получава енергия от външен захранващ източник.
7. "Граница на дозата" е стойността на ефективната доза или на еквивалентната доза (или на очакваната ефективна или еквивалентна доза, където е приложимо) за определен период от време, която стойност за дадено лице не трябва да се надвишава при ситуация на планирано облъчване.
8. "Дозово ограничение" е доза, определена в процеса на оптимизация на радиационната защита като очаквана горна граница на индивидуалните дози при ситуация на планирано облъчване, която стойност е по-малка от границите на дозите за работници и лица от населението.
9. "Детерминистичен ефект" е увреждане на здравето от въздействие на йонизиращо лъчение, което може да възникне над определено прагово ниво на дозата, като тежестта на проявения вреден ефект (реакцията на облъчена тъкан или орган) се увеличава с нарастване на получената доза.
10. "Естествен източник" е източник на йонизиращо лъчение с естествен земен или космически произход, който съществува в природата (космическото лъчение или лъчението от радионуклиди, съдържащи се в земната кора, околната среда, храните или човешкия организъм).
11. "Защитни мерки" са мерки, различни от коригиращи мерки, имащи за цел предотвратяване или намаляване на дозите, които може да бъдат получени при ситуация на аварийно облъчване или ситуация на съществуващо облъчване.
12. "Контейнер на източник" е съвкупност от компоненти, предназначени да гарантират обвивката на закрит източник, която е отделна част от източника и е предназначена да предпазва източника при превоз, съхраняване или други манипулации с него.
13. "Контролирана зона" е зона с контролиран достъп, подложена на специални правила за целите на радиационната защита, включително за предотвратяване разпространението на радиоактивно замърсяване извън тази зона.
14. "Коригиращи мерки" са мерките по отстраняване на източник на йонизиращо лъчение или намаляване на облъчването от него (по отношение на активност или количество), или прекъсване на пътищата на облъчване или намаляване на тяхното въздействие, като целта е да се избегнат или намалят дозите, които може да се получат в ситуация на съществуващо облъчване.

18а. (нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) "Космически апарат" е пилотиран летателен апарат, проектиран за полети на височина, по-голяма от 100 km над морското равнище.

1. "Крайници" са дланите, ръцете от китката до лакътя, стъпалата и глезените.
2. "Лица от населението" са лица, които може да се окажат подложени на облъчване, с изключение на случаите на професионално или медицинско облъчване.
3. "Медицинско облъчване" е облъчване с йонизиращи лъчения съгласно§ 1, т. 22 от допълнителните разпоредби на Закона за безопасно използване на ядрената енергия.
4. "Мониторинг на околната среда" е измерване на мощността на дозата от йонизиращи лъчения, дължащи се на радиоактивни вещества в околната среда, или измерване на концентрацията на радионуклиди в компонентите на околната среда (въздух, вода, почва, растителност).
5. "Надзиравана зона" е зона, която подлежи на наблюдение (надзор) и където се осъществява контрол (радиационен мониторинг) за целите на радиационната защита.
6. "Непреднамерено облъчване" е медицинско облъчване, което е различно от преднамереното медицинско облъчване, предприето с определена цел.

24а. (нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) "Нормални облъчвания" са облъчвания, които се очаква да възникнат при нормална експлоатация и очаквани експлоатационни събития за дадена инсталация или дейност (включително поддръжка, инспекция, извеждане от експлоатация).

1. "Облъчване от радон" е облъчване, дължащо се на краткоживеещите продукти от радиоактивното разпадане на радона.

25а. (нова - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) "Преработка" са химическите или физическите операции, свързани с радиоактивни материали, които включват добива, трансформирането, обогатяването на делящи се или възпроизвеждащи се ядрени материали и повторната обработка на отработено ядрено гориво.

1. "Открит източник" е източник на йонизиращи лъчения, чиято конструкция не изключва възможност за разпространение на съдържащи се в него радиоактивни вещества при нормални условия на използване на източника по предназначение.
2. "Планирано повишено облъчване" е специално разрешено облъчване в случаи, при които се допуска да бъдат надвишени границите на дозите, определени за професионално облъчвани лица.
3. "Потенциално облъчване" е предполагаемо облъчване, което не е сигурно, че ще се осъществи, но което може да се получи в резултат на събитие или поредица от събития с вероятностен характер, включително поради откази на оборудване или грешки по време на експлоатацията на ядрено съоръжение или източник на йонизиращо лъчение.
4. "Потребителска стока" е устройство или произведено изделие, в което целенасочено и преднамерено са инкорпорирани (включени) или образувани чрез активация един или повече радионуклиди или което генерира йонизиращо лъчение и което може да бъде продавано или предлагано на лица от населението без осъществяване на специално наблюдение или регулаторен контрол след продажбата.
5. "Предприятие" е юридическо или физическо лице, включително лечебно заведение, което носи отговорност за безопасно осъществяване на разрешена дейност или за безопасността на даден източник съгласно националното законодателство и подлежи на контрол по реда наЗакона за безопасно използване на ядрената енергия.
6. "Представително лице" е лице, което получава или може да получи доза, която е представителна за лица от населението, с по-високо облъчване, дължащо се на даден източник и път на облъчване, изключвайки лицата с екстремни или необичайни навици.
7. "Професионално облъчване" е облъчване на работници, стажанти и учащи се, на което те са изложени по време на работа в предприятие.
8. "Професионално облъчвано лице" е лице, което работи самостоятелно или за работодател, което е подложено на облъчване по време на работа, извършвана в рамките на дейност под регулаторен контрол, и което може да получи дози, превишаващи някоя от границите на дозите за облъчване на лица от населението.
9. "Радиоактивен материал" е материал, съдържащ в състава си радиоактивни вещества.
10. "Радиоактивно замърсяване" е непреднамерено или нежелано наличие на радиоактивни вещества по повърхности или в твърди предмети, течности или газове, или по човешкото тяло.
11. "Радон" е радионуклидът Rn-222 и неговите кратко живеещи продукти на разпадане, ако е приложимо.
12. "Референтно ниво" е ниво (стойност) на ефективната или еквивалентната доза или на специфичната активност при ситуация на аварийно или съществуващо облъчване, над което облъчването се счита за неприемливо при дадена ситуация на облъчване. Това ниво не е граница, която не би могла да бъде надвишена.
13. "Ситуация на аварийно облъчване" е ситуация на облъчване, дължащо се на авария.
14. "Ситуация на планирано облъчване" е ситуация на облъчване, възникваща в резултат на планирана дейност с източник на йонизиращо лъчение или от човешка дейност, която променя начините на облъчване и причиняваща облъчване или потенциално облъчване на хора или на околната среда. Ситуациите на планирано облъчване могат да включват както нормални, така и потенциални облъчвания.
15. "Ситуация на съществуващо облъчване" е ситуация на облъчване, която вече съществува в момента, когато трябва да се вземе решение за въвеждане на необходимия контрол, и която не изисква или повече не изисква прилагането на спешни мерки.
16. "Изведен от употреба източник" е закрит източник, който повече не се използва или не се предвижда да се използва за практика, за която е било издадено разрешение, но който продължава да изисква управление от гледна точка на безопасността.
17. "Специфична активност" е активността на дадено количество радионуклид, който се съдържа в единица маса радиоактивно вещество. Единицата за специфична активност е бекерел на килограм (Bq/kg).
18. "Стажант" е всяко лице, което преминава специална подготовка или обучение в дадено предприятие с цел придобиване на специфични знания и умения.
19. "Стохастичен (вероятностен) ефект" е вреден за здравето ефект от въздействието на йонизиращо лъчение, за който се приема, че няма праг на дозата и вероятността за възникване е пропорционална на получената доза, като тежестта на вредния ефект не зависи от дозата.
20. "Строителен материал" е всеки продукт за трайно влагане в сграда или в части от нея и чиито експлоатационни характеристики оказват влияние върху тези на сградата по отношение на облъчването на нейните обитатели с йонизиращо лъчение.
21. "Торон" е радионуклидът Rn-220 и неговите кратко живеещи продукти на разпадане, ако е приложимо.
22. "Увреждане на здравето" е намаляване на продължителността и качеството на живота сред група от населението в резултат на облъчване, включително причинено от тъканните реакции, туморите и тежките генетични заболявания.
23. "Ускорител" е устройство, което генерира йонизиращо лъчение, като ускорява заредени частици (електрони, протони или други микрочастици с електрически заряд) до високи енергии над 1 MeV.

§ 2. С наредбата се въвеждат изискванията наДиректива 2013/59/Евратомна Съвета от 5 декември 2013 г. за определяне на основни норми на безопасност за защита срещу опасностите, произтичащи от излагане на йонизиращо лъчение, и за отмяна на директиви 89/618/Евратом, 90/641/Евратом, 96/29/Евратом, 97/43/Евратом и 2003/122/Евратом (OB, L 13 от 17 януари 2014 г.).

§ 3. Председателят на Агенцията за ядрено регулиране изпълнява функциите на контактна точка за оперативна комуникация и обмен на информация с компетентните органи на държавите - членки в Европейския съюз, по всички въпроси, свързани с прилагането на настоящата наредба.

Заключителни разпоредби § 4. Наредбата се приема на основаниечл. 26, ал. 3 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия.

§ 5. Председателят на Агенцията за ядрено регулиране, министърът на здравеопазването и министърът на околната среда и водите дават в рамките на своята компетентност указания по прилагането на наредбата.

§ 6. Контрола по прилагане на наредбата осъществяват председателят на Агенцията за ядрено регулиране, министърът на здравеопазването и министърът на околната среда и водите в съответствие с правомощията им, определени вЗакона за безопасно използване на ядрената енергия,Закона за здраветоиЗакона за опазване на околната среда.

Приложение № 1 къмчл. 18, ал. 1 Величини и единици за оценка на вътрешно и външно облъчване 1."Амбиентен дозов еквивалент"H*(d) е дозовият еквивалент в дадена точка на радиационно поле, който би бил породен от съответното разширено и подредено поле в сферата на МКРЕ на дълбочина d по радиуса в посоката на подреденото поле. Специалното име на единицата за амбиентен дозов еквивалент е сиверт (Sv). За силно проникващо лъчение се приема d = 10 mm. 2."Граница на годишното постъпване"(ГГП) е активността на отделен радионуклид, постъпил в продължение на една година в организма на условен човек чрез вдишване (инхалационно), чрез поглъщане (перорално) или през кожата (перкутанно), което води до получаване на очаквана ефективна или очаквана еквивалентна доза, равна на съответната граница на дозата за една година. Единица: бекерел на година (Bq.а-1). 3."Граница на средногодишната обемна активност"е стойността на обемната активност, която не трябва да се надхвърля от средната стойност на обемните активности, получена чрез достатъчен брой измервания, необходими за достоверното и определяне. 4."Граница на средногодишната плътност на поток частици"е стойността на плътността на поток частици, която не трябва да се надхвърля от средната стойност на плътности на потоците частици, получена чрез достатъчен брой измервания, необходими за достоверното и определяне. 5."Дозов коефициент"е(g) величина, чиято стойност е равна на очакваната ефективна доза при постъпване на единица активност на даден радионуклид в организма. Единица за е(g): Sv/Bq. Дозовият коефициент зависи от вида на радионуклида, от неговата физико-химична форма, от начина на постъпление (вдишване или поглъщане) и от възрастта на съответното лице. 6."Еквивалентна доза"(HT) е погълнатата доза DT,R, осреднена за даден орган или тъкан Т и умножена по радиационния тегловен фактор wRза даден вид и качество на съответното йонизиращо лъчение R: HT,R= wRx DT,R Сумарната еквивалентна доза HTза смесено радиационно поле, което е създадено от йонизиращи лъчения с различни стойности wRна радиационния тегловен фактор, се определя по следната формула: Единицата за еквивалентна доза в система SI е сиверт (Sv). 7."Ефективна доза"(Е) е сумата Е от еквивалентните дози HTвъв всички специфицирани тъкани и органи Т на човешкото тяло, претеглени (умножени) със съответните тъканни тегловни фактори wT: където DT,Rе погълнатата доза от йонизиращо лъчение R, осреднена за дадена тъкан или орган Т, wR- стойността на радиационния тегловен фактор за лъчението R. Единицата за ефективна доза е сиверт (Sv). 8."Коефициент на качеството"Q е коефициентът, който служи за оценка на биологичната ефективност на различни видове йонизиращи лъчения и зависи само от линейното предаване на енергията. Коефициентът на качеството се определя на дълбочина 10 mm в стандартната сфера, дефинирана от Международната комисия по радиационни единици (МКРЕ), по формулата: където е средната погълната доза, Q(L) - коефициентът на качеството, L - неограниченото линейно предаване на енергията във вода keV/µm, DL - разпределението на D по L. За Q(L) се приемат следните зависимости: 9."Линейно предаване на енергия"(ЛПЕ, L) e отношението на енергията dE, предадена на веществото от заредени частици в резултат на удари по път dl, и дължината на този път dl: L= dE/dl Единица: джаул на метър J/m. Извънсистемна единица е килоелектронволт на микрометър вода keV/µm, като: 1 keV.µm-1= 1,6.10-10J.m-1 10."Мощност на дозата"(погълната, ефективна или еквивалентна) е отношението на нарастването на дозата dD за интервал от време dt към този интервал: D=dD/dt Използват се единиците за съответната погълната, ефективна или еквивалентна доза, разделени на единицата за време. 11."Насочен дозов еквивалент"H?(d, ?) е дозовият еквивалент в дадена точка на радиационното поле, който би бил породен от съответното разширено поле в сферата на МКРЕ на дълбочина d по радиус в определена посока ?. Единицата за насочен дозов еквивалент е сиверт (Sv). 12."Обемна активност"е активността на радиоактивен източник, разделена на обема на веществото, в което се съдържа тази активност. Единици: бекерел на кубичен метър Bq/m3, бекерел на литър Bq/l. 13."Очаквана еквивалентна доза"HT(?) е интегралът за време t от мощността на еквивалентната доза в тъкан или орган Т, която ще бъде получена от дадено лице в резултат на постъпване. Тя се определя по следната формула: където t0е моментът на постъпване на радиоактивното вещество в организма, T(t) - съответната мощност на еквивалентната доза в орган или тъкан Т към момент t, ? - времето, за което се изчислява интегралът. С цел постигане на съответствие с границите на дозите, посочени в настоящата наредба, ? представлява период от 50 години за възрастни и до 70-годишна възраст за бебета и деца. Единицата за очаквана еквивалентна доза е сиверт (Sv). 14."Очаквана ефективна доза"E (?) е сумата от очакваните еквивалентни дози при постъпване на радионуклиди в органи или тъкани HT(?), всяка от които умножена със съответния тъканен тегловен фактор wT. Тя се определя по следната формула: При определянето на E(?) ? е броят на годините, за които се извършва сумирането. С цел постигане на съответствие с границите на дозите, посочени в настоящата наредба, ? представлява период от 50 години след постъпването при възрастни и до 70-годишна възраст за бебета и деца. Единицата за очаквана ефективна доза е сиверт (Sv). 15."Персонален дозов еквивалент"Hp(d) е дозовият еквивалент в меки тъкани на подходяща дълбочина d под една определена точка на човешкото тяло. За силно проникващо лъчение се приема d = 10 mm, а за слабо проникващо лъчение d = 0,07 mm. Единицата за персонален дозов еквивалент е сиверт (Sv). 16."Плътност на поток частици"е отношението на броя частици dN в дадена точка на пространството, влизащи за време dt в малка сфера с център в тази точка, към площта на диаметралното сечение dS на тази сфера: Единицата за плътност на поток частици е part.cm-2.s-1. 17."Погълната доза"(D) е енергията, погълната от единица маса вещество, където е средната енергия, предадена от йонизиращо лъчение на веществото в обемен елемент с маса dm. В настоящата наредба "погълната доза" означава осреднената доза за биологична тъкан или орган. Единицата за погълната доза е грей (Gy), като един грей е еквивалентен на един джаул на килограм: 1 Gy = 1 J/kg. 18."Радиационен тегловен фактор"wRe безразмерна величина (тегловен фактор), чиято стойност характеризира различната степен на вредно въздействие върху човешкия организъм в зависимост от вида и енергията на дадено йонизиращо лъчение. Стойностите на радиационните тегловни фактори wRса: При пресмятания, свързани с неутрони, зависимостта на wRот енергията на неутроните Е (MeV) е непрекъсната функция, която се задава със следните формули в три различни диапазона: а) ако Е < 1 MeV, б) ако 1 MeV <= Е <= 50 MeV, в) Е > 50 MeV За всички други видове лъчения и енергии, различни от горепосочените, се приема, че: където е коефициентът на качеството на лъчението. 19."Разширено поле"е радиационно поле, производно от истинското поле, където потокът на йонизиращите частици и неговите разпределения по посока и енергия имат едни и същи стойности в целия разглеждан обем, както в истинското поле в точката, която е посочена. (При разширено поле потокът въздейства от всички посоки върху детектора на йонизиращото лъчение.) 20."Разширено и подредено (насочено) поле"е радиационно поле, в което потокът на йонизиращите частици и неговите разпределения по посока и енергия са същите, както в разширеното поле, но потокът е еднопосочен. 21."Сиверт"(Sv) е специалното наименование на мерната единица за еквивалентна или ефективна доза. Един сиверт е равен на един джаул на килограм: 1 Sv = 1 J.kg-1. 22."Стандартизирани данни"са данните за условен човек на Международната комисия за радиологична защита (МКРЗ), използвани при изчисляването на вторичните (производните) граници и границите, използвани за целите на радиационния контрол и планиране на защитата. 23."Сферичен фантом (сфера)"на МКРЕ е модел на човешко тяло (фантом), въведен от Международната комисия по радиационни единици (МКРЕ), който представлява сфера от тъканно-еквивалентно вещество с диаметър 30 cm, плътност 1 g.cm-3и масов състав 76,2 % кислород, 11,1 % въглерод, 10,1 % водород и 2,6 % азот. Сферата на МКРЕ се използва като референтен фантом при определяне на величината еквивалентна доза. 24."Тъканен тегловен фактор"wТе безразмерна величина (тегловен фактор), чиято стойност отчита относителния принос на даден орган или тъкан към общото увреждане на здравето в резултат на облъчване на цялото тяло и възникване на стохастични ефекти. Стойностите на тъканните тегловни фактори wТса:

• Стойностите на wТса получени за критична група от населението с еднакъв брой мъже и жени и обхващащи широка възрастова група. В дефиницията за ефективна доза wТсе отнася за професионално облъчвани лица и лица от населението от двата пола.

** За целите на пресмятането в "други органи и тъкани" се включват: сърце, мускули, екстраторакална област, бъбреци, панкреас, далак, тимус, жлъчен мехур, лимфни възли, устна лигавица, тънки черва, надбъбречна жлеза, простата (мъже), матка/шийка на матката (жени). Тъканният тегловен фактор 0,12 за "други органи и тъкани" се прилага към средноаритметичната еквивалентна доза за 13-те органи и тъкани за всеки пол.

Приложение № 2 къмчл. 18, ал. 6 (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Вторични(производни) граници за целите на радиационния контрол, планиране на защитата и оценка на дозитепри ситуации на планирано облъчване

1. Вторичната граница за мощност на дозата при външно облъчване на цялото тяло на професионално облъчвани лица е 10 ?Sv.h-1, определена така, че да не се достига годишната граница на ефективната доза (20 mSv) при средна продължителност на облъчването1700 часа за година.
2. Вторичната граница за мощност на дозата при външно облъчване на лица от населението е 0,1 ?Sv.h-1, определена така, че да не се достига годишната граница на ефективната доза (1 mSv) за кое да е лице при продължителност на облъчване 8800 часа (облъчването от естествения радиационен фон не се отчита).
3. При оценка на дозите от външно облъчване се използват стандартните стойности и взаимозависимости, които са дадени в глави 4 и 5 на Публикация 116 на МКРЗ.

За целите на оптимизацията на радиационната защита - при проектиране на лъчезащитни конструкции и компоненти се въвеждат коефициенти на сигурност (k), като минималната стойност на k е 2,5 за професионално облъчвани лица и за лица от населението. Коефициентът се определя, като съответната граница на годишната ефективна доза за професионално облъчвани лица или за лица от населението се раздели на ефективната доза, която се очаква да получи професионално облъчвано лице или лице от населението за една година.

1. Вторичните граници при вътрешно облъчване включват граници на годишно постъпване на радионуклиди в организма на професионално облъчвани лица или лица от населението чрез вдишване (инхалаторно) и чрез поглъщане (перорално).

Вторичните граници за целите на оперативния радиационен контрол и планиране на защитата от вътрешно облъчване включват: граници на обемната активност на радиоактивни аерозоли, граници на обемната активност на радиоактивни инертни газове; граници на плътността на поток от йонизиращи частици; граници на обемната активност на питейна вода; граници за повърхностно радиоактивно замърсяване.

1. Радионуклидите, за които са определени граници за вътрешно облъчване по т. 4, са посочени в таблица 1. За определяне на границите по т. 4 се използват стандартизираните данни, които са посочени в таблица 2 за професионално облъчвани лица и за лица от населението.
2. Границите на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма на професионално облъчвани лица чрез вдишване на аерозоли, газове и пари (ГГПИНХ), границите на средногодишната обемна активност за отделни радионуклиди във въздуха на работните помещения (ГСГОАВ) и границите на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма чрез поглъщане (ГГППО) са определени в таблица 3 при очаквана ефективна доза 20 mSv.a-1.
3. Границите на годишното постъпване на отделни радионуклиди в организма на лица от населението (ГГПИНХ) за шест възрастови групи чрез вдишване на аерозоли, газове и пари и границите на средногодишната обемна активност на атмосферен въздух в жилища и на открито (ГСГОАВ) за съответната критична възрастова група са определени в таблица 4 при очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1за кое да е лице от населението.
4. Границите на годишното постъпване чрез поглъщане (ГГППО) на отделни радионуклиди в организма на лица от населението при очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1и границите на средногодишната обемна активност на питейна вода (ГСГОАПВ) при очаквана ефективна доза 0,1 mSv.a-1са определени в таблица 5.

(Стойностите на ГГППОса дадени за шест възрастови групи от населението, а стойностите на ГСГОАПВ- за критична възрастова група.)

1. Стойностите на ГГПИНХи ГГППО, дадени в таблици 3, 4 и 5 за различни радионуклиди, се получават, като се раздели годишната граница на ефективната доза за професионално облъчвани лица (20 mSv) или за лица от населението (1 mSv) на съответните дозови коефициенти е(g)инхи е(g)по(Sv.Bq-1) при постъпване на даден радионуклид чрез инхалиране или поглъщане.

При оценка на дозите от вътрешно облъчване се използват стандартните стойности на дозовите коефициенти е(g)инхи е(g)по, които са дадени за различни радионуклиди и възрастови групи в глава 1 на Публикация 119 на МКРЗ.

1. Границите на средногодишната обемна активност на радиоактивни инертни газове във въздуха на помещения при очаквана ефективна доза 20 mSv.a-1за професионално облъчвани лица и в атмосферен въздух на открито и в жилища при очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1за лица от населението са определени съответно в таблица 6 и в таблица 7.
2. (изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Границите на средногодишната плътност на поток от йонизиращи частици за професионално облъчвани лица, при 1700 часа продължителност на облъчването за година, са определени за следните случаи:

а) облъчване на кожата от моноенергийни електрони (таблица 8); б) облъчване на очната леща от моноенергийни електрони (таблица 9); в) контактно облъчване на кожата от бета-частици (таблица 10); г) външно облъчване на цялото тяло от моноенергийни фотони (таблица 11); д) външно облъчване на кожата от моноенергийни фотони (таблица 12); е) облъчване на очната леща от моноенергийни фотони (таблица 13); ж) външно облъчване на цялото тяло от моноенергийни неутрони (таблица 14).

1. Границите за повърхностно радиоактивно замърсяване на помещения, оборудване, работно облекло и защитни средства в ядрени съоръжения и обекти с ИЙЛ, както и за кожата на професионално облъчвани лица са определени в таблица 15.
2. Дозовите коефициенти за пресмятане на облъчването от радон и неговите краткоживеещи дъщерни продукти са дадени в таблица 16.
3. При определяне на границите на средногодишната обемна активност по т. 6 и 7 за даден радионуклид, който може да е в различни физико-химични форми, се прилага консервативен подход, като се взема предвид формата на радионуклида, за която границата на годишното постъпване е най-малка.
4. Методът за измерване на обемната активност на въздуха трябва да е съобразен с формата на радионуклида, за която е определена съответната граница на средногодишната обемна активност.
5. В случаите, когато границата на средногодишната обемна активност във въздуха на работни помещения е достигната или е надвишена за даден радионуклид в определена физико-химична форма, се оценяват обемните активности на въздуха и за другите форми на този радионуклид.
6. При комбинирано въздействие на различни радиационни фактори и пътища на облъчване (външно облъчване от различни източници на йонизиращи лъчения; вътрешно облъчване от постъпване на различни радионуклиди при вдишване или поглъщане; съчетано външно и вътрешно облъчване) сумата от ефективните дози от външно и вътрешно облъчване, получени от дадено лице, не трябва да надвишава годишната граница 20 mSv за професионално облъчвано лице или годишната граница 1 mSv за лице от населението.
7. За вторичните граници по т. 8, 10, 11 или 12 се прилага правилото за нормиране към единица:

където: -Аiе стойност на контролираната величина, посочена в т. 8, 10, 11 или 12, която е определена чрез пряко измерване или чрез изчисление по отношение наi-тия радионуклид; -Biе вторичната граница за съответната контролирана величина, чиято стойност е зададена заi-тия радионуклид в таблица 3, 4, 5, 6 или 7; -i е индекс за номериране на радионуклидите, който варира от 1 до n (n е броят на идентифицираните радионуклиди във въздух, вода или в човешки организъм). Таблица 1 Радионуклиди, за които са определени вторични граници и граници за целите на радиационния контрол и планиране на защитата Означения: m - метастабилно състояние; l - по-дългоживеещо от две метастабилни състояния; s - по-краткоживеещо от две метастабилни състояния. Таблица 2 Стандартизирани данни, използвани при планиране на защитата и изчисляване на вторични (производни) граници и граници за целите на радиационния контрол (*) Постъпването на радионуклиди с поглъщаната вода за деца на възраст до 1 година не се разглежда, тъй като те се хранят главно с майчино мляко или с други негови заместители. Таблица 3 Вторичниграници на годишното постъпване на отделни радионуклиди в организма на професионално облъчвани лица чрез вдишване на аерозоли, разтворими или химически активни пари (ГГПИНХ), на средногодишната обемна активност за отделни радионуклиди във въздуха на работните помещения (ГСГОАВ) и на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма чрез поглъщане(1)(очаквана ефективна доза 20 mSv.a-1) 1)Границата на средногодишната обемна активност на отделните радионуклиди във въздуха на работните помещения (Bq.m-3) се определят, като границата на годишното постъпване на съответния радионуклид чрез вдишване (Bq) се раздели на обема въздух, вдишван от професионално облъчвани лица за една година (2400 m3). 1Когато Bi-214 и Pb-214 са част от веригата на разпадане на Rn-222 във въздух се прилагат границите от таблица 16. 2За естествен уран (0,0055% U-234, 0,720% U-235 и 99,274% U-238): Таблица 4 Вторичниграници на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма на лица от населението (ГГПИНХ) за шест възрастови групи чрез вдишване на аерозоли, разтворими или химически активни (неблагородни) газове и пари и на средногодишната обемна активност на атмосферен въздух в жилища и на открито (ГСГОАВ)(1)(очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1) 1)Границата на средногодишната обемна активност (Bq.m-3) на отделни радионуклиди в атмосферен въздух (на открито и в жилища) се определя, като се образуват отношенията на границата на годишно постъпване чрез вдишване за шестте възрастови групи и обема въздух, вдишван за една година за съответната възрастова група, и консервативно се избира стойността на отношението за тази възрастова група, за която това отношение е най-малко. 3За естествен уран (0,0054% U-234, 0,720% U-235 и 99,274% U-238): Таблица 5 Вторичниграници на годишното постъпване чрез поглъщане (ГГППО) на отделни радионуклиди в организма на лица от населението (очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1) за шест възрастови групи и на средногодишната обемна активност на питейна вода (ГСГОАПВ) (очаквана ефективна доза 0,1 mSv.a-1)за критична възрастова група 4За естествен уран (0,0054% U-234, 0,720% U-235 и 99,274% U-238): Таблица 6 Вторична границана средногодишната обемна активност (ГСГОАВ) на радиоактивни благородни газове във въздуха в работни помещения (очаквана ефективна доза 20 mSv/a) Таблица 7 Вторичнаграница на средногодишната обемна активност (ГСГОАВ) на радиоактивни благородни газове в атмосферен въздух в жилища и на открито(очаквана ефективна доза 1 mSv/a) Таблица 8 Вторичнаграница на средногодишната плътност на потока моноенергийни електрони за професионално облъчвани лица при облъчване на кожата - part.(cm2.s)-1 Таблица 9 Вторичнаграница на средногодишнатаплътностна потока моноенергийни електрони за професионално облъчвани лица при облъчване на очната леща - part.(cm2.s)-1 Таблица 10 Вторичнаграница на средногодишната плътност на потока бета-частици за професионално облъчвани лица при контактно облъчване на кожата - part.(cm2.s)-1 Таблица 11 Вторичнаграница на средногодишната плътност на потока моноенергийни фотони за професионално облъчвани лица при външно облъчване нацялототяло - part.(cm2.s)-1 Таблица 12 Вторичнаграница насредногодишнатаплътност на потока моноенергийни фотони за професионално облъчвани лица при външно облъчване на кожата - part.(cm2.s)-1 Таблица 13 Вторичнаграница на средногодишната плътност на потока моноенергийни фотони за професионално облъчвани лица при облъчване на очната леща - part.(cm2.s)-1 Таблица 14 Вторичнаграница на средногодишната плътност на потока моноенергийни неутрони за професионално облъчвани лица при външно облъчване на цялото тяло - part.(cm2.s)-1 Таблица 15 Вторичнаграница на повърхностно радиоактивно замърсяване на кожата на тялото на професионално облъчвани лица, средства за индивидуална защита, работно облекло и обувки, повърхности на помещения и обзавеждане - part.(cm2.min)-1 (*) Групата радионуклиди с много високарадиотоксичност. () Обща замърсена площ на кожата до 300 cm2. Ако не е спазено това условие, посочените граници на замърсеност се умножават с коефициент 0,5. (*) За стронций-90 и итрий-90. (****) За всички повърхности в помещенията границите на повърхностното радиоактивно замърсяване с алфа-активни радионуклиди се отнасят за нефиксирано (снемаемо) замърсяване, а всички други повърхности - за сумарното (фиксираното и нефиксираното) замърсяване. Забележка.В таблицата под продукти на разпадане се имат предвид краткоживеещите продукти на разпадане на Rn-222: Po-218, Pb-214, Bi-214 и Po-214.

Приложение № 3 къмчл. 34 Нива наактивностии специфични активности на радионуклиди, под които дейностите с тях не подлежат на регулиране Таблица 1 Нива наактивностии специфични активности на радионуклиди, под които дейностите с тях не подлежат на регулиране (за малки количества материали - до 1000 kg) Забележки: (1)Освобождават се калиеви соли, когато са в количества под 1000 kg. (а)С префиксаса означени радионуклидите с дъщерни нуклиди, които са отчетени при оценката на дозите. Дъщерните нуклиди на радионуклидите, означени с префиксав таблица 1, са, както следва: Таблица 2 Нива на специфични активности за радионуклиди, под които дейностите с тях не подлежат на регулиране (за големи количества - над 1000 kg) Забележка. С префиксаса означени радионуклидите с дъщерни нуклиди, които са отчетени при оценката на дозите. Дъщерните нуклиди на радионуклидите, означени с префиксав таблица 2, са, както следва: Таблица 3 Нива на специфични активности за естествени радионуклиди за освобождаване от регулиране на големи количества материали Таблица 4 Нива на специфични активности за освобождаване от регулиране на метали, подлежащи на рециклиране(1, 2 и 3) Забележки:

1. При наличие на смес от радионуклиди в материала сумата от отношенията на специфичните активности на отделните радионуклиди към съответните граници на специфичните активности трябва да е по-малка или равна на 1.
2. Краткоживеещите радионуклиди, принадлежащи към съответните радиоактивни вериги на разпадане, са включени в специфичната активност на техните майчини нуклиди и затова в таблицата не са дадени поотделно техните граници на специфична активност.
3. За радионуклидите, които не са посочени в таблица 4, нивата за освобождаване от контрол (границите на специфичната активност) се определят за всеки конкретен случай от Агенцията за ядрено регулиране и Министерството на здравеопазването.

Приложение № 4 къмчл. 50, ал. 2, т. 2 Типово съдържание на инструкция за радиационна защита за обекти с ИЙЛ

1. Цел и обхват на инструкцията.
2. Разпределение на отговорностите по осигуряване на радиационната защита.
3. Основни характеристики и особености на използваните и съхраняваните ИЙЛ:

а) закрити източници: аа) категоризация на източниците по§ 1, т. 9 от допълнителните разпоредби на Закона за безопасно използване на ядрената енергияи съответните дейности с тях; бб) видове и брой на източниците, единична и сумарна активност на радионуклидите, съдържащи се в тях; б) открити източници: аа) видове и брой на източниците, единична и сумарна активност на радионуклидите, максимална активност на работните места, годишно потребление; бб) вид и клас на работа с открити източници; в) генератори на йонизиращи лъчения: аа) видове и брой на генераторите на йонизиращи лъчения; бб) захранващи напрежения и аноден ток (максимални и работни стойности), лъчев добив на рентгеновите тръби.

1. Определяне на контролирана зона (обслужвани, полуобслужвани и необслужвани помещения) и надзиравана зона, схематично разположение.
2. Определяне на дозови ограничения и контролни нива за оптимизация на радиационната защита.
3. Определяне на конкретни технически и организационни мерки за радиационна защита.
4. Средства за индивидуална защита при работа с източници на йонизиращи лъчения (видове, брой, предназначение, вътрешни правила за употребата им).
5. Водене на отчет и контрол на закрити и открити източници и осигуряване на физическа защита.
6. Водене на отчет и контрол на генерираните РАО.
7. Вътрешен административен контрол по спазване на изискванията и правилата за радиационна защита в обекта, специализирано обучение и медицинско наблюдение на персонала.

Забележка.Инструкцията за радиационна защита се утвърждава от ръководителя на предприятието и периодично се актуализира. Ръководителят на предприятието уведомява Агенцията за ядрено регулиране при внасяне на изменения и допълнения в инструкцията.

Приложение № 5 къмчл. 50, ал. 2, т. 3 Типово съдържание на вътрешен авариен план за обекти с ИЙЛ

1. Цел и обхват на аварийния план.
2. Определяне на категорията на аварийна готовност на обект с ИЙЛ съгласноНаредбата за аварийно планиране и аварийна готовност при ядрена и радиационна авария.
3. Описание на възможните сценарии за възникване и развитие на авария с ИЙЛ в обекта.
4. Изисквания и критерии за въвеждане на аварийния план в действие и за прекратяване на неговото изпълнение.
5. Разпределение на задълженията и отговорностите на аварийния екип в обекта.
6. Предвидени технически средства за радиационен мониторинг, индивидуален дозиметричен контрол, индивидуална защита и комуникация при възникване на аварийна ситуация с ИЙЛ или друго извънредно събитие в обекта с възможни радиационни последствия.
7. Ред за уведомяване и реагиране при възникване на аварийна ситуация с ИЙЛ или друго извънредно събитие в обекта с възможни радиационни последствия, включително в случай на производствена авария, пожар, взрив, природно бедствие или друго събитие, което е свързано с безопасността в обекта.
8. Ред за документиране и докладване на извънредни събития и искане на външна помощ за ликвидиране на възникнали радиационни последствия.
9. Изисквания и ред за поддържане на аварийна готовност и провеждане на обучение и тренировки на персонала по прилагане на вътрешния авариен план, актуални телефонни номера и адреси за уведомяване на Агенцията за ядрено регулиране и специализираните контролни органи при възникване на извънредни събития в обекта.
10. Актуален списък на отговорните длъжностни лица за уведомяване и аварийно реагиране при възникване на аварийна ситуация или друго извънредно събитие в обекта, актуални телефонни номера и адреси за комуникация между тези лица, Агенцията за ядрено регулиране и специализираните контролни органи.

Забележки:

1. Обекти с високоактивни източници или обекти с ускорители на заредени частици се причисляват към III категория на аварийна готовност.
2. За обекти и дейности с генератори на йонизиращи лъчения аварийният план трябва да включва т. 1 - 4, както и:

а) отговорните лица за уведомяване при възникване на авария или друго извънредно събитие в обекта; б) актуални телефонни номера и адреси за уведомяване на Агенцията за ядрено регулиране, специализираните контролни органи и други ведомства в случай на извънредни събития в обекта; в) ред за реагиране и искане на външна помощ в случай на авария или друго извънредно събитие в обекта.

Приложение № 6 къмчл. 51, ал. 2 Знак за радиационна опасност Забележка.Допуска се замяна на червения цвят с черен.

Приложение № 7 къмчл. 116, ал. 4 (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Индикативен списък на видове строителни материали, чийто индекс на специфична активност може да не отговаря на изисквания почл. 116, ал. 3(Загл. изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.)

1. Естествени материали:

а) магмени скали (перидотит, габро, базалт, диорит, андезит, гранит, риолит).

1. Материали, съдържащи остатъчни продукти от отраслите, които преработват естествени радиоактивни материали, като например:

а) летлива пепел; б) фосфогипс; в) фосфориста шлака; г) калаена шлака; д) медна шлака; е) червена кал (остатъчен продукт от производството на алуминий); ж) остатъчни продукти от производството на стомана.

1. Инертни и добавъчни материали - минни отпадъци от ликвидирането на уранодобивните обекти.

Приложение № 8 къмчл. 124, ал. 1

Приложение № 9 къмчл. 124, ал. 2

Приложение № 10 къмчл. 135, ал. 2 Специфични изисквания при избор на площадка, проектиране и строителство на ядрени съоръжения и обекти с източници на йонизиращи лъчения

1. Проектните основи, изискванията към характеристиките на площадката на ядрена централа, изискванията по безопасност при проектиране на ядрена централа и нейните системи за безопасност и изискванията при строителство и въвеждане в експлоатация на ядрена централа са определени вНаредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи.
2. Не се допуска разполагането на ядрено съоръжение или обект с ИЙЛ на територии, в които това е забранено с нормативен акт, или на площадки, които не съответстват на изискванията за опазване на околната среда, радиационна защита, пожарна безопасност и физическа защита или на други изисквания, определени с нормативен акт.

Не се допуска разполагането на ядрена централа на площадки, които са посочени вНаредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи. При избор на площадка за ядрена централа се прилагат изискванията за предварителни проучвания и изследвания съгласноНаредбата за осигуряване безопасността на ядрените централи.

1. Забранява се разполагането на обекти с ИЙЛ в жилищни сгради или детски заведения (детски ясли и градини, училища).

Забраната не се прилага при използването на дентални рентгенови уредби.

1. При разполагането на обект с ИЙЛ на избрана площадка се изготвя устройствена схема и план в съответствие съсЗакона за устройство на територията, като се има предвид прогнозата за радиационно въздействие върху населението и околната среда при нормални условия на експлоатация на обекта с ИЙЛ и в случай на радиационна авария.

При избор на площадка за разполагане на обект с ИЙЛ се определят и оценяват характеристиките на площадката и факторите от естествен и техногенен характер, които могат да предизвикат радиационното въздействие върху населението и околната среда. Оценката трябва да потвърждава, че от гледна точка на радиационната защита избраната площадка е подходяща за разполагане на даден обект с ИЙЛ. 5.Строителство на обекти с ИЙЛ (включително реконструкция), монтаж и предварителни изпитвания се извършват въз основа на технически проект и мерки за осигуряване на радиационна защита след получаването на съответното разрешение поЗакона за безопасно използване на ядрената енергия. Строителство на нов обект с ИЙЛ или преустройство на съществуващ се извършва след анализ и оценка на характера и вероятността на всяко възможно облъчване и очакваните дози в резултат на предвидените дейности с ИЙЛ.

1. Титулярят на разрешение за строителство на обект с ИЙЛ, монтаж и предварителни изпитвания е длъжен:

6.1. да осъществява контрол по изпълнението на проектните, строителните и монтажните работи, както и на качеството на извършваните работи в съответствие с приложимите нормативни изисквания за строителство на конкретния обект; 6.2. да осигурява авторски надзор от проектанта на обекта с ИЙЛ за целите на контрола при строителството; 6.3. да изготвя и да изпълнява програма за предварителни изпитвания и поетапно въвеждане в експлоатация на обект с ИЙЛ и да представи в Агенцията за ядрено регулиране доклад за резултатите от изпълнението на програмата в срока, посочен в разрешението по т. 5; 6.4. да контролира спазването на писмените процедури за предварителни изпитвания и поетапно въвеждане в експлоатация на обекта с ИЙЛ и за документиране и за оценка на резултатите от проведените изпитвания въз основа на предварително определени критерии за успешност на изпитванията.

1. При проектиране на обект с ИЙЛ се изготвя обосновка на радиационната защита при осъществяване на предвидената дейност с ИЙЛ.

Обосновката на радиационната защита е неразделна част от проектната документация на обекта. Обосновка на радиационната защита се изисква и при реконструкция на съществуващ обект с ИЙЛ, когато това е свързано с промяна на ИЙЛ и на условията и мерките за радиационна защита в обекта.

1. В обосновката на радиационната защита по т. 7 се включва:

8.1. Описание и обосновка на предвидената дейност и технологията по използване на ИЙЛ в съответния обект. 8.2. Описание на конструкцията и техническите характеристики на предвидените ИЙЛ, включително: видове радионуклиди; единична и обща активност, физична и химична форма на радиоактивните източници; максимално допустими активности на радиоактивните източници по работни места; средно годишно потребление на открити източници; максимално захранващо напрежение, максимален работен ток и потребяема електрическа мощност за генератори на йонизиращи лъчения или за ускорители на заредени частици; допустим брой едновременно работещи уредби с ИЙЛ на определено място; специфични ограничителни условия, поставени от производителя на даден ИЙЛ. 8.3. Описание и схематично разположение на избраната площадка за строителство на обект с ИЙЛ, оценка за съответствие на площадката с нормативните изисквания за радиационна защита. 8.4. Описание на вероятни сценарии и пътища на облъчване за лица от персонала и населението при извършване на предвидените дейности в обекта, оценка на очакваните дози при нормални условия на работа и при аварийни ситуации в обекта. 8.5. Описание на методиката, използвана за изчисляване на лъчезащитни (стационарни и нестационарни защитни прегради, защитни екрани, врати или лабиринти и др.), както и на предвидените защитни материали, дебелини и размери на лъчезащитните прегради, предвидени за обект с ИЙЛ. 8.6. Схема на разположението на ИЙЛ и на работните помещения в контролираната и надзираваната зона, опис на обслужвани, полуобслужвани и необслужвани помещения в контролираната зона на обект с ИЙЛ. 8.7. Описание на предвидените технически и организационни мерки за осигуряване на радиационна защита в проектирания обект с ИЙЛ при нормални и при аварийни условия, включително на вентилационни системи, системи за пречистване на радиоактивни газове и аерозоли, системи за спецканализация, звукови и светлинни сигнализации, автоматизирани защити и блокировки за недопускане на неконтролирано облъчване. 8.8. Предвидени методи и технически средства за радиационен мониторинг на работната среда и за индивидуален дозиметричен контрол на персонала в обекта, препоръчан обем и честота на радиационния мониторинг, местоположение и брой на контролните точки за мониторинг. 8.9. Обосновани проектни контролни нива в работните помещения на обекта и дозови ограничения по отношение на ефективната и на еквивалентната доза за оптимизация на радиационната защита на персонала и лица от населението. 8.10. Очаквани количества, активности и радионуклиден състав на генерираните радиоактивни отпадъци в обекта. 8.11. Оценка на съответствието с нормативните изисквания за радиационна защита, приложими за конкретния обект с ИЙЛ.

1. Оценката на мерките за радиационна защита е систематичен процес, който се провежда при избор на площадка, проектиране, строителство, въвеждане в експлоатация, експлоатация и извеждане от експлоатация на ядрено съоръжение или обект с ИЙЛ, с цел да се определи изпълнението на всички приложими изисквания за радиационна защита в съответния проект. Проектирането и оценката на безопасността са елементи на един комплексен итеративен процес.

Мерките за радиационна защита трябва да са насочени към ограничаване на дозите на професионално облъчвани лица и лица от населението под нормативно установените дозови граници и поддържане на дозите на облъчване на възможно най-ниското разумно достижимо ниво.

1. При проектиране на защита от външно облъчване (лъчезащитни конструкции) в ядрени съоръжения и обекти с ИЙЛ средногодишната стойност на проектната мощност на ефективната доза за работни помещения в даден обект се определя по формулата:

Н = D/(k x h), където: D е годишната граница на ефективната доза за професионално облъчвани лица или за лица от населението; k - коефициент на сигурност; h - очакваната средна продължителност на облъчването на персонал от категория А или Б в обекти с ИЙЛ или на лица от населението за една година, изразена в брой часове. Минималната стойност на коефициента на сигурност при проектиране е k = 2,5 за професионално облъчвани лица и за лица от населението.

1. При проектиране на защита от външно облъчване се отчита наличието на всички ИЙЛ в даден обект и перспективата за монтиране на допълнителни ИЙЛ в обекта. Отчитат се и предназначението на всяко едно помещение в обекта и категорията на лицата, подложени на професионално облъчване.

Проектните граници на мощността на ефективната доза, изчислена по формулата по т. 10, за професионално облъчвани лица от категория А или категория Б и за лица от населението са следните:

1. За оптимизация на радиационната защита контролните проектни нива за измеряеми оперативни величини в работните помещения на дадено ядрено съоръжение или обект с ИЙЛ се определят въз основа на дозовите ограничения за професионално облъчвани лица и лица от населението, които се обосновават в съответния проект.
2. Въвеждане в експлоатация на ядрена централа се извършва съгласно изискванията наНаредбата за осигуряване безопасността на ядрените централии след получаване на разрешение за въвеждане в експлоатация по реда, определен в Наредбата за реда за издаване на лицензии и разрешения за безопасно използване на ядрената енергия.

Преди въвеждането в експлоатация на ядрена централа се разработват и съгласуват с компетентните държавни органи програма за радиационна защита на персонала и програма за радиационен мониторинг на околната среда.

1. Въвеждане в експлоатация на обект с ИЙЛ се извършва по реда, определен вНаредбата за реда за издаване на лицензии и разрешения за безопасно използване на ядрената енергия.

Приложение № 11 къмчл. 136, ал. 2 Специфични изисквания при съхраняването на радиоактивни вещества в хранилища

1. Специално оборудвани хранилища за съхраняване на радиоактивни вещества се разполагат като правило в помещения, разположени на най-ниските етажи в сградите на обектите (сутерен, първи етаж) или в обособени части от сградите.

В хранилищата се поддържа подходяща температура, така че да се изключи възможността за увреждане на съхраняваните радиоактивни вещества (закрити или открити източници, радиоактивни материали) и техните опаковки или контейнери поради замръзване или прегряване. Оборудването на помещения за съхранение на открити източници трябва да отговаря на изискванията за оборудване на помещения за работа от съответния клас, но не по-нисък от клас II.

1. Съоръженията за съхраняване на радиоактивни вещества (ниши, кладенци, сейфове и др.) се конструират така, че при поставяне или изваждане на отделни източници персоналът да не се подлага на облъчване от останалите източници в хранилището.

В хранилищата вратите на отделните секции с радиоактивни вещества, както и опаковките (контейнерите) с радиоактивни вещества трябва да се отварят без усилие и да имат трайна маркировка, на която се отбелязват видът на радионуклидите и тяхната активност. В обекта се поддържа карта (схема) за актуалното разположение на източниците в хранилището на дадено предприятие. Стъклени съдове, съдържащи радиоактивни течности, се поставят в метални или пластмасови опаковки (съдове), чиято вместимост да може да поеме цялата съхранявана течност, в случай че се наруши целостта на първичния стъклен съд.

1. Радиоактивни вещества, при чието съхраняване е възможно отделяне на радиоактивни газове, пари или аерозоли, се съхраняват в специални закрити шкафове, боксове и камери с очистващи филтри, направени от негорими материали, с отвеждане на образуващите се газове към смукателна вентилационна система.
2. При пренасяне на радиоактивни вещества от хранилища в помещения, сгради и по територията на обекта се използват контейнери и други специални съоръжения за манипулиране и преместване, като се спазват правилата за радиационна защита и се вземат под внимание физическото състояние, активността и видът на източниците, интензитетът на йонизиращите лъчения, габаритите и теглото на опаковките/контейнерите.
3. Предприятията, които съхраняват радиоактивни вещества, са длъжни да осигурят физическа защита на хранилищата, така че да бъде изключена възможността за загуба, кражба или безконтролно използване на съхраняваните източници.

Предприятията са длъжни да осигуряват пожарна и аварийна безопасност на хранилищата, които стопанисват.

1. Радиоактивни вещества, с които не се работи, се съхраняват в хранилища или на определени подходящи места, които са оборудвани и устроени така, че да изключват възможността за неконтролируем достъп на външни лица и да осигуряват безопасното им съхраняване.

Не се допуска активността на съхраняваните радиоактивни вещества в дадено хранилище да надвишава граничните стойности, посочени в съответното разрешение, издадено от АЯР.

1. Съхраняването на радиоактивни вещества във временни площадки извън територията на обект, включително гама-дефектоскопи, уреди за каротаж, влагомери, плътномери и други апарати с вградени източници, които се използват в полеви условия, се допуска след съгласуване със съответните регионални дирекции на Министерството на вътрешните работи (МВР).
2. Мощността на дозата на външните повърхности на временно хранилище за радиоактивни вещества или на оградата му не трябва да надвишава 1 µSv/h.

Приложение № 12 къмчл. 137 (Изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) Изисквания при използването на закрити източници и генератори на йонизиращи лъчения

1. Съоръженията, в които са поставени закрити източници, трябва да са устойчиви на механични, температурни, химически и други въздействия, да съответстват на вида на източниците, на начина и условията на тяхното използване и да имат знак за радиационна опасност.

В неработно положение закритите източници се държат в защитни устройства или контейнери, а генераторите на йонизиращи лъчения са с изключено електрическо захранване. При изваждане на закрити източници от техните контейнери се използват специални инструменти или приспособления за манипулиране от дистанция. Забранено е пипането с ръка на закрити източници независимо от вида и активността им. При работа със закрити източници, извадени от контейнери, се използват подходящи защитни екрани и манипулатори. Когато мощността на амбиентната доза е по-голяма от 2 mSv/h на разстояние 1 m от даден източник, работата се извършва посредством специални защитни устройства с дистанционно управление.

1. Мощността на амбиентната доза от преносими и стационарни радиационни дефектоскопи, терапевтични уредби или други видове уреди с монтирани в тях закрити източници не трябва да надвишава 20 µSv/h на разстояние 1 m от тяхната повърхност.

За уреди със закрити източници, използвани за технологичен контрол в обекти, включително за неутронни източници, мощността на амбиентната доза, измерена във всяка достъпна точка от повърхността на защитния блок с източник, не трябва да надвишава 100 µSv/h, a на разстояние 1 m от повърхността му - 3 µSv/h. Мощността на амбиентната доза от устройства, при които възниква съпътстващо рентгеново лъчение, не трябва да превишава 1,0 µSv/h на разстояние 0,1 m от външната им повърхност. (изм. - ДВ, бр. 110 от 2020 г.) За подвижни и стационарни радиационни дефектоскопи и терапевтични уредби се допуска мощността на амбиентната доза да е по-голяма от 20 µSv/h на разстояние 1 m от повърхността на защитния блок със закрит източник, ако работното време на персонала с такива апарати е по-малко от стандартното. В този случай допустимата мощност на дозата се определя по формулата по т. 10 отприложение № 10.

1. Работната част (облъчвателният блок) на стационарни апарати и уредби с неограничен по посока сноп на йонизиращо лъчение се разполага в отделно помещение, отделна сграда или отделно крило на сграда, като се отчитат първичното и разсеяното лъчение и всички възможни реални положения на източника и посоки на снопа.

Пултовете за управление на стационарни апарати и уредби с неограничен по посока сноп на йонизиращо лъчение се разполагат в отделено от източниците помещение (командно помещение). При отворена врата (бариера) към съответното помещение поставянето на радиоактивен източник в работно положение или включването на високо (ускоряващо) напрежение на генератор на йонизиращо лъчение трябва да се блокира автоматично, за да се изключи възможността за случайно облъчване на хора.

1. Помещенията, където са разположени стационарни апарати и уредби с високоактивни източници, се оборудват с автоматизирана система за индикация, сигнализация и блокировки относно положението и движението на източника (облъчвателния блок) и за сигнализиране при нарастване на мощността на дозата над допустимото ниво. Изисква се устройство за принудително дистанционно преместване на даден източник в положение за съхраняване, в случай че електрозахранването на уредбата се изключи аварийно или в обекта възникне друга извънредна ситуация, като пожар, земетресение или наводнение.

При съхраняване на високоактивни източници под вода в обектите се изисква да има системи за автоматично поддържане на нивото на водата в басейна, сигнализация при изменение на нивото на водата и сигнализация при увеличаване на мощността на дозата в работното и в командното помещение.

1. Не се поставят специални изисквания към разположението на помещения с апарати и уредби със закрити източници, когато мощността на амбиентната доза не надвишава 1,0 µSv/h на разстояние 1 m от достъпните части на повърхността на уредбата в работно положение и при съхранение на източниците в защитни устройства при неработно положение.

Когато мощността на амбиентната доза е по-голяма от 1,0 µSv/h на разстояние 1 m от достъпните части на повърхността им, стационарните апарати и уредби се разполагат в помещения, намиращи се в отделна сграда или в обособена част на сградата.

1. При работа със закрити източници не се поставят специални изисквания към устройството на помещенията и се прилагат съответните строителни, хигиенни, противопожарни и други норми и стандарти както за производствени помещения в стопански обекти.

Помещенията, в които се извършват демонтаж, презареждане, ремонт, временно съхраняване или други специфични работи, свързани с поддръжката и контрола на закрити източници, се оборудват в съответствие с изискванията, приложими за работа с открити източници от клас ІІІ. При използване на генератори на йонизиращи лъчения в обектите се изисква да има общообменна вентилация.

1. При използване на облъчвателни инсталации с високоактивни източници, когато е възможно натрупване на токсични вещества над допустимите концентрации във въздуха на работните помещения, в обектите се изисква да има приточно-смукателна вентилация.
2. Когато апарат и уредба със закрити източници или генератори на йонизиращи лъчения се използват в общи производствени помещения на даден обект или извън помещения в полеви условия, се спазват следните изисквания:

а) насочването на прекия сноп йонизиращо лъчение да е по възможност към земята или по посока, където няма хора; б) използваните източници се поставят възможно най-далече от обслужващия персонал и други лица; в) предотвратява се достъпът и престоят на странични лица в близост до използваните източници и се вземат мерки за временно съхраняване и физическа защита на тези източници; г) при необходимост се осигуряват и се използват защитни екрани и подвижни прегради за намаляване на облъчването; д) около източниците се поставят знаци за радиационна опасност и предупредителни надписи; е) ограничава се до минимум времето за пребиваване на лица в близост до използваните източници.

Приложение № 13 къмчл. 138, ал. 2 Групиране на радионуклидите по радиотоксичност Група 1: Радионуклиди с много висока радиотоксичност Група 2: Радионуклиди с висока радиотоксичност Група 3: Радионуклиди със средна радиотоксичност Група 4: Радионуклиди с ниска радиотоксичност Забележка.Естествен торий с активност 1 Bq съответства на 0,5 Bq торий-232 и 0,5 Bq торий-228. Естествен уран е смес от три изотопа: уран-234 (0,006 %), уран-235 (0,712 %) и уран-238 (99,282 %).

Приложение № 14 къмчл. 139, ал. 1

1. При несложни операции с течности (т.е. операции без изпаряване, барботиране, дестилация) се допуска активността на работното място да е 10 пъти по-голяма от максималната активност за съответния клас работа.
2. При сложни операции с течности, създаващи риск от разливане и радиоактивно замърсяване, активността на работното място трябва да е 10 пъти по-малка от максималната активност за съответния клас работа.
3. При съхранение на открити ИЙЛ (радиоактивни вещества в различно агрегатно състояние) се допуска активността на работното място да е 100 пъти по-голяма от максималната активност за съответния клас работа.
4. При операции с открити ИЙЛ, водещи до риск от радиоактивно замърсяване на въздуха и помещенията ("сухи" операции с прахоотделяне), активността на работното място за съответния клас трябва да е 100 пъти по-малка от максималната активност за съответния клас.
5. При операции по получаване (елюиране) и разфасовка на генератори на краткоживеещи радионуклиди за медицински цели се допуска активността на работното място да е 20 пъти по-голяма от максималната активност за съответния клас работа.

Приложение № 15 къмчл. 139, ал. 2 Класификация на помещенията в контролираните зони на ядрени съоръжения и обекти с открити източници и специфични изисквания при извършване на работи от I, II и III клас с открити източници

1. В зависимост от степента на възможното радиационно въздействие върху професионално облъчвани лица помещенията в контролираните зони на ядрени съоръжения и обекти с открити източници се класифицират в три категории:

а) необслужвани помещения, където се разполагат технологично оборудване и компоненти, при експлоатацията на които радиационната обстановка не допуска пребиваване на професионално облъчвани лица в тези помещения; б) периодично обслужвани помещения, в които условията на експлоатация и радиационната обстановка допускат ограничено по време пребиваване на професионално облъчвани лица в тези помещения; в) помещения за постоянно пребиваване, където радиационната обстановка допуска възможността за постоянно пребиваване на професионално облъчвани лица в течение на определеното работно време. Категорията и предназначението на всяко помещение в контролираната зона на ядрено съоръжение или на обект с открити източници се определя и обосновава в съответния проект.

1. В обекти с открити източници помещенията в контролираната зона се разполагат на едно място, в отделена част на определена сграда или в самостоятелна сграда на обекта.

Когато в даден обект се извършват работи от I, II и III клас, помещенията се отделят едно от друго в съответствие с класа на извършваните в тях работи.

1. Помещенията в контролираната зона на ядрено съоръжение или обект с открити източници за работи от I клас се разполагат в отделна сграда или изолирана част от сграда с отделен вход и достъп през санитарен пропускник.

Помещенията за работи от I клас се оборудват с камери, боксове и други херметични защитни устройства и като правило се разделят на три категории, както е посочено в т. 1. За предотвратяване на разпространението на радиоактивни вещества се създават санитарни шлюзове между необслужваните и периодично обслужваните помещения, както и между периодично обслужваните помещения и помещенията за постоянно пребиваване. При работи от I клас с открити източници, в зависимост от предназначението и спецификата на обекта и от вида на използваните защитни бариери, се допуска работните помещения в обекта да се разделят само на две категории.

1. Помещенията за работи от II клас с открити източници се разполагат в отделна част на сграда. При планировката се изисква да се предвидят помещения за постоянно и временно пребиваване на персонала. В състава на помещенията за работи с открити източници от II клас се изисква да има санитарен пропускник и дозиметричен контрол на изхода.

Помещенията за работи от II клас с открити източници се оборудват с шкафове, камини или боксове и се вентилират чрез нагнетателно-смукателна вентилация. Операции с прахове, изпаряване на разтвори, манипулации с еманиращи разтвори и летливи вещества и др., свързани с потенциална възможност за радиоактивно замърсяване на въздуха в помещенията, трябва да се извършват в камини и боксове със смукателна вентилация. Когато в даден обект се провеждат работи от II и III клас с открити ИЙЛ, свързани с единна технология, може да се отдели общ блок от помещения, които се оборудват в съответствие с изискванията за работи с открити ИЙЛ от II клас.

1. При разполагане в даден обект на работни помещения (лаборатории), където се извършват работи от III клас с открити източници, няма специални изисквания. Работи с открити източници от III клас се провеждат в отделни помещения или стаи, които отговарят на общите изисквания за химически лаборатории.

Работи от III клас с открити източници, които са свързани с потенциална възможност за радиоактивно замърсяване на въздуха в съответните помещения (операции с прахове, изпаряване на разтвори, манипулации с еманиращи и летливи вещества), се извършват в шкафове със смукателна вентилация. В помещенията за работи от III клас с открити източници се препоръчва да има баня с душ и отделно помещение за съхранение и манипулации на радиоактивни разтвори, с които се извършват тези работи. Препоръчва се тези помещения да се вентилират чрез нагнетателно-смукателна вентилация.

1. При работи от I и II клас с открити източници общите електрически табла и управлението на общите системи за отопление, вентилация, водоснабдяване, газоснабдяване и подаване на сгъстен въздух се разполагат извън основните работни помещения на обекта.
2. За намаляване на външното облъчване на персонала от открити източници се използват системи за автоматизация и дистанционно управление на технологичните процеси, екраниране на източниците на йонизиращи лъчения и съкращаване на времетраенето на работните операции.

Операции с открити източници в камери и боксове се извършват с дистанционни средства или с ръкавици, херметично монтирани във фасадната стена на камерите и боксовете. Поставянето и изваждането на обработвана продукция и оборудване се извършват без разхерметизиране на съответните камери и боксове. При подмяна и ремонт на манипулатори, камерни ръкавици и други елементи се допуска временно разхерметизиране на камерите и боксовете, като се използват подходящи за случая индивидуални средства за защита на персонала и се осъществява необходимият радиационен и дозиметричен контрол. Управлението на спомагателни съоръжения за подаване на вода, газ, въздух или за създаване на разреждане се извършва откъм фасадната стена на боксовете и камерите.

1. За работи от I и II клас с открити източници площта на дадено помещение, отнесена за един работник, е минимум 10 квадратни метра.
2. В обектите с открити източници се предвиждат мерки за дезактивация на помещенията и оборудването в контролираната зона.

Технологичното оборудване, защитните приспособления и работното обзавеждане на помещенията в обекти с открити източници трябва да са с гладка повърхност, проста конструкция и слабосорбиращи покрития, които да улесняват премахването на радиоактивни замърсявания и които да са устойчиви към използваните работни материали, вещества, реактиви, разтвори. Употреба на мека мебел не се разрешава.

1. Подовете и стените на помещенията за работи от II клас с открити източници и на помещенията за постоянно пребиваване за работи от I клас с открити източници се покриват със слабосорбиращи материали, които са устойчиви на миещи средства. Препоръчва се помещенията, които се отнасят към различни категории и класове за работа, да са оцветени в различни цветове. Това се отнася и за таваните на необслужвани помещения и помещения за периодично пребиваване за работи от I клас с открити източници, както и за подовете на помещения за работи от III клас с открити източници.

Краищата на подовите покрития се прилепват към стените, предварително подгънати на 10 cm височина от пода. При наличие на специална канализация подовете на помещенията са с наклон към съответните устройства за изтичане на вода. Ъглите на помещенията се закръгляват, а вратите и рамките на прозорците се правят с опростен профил.

1. При работи от I и II клас преместване на оборудване от едно помещение в друго, когато са от различен клас, се разрешава след извършване на радиационен контрол.
2. Количеството открити източници по работните места следва да е минимално необходимото за конкретната работа, като се използват подходящи защитни приспособления.

При ръчни операции с радиоактивни разтвори се използват подходящи защитни приспособления.

1. При работа с открити източници се използват помощни материали и приспособления за еднократна употреба (пластмасови съдове и покрития, филтърна хартия и др.) за ограничаване на радиоактивното замърсяване на повърхности, оборудване и помещения. Работата се извършва върху подложки от слабосорбиращи материали.
2. При работа с открити източници в обектите се отделя помещение или място за съхранение на необходимите дезактивиращи разтвори, приспособления за дезактивация, материали и оборудване за почистване на помещения и други средства за ликвидиране на радиоактивни замърсявания.
3. Дейностите в обекти с открити източници се организират и изпълняват по такъв начин, че количеството на получаваните радиоактивни отпадъци при съответните технологични процеси и манипулации да е възможно най-малко.
4. Изискванията за работи I, II и III клас се прилагат и за определени помещения и видове работи в ядрени съоръжения.
5. В съответствие с изискванията вприложение № 17професионално облъчваните лица са длъжни при работа в контролираната зона на ядрено съоръжение и при работи от

I клас или отделни работи от II клас в обект с открити източници да ползват основни и допълнителни средства за индивидуална защита и да спазват санитарно-пропускателния режим, установен от съответното предприятие.

Приложение № 16 къмчл. 140, ал. 2 Специфични изисквания за вентилация, пречистване на прах, газове и аерозоли, канализация, водоснабдяване и дезактивация

1. Системите за вентилация и за пречистване на въздуха от прах, газове и аерозоли в ядрени съоръжения и обекти с открити източници трябва:

а) да осигуряват безопасни условия за работа на персонала чрез вентилиране на помещенията; б) да предотвратяват замърсяването на въздушната среда в помещенията и на атмосферния въздух с радиоактивни и токсични вещества; в) да поддържат оптимални условия за работа на технологичното оборудване. Това се постига чрез правилна организация на експлоатацията на предвидени по проект системи за вентилация и газоочистване, използване на защитни конструкции и компоненти (боксове, камери, лъчезащитни прегради и др.) и рационално разполагане на помещенията и оборудването в съответствие с приложимите нормативни изисквания.

1. Проектите на системи за вентилация и за газоочистване в ядрени съоръжения и обекти с открити източници се съгласуват с Министерството на здравеопазването.

Работните помещения, боксовете, камерите и друго технологично оборудване се проектират и конструират така, че въздушните потоци, съдържащи радиоактивни вещества, да са насочени от по-малко замърсени пространства към относително по-замърсени пространства.

1. При проектиране на ядрени съоръжения и обекти с открити източници се предвиждат:

а) приточно-смукателни и общообменни вентилационни системи, както и системи за вентилация на технологичното оборудване, осигуряващи оптимални условия за неговата работа; б) специални вентилационни и пречистващи системи за освобождаване в атмосферата на газообразни радиоактивни вещества, генерирани в процеса на експлоатация. Филтриращите компоненти на специалните вентилационни и пречистващи системи трябва да са достатъчно надеждни, за да изпълняват функциите си с необходимия коефициент на пречистване при всички проектни режими на експлоатация, като в проекта се предвиждат и средства за изпитване и контрол на ефективността им.

1. В контролираната зона не се допуска обединяване на въздуховоди на вентилационни системи, които вентилират въздуха в необслужвани, полуобслужвани и постоянно обслужвани помещения.

Вентилационните системи, предвидени за камини, боксове и камери, следва да са отделени от вентилационните системи, предвидени за други помещения в обекти с открити източници.

1. Системите и компонентите за управление и контрол на освобождаваните газообразни радиоактивни вещества се проектират така, че количеството и специфичните активности на очакваните радиоактивни изхвърляния в атмосферата да са на разумно достижимо ниско ниво и да не се надвишават дозовите ограничения за лица от населението, определени за дадено ядрено съоръжение или обект с открити източници.

За ядрени съоръжения и обекти с открити източници за работи от I клас се предвижда изграждане на вентилационни тръби (комини) за изхвърляне на въздух в атмосферата, чиято височина се обосновава в съответните проекти.

1. Въздухът от вентилираните помещения с открити източници, боксове, камери и херметизирани шкафове се пречиства от радиоактивни вещества, преди да се изхвърли в атмосферата, като се контролира количеството (активността) на изхвърлените радиоактивни вещества. Предвидените пречистващи филтри следва да имат достатъчна ефективност, която се обосновава при проектирането на съответните обекти. Не се допуска разреждане на въздух, замърсен с радиоактивни вещества, преди подаването му към пречистващите филтри.

Допустимите нива на активност на газоаерозолните изхвърляния в атмосферата се обосновават в проекта на дадено ядрено съоръжение и обект с открити източници. Допуска се изхвърляне на въздух в околната среда без пречистване, ако това е обосновано в проекта на даден обект с открити източници.

1. Скоростта на движение на въздуха през работните отвори на специалните вентилационни съоръжения се определя при проектирането им и не трябва да е по-голяма от 1,5 m/s.

Разчетната скорост на движение на въздуха в работните отвори на вентилирани шкафове се приема за равна на 1,5 m/s. В херметични камери и боксове при закрити отвори разреждането трябва да е не по-малко от 150 Pa (15 mm воден стълб). Камерите и боксовете се оборудват с прибори за контрол на степента на разреждане. Допуска се кратковременно намаляване на разреждането в херметични камери и боксове до 100 Pa (10 mm воден стълб) и намаляване на скоростта на въздуха в работните отвори до 0,5 m/s.

1. Вентилаторите, които обслужват боксове, камери и закрити шкафове, се разполагат в специално обособени помещения. За работи от I клас с открити източници вентилационната смукателна камера влиза в състава на помещенията за периодично обслужване. Вентилационните системи, които обслужват помещенията за работи от I клас с открити източници, се комплектуват с резервни агрегати с производителност не по-малка от 1/3 от пълната разчетна производителност.

Пускателите на електрическите двигатели следва да имат светлинна сигнализация за индикация на състоянието им (включено, изключено) и да бъдат разположени в помещения за постоянно пребиваване на персонала. Вентилаторите са със светлинна сигнализация за индикация при спиране на техните двигатели.

1. При работа с еманиращи и летливи радиоактивни вещества се използва постоянно работеща смукателна вентилационна система за хранилища, работни помещения и боксове. Системата се комплектува с резервен вентилационен агрегат с производителност не по-малка от 1/3 от пълната разчетна производителност.

В помещенията за работи от I и II клас с открити източници при зонално разполагане на оборудването се поставят устройства за свързване на шлангове и на подвижни вентилационни уредби към изтеглящите вентилационни системи, за да се осигури възможност за извършване на ремонтни работи в съответната зона.

1. При проектиране и експлоатация на системи и оборудване за очистване на прах и газове в ядрени съоръжения и обекти с открити източници се спазват следните изисквания:

а) броят на прахоочистващото и газоочистващото оборудване е ограничен до възможния разумен минимум; б) процесите по обслужване, ремонт и подмяна на оборудване за очистване на прах и газове са механизирани, а при необходимост се извършват дистанционно; в) предвидени са и се използват системи за контрол и сигнализация относно ефективността на очистващите апарати и филтри; г) предвидено е надеждно изолиране на прахоочистващото и газоочистващото оборудване като източник на йонизиращи лъчения и е осигурена радиационна защита на персонала при извършване на огледи и техническо обслужване на съответното оборудване.

1. Филтрите и апаратите на прахоочистващите и газоочистващите системи се поставят по възможност непосредствено до съответните боксове, камери и шкафове така, че да се намали до минимум замърсяването на магистралните въздуховоди. Сроковете за използване на филтрите и апаратите се определят в зависимост от намаляването на пропускателната способност на пречиствания въздух и от степента на радиационна опасност, възникваща поради натрупване на радиоактивни вещества в тях.

При разполагане на прахоочистващо и газоочистващо оборудване в отделни помещения, части от сграда или отделни сгради се спазват изискванията, валидни за основните производствени помещения при работи с открити източници. Помещенията, в които е разположено прахоочистващо и газоочистващо оборудване, следва да са изолирани и да не са свързани по въздух с основните производствени помещения и зони на ядрени съоръжения и на обекти с открити източници. Влизането в тези помещения става през санитарен шлюз и отделен вход.

1. В помещенията на системите за прахоочистване и газоочистване се предвиждат изолирани херметични помещения или херметични вентилирани участъци за ремонт, разглобяване, временно съхранение на филтри, апарати и техни елементи, както и за съхранение на средства за почистване и дезактивация.

При централизирано разположение на прахоочистващо и газоочистващо оборудване участъците за работи от I клас с открити източници се планират по принципа на зониране като част от общия участък.

1. В необслужвани помещения за работи от I клас с открити източници се използва система за подаване на въздух към изолиращи шлангови индивидуални средства за защита на персонала (пневмокостюми, пневмошлемове, шлангови противогази).

За подаване на въздух към шланговите средства за защита на дихателните органи следва да има отделна пневмолиния или отделни вентилатори, които да осигуряват в мястото на свързване необходимото налягане (5000 Pa) и необходимия разход на въздуха (15 m3/h). В местата за присъединяване на шланговете следва да има сферични или пружинни автоматични клапани. Отоплението на помещения за работа с открити източници се изисква да е такова, че да не предизвиква допълнително разпространение на прах и аерозоли.

1. В работни помещения, където е възможно натрупване на озон над 0,1 mg/m3и на азотни окиси над 5 mg/m3във въздуха, се предвиждат постоянно действащи вентилационни системи.

При използване на системи за рециркулация на въздуха на помещенията за работи от I и II клас следва да се осигури пречистването му, като се спазват границите на обемните активности, определени за съответните радионуклиди в таблица 3 наприложение № 2.

1. В помещенията за работи с открити източници се изисква да има система за горещо и студено водоснабдяване и канализация. Изключение се допуска само за полеви лаборатории, където се провеждат работи от III клас с открити източници и които са разположени извън населени места или в населени места без централно водоснабдяване.
2. В помещенията за работи от I и II клас с открити източници крановете за подаване на вода в мивките са със смесители, които се управляват с педално, лакетно или безконтактно устройство.
3. Системите за специална канализация осигуряват възможност за очистване на отпадъчните радиоактивни води. Очистващите съоръжения на специалната канализация се разполагат в отделно помещение или в обособен участък на територията в обекта с открити източници. Специалната канализация се комплектува с технически средства за контрол и измерване на количествата и активностите на постъпващите и преработените отпадъчни радиоактивни води.
4. Приемниците за изливане на радиоактивни разтвори (мивки, дренажни устройства, трапове и др.) в системата на специалната канализация се изработват от корозионноустойчиви материали или се покриват с лесно дезактивируеми корозионноустойчиви покрития на външните и вътрешните им повърхности. Конструкцията на приемниците е такава, че да не допуска възможност за разпръскване на изливаните радиоактивни разтвори.
5. Системите и компонентите за управление и контрол на освобождаваните радиоактивни вещества в течно състояние се проектират така, че количеството и специфичните активности на очакваните течни радиоактивни изхвърляния в околната среда да са на разумно достижимо ниско ниво и да не се надвишават дозовите ограничения за лица от населението, определени за дадено ядрено съоръжение или обект с открити източници.
6. Прокарването на въздухопроводи, водопроводи и други комуникации на системите за вентилация, отопление и канализация през стените и преградите, които служат за защита от йонизиращи лъчения, се проектира и изпълнява така, че да не се допусне отслабване на защитата в местата на технологичните отвори.
7. Подовете и външните повърхности на оборудването в помещенията за постоянно пребиваване на персонала при работи с открити източници се почистват ежедневно по влажен способ.

Инвентарът, необходим за почистването, се съхранява в специално определени места и се използва само за помещенията от съответния клас за работи с открити източници, за които е предвиден.

1. Ефективността на дезактивация (степента на отстраняване на радиоактивни замърсявания от повърхности) се контролира чрез радиометрични измервания с преносими и стационарни уреди. Оборудването, инструментите, покритията, които се явяват източници на допълнително облъчване на персонала и не се поддават на дезактивация, като по тази причина стават непригодни за по-нататъшно използване, се третират като радиоактивни отпадъци и се подменят.
2. При разливане на радиоактивни разтвори те се събират и отстраняват на подходящо място, а при разсипване на радиоактивен прах се изключват вентилационните системи, които могат да предизвикат разпространение на радиоактивно замърсяване, и се вземат мерки за събиране и отстраняване на разсипания прах.

Приложение № 17 къмчл. 141, ал. 2 Средства за индивидуална защита и санитарно-пропускателен режим при работа в контролираните зони на ядрени съоръжения и обекти с открити източници

1. Професионално облъчваните лица, които работят в контролираната зона на ядрени съоръжения или обекти с открити източници, трябва да са осигурени от съответните предприятия с основни и допълнителни средства за индивидуална защита в зависимост от вида и класа на извършваните работи и от нивото и характера на замърсяванията с радиоактивни вещества на въздуха и повърхностите на помещенията и оборудването.
2. При извършване на работи в контролираната зона на ядрено съоръжение и при работи с открити източници професионално облъчваните лица са длъжни да използват основни и допълнителни средства за индивидуална защита в съответствие с вътрешните правила и процедури, установени от съответното предприятие.

В зависимост от естеството на извършваните работи комплектите от основни и допълнителни средства за индивидуална защита включват: а) спецоблекло за ежедневно ползване (работни комбинезони, костюми, престилки, халати, панталони, бельо, шапки, чорапи); б) спецоблекло за кратковременно ползване (от нетъкани материали - работни комбинезони и костюми; от слоести и полимерни материали - полухалати, полукомбинезони, куртки, престилки, мушами, чехли, бахили); в) средства за защита на дихателните органи - филтриращи респиратори, противогази, автономни изолиращи дихателни апарати, шлангови изолиращи дихателни апарати - полулицеви и целолицеви маски, пневмошлемове, пневмокуртки); г) изолиращи костюми - шлангови изолиращи костюми (пневмокостюми), автономни изолиращи костюми (скафандри); д) средства за защита на краката - основни дезактивируеми спецобувки, допълнителни спецобувки (гумени или пластикатови обувки, ботуши, галоши, гамаши); е) средства за защита на ръцете - ръкавици, гумени ръкавици, латексови ръкавици, специални ръкавици и наръкавници с оловен еквивалент, защитни кремове; ж) средства за защита на очите - очила, щитове; з) средства за защита на главата - каски, шлемове, барети, качулки. Не се допуска използването на лично работно облекло и лични дрехи при работа в контролираните зони на ядрени съоръжения и обекти с открити източници.

1. В зависимост от спецификата на извършваните работи в контролираната зона на ядрено съоръжение или обект с открити източници основните средства за индивидуална защита може да включват по преценка на предприятието:

а) работни комбинезони или костюми (куртки и панталони), престилки или халати; б) бельо, шапки, чорапи, ръкавици; в) спецобувки, кърпи за тяло, кърпички за еднократна употреба; г) филтриращи респиратори, полулицеви маски, целолицеви маски, пневмошлемове, пневмокостюми. Към допълнителните средства за индивидуална защита се причисляват: полухалати, комбинезони, куртки, наръкавници, престилки, мушами, изработени от пластмасови материали или материали с полимерно покритие; защитни очила, каски и шлемове; гумени и пластикатови спецобувки и ботуши; гумени и латексови ръкавици; противогази; автономни дихателни апарати (кислородни апарати и кислородни скафандри).

1. При работи от II клас с открити източници и при отделни работи от III клас професионално облъчваните лица са длъжни да използват престилки, халати, шапки, ръкавици, леки обувки и при необходимост средства за защита на дихателните органи.
2. Средствата за индивидуална защита се изработват от лесно дезактивиращи се материали или се използват такива за еднократна употреба.
3. Средствата за защита на дихателните органи и изолиращите костюми се използват при работа във въздушна среда, съдържаща радиоактивни газове, пари и/или аерозоли с концентрации над допустимите граници за професионално облъчвани лица (при ремонтни или заваръчни работи с радиоактивно замърсено оборудване, при работа в помещения, където има изтичане на газообразни или течни радиоактивни вещества, при манипулации с радиоактивни прахове или течности, при изпаряване или събиране на радиоактивни разтвори, при ликвидиране на радиационни аварии или в други случаи, когато радиационната обстановка налага да се предприемат мерки за защита на дихателните органи).

Изолиращи костюми за индивидуална защита на дихателните органи се използват във всички случаи, когато филтриращите защитни средства не могат да осигурят радиационна защита на професионално облъчвани лица при работа с открити източници, при специфични ремонтни или технологични операции или при ликвидиране на радиационни инциденти и аварии.

1. Професионално облъчваните лица, които работят с радиоактивни разтвори и прахове или които почистват и деактивират помещения за работа с открити източници, са длъжни да използват необходимите допълнителни средства за индивидуална защита, съобразено с вида и активността на радиоактивните вещества и с нивата и характера на радиоактивните замърсявания.

Професионално облъчваните лица, които извършват работи по заваряване или рязане на метали, съдържащи или замърсени с радиоактивни вещества, са длъжни да използват специални средства за индивидуална защита от искроустойчиви и лесно дезактивиращи се материали.

1. При преминаването от помещения за работи с открити източници от по-висок клас към помещения за работи с по-нисък клас се контролира нивото на радиоактивно замърсяване на средствата за индивидуална защита. При преминаване от полуобслужвани към обслужвани помещения в контролираната зона на обекти с открити източници за работи от I клас използваните допълнителни средства за индивидуална защита задължително се свалят.
2. При излизане от помещения, където се работи с открити източници, след приключване на работата е задължително:

а) да се провери степента на радиоактивно замърсяване на работното облекло, отделни части от тялото на работещия и средствата за индивидуална защита; б) да се снемат средствата за индивидуална защита и да се поставят на определените места; в) да се предават за дезактивация средствата за индивидуална защита при наличие на радиоактивно замърсяване над допустимите граници; г) да се измиват ръцете и тялото, а при необходимост да се дезактивират замърсените кожни повърхности с подходящи средства.

1. При работи от I и II клас с открити източници замърсеното над допустимите граници работно облекло се подлага на дезактивация в специални перални. Основното работно спецоблекло, включително бельото, се подменя периодично с ново и/или изпрано спецоблекло.

Допълнителните средства за индивидуална защита (пластикатови, гумени, с полимерно покритие) след всяко използване се подлагат на предварителна дезактивация в санитарен шлюз или на друго специално определено място. Когато след дезактивацията остатъчното радиоактивно замърсяване надвишава установените граници, допълнителните средства за индивидуална защита се предават за дезактивация в специалната пералня на обекта с открити източници. Средствата за индивидуална защита, които не могат да бъдат дезактивирани под допустимите граници, се третират като радиоактивен отпадък и се бракуват.

1. В обектите с открити източници се предприемат мерки за предотвратяване на възможността за радиоактивно замърсяване на личното облекло и обувките. В случай че се установи такова замърсяване, личното облекло и/или обувките се дезактивират под контрола и със съдействието на отговорника по радиационна защита в съответния обект. Ако дезактивацията е невъзможна, личното облекло и/или обувките се третират като радиоактивен отпадък.
2. В помещенията за работа с открити източници се забранява:

а) пребиваване на персонал и посетители без необходимите средства за индивидуална защита; б) съхранение и употреба на хранителни продукти, козметични и тоалетни принадлежности и препарати, лекарства, дъвки, тютюневи изделия, домашни дрехи, книги и други несвързани с работата предмети и материали.

1. В обектите с открити източници, където е възможно радиоактивно замърсяване на персонала, се осигуряват и използват подходящи миещи средства и препарати за дезактивация на тялото, които да отстраняват радиоактивни замърсявания и да не предизвикват проникване на радионуклиди през кожата в организма.

В обектите, където се извършват работи от I клас с открити източници, се осигурява и поддържа авариен резерв от средства за индивидуална защита и индивидуални дозиметри, необходим за лицата, участващи при ликвидирането и ограничаването на последствията от възникнали аварии, включително за външните екипи, привлечени за тази цел.

1. В ядрените съоръжения и обектите с открити източници се въвежда и прилага санитарно-пропускателен режим, който е съобразен с естеството на извършваните работи и нивото и характера на възможните радиоактивни замърсявания в контролираните зони.

Санитарно-пропускателният режим включва обособяване и поддържане на санитарни пропускници и санитарни шлюзове и прилагане на система от вътрешни правила и процедури, като целта е да се осигури радиационна защита на професионално облъчваните лица, спазване на санитарните и хигиенните норми и неразпространение на радиоактивни замърсявания извън помещенията на контролираната зона, определени в проекта на дадено ядрено съоръжение или обект с открити източници.

1. В ядрено съоръжение и в обект, където се извършват работи с открити източници от I клас, се създава задължително санитарен пропускник, който се разполага в предвидена за целта сграда (или в отделна част на сградата), която е свързана с основния производствен корпус (работни помещения и лаборатории) чрез закрит коридор (галерия). Санитарният пропускник включва:

а) баня с душове, гардероби за домашни дрехи (лично облекло); б) гардероби за работно спецоблекло, помещение за контрол на повърхностно радиоактивно замърсяване на тялото и на спецоблеклото; в) помещения за съхранение и раздаване на средства за индивидуална защита; г) складове за ново и изпрано (дезактивирано) работно спецоблекло; д) санитарно-хигиенни помещения за мъже и жени, които са оборудвани с тоалетни, мивки с топла и студена вода, миещи препарати, средства за подсушаване на ръцете; е) фонтанчета за питейна вода с педално или безконтактно управление. Планировката на санитарен пропускник трябва да осигурява разделяне на човешкия поток при влизане и излизане на професионално облъчвани лица във/от контролираната зона (работните помещения), като не се допуска смесване на влизащите и излизащите лица.

1. В обектите, където се извършват работи от II клас с открити източници, трябва да има пункт за контрол на радиоактивно замърсяване и баня с душове, и помещения с отделни шкафчета за лични вещи и за работно спецоблекло, ако по други съображения не са предвидени санитарни пропускници.

В обектите, където се извършват работи от III клас с открити източници, трябва да има пункт за контрол на радиоактивно замърсяване и баня с душове, ако по други съображения не са предвидени санитарни пропускници.

1. В обектите с открити източници за работи от I клас се създават стационарни санитарни шлюзове между полуобслужвани и обслужвани помещения в контролираната зона.

В зависимост от обема и естеството на извършваната работа санитарният шлюз включва: а) места за преобличане и предварителна дезактивация на допълнителни средства за индивидуална защита, които се съхраняват в шкафове и стелажи; б) приспособление за очистване на подметки на работни обувки при излизане през санитарния шлюз; в) пункт за радиационен контрол, оборудван с прибори за измерване на радиоактивно замърсяване; г) съблекалня за радиоактивно замърсено работно облекло, оборудвана с контейнери за различни видове облекло, със скамейки и умивалници. Площта, разположението и съставните елементи на санитарния шлюз може да се променят в зависимост от обема, вида и спецификата на извършваната работа. Освен стационарни санитарни шлюзове може да се използват и преносими санитарни шлюзове, които се поставят при входа на помещенията, където се провеждат ремонтни работи с радиоактивно замърсено оборудване.

1. Подовете, стените и таваните на санитарно-битовите помещения и повърхността на гардеробите и шкафчетата за работно спецоблекло следва да бъдат с влагоустойчиви покрития, предотвратяващи сорбиране на радиоактивни вещества и допускащи лесно почистване и дезактивация.

Стените на гардеробните помещения, баните, складовете и пунктовете за радиационен контрол на височина минимум 2 m следва да са с подходящи покрития, които са слабосорбиращи, леснопочистващи се и устойчиви на киселини и основи. Останалата част на стените и таваните се боядисва с маслена или пластмасова боя. Подовете в баните и тоалетните се покриват с нехлъзгави и несорбиращи материали.

1. Сортирането на използвано работно спецоблекло се извършва според вида му и степента на радиоактивно замърсяване, което се установява чрез радиометрично измерване.

Радиоактивно замърсеното спецоблекло след сортиране се опакова и предава от съблекалнята в склад за съхранение на такова облекло. В местата за сортиране на радиоактивно замърсено спецоблекло се предвижда вентилация. Складовете за съхранение на замърсеното спецоблекло се разполагат в близост до пункт за радиационен контрол и гардеробна за използваното спецоблекло.

1. Броят на местата за съхранение на лични дрехи и работното спецоблекло следва да съответства на максималния брой професионално облъчвани лица, като се осигуряват допълнителни места за външни работници, наети временно за работа в контролираната зона на дадено ядрено съоръжение или обект с открити източници.
2. Необходимата площ на помещенията в санитарните пропускници, броят на душовете в баните, количеството и видът на средствата за индивидуална защита се определят в зависимост от обема, характера и класа на извършваната работа и броя на персонала в контролираната зона на дадено ядрено съоръжение или обект с открити източници, като се спазват санитарните и хигиенните норми и правила, валидни за промишлени предприятия.
3. За ядрени съоръжения и обекти с открити източници нивата на радиоактивно замърсяване за кожата на професионално облъчвани лица и за повърхностите на работно облекло, обувки или средства за индивидуална защита не трябва да надвишават границите, посочени за тези случаи в таблица № 15 отприложение № 2.

Приложение № 18 къмчл. 142, ал. 4 Изисквания за радиационен мониторинг и индивидуален дозиметричен контрол

1. Система за радиационен мониторинг се разработва при проектирането на ядрени съоръжения и обекти с ИЙЛ, като се вземат предвид очакваните дози на облъчване, и обхваща организацията, реда и начина за контрол на радиационната обстановка.

Радиационният мониторинг в ядрени съоръжения и в обекти с ИЙЛ се осъществява от служба по радиационна защита или от специално определен служител по радиационна защита (или служители) в зависимост от обема, характера и сложността на извършваните дейности. Тези лица се посочват в документацията, която е неразделна част от лицензиите или разрешенията, издавани от Агенцията за ядрено регулиране за съответните дейности.

1. Организационната структура, функциите и задълженията на службата (отговорните лица) по радиационна защита се определят със заповеди и с други вътрешни документи (правилници, инструкции), изготвени от съответните предприятия.

За лицата, които работят в службите по радиационна защита и отговарят за радиационната защита в ядрените съоръжения и обектите с ИЙЛ, се изисква да са преминали специализирано обучение и да имат удостоверения за правоспособност, издадени от лице, получило лицензия от Агенцията за ядрено регулиране за провеждане на специализирано обучение.

1. Предприятията уведомяват председателя на Агенцията за ядрено регулиране и министъра на здравеопазването за всички случаи, при които се установи облъчване или радиоактивно замърсяване над нормативно установените граници.
2. Радиационният мониторинг в ядрени съоръжение и обекти с ИЙЛ в зависимост от характера на извършваните дейности и от конкретните радиационни фактори, водещи до външно или вътрешно облъчване, включва измерване и оценка на:

а) мощността на дозата от рентгенови, гама-, неутронни и други йонизиращи лъчения и измерване на плътността на потока от алфа-, бета- и други йонизиращи частици по работните места и в производствените помещения; б) повърхностното радиоактивно замърсяване на работни повърхности, оборудване, транспортни средства, средства за индивидуална защита, тялото и облеклото на персонала; в) обемната активност на радиоактивни газове и аерозоли по работните места и в производствените помещения; г) активността на газоаерозолни и течни радиоактивни изхвърляния в околната среда; д) съдържанието на радионуклиди в различни компоненти на околната среда (въздух, вода, почва, атмосферни отлагания, дънни утайки, растителност, селскостопанска продукция) в границите на наблюдаваната зона около ядрени съоръжения; е) мощността на дозата, специфичната активност, радионуклидния състав, повърхностното радиоактивно замърсяване и количеството на радиоактивните отпадъци при тяхното събиране, сортиране, преработване, транспортиране и съхраняване.

1. В ядрените съоръжения и обектите с ИЙЛ се извършва систематичен контрол за външното и вътрешното облъчване на персонала чрез подходящи методи и технически средства за индивидуален мониторинг. Индивидуалният дозиметричен контрол обхваща:

а) измерване и/или оценка на индивидуалните ефективни и еквивалентни дози, получени от персонала в резултат на външно облъчване от гама-, рентгеново, неутронно или друг вид йонизиращо лъчение; б) определяне на характера, динамиката и нивата на постъпване на радиоактивни вещества в организма и оценка на индивидуалните ефективни и еквивалентни дози от вътрешно облъчване чрез директни спектрометрични и радиометрични измервания на съдържанието на радионуклиди в човешкото тяло и чрез измерване на биологични проби; в) радиометричен контрол на повърхностното радиоактивно замърсяване на тялото и средствата за индивидуална защита на персонала; г) анализ, оценка и архивиране на регистрираните дози от външно и вътрешно облъчване на контролираните лица.

1. Системата за радиационен мониторинг в ядрени съоръжения или други обекти, които при аварийна ситуация могат да предизвикат радиационно въздействие върху населението или околната среда, налагащо прилагане на защитни мерки, трябва да включва:

а) оперативен контрол на радиационната обстановка в контролираната зона и надзираваната зона чрез подходящи стационарни автоматизирани технически средства и/или преносими и мобилни технически средства за измерване; б) оперативен контрол на радиационната обстановка в зоната за превантивни защитни мерки и наблюдаваната зона чрез преносими и мобилни технически средства за измерване; в) лабораторни методи, технически средства, радиометрична, спектрометрична и дозиметрична апаратура за анализи и измервания, осигуряващи адекватна оценка на радиационната обстановка и на замърсявания с техногенни радионуклиди на почва, вода, отлагания, растителност, водна флора и фауна и селскостопанска продукция.

1. За ядрена централа трябва да се предвиди автоматизирана система за непрекъснато измерване на контролираните радиационни величини в работните помещения в контролираната зона и в надзираваната зона, както и система за контрол на радиационната обстановка в зоната за превантивни защитни мерки и наблюдаваната зона около ядрената централа. Чрез тези системи се осигурява получаване, обработване, регистриране и архивиране на необходимата информация за радиационната обстановка, за ефективността на предвидените защитни бариери и за активността на наличните радионуклиди в технологичното оборудване, както и информация, необходима за прогнозиране и контрол на измененията в радиационната обстановка и на евентуално разпространение на радиоактивни вещества в околната среда при различни експлоатационни състояния и аварийни условия.
2. Когато радиационната обстановка може да се променя в широки граници в контролираната зона на ядрени съоръжения и в обекти, където се извършват работи от I клас с открити източници, се изисква да има подходящи прибори и апаратура за оперативен контрол на съответните видове йонизиращи лъчения и локални светлинни и звукови сигнализиращи устройства. В тези случаи персоналът трябва да е осигурен с индивидуални аварийни дозиметри.
3. Резултатите от индивидуалния дозиметричен контрол на персонала в ядрените съоръжения и обектите с ИЙЛ се съхраняват за срока, определен в наредбата почл. 71, ал. 2 от Закона за здравето. Задължително се води отчет и контрол на ефективните и еквивалентните индивидуални дози, получени през всяка една година и за всеки 5 последователни години, както и за акумулираните индивидуални дози през целия период на професионална работа в среда на йонизиращи лъчения.

Получените индивидуални дози се регистрират в специален дневник с последващо внасяне на данните в индивидуални дозиметрични карти за всяко едно лице от персонала. При преминаване на работа от един обект в друг копие от индивидуалната дозиметрична карта на съответния работник се предава по служебен път на новото работно място, а оригиналът остава на старото работно място. На външните работници се дава копие от техните попълнени индивидуални дозиметрични карти за получените дози по време на работата им в даден обект. Данните за получените дози се регистрират в индивидуалните им дозиметрични карти от предприятието, в което са назначени на работа.

1. За целите на радиационния мониторинг се определят контролни нива за наблюдаваните параметри, характеризиращи радиационната обстановка и облъчването на персонала.

При определяне на контролни нива се вземат предвид основните и вторичните граници, посочени вприложение № 2, и принципът за оптимизация на радиационната защита, като се отчитат: а) неравномерността на радиационното въздействие във времето; б) необходимостта да се запази нивото на радиационно въздействие в даден обект под нормативно установените граници; в) ефективността на прилаганите мерки за подобряване на радиационната защита в обекта. При определяне на контролни нива за обемната и специфичната активност на атмосферен въздух и на вода във водоеми се отчита възможното постъпване на радионуклиди по хранителната верига и външното облъчване от радионуклиди в околната среда.

1. Честотата, видът и обемът на радиационния контрол се определят така, че да има възможност за оценка на годишното постъпване на радионуклиди в организма на професионално облъчвани лица и на лица от населението.
2. Данните от радиационния мониторинг се събират, анализират, оценяват и съхраняват както по време на експлоатацията, така и след извеждането от експлоатация на дадено ядрено съоръжение или обект с ИЙЛ.

Резултатите от радиационния мониторинг се анализират и оценяват чрез съпоставяне с основните и вторичните граници, посочени вприложение № 2, и с определените контролни нива и дозови ограничения за даден обект. При надвишаване на тези стойности ръководителят на обекта е длъжен да анализира всеки такъв случай и да уведомява Агенцията за ядрено регулиране и Министерството на здравеопазването, включително за причините и за предприетите коригиращи мерки.

Приложение № 19 къмчл. 143 Специфични изисквания при извеждане от експлоатация на обекти с радиоактивни вещества

1. Преди да се вземе решение за извеждане от експлоатация на обект с радиоактивни вещества, се извършва комплексно обследване на радиационното и техническото състояние на технологичните системи и оборудването, строителните конструкции и прилежащата територия на обекта.
2. За извеждане от експлоатация на обекти или на отделни части от тях се разработва предварително план.

В плана за извеждане от експлоатация се предвиждат мерки за осигуряване на безопасност на всички етапи от неговото извеждане: спиране, консервация, демонтаж, ремонтни работи, ликвидиране, складиране и погребване, възстановяване на засегнатите райони във и около обекта. Планът за извеждане от експлоатация включва: а) подготовка на необходимото оборудване за провеждане на демонтажни работи; б) методи и средства за дезактивация на демонтираното оборудване; в) ред и начин за управление на радиоактивните отпадъци; г) оценка на очакваните индивидуални и колективни дози на облъчване за персонала и населението.

1. След извеждане от експлоатация използването за други цели на помещенията, в които се е работило с радиоактивни вещества, се разрешава от органите за държавен здравен контрол поЗакона за здравето.

Приложение № 20 към§ 1, т. 6от допълнителните разпоредби