Директива Совета 96/29/Евратом от 13 мая 1996 г., устанавливающая основные стандарты безопасности для защиты здоровья работников и населения в целом от опасностей, связанных с ионизирующим излучением.

Язык	Название
en	Council Directive 96/29/Euratom of 13 May 1996 laying down basic safety standards for the protection of the health of workers and the general public against the dangers arising from ionizing radiation
ru	Директива Совета 96/29/Евратом от 13 мая 1996 г., устанавливающая основные стандарты безопасности для защиты здоровья работников и населения в целом от опасностей, связанных с ионизирующим излучением.

ДИРЕКТИВА СОВЕТА 96/29/ЕВРАТОМ от 13 мая 1996 г., устанавливающая основные стандарты безопасности для защиты здоровья работников и населения в целом от опасностей, связанных с ионизирующим излучением.

СОВЕТ ЕВРОПЕЙСКОГО СОЮЗА,

Принимая во внимание Договор о создании Европейского сообщества по атомной энергии и, в частности, его статьи 31 и 32,

Принимая во внимание предложение Комиссии, составленное после получения заключения группы лиц, назначенных Научно-техническим комитетом из числа научных экспертов в государствах-членах,

Принимая во внимание мнение Европейского парламента (1),

Принимая во внимание мнение Экономического и социального комитета (2)

Принимая во внимание, что статья 2b Договора предусматривает установление единых основных стандартов безопасности для защиты здоровья работников и населения в целом;

Принимая во внимание, что статья 30 Договора определяет «основные стандарты» защиты здоровья работников и населения в целом от опасностей, возникающих в результате ионизирующего излучения, как:

(a) максимально допустимые дозы, совместимые с достаточной безопасностью;

(b) максимально допустимые уровни воздействия и загрязнения;

Принимая во внимание, что статья 33 Договора требует от каждого государства-члена установить соответствующие положения, будь то посредством законодательства, постановлений или административных мер, для обеспечения соблюдения установленных основных стандартов и принять необходимые меры в отношении преподавания, образования и профессиональная подготовка;

Принимая во внимание, что для выполнения своей задачи Сообщество впервые установило основные стандарты в 1959 году в соответствии со статьей 218 Договора посредством Директив от 2 февраля 1959 года, устанавливающих основные стандарты для защиты здоровья работников и общего общественность против опасностей, связанных с ионизирующими излучениями (3); тогда как Директивы были пересмотрены в 1962 г. Директивой от 5 марта 1962 г. (4), в 1966 г. Директивой 66/45/Евратом (5), в 1976 г. Директивой 76/579 Евратом (6), в 1979 г. Директивой 79/343/Евратом (7), в 1980 году Директивой 80/836/Евратом (8) и в 1984 году Директивой 84/467/Евратом (9);

Принимая во внимание, что директивы по основным стандартам были дополнены Директивой Совета 84/466/Евратом от 3 сентября 1984 г., устанавливающей основные меры радиационной защиты лиц, проходящих медицинское обследование или лечение (10); Решение Совета 87/600/Евратом от 14 декабря 1987 г. о мерах Сообщества по раннему обмену информацией в случае радиационной аварийной ситуации (11); Постановление Совета (Евратом) № 3954/87 от 22 декабря 1987 г., устанавливающее максимально допустимые уровни радиоактивного загрязнения пищевых продуктов и кормов после ядерной аварии или любого другого случая радиационной аварийной ситуации (12); Директива Совета 89/618Евратома от 27 ноября 1989 г. об информировании широкой общественности о мерах по охране здоровья, которые необходимо применять, и о шагах, которые необходимо предпринять в случае радиологической аварийной ситуации (13); Директива Совета 90/641/Евратом от 4 декабря 1990 г. об оперативной защите внешних работников, подвергающихся риску ионизирующего излучения во время их деятельности в контролируемых зонах (14); Директива Совета 92/3/Евратом от 3 февраля 1992 г. о надзоре и контроле за перевозками радиоактивных отходов между государствами-членами, а также в Сообщество и из Сообщества (15); и Постановление Совета (Евратом) № 1493/93 от 8 июня 1993 г. о перевозках радиоактивных веществ между государствами-членами (16);

Принимая во внимание, что развитие научных знаний в области радиационной защиты, как это выражено, в частности, в Рекомендации № 60 Международной комиссии по радиологической защите, делает удобным пересмотр основных стандартов и изложение их в новом правовом документе;

Принимая во внимание, что основные стандарты имеют особое значение в отношении рисков ионизирующего излучения по сравнению с другими Директивами, касающимися других типов рисков, и важно добиться прогресса в их единообразном применении в Сообществе;

Принимая во внимание, что в рамках основных стандартов желательно учитывать практику или трудовую деятельность, которые могут привести к значительному увеличению облучения работников и представителей населения, что нельзя игнорировать с точки зрения радиационной защиты, из-за ионизирующему излучению от искусственных источников радиации или естественных источников радиации, а также соответствующей защиты в случае вмешательства;

Принимая во внимание, что государства-члены, чтобы обеспечить соблюдение основных стандартов, обязаны представить определенные действия, связанные с опасностью ионизирующего излучения, в систему отчетности и предварительного разрешения или запретить определенные действия;

Принимая во внимание, что система радиационной защиты на практике должна продолжать основываться на принципах обоснования облучения, оптимизации защиты и ограничения дозы; принимая во внимание, что ограничения доз должны быть установлены с учетом конкретного положения различных групп лиц, подвергшихся облучению, таких как рабочие, ученики, студенты и представители общественности;

Принимая во внимание, что оперативная защита облученных рабочих, учеников и студентов требует принятия мер на рабочем месте; поскольку эти меры должны включать предварительную оценку связанной с этим опасности, классификацию рабочих мест и работников, мониторинг зон и условий труда и медицинское наблюдение;

Принимая во внимание, что государства-члены должны быть обязаны идентифицировать трудовую деятельность, связанную со значительно повышенным уровнем воздействия на работников или представителей общественности естественных источников радиации, которые нельзя игнорировать с точки зрения радиационной защиты; поскольку государства-члены ЕС должны принять соответствующие защитные меры в отношении трудовой деятельности, объявленной вызывающей беспокойство;

Принимая во внимание, что оперативная защита населения в нормальных обстоятельствах требует создания государствами-членами системы инспекций для контроля радиационной защиты населения и проверки соблюдения основных стандартов;

Принимая во внимание, что государства-члены должны быть готовы к вероятности потенциальных радиологических аварий на своей территории и должны сотрудничать с другими государствами-членами и третьими странами, чтобы облегчить готовность и управление такими ситуациями;

Принимая во внимание, что директивы по основным стандартам в последней редакции Директивы 84/467/Евратом должны быть отменены со дня вступления в силу настоящей Директивы,

ПРИНЯЛ НАСТОЯЩУЮ ДИРЕКТИВУ:

РАЗДЕЛ I. ОПРЕДЕЛЕНИЯ

Статья 1

Для целей настоящей Директивы следующие термины имеют значения, присвоенные им настоящим документом.

Поглощенная доза (D): энергия, поглощенная на единицу массы.

D = >NUM>d>НАЧАЛО ГРАФИКА>

>КОНЕЦ ГРАФИКИ>

>ТО>дм

Где

- d>НАЧАЛО ГРАФИКИ>

>КОНЕЦ ГРАФИКИ>

– средняя энергия, сообщаемая ионизирующим излучением веществу в элементе объема,

- дм – масса вещества в этом элементе объема.

В настоящей Директиве поглощенная доза означает дозу, усредненную по ткани или органу. Единицей поглощенной дозы является серый цвет.

Ускоритель: аппарат или установка, в которой ускоряются частицы, испускающие ионизирующее излучение с энергией выше 1 мегаэлектронвольт (МэВ).

Случайное облучение: облучение людей в результате аварии. Сюда не входит аварийное облучение.

Активация: процесс, посредством которого стабильный нуклид превращается в радионуклид путем облучения частицами или высокоэнергетическими гамма-лучами материала, в котором он содержится.

Активность (А): активность А количества радионуклида в определенном энергетическом состоянии в данный момент времени представляет собой частное dN на dt, где dN — математическое ожидание числа спонтанных ядерных переходов из этого энергетического состояния. на временном интервале dt:

А = >ЧИСЛО>дН

>ДЕН>дт

Единица активности – беккерель.

Ученик: человек, проходящий обучение или инструктирование на предприятии с целью отработки определенного навыка.

Утвержденная дозиметрическая служба: орган, ответственный за калибровку, считывание или интерпретацию индивидуальных устройств мониторинга, или за измерение радиоактивности в организме человека или в биологических пробах, или за оценку доз, способность которого действовать в этом отношении признана компетентные органы.

Утвержденный практикующий врач: практикующий врач, ответственный за медицинское наблюдение за работниками категории А, как это определено в статье 21, чья способность действовать в этом отношении признана компетентными органами.

Утвержденные службы гигиены труда: орган или органы, на которые может быть возложена ответственность за радиационную защиту облученных работников и/или медицинское наблюдение за работниками категории А. Его способность действовать в этом отношении признается компетентными органами.

Искусственные источники: источники радиации, кроме естественных источников радиации.

Разрешение: разрешение, выданное в документе компетентным органом по заявлению или выданное национальным законодательством на осуществление практики или любого другого действия в рамках настоящей Директивы.

Беккерель (Бк): специальное название единицы активности. Один беккерель эквивалентен одному переходу в секунду:

1 Бк = 1 с-1

Уровни очистки: значения, установленные национальными компетентными органами и выраженные в виде концентраций активности и/или общей активности, при которых или ниже которых могут быть выброшены радиоактивные вещества или материалы, содержащие радиоактивные вещества, возникающие в результате любой деятельности, подлежащей требованию отчетности или разрешения. от требований настоящей Директивы.

Ожидаемая эффективная доза: (E(ô)): сумма ожидаемых доз органного или тканевого эквивалента (HT(ô)) в результате поступления, каждая из которых умножается на соответствующий весовой коэффициент ткани wT. Это определяется:

E(ô) = ÔÓ wTHT(ô)

При указании E(ô) ô указывается в количестве лет, за которые производится интегрирование. Единицей ожидаемой эффективной дозы является зиверт.

Ожидаемая эквивалентная доза (HT(ô)): интеграл во времени (t) мощности эквивалентной дозы в ткани или органе Т, которая будет получена человеком в результате поступления. Его дают:

HT(ô) = t0∫t0 + ô ÇT(t)dt для поступления в момент времени t0, где

- >НАЧАЛО ГРАФИКИ>

>КОНЕЦ ГРАФИКИ>

T(t) — соответствующая мощность эквивалентной дозы в органе или ткани T в момент времени t,

- ô – время, за которое производится интегрирование.

При указании HT(ô) ô указывается в годах. Если ô не указан, предполагается период в 50 лет для взрослых и до 70 лет для детей. Единицей ожидаемой эквивалентной дозы является зиверт.

Компетентные органы: любой орган, назначенный государством-членом.

Контролируемая зона: зона, на которую распространяются специальные правила с целью защиты от ионизирующего излучения или предотвращения распространения радиоактивного загрязнения и доступ к которой контролируется.

Утилизация: размещение отходов в хранилище или в определенном месте без намерения их извлечения. Утилизация также включает разрешенный прямой сброс отходов в окружающую среду с последующим рассеиванием.

Ограничение дозы: ограничение предполагаемых доз для отдельных лиц, которые могут быть получены от определенного источника, для использования на этапе планирования радиационной защиты, когда речь идет об оптимизации.

Пределы дозы: максимальные значения, указанные в Разделе IV для доз, возникающих в результате облучения рабочих, учеников, студентов и представителей общественности ионизирующим излучением, подпадающим под действие настоящей Директивы, которые применяются к сумме соответствующих доз от внешнего облучения в указанных ожидаемые дозы за 50-летний период (до 70 лет для детей) от поступления за тот же период.

Эффективная доза (Е): сумма взвешенных эквивалентных доз во всех тканях и органах организма, указанных в Приложении II, от внутреннего и внешнего облучения. Это определяется выражением:

E = ÔÓ wTHT = ÔÓ wT RÓ wR DT,R

где

- DT,R – усредненная по ткани или органу поглощенная доза излучения R,

- wR – весовой коэффициент излучения и

- wT – весовой коэффициент ткани для Т ткани или органа.

Соответствующие значения wT и wR указаны в Приложении II. Единицей эффективной дозы является зиверт.

Аварийное облучение: облучение лиц, принимающих необходимые быстрые меры для оказания помощи лицам, находящимся в опасности, предотвращения облучения большого количества людей или спасения ценной установки или товаров, при этом один из индивидуальных пределов дозы равен тому, который установлен для облученных работников. может быть превышено. Аварийное облучение распространяется только на добровольцев.

Эквивалентная доза (HT): поглощенная доза в ткани или органе T, взвешенная по типу и качеству излучения R. Она определяется как:

HT,R = wR DT,R

где

- DT,R – усредненная по ткани или органу поглощенная доза излучения R,

- wR – весовой коэффициент излучения.

Когда поле излучения состоит из типов и энергий с разными значениями WR, общая эквивалентная доза HT определяется по формуле:

HT = RÓ wR DT,R Соответствующие значения wR указаны в Приложении II. Единицей эквивалентной дозы является зиверт.

Облученные работники: лица, работающие не по найму или работающие на работодателя, подвергающиеся облучению, полученному на работе в результате практики, подпадающей под действие настоящей Директивы, и способные привести к дозам, превышающим тот или иной уровень дозы, равный пределам дозы для членов публика.

Экспозиция: процесс воздействия ионизирующего излучения.

Грей (Гр): специальное название единицы поглощенной дозы. Один грей равен одному джоулю на килограмм:

1 Гр = 1 Дж кг-1

Вред здоровью: оценка риска снижения продолжительности и качества жизни населения в результате воздействия ионизирующего излучения. Сюда входят потери, вызванные соматическими последствиями, раком и тяжелыми генетическими нарушениями.

Поступление: деятельность радионуклидов, поступающих в организм из внешней среды.

Вмешательство: деятельность человека, которая предотвращает или уменьшает воздействие радиации людей от источников, которые не являются частью практической деятельности или которые вышли из-под контроля, путем воздействия на источники, пути передачи и самих людей.

Уровень вмешательства: значение предотвратимой эквивалентной дозы, предотвратимой эффективной дозы или производного значения, при котором следует рассматривать меры вмешательства. Предотвратимая доза или производное значение связаны исключительно с путем воздействия, к которому должны быть применены меры вмешательства.

Ионизирующее излучение: передача энергии в виде частиц или электромагнитных волн с длиной волны 100 нанометров или менее или частотой 3 × 1015 Герц или более, способная прямо или косвенно производить ионы.

Представители общественности: отдельные лица среди населения, за исключением облученных рабочих, учеников и студентов в рабочее время, а также отдельных лиц во время облучения, указанного в Статье 6(4)(a), (b) и (c).

Естественные источники радиации: источники ионизирующего излучения естественного земного или космического происхождения.

Потенциальное воздействие: воздействие, которое не ожидается с уверенностью, вероятность возникновения которого может быть оценена заранее.

Практика: деятельность человека, которая может увеличить облучение людей от искусственного источника или природного источника радиации, при котором естественные радионуклиды обрабатываются ради их радиоактивных, делящихся или воспроизводящих свойств, за исключением случаев аварийного облучения.

Квалифицированные эксперты: Лица, обладающие знаниями и подготовкой, необходимыми для проведения физических, технических или радиохимических испытаний, позволяющих оценить дозы, а также для предоставления рекомендаций в целях обеспечения эффективной защиты людей и правильной эксплуатации защитных средств, способность которых действовать как квалифицированный эксперт признается компетентными органами. На квалифицированного специалиста может быть возложена техническая ответственность за выполнение задач по радиационной защите работников и населения.

Радиоактивное загрязнение: загрязнение любого материала, поверхности или окружающей среды или человека радиоактивными веществами. В конкретном случае человеческого тела это радиоактивное загрязнение включает как внешнее загрязнение кожи, так и внутреннее загрязнение, независимо от пути поступления.

Радиоактивное вещество: любое вещество, содержащее один или несколько радионуклидов, активностью или концентрацией которых нельзя пренебрегать с точки зрения радиационной защиты.

Радиационная аварийная ситуация: ситуация, требующая срочных действий для защиты работников, представителей общественности или населения частично или в целом.

Референтная группа населения: группа, состоящая из лиц, чье воздействие источника достаточно однородно и репрезентативно для лиц в популяции, которые подвергаются более сильному воздействию этого источника.

Отчетность: требование предоставления документа компетентному органу для уведомления о намерении осуществить практику или любое другое действие в рамках настоящей Директивы.

Закрытый источник: источник, конструкция которого предотвращает при нормальных условиях использования любое рассеивание радиоактивных веществ в окружающую среду.

Зиверт: специальное название единицы эквивалентной или эффективной дозы. Один зиверт эквивалентен одному джоулю на килограмм:

1 Зв = 1 Дж кг-1

Источник: аппарат, радиоактивное вещество или установка, способные испускать ионизирующее излучение или радиоактивные вещества.

Зона надзора: территория, подлежащая соответствующему надзору с целью защиты от ионизирующего излучения.

Предприятие: любое физическое или юридическое лицо, которое осуществляет практику или трудовую деятельность, упомянутую в Статье 2 настоящей Директивы, и которое несет юридическую ответственность в соответствии с национальным законодательством за такую практику или трудовую деятельность.

РАЗДЕЛ II ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

Статья 2

1. Настоящая Директива применяется ко всем видам деятельности, которые связаны с риском ионизирующего излучения, исходящего от искусственного источника или природного источника радиации, в случаях, когда естественные радионуклиды подвергаются или подвергались обработке ввиду их радиоактивных, делящихся или воспроизводящих свойств, а именно:

(a) производство, обработка, обращение, использование, хранение, транспортировка, импорт в Сообщество и экспорт из Сообщества, а также захоронение радиоактивных веществ;

(б) работу любого электрооборудования, излучающего ионизирующее излучение и содержащего компоненты, работающие при разности потенциалов более 5 кВ;

2. В соответствии с Разделом VII он также применяется к трудовой деятельности, которая не охвачена параграфом 1, но предполагает наличие естественных источников радиации и приводит к значительному увеличению облучения работников или представителей общественности, что нельзя игнорировать. с точки зрения радиационной защиты.

3. В соответствии с Разделом IX он также применяется к любому вмешательству в случаях радиологических аварийных ситуаций или в случаях длительного облучения в результате последствий радиологической аварийной ситуации или прошлой или старой практики или трудовой деятельности.

4. Настоящая Директива не применяется к воздействию радона в жилых помещениях или к естественному уровню радиации, т.е. к радионуклидам, содержащимся в организме человека, к космическому излучению, преобладающему на уровне земли, или к надземному воздействию радионуклидов, присутствующих в ненарушенной земной коре.

РАЗДЕЛ III ОТЧЕТНОСТЬ И РАЗРЕШЕНИЕ ПРАКТИКИ

Статья 3

Составление отчетов

1. Каждое государство-член должно требовать, чтобы о совершении действий, указанных в статье 2 (1), сообщалось, за исключением случаев, предусмотренных в настоящей статье.

2. Отчетность не требуется в отношении практик, включающих следующее:

(a) радиоактивные вещества, количества которых в целом не превышают значений, подлежащих освобождению от уплаты налогов, указанных в столбце 2 Таблицы А Приложения I, или, в исключительных обстоятельствах в отдельном государстве-члене, другие значения, разрешенные компетентными органами, которые, тем не менее, удовлетворяют основные общие критерии, изложенные в Приложении I; или

(b) радиоактивные вещества, концентрация активности на единицу массы которых не превышает значений, предусмотренных для освобождения от изъятия, указанных в столбце 3 Таблицы А Приложения I, или, в исключительных обстоятельствах в отдельном государстве-члене, другие значения, разрешенные компетентными органами, которые, тем не менее, соответствовать основным общим критериям, изложенным в Приложении I; или

(в) аппараты, содержащие радиоактивные вещества, количества или концентрации которых превышают значения, указанные в подпунктах (а) или (б), при условии, что:

(i) оно относится к типу, одобренному компетентными органами государства-члена; и

(ii) он выполнен в виде закрытого источника; и

(iii) оно не вызывает в нормальных условиях эксплуатации мощность дозы, превышающую 1 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от любой доступной поверхности аппарата; и

(iv) условия утилизации были определены компетентными органами; или

(d) эксплуатации любого электрического оборудования, к которому применяется настоящая Директива, кроме упомянутого в подпункте (e), при условии, что:

(i) оно относится к типу, одобренному компетентными органами государства-члена; и

(ii) оно не вызывает в нормальных условиях эксплуатации мощность дозы, превышающую 1 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м от любой доступной поверхности аппарата; или

(д) работу любой электронно-лучевой трубки, предназначенной для отображения визуальных изображений, или другого электрического устройства, работающего при разности потенциалов, не превышающей 30 кВ, при условии, что эта работа не вызывает в нормальных условиях эксплуатации мощность дозы, превышающую 1 мкЗв ч-1 на расстоянии 0,1 м от любой доступной поверхности аппарата; или

(f) материалы, загрязненные радиоактивными веществами в результате разрешенных выбросов, которые компетентные органы заявили, что не подлежат дальнейшему контролю.

Статья 4

Авторизация

1. За исключением случаев, предусмотренных настоящей статьей, каждое государство-член должно требовать предварительного разрешения на следующие действия:

(a) эксплуатацию и вывод из эксплуатации любой установки ядерного топливного цикла, а также эксплуатацию и закрытие добычи урана;

(b) преднамеренное добавление радиоактивных веществ при производстве и изготовлении лекарственных средств, а также импорт или экспорт таких товаров;

(c) преднамеренное добавление радиоактивных веществ при производстве и изготовлении потребительских товаров, а также импорт или экспорт таких товаров;

(d) преднамеренное введение радиоактивных веществ людям и, если это касается радиационной защиты людей, животным с целью медицинской или ветеринарной диагностики, лечения или исследований;

(д) использование рентгеновских установок или радиоактивных источников для промышленной радиографии или обработки продукции или исследования облучения людей для лечения и использования ускорителей, за исключением электронных микроскопов;

2. Для действий, отличных от перечисленных в параграфе 1, может потребоваться предварительное разрешение.

3. Государства-члены ЕС могут указать, что практика не требует разрешения, если:

(a) в случае практики, описанной в пункте 1 (a), (c) и (e), такая практика освобождается от отчетности; или

(b) в случаях, когда ограниченный риск облучения людей не требует рассмотрения отдельных случаев, практика осуществляется в соответствии с условиями, установленными в национальном законодательстве.

Статья 5

Разрешение и разрешение на утилизацию, переработку или повторное использование

1. Утилизация, переработка или повторное использование радиоактивных веществ или материалов, содержащих радиоактивные вещества, возникающих в результате любой практики, требующей уведомления или разрешения, подлежит предварительному разрешению.

2. Однако утилизация, переработка или повторное использование таких веществ или материалов могут быть освобождены от требований настоящей Директивы при условии, что они соответствуют уровням допуска, установленным национальными компетентными органами. Эти уровни допуска должны соответствовать основным критериям, используемым в Приложении I, и учитывать любые другие технические рекомендации, предоставленные Сообществом.

РАЗДЕЛ IV ОБОСНОВАНИЕ, ОПТИМИЗАЦИЯ И ОГРАНИЧЕНИЕ ДОЗЫ ДЛЯ ПРАКТИКИ

ГЛАВА I ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ

Статья 6

1. Государства-члены ЕС должны обеспечить, чтобы все новые классы или виды практики, приводящие к воздействию ионизирующего излучения, были обоснованы до их первого принятия или первого одобрения с учетом их экономических, социальных или других преимуществ в отношении вреда для здоровья, который они могут причинить.

2. Существующие классы или виды практики могут пересматриваться на предмет обоснованности всякий раз, когда приобретаются новые и важные доказательства их эффективности или последствий.

3. Кроме того, каждое государство-член должно гарантировать, что:

(a) в контексте оптимизации все риски должны поддерживаться на разумно достижимом низком уровне с учетом экономических и социальных факторов;

(b) без ущерба для Статьи 12, сумма доз от всех соответствующих видов деятельности не должна превышать пределы дозы, установленные в настоящем Разделе для облученных рабочих, учеников, студентов и представителей общественности.

4. Принцип, изложенный в параграфе 3 (а), применяется ко всем воздействиям ионизирующего излучения в результате действий, указанных в статье 2 (1). Принцип, изложенный в пункте 3 (b), не применяется ни к одному из следующих рисков:

(a) облучение отдельных лиц в рамках их собственного медицинского диагноза или лечения;

(b) воздействие на лиц, сознательно и добровольно помогающих (кроме своих профессиональных обязанностей) в поддержке и комфорте пациентов, проходящих медицинский диагноз или лечение;

5. Государства-члены не разрешают ни преднамеренное добавление радиоактивных веществ при производстве продуктов питания, игрушек, личных украшений и косметики, ни импорт или экспорт таких товаров.

Статья 7

Ограничения дозы

1. Ограничения дозы следует использовать, где это возможно, в контексте оптимизации радиологической защиты.

2. Руководящие указания, установленные каждым государством-членом ЕС по соответствующим процедурам, которые следует применять к лицам, подвергшимся облучению в соответствии со Статьей 6 (4) (b) и (c), могут включать граничные дозы.

ГЛАВА II ОГРАНИЧЕНИЕ ДОЗ

Статья 8

Возрастной предел для работников, подвергшихся воздействию

С учетом статьи 11 (2) лица в возрасте до 18 лет не могут быть привлечены к какой-либо работе, которая может привести к их облучению.

Статья 9

Пределы дозы для облученных работников

1. Предел эффективной дозы для облученных работников должен составлять 100 миллизивертов («мЗв») за последовательный пятилетний период при условии максимальной эффективной дозы 50 мЗв за любой отдельный год. Государства-члены могут определить годовую сумму.

2. Без ущерба для пункта 1:

(a) предел эквивалентной дозы для хрусталика глаза должен составлять 150 мЗв в год;

(b) предел эквивалентной дозы для кожи должен составлять 500 мЗв в год. Этот предел применяется к дозе, усредненной по любой площади площадью 1 см², независимо от площади облучения;

Статья 10

Особая защита во время беременности и кормления грудью

1. Как только беременная женщина сообщает предприятию в соответствии с национальным законодательством и/или национальной практикой о своем состоянии, защита будущего ребенка должна быть сопоставима с защитой, предоставляемой представителям общественности. Поэтому условия для беременной женщины в контексте ее работы должны быть такими, чтобы эквивалентная доза для будущего ребенка была настолько низкой, насколько это разумно достижимо, и чтобы было маловероятно, что эта доза превысит 1 мЗв в течение, по крайней мере, остаток беременности.

2. Кормящая женщина с момента информирования предприятия о своем состоянии не допускается к использованию на работах, сопряженных со значительным риском радиоактивного заражения организма.

Статья 11

Пределы дозы для учеников и студентов

1. Пределы дозы для учеников в возрасте 18 лет и старше и студентов в возрасте 18 лет и старше, которые в ходе учебы обязаны использовать источники, должны быть такими же, как пределы дозы для облученных работников, установленные в Статье 9.

2. Предел эффективной дозы для учеников в возрасте от 16 до 18 лет и для студентов в возрасте от 16 до 18 лет, которые в ходе учебы обязаны использовать источники, составляет 6 мЗв в год.

Без ущерба для этого предела дозы:

(a) предел эквивалентной дозы для хрусталика глаза должен составлять 50 мЗв в год;

(b) предел эквивалентной дозы для кожи должен составлять 150 мЗв в год. Этот предел применяется к дозе, усредненной по любой площади площадью 1 см², независимо от площади облучения;

3. Пределы дозы для учеников и студентов, на которых не распространяются положения пунктов 1 и 2, должны быть такими же, как пределы дозы для представителей общественности, указанные в Статье 13.

Статья 12

Специально разрешенные воздействия

1. В исключительных обстоятельствах, исключая радиологические аварийные ситуации и оцениваемые в каждом конкретном случае, компетентные органы могут, если этого требует какая-то конкретная операция, разрешить индивидуальное профессиональное облучение некоторых выявленных работников, превышающее пределы дозы, установленные в Статье 9, при условии, что такое облучение ограничено во времени, ограничено определенными рабочими зонами и в пределах максимальных уровней воздействия, определенных для конкретного случая компетентными органами. Должны быть приняты во внимание следующие условия:

(a) только работники категории А, определенные в Статье 21, могут подвергаться специально разрешенному облучению;

(b) ученики, студенты, беременные женщины и кормящие женщины, которые могут быть заражены физически, должны быть исключены из такого воздействия;

(c) предприятие должно заранее тщательно обосновать такое облучение и тщательно обсудить его с добровольными работниками, их представителями, утвержденным практикующим врачом, утвержденными службами гигиены труда или квалифицированным экспертом;

(d) информация о связанных с этим рисках и мерах предосторожности, которые необходимо принять во время операции, должна быть заранее предоставлена соответствующим работникам;

(e) все дозы, относящиеся к такому облучению, должны быть отдельно зарегистрированы в медицинской карте, указанной в Статье 34, и индивидуальной записи, упомянутой в Статье 28.

2. Превышение пределов дозы в результате специально разрешенного облучения не обязательно является основанием для отстранения работодателя от его обычной работы или перемещения работника без согласия работника.

Статья 13

Пределы дозы для представителей общественности

1. Без ущерба для статьи 14 пределы дозы для представителей общественности должны соответствовать указанным в параграфах 2 и 3.

2. Предел эффективной дозы составляет 1 мЗв в год. Однако в особых обстоятельствах может быть разрешена более высокая эффективная доза в течение одного года при условии, что среднее значение за пять последовательных лет не превышает 1 мЗв в год.

3. Без ущерба для пункта 2:

(a) предел эквивалентной дозы для хрусталика глаза должен составлять 15 мЗв в год;

(b) предел эквивалентной дозы для кожи должен составлять 50 мЗв в год, усредненный по любому участку кожи площадью 1 см², независимо от площади облучения.

Статья 14

Облучение населения в целом

Каждое государство-член ЕС должно предпринять разумные шаги для обеспечения того, чтобы вклад в облучение населения в целом от практики оставался настолько низким, насколько это разумно достижимо, с учетом экономических и социальных факторов.

Общая сумма всех таких взносов подлежит регулярной оценке.

РАЗДЕЛ V ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ

Статья 15

Для оценки эффективных и эквивалентных доз используются значения и соотношения, указанные в настоящем разделе. Компетентные органы могут разрешить использование эквивалентных методов.

Статья 16

Без ущерба для положений статьи 15:

(a) Для внешнего облучения значения и соотношения, приведенные в Приложении II, должны использоваться для оценки соответствующих эффективных и эквивалентных доз;

(b) Для внутреннего облучения от радионуклида или смеси радионуклидов для оценки эффективных доз могут использоваться значения и зависимости, приведенные в Приложениях II и III.

РАЗДЕЛ VI ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ, РЕГУЛИРУЮЩИЕ ОПЕРАТИВНУЮ ЗАЩИТУ РАБОТНИКОВ, УЧЕНИКОВ И СТУДЕНТОВ, ПРОХОДЯЩИХ НА ПРАКТИКУ.

Статья 17

Эксплуатационная защита работников, подвергающихся воздействию, должна основываться, в частности, на следующих принципах:

(a) предварительная оценка для определения характера и величины радиологического риска для облученных работников и реализация оптимизации радиационной защиты во всех условиях труда;

(b) классификация рабочих мест по различным зонам, где это необходимо, на основе оценки ожидаемых годовых доз, а также вероятности и величины потенциального облучения;

(в) классификация работников на различные категории;

(d) осуществление мер контроля и мониторинга, касающихся различных областей и условий труда, включая, при необходимости, индивидуальный мониторинг;

(д) медицинское наблюдение.

ГЛАВА I МЕРЫ ПО ОГРАНИЧЕНИЮ ВОЗДЕЙСТВИЯ

Раздел 1 Классификация и разграничение территорий

Статья 18

Обустройство на рабочих местах

1. В целях радиационной защиты должны быть организованы мероприятия на всех рабочих местах, где существует возможность воздействия ионизирующего излучения свыше 1 мЗв в год по эквивалентной дозе, равной 10 пределам дозы для хрусталика глаз. , кожа и конечности, указанные в Статье 9 (2). Такие меры должны соответствовать характеру установок и источников, а также величине и характеру рисков. Объем мер предосторожности и контроля, а также их тип и качество должны соответствовать рискам, связанным с работой, связанной с воздействием ионизирующего излучения.

2. Следует различать контролируемые и контролируемые зоны.

3. Компетентные органы должны разработать руководство по классификации контролируемых и контролируемых зон, соответствующее конкретным обстоятельствам.

4. Предприятие обязано контролировать условия труда в контролируемых и контролируемых зонах.

Статья 19

Требования к контролируемым зонам

1. Минимальные требования к контролируемой зоне следующие:

(a) контролируемая зона должна быть разграничена, и доступ к ней должен быть ограничен лицами, получившими соответствующие инструкции, и контроль должен осуществляться в соответствии с письменными процедурами, предусмотренными предприятием. В тех случаях, когда существует значительный риск распространения радиоактивного загрязнения, должны быть приняты специальные меры, включая доступ и выход людей и товаров;

(b) с учетом характера и масштабов радиологических рисков в контролируемой зоне должен быть организован радиационный надзор за рабочей средой в соответствии с положениями статьи 24;

(d) должны быть изложены рабочие инструкции, соответствующие радиологическому риску, связанному с источниками и выполняемыми операциями.

2. Выполнение этих обязанностей будет осуществляться под ответственность предприятия после консультаций с утвержденными службами гигиены труда или квалифицированными экспертами.

Статья 20

Требования к поднадзорным территориям

1. К поднадзорной зоне предъявляются следующие требования:

(a) как минимум, с учетом характера и степени радиологических рисков в зоне надзора, радиологический надзор за рабочей средой должен быть организован в соответствии с положениями статьи 24;

(b) при необходимости должны быть выставлены знаки, указывающие тип зоны, характер источников и связанные с ними риски;

(c) если необходимо, должны быть изложены рабочие инструкции, соответствующие радиологическому риску, связанному с источниками и соответствующими операциями.

2. Выполнение этих обязанностей будет осуществляться под ответственность предприятия после консультаций с квалифицированными экспертами или утвержденными службами гигиены труда.

Раздел 2. Классификация облученных рабочих, учеников и студентов

Статья 21

Категоризация подвергшихся воздействию работников

В целях мониторинга и надзора следует различать две категории облученных работников:

(a) категория А: работники, подвергшиеся облучению, которые могут получить эффективную дозу более 6 мЗв в год или эквивалентную дозу более >NUM>3

>ТО>10

пределов дозы для хрусталика глаза, кожи и конечностей, установленных в Статье 9 (2);

(b) категория B: работники, подвергшиеся воздействию, которые не отнесены к работникам категории A, подвергшимся воздействию.

Статья 22

Информация и обучение

1. Государства-члены ЕС должны требовать от предприятия информировать подвергшихся воздействию работников, учеников и студентов, которые в ходе учебы обязаны использовать источники, о:

(a) риски для здоровья, связанные с их работой:

- общие процедуры радиационной защиты и меры предосторожности, которые необходимо принять, и, в частности, те, которые связаны с эксплуатацией и условиями труда как в отношении практики в целом, так и каждого типа рабочего места или работы, на которую они могут быть назначены,

- важность соблюдения технических, медицинских и административных требований;

(b) в случае женщин - необходимость раннего объявления беременности ввиду рисков облучения будущего ребенка и риска заражения грудного ребенка в случае радиоактивного загрязнения тела.

2. Государства-члены должны требовать от предприятия организации соответствующего обучения в области радиационной защиты для облученных работников, учеников и студентов.

Раздел 3 Оценка и реализация мер по радиологической защите облученных работников

Статья 23

1. Предприятие несет ответственность за оценку и реализацию мер по радиологической защите облученных работников.

2. Государства-члены ЕС должны требовать, чтобы предприятие консультировалось с квалифицированными экспертами или утвержденными службами гигиены труда по вопросам проверки и испытаний защитных устройств и средств измерения, включающих, в частности:

(a) предварительное критическое рассмотрение планов установок с точки зрения радиационной защиты;

(b) принятие на вооружение новых или модифицированных источников с точки зрения радиационной защиты;

(в) регулярная проверка эффективности защитных устройств и методов;

(г) регулярная калибровка средств измерений и регулярная проверка их исправности и правильного использования.

ГЛАВА II ОЦЕНКА ВОЗДЕЙСТВИЯ

Раздел 1 Мониторинг рабочего места

Статья 24

1. Радиологический надзор за рабочей средой, упомянутый в статьях 19 (1) (b) и 20 (1) (a), должен включать, где это применимо:

(a) измерение мощности внешней дозы с указанием характера и качества рассматриваемого излучения;

б) измерение концентрации активности в воздухе и поверхностной плотности загрязняющих радиоактивных веществ с указанием их природы и физического и химического состояния.

2. Результаты этих измерений регистрируются и при необходимости используются для оценки индивидуальных доз, как это предусмотрено в статье 25.

Раздел 2 Индивидуальный мониторинг

Статья 25

Мониторинг - Общие

1. Индивидуальный контроль должен быть систематическим за облученными работниками категории А. Этот мониторинг должен основываться на индивидуальных измерениях, проводимых утвержденной дозиметрической службой. В тех случаях, когда работники категории А могут подвергнуться значительному внутреннему загрязнению, должна быть создана адекватная система мониторинга; компетентные органы могут предоставить общие рекомендации по выявлению таких работников.

2. Мониторинг работников категории B должен быть, по крайней мере, достаточным для демонстрации того, что такие работники правильно отнесены к категории B. Государства-члены ЕС могут требовать индивидуального мониторинга и, при необходимости, индивидуальных измерений, проводимых утвержденной дозиметрической службой, для работников категории B.

3. В случаях, когда индивидуальные измерения невозможны или неадекватны, индивидуальный мониторинг должен основываться на оценке, полученной либо на основе индивидуальных измерений, проведенных на других облученных работниках, либо на результатах наблюдения за рабочим местом, предусмотренного статьей 24.

Раздел 3 Мониторинг при случайном или аварийном облучении

Статья 26

В случае случайного облучения должны быть оценены соответствующие дозы и их распределение в организме.

Статья 27

В случае аварийного облучения индивидуальный мониторинг или оценка индивидуальных доз должны проводиться в зависимости от обстоятельств.

Раздел 4. Регистрация и отчетность о результатах

Статья 28

1. На каждого облученного работника категории А ведется протокол, содержащий результаты индивидуального контроля.

2. Для целей пункта 1 следующее должно сохраняться в течение трудовой жизни, связанной с воздействием ионизирующего излучения на работников, подвергшихся воздействию ионизирующего излучения, и впоследствии до тех пор, пока лицо не достигнет или не достигнет возраста 75 лет, но в любом случае не менее 30 лет. лет со дня прекращения работ, связанных с облучением:

(a) запись об измеренном или оцененном, в зависимости от обстоятельств, облучении отдельными дозами в соответствии со Статьями 12, 25, 26 и 27;

(b) в случае облучения, упомянутого в Статьях 26 и 27, отчеты, касающиеся обстоятельств и предпринятых действий;

3. Облучение, упомянутое в Статьях 12, 26 и 27, должно регистрироваться отдельно в протоколе дозы, указанном в параграфе 1.

Статья 29

1. Результатами индивидуального мониторинга, предусмотренного статьями 25, 26 и 27, являются:

(a) предоставлены компетентным органам и предприятию;

(b) предоставлено соответствующему работнику в соответствии со Статьей 38 (2);

(c) переданы утвержденному практикующему врачу или утвержденным службам гигиены труда для интерпретации их последствий для здоровья человека, как это предусмотрено в Статье 31.

2. Государства-члены ЕС должны определить порядок передачи результатов индивидуального мониторинга.

3. В случае случайного или аварийного облучения результаты индивидуального контроля должны быть представлены незамедлительно.

ГЛАВА III МЕДИЦИНСКИЙ НАБЛЮДЕНИЕ ЗА ОБЛУЧЕННЫМИ РАБОТНИКАМИ

Статья 30

Медицинский надзор за работниками, подвергшимися воздействию, должен основываться на принципах, которые в целом регулируют медицину труда.

Раздел 1 Медицинский надзор за работниками категории А

Статья 31

Медицинское наблюдение

1. Независимо от общей ответственности предприятия, медицинское наблюдение за работниками категории А должно осуществляться уполномоченными практикующими врачами или утвержденными службами гигиены труда.

Медицинский надзор должен позволять устанавливать состояние здоровья поднадзорных работников с точки зрения их пригодности к возложенным на них задачам. С этой целью утвержденный практикующий врач или утвержденная служба гигиены труда должны иметь доступ к любой необходимой им информации, включая условия окружающей среды, существующие в рабочих помещениях.

2. Медицинское наблюдение включает:

(а) медицинское обследование перед приемом на работу или отнесением работника к категории А.

Целью такого тщательного обследования является определение пригодности работника к должности работника категории А, на которую он рассматривается;

(б) периодические обзоры состояния здоровья.

Состояние здоровья каждого работника категории А проверяется не реже одного раза в год с целью определения его годности к выполнению своих обязанностей. Характер этих осмотров, которые могут проводиться столько раз, сколько уполномоченный практикующий врач сочтет необходимым, зависит от вида работы и состояния здоровья отдельного работника.

3. Утвержденный практикующий врач или утвержденная служба гигиены труда могут указать на необходимость продолжения медицинского наблюдения после прекращения работы до тех пор, пока они считают это необходимым для охраны здоровья соответствующего лица.

Статья 32

Медицинская классификация

По годности к работе работника категории А принимается следующая медицинская классификация:

а) подходит;

(b) подходят при соблюдении определенных условий;

в) непригоден.

Статья 33

Ни один работник не может быть принят на работу или отнесен на какой-либо период к определенной должности к категории А, если по медицинским заключениям он признан непригодным для этой конкретной должности.

Статья 34

Медицинские записи

1. На каждого работника категории А заводится медицинская книжка и ведется ее актуальность до тех пор, пока он остается работником этой категории. В дальнейшем оно сохраняется до тех пор, пока лицо не достигнет или не достигнет возраста 75 лет, но в любом случае не менее 30 лет с момента прекращения работы, связанной с воздействием ионизирующего излучения.

2. Медицинская карта должна включать информацию о характере работы, результатах медицинских осмотров перед приемом на работу или отнесением работника к категории А, периодических осмотрах здоровья и регистрации доз, требуемых статьей 28.

Раздел 2. Специальный надзор за облученными работниками

Статья 35

1. Специальный медицинский надзор обеспечивается в каждом случае превышения одного из пределов дозы, установленных статьей 9.

2. Последующие условия воздействия должны быть согласованы с утвержденным практикующим врачом или утвержденной службой гигиены труда.

Статья 36

В дополнение к медицинскому наблюдению за облученными работниками, предусмотренному в Статьях 30 и 31, должны быть предусмотрены любые дальнейшие действия в отношении защиты здоровья подвергшегося облучению лица, которые уполномоченный практикующий врач или утвержденные службы гигиены труда сочтут необходимыми, например, дальнейшее осмотры, меры по обеззараживанию или срочное лечебное лечение.

Раздел 3. Апелляции

Статья 37

Каждое государство-член должно установить процедуру обжалования выводов и решений, принятых в соответствии со статьями 32, 33 и 35.

ГЛАВА IV ЗАДАЧИ ГОСУДАРСТВ-ЧЛЕНОВ В ОТНОШЕНИИ ЗАЩИТЫ РАБОТНИКОВ, подвергшихся облучению

Статья 38

1. Каждое государство-член должно создать систему или системы инспекций для обеспечения соблюдения положений, введенных в соответствии с настоящей Директивой, и инициировать меры наблюдения и вмешательства, где это необходимо.

2. Каждое государство-член должно требовать, чтобы работники имели доступ по их запросу к результатам их индивидуального мониторинга, включая результаты измерений, которые могли быть использованы при их оценке, или к оценкам их доз, сделанных в результате измерений на рабочем месте. .

3. Каждое государство-член должно принять необходимые меры для признания, в зависимости от обстоятельств, способности:

- утвержденные практикующие врачи,

- утвержденные службы гигиены труда,

- утвержденные дозиметрические службы,

- квалифицированные специалисты.

С этой целью каждое государство-член должно обеспечить организацию подготовки таких специалистов.

4. Каждое государство-член должно требовать, чтобы средства, необходимые для надлежащей радиационной защиты, были предоставлены в распоряжение ответственных подразделений. Для установок, которые компетентные органы считают необходимыми, требуется специализированное подразделение радиационной защиты, отличное от производственных и эксплуатационных подразделений в случае внутреннего подразделения, уполномоченное выполнять задачи радиационной защиты и предоставлять конкретные консультации. Этот блок может использоваться несколькими установками.

5. Каждое государство-член должно способствовать обмену между компетентными органами, или утвержденными практикующими врачами, или утвержденными службами гигиены труда, или квалифицированными экспертами, или утвержденными дозиметрическими службами в Европейском Сообществе всей соответствующей информацией о дозах, ранее полученных работником с целью проводить медицинский осмотр перед приемом на работу или отнесением работника к категории А в соответствии со статьей 31 и контролировать дальнейшее облучение работников.

ГЛАВА V ОПЕРАТИВНАЯ ЗАЩИТА УЧЕНИКОВ И СТУДЕНТОВ

Статья 39

1. Условия облучения и эксплуатационная защита учеников и студентов в возрасте 18 лет и старше, упомянутые в Статье 11 (1), должны быть эквивалентны условиям облучения работников категории А или В в зависимости от обстоятельств.

2. Условия облучения и эксплуатационная защита учеников и студентов в возрасте от 16 до 18 лет, упомянутые в статье 11 (2), должны быть эквивалентны условиям облучения работников категории B.

РАЗДЕЛ VII ЗНАЧИТЕЛЬНОЕ УВЕЛИЧЕНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ ПРИРОДНЫХ ИСТОЧНИКОВ РАДИАЦИИ

Статья 40

Приложение

1. Настоящий раздел применяется к трудовой деятельности, не охваченной статьей 2 (1), в рамках которой наличие естественных источников радиации приводит к значительному увеличению облучения работников или представителей общественности, что нельзя игнорировать с точки зрения радиационной защиты. зрения.

2. Каждое государство-член должно обеспечить выявление посредством обследований или любых других соответствующих средств трудовой деятельности, которая может вызывать обеспокоенность. К ним относятся, в частности:

(a) трудовая деятельность, при которой работники и, при необходимости, представители общественности подвергаются воздействию торонового или радонового излучения, гамма-излучения или любого другого облучения на рабочих местах, таких как курорты, пещеры, шахты, подземные и надземные рабочие места в определенных зонах;

(b) трудовая деятельность, включающая операции с материалами и их хранением, обычно не считающимися радиоактивными, но содержащими радионуклиды природного происхождения, вызывающую значительное увеличение облучения работников и, при необходимости, представителей населения;

(c) трудовая деятельность, которая приводит к образованию остатков, обычно не считающихся радиоактивными, но содержащих радионуклиды природного происхождения, что приводит к значительному увеличению облучения населения и, при необходимости, работников;

(г) эксплуатация воздушного судна.

3. Статьи 41 и 42 применяются в той степени, в которой государства-члены заявили, что воздействие естественных источников радиации в результате трудовой деятельности, определенной в соответствии с пунктом 2 настоящей статьи, требует внимания и подлежит контролю.

Статья 41

Защита от воздействия наземных природных источников радиации

Для каждой трудовой деятельности, объявленной ими вызывающей беспокойство, государства-члены должны требовать создания соответствующих средств для мониторинга воздействия и, при необходимости:

(a) реализация корректирующих мер по снижению воздействия в соответствии со всем или частью Раздела IX;

(b) применение мер радиационной защиты в соответствии со всеми или частью Разделов III, IV, V, VI и VIII.

Статья 42

Защита летного экипажа

Каждое государство-член должно принять меры для того, чтобы предприятия, эксплуатирующие воздушные суда, учитывали воздействие космического излучения на летный экипаж, который может подвергнуться облучению более 1 мЗв в год. Предприятия должны принять соответствующие меры, в частности:

- оценить облучение соответствующего экипажа,

- учитывать оцененное облучение при организации графиков работы с целью снижения доз сильнооблученного экипажа,

- информировать соответствующих работников о рисках для здоровья, связанных с их работой,

- применить статью 10 к летному экипажу женского пола.

РАЗДЕЛ VIII ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ В НОРМАЛЬНЫХ ОБСТОЯТЕЛЬСТВАХ

Статья 43

Основные принципы

Каждое государство-член должно создать условия, необходимые для обеспечения наилучшей защиты населения на основе принципов, изложенных в Статье 6, и применения фундаментальных принципов, регулирующих оперативную защиту населения.

Статья 44

Условия разрешения видов деятельности, связанных с риском ионизирующего излучения для населения

Оперативная защита населения в обычных обстоятельствах от действий, требующих предварительного разрешения, означает все мероприятия и обследования для обнаружения и устранения факторов, которые в ходе любой операции, связанной с воздействием ионизирующего излучения, могут создать риск облучения населения. что нельзя игнорировать с точки зрения радиационной защиты. Такая защита должна включать в себя следующие задачи:

(a) рассмотрение и утверждение планов установок, связанных с риском облучения, и предлагаемого размещения таких установок на соответствующей территории с точки зрения радиационной защиты;

(b) прием в эксплуатацию таких новых установок при условии обеспечения адекватной защиты от любого облучения или радиоактивного загрязнения, которое может выйти за пределы периметра, принимая во внимание, если применимо, демографические, метеорологические, геологические, гидрологические и экологические условия;

(в) рассмотрение и утверждение планов сброса радиоактивных стоков.

Эти задачи должны выполняться в соответствии с правилами, установленными компетентными органами с учетом степени риска воздействия.

Статья 45

Оценки доз для населения

Компетентные органы:

(a) обеспечить, чтобы оценки доз в результате практики, упомянутой в Статье 44, были максимально реалистичными для населения в целом и для референтных групп населения во всех местах, где такие группы могут встречаться;

(б) принять решение о периодичности оценок и принять все необходимые меры для выявления референтных групп населения с учетом эффективных путей передачи радиоактивных веществ;

- оценку доз внешнего облучения с указанием, при необходимости, качества рассматриваемого излучения,

- оценку поступления радионуклидов с указанием природы радионуклидов и, при необходимости, их физического и химического состояния, а также определение активности и концентрации этих радионуклидов,

- оценка доз, которые могут получить референтные группы населения, и уточнение характеристик этих групп.

(г) требовать ведения учета измерений внешнего облучения, оценок поступления радионуклидов и радиоактивного загрязнения, а также результатов оценки доз, полученных референтными группами и населением.

Статья 46

Инспекция

Что касается защиты здоровья населения, каждое государство-член должно создать систему инспекций для обеспечения соблюдения положений, введенных в соответствии с настоящей Директивой, и инициировать надзор в области радиационной защиты.

Статья 47

Обязанности предприятий

1. Каждое государство-член должно требовать от предприятия, ответственного за практику, указанную в статье 2, проводить ее в соответствии с принципами защиты здоровья населения в области радиационной защиты и, в частности, выполнять следующие задачи на своих объектах: :

(а) достижение и поддержание оптимального уровня защиты окружающей среды и населения;

(б) проверка эффективности технических средств защиты окружающей среды и населения;

(c) принятие в эксплуатацию, с точки зрения надзора за радиационной защитой, оборудования и процедур измерения и оценки, при необходимости, облучения и радиоактивного загрязнения окружающей среды и населения;

2. Квалифицированные эксперты и, при необходимости, специализированное подразделение радиационной защиты, указанное в Статье 38 (4), должны участвовать в выполнении этих обязанностей.

РАЗДЕЛ IX. ВМЕШАТЕЛЬСТВО

Статья 48

Приложение

1. Настоящий раздел применяется к вмешательству в случае радиологических аварийных ситуаций или в случаях длительного облучения, возникшего в результате последствий радиологической аварийной ситуации или прошлой или старой практики или трудовой деятельности.

2. Осуществление и масштабы любого вмешательства должны рассматриваться в соответствии со следующими принципами:

- вмешательство должно предприниматься только в том случае, если снижение ущерба от радиации достаточно, чтобы оправдать вред и затраты, включая социальные издержки, от вмешательства,

- форма, масштаб и продолжительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы польза от снижения вреда для здоровья за вычетом вреда, связанного с вмешательством, была максимальной,

- пределы дозы, указанные в Статьях 9 и 13, не применяются к вмешательству; однако уровни вмешательства, установленные в соответствии со статьей 50 (2), представляют собой показатели ситуаций, в которых вмешательство целесообразно; более того, в случаях долговременного облучения, предусмотренного Статьей 53, пределы дозы, установленные в Статье 9, обычно должны быть подходящими для работников, участвующих в вмешательствах.

Раздел 1. Вмешательство в случае радиационной аварийной ситуации

Статья 49

Потенциальные риски

Государства-члены ЕС должны, при необходимости, требовать:

- чтобы была рассмотрена возможность возникновения радиологических аварийных ситуаций в результате действий, подпадающих под действие системы отчетности или разрешения, изложенной в Разделе III,

- оценить пространственное и временное распределение радиоактивных веществ, рассеянных в случае возможной радиационной аварийной ситуации,

- оценить соответствующие потенциальные риски.

Статья 50

Подготовка к вмешательству

1. Каждое государство-член должно обеспечить учет того факта, что радиационные аварийные ситуации могут возникнуть в связи с деятельностью на его территории или за ее пределами и повлиять на нее.

2. Каждое государство-член ЕС должно обеспечить, чтобы соответствующие планы вмешательства, принимая во внимание общие принципы радиационной защиты для вмешательства, указанные в Статье 48 (2), и соответствующие уровни вмешательства, установленные компетентными органами, были составлены на национальном или местном уровне. уровне, в том числе внутри установок, для борьбы с различными типами радиационных аварийных ситуаций и чтобы такие планы проверялись в соответствующей степени через регулярные промежутки времени.

3. Каждое государство-член должно обеспечить, где это необходимо, положение о создании и соответствующей подготовке специальных групп для технического, медицинского и санитарного вмешательства.

4. Каждое государство-член должно стремиться сотрудничать с другими государствами-членами или государствами, не являющимися членами ЕС, в отношении возможных радиологических аварийных ситуаций на объектах на его собственной территории, которые могут затронуть другие государства-члены или государства, не являющиеся членами ЕС, чтобы облегчить организацию радиологических защиты в этих государствах.

Статья 51

Осуществление вмешательства

1. Каждое государство-член должно предусмотреть немедленное уведомление своих компетентных органов предприятием, ответственным за соответствующие действия, о любой радиационной аварийной ситуации, происходящей на его территории, и должно требовать всех соответствующих действий для уменьшения последствий.

2. Каждое государство-член должно обеспечить, чтобы в случае радиологической аварийной ситуации на его собственной территории предприятие, ответственное за соответствующие действия, провело первоначальную предварительную оценку обстоятельств и последствий аварийной ситуации и оказало помощь в вмешательстве.

3. Каждое государство-член ЕС должно гарантировать, что, если того требует ситуация, предусмотрено вмешательство, связанное с:

- источник, предназначенный для уменьшения или прекращения прямого излучения и выброса радионуклидов,

- окружающей среды, чтобы уменьшить передачу радиоактивных веществ отдельным лицам,

- отдельных лиц, для снижения воздействия и организации лечения пострадавших.

4. В случае радиационной аварийной ситуации на своей территории или за ее пределами каждое государство-член должно потребовать:

(a) организация соответствующего вмешательства с учетом реальных характеристик чрезвычайной ситуации;

(b) оценку и регистрацию последствий радиационной аварийной ситуации и эффективности вмешательства.

5. Каждое государство-член должно в случае радиологической аварийной ситуации, возникшей на установке на его территории или способной иметь радиологические последствия на его территории, установить отношения для обеспечения сотрудничества с любым другим государством-членом или государством, не являющимся членом ЕС, которое может быть вовлеченный.

Статья 52

Аварийное профессиональное облучение

1. Каждое государство-член должно предусмотреть положения для ситуаций, когда рабочие или персонал, участвующий в различных видах вмешательства, могут подвергнуться аварийному облучению, приводящему к дозам, превышающим пределы доз для облученных работников. С этой целью каждое государство-член должно установить уровни воздействия с учетом технических обязательств и рисков для здоровья. Эти уровни должны быть оперативными руководствами. Воздействие выше этих особых уровней может быть допущено в исключительных случаях для спасения человеческих жизней и только для добровольцев, которые проинформированы о рисках, связанных с их вмешательством.

2. Каждое государство-член должно требовать радиологического контроля и медицинского наблюдения за специальными бригадами экстренного реагирования.

Раздел II. Вмешательство в случаях длительного воздействия.

Статья 53

Если государства-члены выявили ситуацию, ведущую к длительному облучению в результате последствий радиологической аварийной ситуации или прошлой практики, они должны, при необходимости и в пределах соответствующего риска облучения, обеспечить, чтобы:

а) соответствующая территория демаркирована;

(b) приняты меры для мониторинга воздействия;

(d) доступ к земле или зданиям, расположенным на демаркированной территории, или их использование регулируется.

РАЗДЕЛ X ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Статья 54

1. Настоящая Директива устанавливает основные стандарты безопасности для защиты здоровья работников и населения в целом от опасностей, возникающих из-за ионизирующего излучения, с целью их единообразного выполнения государствами-членами. Если государство-член должно принять более строгие пределы дозы, чем те, которые установлены в настоящей Директиве, оно должно проинформировать Комиссию и государства-члены.

Статья 55

Выполнение

1. Государства-члены должны ввести в действие законы, правила и административные положения, необходимые для соблюдения настоящей Директивы, до 13 мая 2000 г. Они должны немедленно проинформировать об этом Комиссию.

Когда государства-члены ЕС принимают эти положения, они должны содержать ссылку на настоящую Директиву или сопровождаться такой ссылкой в случае их официальной публикации. Методы такой ссылки устанавливаются государствами-членами.

2. Государства-члены должны сообщить Комиссии текст основных законов, правил или административных положений, которые они принимают в области, регулируемой настоящей Директивой.

Статья 56

Отмены

Директивы от 2 февраля 1959 г., Директива от 5 марта 1962 г., Директивы 66/45/Евратом, 76/579/Евратом, 79/343/Евратом, 80/836/Евратом и 84/467/Евратом должны быть отменены со дня вступления в силу 13 мая 2000 г.

Статья 57

Данная Директива адресована государствам-членам.

Совершено в Брюсселе 13 мая 1996 года.

Для Совета

Президент

С. АНЬЕЛЛИ

(1) Официальный журнал № C 128, 9.5.1994, с. 209.

(2) Официальный журнал № C 108, 19.4.1993, с. 48.

(3) ОЖ № 11, 20.02.1959, с. 221/59.

(4) ОЖ № 57, 6.7.1962, с. 1633/62.

(5) ОЖ № 216, 26.11.1966, с. 3693/66.

(6) ОЖ № L 187, 12.07.1976, с. 1.

(7) ОЖ № L 83, 3.4.1979, с. 18.

(8) ОЖ № L 246, 17.9.1980, с. 1.

(9) ОЖ № L 265, 5.10.1984, с. 4.

(10) ОЖ № L 265, 5.10.1984, с. 1.

(11) ОЖ № L 371, 30.12.1987, с. 76.

(12) ОЖ № L 371, 30.12.1987, с. 11. Регламент с поправками, внесенными Регламентом (Евратом) № 2218/89 (ОЖ № L 211 от 22 июля 1989 г., стр. 19).

(13) ОЖ № L 357, 7.12.1989, с. 31.

(14) ОЖ № L 349, 13.12.1990, с. 21. Директива с поправками, внесенными Актом о присоединении 1994 года.

(15) ОЖ № L 35, 12.02.1992, с. 24.

(16) ОЖ № L 148, 19.6.1993, с. 1.

ПРИЛОЖЕНИЕ I

КРИТЕРИИ, КОТОРЫЕ СЛЕДУЕТ УЧИТЫВАТЬ ДЛЯ ПРИМЕНЕНИЯ СТАТЬИ 3

1. Практика может быть освобождена от требования сообщать без дальнейшего рассмотрения в соответствии со статьей 3 (2) (a) или (b) соответственно, если либо количество, либо концентрация активности, в зависимости от обстоятельств, соответствующих радионуклидов не соответствует не превышать значений, указанных в столбце 2 или 3 таблицы А.

2. Основными критериями расчета значений в Таблице А для применения исключений для практики являются следующие:

(a) радиологические риски для отдельных лиц, вызванные освобожденной от практики деятельностью, достаточно низки, чтобы не вызывать проблем со стороны регулирующих органов; и

(b) коллективное радиологическое воздействие исключенной практики достаточно низкое, чтобы не вызывать регулирующих опасений в сложившихся обстоятельствах; и

(c) практика, на которую распространяется освобождение, по своей сути не имеет радиологического значения и не имеет заметной вероятности развития сценариев, которые могли бы привести к несоответствию критериям, указанным в (a) и (b).

3. В исключительных случаях, как это предусмотрено в Статье 3, отдельные государства-члены могут решить, что практика может быть исключена, где это необходимо, без дальнейшего рассмотрения, в соответствии с основными критериями, даже если соответствующие радионуклиды отклоняются от значений, указанных в Таблице А, при условии, что Следующие критерии соблюдаются во всех возможных обстоятельствах:

(a) эффективная доза, которую, как ожидается, получит любой представитель населения в результате освобожденной от ответственности практики, составляет порядка 10 мкЗв или менее в год;

(b) либо коллективная эффективная доза, ожидаемая в течение одного года осуществления практики, составляет не более примерно 1 человека × Зв, либо оценка оптимизации защиты показывает, что освобождение от ответственности является оптимальным вариантом.

4. Для радионуклидов, не перечисленных в Таблице А, компетентный орган должен при необходимости установить соответствующие значения количества и концентрации активности на единицу массы. Присвоенные таким образом значения должны дополнять значения, указанные в таблице А.

5. Значения, указанные в Таблице А, применяются к общему количеству радиоактивных веществ, находящихся в распоряжении человека или предприятия в рамках конкретной практики в любой момент времени.

6. Нуклиды, имеющие суффикс «+» или «sec» в Таблице А, представляют собой материнские нуклиды, находящиеся в равновесии с соответствующими дочерними нуклидами, как указано в Таблице Б. В этом случае значения, приведенные в Таблице А, относятся только к родительскому нуклиду, но уже принять во внимание наличие дочерних нуклидов.

7. Во всех других случаях смесей более чем одного нуклида требование отчетности может быть отменено, если сумма отношений для каждого нуклида общего присутствующего количества, разделенная на значение, указанное в Таблице А, меньше или равна 1. Это правило суммирования также применяется к концентрациям активности, когда различные рассматриваемые нуклиды содержатся в одной и той же матрице.

>ТАБЛИЦА>

ПРИЛОЖЕНИЕ II

А. Определения терминов, используемых в настоящем Приложении

Эквивалент амбиентной дозы H* (d): эквивалент дозы в точке радиационного поля, который будет создан соответствующим расширенным и выровненным полем в сфере ICRU на глубине d на радиусе, противоположном направлению выровненного поля. . Специальное название единицы амбиентного эквивалента дозы — зиверт (Зв).

Направленный эквивалент дозы H' (d, Z): эквивалент дозы в точке поля излучения, который будет создан соответствующим расширенным полем в сфере ICRU на глубине d на радиусе в заданном направлении Z. Специальное название единицы направленного эквивалента дозы — зиверт (Зв).

Расширенное и ориентированное поле: поле излучения, в котором флюенс, его направление и распределение энергии такие же, как и в расширенном поле, но флюенс однонаправленный.

Расширенное поле: поле, полученное на основе фактического поля, в котором флюенс, его распределения по направлению и энергии имеют те же значения по всему интересующему объему, что и в реальном поле в контрольной точке.

Флюенс, Ö: частное dN к da, где dN — количество частиц, попадающих в сферу с площадью поперечного сечения da:

Ö = >ЧИСЛО>dN

>ДЕН>да

Средняя добротность >НАЧАЛО ГРАФИКИ>

>КОНЕЦ ГРАФИКИ>

: среднее значение коэффициента качества в точке ткани, куда поглощенная доза доставляется частицами с разными значениями L. Он рассчитывается по выражению:

>НАЧАЛО ГРАФИКИ>

>КОНЕЦ ГРАФИКИ>

= >ЧИСЛО>1/

>ДЕН"СТАРТ ГРАФИКИ>

>КОНЕЦ ГРАФИКИ>

0∫∞ К(Л)Д(Л)дЛ

где D(L)dL – поглощенная доза на расстоянии 10 мм между линейной передачей энергии L и L + dL; Q(L) — соответствующий коэффициент качества в интересующей точке. Отношения Q-L приведены в C.

Эквивалент индивидуальной дозы, Hp (d): эквивалент дозы в мягких тканях на соответствующей глубине d, ниже определенной точки тела. Специальное название единицы эквивалента индивидуальной дозы — зиверт (Зв).

Фактор качества (Q): функция линейной передачи энергии (L), используемая для взвешивания поглощенных доз в точке таким образом, чтобы принять во внимание качество излучения.

Весовой коэффициент радиации (wR): безразмерный коэффициент, используемый для взвешивания дозы, поглощенной тканью или органом. Соответствующие значения (wR) приведены в B.

Поглощенная тканью или органом доза (DT): отношение общей энергии, переданной в ткани или органе, к массе этой ткани или органа.

Весовой коэффициент ткани (wT): безразмерный коэффициент, используемый для взвешивания эквивалентной дозы в ткани или органе (T). Соответствующие значения (wT) указаны в D.

Неограниченная линейная передача энергии (L ∞): величина, определяемая как:

Л & инфин; = >ЧИСЛО>dE

>ДЕНЬ>продолжительность

где dE — средняя энергия, теряемая частицей с энергией E при прохождении расстояния dl в воде. В этой Директиве L ∞ обозначается Л.

Сфера ICRU: орган, введенный Международной комиссией по радиационным единицам (ICRU) для приближения к человеческому телу с точки зрения поглощения энергии ионизирующего излучения; он состоит из тканеэквивалентной сферы диаметром 30 см, плотностью 1 г/см3 и массовым составом 76,2 % кислорода, 11,1 % углерода, 10,1 % водорода и 2,6 % азота.

Б. Значения весового коэффициента излучения, wR

Значения весового коэффициента излучения wR зависят от типа и качества внешнего радиационного поля или от типа и качества излучения, испускаемого внутренне осажденным радионуклидом.

Когда поле излучения состоит из типов и энергий с разными значениями wR, поглощенную дозу необходимо разделить на блоки, каждый со своим значением wR, и сложить их для получения общей эквивалентной дозы. Альтернативно, это может быть выражено как непрерывное распределение по энергии, где каждый элемент поглощенной дозы из элемента энергии между E и E + dE умножается на значение wR из соответствующей записи в таблице ниже.

>ТАБЛИЦА>

В расчетах с нейтронами могут возникнуть трудности с применением значений ступенчатой функции. В этих случаях может быть предпочтительнее использовать непрерывную функцию, описываемую следующим математическим соотношением:

W = x + 17j-(ln(a))a/i

где E — энергия нейтрона в МэВ.

Прямое сравнение двух подходов представлено на рисунке 1.

>ССЫЛКА НА ГРАФИКУ>

Рисунок 1

Весовые коэффициенты излучения для нейтронов. Гладкую кривую следует рассматривать как приближение

Для типов излучения и энергии, не включенных в таблицу, приблизительное значение wR можно получить путем расчета среднего коэффициента качества >НАЧАЛО ГРАФИКИ>

>КОНЕЦ ГРАФИКИ>

на глубине 10 мм в сфере ICRU.

C. Связь между добротностью Q(L) и неограниченной линейной передачей энергии L.

ПОЛОЖЕНИЕ ТАБЛИЦЫ>

D. Значения тканевого весового коэффициента, wT (1*)

Значения тканевого весового коэффициента wT показаны ниже:

>ТАБЛИЦА>

E. Операционные величины внешнего излучения

Эксплуатационные величины внешнего излучения используются для индивидуального контроля в целях радиационной защиты:

1. Индивидуальный мониторинг:

эквивалент индивидуальной дозы Hp(d),

d: глубина в мм в корпусе.

2. Мониторинг территории:

амбиентный эквивалент дозы H* (d),

направленный эквивалент дозы H' (d, Z),

d: глубина в мм под поверхностью сферы, указанной в А,

Z: угол падения.

3. Для сильнопроникающего излучения рекомендуется глубина 10 мм, для слабопроникающего излучения - глубина 0,07 мм для кожи и 3 мм для глаз.

(1*) Значения были получены на основе контрольной популяции, состоящей из равного количества представителей обоих полов и широкого диапазона возрастов. При определении эффективной дозы они применяются к работникам, ко всему населению и к любому полу.

ПРИЛОЖЕНИЕ III

А. На протяжении всей Директивы, если не указано иное, требования к дозам применяются к сумме соответствующих доз от внешнего облучения за определенный период и соответствующих ожидаемых доз за 50 лет (до возраста 70 лет для детей) от поступления за тот же период. . Указанный период соответствует периоду, указанному в статьях 9 и 13 в отношении пределов дозы.

В целом эффективная доза E, полученная человеком в группе возраста g, будет определяться по следующей формуле:

E = Eexternal + jÓ h(g)j,ing Jj,ing + jÓ h(g)j,inh Jj,inh

где Eexternal – соответствующая эффективная доза внешнего облучения; h(g)j,ing и h(g)j,inh — ожидаемая эффективная доза на единицу поступления перорального или ингаляционного радионуклида j (Зв/Бк) индивидуумом в группе возраста g; Jj,ing и Jj,inh соответственно представляют собой соответствующее поступление радионуклида j (Бк) при приеме внутрь или вдыхании.

B. За исключением дочерей радона и дочерей торонов, значения ожидаемой эффективной дозы для единицы поступления при проглатывании и ингаляции указаны для представителей населения, а также для учеников и студентов в возрасте от 16 до 18 лет в таблицах (A) и (B). к настоящему Приложению.

За исключением дочерей радона и дочерей торонов, значения ожидаемой эффективной дозы для единицы поступления при проглатывании и ингаляции указаны для облученных рабочих, а также для учеников и студентов в возрасте 18 лет и старше в таблице (С) к настоящему Приложению.

Для воздействия на население таблица (А) для приема внутрь включает значения, соответствующие различным факторам кишечного переноса f1 для младенцев и пожилых людей. Также для лиц из населения Таблица (B) для вдыхания включает значения для различных типов задержки в легких с соответствующими значениями f1 для компонента поступления, выведенного в желудочно-кишечный тракт. Если доступна информация об этих параметрах, следует использовать соответствующее значение; в противном случае должно использоваться наиболее ограничительное значение. Что касается профессионального воздействия, таблица (C) включает значения для приема внутрь, соответствующие различным факторам переноса в кишечнике f1, и значения для вдыхания для различных типов задержки в легких с соответствующими значениями f1 для компонента поступления, выведенного в желудочно-кишечный тракт.

В таблице (D) представлены факторы кишечного переноса f1 по элементам и соединениям для работников и, при необходимости, представителей населения для приема внутрь. В таблице (E) представлены типы абсорбции в легких и коэффициенты переноса в кишечнике f1, также по элементам и соединениям, а также для работников, подвергшихся воздействию, а также для учеников и студентов в возрасте 18 лет и старше, для поступления через дыхательные пути.

Для населения типы абсорбции в легких и коэффициенты кишечного переноса f1 должны учитывать химическую форму элемента на основе имеющихся международных руководств. В общем, если информация об этих параметрах отсутствует, следует использовать наиболее консервативное значение.

C. Для дочерей радона и дочерей торонов применяются следующие общепринятые коэффициенты пересчета, эффективная доза на единицу потенциального воздействия альфа-энергии (Зв на Дж.ч.м-3):

Радон дома:1,1

Радон на работе: 1,4

Торон за работой: 0,5

Потенциальная альфа-энергия (потомков радона и потомков торонов): общая альфа-энергия, в конечном итоге излучаемая при распаде дочерей радона и потомков торонов в цепочке распада, до, но не включая 210Pb для потомков 222Rn и до стабильного 208Pb для потомков 220р.н. Единица измерения — Дж (Джоуль). Для воздействия заданной концентрации в течение заданного времени единицей измерения является Дж.ч.м-3.

Д. Таблицы:

(A) Коэффициенты дозы при проглатывании для населения.

(B) Коэффициенты ингаляционной дозы для населения.

(D) Значения f1 для расчета коэффициентов дозы при проглатывании.

(E) Типы абсорбции в легких и значения f1 для химических форм элементов для расчета коэффициентов ингаляционной дозы.

>ТАБЛИЦА>

Директива доступна на следующих языках

Директивы по годам