Наредба за основните норми за радиационна защита

Наредбата има за цел:

1. 1. изключване възникването на детерминистични ефекти;
2. 2. намаляване вероятността от възникване на стохастични ефекти до ниво, което се определя като приемливо, съгласно международните препоръки.

Изключването на дейности от лицензионен и разрешителен режим се основава на едновременното действие на следните основни принципи:

1. 1. радиационният риск за персонала и населението, причинен от освободените дейности и/или източници на йонизиращи лъчения (ИЙЛ), да е достатъчно нисък, така че да не е предмет на контрол;
2. 2. колективното радиационно въздействие на изключените дейности и източници на йонизиращи лъчения да е достатъчно ниско, така че да не е предмет на регулиране при всички случаи;
3. 3. освободените дейности и източници на йонизиращи лъчения да са без значима вероятност за увреждане на здравето и за събития, които биха довели до невъзможност за изпълнение на принципите по т. 1 и 2.

За целите на радиационната защита се използват вторични граници и коефициенти на сигурност на облъчване на персонала и населението съгласно приложение № 2.

Границите на дозата за стажанти и студенти, навършили 18 години, които поради естеството на обучението трябва да го провеждат в среда на йонизиращи лъчения, се определят съгласно чл. 10.

Радиационната защита на професионално облъчваните лица се основава на следните принципи:

1. 1. предварителна оценка за определяне на естеството и степента на радиационния риск за облъчваните работници и прилагане на оптимизацията на радиационната защита при всички условия на работа;
2. 2. класификация на работните места в различни зони, където е подходящо, определени въз основа на оценка на очакваните годишни дози и вероятността и нивото на възможните облъчвания;
3. 3. класификация на професионално облъчваните лица в различни категории;
4. 4. осъществяване на контрол и мониторинг в различните зони и в зависимост от условията на работа, включително при необходимост и индивидуален мониторинг;
5. 5. медицинско наблюдение.

За целите на радиационната защита и мониторинга персоналът се разделя на две групи:

1. 1. категория А - персонал, който би могъл да получи годишна ефективна доза над 6 mSv или годишни еквивалентни дози над три десети от границите на дозите, определени в чл. 10, ал. 2;
2. 2. категория Б - персонал, който не попада в категория А.

Предприятията са длъжни да информират професионално облъчваните лица, както и стажантите и учащите се, на които в хода на обучението се налага да използват източници относно:

1. 1. рисковете за здравето в тяхната работа, включително нуждата от ранно обявяване на бременността, предвид на рисковете за облъчване на плода и рисковете от замърсяване на кърмачето в случай на радиоактивно замърсяване на майката кърмачка;
2. 2. техническите, медицинските и административните изисквания;
3. 3. общите процедури за радиационна защита и необходимите предпазни мерки при изпълнение на дейностите като цяло или за всяка операция, която може да им бъде възложена;
4. 4. общите процедури за радиационна защита и необходимите предпазни мерки за всяка длъжност.

Индивидуалният мониторинг на персонала се осъществява от лица, акредитирани за извършване на тази дейност от Изпълнителна агенция “Българска служба за акредитация”, и се основава на показанията на индивидуални средства за измерване, преминали контрол по реда на Закона за измерванията.

Лицата по чл. 30 регистрират резултатите от индивидуалния мониторинг на професионално облъчваните лица и изпращат протокол с резултатите в Националния регистър и на предприятията.

Радиационната защита при медицинско облъчване се основава на принципа на обосноваване на облъчването и принципа за оптимизация на облъчването, съобразени с основната цел на това облъчване.

При медицинското облъчване не се определят граници на дозите, но при диагностичните изследвания министърът на здравеопазването определя препоръчителни (референтни) нива на облъчване.

При извършване на профилактични рентгенодиагностични изследвания на здрави лица индивидуалната годишна ефективна доза на облъчване на тези лица не трябва да надхвърля 1 mSv. Тази граница може да бъде надхвърлена с разрешение на министъра на здравеопазването само при неблагоприятна епидемиологична обстановка или при други извънредни обстоятелства.

Всяка външна организация трябва да осигури самостоятелно или чрез договор с предприятието радиационната защита на своя персонал, която включва:

1. 1. спазване на принципите и правилата за радиационна защита;
2. 2. информиране и обучение в съответствие с чл. 26;
3. 3. индивидуален мониторинг, подходящ за извършваните дейности;
4. 4. медицинско наблюдение в съответствие с чл. 33;
5. 5. регистриране на данните от индивидуалния мониторинг в Националния регистър, както и периода за провеждане на дейността;
6. 6. осигуряване на средства за индивидуална защита.

Предприятие, което допуска външен персонал за работа в контролираната зона, проверява и контролира изпълнението на изискванията по чл. 50 и инструктира лицата за специфичните изисквания за безопасна работа в контролираната зона и конкретните дейности. При необходимост се провежда допълнително обучение.

По смисъла на наредбата:

1. 1. “Аварийно облъчване” е облъчване на лица, които доброволно извършват неотложни действия, за да помогнат на изложените на опасност хора и/или за да спасят ценно имущество и оборудване, при което е възможно да бъдат надхвърлени някои от границите на дозите, определени за професионално облъчвани лица.
2. 2. “Активност” на радиоактивен източник е отношението на средния брой спонтанни ядрени превръщания (разпадания) (dN) в него за малък интервал от време (dt) и продължителността на този интервал: А = dN/dt Единица: бекерел [Bq] 1 Bq = 1 s-1 3. “Вреда на здравето” е вероятността за намаляване на продължителността и качеството на живота, които биха настъпили в една популация в резултат на облъчване с йонизиращи лъчения, като се отчитат соматичните ефекти, включително рак и тежки генетични увреждания. 4. “Възрастова група” на лице от населението е група в зависимост от възрастта, определена за целите на радиационната защита. Лицата от населението се разпределят в 6 възрастови групи, а лицата от персонала са отделна възрастова група. 5. “Външен (командирован) персонал” е всяко професионално облъчвано лице от категория А, наето временно или постоянно от външна за предприятието организация, или е лице на свободна практика (включително учащи се и стажанти), което извършва каквито и да е дейности в контролираната зона. 6. “Външна организация” е всяко физическо или юридическо лице, извършващо дейности в контролираната зона, за която носи отговорност предприятието, различно от предприятието (отговорно за контролираната зона), извършващо дейности в контролираната зона. 7. “Граница на дозата” е стойност на ефективната доза или еквивалентната доза, посочена в наредбата, която не трябва да се надхвърля при облъчване на отделни лица от персонала или от населението при нормални условия. 8. “Дейност” е практическа дейност, която може да доведе до увеличаване на облъчването на лица от изкуствен (техногенен) източник или от естествен източник на лъчения. 9. “Детерминистични (нестохастични) ефекти” са вредни за здравето ефекти от въздействието на йонизиращи лъчения, за които има минимална доза, предизвикваща даден ефект, над която тежестта на проява на ефекта се увеличава с нарастване на дозата. 10. “Еквивалентна доза” е погълнатата доза, осреднена за даден орган или тъкан, умножена със съответния радиационен тегловен коефициент: HT,R = WR . DT,R, където: DT,R е средната погълната доза в дадения орган или тъкан Т, дължаща се на лъчението R; WR - радиационният тегловен коефициент за лъчението R. Ако радиационното поле се състои от няколко лъчения с различни стойности на WR, еквивалентната доза се определя по формулата: HT,R = Σ WR . DT,R Единица: сиверт [Sv]. 1 Sv = 1 J.kg-1 11. “Естествен (природен) източник” е източник на йонизиращо лъчение, съществуващ в естествени условия - космичното лъчение и естествено разпределените радионуклиди в околната среда, в храните и в организма на човека. 12. “Естествен (природен) радиационен фон” е радиационно поле, дължащо се на естествени източници. Под непроменен естествен радиационен фон се разбира естествен радиационен фон, който не е повлиян от човешка дейност. 13. “Ефективна доза” е сумата от произведенията на еквивалентните дози в органите и/или тъканите със съответния тъканен тегловен коефициент: E = Σ WT . HT, където: HT е стойността на еквивалентната доза в тъканта или органа Т; WT - тъканният тегловен коефициент за тъкан или органа Т. Единица: сиверт [Sv]. 1 Sv = 1 J kg-1 При равномерно облъчване на цялото тяло ефективната доза е числено равна на еквивалентната доза. 14. “Закрит източник” е източник, чиято конструкция е такава, че при нормални условия на експлоатация, за които е предназначен, изключва разпространение на съдържащите се в него радиоактивни вещества в околната среда. Отработеното ядрено гориво не е закрит източник. 15. “Инцидентно облъчване” е облъчване на лица в резултат на авария. Това не включва аварийното облъчване. 16. “Квалифициран експерт по радиационна защита” е физическо лице с необходимите знания, подготовка и технически умения, които му дават възможност да извършва оценки на дозите и да дава консултации и съвети по осигуряване на радиационната защита на персонала и населението и безопасността на източниците на йонизиращи лъчения. Правоспособността на квалифициран експерт по радиационна защита се признава по ред, определен в съответните нормативни актове. 17. “Колективна ефективна доза” е общата ефективна доза за определена група от населението, която се определя по формулата: S = Σ Ei . Ni, i където: Ei е средната ефективна доза на подгрупата (i) от населението; N - броят на хората в подгрупата. Единица: човекосиверт [man.Sv]. 18. “Контролирана зона” е всяка зона, за която се изискват мерки за радиационна защита на персонала, мониторинг на професионалното облъчване и радиоактивните замърсявания при нормални условия на работа, както и мерки за предотвратяване и ограничаване на потенциалното облъчване. 19. “Критична група” е група лица от населението, която е достатъчно еднородна от гледна точка на облъчването, получавано от определени източник и начин на облъчване, и е представителна за лицата, които получават или ще получат най-големи ефективни дози или еквивалентни дози (в зависимост от случая) от определените източник и начин на облъчване. 20. “Лечебни и здравни заведения” са лечебните и здравните заведения по Закона за лечебните заведения и по Закона за народното здраве, определени да извършват медицинско наблюдение на професионално облъчвани лица. 21. “Лице от населението” е всяко лице, с изключение на случаите, когато то е подложено на професионално или медицинско облъчване. 22. “Медицинско облъчване” е облъчването на лица от източници на йонизиращи лъчения с диагностична, лечебна или изследователска цел. Медицинското облъчване се прилага на: а) пациенти при извършване на диагностика или лечение; б) лица, които не са персонал, но доброволно подпомагат и осигуряват удобство на пациентите по време на диагностика или лечението им с източници на йонизиращи лъчения; в) лица при професионално медицинско наблюдение; г) лица при провеждане на здравен скрининг; д) здрави лица или пациенти, които доброволно участват в медицински, биомедицински, диагностични или терапевтични изследователски програми; е) лица, на които се налага извършването на медицински процедури (без медицински показания), които са свързани с установяването на факти, важни за защита на обществото и правния ред. 23. “Надзиравана зона” е всяка зона извън границите на контролираната зона, където се извършва радиационен контрол на работната среда, но не се изискват мерки за радиационна защита на персонала. 24. “Облъчване” е процесът на въздействие на йонизиращо лъчение върху човека. 25. “Потенциално облъчване (възможно облъчване)” е облъчване, за което не е сигурно, че ще се осъществи, но има вероятност да настъпи. 26. “Професионално облъчвани лица (персонал)” са всички лица, които работят самостоятелно или за работодател, постоянно или временно, при пълен или непълен работен ден, официално декларирали съгласието си да извършват дейности с йонизиращи лъчения и които при изпълнение на тези дейности е възможно да получат дози, надхвърлящи границите на дозите за населението. 27. “Повишено облъчване” е специално разрешено облъчване, при което са надхвърлени или могат да бъдат надхвърлени границите на дозите, определени за професионално облъчваните лица. 28. “Предприятие” е всяко физическо или юридическо лице, което извършва дейности по чл. 1 и което носи отговорност за извършването на тези дейности. 29. “Препоръчителни (референтни) нива” са стойности на дозата, въвежданата активност по видове радионуклиди и радиофармацевтици и отчитат най-добрите световни медицински практики, но съобразени с реалните икономически и социални условия, така че да не се наруши необходимото медицинско обслужване на населението. 30. “Работно място” е мястото за временно или постоянно пребиваване на лица от персонала при изпълнение на дейностите им с йонизиращи лъчения. 31. “Радиационен риск (риск)” е вероятността за възникване на вредни за здравето ефекти у човека или у неговото потомство в резултат на облъчване с йонизиращи лъчения. 32. “Радиоактивно замърсяване” е наличие на радиоактивни вещества в материали или на повърхността им, в тялото на човека или на неговата повърхност или на друго място, където наличието на тези вещества е нежелателно или може да бъде опасно. При замърсяване на повърхности единицата е брой частици, излъчвани в 2 p геометрия от площ един квадратен сантиметър за една минута (part.cm-2.min-1). 33. “Радиоактивно вещество” е което и да е вещество, което съдържа един или няколко радионуклида, чиято активност или концентрация на активност не могат да се пренебрегнат от гледна точка на радиационната защита. 34. “Радионуклид” е съвкупност от радиоактивни атоми с дадено масово число и атомен номер, а за изомерните атоми - и с дадено определено енергетично състояние на атомното ядро. Радиоактивните (и нерадиоактивните) нуклиди на даден елемент се наричат негови изотопи. 35. “Радиотоксичност” е свойство на радионуклидите при попадането им в организма да предизвикват различни по степен патологични изменения. 36. “Стажант” е всяко лице, което преминава специална подготовка или обучение в дадено предприятие с цел придобиване на специфични знания и умения. 37. “Специфична активност (масова активност)” е активността на радиоактивния източник, разделена на масата му. Единица: бекерел на килограм (Bq.kg-1). 38. “Стохастични (вероятностни) ефекти” са вредни за здравето ефекти от въздействието на йонизиращите лъчения, за които се приема, че няма прагова доза и вероятността за проявата им е правопропорционална на дозата, а тежестта им не зависи от дозата. Стохастични ефекти са злокачествените новообразувания и наследяваните (генетични) болести. Други стохастични ефекти, дължащи се на въздействието на ЙЛ, няма.

Лицата, които извършват индивидуалния мониторинг на персонала, се акредитират за извършване на дозиметрични измервания от Изпълнителна агенция “Българска служба за акредитация” в срок до една година от влизането в сила на наредбата.

Наредбата се приема на основание чл. 26, ал. 3 от Закона за безопасно използване на ядрената енергия.

Тази наредба отменя Наредбата за основните норми за радиационна защита, приета с Постановление № 5 на Министерския съвет от 2001 г. (ДВ, бр. 5 от 2001 г.).

към чл. 8 Забележка на редакцията: виж приложението в PDF-а на броя

към чл. 12 Вторични граници за целите на радиационния контрол, планиране на защитата и оценка на дозите 1. За осигуряване на радиационна защита на персонала и населението съгласно изискванията и границите на дозите, определени в наредбата, а също и за целите на радиационния мониторинг и планиране на защитата, се въвеждат: а) вторични (производни) граници относно външното и вътрешното облъчване, и б) граници за целите на радиационния мониторинг и планиране на защитата. При планиране на защитата с цел ограничаване на облъчването се използват коефициенти на сигурност (число, на което се делят съответните граници на дозите), както следва: а) за персонал - минимум 2,5; б) за лица от населението - минимум 5,0. 2. Радионуклидите, за които са определени вторични граници и граници за целите на радиационния контрол и планиране на защитата, са показани в таблица 3. 3. За изчисляване на вторичните (производни) граници и границите за целите на радиационния контрол и планиране на защитата се използват стандартизирани данни за лица от персонала и лица от населението, които са показани в таблица 4. 4. Вторичната (производната) граница за външно облъчване на цялото тяло на лица от персонала или лица от населението се определя, като се раздели основната годишна граница за лица от персонала (средно 20 mSv), съответно за лица от населението (1 mSv), на времето за облъчване за една година за съответната група (1700 часа за лица от персонала или 8800 часа за лица от населението). По този начин се получава: - за персонала - 10 mSv.h-1 (закръглено); - за населението - 0,1 mSv.h-1 (закръглено). 5. Границите за годишното постъпване (Bq) на отделни радионуклиди в организма на лица от персонала или на лица от населението чрез поглъщане (перорално) или чрез вдишване (инхалаторно) се определят, като се раздели основната годишна граница на облъчване за лица от персонала (средно 20 mSv), съответно за лица от населението (1 mSv), на съответния дозов коефициент е (g), който показва очакваната ефективна доза, която се получава при перорално или инхалаторно постъпване на единица активност в тялото (Sv.Bq-1). Стойностите на дозовите коефициенти зависят от вида на съответния радионуклид, физико-химичната форма, в която той се намира, начина на постъпване в организма и от възрастовата група на лицето от населението, като за целта населението е разделено на 6 възрастови групи, а персоналът е отделна група. Границите на годишно постъпване се определят консервативно, като се използват най-голeмите стойности на съответните дозови коефициенти е (g), отнасящи се за различните радионуклиди, физико-химични форми, размери на аерозолите, начини на постъпване в организма и възрастови групи. 6. Границата на средногодишната обемна активност на отделните радионуклиди във въздуха на работните помещения (Bq.m-3) се определя, като се раздели границата на годишното постъпване на съответния радионуклид чрез вдишване (Bq) на обема въздух, вдишан от лица от персонала за една година (2400 m3). 7. В таблица 5 са посочени границите на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма на лица от персонала чрез вдишване на аерозоли, разтворими или химически активни (неблагородни) газове и пари (ГГПИНХ), границите на средногодишната обемна активност на отделни радионуклиди във въздуха на работните помещения (ГСГОАВ) и границите на годишно постъпване на отделни радионуклиди в организма на лица от персонала чрез поглъщане (ГГППО). ГГПИНХ , ГСГОАВ и ГГППО за персонала са определени при очаквана ефективна доза 20 mSv.a-1. 8. 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 на шестте възрастови групи и обемът въздух, вдишван за една година за съответната възрастова група, и се избира стойността на отношението за тази възрастова група, за която това отношение е най-малко. При радионуклиди, които могат да бъдат в различни физико-химични форми, се прилагат изискванията на т. 17, 18 и 19. 9. В таблица 6 са посочени границите на годишното постъпване на отделни радионуклиди в организма на лица от населението (ГГПИНХ) за съответните възрастови групи чрез вдишване на аерозоли, разтворими или химически активни (неблагородни) газове и пари и границите на средногодишната обемна активност на атмосферен въздух в жилища и на открито (ГСГОАВ), определени за съответната критична възрастова група. ГГПИНХ и ГСГОАВ за населението са определени при очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1. 10. Границата на средногодишната обемна активност за отделен радионуклид в питейната вода (Bq.L-1) се определя, като се образуват отношенията на 1/10 (една десета) от границата на годишното постъпване на този радионуклид в организма чрез поглъщане (годишна ефективна доза 0,1 mSv ) и обема на поглъщаната вода за съответната възрастова група без група 1 (деца на възраст до 1 навършена година) и се избира стойността на отношението за групата, за която това отношение е най-малко. При радионуклиди, които могат да бъдат в различни физико-химични форми в питейната вода, се прилагат изискванията на т. 17, 18 и 19. Възрастовата група 1 (деца на възраст до 1 навършена година) не се взема предвид, тъй като децата на тази възраст се хранят главно с майчино мляко или други негови заместители. 11. В таблица 7 са посочени границите на годишното постъпване (ГГППО) на отделни радионуклиди в организма на лица от населението чрез поглъщане (очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1) и границите на средногодишната обемна активност (ГСГОАПВ) на питейна вода (очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1), определени за съответната критична възрастова група. 12. В таблици 8 и 9 са посочени границите на постъпване и облъчване на лица от персонала, дължащи се на кратко живеещи продукти на разпадане на радон и торон, както и коефициентите за пресмятане на облъчването. 13. Границите за повърхностно радиоактивно замърсяване на кожата на лица от персонала са нормирани с цел ограничаване на постъпването на радионуклидите в организма чрез кожата, при условие че общата замърсена площ на кожата е до 300 cm2. Ако това условие не е спазено, то посочените в таблица 10 граници за повърхностно радиоактивно замърсяване на кожата трябва да се умножат с коефициент, равен на 0,5. 14. В таблица 11 за радиоактивните благородни газове е посочена мощността на ефективната доза (Sv.d-1) от единица обемна активност (Bq.m-3) за възрастни (персонал и лица от населението), тъй като при тях е определящо външното облъчване при попадане в радиоактивен облак, а не вътрешното облъчване в резултат на вдишване. 15. Границите на средногодишните плътности на потоците частици или фотони при външно облъчване на кожата, очната леща и цялото тяло на лица от персонала са показани в таблици 12, 13, 14, 15, 16, 17 и 18. Посочените стойности на плътностите на потоците (частици на квадратен сантиметър за секунда - part.cm-2.s-1) отговарят на границите на еквивалентните дози за персонала за цялото тяло, кожата и очната леща при време за облъчване 1700 часа за една година. Плътностите на потоците частици във всички случаи, освен при контактно облъчване на кожата, са определени за два вида геометрии на облъчване: изотропно лъчево поле (4 p геометрия) и облъчване на тялото откъм лицевата страна, т.нар. предно-задна (P-3) геометрия. 16. Границите на средногодишната обемна активност на радиоактивни благородни газове във въздуха на работни помещения са посочени в таблица 19, а в атмосферен въздух (в жилища и на открито) - в таблица 20. 17. За целите на радиационния контрол и планиране на защитата при определяне границата на средногодишната обемна активност на даден радионуклид, който може да бъде в различни физико-химични форми, се взима предвид формата, относно която границата на годишното постъпване е най-малка. 18. Прилаганият метод за измерване на обемна активност във въздуха трябва да бъде съобразен със съответната форма, за която е определена границата на средногодишната обемна активност. 19. При необходимост, ако границата на средногодишната обемна активност във въздуха на работните помещения за даден радионуклид, намиращ се в определена форма, е достигната или превишена, то следва да се определят обемните активности и за другите форми на този радионуклид. 20. Когато дадено лице от персонала или от населението е подложено на няколко вида радиационни въздействия, то сумата от ефективните и/или еквивалентните дози не трябва да е по-голяма от съответната годишна граница на дозата, определена за съответната група. Това правило, приложено относно вторични (производни) граници или границите, определени за целите на радиационния контрол и планиране на защитата, означава, че ако А е вторичната (производна) граница или границата, определена за целите на радиационния контрол и планиране на защитата, а Б е определената чрез измерване или изчисление стойност на съответната величина, то: Забележка на редакцията: виж формулата в PDF-а на броя където i е броят на отделните видове радиационни въздействия (външно облъчване, инхалиране, поглъщане и т.н.). Забележка на редакцията: виж таблиците в PDF-а на броя Таблица 3. Радионуклиди, за които са определени вторични граници и граници за целите на радиационния контрол и планиране на защитата Таблица 4. Стандартизирани данни, използвани при планиране на защитата и изчисляване на вторични (производни) граници и граници за целите на радиационния контрол Таблица 5. Граници на годишното постъпване на отделни радионуклиди в организма на персонала чрез вдишване (ГГПИНХ) или поглъщане (ГГППО) и граница на средногодишната обемна активност (ГСГОАВ) на въздуха в работни помещения за аерозоли, разтворими или химически активни (неблагородни) газове и пари (очаквана ефективна доза 20 mSv.a-1) Таблица 6. Граници на годишното постъпване (ГГПИНХ) на отделни радионуклиди в организма на лица от населението чрез вдишване на аерозоли, разтворими или химически активни (неблагородни) газове и пари и граница на средногодишната обемна активност (ГСГОАВ) на атмосферен въздух в жилища и на открито (очаквана ефективна доза 1 mSv.a-1) Таблица 7. Граници на годишното постъпване (ГГППО) на отделни радионуклиди в организма на лица от населението чрез поглъщане (очаквана ефективна доза 1 mSv/a) и граница на средногодиш- ната обемна активност (ГСГОАПВ) на питейна вода (очаквана ефективна доза 0,1 mSv/a) Таблица 8. Граници на постъпване и облъчване от кратко живеещите продукти на разпадане на Rn-222 и Rn-220 Таблица 9. Конверсионни коефициенти за пресмятане на облъчването от радон (Rn-222) и неговите кратко живеещи продукти на разпадане Таблица 10. Граници на повърхностно радиоактивно замърсяване на кожата на тялото на персонала, средства за индивидуална защита, работно облекло и обувки, повърхности на помещения и обзавеждане - частици/(cm2.min) Таблица 11. Мощност на ефективната доза при облъчване от единица обемна активност от радиоактивни благородни газове за възрастни (персонал и лица от населението) - (Sv.d-1).(Bq.m-3) -1 Таблица 12. Граница на средногодишната плътност на потока моноенергетични електрони за лица от персонала при облъчване на кожата - part.(cm2.s)-1 Таблица 13. Граница на средногодишната плътност на потока моноенергетични електрони за лица от персонала при облъчване на очната леща - part.(cm2.s)-1 Таблица 14. Граница на средногодишната плътност на потока бета-частици за лица от персонала при контактно облъчване на кожата - part.(cm2.s)-1 Таблица 15. Граница на средногодишната плътност на потока моноенергетични фотони за лица от персонала при външно облъчване на цялото тяло - part.(cm2.s)-1 Таблица 16. Граница на средногодишната плътност на поток моноенергетични фотони за лица от персонала при облъчване на кожата - part.(cm2.s)-1 Таблица 17. Граница на средногодишната плътност на потока моноенергетични фотони за лица от персонала при облъчване на очната леща - part.(cm2.s)-1 Таблица 18. Граница на средногодишната плътност на поток моноенергетични неутрони за лица от персонала при външно облъчване на цялото тяло - part.(cm2.s)-1 Таблица 19. Граница на средногодишната обемна активност (ГСГОАВ) на въздуха в работни помещения за радиоактивни благородни газове Таблица 20. Граница на средногодишната обемна активност (ГСГОАВ) на атмосферен въздух в жилища и на открито за радиоактивни благородни газове Забележка на редакцията: виж таблиците в PDF-а на броя

към чл. 13 Величини и коефициенти за оценка на ефективна и еквивалентна доза от външно и вътрешно облъчване Амбиентна еквивалентна доза H*(d) e еквивалентната доза в дадена точка на радиационно поле, която би била породена от съответното разширено и подредено поле в сферата на МКРЕ на дълбочина d по радиуса в посоката на подреденото поле. Специалното име за единицата за амбиентна еквивалентна доза е сиверт (Sv). 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). 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 й определяне. 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 й определяне. Дозов коефициент е(g) е число, което е равно на очакваната ефективна доза при инкорпориране на единица активност от определен радионуклид. Единица: сиверт от бекерел Sv/Bq. Дозовият коефициент зависи от вида на радионуклида, от физико-химичната форма, в която той се намира, от начина на инкорпориране и от възрастта на съответното лице. Енергия на ЙЛ (йонизиращи лъчения) е количествена мярка за едно от свойствата на ЙЛ и взаимодействието им с материята. Частиците имат кинетична енергия, а фотоните - електромагнитна енергия. Единица: джаул (J). Извънсистемна единица е електронволт (eV), като: 1 eV=1,602189.10-19 J. Коефициент на качеството Q е коефициент, 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: Забележка на редакцията: виж формулaта в PDF-а на броя където: е средната погълната доза; Q (L) - коефициентът на качеството; L - неограниченото линейно предаване на енергията във вода keV/mm; DL - разпределението на D по L. За Q (L) се приемат следните зависимости: Q (L) = 1 - за L І 10 keV.mm-1 Q (L) = 0,32.L - 2,2 - за 10<L<100 keV.mm-1 Q (L) = 300/ЦL - за L > 100 keV.mm-1 Концентрация на потенциална a-енергия е потенциалната a-енергия в единица обем въздух. Единица: джаул на кубичен метър J/m3. Извънсистемна единица: мегаелектронволт на литър MeV/L, като 1 J.m-3= 6,24.109 MeV/L. Линейно предаване на енергия (ЛПЕ, L) е 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/mm, като: 1 keV.mm-1 =1,6.10-10 J.m-1. Мощност на дозата (погълната, ефективна и еквивалентна) е отношението на нарастването на дозата dD за интервал от време dt към този интервал: D=dD/dt. Единица: използват се единиците за съответната доза, разделени на единицата за време. Насочена еквивалентна доза H?(d, W) е еквивалентната доза в дадена точка на радиационното поле, която би била породена от съответното разширено поле в сферата на МКРЕ на дълбочина d по радиус в определена посока W. Специалното име на единицата за насочена еквивалентна доза е сиверт (Sv). Обемна активност (концентрация на 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. Очаквана доза (при вътрешно облъчване) е величината D(t), която се определя по формулата: Забележка на редакцията: виж формулата в PDF-а на броя където: tо е моментът на постъпване на радиоактивното вещество в организма; D(t) - мощността на дозата в момент от времето t; t - интервалът от време след началото на постъпване на радиоактивно вещество в организма. Когато t не е предварително зададен, се приема, че: t = 50 години за възрастни, и t = 70 години за деца. Очакваната доза може да бъде погълната, еквивалентна или ефективна. Персонална еквивалентна доза, Hp(d) е еквивалентната доза в меки тъкани на подходяща дълбочина d под една определена точка на човешкото тяло. Специалното име на единицата за персонална еквивалентна доза е сиверт (Sv). Плътност на поток частици в дадена точка в пространството е отношение на броя частици dN, влизащи за време dt в малка сфера с център в тази точка, към площта на диаметралното сечение dS на тази сфера: Забележка на редакцията: виж формулата в PDF-а на броя Единица: part. cm-2.s-1. Погълната доза е отношението на средната предадена енергия в елементарен обем от облъчваното вещество към масата на веществото в този обем: Забележка на редакцията: виж формулата в PDF-а на броя където: de е средната енергия, предадена от йонизиращото лъчение в елементарния обем от облъчваното вещество; dm - масата на веществото в този обем. Единица: грей Gу. 1 Gy = 1 J kg-1. Погълната доза означава погълнатата доза, осреднена за дадения орган или тъкан. Потенциална a-енергия (скрита енергия) на кратко живеещите продукти на разпадане на Rn-222 (радон) или Rn-220 (торон) е пълната енергия на всички a-частици, излъчени при разпадането нa всички атоми на кратко живеещите продукти на разпадане по съответната верига до Pb-210 (за продукти на разпадане на Rn-222) или до Pb-208 (за продукти на разпадане на Rn-220). Потенциална a-енергия при постъпване е произведението на средната концентрация на потенциалната a-енергия за даден интервал от време и обема на вдишания за този интервал от време въздух. Потенциална a-енергия при облъчване е произведението на средната концентрация на потенциална a-енергия за даден интервал от време и продължителността на този интервал. Работно ниво (WL) е специална единица за концентрация на потенциална алфа-енергия (скрита енергия) във въздух. 1 WL= 1,3.105 MeV.l-1 или 1 WL = 2,1.10-5 J.m-3 (в системата SI). Работно ниво за месец (WLM) е специална единица за облъчване от дъщерните продукти на радона или на торона. 1 WLM= 170 WL.h, или 1 WLM = 3,54.10-3 J.h.m-3 (в системата SI). Равновесен фактор F е отношението на равновесната еквивалентна концентрация на радон към действителната концентрация на радон. Равновесна еквивалентна концентрация на радон е концентрацията на радон в равновесие с кратко живеещите му дъщерни продукти, при която концентрацията на потенциалната a-енергия е равна на действителната. Радиационен тегловен коефициент е коефициент, характеризиращ различната степен на вредно въздействие върху организма в зависимост от вида и енергията на йонизиращото лъчение. За целите на радиационната защита се използват следните стойности на радиационните тегловни коефициенти: Забележка на редакцията: виж таблицата в PDF-а на броя Ако при пресмятания, свързани с неутрони, е необходима непрекъсната функция за зависимостта на wR от енергията на неутроните Е, се използва зависимостта: Забележка на редакцията: виж формулата в PDF-а на броя където Е е енергията на неутроните в MeV. За всички други видове лъчения и енергии, които не са показани по-горе, се приема, че: Забележка на редакцията: виж формулата в PDF-а на броя, където Q е коефициентът на качеството на лъчението. 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. Разширено и подредено 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 без посока. Коефициент на качеството е коефициент, 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 и измервания (МКРЕ), по формулата: Забележка на редакцията: виж формулата в PDF-а на броя, където: D е средната погълната доза; Q(L) - коефициентът на качеството; L - неограниченото линейно предаване на енергията във вода keV/mm; DL - разпределението на D по L. За Q(L) се приемат следните зависимости: Q (L) = 1 - за L І 10 keV.mm-1 Q (L) = 0,32.L - 2,2 - за 10<L<100 keV.mm-1 Q (L) = 300/ЦL - за L і 100 keV.mm-1. Стандартизирани данни са данни за условния човек на Международната комисия за радиациологична защита (МКРЗ), използвани при изчисляването на вторичните (производните) граници и границите, използвани за целите на радиационния контрол и планиране на защитата. Сфера на МКРЕ е тяло, въведено от Международната комисия по радиационни единици (МКРЕ), като модел за човешкото тяло от гледна точка на поглъщането на енергия от йонизиращо лъчение, което представлява сфера от тъканно-еквивалентно вещество с диаметър 30 cm, плътност 1 g cm-3 и масов състав 76,2 % кислород, 11,1 % въглерод, 10,1 % водород и 2,6 % азот. Тъканен тегловен коефициент е коефициент, отчитащ относителния принос на органа или тъканта към общото увреждане, дължащо се на стохастични ефекти. За целите на радиационната защита се използват следните стойности на тъканните тегловни коефициенти wТ: Забележка на редакцията: виж таблицата в PDF-а на броя * Стойностите на тъканния тегловен коефициент са получени за критична група от населението с еднакъв брой мъже и жени и обхващащи широка възрастова група. В дефиницията за ефективна доза коефициентът се отнася за персонала и населението от двата пола. ** За целите на пресмятането в други органи и тъкани се включват: надбъбречна жлеза, главен мозък, горна част на дебелото черво, тънки черва, бъбреци, мускули, панкреас, далак, тимус и матка. Списъкът включва органи, за които има вероятност да бъдат облъчени селективно. Някои от тях са по-чувствителни при облъчване. Ако за други тъкани и органи допълнително се установи, че са подложени на значителен риск от индуциране на рак, тогава те трябва да бъдат добавени или със специфичен wТ, или в този списък на други тъкани и органи. Последният може да включи още тъкани и органи, облъчвани селективно. *** В отделни случаи, когато само един от тези други тъкани и органи получи еквивалентна доза над най-високата доза, за който и да е от 12-те органа, за които е посочен тегловен коефициент, то трябва да се приложи тегловен коефициент 0,025 за тази тъкан или орган и тегловен коефициент 0,025 за средната доза в останалите от списъка на други тъкани и органи. Условен човек е препоръчан модел на човек, чиито характеристики са определени за целите на радиационната защита от МКРЗ (Публикация 89/2002 г.).