Vyhláška Státního úřadu pro jadernou bezpečnost o požadavcích na zajištění radiační ochrany

• b) součet součinů objemových aktivit jednotlivých radionuklidů v ovzduší na pracovišti a konverzních faktorů hinh pro příjem vdechnutím pracovníkem se zdroji podle tabulek přílohy č. 3 bude větší než 2,5 µSv.m^-3,

• c) povrchové znečištění pracovních míst bude vyšší než směrné hodnoty povrchového znečištění radionuklidy uvedené v tabulce č. 1 přílohy č. 2.

(3) Kontrolované pásmo se vymezuje jako ucelená a jednoznačně určená část pracoviště se zdroji ionizujícího záření, zpravidla stavebně oddělená, a musí být zajištěno tak, aby do něho nemohly vstoupit nepovolané osoby. Pro přechodná terénní pracoviště (např. defektoskopická) se kontrolované pásmo vymezuje stanovením oblasti dávkových příkonů, která nemá být přístupna nepovolaným osobám. Na vchodech nebo ohraničení se kontrolované pásmo označuje znakem radiačního nebezpečí podle ČSN 01 8015.

(4) Návrh na vymezení kontrolovaného pásma se předkládá jako součást Úřadem schvalované dokumentace k žádosti o nakládání se zdroji ionizujícího záření. Tento návrh zahrnuje

• a) rozsah kontrolovaného pásma, a to zpravidla výčtem místností a schématickým plánkem (náčrtem) nebo pro přechodná terénní pracoviště stanovením příslušné hranice dávkových příkonů,

• b) zdůvodnění navrhovaného rozsahu kontrolovaného pásma, zejména výpočty a jiné důkazy dokládající splnění požadavků odstavce 2,

• c) popis stavebního nebo technického zajištění kontrolovaného pásma proti vstupu nepovolaných osob,

• d) předpokládaný počet osob pracujících v kontrolovaném pásmu a způsob jejich poučení o rizicích při práci v kontrolovaném pásmu, např. vzor pokynů pro vstup a práci v kontrolovaném pásmu.

§ 36

Technické a organizační podmínky pro práci v kontrolovaném pásmu

(1) Do kontrolovaného pásma smí vstupovat jen osoby poučené o tom, jak se tam mají chovat, aby neohrozily zdraví své ani zdraví ostatních osob. U pracovníků kategorií A a B se takové poučení uskutečňuje prokazatelným způsobem a nejméně jednou ročně.

(2) Do kontrolovaného pásma pracoviště se zdroji ionizujícího záření nesmí vstupovat těhotné ženy a osoby mladší 18 let, kromě případů pacientů, kteří se na těchto pracovištích mají podrobit lékařskému ozáření [§ 18 odst. 1 písm. i) zákona], a kromě osob, které na těchto pracovištích pracují nebo se připravují na výkon povolání se zdroji ionizujícího záření.

(3) Při vstupu do kontrolovaného pásma musí být každý pracovník se zdroji ionizujícího záření vybaven osobními dozimetry v rozsahu stanoveném v programu monitorování a ochrannými pracovními pomůckami přiměřenými způsobu nakládání se zdroji ionizujícího záření, a jestliže příkon dávkového ekvivalentu může překročit 1 mSv/h, rovněž signálními přímoodečítacími operativními osobními dozimetry; tato ustanovení se u velmi významných zdrojů vztahují na každou vstupující osobu, kromě osob, které vstupují do kontrolovaného pásma zdravotnického pracoviště se zdroji ionizujícího záření, aby se tam podrobili léčení nebo vyšetření s použitím zdrojů ionizujícího záření.

(4) V kontrolovaném pásmu smí používat zdroje ionizujícího záření pouze pracovníci kategorie A a pod jejich dohledem také žáci, učni a studenti po dobu jejich specializované přípravy na výkon povolání se zdroji ionizujícího záření.

(5) V kontrolovaném pásmu pracovišť s velmi významnými zdroji a pracovišť s otevřenými radionuklidovými zářiči III. kategorie a zpravidla i II. kategorie, pokud není v podmínkách povolení stanoveno jinak, se pracuje po převléknutí a při výstupu z nich se uskutečňuje kontrola znečištění radionuklidy a případná osobní očista.

§ 37

Základní podmínky bezpečného provozu pracovišť se zdroji ionizujícího záření

(1) K bezpečnému provozu musí být na každém pracovišti se zdroji ionizujícího záření, kromě zdrojů nevýznamných a drobných, nejpozději před zahájením vlastního nakládání se zdroji ionizujícího záření zajištěno

• a) vykonávání soustavného dohledu nad dodržováním radiační ochrany na pracovišti [§ 18 odst. 1 písm. i) zákona] alespoň jednou osobou se zvláštní odbornou způsobilostí^9) v radiační ochraně,

• b) vymezení a označení kontrolovaného pásma v souladu s ustanoveními § 35 a zajištění podmínek pro regulaci pohybu osob v tomto pásmu v souladu s ustanoveními § 36,

• c) vybavení pracoviště přístroji, zařízeními a pomůckami v množství a kvalitě dostatečných k zabezpečení všech měření uvedených v programu monitorování, vnitřním havarijním plánu, protokolu o přejímací zkoušce, případně Úřadem stanovených v podmínkách povolení k nakládání, a jejich udržování v řádném technickém stavu,

• d) vybavení pracovníků se zdroji ionizujícího záření osobními ochrannými prostředky (např. pláště, zástěry, brýle, rukavice s odpovídajícím stínícím účinkem) a odpovídajícími ochrannými pracovními pomůckami (např. pinzety, kleště, stínící ochranné obaly, kontejnery).

(2) Zvláštní zdravotní způsobilost pracovníků kategorie A musí být pravidelně, nejméně jednou za dva roky, ověřována Úřadem určeným zdravotnickým zařízením preventivními lékařskými prohlídkami v rozsahu odpovídajícím posuzování zdravotní způsobilosti na rizikových pracovištích.^1) Záznamy o lékařských prohlídkách se na pověřeném zdravotnickém zařízení uchovávají po dobu nejméně 30 let od ukončení práce v kontrolovaném pásmu a současně alespoň do dosažení věku 90 let nebo 10 let po úmrtí daného pracovníka. S výsledky a závěry lékařských prohlídek je pracovník seznamován a na vyžádání se zasílají také příslušným držitelům povolení k nakládání se zdroji ionizujícího záření.

(3) U pracovníků kategorie A je nutno zajistit

• a) pravidelné výměny a vyhodnocení osobních dozimetrů,

• b) okamžité výměny a vyhodnocení osobních dozimetrů v případě podezření nebo vzniku radiační nehody,

• c) informovanost pracovníků o výsledcích vyhodnocení jejich osobních dozimetrů.

(4) Znečištění radionuklidy povrchu těla, oděvu, zařízení nebo stavebních částí pracovišť se zdroji ionizujícího záření má být udržováno pod směrnými hodnotami povrchového znečištění radionuklidy stanovenými v tabulce č. 1 přílohy č. 2. Pokud znečištění radionuklidy tyto úrovně překračuje, je nutno vykonat účinnou dekontaminaci, přičemž pro znečištění radionuklidy povrchů v kontrolovaném pásmu, které vzniklo v důsledku předvídaných způsobů používání zdrojů ionizujícího záření, se stanovené hodnoty vztahují pouze na snímatelnou část povrchového znečištění radionuklidy.

(5) Nutnou podmínkou pro to, aby provoz pracoviště se zdroji ionizujícího záření mohl být považován za bezpečný, je

• a) pro jaderná energetická zařízení, aby kolektivní efektivní dávka u všech pracovníků kategorií A a B nepřekročila za kalendářní rok 4 Sv na každý instalovaný GW výkonu,

• b) aby průměrné efektivní dávky u příslušné kritické skupiny obyvatel nepřekročily v kalendářním roce 200 µSv v důsledku výpustí do ovzduší ani 50 µSv v důsledku výpustí do vodotečí nebo 250 µSv celkově ze všech výpustí z daného pracoviště,

• c) aby v prostorách přilehlých k radioterapeutickým ozařovnám roční efektivní dávky nepřekročily 250 µSv,

• d) aby v prostorách přilehlých k radiodiagnostickým vyšetřovnám roční efektivní dávky nepřekročily 100 µSv.

§ 38

Zvláštní podmínky bezpečného provozu pracovišť s generátory záření

(1) Generátor záření smí být zapínán a používán pouze po nezbytnou dobu.

(2) Při ozařování a prozařování s generátorem záření se před vstupem do vymezeného či stíněného ozařovacího prostoru a po skončení práce musí měřením nebo signalizací zkontrolovat, že generátor záření byl vypnut.

(3) Stacionární rentgenová zařízení a jiné stacionární generátory záření se umísťují do samostatných ozařoven nebo vyšetřoven a obsluhují se z chráněných obsluhoven s výjimkou rentgenových přístrojů, jejichž konstrukce nebo účel použití vylučují překročení limitů ozáření. V případě rentgenových zařízení pro radiodiagnostiku, která je nutno ovládat přímo z vyšetřovny, se pro tento účel instalují pevné nebo posuvné ochranné zástěny zajišťující nepřekročení limitů ozáření.

(4) Na pracovištích s generátory záření, které jsou komponentou jiného přístroje nebo zařízení a jejichž neoddělitelnou součástí je ochranné stínění, je nutno při provozu zajistit, aby

• a) ochranné stínění zabezpečovalo, že v prostoru přístupném pouze rukama obsluhy je příkon dávkového ekvivalentu menší než 250 µSv/h a současně na kterémkoliv jiném přístupném místě ve vzdálenosti 0,1 m od povrchu zařízení je menší než 1 µSv/h,

• b) přístroj nebo zařízení nebylo možné uvést do činnosti, pokud je ochranné stínění odstraněno, a bylo automaticky vyřazeno z činnosti při otevření ochranného stínění.

(5) Generátor záření nesmí být používán, dokud neprošel přejímací zkouškou (§ 43) ani pokud od poslední zkoušky dlouhodobé stability (§ 44) již uplynula lhůta pro její periodické provádění nebo nastaly jiné důvody k jejímu provedení.

§ 39

Zvláštní podmínky bezpečného provozu pracovišť s uzavřenými radionuklidovými zářiči

(1) Uzavřený radionuklidový zářič smí být používán jen po nezbytnou dobu a mimo tuto dobu nemá být v pracovní poloze, ale zasunut do stínícího krytu nebo jinak zastíněn. Uzavřené radionuklidové zářiče mají být skladovány tak, aby příkon dávkového ekvivalentu vně skladovacích místností a prostor nepřekročil hodnotu 1 µSv/h.

(2) Při ozařování a prozařování s uzavřeným radionuklidovým zářičem se po skončení práce nebo před vstupem do vymezeného či stíněného ozařovacího prostoru musí měřením nebo signalizací zkontrolovat, že zářič byl řádně zastíněn či zasunut do stínícího krytu. Při manipulaci s uzavřeným radionuklidovým zářičem, u něhož nelze vyloučit jeho uvolnění z ozařovacího zařízení nebo jeho ztrátu, se k takovému měření používá přístroj umožňující za všech podmínek stanovit polohu zářiče.

(3) Uzavřený radionuklidový zářič nesmí být používán, dokud neprošel přejímací zkouškou (§ 43) ani pokud od poslední zkoušky dlouhodobé stability (§ 44) již uplynula lhůta pro její periodické provádění nebo nastaly jiné důvody k jejímu provedení. Při jakémkoliv podezření na netěsnost a únik radionuklidů má být uzavřený radionuklidový zářič neprodleně odstaven z používání.

§ 40

Zvláštní podmínky bezpečného provozu pracovišť s otevřenými radionuklidovými zářiči

(1) Pracoviště s otevřenými zářiči, která jsou pracovišti s jednoduchými nebo významnými zdroji ionizujícího záření, se zařazují do I., II. nebo III. kategorie podle toho, zda jejich vybavení izolačními a ventilačními zařízeními a úroveň provedení kanalizace splňuje základní požadavky na standardní vybavení pracovišť s otevřenými zářiči podle tabulky č. 1 přílohy č. 4.

(2) Maximální aktivita otevřených radionuklidových zářičů, které smí být současně zpracovávány na jednotlivých pracovních místech pracovišť s otevřenými zářiči I., II. nebo III. kategorie, se stanoví na základě kritérií zohledňujících současně a ve vzájemné návaznosti vybavení pracovních míst a celého pracoviště ochrannými (ventilačními, izolačními a stínícími) zařízeními, úroveň provedení kanalizace, fyzikální charakteristiky, zejména těkavost a prašnost materiálů, které mají být zpracovávány, náročnost a potenciální rizikovost očekávaných pracovních operací, a to tak, že v tabulce č. 4 přílohy č. 4 se vybere hodnota odpovídající dané kategorii pracoviště s otevřenými zářiči a charakteristice materiálů a práce s nimi a tato se vynásobí koeficientem vybavenosti daného pracovního místa podle tabulky č. 2 přílohy č. 4. Při současném použití více radionuklidů na jednom pracovním místě nesmí součet podílů zpracovávané aktivity jednotlivých radionuklidů a uvedeným postupem stanovené maximální aktivity pro tyto jednotlivé radionuklidy být větší než jedna.

(3) Pokud se otevřené radionuklidové zářiče nepoužívají a nejedná se o zářiče, které jsou tvořeny technologickými celky nebo medii pracoviště, mají být umístěny v ochranných stínících krytech nebo kontejnerech, a to zpravidla tak, aby při skladování příkon dávkového ekvivalentu na povrchu krytu, kontejneru, stíněných skladovacích prostor, trezorů a stíněných boxů se zdroji ionizujícího záření nepřekročil hodnotu 100 µSv/h a ve vzdálenosti 1 m od povrchu hodnotu 10 µSv/h a při přenášení zářičů na pracovišti příkon dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 1 m od povrchu přepravního krytu nepřekročil hodnotu 100 µSv/h.

(4) Na pracovištích s otevřenými radionuklidovými zářiči III. kategorie a zpravidla i II. kategorie, pokud není v podmínkách povolení stanoveno jinak, má být zřízen samostatný kanalizační rozvod pro vypouštění radioaktivních odpadových vod z pracoviště a napojen na samostatnou záchytnou nádrž.

(5) Při nakládání s otevřenými radionuklidovými zářiči se používají osobní ochranné prostředky (stínící olověné pláště, zástěry, brýle, rukavice) a odpovídající ochranné pracovní pomůcky (pinzety, kleště, stínící ochranné obaly, kontejnery ap.), otevřené radionuklidové zářiče se neberou do rukou a roztoky s těmito zářiči se nepipetují ústy, činnosti, při kterých může dojít k úniku radioaktivních látek do ovzduší, se vykonávají v uzavřených prostorech (v digestoři, hermetickém boxu apod.).

HLAVA V

SLEDOVÁNÍ, MĚŘENÍ, HODNOCENÍ, OVĚŘOVÁNÍ A ZAZNAMENÁVÁNÍ VELIČIN, PARAMETRŮ A SKUTEČNOSTÍ DŮLEŽITÝCH Z HLEDISKA RADIAČNÍ OCHRANY

[k provedení § 18 odst. 1 písm. a) a § 13 odst. 3 písm. d) zákona]

§ 41

Veličiny, parametry a skutečnosti důležité z hlediska radiační ochrany

(1) Veličinami důležitými z hlediska radiační ochrany jsou veličiny vymezené v programu monitorování schváleném pro dané pracoviště se zdroji ionizujícího záření Úřadem.

(2) Parametry a skutečnostmi důležitými z hlediska radiační ochrany jsou

• a) parametry a vlastnosti zdrojů ionizujícího záření,

• b) parametry a ochranné vlastnosti (izolační, stínící a případně ventilační) osobních ochranných prostředků (ochranné zástěry, rukavice, brýle ap.) pro práce se zdroji ionizujícího záření a dalších ochranných pomůcek a zařízení (manipulátory, zástěny, bariéry ap.) (dále jen „ochranné pracovní pomůcky“),

• c) parametry a vlastnosti obalových souborů radionuklidových zářičů,

• d) parametry a vlastnosti dalších zařízení, která jsou určena k bezprostředním činnostem se zdroji ionizujícího záření a jejichž konstrukce může ovlivnit úroveň radiační ochrany, např. jakost rentgenových filmů a vyvolávacích zařízení,

• e) u zdrojů ionizujícího záření podléhajících typovému schvalování^4) doklad o shodě se schváleným typem,

• f) výsledky monitorování a použité metodiky, včetně

• 1. osobních dávek a nutných osobních údajů pracovníků kategorie A,

• 1. veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů na pracovišti se zdroji ionizujícího záření,

• 1. veličin a parametrů charakterizujících výpusti radionuklidů do okolí pracoviště se zdroji ionizujícího záření,

• 1. veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů v okolí pracoviště se zdroji ionizujícího záření,

• g) doklady o závěrech preventivních lékařských prohlídek k ověření zdravotní způsobilosti pracovníků kategorie A,

• h) skutečnosti svědčící o narušení zásad radiační ochrany zjištěné v rámci soustavného dohledu nad radiační ochranou.

§ 42

Rozsah sledování, měření, hodnocení, ověřování a zaznamenávání veličin, parametrů a skutečností důležitých z hlediska radiační ochrany

(1) Parametry a vlastnosti podle § 41 odst. 2 písm. a) se sledují, měří, hodnotí, ověřují a zaznamenávají

• a) při výrobě, dovozu, popř. distribuci zdrojů ionizujícího záření v rozsahu potřebném k posouzení shody se schváleným typem, stanoveném zvláštním předpisem^4) nebo v podmínkách rozhodnutí o typovém schválení,

• b) při převzetí zdroje ionizujícího záření ještě před zahájením jeho používání v rozsahu vymezeném pro přejímací zkoušku (§ 43),

• c) v průběhu používání zdroje ionizujícího záření v rozsahu vymezeném pro zkoušku dlouhodobé stability (§ 44) a pro zkoušku provozní stálosti (§ 45).

(2) Parametry a vlastnosti podle § 41 odst. 2 písm. b), c) a d) se sledují, měří, hodnotí, ověřují a zaznamenávají

• a) při výrobě, dovozu, popř. uvádění do oběhu v rozsahu stanoveném zvláštním předpisem,^4)

• b) při převzetí nebo pořízení příslušných věcí v rozsahu stanoveném v programu zabezpečování jakosti nebo podle tohoto programu.

(3) Doklady podle § 41 odst. 2 písm. e) se ověřují a zaznamenávají v rozsahu nezbytném pro evidenci zdrojů.

(4) Parametry a vlastnosti uzavřeného radionuklidového zářiče se po ověření jeho těsnosti zaznamenávají do osvědčení uzavřeného radionuklidového zářiče v rozsahu stanoveném v § 55. Parametry a vlastnosti otevřeného radionuklidového zářiče se při jeho předání jinému držiteli povolení zaznamenávají do průvodního listu otevřeného radionuklidového zářiče v rozsahu stanoveném v § 56, popřípadě, jedná-li se o radioaktivní odpady, do průvodního listu radioaktivních odpadů.

(5) Veličiny, parametry a skutečnosti podle § 41 odst. 2 písm. f) se sledují, měří, hodnotí, ověřují a zaznamenávají v rozsahu vymezeném v § 47 až 52 a pro dané pracoviště se zdroji ionizujícího záření nebo zdroj ionizujícího záření podrobně rozpracovaném v Úřadem schváleném monitorovacím programu.

§ 43

Přejímací zkouška

(1) Přejímací zkouška zahrnuje

• a) u otevřených radionuklidových zářičů ověření údajů uvedených v průvodním listu předávaného otevřeného radionuklidového zářiče (§ 56), a to alespoň údajů podle § 56 odst. 2 písm. b) a d),

• b) u uzavřených radionuklidových zářičů zkoušku těsnosti^11) a ověření údajů uvedených v osvědčení uzavřeného radionuklidového zářiče (§ 55), a to alespoň údajů podle § 55 odst. 2 písm. b) vizuálně a odst. 2 písm. d) a e) měřením,

• c) u zařízení obsahujících uzavřený radionuklidový zářič

• 1. zkoušku uzavřeného radionuklidového zářiče podle písmene b), pokud je zařízení dodáváno již se zářičem; přitom ověření výrobního čísla zářiče se neprovádí, pokud by to vyžadovalo demontáž zařízení,

• 1. ověření funkčnosti zařízení a ověření kvality řídicích, ovládacích, bezpečnostních, signalizačních a indikačních systémů, popř. dalších mechanických a provozních systémů stanovených v rozhodnutí o typovém schválení,^4)

• 1. ověření, zda specifikované provozní parametry a vlastnosti zařízení nevybočují pro očekávaný účel použití z mezí stanovených v českých technických normách^12) nebo v technické dokumentaci od výrobce,

• 1. stanovení dozimetrických veličin a přesnosti těchto stanovení z hlediska účelu použití,

• d) u generátorů záření a u zařízení, při jejichž provozu vznikají radionuklidy,

• 1. ověření funkčnosti a ověření kvality řídicích, ovládacích, bezpečnostních, signalizačních, indikačních a zobrazovacích systémů, popř. dalších mechanických systémů stanovených v rozhodnutí o typovém schválení,^4)

• 1. ověření, zda specifikované provozní parametry a vlastnosti zařízení nevybočují pro očekávaný účel použití z mezí stanovených v českých technických normách^13) nebo v průvodní technické dokumentaci od výrobce,

• 1. stanovení dozimetrických veličin a přesnosti těchto stanovení z hlediska účelu použití.

(2) Při přejímací zkoušce je třeba v souladu s programem zabezpečování jakosti také navrhnout rozsah a četnost měření a ověřování vlastností zdrojů ionizujícího záření při předpokládaném způsobu použití v rámci zkoušek dlouhodobé stability a zkoušek stálosti, včetně návrhu formy a rozsahu záznamů o provedení těchto zkoušek.

(3) Provádět přejímací zkoušky mohou, jako specifický způsob nakládání se zdroji ionizujícího záření, jen osoby mající příslušné povolení Úřadu a řídit jejich vykonávání mohou, jako činnosti zvláště důležité z hlediska radiační ochrany, pouze fyzické osoby se zvláštní odbornou způsobilostí podle zvláštních předpisů.^9) Výsledky přejímací zkoušky se zaznamenávají do protokolu o této zkoušce, který obdrží jak osoba, která zdroj předává, tak osoba, která zdroj přebírá. Kopie protokolu se zasílá Úřadu.

(4) Přejímací zkoušky se nevztahují na nevýznamné a drobné zdroje ionizujícího záření a na ty jednoduché zdroje ionizujícího záření, u nichž to bylo stanoveno v podmínkách povolení k nakládání s nimi nebo v podmínkách rozhodnutí o jejich typovém schválení. U technologických celků jaderných zařízení a jejich částí jsou přejímací zkoušky nahrazeny zkouškami prováděnými v rámci jednotlivých etap jejich uvádění do provozu podle zvláštních předpisů. Přejímací zkoušky se nevztahují na radioaktivní odpady při jejich převzetí Správou úložišť radioaktivních odpadů k uložení. Přejímací zkoušky se nevztahují na převzetí zdroje ionizujícího záření výhradně ke skladování.

§ 44

Zkouška dlouhodobé stability

(1) Zkouška dlouhodobé stability zahrnuje pro jednotlivé zdroje ionizujícího záření ověřování vlastností a parametrů v rozsahu stanoveném v technické dokumentaci zdroje projednané při typovém schvalování^4) a upřesněném při přejímací zkoušce (§ 43 odst. 2); pro uzavřené radionuklidové zářiče však minimálně v rozsahu uvedeném v příloze č. 7.

(2) Zkouška dlouhodobé stability se provádí

• a) při každém důvodném podezření na špatnou funkci zařízení, jehož součástí zdroj ionizujícího záření je,

• b) po údržbě nebo opravě, která by mohla ovlivnit vlastnost nebo parametr ověřovaný při zkoušce dlouhodobé stability,

• c) kdykoliv výsledky zkoušek provozní stálosti signalizují, že charakteristické provozní vlastnosti a parametry vybočují pro daný účel použití z mezí stanovených v českých technických normách nebo v technické dokumentaci od výrobce,

• d) periodicky, a to pokud není Úřadem v podmínkách povolení nebo rozhodnutí o typovém schválení stanoveno jinak, nejméně

• 1. dvakrát ročně u velmi významných zdrojů,

• 1. jedenkrát ročně u významných zdrojů a všech rentgenových lékařských diagnostických zařízení,

• 1. jedenkrát za dva roky u ostatních jednoduchých zdrojů.

(3) Zkoušky dlouhodobé stability zajišťuje ten držitel povolení k nakládání se zdrojem, který má zdroj v držení. Provádět zkoušky dlouhodobé stability mohou, jako specifický způsob nakládání se zdroji ionizujícího záření, jen osoby mající příslušné povolení Úřadu a řídit jejich vykonávání mohou, jako činnosti zvláště důležité z hlediska radiační ochrany, pouze fyzické osoby se zvláštní odbornou způsobilostí podle zvláštních předpisů.^9) Výsledky zkoušky dlouhodobé stability se zaznamenávají do protokolu o této zkoušce, jehož stejnopis obdrží každý, kdo je držitelem povolení k nakládání s daným zdrojem ionizujícího záření. Kopie protokolu se zasílá Úřadu.

(4) Zkoušky dlouhodobé stability se nevztahují na nevýznamné a drobné zdroje ionizujícího záření, na technologické celky jaderných zařízení a jejich částí ani na radioaktivní odpady.

§ 45

Zkouška provozní stálosti

(1) Zkouška provozní stálosti zahrnuje pro jednotlivé zdroje ionizujícího záření ověřování charakteristických provozních vlastností a parametrů v rozsahu stanoveném v technické dokumentaci zdroje projednané při typovém schvalování^4) a při přejímací zkoušce (§ 43 odst. 2), minimálně však v rozsahu příslušných českých technických norem.

(2) Zkouška provozní stálosti se provádí periodicky v intervalech stanovených při přejímací zkoušce, na základě doporučení uvedeného výrobce v technické dokumentaci zdroje ionizujícího záření a vždy po údržbě nebo opravě, která by mohla ovlivnit zkoušenou vlastnost nebo parametr.

(3) U uzavřených radionuklidových zářičů se zkouška provozní stálosti provádí zpravidla nepřímo měřením otěru těch částí zařízení, které přicházejí do kontaktu se zářičem, postupem podle české technické normy,^11) a to při každém čištění, nejméně však jednou za rok, a při používání v chemicky agresivním prostředí nebo tam, kde je zvýšené riziko mechanického poškození, nejméně jednou za tři měsíce.

(4) Zkoušky provozní stálosti provádí nebo zajišťuje ten držitel povolení k nakládání s daným zdrojem, který má tento zdroj ionizujícího záření v držení. Výsledky zkoušky provozní stálosti se zaznamenávají do protokolu o této zkoušce, který je součástí provozních záznamů vedených u toho držitele povolení k nakládání se zdrojem, který má zdroj v držení. Ostatním držitelům povolení k nakládání s daným zdrojem ionizujícího záření musí být umožněno seznámit se s výsledky zkoušek provozní stálosti.

§ 46

Náležitosti programu monitorování

(1) Program monitorování má, podle způsobu a rozsahu nakládání se zdroji ionizujícího záření nebo radioaktivními odpady, zpravidla tyto části:

• a) monitorování pracoviště,

• b) osobní monitorování,

• c) monitorování výpustí,

• d) monitorování okolí.

(2) Program monitorování musí zahrnovat jak pro běžný provoz, tak i pro předvídatelné odchylky od běžného provozu, včetně radiačních nehod a případně i radiačních havárií:

• a) vymezení veličin, které budou monitorovány, způsob, rozsah a frekvence měření,

• b) návody na vyhodnocování výsledků měření,

• c) hodnoty referenčních úrovní a přehled příslušných opatření při jejich překročení,

• d) specifikaci metod měření,

• e) specifikaci parametrů používaných typů měřicích přístrojů a pomůcek.

(3) Program monitorování musí být navržen takovým způsobem a v takovém rozsahu, aby za provozu pracoviště umožňoval ověření požadavků limitování ozáření, prokazování, že radiační ochrana je optimalizována, a zajištění dalších požadavků na bezpečný provoz pracovišť se zdroji ionizujícího záření, zejména včasné zjištění odchylek od běžného provozu. Monitorování se podle povahy věci navrhuje a zavádí buď jako soustavné (rutinní), a to nepřetržité (kontinuální) nebo pravidelné (periodické), kdy se v určených lhůtách opakuje, či jako operativní při určité činnosti s cílem zhodnotit a zajistit přijatelnost této činnosti z hlediska systému limitování. Dojde-li ke změnám v uspořádání pracoviště, ve zdrojích ionizujícího záření, způsobu a podmínkách nakládání s nimi či ke změnám v monitorovacích metodách, program monitorování se aktualizuje.

§ 47

Jednotné postupy pro hodnocení veličin měřených v rámci monitorování

(1) Při přepočtu aktivit přijatých radionuklidů na úvazek efektivní dávky se použijí konverzní faktory uvedené v tabulkách přílohy č. 3. U blíže neidentifikovaných radionuklidů a chemických forem, popř. vlastností vdechovaného aerosolu se přisuzuje aktivita těm radionuklidům a jejich formám, popř. takovému aerosolu, pro které je stanoven v příloze č. 3 nejvyšší konverzní faktor pro příjem požíváním nebo vdechnutím.

(2) Nejsou-li známa data lépe odpovídající dané situaci, počítá se příjem radionuklidů požitím na základě spotřeby daného druhu poživatiny, kvalifikovaně určené ze statistických přehledů, a to zvlášť pro jednotlivé věkové kategorie.

(3) Nejsou-li známa data lépe odpovídající dané situaci, počítá se, že za rok pracovník se zdrojem při práci trvající 2000 hodin vdechne 2000 m^3 vzduchu a požije 1 m^3 vody, z toho 0,7 m^3 ve formě kapaliny. Pro ostatní osoby se počítá, že množství vdechovaného vzduchu v jednom roce je pro osoby ve věku do 1 roku včetně 1000 m^3, ve věku od 1 do 2 let včetně 2000 m^3, ve věku od 2 do 7 let včetně 4000 m^3, ve věku od 7 do 12 let včetně 6000 m^3, ve věku od 12 do 17 let včetně 8000 m^3 a pro osoby starší 17 let 8500 m^3. Pro požití vody ostatními osobami se počítá, že dospělý muž za rok požije 1 m^3 vody, z toho 0,7 m^3 ve formě kapaliny, a dospělá žena nebo dítě starší 10 let za rok požije 0,7 m^3 vody, z toho 0,45 m^3 ve formě kapaliny.

(4) Pro zevní ozáření z vzácných radioaktivních plynů rozptýlených v ovzduší pracoviště se při přepočtu průměrné objemové aktivity těchto plynů na příkon efektivní dávky použijí konverzní faktory uvedené v tabulce č. 1 přílohy č. 3.

§ 48

Referenční úrovně

(1) V programu monitorování se vymezují referenční úrovně jako hodnoty, popř. kritéria rozhodné pro určité předem stanovené postupy nebo opatření.

(2) Referenční úrovně, při jejichž překročení je údaj podrobněji zaznamenáván a evidován, se označují jako záznamové úrovně. Záznamové úrovně oddělují hodnoty zasluhující pozornost od hodnot bezvýznamných. Záznamové úrovně se zpravidla stanovují jako odpovídající jedné desetině základních limitů a metody monitorování se volí tak, aby nejmenší detekovatelná hodnota měřené veličiny radiační ochrany byla menší než takto stanovená záznamová úroveň.

(3) Referenční úrovně, jejichž překročení je podnětem k následnému šetření o příčinách a důsledcích zjištěného výkyvu sledované veličiny radiační ochrany, se označují jako vyšetřovací úrovně. Vyšetřovací úrovně se zpravidla stanovují jako odpovídající třem desetinám základních limitů nebo jako horní mez obvykle se vyskytujících hodnot.

(4) Referenční úrovně, jejichž překročení je podnětem k zahájení určité činnosti nebo zavedení opatření ke změně zjištěného výkyvu sledované veličiny radiační ochrany, se označují jako zásahové úrovně. U zásahových úrovní vymezených v programu monitorování se uvádí také přesně, o jaký zásah se jedná a jakým postupem se o něm rozhoduje. Pro jednotlivou měřenou veličinu nebo parametr může být stanoveno i několik, zpravidla na sebe navazujících, zásahových úrovní odpovídajících navazujícím zásahům postupně významnějším, podle toho, jak roste význam zjištěného výkyvu sledované veličiny.

§ 49

Monitorování pracoviště se zdroji ionizujícího záření

(1) Monitorování pracoviště se uskutečňuje sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů na pracovišti se zdroji ionizujícího záření, zejména příkonů ekvivalentní dávky na pracovišti, objemových aktivit v ovzduší pracoviště a plošných aktivit na pracovišti. Zavádí se na všech pracovištích se zdroji ionizujícího záření, kromě nevýznamných a drobných zdrojů.

(2) Při zahájení prací a při změnách v pracovních postupech nebo při změnách způsobu radiační ochrany se ověřuje účinnost radiační ochrany před zevním i vnitřním ozářením podrobným měřením příkonu efektivní dávky, objemových aktivit a dalších veličin u zdrojů ionizujícího záření, míst práce s nimi a v místech možného pobytu pracovníků.

(3) Monitorování povrchového znečištění radionuklidy se volí na pracovištích s otevřenými zářiči tak, aby umožnilo signalizovat provozní odchylky od běžného provozu, nedostatečnou funkci nebo selhání bariér bránících rozptylu radioaktivních látek. Při trvale vysoké povrchové kontaminaci se zavádí monitorování objemových aktivit v ovzduší a pravidelné osobní monitorování příjmu radionuklidů.

(4) Pravidelné monitorování ovzduší soustavným měřením objemových aktivit radionuklidů v ovzduší se vždy zavádí na pracovních místech, kde se pracuje s otevřenými radionuklidovými zářiči, které jsou velmi významnými zdroji ionizujícího záření.

§ 50

Monitorování osobní

(1) Osobní monitorovaní slouží k určení osobních dávek sledováním, měřením a hodnocením individuálního zevního i vnitřního ozáření jednotlivých osob, zpravidla osobními dozimetry.

(2) Osobní monitorování osobními dozimetry se zajišťuje pro všechny pracovníky kategorie A a pro osoby, které na pracovišti se zdroji ionizujícího záření zasahují při radiačních nehodách nebo při živelních pohromách, pokud není jinak stanoveno v podmínkách povolení nebo schváleném programu monitorování.

(3) Osobní dozimetr se nosí na nejvíce ozařovaném místě těla, zpravidla na přední levé straně hrudníku (dále jen „na referenčním místě“). Při používání ochranné stínící zástěry se nosí vně zástěry a osobní dávkový ekvivalent naměřený vně zástěry se sníží o hodnotu odpovídající zeslabení v zástěře. Když dozimetr umístěný na referenčním místě nedovoluje odhad efektivní a ekvivalentní dávky, pro něž jsou stanoveny limity, je pracovník vybaven dalším dozimetrem, který svými vlastnostmi nebo umístěním to umožní.

(4) Osobní dozimetr musí měřit všechny druhy záření podílející se na zevním ozáření pracovníka při nakládání se zdroji. Když tuto podmínku nesplní jeden dozimetr, pracovník se vybavuje dalšími dozimetry, pokud není v programu monitorování povolen jiný způsob monitorování.

(5) Na pracovištích, kde nelze při ztrátě kontroly nad zdrojem ionizujícího záření vyloučit radiační nehodu v důsledku jednorázového zevního ozáření, jsou pracovníci se zdroji vybavováni operativními dozimetry, které překročení nastavené úrovně mohou přímo signalizovat. Může-li zdroj ionizujícího záření způsobit jednorázovým ozářením překročení pětinásobku základních limitů pro pracovníky se zdroji, musí monitorování umožnit stanovení dávek a jejich distribuce v těle pracovníků, včetně rekonstrukce nehody.

(6) Na pracovištích, kde může dojít k vnitřnímu ozáření pracovníků, se příjmy radionuklidů, popřípadě úvazky efektivní dávky od vnitřního ozáření jednotlivých pracovníků zjišťují zpravidla měřením aktivity radionuklidů v těle pracovníka nebo v jeho exkretech a převádí se na příjem pomocí modelů dýchacího traktu, zažívacího traktu a kinetiky příslušných prvků. Při práci s otevřenými radionuklidovými zářiči, které jsou jednoduchými zdroji ionizujícího záření, není měření aktivity radionuklidů v těle pracovníka nebo v jeho exkretech požadováno.

(7) V případě podezření, že došlo k neplánovanému jednorázovému ozáření pracovníka, provádí se okamžitě vyhodnocení osobních dozimetrů a dozimetrické hodnocení dané události.

§ 51

Monitorování výpustí

(1) Monitorování výpustí se uskutečňuje sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících výpusti radionuklidů do okolí pracoviště se zdroji ionizujícího záření, zejména aktivit a objemových aktivit výpustí. Zavádí se na všech pracovištích se zdroji ionizujícího záření, kde dochází k zneškodňování látek znečištěných radionuklidy jejich řízeným vypouštěním nebo kde existuje možnost úniku závažného množství radionuklidů do okolí. Slouží ke kontrole dodržování povolených výpustí a k včasnému zjištění a zhodnocení případných úniků a jejich důsledků na obyvatelstvo v okolí pracoviště a na životní prostředí.

(2) Monitorování výpustí do ovzduší a vodotečí z pracovišť s velmi významnými zdroji ionizujícího záření a z pracovišť s významnými zdroji ionizujícího záření, u nichž je to požadováno Úřadem v podmínkách povolení, zahrnuje jak soustavné bilanční měření všech radionuklidů, které závažně přispívají k ozáření obyvatelstva, tak i nepřetržité měření representativních radionuklidů, schopná rychle signalizovat odchylky od běžného provozu. Existuje-li možnost nepřípustných úniků radionuklidů do ovzduší, zajišťuje se také soustavné monitorování všech potenciálních cest těchto úniků.

§ 52

Monitorování okolí pracoviště se zdroji ionizujícího záření

(1) Monitorování okolí pracoviště se zdroji ionizujícího záření se uskutečňuje sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů v okolí pracoviště se zdroji ionizujícího záření, zejména dávkových příkonů, aktivit, objemových aktivit a hmotnostních aktivit. Zavádí se na všech pracovištích se zdroji ionizujícího záření, kde existuje možnost úniku závažného množství radionuklidů do okolí. Slouží ke kontrole dodržování povolených výpustí a k včasnému zjištění a zhodnocení případných úniků a jejich důsledků na obyvatelstvo v okolí pracoviště a na životní prostředí a za běžného provozu slouží pro potvrzování bezpečnosti provozu ve vztahu k okolí.

(2) Monitorování okolí se zabezpečuje sítí předem vybraných pozorovacích bodů a tras, v nichž se na základě měření dávkových ekvivalentů od zevního ozáření a na základě odběrů vzorků a stanovení obsahu radionuklidů v ovzduší, vodotečích a ve vybraných složkách životního prostředí a potravinách vypočítává velikost a rozložení efektivních dávek a jejich úvazků radionuklidů v okolí pracoviště se zdrojem ionizujícího záření.

(3) Monitorování okolí velmi významných zdrojů ionizujícího záření, zejména zdrojů podle § 7 odst. 5 písm. a), se zahajuje 1 až 2 roky před jeho uvedením do provozu. Cílem tohoto předprovozního monitorování je jak získaní podkladů o původním stavu okolí budoucího zdroje, tak předprovozní ověření programu monitorování. Rozsah a obsah předprovozního monitorování je součástí předprovozní bezpečnostní zprávy.

(4) Monitorování uskutečňované v rámci celostátní radiační monitorovací sítě upravuje zvláštní předpis.

HLAVA VI

EVIDENCE ZDROJŮ IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ A DALŠÍCH SKUTEČNOSTÍ DŮLEŽITÝCH Z HLEDISKA RADIAČNÍ OCHRANY

[k provedení § 18 odst. 1 písm. c) a § 22 písm. e) zákona]

§ 53

Evidence zdrojů ionizujícího záření u držitelů povolení

(1) Držitel povolení k nakládání se zdroji ionizujícího záření vede a uchovává o každém zdroji, se kterým nakládá, tyto doklady a údaje:

• a) popis zdroje umožňující jeho jednoznačnou identifikaci, např. název, typové označení, jméno výrobce, výrobní nebo identifikační číslo,

• b) účel nakládání se zdrojem,

• c) všechna povolení a jiná rozhodnutí týkající se nakládání se zdrojem ionizujícího záření,

• d) provozní záznamy charakterizující rozsah a způsob nakládání se zdrojem ionizujícího záření, u otevřeného radionuklidového zářiče včetně účelu a bilance jeho spotřeby,

• e) záznamy týkající se nakládání se zdrojem ionizujícího záření pořízené v rámci soustavného dohledu nad dodržováním radiační ochrany a při kontrolní činnosti.

(2) Držitel povolení k nakládání se zdrojem ionizujícího záření vede a uchovává o každém zdroji ionizujícího záření, který je v jeho držení, dále tyto doklady a údaje:

• a) datum odběru zdroje ionizujícího záření,

• b) doklad o nabytí zdroje ionizujícího záření,

• c) u zdroje ionizujícího záření podléhajícího typovému schválení,^4) kromě radionuklidových zářičů, prohlášení o shodě se schváleným typem vystavené výrobcem, dovozcem nebo osobou, která zdroj uvádí do oběhu,

• d) u uzavřeného radionuklidového zářiče osvědčení (§ 55),

• e) u otevřeného radionuklidového zářiče průvodní list (§ 56) vystavený při předání zářiče předchozím držitelem,

• f) protokol o přejímací zkoušce, protokoly o zkouškách dlouhodobé stability a protokoly o zkouškách provozní stálosti.

(3) Držitel povolení k nakládání se zdrojem ionizujícího záření vede a uchovává po dobu nejméně 30 let v případě velmi významného zdroje a 10 let v případě významných a jednoduchých zdrojů o každém zdroji ionizujícího záření, který byl v jeho držení, doklady a údaje podle odstavce 1 písm. a), b), c) a e) a dále:

• a) pokud zdroj ionizujícího záření předal jiné osobě, údaj, komu a kdy byl zářič předán, a u otevřených radionuklidových zářičů také průvodní list vystavený při tomto předání,

• b) pokud otevřený radionuklidový zářič byl spotřebován nebo jinak uveden do životního prostředí, záznamy o jeho uvádění do životního prostředí, včetně případné bilance postupné spotřeby,

• c) pokud radionuklidový zářič odstranil jako radioaktivní odpad, údaj, komu a kdy byl zářič předán, a průvodní list radioaktivních odpadů vystavený při tomto předání.

(4) Držitel povolení k nakládání se zdrojem ionizujícího záření, který uvádí zdroje ionizujícího záření do oběhu, vede a uchovává o všech zdrojích, které uvedl do oběhu, po dobu nejméně 10 let doklady a údaje podle odstavce 1 písm. a) a kromě nevýznamných a drobných zdrojů také údaj, komu a kdy byl zářič předán.

(5) Úřadu se do státního systému evidence zdrojů ionizujícího záření zasílají údaje podle odstavce 1 písm. a), b) a podle odstavce 2 písm. a) a kopie osvědčení uzavřených radionuklidových zářičů a průvodních listů otevřených radionuklidových zářičů, pokud není v podmínkách povolení k nakládání se zdroji stanoven jiný rozsah a způsob předávání příslušných údajů. Zaslání údajů se uskutečňuje

• a) nejpozději do jednoho měsíce po skončení kalendářního čtvrtletí, ve kterém došlo k odběru, převzetí nebo předání zdroje ionizujícího záření,

• 1. jedná-li se o uzavřené radionuklidové zářiče, kromě drobných a nevýznamných zdrojů,

• 1. jedná-li se o otevřené radionuklidové zářiče s poločasem radioaktivní přeměny radionuklidů delším než 60 dní, které jsou významnými nebo velmi významnými zdroji,

• b) neprodleně při ztrátě zdroje ionizujícího záření, jeho krádeži nebo zničení,

• c) neprodleně po vstupu na nebo výstupu z území České republiky, jedná-li se o dovoz nebo vývoz radionuklidových zářičů, které jsou velmi významnými zdroji ionizujícího záření.

(6) Kopie protokolů o provedených přejímacích zkouškách a zkouškách dlouhodobé stability se Úřadu zasílají do jednoho měsíce od provedení zkoušky, pokud není v podmínkách povolení k nakládání se zdroji ionizujícího záření stanoven jiný rozsah a způsob předávání příslušných údajů.

(7) Ustanovení odstavců 1 až 6 se nevztahují na evidenci radioaktivních odpadů, která se řídí ustanoveními § 28.

§ 54

Evidence drobných zdrojů ionizujícího záření u ohlašovatelů

(1) Ohlašovatel (§ 21 odst. 2 zákona) používání typově schváleného drobného zdroje vede a uchovává o každém drobném zdroji ionizujícího záření, který používá, tyto doklady a údaje:

• a) popis zdroje umožňující jednoznačnou identifikaci, např. název, typové označení, jméno výrobce, výrobní nebo identifikační číslo,

• b) účel použití zdroje,

• c) návod k použití zdroje schválený Úřadem v rámci typového schvalování.^4)

(2) O každém drobném zdroji ionizujícího záření, který je v jeho držení, vede a uchovává ohlašovatel používání typově schváleného drobného zdroje dále tyto doklady a údaje:

• a) datum odběru nebo převzetí zdroje ionizujícího záření,

• b) doklad o nabytí zdroje ionizujícího záření,

• c) prohlášení o shodě se schváleným typem vystavené výrobcem, dovozcem nebo jinou osobou uvádějící zdroj do oběhu,

• d) u uzavřených radionuklidových zářičů osvědčení (§ 55),

• e) objekt, kde je zdroj umístěn.

(3) Evidované údaje se uchovávají ještě po dobu 5 let od předání nebo odstranění zdroje.

§ 55

Osvědčení uzavřeného radionuklidového zářiče

(1) Uzavřený radionuklidový zářič je provázen osvědčením uzavřeného radionuklidového zářiče, kterým se prokazuje jeho třída odolnosti^11) a další typovými zkouškami^4) ověřené vlastnosti.

(2) Osvědčení uzavřeného radionuklidového zářiče obsahuje

• a) identifikační číslo osvědčení,

• b) výrobní číslo uzavřeného radionuklidového zářiče,

• c) označení schváleného typu, s jehož vlastnostmi jsou vlastnosti zářiče ve shodě,

• d) údaje o druhu radionuklidu,

• e) údaje o aktivitě uzavřeného radionuklidového zářiče s uvedením dne, ke kterému se udaná aktivita vztahuje, údaj o maximálním obsahu základního radionuklidu, u významných a velmi významných zdrojů také kermovou vydatnost ve vzduchu v Gy.m^2.s^-1 s uvedením dne, ke kterému se vztahuje,

• f) údaje o chemické a fyzikální formě radionuklidu a jeho nosiče,

• g) údaje o rozměrech uzavřeného radionuklidového zářiče,

• h) údaje o zapouzdření nebo ochranném překryvu (materiál, tloušťka, způsob provedení, příp. uzavření),

• i) stupeň odolnosti uzavřeného radionuklidového zářiče^11) daného typu,

• j) přehled výsledků provedených zkoušek,^11)

• k) doporučenou dobu používání uzavřeného radionuklidového zářiče a případné další podklady pro plánovité ověřování jeho těsnosti provozovatelem zdroje,

• l) dobu platnosti osvědčení,

• m) datum vystavení osvědčení,

• n) obchodní jméno a identifikační číslo osoby, která osvědčení vystavila, a jméno, funkci a podpis pověřeného zástupce této osoby.

(3) K uzavřeným radionuklidovým zářičům, které z technických důvodů nemohou být označeny značkou a výrobním číslem, se vystavuje hromadné osvědčení. Toto hromadné osvědčení se vystavuje pro všechny zářiče téhož typu a téže velikosti, které obsahují stejné množství stejných radionuklidů a jsou ve správě téhož držitele. Hromadné osvědčení obsahuje údaje uvedené v odstavci 2, přičemž na místo údajů o výrobním čísle zářiče se uvádí počet jednotlivých uzavřených radionuklidových zářičů, pro které je hromadné osvědčení vystaveno.

(4) Stanovování nebo ověřování třídy odolnosti uzavřených radionuklidových zářičů a vystavování osvědčení uzavřených radionuklidových zářičů jsou specifické způsoby nakládání se zdroji ionizujícího záření, k nimž je třeba příslušné povolení Úřadu a jejichž vykonávání mohou řídit, jako činnosti významné z hlediska radiační ochrany, pouze fyzické osoby se zvláštní odbornou způsobilostí.^9)

§ 56

Průvodní list otevřeného radionuklidového zářiče

(1) Otevřený radionuklidový zářič je při předávání jinému držiteli provázen průvodním listem otevřeného radionuklidového zářiče, kterým se dokládají veličiny, parametry a vlastnosti důležité z hlediska radiační ochrany pro nakládání s ním.

(2) Průvodní list otevřeného radionuklidového zářiče obsahuje

• a) specifikaci, popř. identifikační číslo zářiče,

• b) u zářičů podléhajících typovému schválení^4) označení schváleného typu, s jehož vlastnostmi jsou vlastnosti zářiče ve shodě,

• c) údaje o druhu radionuklidu,

• d) údaje o chemické a fyzikální formě radionuklidu a jeho nosiče,

• e) údaje o aktivitě a hmotnostní aktivitě radionuklidu s uvedením dne, popř. hodiny, k níž se údaj vztahuje,

• f) údaje o chemické a radiochemické čistotě,

• g) údaje o druhu obalu otevřeného radionuklidového zářiče,

• h) datum vystavení průvodního listu,

• i) obchodní jméno a identifikační číslo osoby, která průvodní list vystavila, a jméno, funkci a podpis pověřeného zástupce této osoby.

(3) Pro společně předávané stejné otevřené radionuklidové zářiče se vystavuje společný průvodní list, ve kterém se kromě údajů podle odstavce 2 pro jednotlivý zářič uvede celkový počet předávaných zářičů.

(4) Předměty kontaminované radionuklidy na pracovištích se zdroji ionizujícího záření a otevřené radionuklidové zářiče vzniklé za provozu jaderných zařízení a jiných zařízení, při jejichž provozu vznikají radionuklidy, se nepovažují za další otevřené radionuklidové zářiče, dokud zůstávají na pracovišti, kde ke kontaminaci nebo k jejich vzniku došlo. Pro případ jejich předání na jiné pracoviště se zdroji ionizujícího záření se v průvodním listu těchto zářičů nemusí uvádět údaje podle odstavce 2 písm. c), d) a e), pokud se uvede maximální příkon dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 0,1 m od povrchu a maximální plošná aktivita v případě povrchového znečištění radionuklidy. U radioaktivních odpadů se průvodní list otevřeného radionuklidového zářiče nevystavuje a je nahrazen průvodním listem radioaktivního odpadu.

§ 57

Evidence osobních dávek u držitelů povolení

(1) Držitel povolení vede k evidenci osobních dávek nejméně po dobu 50 let tyto doklady a údaje:

• a) jména, příjmení a rodná čísla všech pracovníků kategorie A,

• b) osobní dávky u všech pracovníků kategorie A a další údaje k charakterizaci ozáření těchto pracovníků stanovené Úřadem v podmínkách povolení nebo schválené Úřadem jako součást programu monitorování,

• c) přehled o všech osobách, které kromě pracovníků kategorie A vstupují do kontrolovaných pásem, jejich době pobytu v kontrolovaných pásmech a odhad efektivní dávky pro tyto osoby.

(2) Osobní dávky z výjimečných ozáření a z ozáření, které pracovník obdržel při radiačních nehodách a při ztrátě kontroly nad zdrojem ionizujícího záření, se zaznamenávají odděleně.

(3) Držitel povolení oznamuje Úřadu do státního systému evidence ozáření pracovníků se zdroji, a to buď přímo, nebo prostřednictvím osoby, která mu jako službu provádí osobní dozimetrii,

• a) osobní údaje o každém pracovníkovi kategorie A, případně dalších osobách stanovených v povolení Úřadu a údaje charakterizující jeho možné ozáření v rozsahu a formě stanovené Úřadem (registrační karta pracovníka) do 1 měsíce od nástupu do zaměstnání a při každé změně těchto údajů,

• b) údaje o osobních dávkách všech svých pracovníků kategorie A, případně dalších osobách stanovených v povolení Úřadu do 2 měsíců po ukončení monitorovacího období,

• c) roční přehled osobních dávek všech svých pracovníků kategorie A, případně dalších osob stanovených v povolení Úřadu za předchozí rok do konce dubna běžného roku,

• d) efektivní dávky převyšující 20 mSv nebo ekvivalentní dávky převyšující 150 mSv zevního ozáření, a to spolu s vyhodnocením příčin takové situace a přijatými závěry, neprodleně po jejich zjištění,

• e) efektivní dávky převyšující 6 mSv nebo ekvivalentní dávky převyšující 15 mSv vnitřního ozáření neprodleně po jejich zjištění.

§ 58

Evidence osobních dávek u provozovatelů služeb osobní dozimetrie

(1) Osoba, která provádí osobní dozimetrii, archivuje údaje nejméně 1 rok následující po roce, kterého se údaje týkají.

(2) Osoba, která provádí osobní dozimetrii, výsledky hodnocení ozáření předává Úřadu ve formě stanovené v podmínkách povolení, a to

• a) neprodleně po zjištění efektivní dávky převyšující 20 mSv a ekvivalentní dávky převyšující 150 mSv příslušnému držiteli povolení a Úřadu,

• b) neprodleně po vyhodnocení dozimetru z důvodu neplánovaného jednorázového ozáření.

(3) Osoba, která provádí osobní dozimetrii, oznamuje Úřadu do 1 měsíce uzavření nebo zrušení smlouvy s držitelem povolení k nakládání se zdroji ionizujícího záření o provádění osobní dozimetrie na daném pracovišti.

(4) Dávky obdržené při výjimečných ozářeních a dávky obdržené při radiačních nehodách se evidují samostatně a nesčítají se s dávkami obdrženými při běžné činnosti.

§ 59

Evidence ostatních veličin, parametrů a skutečností důležitých z hlediska radiační ochrany

(1) Doklady o závěrech preventivních lékařských prohlídek k ověření zdravotní způsobilosti pracovníků kategorie A se uchovávají po dobu nejméně 30 let od ukončení práce v kontrolovaném pásmu a současně alespoň do dosažení věku 90 let nebo 10 let po úmrtí daného pracovníka.

(2) Ostatní veličiny, parametry a skutečnosti důležité z hlediska radiační ochrany, včetně programu monitorování a metodik, na které je navázán, a výsledků monitorování jiných než osobních dávek, se evidují po dobu nejméně 10 let.

ČÁST TŘETÍ

PODROBNOSTI KE ZPŮSOBU A ROZSAHU ZAJIŠTĚNÍ RADIAČNÍ OCHRANY PŘI ZÁSAZÍCH KE SNÍŽENÍ PŘÍRODNÍHO OZÁŘENÍ

(k provedení § 6 odst. 2 a 3 zákona)

§ 60

Podrobnosti ke způsobu a rozsahu zajištění radiační ochrany při provádění zásahů ke snížení přírodního ozáření ze stavebních materiálů

(1) Pro rozhodování o opatřeních vedoucích ke snížení přírodního ozáření ze stavebních materiálů jsou stanoveny směrné hodnoty hmotnostní aktivity ve stavebním materiálu uvedené v tabulce č. 1 přílohy č. 11.

(2) Směrné hodnoty podle odstavce 1 slouží jako základní vodítko pro rozhodování výrobce stavebního materiálu o tom, zda např. změnou surovin nebo jejich původu, tříděním surovin, změnou technologie nebo jiným vhodným zásahem sníží přírodní ozáření ze stavebních materiálů.

(3) Hodnoty obsahu přírodních radionuklidů, při jejichž překročení nesmí být stavební materiály uvedeny do oběhu (§ 6 odst. 3 zákona), jsou stanoveny hodnotami hmotnostní aktivity uvedenými v tabulce č. 2 přílohy č. 11.

(4) Za systematické měření a hodnocení obsahu přírodních radionuklidů ve stavebních materiálech se považuje měření hmotnostní aktivity radia 226 prováděné v rozsahu podle tabulky č. 3 přílohy č. 11. Evidence výsledků zahrnuje

• a) označení, příp. typ měřených stavebních materiálů, včetně původu surovin pro výrobu,

• b) roční objem výroby nebo dovozu,

• c) údaje charakterizující předpokládaný rozsah a způsob použití stavebních materiálů ve stavbách,

• d) výsledky měření jednotlivých vzorků, včetně místa a datumu, a způsob odběru vzorku,

• e) identifikaci laboratoře, která provedla měření.

(5) Evidované údaje podle odstavce 4 se uchovávají nejméně po dobu 5 let od ukončení výroby nebo dovozu materiálu a údaje se oznamují Úřadu průběžně do 1 měsíce od obdržení výsledků měření.

§ 61

Podrobnosti ke způsobu a rozsahu zajištění radiační ochrany při provádění zásahů ke snížení přírodního ozáření z vody

(1) Pro rozhodování o opatřeních vedoucích ke snížení přírodního ozáření z dodávané vody jsou stanoveny směrné hodnoty objemových aktivit v dodávané vodě uvedené v tabulce č. 1 přílohy č. 12.

(2) Směrné hodnoty podle odstavce 1 slouží jako základní vodítko pro rozhodování výrobce nebo dodavatele vody o tom, zda např. výběrem jiného zdroje vody nebo odradonováním vody nebo jiným vhodným zásahem snížit přírodní ozáření z dodávané vody.

(3) Hodnoty obsahu přírodních radionuklidů, při jejichž překročení nesmí být voda dodána (§ 6 odst. 3 zákona), jsou stanoveny hodnotami objemových aktivit v tabulce č. 2 přílohy č. 12. Je-li ve vodě přítomno více přírodních radionuklidů, nesmí být součet podílů objemových aktivit jednotlivých radionuklidů a odpovídajících hodnot v tabulce č. 2 přílohy č. 12 větší než jedna.

(4) Za systematické měření a hodnocení obsahu přírodních radionuklidů v dodávané vodě se považuje měření objemových aktivit prováděné v rozsahu podle tabulky č. 3 přílohy č. 12. Evidence výsledků zahrnuje

• a) identifikaci zdroje vody,

• b) vydatnost zdroje vody a roční objem dodané vody,

• c) zásobované obce a počet zásobovaných obyvatel,

• d) výsledky měření jednotlivých vzorků, včetně místa a datumu, a způsob odběru vzorku,

• e) identifikaci laboratoře, která provedla měření.

(5) Evidované údaje podle odstavce 4 se uchovávají nejméně po dobu 5 let od ukončení dodávky vody a údaje se oznamují Úřadu průběžně do 1 měsíce od obdržení výsledků měření.

§ 62

Směrné hodnoty ozáření osob v důsledku výskytu radonu a produktů jeho přeměny ve vnitřním ovzduší staveb

(1) Směrné hodnoty ozáření osob v důsledku výskytu radonu a produktů jeho přeměny ve vnitřním ovzduší staveb jsou

• a) hodnota 100 Bq/m^3 pro ekvivalentní objemovou aktivitu radonu v pobytových prostorech staveb, ke kterým kolaudační rozhodnutí nabylo právní moci po účinnosti této vyhlášky,

• b) hodnota 200 Bq/m^3 pro ekvivalentní objemovou aktivitu radonu v pobytových prostorech staveb, ke kterým kolaudační rozhodnutí nabylo právní moci před účinností této vyhlášky.

(2) Pokud se jedná o stavby prokazatelně užívané jen občas nebo s určitým režimem (např. dílny, školy, kina, sportovní haly), vztahují se směrné hodnoty podle odstavce 1 na průměrné hodnoty v době pobytu osob.

(3) Směrné hodnoty podle odstavce 1 slouží jako základní vodítko pro rozhodování o tom, zda stavba byla provedena s dostatečnou ochranou proti pronikání radonu z podloží, stavebních materiálů a dodávané vody nebo vyžaduje dodatečná opatření ke snížení výskytu radonu ve vnitřním ovzduší.

§ 63

Podrobnosti ke způsobu a rozsahu zajištění radiační ochrany při provádění zásahů ke snížení přírodního ozáření z radonu ve stavbách

(1) Při umisťování nových staveb s pobytovým prostorem a přístaveb s pobytovým prostorem je směrnou hodnotou pro rozhodování o umístění stavby a pro rozhodování o způsobu provedení izolací stavby proti pronikání radonu z podloží^14) zjištění, že se nejedná o stavební pozemek s nízkým radonovým rizikem podle přílohy č. 10.

(2) Při provádění staveb s pobytovým prostorem, včetně změn dokončených staveb, jsou směrnými hodnotami

• a) pro rozhodování o použití stavebního materiálu směrné hodnoty stanovené v příloze č. 11,

• b) pro rozhodování o odběru dodávané vody směrné hodnoty stanovené v příloze č. 12.

(3) Při užívání staveb a při změnách v účelu užívání staveb jsou směrné hodnoty pro rozhodování o provedení přiměřeného zásahu ke snížení přírodního ozáření osob

• a) z výskytu radonu a produktů jeho přeměny ve vnitřním ovzduší stanoveny v tabulce č. 1 přílohy č. 13,

• b) ze zevního ozáření zářením gama ze stavby stanoveny v tabulce č. 2 přílohy č. 13,

• c) ze zvýšené objemové aktivity radonu ve vodě používané ve stavbě stanoveny v tabulce č. 3 přílohy č. 13.

(4) Při rozhodování o využívání zdroje pro individuální zásobování vodou jsou směrné hodnoty pro provedení přiměřeného zásahu ke snížení přírodního ozáření osob v důsledku vyšší koncentrace přírodních radionuklidů ve vodě stanoveny v tabulce č. 4 přílohy č. 13.

ČÁST ČTVRTÁ

PODROBNOSTI KE ZPŮSOBU A ROZSAHU ZAJIŠTĚNÍ RADIAČNÍ OCHRANY PŘI ZÁSAZÍCH KE SNÍŽENÍ OZÁŘENÍ V DŮSLEDKU RADIAČNÍCH NEHOD

(k provedení § 4 odst. 5 zákona)

§ 64

Podrobnosti ke způsobu a rozsahu zajištění radiační ochrany při zásazích ke snížení ozáření v důsledku radiačních havárií

(1) Omezování ozáření osob a životního prostředí při radiačních haváriích se uskutečňuje ochrannými opatřeními, kterými jsou

• a) neodkladná ochranná opatření zahrnující ukrytí, jódovou profylaxi a evakuaci,

• b) následná ochranná opatření zahrnující přesídlení, regulaci požívání radionuklidy znečištěných potravin a vody a regulaci používání radionuklidy znečištěných krmiv.

(2) Ochranná opatření při radiačních haváriích se provádějí vždy, jsou-li zdůvodněna větším přínosem, než jsou náklady na opatření a škody jimi působené, a mají být optimalizována co do formy, rozsahu a trvání tak, aby přinesla co největší rozumně dosažitelný přínos.

(3) Jako základní vodítko pro rozhodování o zavedení ochranných opatření jsou uplatňovány směrné hodnoty, které odráží současný stav poznání a mezinárodně nabyté zkušenosti o tom, kdy lze od daného ochranného opatření očekávat větší přínos než škodu. Pro jednotlivé zdroje ionizujícího záření, při jejichž provozu je nebezpečí vzniku radiační havárie, se využitím optimalizace radiační ochrany, na základě údajů specifických pro daný jednotlivý případ, stanovují v havarijních plánech specifické ukazatele pro rozhodování o zavedení ochranných opatření (dále jen „havarijní zásahové úrovně“).

(4) Údaji specifickými pro stanovení havarijních zásahových úrovní podle odstavce 3 se rozumí údaje charakterizující osídlení a infrastrukturu v okolí zdroje ionizujícího záření, a tak podmiňující očekávané kolektivní efektivní dávky a proveditelnost ochranných opatření, zejména

• a) přítomnost specifických skupin obyvatel (nemocnice, domovy důchodců, pečovatelské domy, vězení),

• b) dopravní problémy,

• c) vysoká hustota obyvatel,

• d) přítomnost velké sídelní jednotky.

(5) Při rozhodování o přijetí ochranných opatření za nastalé radiační havárie je nutno zvážit také tu skutečnost, zda aktuální stav se výrazně neliší od podmínek, které byly uplatněny při stanovení havarijních zásahových úrovní, a další faktory charakterizující danou událost. Při současném výskytu radiační havárie a jiných havárií s následným únikem chemických škodlivin nebo živelních pohrom je nutno zvážit i to, aby zavedením ochranného opatření nedošlo ke zvýšení škod od těchto jiných havárií nebo pohrom, a to v rozsahu větším než přínos ze snížení ozáření.

§ 65

Směrné hodnoty pro neodkladná ochranná opatření

(1) Neodkladné ochranné opatření se vždy považuje za odůvodněné, jestliže by předpokládané ozáření jakéhokoliv jedince mohlo vést k bezprostřednímu poškození zdraví, a proto se neodkladná ochranná opatření zavádějí vždy, jestliže se očekává, že ekvivalentní dávky by mohly v průběhu méně než dvou dnů u kterékoliv osoby překročit úrovně uvedené v tabulce č. 1 přílohy č. 8 vyhlášky.

(2) Pokud by neodkladným ochranným opatřením po dobu nejdéle 7 dnů mohlo být odvráceno nebo sníženo u kritické skupiny obyvatel ozáření v rozsahu převyšujícím dolní meze rozpětí směrných hodnot zásahových úrovní stanovených v tabulce č. 2 přílohy č. 8, potom se realizace ochranných opatření zvažuje s ohledem na rozsah, proveditelnost a nákladnost opatření a jejich případné důsledky; při překročení horní meze se ochranná opatření zpravidla zavádějí vždy.

(3) K provedení a hodnocení rozsahu neodkladných ochranných opatření jsou zpřesňujícím vodítkem následující směrné hodnoty:

• a) pro ukrytí odvrácená efektivní dávka 10 mSv pro období ukrytí ne delší než dva dny,

• b) pro jódovou profylaxi odvrácený úvazek ekvivalentní dávky ve štítné žláze způsobený radioizotopy jódu 100 mSv,

• c) pro evakuaci odvrácená efektivní dávka 100 mSv pro období evakuace ne delší než jeden týden.

§ 66

Směrné hodnoty pro následná ochranná opatření

(1) Pro následná ochranná opatření jsou zásahové úrovně stanoveny v tabulce č. 3 přílohy č. 8. S těmito zásahovými úrovněmi se porovnávají předpokládané efektivní, popř. ekvivalentní dávky, které by byly obdrženy při neuskutečnění odpovídajících ochranných opatření, a to pro přesídlení v důsledku všech způsobů zevního ozáření a příjmu radionuklidů vdechováním i požíváním během prvního roku po radiační havárii a pro regulaci požívání znečištěných potravin a vody pouze v důsledku příjmu radionuklidů požitím během prvního roku po radiační havárii.

(2) K regulaci distribuce a požívání radionuklidy znečištěných potravin a vody jsou zpřesňujícím vodítkem směrné hodnoty zásahových úrovní uvedené v tabulce č. 4 přílohy č. 8.

(3) K rozhodování o dovozu nebo vývozu potravin znečištěných radionuklidy jako důsledek radiační havárie slouží směrné hodnoty uvedené v tabulce č. 5 přílohy č. 8.

(4) K rozhodnutí o přesídlení jsou zpřesňujícím vodítkem následující směrné hodnoty zásahových úrovní:

• a) pro zahájení přechodného přesídlení odvrácená efektivní dávka 30 mSv pro období jeden měsíc,

• b) pro ukončení přechodného přesídlení očekávaná efektivní dávka 10 mSv pro období jeden měsíc. Jestliže se v průběhu jednoho až dvou let ukáže, že celkové efektivní dávky za jeden měsíc neklesají pod zásahovou úroveň pro ukončení přechodného přesídlení, musí být zvažováno trvalé přesídlení,

• c) pro trvalé přesídlení očekávaná celoživotní efektivní dávka 1 Sv.

ČÁST PÁTÁ

SPOLEČNÁ, PŘECHODNÁ A ZÁVĚREČNÁ USTANOVENÍ

§ 67

Jaderné materiály a jaderná zařízení

Touto vyhláškou nejsou dotčeny požadavky stanovené zvláštními právními předpisy pro ty zdroje ionizujícího záření, které jsou jadernými materiály, a ta pracoviště se zdroji ionizujícího záření, která jsou jadernými zařízeními.^15)

§ 68

Podzemní pracoviště se zdroji ionizujícího záření

Touto vyhláškou nejsou dotčeny požadavky stanovené zvláštními právními předpisy^16) pro podzemní pracoviště se zdroji ionizujícího záření, např. uranové doly nebo podzemní úložiště radioaktivních odpadů.

§ 69

Jiné nebezpečné vlastnosti odpadů obsahujících radionuklidy

Pokud radioaktivní odpady nebo jiné odpady obsahující radionuklidy vykazují kromě radioaktivity také jiné nebezpečné vlastnosti, např. výbušnost, hořlavost, chemickou toxicitu, žíravost nebo infekčnost, řídí se nakládání s nimi ve vztahu k těmto jiným nebezpečným vlastnostem obecnými předpisy o nakládání s odpady.

§ 70

Přechodná ustanovení

(1) Limit podle § 10 odst. 1 písm. a) se nevztahuje na ozáření do 31. prosince 1999. První pětiletí pro účely odstavce 1 písm. a) se počítá od 1. ledna 2000.

(2) Za povolení k nakládání se zdroji ionizujícího záření podle § 9 odst. 1 písm. i) zákona se po dobu, na kterou bylo vydáno příslušné rozhodnutí, nejdéle však do 1. července 2002, a v rozsahu a za podmínek příslušného rozhodnutí považují

• a) povolení k odběru a používání zdrojů ionizujícího záření vydaná podle § 16 odst. 1 vyhlášky Ministerstva zdravotnictví České socialistické republiky č. 59/1972 Sb., o ochraně zdraví před ionizujícím zářením,

• b) povolení k výrobě, dovozu, provozování nebo nakládání s vybranými zdroji ionizujícího záření vydaná podle čl. II odst. 2 zákona č. 85/1995 Sb., kterým se mění a doplňuje zákon č. 287/1993 Sb., o působnosti Státního úřadu pro jadernou bezpečnost a o opatřeních s tím souvisejících,

• c) rozhodnutí vydaná podle § 7 odst. 1 vyhlášky Ministerstva zdravotnictví České republiky č. 76/1991 Sb., o požadavcích na omezování ozáření z radonu a dalších přírodních radionuklidů, kterými byly schváleny postupy k měření a hodnocení ozáření z radonu a dalších přírodních radionuklidů.

(3) Za povolení k provozu pracoviště podle § 9 odst. 1 písm. d) zákona se pro pracoviště s významnými nebo velmi významnými zdroji ionizujícího záření po dobu, na kterou bylo vydáno příslušné rozhodnutí, nejdéle však do 1. července 2002, a v rozsahu a za podmínek příslušného rozhodnutí považuje souhlas s uvedením do provozu vydaný podle § 9 odst. 2 vyhlášky Ministerstva zdravotnictví České socialistické republiky č. 59/1972 Sb., o ochraně zdraví před ionizujícím zářením.

(4) Za nevýznamné zdroje ionizujícího záření se do doby, než budou nově posouzeny v rámci typového schvalování,^4) považují také výrobky, přístroje a zařízení

• a) vyhlášené podle § 16 odst. 3 písm. c) vyhlášky Ministerstva zdravotnictví České socialistické republiky č. 59/1972 Sb., o ochraně zdraví před ionizujícím zářením, s ohledem na nízký stupeň ohrožení při jejich užívání,

• b) vyjmuté podle § 23 odst. 3 vyhlášky Ministerstva zdravotnictví České socialistické republiky č. 59/1972 Sb., o ochraně zdraví před ionizujícím zářením, z platnosti citované vyhlášky s ohledem na způsob provedení zaručující dodržení požadavků ochrany před ionizujícím zářením.

§ 71

Účinnost

Tato vyhláška nabývá účinnosti dnem vyhlášení.

Předseda:

Ing. Štuller v. r.

Příloha č. 1 vyhlášky č. 184/1997 Sb.

Podklady k vymezení radioaktivních zářičů

(k § 4 a § 6 odst. 4 a 5 vyhlášky)

Tabulka č. 1

Aktivity a hmotnostní aktivity používané k vymezení radioaktivních zářičů

Pro vybrané radionuklidy, označené značkou ^a) v prvním sloupci této tabulky a uvedené v tabulce č. 2, se hodnoty aktivit a hmotnostních aktivit vztahují ne na tyto radionuklidy samotné, ale na tyto radionuklidy v rovnováze s těmi jejich produkty radioaktivní přeměny, které jsou uvedeny v druhém sloupci tabulky č. 2.