Vyhláška Státního úřadu pro jadernou bezpečnost o radiační ochraně

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

• d) specifikaci metod měření,

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

(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, zejména včasné zjištění odchylek od běžného provozu. Monitorování se podle povahy věci navrhuje a zavádí buď jako rutinní, to je kontinuální nebo periodické, nebo 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 nebo ke změnám v monitorovacích metodách, program monitorování se aktualizuje.

§ 74

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 příslušných tabulkách přílohy č. 3. U blíže neidentifikovaných radionuklidů a chemických forem nebo vlastností vdechovaného aerosolu se přisuzuje aktivita těm radionuklidům a jejich formám, popřípadě takovému aerosolu, pro které je stanoven v příloze č. 3 nejvyšší konverzní faktor pro příjem požitím 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 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 roků 8500 m^3. Pro požití vody ostatními osobami se počítá, že osoba mladší 2 let požije 0,25 m^3 vody za rok ve formě kapaliny, osoba od 2 do 17 let požije 0,45 m^3 vody za rok ve formě kapaliny a osoba starší 17 let požije 1 m^3 vody za rok, z toho 0,7 m^3 ve formě kapaliny.

(4) Pro zevní ozáření ze 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.

(5) Pro výpočet efektivní dávky v důsledku inhalace produktů přeměny radonu z ovzduší v oblastech dotčených těžbou a zpracováním uranových rud se hodnota pozadí ekvivalentní objemové aktivity radonu uvažuje 10 Bq/m^3, pokud není v dané oblasti jiná hodnota známa.

§ 75

Referenční úrovně

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

(2) Referenční úrovně, při jejichž překročení je třeba údaj zaznamenávat a evidovat, se označují jako záznamové úrovně. Záznamové úrovně oddělují hodnoty zasluhující pozornost od hodnot bezvýznamných. Záznamové úrovně se zpravidla stanovují jako odpovídající jedné desetině 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 možných důsledcích zjištěného výkyvu sledované veličiny radiační ochrany, se označují jako vyšetřovací úrovně. Vyšetřovací úrovně se zpravidla stanovují jako odpovídající třem desetinám limitů ozáření nebo jako horní mez obvykle se vyskytujících hodnot.

(4) Referenční úrovně, jejichž překročení je podnětem k zahájení 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 na sebe navazujících zásahových úrovní, odpovídajících navazujícím zásahům postupně významnějším podle toho, jak roste význam zjištěného výkyvu sledované veličiny.

§ 76

Monitorování pracoviště

(1) Monitorování pracoviště se uskutečňuje sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů na pracovišti, zejména příkonů dávkového ekvivalentu na pracovišti, objemových aktivit v ovzduší pracoviště a plošných aktivit na pracovišti. Zavádí se na všech pracovištích I. až IV. kategorie kromě pracovišť I. kategorie, kde se používají výhradně drobné zdroje ionizujícího záření.

(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 dávkového ekvivalentu, objemových aktivit a dalších veličin u zdrojů ionizujícího záření, míst práce s nimi a v místech možného pobytu pracovníků.

(3) Monitorování radioaktivní kontaminace 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.

(4) Pravidelné monitorování ovzduší soustavným měřením objemových aktivit radionuklidů v ovzduší se vždy zavádí na pracovních místech IV. kategorie a těch pracovištích s otevřenými zářiči III. kategorie, u nichž je to vyžadováno Úřadem v podmínkách povolení.

§ 77

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 podle vnitřního havarijního plánu na pracovišti zasahují při radiačních nehodách nebo při živelních pohromách, pokud není stanoveno jinak v podmínkách povolení nebo schváleném programu monitorování. Pro pracovníky kategorie A je kontrolní období pro vyhodnocování osobního dozimetru 1 měsíc. Vyhodnocování osobních dozimetrů provádí oprávněná dozimetrická služba.

(3) Osobní dozimetr se nosí na přední levé straně hrudníku (dále jen „referenční místo“), pokud není v programu monitorování stanoveno jinak. Při používání ochranné stínicí zástěry se nosí vně zástěry. V případě překročení vyšetřovací úrovně stanovené ve schváleném programu monitorování se osobní dávkový ekvivalent naměřený vně zástěry sníží o hodnotu odpovídající zeslabení v zástěře. Když dozimetr umístěný na referenčním místě nedovoluje odhad efektivní dávky a ekvivalentní dávky v orgánech a tkáních, pro které jsou stanoveny limity, je pracovník vybaven dalším dozimetrem, který svými vlastnostmi nebo umístěním takový odhad umožní.

(4) Osobní dozimetr musí měřit všechny druhy záření podílející se na zevním ozáření pracovníka při nakládání se zdroji ionizujícího záření. 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 vyloučit radiační nehodu v důsledku jednorázového zevního ozáření, jsou radiační pracovníci vybavováni operativními dozimetry, které překročení nastavené úrovně jsou schopny přímo signalizovat. Může-li zdroj ionizujícího záření způsobit jednorázovým ozářením překročení pětinásobku limitů pro radiační pracovníky, 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 je měření aktivity radionuklidů v těle pracovníka nebo v jeho exkretech požadováno na pracovištích IV. kategorie vždy a na pracovištích III. kategorie, je-li tak stanoveno v programu monitorování.

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

(8) Radiačním pracovníkům musí zaměstnavatel zajistit, aby měli na požádání přístup k výsledkům svého osobního monitorování včetně výsledků měření, na jejichž základě byly odhadnuty dávky, nebo k odhadům jejich dávek provedených na základě monitorování pracoviště.

§ 78

Monitorování výpustí

(1) Monitorování výpustí a jiných cest uvolňování radioaktivních látek do životního prostředí se uskutečňuje sledováním, měřením, zaznamenáváním a hodnocením veličin a parametrů charakterizujících uvolňované látky, zejména jejich celkovou, hmotnostní nebo objemovou aktivitu. Zavádí se na všech pracovištích, kde dochází ke zneškodňování látek znečištěných radionuklidy jejich řízeným uvolňováním nebo kde existuje možnost úniku závažného množství radionuklidů do okolí. Slouží ke kontrole dodržování povolených výpustí nebo podmínek povolení a k včasnému zjištění a zhodnocení případných úniků a jejich důsledků na obyvatelstvo v okolí pracoviště a na životní prostředí.

(2) Monitorování výpustí a jiných cest uvolňování radioaktivních látek do životního prostředí z pracovišť IV. kategorie a z těch pracovišť III. kategorie, u nichž je to vyžadováno Úřadem v podmínkách povolení, zahrnuje jak soustavné bilanční měření všech radionuklidů, které se nezanedbatelně podílejí na ozáření obyvatelstva, tak i nepřetržité měření reprezentativních radionuklidů, které je schopné rychle signalizovat odchylky od běžného provozu. Existuje-li možnost nepřípustných úniků radionuklidů do ovzduší, zajišťuje se také soustavné monitorování všech potenciálních cest těchto úniků.

§ 79

Monitorování okolí pracoviště

(1) Monitorování okolí pracoviště se uskutečňuje sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů v okolí pracoviště, zejména dávkových příkonů, aktivit, objemových aktivit a hmotnostních aktivit. Zavádí se na všech pracovištích IV. kategorie a na těch pracovištích III. kategorie, u nichž je to vyžadováno Úřadem v podmínkách povolení, 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 v potravinách vypočítává velikost a rozložení efektivních dávek a jejich úvazků.

(3) Monitorování okolí pracoviště se zahajuje 1 až 2 roky před jejich 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 právní předpis^26a).

HLAVA VIII

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

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

§ 80

Evidence zdrojů ionizujícího záření u držitelů povolení

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

• a) popis zdroje umožňující jeho jednoznačnou identifikaci, zejména 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 způsob a rozsah nakládání se zdrojem ionizujícího záření, u otevřeného radionuklidového zářiče také účel a bilanci jeho spotřeby,

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

(2) Držitel povolení vede o každém zdroji ionizujícího záření, který má ve své držbě, dále tyto doklady a údaje:

• a) datum fyzického převzetí zdroje ionizujícího záření,

• b) doklad o nabytí zdroje ionizujícího záření,

• c) u zdroje ionizujícího záření podléhajícího typovému schválení, kromě radionuklidových zářičů, prohlášení o shodě vystavené výrobcem, dovozcem nebo distributorem,

• d) u uzavřeného radionuklidového zářiče osvědčení,

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

• f) protokol o přejímací zkoušce, protokoly o zkouškách dlouhodobé stability, jsou-li tyto zkoušky vyžadovány, a záznamy s výsledky měření prováděných v rámci zkoušek provozní stálosti,

• g) pokud zdroj ionizujícího záření je předáván do držby jiné osobě, údaj, komu a kdy byl zdroj předán, a u otevřených radionuklidových zářičů také průvodní list vystavený při tomto předání,

• h) pokud radionuklidový zářič je uváděn do životního prostředí, záznamy o jeho uvádění do životního prostředí,

• i) pokud radionuklidový zářič je odstraňován jako radioaktivní odpad, údaj, komu a kdy byl zářič předán, a průvodní list radioaktivních odpadů vystavený při tomto předání,

• j) u vysokoaktivních zářičů také fotografie nebo jiné obdobné vyobrazení v případech, kdy je to vyžadováno podle § 33 odst. 8 nebo 9.

(3) Pokud Úřad nestanoví jinak, uchovávají se protokoly o přejímacích zkouškách po dobu používání zařízení, protokoly o zkouškách dlouhodobé stability nejméně 3 roky a záznamy s výsledky měření prováděných v rámci zkoušek provozní stálosti nejméně 1 rok. Ostatní údaje podle odstavců 1 a 2 se uchovávají po dobu nejméně 10 let od ukončení nakládání se zdrojem ionizujícího záření.

(4) Držitelé povolení k používání nebo skladování zdrojů ionizujícího záření zasílají písemně nebo jinou dohodnutou formou Úřadu do státního systému evidence zdrojů ionizujícího záření údaje o zdrojích ionizujícího záření, které mají ve své držbě, kromě nevýznamných a typově schválených drobných zdrojů, pokud není v podmínkách povolení stanoveno jinak, a to

• a) o generátorech záření údaje v rozsahu položek na registrační kartě generátoru záření uvedené v příloze č. 12 nejpozději do 1 měsíce po

• 1. úspěšném provedení přejímací zkoušky,

• 1. změně údajů na registrační kartě,

• 1. předání do držby jiné osobě,

• 1. vyřazení z provozu,

• b) o uzavřených radionuklidových zářičích údaje v rozsahu položek na registrační kartě uzavřeného radionuklidového zářiče uvedené v příloze č. 12 nejpozději do 1 měsíce po

• 1. fyzickém převzetí uzavřeného radionuklidového zářiče,

• 1. změně údajů na registrační kartě,

• 1. předání do držby jiné osobě,

• 1. odstranění jako radioaktivního odpadu nebo jeho jiné likvidaci,

• c) o zařízeních s uzavřenými radionuklidovými zářiči údaje v rozsahu položek na registrační kartě zařízení s uzavřenými radionuklidovými zářiči uvedené v příloze č. 12 nejpozději do 1 měsíce po

• 1. úspěšném provedení přejímací zkoušky,

• 1. změně údajů na registrační kartě,

• 1. předání zařízení do držby jiné osobě,

• 1. vyřazení zařízení z provozu.

(5) Držitelé povolení k výrobě, dovozu, distribuci a vývozu zdrojů ionizujícího záření zasílají písemně nebo jinou dohodnutou formou Úřadu, pokud není v podmínkách povolení stanoveno jinak, souhrnně za předchozí čtvrtletí, nejpozději do 1 měsíce po jeho uplynutí, přehled vyrobených, dovezených, distribuovaných a vyvezených zdrojů ionizujícího záření v rozsahu uvedeném v příloze č. 13.

(6) Správa úložišť radioaktivních odpadů zasílá písemně nebo jinou dohodnutou formou Úřadu do konce února běžného roku souhrnně za předchozí kalendářní rok přehled údajů o hmotnosti (objemu), o celkové aktivitě těch radionuklidů, jejichž obsah je limitován podmínkami přijatelnosti k ukládání, a dále těch, které jsou obsaženy v množství vyšším než 1 % celkové aktivity, včetně údajů, kdo byl původcem odpadů.

(7) Ustanovení odstavců 1 až 3 se vztahují i na evidenci radioaktivních odpadů. Na evidenci radioaktivních odpadů u držitelů povolení podle § 9 odst. 1 písm. j) zákona platí také navíc ustanovení § 54.

§ 81

Evidence drobných zdrojů ionizujícího záření u ohlašovatelů

(1) Ohlašovatel ve smyslu § 21 odst. 2 zákona, který používá typově schválené drobné zdroje, vede a uchovává o každém typově schváleném drobném zdroji tyto doklady a údaje:

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

• b) účel použití zdroje ionizujícího záření,

• c) návod k použití zdroje ionizujícího záření schválený Úřadem,

• d) stanovený rozsah zkoušek provozní stálosti.

(2) O každém typově schváleném drobném zdroji ionizujícího záření, který je v jeho držbě, 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 vystavené výrobcem, dovozcem nebo jinou osobou uvádějící zdroj ionizujícího záření do oběhu,

• d) u uzavřených radionuklidových zářičů osvědčení,

• e) u otevřených radionuklidových zářičů průvodní list,

• f) údaje o umístění zdroje ionizujícího záření.

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

(4) Ohlašovatelé zasílají údaje podle § 21 odst. 2 zákona Úřadu do státního systému evidence zdrojů ionizujícího záření písemně nebo jinou dohodnutou formou.

§ 82

Osvědčení uzavřeného radionuklidového zářiče

(1) Osvědčením uzavřeného radionuklidového zářiče se prokazuje jeho stupeň odolnosti a další vlastnosti ověřené provedenými zkouškami.^25)

(2) Osvědčení uzavřeného radionuklidového zářiče obsahuje

• a) identifikační číslo osvědčení,

• b) výrobní, popřípadě identifikační 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 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 a uzavření),

• i) stupeň odolnosti uzavřeného radionuklidového zářiče^25) daného typu,

• j) výsledky provedených zkoušek^25) radioaktivní kontaminace a těsnosti uzavřeného radionuklidového zářiče,

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

• l) datum vystavení osvědčení,

• m) obchodní firmu a identifikační číslo (je-li přiděleno) osoby, která osvědčení vystavila, a jméno, příjmení, funkce 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 v držbě téhož držitele. Hromadné osvědčení obsahuje údaje uvedené v odstavci 2; na místo údajů o výrobním čísle zářiče se uvádí počet jednotlivých uzavřených radionuklidových zářičů, pro které je hromadné osvědčení vystaveno. Toto ustanovení se nevztahuje na vysokoaktivní zářiče.

(4) Stanovování nebo ověřování třídy odolnosti uzavřených radionuklidových zářičů a vystavování osvědčení uzavřených radionuklidových zářičů jsou specifickými způsoby nakládání se zdroji ionizujícího záření, ke kterým je třeba příslušné povolení Úřadu a jejichž vykonávání mohou řídit, jako činnosti významné z hlediska radiační ochrany, pouze fyzické osoby se zvláštní odbornou způsobilostí. U uzavřených radionuklidových zářičů postačí pro vystavení osvědčení uzavřeného zářiče, aby oprávněná osoba ověřila jeho těsnost a dále použila údaje uvedené v osvědčení vystaveném výrobcem zářiče ne starším 6 měsíců.

(5) Pokud uzavřený radionuklidový zářič není doprovázen osvědčením nebo není jiným v podmínkách povolení stanoveným způsobem doložena jeho těsnost, nakládá se s ním, jako kdyby byl otevřeným radionuklidovým zářičem. Uzavřený radionuklidový zářič, u něhož zkouškou dlouhodobé stability prováděnou ve lhůtách podle přílohy č. 7 byla prokázána jeho těsnost, lze pokládat za uzavřený a lze jej i nadále používat do doporučené doby používání uvedené v osvědčení uzavřeného radionuklidového zářiče; není-li doporučená doba používání známa nebo již uplynula, lze jej používat jen do 30. 6. 2007, pokud nebylo Úřadem stanoveno jinak v rámci povolení k nakládání s tímto zářičem, na základě zjištěného stavu potvrzeného výsledky zkoušky dlouhodobé stability, kdy zkouška těsnosti byla provedena přímou metodou.

§ 83

Průvodní list otevřeného radionuklidového zářiče

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

(2) Průvodní list otevřeného radionuklidového zářiče obsahuje

• a) specifikaci nebo identifikační číslo zářiče,

• b) u zářičů podléhajících typovému schválení 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 času, k němuž 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 firmu a identifikační číslo (je-li přiděleno) osoby, která průvodní list vystavila, a jméno, příjmení, funkce 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 nebo látky kontaminované radionuklidy na pracovištích vzniklé za provozu jaderných zařízení a jiných zařízení, při jejichž provozu vznikají radionuklidy nebo dochází k jejich koncentraci, se nepovažují za další otevřené radionuklidové zářiče, dokud zůstávají na pracovišti, kde k radioaktivní kontaminaci nebo ke vzniku předmětů nebo látek došlo. Jsou-li takové předměty nebo látky předávány do držby jiné osobě, nemusí se v průvodním listu těchto zářičů uvádět údaje podle odstavce 2 písm. c) až f), pokud se uvede maximální příkon dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 0,1 m od povrchu a maximální plošná aktivita na 100 cm^2 povrchu v případě povrchového znečištění radionuklidy.

(5) U radioaktivních odpadů se průvodní list otevřeného radionuklidového zářiče nevystavuje a je nahrazen průvodním listem radioaktivního odpadu.

§ 84

Evidence osobních dávek u držitelů povolení

(1) Držitel povolení vede k evidenci osobních dávek pracovníků kategorie A tyto doklady a údaje:

• a) jméno, příjmení, místo a datum narození,

• b) rodné číslo, pokud bylo přiděleno a nositel rodného čísla k jeho využití udělil písemný souhlas podle zvláštního právního předpisu^26b),

• c) osobní dávky a další údaje k charakterizaci ozáření stanovené Úřadem v podmínkách povolení nebo schválené Úřadem jako součást programu monitorování.

(2) Doklady a údaje podle odstavce 1 se vedou po celou dobu trvání pracovní činnosti zahrnující ozáření ionizujícím zářením a dále až do doby, kdy osoba dosáhne nebo by dosáhla 75 let věku, v každém případě však alespoň po dobu 30 let po ukončení pracovní činnosti, během které byl pracovník vystaven ionizujícímu záření.

(3) Provozovatel kontrolovaného pásma vede přehled o všech osobách jiných než uvedených v odstavci 1, které do kontrolovaného pásma vstoupily, době pobytu těchto osob v něm a odhad efektivní dávky pro tyto osoby. Tyto údaje se uchovávají po dobu 10 let.

(4) Osobní dávky z výjimečných ozáření ve smyslu § 23 odst. 4, z havarijních ozáření podle § 2 písm. x) bodu 3 zákona a z havarijních ozáření zasahujících osob podle § 2 písm. x) bodu 4 zákona se zaznamenávají odděleně.

(5) Držitel povolení oznamuje Úřadu do státního systému evidence ozáření radiačních pracovníků buď přímo nebo prostřednictvím osoby, která mu osobní dozimetrii provádí,

• a) osobní údaje o každém pracovníkovi kategorie A a údaje charakterizující jeho očekávané ozáření v rozsahu a formě stanovené Úřadem do 1 měsíce od nástupu do zaměstnání a při každé změně těchto údajů,

• b) údaje o osobních dávkách všech svých pracovníků kategorie A do 2 měsíců po ukončení monitorovacího období,

• c) roční přehled osobních dávek všech svých pracovníků kategorie A do konce dubna běžného roku za rok předcházející,

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

• e) úvazek efektivní dávky z vnitřního ozáření převyšující 6 mSv, spolu s vyhodnocením příčin takové situace a přijatými závěry, neprodleně po jejich zjištění.

§ 85

Evidence osobních dávek u oprávněných dozimetrických služeb

(1) Oprávněná dozimetrická služba archivuje údaje o osobních dávkách pracovníků kategorie A nejméně 1 rok následující po roce, kterého se údaje týkají.

(2) Oprávněná dozimetrická služba předává výsledky hodnocení ozáření ve formě stanovené v podmínkách povolení nebo dohodnuté s Úřadem příslušnému držiteli povolení a také přímo Úřadu

• a) neprodleně po vyhodnocení dozimetru z důvodu neplánovaného jednorázového ozáření,

• b) neprodleně po zjištění efektivní dávky ze zevního ozáření převyšující 20 mSv a ekvivalentní dávky ze zevního ozáření převyšující 150 mSv,

• c) neprodleně po zjištění úvazku efektivní dávky z vnitřního ozáření převyšující 6 mSv.

(3) Oprávněná dozimetrická služba 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 radiačními pracovníky kategorie A při výjimečných ozářeních podle § 23 a dávky obdržené při radiačních mimořádných situacích se evidují samostatně a nesčítají se s dávkami obdrženými při běžném provozu.

§ 86

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 až do doby, kdy osoba dosáhla nebo by dosáhla 75 let věku, nejméně však po dobu 30 let po ukončení pracovní činnosti, během které byl pracovník vystaven ionizujícímu záření.

(2) Ostatní veličiny, parametry a skutečnosti důležité z hlediska radiační ochrany, včetně záznamů o uvádění radionuklidů do životního prostředí, metodik pro monitorování a výsledků monitorování jiných než osobních dávek, se uchovávají po dobu nejméně 10 let.

ČÁST TŘETÍ

PRACOVNÍ ČINNOSTI SE ZVÝŠENÝM OZÁŘENÍM Z PŘÍRODNÍCH ZDROJŮ

[K § 4 odst. 7 písm. b), § 6 odst. 2, odst. 3 písm. b), c) a d), § 8 a § 9 odst. 1 písm. h) zákona]

§ 87

Pracoviště, kde může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů

Pracoviště, kde může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů, jsou

• a) paluby letadel při letech ve výšce nad 8 km,

• b) doly, jeskyně a další pracoviště v podzemí,

• c) pracoviště, na nichž je čerpáním, shromažďováním nebo jiným obdobným způsobem nakládáno s vodou z podzemních zdrojů, zejména čerpací stanice, lázeňská zařízení, stáčírny a úpravny vody,

• d) všechna pracoviště, na nichž bylo prokázáno překročení objemové aktivity radonu 400 Bq/m^3,

• e) pracoviště, na nichž se provádí

• 1. nakládání s pevnými produkty spalování uhlí na zařízeních s tepelným výkonem nad 5 MW,

• 1. výroba stavebních materiálů z produktů spalování uhlí,

• 1. těžba, transport produktovody a zpracování ropy a plynu,

• 1. zpracování fosfátových surovin,

• 1. výroba a zpracování materiálů na bázi minerálů titanu,

• 1. výroba a zpracování materiálů na bázi minerálů zirkonia,

• 1. zpracování surovin obsahujících vzácné zeminy,

• 1. metalurgická výroba kovů,

• 1. výroba, zpracování a užití materiálů s obsahem thoria a uranu,

• 1. nakládání s vodárenskými kaly z úpravy vod z podzemních zdrojů,

• 1. nakládání s materiály, u nichž bylo prokázáno, že obsah přírodních radionuklidů v nich přesahuje uvolňovací úrovně nebo zvyšuje příkon fotonového dávkového ekvivalentu o více než 0,5 μSv/h.

§ 88

Vyšetřovací úrovně a směrné hodnoty pro ozáření z přírodních zdrojů

(1) Pro pracoviště, na kterých může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů, se stanovují tyto vyšetřovací úrovně

• a) 400 Bq/m^3 pro průměrnou objemovou aktivitu radonu v ovzduší při výkonu práce pro pracoviště uvedená v § 87 písm. b), c), d) a e),

• b) 1 mSv za rok pro efektivní dávku nad přírodní pozadí, kromě radonu a produktů jeho přeměny, pro pracoviště uvedená v § 87 písm. e).

(2) Pro osoby uvedené v § 89 odst. 1 písm. a) a b) na pracovištích uvedených v § 87 písm. b), c), d) a e) je směrnou hodnotou 6 mSv za rok pro efektivní dávku. Pokud může být tato směrná hodnota překročena, jedná se o pracoviště s významně zvýšeným ozářením z přírodních zdrojů a radiační ochrana se na těchto pracovištích zajišťuje v souladu s ustanovením § 90. Současně se provádí optimalizace radiační ochrany postupy podle § 17 a přijímají se opatření ke snížení ozáření odpovídající výsledkům této optimalizace.

(3) Pro členy leteckých posádek, kteří pracují na palubách letadel ve výšce nad 8 km, je směrnou hodnotou 1 mSv za rok pro efektivní dávku. Pokud může být tato směrná hodnota překročena, členové leteckých posádek musí být informováni o velikosti ozáření, zdravotním riziku a přijatých opatřeních a hodnotí se ozáření jednotlivých členů posádek a na základě těchto hodnocení se připravují a za účelem snížení ozáření upravují letové plány.

(4) Pracovní podmínky těhotných žen se na pracovištích uvedených v § 87 upravují v souladu s požadavky § 23 odst. 2.

§ 89

Rozsah měření, hodnocení, evidence a předávání údajů

(1) Měření na pracovišti, včetně určování efektivních dávek, provádí oprávněná dozimetrická služba v souladu s podmínkami příslušného povolení podle § 9 odst. 1 písm. r) zákona. Efektivní dávka se určuje

• a) pro fyzické osoby vykonávající práce na pracovištích uvedených v § 87 písm. b), c), d) a e), na nichž je předpokládáno ozáření z radonu a produktů jeho přeměny v důsledku jejich inhalace na základě měření průměrných hodnot objemové aktivity radonu na pracovištích a evidence doby pobytu, a to v rozsahu podle odstavce 3,

• b) pro fyzické osoby, které nakládají s látkami nebo residui na pracovištích uvedených v § 87 písm. e) na základě měření dávkového příkonu záření gama, průměrných objemových aktivit radionuklidů v ovzduší, povrchové kontaminace na pracovištích a evidence doby pobytu, a to v rozsahu podle odstavce 3,

• c) pro členy leteckých posádek pracujících na palubách letadel ve výšce nad 8 km na základě stanovení jejich účasti na jednotlivých letech, letových charakteristik a dalších parametrů důležitých pro výpočet efektivní dávky, a to opakovaně za každý kalendářní rok,

• d) pro další osoby určené Úřadem v rámci kontrolní činnosti způsobem a v četnosti stanovenými Úřadem.

(2) Na měření podle odstavce 1 se přiměřeně aplikují požadavky na monitorování při radiačních činnostech stanovené v § 73 až 79.

(3) Na pracovištích uvedených v § 87 písm. b), c), d) a e),

• a) na kterých celková pracovní doba osob vykonávajících práce na těchto pracovištích prokazatelně nepřesáhne 100 hodin ročně, se překročení směrné hodnoty podle § 88 odst. 2 nepovažuje za možné a měření ani určení efektivní dávky se neprovádí,

• b) jiných než uvedených pod písmenem a), se provádí měření k posouzení, zda jsou překročeny vyšetřovací, popřípadě směrné hodnoty podle § 88,

• c) na kterých bylo zjištěno překročení některé z vyšetřovacích úrovní podle § 88 odst. 1 písm. a) nebo b), se na základě opakovaného měření a určení efektivní dávky posuzuje, zda může být u osob vykonávajících zde práce překročena směrná hodnota podle § 88 odst. 2,

• d) na kterých nebylo zjištěno překročení žádné z vyšetřovacích úrovní podle § 88 odst. 1 písm. a) a b), nebo na nichž nebyla při opakovaném měření zjištěna možnost překročení směrné hodnoty podle § 88 odst. 2, se nemusí v dalších letech měření ani určení efektivní dávky provádět, pokud nedošlo ke změně pracovních podmínek, výrobních postupů nebo surovin,

• e) na kterých bylo prokázáno, že může být u některých osob překročena směrná hodnota podle § 88 odst. 2, se efektivní dávky všech osob vykonávajících práce na těchto pracovištích určují opakovaně za každý kalendářní rok.

(4) Efektivní dávky osob vykonávajících práce na více pracovištích uvedených v § 87 odst. 1 se sčítají.

(5) Měřené údaje a údaje o určených efektivních dávkách se pro osoby vykonávající práce na pracovištích stanovených v § 87 uchovávají po celou dobu trvání jejich pracovní činnosti a dále až do doby, kdy osoba dosáhne nebo by dosáhla 75 let věku, nejméně však po dobu 30 let po ukončení pracovní činnosti, a Úřadu se oznamují do 1 měsíce od obdržení.

(6) Úřadu se do státního systému evidence ozáření osob oznamují písemně nebo jinou dohodnutou formou souhrnně jednou za kalendářní rok přímo nebo prostřednictvím osoby, která provádí osobní dozimetrii, jména, příjmení, rodná čísla, pokud byla přidělena a nositelé rodného čísla k jeho využití udělili písemný souhlas podle zvláštního právního předpisu^26b), a údaje o určených efektivních dávkách za kalendářní rok všech osob vykonávajících práce na pracovištích s významně zvýšeným ozářením z přírodních zdrojů podle § 90.

(7) Osoba povinná podle § 6 odst. 3 zákona informuje prokazatelně osoby vykonávající práce na pracovištích uvedených v § 87 písm. b), c), d) a e), na nichž bylo zjištěno překročení vyšetřovacích úrovní podle § 88, o výsledcích měření na pracovišti, o určených efektivních dávkách a radiačním riziku s nimi spojeném a o provedených opatřeních.

§ 90

Významně zvýšené ozáření z přírodních zdrojů

(1) Pro osoby vykonávající práce na pracovištích uvedených v § 87, u kterých mohou být efektivní dávky vyšší než 6 mSv za rok, se radiační ochrana zajišťuje v rozsahu a způsobem, který platí pro práci v kontrolovaném pásmu pracovišť, na kterých se vykonávají radiační činnosti, a to zejména

• a) vymezením pracoviště nebo jeho částí, kde mohou osoby vykonávající práce překročit tři desetiny limitů stanovených v § 20 až 23, jeho označením a zabezpečením proti vstupu nepovolaných osob,

• b) určením osob, které zde mohou vykonávat práce, a určením způsobu a rozsahu jejich prokazatelného každoročního poučení o radiačních rizicích na pracovišti,

• c) zajištěním vstupních, jednou ročně periodických, výstupních, případně následných a mimořádných lékařských preventivních prohlídek pro osoby vykonávající práce na tomto pracovišti,

• d) zpracováním pokynů pro práci na pracovišti včetně pokynů pro její bezpečné vykonávání a pokynů pro vstup osob jiných než vykonávajících tam práce,

• e) určením ochranných pracovních pomůcek, kterými budou vybaveny osoby, které zde vykonávají práce,

• f) zajištěním monitorování podle § 89 odst. 2 a 5 včetně zpracování programu monitorování a určením způsobu zacházení s materiály kontaminovanými radionuklidy,

• g) vedením dokumentace o výše uvedeném rozsahu a způsobu zajištění radiační ochrany, včetně evidence a oznamování údajů Úřadu o efektivních dávkách a evidence ostatních veličin uvedených v § 84 a 85.

(2) Případy významně zvýšeného ozáření z přírodních zdrojů, na které se podle § 4 odst. 7 písm. b) zákona vztahují limity ozáření, a to limity uvedené v § 20 až 23, jsou ozáření osob vykonávající práce podle odstavce 1.

§ 91

Uvolňování přírodních radionuklidů z pracovišť, kde může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů

(1) Při uvolňování přírodních radionuklidů z pracovišť, kde může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů, se zejména sledují

• a) usazeniny a kaly v potrubních a skladovacích systémech, například v čerpadlech, armaturách, ventilech, kolektorech a separátorech,

• b) filtry a separované materiály z odlučovačů instalované v elektrárnách, vodárnách, v chemickém a petrochemickém průmyslu,

• c) odpady z technologických celků vznikající při jejich rekonstrukci, demolici nebo likvidaci,

• d) odpady a druhotné suroviny z výrob, například vedlejší energetické produkty, fosfosádra,

• e) odpadní voda.

(2) Pro pevné nerozpustné látky nebo látky s nízkou vyluhovatelností, u kterých lze předpokládat, že v rozpadových řadách jsou dlouhodobé radionuklidy přibližně v rovnováze, je uvolňovací úrovní pro uvolňování přírodních radionuklidů do životního prostředí z pracovišť, kde může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů, stanovených v § 87 písm. e), hodnota indexu hmotnostní aktivity rovna 2.

(3) V případě ostatních typů látek, zejména látek rozpustných, u kterých je v rozpadových řadách radioaktivní rovnováha dlouhodobých radionuklidů výrazně narušena, jsou uvolňovací úrovně pro uvolňování přírodních radionuklidů do životního prostředí z pracovišť, kde může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů, stanovených v § 87 písm. e), stanoveny takto

• a) při uvolňování pevných látek není v žádném kilogramu uvolňovaného materiálu součet podílů průměrných hmotnostních aktivit jednotlivých radionuklidů a uvolňovacích úrovní hmotnostní aktivity příslušných radionuklidů uvedených v tabulce č. 1 přílohy č. 2 větší než 2,

• b) při vypouštění odpadních vod do povrchových vod v žádném litru vypouštěné vody není celková objemová aktivita alfa^26c) ve veškerých látkách větší než 0,5 Bq/l ani celková objemová aktivita beta^26d) po odečtení příspěvku K-40 ve veškerých látkách není větší než 1 Bq/l,

• c) při vypouštění odpadních vod do kanalizace pro veřejnou potřebu v žádném litru vypouštěné vody není celková objemová aktivita alfa^26c) ve veškerých látkách větší než 50 Bq/l ani celková objemová aktivita beta^26d) po odečtení příspěvku K-40 ve veškerých látkách není větší než 100 Bq/l, pokud není kanalizačním řádem^22a) stanoveno jinak,

• d) při ukládání na skládky odpadu^23) ukládaný materiál vyhovuje podle písmene a) a uložení je provedeno takovým způsobem, že nezpůsobí ve vzdálenosti 1 m od povrchu skládky zvýšení příkonu fotonového dávkového ekvivalentu o více než 0,2 µSv/h proti původnímu pozadí v dané lokalitě a celkový příkon fotonového dávkového ekvivalentu není vyšší než 0,4 µSv/h.

(4) Při uvolňování přírodních radionuklidů do životního prostředí z pracovišť, kde může dojít k významnému zvýšení ozáření z přírodních zdrojů, se postupuje rovněž podle § 56 odst. 1, 2 a 4 a § 57 odst. 3.

ČÁST ČTVRTÁ

ZÁSAHY K ODVRÁCENÍ NEBO SNÍŽENÍ OZÁŘENÍ

(K § 4 odst. 5 a § 6 odst. 4, 5 a 6 zákona)

HLAVA I

§ 92

Obecná pravidla pro přípravu a provádění zásahů

(1) Zásahy se připravují a provádějí k odvrácení nebo snížení

• a) ozáření z přírodních zdrojů v těch případech, kdy se zjistí, že v důsledku nějaké lidské činnosti dochází nebo by mohlo dojít k významnému zvýšení zdravotní újmy z tohoto ozáření,

• b) havarijního ozáření,

• c) přetrvávajícího ozáření.

(2) Zásah se provádí, jestliže je odůvodněn takovým očekávaným snížením zdravotní újmy, které převýší náklady, včetně společenských nákladů, a škody spojené se zásahem.

(3) Forma, rozsah a trvání zásahu se optimalizuje tak, aby přínos snížení zdravotní újmy byl po odečtení nákladů a škod spojených se zásahem co největší.

(4) Na rozhodování o zavedení zásahu se nevztahují limity ozáření, avšak mohou být pro ně stanoveny příslušné zásahové úrovně nebo rozpětí směrných hodnot zásahových úrovní. Jsou-li zásahové úrovně stanoveny, jejich překročení je důvodem k zavedení nebo alespoň zvážení zavedení příslušných opatření. Rozpětí směrných hodnot zásahových úrovní se použije pro posouzení, zda má být zásah proveden a v jakém rozsahu, tehdy, kdy nejsou dostupné podrobné údaje, které by umožňovaly zhodnotit optimalizaci radiační ochrany pro jednotlivý případ a na jejím základě stanovit zásahové úrovně specifické pro tento případ. Při překročení dolní meze rozpětí směrných hodnot se realizace zásahu zvažuje s ohledem na jeho rozsah, proveditelnost, nákladnost a případné důsledky; při překročení horní meze rozpětí se zásah zpravidla provádí.

(5) Havarijní ozáření zasahujících fyzických osob se usměrňuje tak, aby bylo tak nízké, jak lze rozumně dosáhnout s uvážením hospodářských a společenských hledisek. Zásah se organizuje tak, aby nebyly překročeny limity ozáření, nebo alespoň tak, aby nebyly překročeny meze stanovené v § 4 odst. 7 písm. c) zákona. Za nepřekročení desetinásobku limitů stanovených pro ozáření radiačních pracovníků se přitom považuje nepřekročení hodnoty 200 mSv pro osobní dávkový ekvivalent v hloubce 10 mm za kalendářní rok. Osoby provádějící zásah musí být v souladu s § 4 odst. 7 písm. c) zákona o nebezpečí spojeném s prováděním zásahu prokazatelně informovány a musí se jej účastnit dobrovolně.

HLAVA II

ZÁSAHY KE SNÍŽENÍ OZÁŘENÍ Z PŘÍRODNÍCH ZDROJŮ IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ

§ 93

Pravidla pro přípravu a provádění zásahů ke snížení ozáření z přírodních zdrojů ionizujícího záření

(1) Zásahy ke snížení ozáření z přírodních zdrojů ionizujícího záření se provádějí v těch případech, kdy se zjistí, že v důsledku nějaké lidské činnosti dochází nebo by mohlo dojít k významnému zvýšení zdravotní újmy z tohoto ozáření, a to včetně případů, kdy se tak stává neúmyslně. Zásahy ke snížení ozáření z přírodních zdrojů ionizujícího záření mohou spočívat ve vyloučení, omezení nebo úpravě určité činnosti nebo v provedení technických nápravných opatření.

(2) Mezní hodnoty a směrné hodnoty zásahových úrovní pro ozáření z přírodních zdrojů ionizujícího záření v souvislosti s výstavbou budov, dodáváním stavebních materiálů a dodáváním vody jsou stanoveny v § 94 až 97. V jiných odůvodněných případech stanoví zásahové úrovně Úřad na základě § 40 odst. 1 zákona v souvislosti s vykonávanou kontrolní činností.

(3) Pokud není stanoveno jinak, použijí se jako rozpětí směrných hodnot pro přípravu a provádění zásahů k odvrácení nebo snížení ozáření z přírodních zdrojů ionizujícího záření hodnoty 5 mSv až 50 mSv, a to pro průměrné efektivní dávky u jednotlivců z kritické skupiny obyvatel za kalendářní rok. Očekává-li se, že zásahem odvrácená efektivní dávka překročí 5 mSv za rok, realizace zásahu se zvažuje s ohledem na jeho rozsah, proveditelnost, nákladnost a případné důsledky. Očekává-li se, že zásahem odvrácená efektivní dávka překročí 50 mSv za rok, zásah se zpravidla provede.

§ 94

Radonový index pozemku

(1) Radonový index pozemku je podle § 6 odst. 4 zákona určen k posouzení a usměrnění možného pronikání radonu z geologického podloží do budov. Při jeho stanovení se postupuje tak, že se vychází z těchto měření a ukazatelů:

• a) reprezentativního souboru měření objemové aktivity radonu 222 v půdním vzduchu,

• b) posouzení plynopropustnosti základových půd v kontaktním prostředí budovy s geologickým podložím,

• c) posouzení dalších ukazatelů a charakteristik geologického podloží ovlivňujících transport radonu v základových půdách.

(2) Podrobnosti ke stanovení radonového indexu pozemku jsou uvedeny v příloze č. 11. Při měřeních a hodnoceních ke stanovení radonového indexu pozemku se postupuje podle metodik uvedených v programu zabezpečování jakosti posouzených Úřadem v rámci vydávání příslušného povolení podle § 9 odst. 1 písm. r) zákona.

§ 95

Stavby

(1) Směrné hodnoty pro rozhodování o tom, zda má být ve zkolaudovaných stavbách s obytnými nebo pobytovými místnostmi proveden zásah ke snížení stávajícího ozáření z přírodních radionuklidů, jsou

• a) 400 Bq/m^3 pro objemovou aktivitu radonu ve vnitřním ovzduší obytné nebo pobytové místnosti; tato hodnota se vztahuje na průměrnou hodnotu při výměně vzduchu obvyklé při užívání,

• b) 1 µSv/h pro maximální příkon fotonového dávkového ekvivalentu v obytné nebo pobytové místnosti.

(2) Zásahem ke snížení stávajícího ozáření podle odstavce 1 se rozumí zejména úprava užívání místnosti, úprava výměny vzduchu, provedení stavebních úprav nebo jiné vhodné opatření. Nejsou-li pro optimalizační analýzu zásahu známa data lépe odpovídající dané situaci, počítá se, že při snížení objemové aktivity radonu o 100 Bq/m^3 v místnosti a při ročním pobytu osoby v tomto prostředí po dobu 7000 hodin dojde k odvrácení efektivní dávky pro 1 osobu přibližně o 2 mSv ročně; pro výpočet peněžního ekvivalentu zdravotní újmy se použije hodnota podle § 17 odst. 3 písm. e).

(3) Mezní hodnoty pro ozáření z přírodních radionuklidů ve zkolaudovaných stavbách s obytnými nebo pobytovými místnostmi jsou

• a) 4000 Bq/m^3 pro objemovou aktivitu radonu ve vnitřním ovzduší obytné nebo pobytové místnosti; tato hodnota se vztahuje na průměrnou hodnotu při výměně vzduchu obvyklé při užívání,

• b) 10 μSv/h pro maximální příkon fotonového dávkového ekvivalentu v obytné nebo pobytové místnosti.

(4) Směrné hodnoty pro rozhodování o tom, zda mají být v projektovaných a stavěných budovách s obytnými nebo pobytovými místnostmi připravována a prováděna opatření proti pronikání radonu z podloží, stavebních materiálů a dodávané vody a proti zevnímu ozáření gama zářením ze stavebních materiálů, jsou

• a) 200 Bq/m^3 pro objemovou aktivitu radonu ve vnitřním ovzduší obytné nebo pobytové místnosti; tato hodnota se vztahuje na průměrnou hodnotu při výměně vzduchu obvyklé při užívání,

• b) 0,5 μSv/h pro maximální příkon fotonového dávkového ekvivalentu v obytné nebo pobytové místnosti.

(5) Při měření a hodnocení, zda jsou překročeny uvedené směrné nebo mezní hodnoty, se postupuje podle metodik uvedených v programu zabepečování jakosti posouzených Úřadem v rámci vydávání příslušného povolení podle § 9 odst. 1 písm. r) zákona.

§ 96

Stavební materiály

(1) Stavební materiály, na které se vztahuje požadavek systematického měření a hodnocení obsahu přírodních radionuklidů, jsou v tabulce č. 1 přílohy č. 10 uvedené stavební výrobky a suroviny. Mezní hodnoty obsahu přírodních radionuklidů, při jejichž překročení se nesmí stavební materiály uvádět do oběhu, jsou pro jednotlivé stavební materiály stanoveny příslušnými hodnotami hmotnostních aktivit uvedenými v tabulce č. 1 přílohy č. 10.

(2) Směrné hodnoty obsahu přírodních radionuklidů ve stavebních materiálech jsou stanoveny hodnotami indexu hmotnostní aktivity [§ 3 písm. h)], uvedenými podle způsobu použití stavebních materiálů ve stavbách v tabulce č. 2 přílohy č. 10. Při jejich překročení se stavební materiály, které jsou určeny k přímému zabudování do staveb, mohou uvádět do oběhu jen ve zdůvodněných případech, kdy náklady spojené se zásahem ke snížení obsahu radionuklidů, zejména změnou surovin nebo jejich původu, tříděním surovin, změnou technologie nebo jiným vhodným zásahem, by byly prokazatelně vyšší než rizika zdravotní újmy. Pokud jsou stavební materiály s překročenou směrnou hodnotou určeny výhradně k použití jako surovina pro výrobu jiných stavebních materiálů, nevyžaduje se provedení jiných zásahů, než je prokazatelné informování odběratele o obsahu přírodních radionuklidů v předmětném stavebním materiálu. V tomto případě se náklady na zásah nezohledňují.

(3) Za systematické měření a hodnocení obsahu přírodních radionuklidů ve stavebních materiálech se považuje změření hmotnostních aktivit Ra-226, Th-228 a K-40, provedené při prvním uvedení stavebního materiálu do oběhu, další měření v četnosti podle tabulky č. 3 přílohy č. 10 a porovnání výsledků těchto měření s příslušnými mezními a směrnými hodnotami.

(4) Při měření a hodnocení, zda jsou překročeny uvedené směrné nebo mezní hodnoty, se postupuje podle metodik uvedených v programu zabezpečování jakosti posouzených Úřadem v rámci vydávání příslušného povolení podle § 9 odst. 1 písm. r) zákona.

(5) Evidence výsledků zahrnuje

• a) označení nebo typ měřených stavebních materiálů, včetně surovin pro výrobu a jejich původu,

• b) roční objem výroby nebo dovozu,

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

• d) místo, datum a způsob odběru vzorků,

• e) výsledky měření jednotlivých vzorků,

• f) identifikaci laboratoře, která provedla měření.

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

§ 97

Dodávaná voda

(1) Směrné hodnoty obsahu přírodních radionuklidů v balené vodě a ve vodě určené k veřejnému zásobování pitnou vodou jsou stanoveny v tabulce č. 4 přílohy č. 10. Při jejich překročení se balená voda může uvádět do oběhu a pitná voda dodávat k veřejnému zásobování jen ve zdůvodněných případech, kdy náklady spojené se zásahem ke snížení obsahu radionuklidů, zejména výběrem jiného zdroje vody nebo odradonováním vody nebo jiným vhodným zásahem, by byly prokazatelně vyšší než rizika zdravotní újmy.

(2) Mezní hodnoty obsahu přírodních radionuklidů pro pitnou vodu dodávanou k veřejnému zásobování a balenou vodu jsou stanoveny hodnotami objemových aktivit v tabulce č. 5 přílohy č. 10. Je-li ve vodě přítomno více přírodních radionuklidů, nesmí být součet podílů objemových aktivit jednotlivých radionuklidů a odpovídajících hodnot v tabulce č. 5 přílohy č. 10 větší než 1.

(3) Za systematické měření a hodnocení obsahu přírodních radionuklidů ve vodě se považuje měření objemových aktivit prováděné v rozsahu podle tabulky č. 6 přílohy č. 10. U vodovodů, kde bylo prokázáno, že i při překročení směrné hodnoty je radiační ochrana optimalizována, se za systematické měření považuje základní rozbor podle tabulky č. 6 přílohy č. 10.

(4) Při měření a hodnocení, zda jsou překročeny uvedené směrné nebo mezní hodnoty, se postupuje podle metodik uvedených v programu zabezpečování jakosti posouzených Úřadem v rámci vydávání příslušného povolení podle § 9 odst. 1 písm. r) zákona.

(5) Evidence výsledků zahrnuje

• a) identifikaci zdroje vody,

• b) označení a druh balené vody,

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

• d) roční objem výroby nebo dovozu balené vody,

• e) v případě veřejného zásobování pitnou vodou také zásobované obce a počet zásobovaných obyvatel,

• f) místo, datum a způsob odběru vzorků,

• g) výsledky měření jednotlivých vzorků,

• h) identifikaci laboratoře, která provedla měření.

(6) Evidované údaje podle odstavce 5 se uchovávají nejméně po dobu 5 let od ukončení dodávky pitné vody pro veřejné zásobování nebo výroby a dovozu balené vody a údaje se oznamují Úřadu do 1 měsíce od obdržení výsledků měření.

(7) Při rozhodování o tom, zda používat balenou vodu nebo pitnou vodu dodávanou k veřejnému zásobování pro přípravu pokrmu kojenců, se vychází ze směrných a mezních hodnot pro balenou kojeneckou vodu uvedených v tabulkách č. 4 a 5 přílohy č. 10.

(8) V případě individuálního zásobování se při rozhodování o používání vody vychází ze směrných a mezních hodnot pro pitnou vodu dodávanou k veřejnému zásobování, které jsou uvedeny v tabulkách č. 4 a 5 přílohy č. 10.

HLAVA III

ZÁSAHY PŘI RADIAČNÍ MIMOŘÁDNÉ SITUACI

§ 98

Ochranná opatření

(1) Omezování ozáření osob a životního prostředí při radiační mimořádné situaci 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 kontaminovaných potravin a vody a regulaci používání radionuklidy kontaminovaných krmiv.

(2) Ochranná opatření při radiačních haváriích se provádějí vždy, jsou-li odůvodněna 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 radiační činnosti nebo zdroje ionizujícího záření, s nimiž je spojeno nebezpečí vzniku radiační mimořádné situace, se využitím optimalizace radiační ochrany, na základě údajů specifických pro daný jednotlivý případ, stanovují zásahové úrovně specifické pro danou radiační činnost nebo zdroj v havarijních plánech.

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

• a) přítomnost specifických skupin obyvatel, zejména v nemocnicích, domovech důchodců, v pečovatelských domech, vězeních,

• b) dopravní situace,

• c) vysoká hustota obyvatel,

• d) přítomnost velké sídelní jednotky.

(5) Při rozhodování o přijetí ochranných opatření za vzniklé radiační mimořádné situace je nutné zvážit zejména skutečnost, zda aktuální stav se výrazně neliší od podmínek, které byly uplatněny při stanovení zásahových úrovní. Při současném výskytu radiační mimořádné situace a mimořádné situace po jiné havárii, jako je havárie způsobená únikem chemických škodlivin, nebo po živelní pohromě je nutné zvážit i to, zda zavedením ochranného opatření nedojde ke zvýšení škod od těchto jiných havárií nebo pohrom, a to v rozsahu větším než přínos ze snížení ozáření.

§ 99

Neodkladná ochranná opatření

(1) Neodkladné ochranné opatření se vždy považuje za odůvodněné, jestliže by předpokládané ozáření jakéhokoli jedince mohlo vést k bezprostřednímu poškození zdraví, a proto se neodkladná ochranná opatření zavádějí vždy, jestliže se očekává, že absorbované dávky by mohly v průběhu méně než 2 dnů u kterékoli osoby překročit úrovně uvedené v tabulce č. 1 přílohy č. 8.

(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.

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

• a) pro ukrytí odvrácená efektivní dávka 10 mSv za období ukrytí ne delší než 2 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 za období evakuace ne delší než 1 týden.

§ 100

Následná ochranná opatření

(1) Pro následná ochranná opatření jsou směrné hodnoty zásahových úrovní stanoveny v tabulce č. 3 přílohy č. 8. S těmito hodnotami se porovnávají předpokládané efektivní nebo ekvivalentní dávky, které by byly obdrženy při neuskutečnění odpovídajících ochranných opatření, a to 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) Pro regulaci výroby a dovozu potravin a uvádění potravin na trh podle zvláštního zákona^28) jsou pro radioaktivní kontaminaci potravin při radiační havárii nebo radiační mimořádné situaci stanoveny do dne vstupu smlouvy o přistoupení České republiky do Evropské unie v platnost nejvyšší přípustné radioaktivní kontaminace potravin uvedené v tabulce č. 4 přílohy č. 8.

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

• a) pro zahájení přechodného přesídlení odvrácená efektivní dávka 30 mSv pro období 1 měsíc,

• b) pro ukončení přechodného přesídlení očekávaná efektivní dávka 10 mSv pro období 1 měsíc. Jestliže se v průběhu 1 až 2 let ukáže, že celkové efektivní dávky za 1 měsíc neklesají pod zásahovou úroveň pro ukončení přechodného přesídlení, musí být zvažováno trvalé přesídlení,

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

HLAVA IV

ZÁSAHY PŘI PŘETRVÁVAJÍCÍM OZÁŘENÍ

§ 101

Rozsah usměrňování přetrvávajícího ozáření

Přetrvávající ozáření se usměrňuje v těch případech, kdy by bez změny stavu mohlo, zpravidla dlouhodobým působením, dojít k významnému zvýšení zdravotní újmy, a to přímo nebo i nepřímo přes kontaminaci vody nebo potravní řetězce.

§ 102

Zásahové úrovně pro přetrvávající ozáření

(1) Pokud není stanoveno jinak, použije se jako rozpětí směrných hodnot pro přípravu a provádění zásahů k odvrácení nebo snížení přetrvávajícího ozáření hodnoty 5 mSv a 50 mSv, a to pro průměrné efektivní dávky u jednotlivců z kritické skupiny obyvatel za kalendářní rok. Očekává-li se, že zásahem odvrácená efektivní dávka překročí 5 mSv za rok, realizace zásahu se zvažuje s ohledem na jeho rozsah, proveditelnost, nákladnost a jeho případné důsledky. Očekává-li se, že zásahem odvrácená efektivní dávka překročí 50 mSv za rok, zásah se zpravidla provede.

(2) Po posouzení přetrvávajícího ozáření může Úřad na základě optimalizace radiační ochrany stanovit pro konkrétní situaci specifické zásahové úrovně a nařídit nápravná opatření podle § 40 odst. 1 zákona nebo předběžné opatření podle § 40 odst. 2 zákona.

§ 103

Přetrvávající radioaktivní kontaminace potravin z černobylské havárie

Pro radioaktivní kontaminaci potravin z přetrvávajícího ozáření po havárii černobylské jaderné elektrárny jsou do dne vstupu smlouvy o přistoupení České republiky do Evropské unie v platnost stanoveny nejvyšší přípustné úrovně radioaktivní kontaminace potravin uvedené v tabulce č. 5 přílohy č. 8. Tyto úrovně se použijí pro regulaci výroby, dovozu a uvádění na trh potravin podle zvláštního zákona,^28) kromě období radiační mimořádné situace, kdy se použijí hodnoty podle § 100 odst. 2.

ČÁST PÁTÁ

SPOLEČNÉ, PŘECHODNÉ A ZÁVĚREČNÁ USTANOVENÍ

§ 104

Společné ustanovení

Nedotčeny zůstávají zvláštní právní předpisy stanovící požadavky pro zdroje ionizujícího záření, které jsou jadernými materiály, a ta pracoviště, která jsou jadernými zařízeními,^29) jakož i pro podzemní pracoviště, zejména uranové doly nebo podzemní úložiště radioaktivních odpadů.^30)

§ 105

Přechodné ustanovení

První pětiletí pro hodnocení limitu efektivní dávky pro radiační pracovníky, které se podle dosavadních předpisů počítalo od 1. ledna 2000, se považuje za první pětiletí pro účely § 20 odst. 1 písm. a).

§ 106

Zrušovací ustanovení

Zrušuje se vyhláška Státního úřadu pro jadernou bezpečnost č. 184/1997 Sb., o požadavcích na zajištění radiační ochrany.

§ 107

Účinnost

Tato vyhláška nabývá účinnosti dnem vyhlášení, s výjimkou ustanovení § 63 odst. 1, které nabývá účinnosti dnem 1. ledna 2005, a ustanovení § 66 odst. 2 druhé věty, které nabývá účinnosti dnem 1. ledna 2007.

Předsedkyně:

Ing. Drábová v. r.

Příloha č. 1 k vyhlášce č. 307/2002 Sb.

Zprošťovací úrovně

Tabulka č. 1

Zprošťovací úrovně aktivity a hmotnostní aktivity

Pro vybrané radionuklidy, označené značkou + v prvním sloupci této tabulky a uvedené v tabulce č. 2, se hodnoty zprošťovacích úrovní aktivity a hmotnostní aktivity vztahují nejen na tyto radionuklidy samotné, ale reprezentují také tyto radionuklidy v rovnováze s těmi jejich produkty radioaktivní přeměny, které jsou uvedeny v druhém sloupci tabulky č. 2. Pro radionuklidy neuvedené v tabulce stanoví zprošťovací úrovně v případě potřeby Úřad.

Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
H-3	109	106
Be-7	107	103
C-14	107	104
0-15	109	102
F-18	106	10
Na-22	106	10
Na-24	105	10
Si-31	106	103
P-32	105	103
P-33	108	105
S-35	108	105
CI-36	106	104
CI-38	105	10
Ar-37	108	106
Ar-41	109	102
K-40	106	102
K-42	106	102
K-43	106	10
Ca-45	107	104
Ca-47	106	10
Sc-46	106	10
Sc-47	106	102
Sc-48	105	10
V-48	105	10
Cr-51	107	103
Mn-51	105	10
Mn-52	105	10
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
Mn-52m	105	10
Mn-53	109	104
Mn-54	106	10
Mn-56	105	10
Fe-52	106	10
Fe-55	106	104
Fe-59	106	10
Co-55	106	10
Co-56	105	10
Co-57	106	102
Co-58	106	10
Co-58m	107	104
Co-60	105	10
Co-60m	106	103
Co-61	106	102
Co-62m	105	10
Ni-59	108	104
Ni-63	108	105
Ni-65	106	10
Cu-64	106	102
Zn-65	106	10
Zn-69	106	104
Zn-69m	106	102
Ga-67	106	102
Ga-68	105	102
Ga-72	105	10
Ga-68 +	105	10
Ge-71	108	104
As-73	107	103
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
As-74	106	10
As-76	105	102
As-77	106	103
Se-75	106	102
Br-82	106	10
Kr-74	109	102
Kr-76	109	102
Kr-77	109	102
Kr-79	105	103
Kr-81	107	104
Kr-83m	1012	105
Kr-85	104	105
Kr-85m	1010	103
Kr-87	109	102
Kr-88	109	102
Rb-86	105	102
Sr-85	106	102
Sr-85m	107	102
Sr-87m	106	102
Sr-89	106	103
Sr-90 +	104	102
Sr-91	105	10
Sr-92	106	10
Y-88	106	102
Y-90	105	103
Y-91	106	103
Y-91m	106	102
Y-92	105	102
Y-93	105	102
Zr-93 +	107	103
Zr-95	106	10
Zr-97 +	105	10
Nb-93m	107	104
Nb-94	106	10
Nb-95	106	10
Nb-97	106	10
Nb-98	105	10
Mo-90	106	10
Mo-93	108	103
Mo-99	106	102
Mo-101	106	10
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
Tc-96	106	10
Tc-96m	107	103
Tc-97	108	103
Tc-97m	107	103
Tc-99	107	104
Tc-99m	107	102
Ru-97	107	102
Ru-103	106	102
Ru-105	106	10
Ru-106 +	105	102
Rh-103m	108	104
Rh-105	107	102
Pd-103	108	103
Pd-109	106	103
Ag-105	106	102
Ag-108m +	106	10
Ag-110m	106	10
Ag-111	106	103
Cd-109	106	104
Cd-115	106	102
Cd-115m	106	103
In-111	106	102
In-113m	106	102
In-114m	106	102
In-115m	106	102
Sn-113	107	103
Sn-125	105	102
Sb-122	104	102
Sb-124	106	10
Sb-125	106	102
Te-123m	107	102
Te-125m	107	103
Te-127	106	103
Te-127m	107	103
Te-129	106	102
Te-129m	106	103
Te-131	105	102
Te-131m	106	10
Te-132	107	102
Te-133	105	10
Te-133m	105	10
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
Te-134	106	10
I-123	107	102
I-125	106	103
I-126	106	102
I-129	105	102
I-130	106	10
I-131	106	102
I-132	105	10
I-133	106	10
I-134	105	10
I-135	106	10
Xe-131m	104	104
Xe-133	104	103
Xe-135	1010	103
Cs-129	105	102
Cs-131	106	103
Cs-132	105	10
Cs-134m	105	103
Cs-134	104	10
Cs-135	107	104
Cs-136	105	10
Cs-137 +	104	10
Cs-138	104	10
Ba-131	106	102
Ba-133	105	102
Ba-140 +	105	10
La-140	105	10
Ce-139	106	102
Ce-141	107	102
Ce-143	106	102
Ce-144 +	105	102
Pr-142	105	102
Pr-143	106	104
Nd-147	106	102
Nd-149	106	102
Pm-147	107	104
Pm-149	106	103
Sm-151	108	104
Sm-153	105	102
Eu-152	106	10
Eu-152m	106	102
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
Eu-154	106	10
Eu-155	107	102
Gd-153	107	102
Gd-159	106	103
Tb-160	106	10
Dy-165	106	103
Dy-166	106	103
Ho-166	105	103
Er-169	107	104
Er-171	106	102
Tm-170	106	103
Tm-171	108	104
Yb-169	106	103
Yb-175	107	103
Lu-177	107	103
Hf-181	106	10
Ta-182	104	10
W-181	107	103
W-185	107	104
W-187	106	102
Re-186	106	103
Re-188	105	102
Os-185	106	10
Os-191	107	102
Os-191m	107	103
Os-193	106	102
Ir-190	106	10
Ir-192	104	10
Ir-194	105	102
Pt-191	106	102
Pt-193m	107	103
Pt-197	106	103
Pt-197m	106	102
Au-198	106	102
Au-199	106	102
Hg-197	107	102
Hg-197m	106	102
Hg-203	105	102
TI-200	106	10
TI-201	106	102
TI-202	106	102
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
TI-204	104	104
Pb-203	106	102
Pb-210 +	104	10
Pb-212 +	105	10
Bi-206	105	10
Bi-207	106	10
Bi-210	106	103
Bi-212 +	105	10
Po-203	106	10
Po-205	106	10
Po-207	106	10
Po-210	104	10
At-211	107	103
Rn-220 +	107	104
Rn-222 +	108	10
Ra-223 +	105	102
Ra-224 +	105	10
Ra-225	105	102
Ra-226 +	104	10
Ra-227 '	106	102
Ra-228 +	105	10
Ac-228	106	10
Th-226 +	107	103
Th-227	104	10
Th-228 +	104	1
Th-229 +	103	1
Th-230	104	1
Th-231	107	103
Th sek. +	103	1
Th-234	105	103
Pa-230	106	10
Pa-231	103	1
Pa-233	107	102
U-230 +	105	10
U-231	107	102
U-232 +	103	1
U-233	104	10
U-234	104	10
U-235 +	104	10
U-236	104	10
U-237	106	102
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
U-238 +	104	10
U sek. +	103	1
U-239	106	102
U-240	107	103
U-240 +	106	10
Np-237 +	103	i
Np-239	107	102
Np-240	106	10
Pu-234	107	102
Pu-235	107	102
Pu-236	104	10
Pu-237	107	103
Pu-238	104	1
Pu-239	104	1
Pu-240	103	1
Pu-241	105	102
Pu-242	104	1
Pu-243	107	103
Pu-244	104	1
Am-241	104	1
Am-242	106	103
Am-242m +	104	1
Am-243 +	103	1
Cm-242	105	102
Cm-243	104	1
Cm-244	104	10
Cm-245	103	1
Cm-246	103	1
Cm-247	104	1
Cm-248	103	1
Bk-249	106	103
Cf-246	106	103
Cf-248	104	10
Cf-249	103	1
Cf-250	104	10
Cf-251	103	1
Cf-252	104	10
Cf-253	105	102
Cf-254	103	1
Es-253	105	102
Es-254	104	10
Nuklid	Aktivita [Bq]	Hmotnostní aktivita [kBq/kg]
---	---	---
Es-254m	106	102
Fm-254	107	104
Fm-255	106	103

Tabulka č. 2

Vybrané radionuklidy podle § 5 odst. 3, u nichž zprošťovací úrovně aktivity a hmotnostní aktivity a uvolňovací úrovně se vztahují nejen na tyto radionuklidy samotné, ale reprezentují tyto radionuklidy v rovnováze s jejich produkty radioaktivní přeměny.

Nuklid	zahrnuté produkty radioaktivní přeměny
Sr-90	Y-90
Zr-93	Nb-93m
Zr-97	Nb-97
Ru-106	Rh-106
Ag-108m	Ag-108
Cs-137	Ba-137m
Ba-140	La-140
Ce-134	La-134
Ce-144	Pr-144
Pb-210	Bi-210, Po-210
Bi-212	TI-208 (0.36), Po-212 (0.64)
Pb-212	Bi-212, TI-208 (0.36), Po-212 (0.64)
Rn-220	Po-216
Rn-222	Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214
Ra-223	Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, TI-207
Ra-224	Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, TI-208 (0.36), Po-212 (0.64)
Ra-226	Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Ra-228	Ac-228
Th-226	Ra-222, Rn-218, Po-214
Th-228	Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, TI-208 (0.36), Po-212 (0.64)
Th-229	Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209
Th sek.	Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, TI-208 (0.36), Po-212 (0.64)
Th-234	Pa-234m
U-230	Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214
U-232	Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, TI-208 (0.36), Po-212 (0.64)
U-235	Th-231
U-238	Th-234, Pa-234m
U sek.	Th-234, Pa-234m, U-234, Th-230, Ra-226, Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
U-240	Np-240m
Np-237	Pa-233
Am-242m	Am-242
Am-243	Np-239

Příloha č. 2 k vyhlášce č. 307/2002 Sb.

Uvolňovací úrovně

Tabulka č. 1

Uvolňovací úrovně a směrné hodnoty pro radioaktivní kontaminaci materiálů a jejich povrchů

Pro radionuklidy neuvedené v tabulce nebo pro jiné způsoby uvádění radionuklidů do životního prostředí stanoví uvolňovací úrovně v případě potřeby Úřad.