422
VYHLÁŠKA
ze dne 14. prosince 2016
o radiační ochraně a zabezpečení radionuklidového zdroje
Státní úřad pro jadernou bezpečnost stanoví podle § 236 zákona č. 263/2016 Sb., atomový zákon, k provedení § 9 odst. 2 písm. c) a j), § 17 odst. 3, § 24 odst. 7, § 25 odst. 2 písm. a) až d), § 60 odst. 4, § 61 odst. 6, § 63 odst. 6, § 66 odst. 6, § 67 odst. 4, § 68 odst. 2 písm. a) až i) a písm. k), § 69 odst. 2, § 70 odst. 2 písm. b) a c), § 71 odst. 2, § 72 odst. 5, § 73 odst. 3, § 74 odst. 4, § 75 odst. 5 písm. a), § 76 odst. 6, § 77 odst. 2, § 78 odst. 3, § 81 odst. 3, § 83 odst. 7, § 85 odst. 5, § 86 odst. 3, § 87 odst. 5, § 88 odst. 6, § 89 odst. 2, § 93 odst. 5, § 95 odst. 6, § 96 odst. 3, § 98 odst. 4, § 99 odst. 5, § 100 odst. 3, § 101 odst. 4, § 104 odst. 9, § 159a odst. 5 a § 164 odst. 2:
ČÁST PRVNÍ
ÚVODNÍ USTANOVENÍ
§ 1
Předmět úpravy
Tato vyhláška zapracovává příslušné předpisy Euratomu1) a stanoví požadavky na zajišťování radiační ochrany v expozičních situacích a způsob zabezpečení radionuklidového zdroje , včetně radionuklidového zdroje 1. až 3. kategorie zabezpečení.
Pojmy
§ 2
Pro účely této vyhlášky se rozumí
a)
b)
c)
D-hodnotou aktivita radionuklidu v radionuklidovém zdroji , který může způsobit závažnou tkáňovou reakci, není-li pod dohledem; D-hodnotu stanoví příloha č. 1 k této vyhlášce,
d)
e)
f)
g)
dobou τ
1.
50 let pro příjem radionuklidů u dospělých, nebo
2.
období do 70 let věku pro příjem radionuklidů u dětí,
h)
i)
j)
k)
l)
ICRU koulí koule o průměru 30 cm vyrobená z materiálu ekvivalentního tkáni s hustotou 1 g/ cm3 a hmotnostním složením 76,2 % kyslíku, 11,1 % uhlíku, 10,1 % vodíku a 2,6 % dusíku,
m)
n)
o)
p)
q)
konverzním faktorem pro příjem radionuklidu koeficient udávající úvazek efektivní dávky připadající na jednotkový příjem radionuklidu; konvenční hodnoty konverzních faktorů pro příjem radionuklidu stanoví příloha č. 3 k této vyhlášce,
r)
hing konverzní faktor příjmu radionuklidu požitím,
s)
hinh konverzní faktor příjmu radionuklidu vdechnutím,
t)
Iing roční příjem radionuklidu požitím,
u)
Iinh roční příjem radionuklidu vdechnutím,
v)
indikativní dávkou úvazek efektivní dávky z ročního příjmu všech radionuklidů přítomných ve vodě s výjimkou tritia, 40K, 222Rn a krátkodobých produktů jeho přeměny a
w)
zubním výpočetním tomografem zubní panoramatické zařízení nebo jiné zařízení používané při lékařském ozáření v zubní radiodiagnostice pro snímkování zubů, čelistí nebo lebky, které umožňuje tomografické nebo panoramatické snímkování se širokým kónickým svazkem nebo snímkování s využitím výpočetní tomografie nebo vytváří trojrozměrné obrazy nebo tomografické skeny.
ČÁST DRUHÁ
RADIAČNÍ OCHRANA
HLAVA I
OBECNÁ PRAVIDLA RADIAČNÍ OCHRANY
Díl 1
Limity
§ 3
Obecné limity pro obyvatele
Obecnými limity pro obyvatele z ozáření ze všech povolených nebo registrovaných činností za jeden kalendářní rok jsou
a)
pro součet efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření 1 mSv,
b)
pro ekvivalentní dávku v oční čočce 15 mSv a
c)
pro průměrnou ekvivalentní dávku na každý 1 cm2 kůže 50 mSv bez ohledu na velikost ozářené plochy.
§ 4
Limity pro radiačního pracovníka
(1)
Limity pro radiačního pracovníka musí být použity pro omezení profesního ozáření a jsou
a)
pro součet efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření 20 mSv za kalendářní rok nebo hodnota schválena Úřadem podle § 63 odst. 4 atomového zákona, nejvýše však 100 mSv za 5 po sobě jdoucích kalendářních let a současně 50 mSv za jeden kalendářní rok,
b)
pro ekvivalentní dávku v oční čočce 100 mSv za 5 po sobě jdoucích kalendářních let a současně 50 mSv v jednom kalendářním roce,
c)
pro průměrnou ekvivalentní dávku na každý 1 cm2 kůže 500 mSv za kalendářní rok bez ohledu na velikost ozářené plochy a
d)
pro ekvivalentní dávku na ruce od prstů až po předloktí a na nohy od chodidel až po kotníky 500 mSv za jeden kalendářní rok.
(2)
Posuzování, zda nedošlo k překročení limitů pro radiačního pracovníka , musí
a)
být prováděno soustavně,
b)
zohlednit součet dávek ze všech cest ozáření a při všech pracovních činnostech, které radiační pracovník vykonává, a
c)
zohlednit v případě radiačního pracovníka , který není externím pracovníkem , vykonávání pracovních činností, při kterých je vystaven ozáření podléhajícímu limitům pro radiačního pracovníka , pro více ohlašovatelů, registrantů nebo držitelů povolení.
(3)
(4)
Překročení limitů pro radiačního pracovníka , který je shledán zdravotně způsobilým podle odstavce 3, není důvodem pro jeho vyloučení z obvyklé pracovní činnosti nebo pro přeložení na jiné pracoviště, pokud osoba, pro niž pracovní činnost vykonává, nemá k takovému vyloučení jiné závažné důvody.
§ 5
Limity pro žáka a studenta
(1)
Dodržení limitů pro žáka a studenta musí posuzovat držitel povolení nebo registrant, na jehož pracovišti žák a student v průběhu svého studia pracuje se zdrojem ionizujícího záření.
(2)
Posuzování, zda nedošlo k překročení limitů pro žáka a studenta, musí
a)
být prováděno soustavně a
b)
zohlednit součet dávek ze všech cest ozáření a při všech činnostech, které žák a student se zdrojem ionizujícího záření vykonává.
(3)
Limity pro žáka a studenta ve věku od 16 do 18 let, kteří jsou povinni v průběhu svého studia pracovat se zdrojem ionizujícího záření , jsou za jeden kalendářní rok
a)
pro součet efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření 6 mSv,
b)
pro ekvivalentní dávku v oční čočce 15 mSv,
c)
pro průměrnou ekvivalentní dávku na každý 1 cm2 kůže 150 mSv bez ohledu na ozářenou plochu a
d)
pro ekvivalentní dávku na ruce od prstů až po předloktí a na nohy od chodidel až po kotníky 150 mSv.
(4)
Limity pro žáka a studenta mladšího než 16 let, kteří jsou povinni v průběhu svého studia pracovat se zdrojem ionizujícího záření , jsou shodné s obecnými limity pro obyvatele.
(5)
Limity pro žáka a studenta staršího než 18 let, kteří jsou povinni v průběhu svého studia pracovat se zdrojem ionizujícího záření , jsou shodné s limity pro radiačního pracovníka .
§ 6
Odvozené limity
(1)
Limity pro radiační pracovníky se považují za nepřekročené, pokud nejsou překročeny kvantitativní ukazatele vyjádřené v měřitelných veličinách (dále jen „odvozené limity“).
(2)
Odvozenými limity pro zevní ozáření jsou
a)
pro osobní dávkový ekvivalent v hloubce 0,07 mm hodnota 500 mSv za kalendářní rok,
b)
pro osobní dávkový ekvivalent v hloubce 3 mm hodnota 20 mSv za kalendářní rok a
c)
pro osobní dávkový ekvivalent v hloubce 10 mm hodnota 20 mSv za kalendářní rok.
(3)
Odvozenými limity pro vnitřní ozáření za kalendářní rok, kromě případů stanovených v odstavci 5, jsou pro příjem jednotlivého radionuklidu radiačním pracovníkem
a)
požitím aktivita
b)
vdechnutím aktivita
(4)
Při současném zevním a vnitřním ozáření v průběhu kalendářního roku, kromě případů uvedených v odstavcích 6 až 8, se považují limity pro radiační pracovníky za nepřekročené, platí-li současně
Hp(0,07) ≤ 0,5 Sv a
kde
Hp(0,07) (Sv) je roční osobní dávkový ekvivalent v hloubce 0,07 mm,
Hp(10) (Sv) je roční osobní dávkový ekvivalent v hloubce 10 mm,
hi,ing (Sv/Bq) je konverzní faktor pro příjem jednotlivého radionuklidu požitím; konverzní faktor stanoví příloha č. 3 k této vyhlášce,
Ii,ing (Bq) je roční příjem jednotlivého radionuklidu požitím,
hi,inh (Sv/Bq) je konverzní faktor pro příjem jednotlivého radionuklidu vdechnutím; konverzní faktor stanoví příloha č. 3 k této vyhlášce a
Ii,inh (Bq) je roční příjem jednotlivého radionuklidu vdechnutím.
(5)
Pro výpočet podle odstavce 4 se u neidentifikované formy a vlastností radionuklidu použije konverzní faktor, který je v příloze č. 3 k této vyhlášce stanoven pro všechny nespecifikované formy radionuklidu.
(6)
Odvozeným limitem odpovídajícím úvazku efektivní dávky 20 mSv pro ozáření směsí dlouhodobých radionuklidů emitujících záření alfa uran-radiové řady je příjem vdechnutím 1 600 Bq za kalendářní rok.
(7)
Odvozeným limitem odpovídajícím úvazku efektivní dávky 20 mSv při ozáření produkty přeměny radonu je příjem latentní energie na podzemních pracovištích
a)
s nucenou ventilací 8 mJ za kalendářní rok,
b)
s přirozeným větráním 4 mJ za kalendářní rok.
(8)
V případě, že je radiační pracovník vystaven současně zevnímu a vnitřnímu ozáření produkty přeměny radonu a směsí dlouhodobých radionuklidů emitujících záření alfa uran-radiové řady, považuje se limit pro radiační pracovníky za nepřekročený, je-li splněno, že
Eext + Eint, Rn + Eint,dl.alfa ≤ 0,02 Sv,
kde
Eext (Sv) je efektivní dávka ze zevního ozáření zářením gama,
Eint,Rn (Sv) je úvazek efektivní dávky z vnitřního ozáření produkty přeměny radonu,
Eint,dl.alfa (Sv) je úvazek efektivní dávky z vnitřního ozáření vdechnutím směsi dlouhodobých radionuklidů emitujících záření alfa uran-radiové řady.
Eext + Eint, Rn + Eint,dl.alfa ≤ 0,02 Sv,
kde
Eext (Sv) je efektivní dávka ze zevního ozáření zářením gama,
Eint,Rn (Sv) je úvazek efektivní dávky z vnitřního ozáření produkty přeměny radonu,
Eint,dl.alfa (Sv) je úvazek efektivní dávky z vnitřního ozáření vdechnutím směsi dlouhodobých radionuklidů emitujících záření alfa uran-radiové řady.
Díl 2
Optimalizace radiační ochrany
Postupy optimalizace radiační ochrany
§ 7
(1)
Při optimalizaci radiační ochrany musí každý, kdo provádí činnosti v rámci expozičních situací , stanovit varianty zajištění radiační ochrany a z nich vybrat optimální variantu zajištění radiační ochrany v příslušné expoziční situaci .
(2)
Výběr optimální varianty zajištění radiační ochrany musí být proveden porovnáním možností snížení plánovaných a potenciálních dávek fyzickým osobám nebo skupinám obyvatelstva. Opatření přijímaná k ochraně fyzických osob nebo skupin obyvatelstva proti vlivu zdroje ionizujícího záření mohou být uplatněna
a)
u zdroje ionizujícího záření ,
b)
v prostředí mezi zdrojem ionizujícího záření a fyzickou osobou, nebo
c)
u fyzické osoby.
(3)
Při výběru optimální varianty zajištění radiační ochrany musí být dána přednost omezení velikosti ozáření přímo u zdroje ionizujícího záření .
(4)
Při výběru optimální varianty zajištění radiační ochrany musí být vzaty v úvahu reprezentativní znaky, které souvisí s příslušnou činností. Reprezentativní znaky stanoví příloha č. 4 k této vyhlášce.
(5)
Při výběru optimální varianty zajištění radiační ochrany lze, je-li to možné, provést porovnání nákladů na různá opatření ke zvýšení radiační ochrany , zejména přemístění fyzických osob nebo vybudování dodatečných bariér, s finančním ohodnocením očekávaného snížení ozáření .
(6)
Porovnání nákladů podle odstavce 5 musí být provedeno tak, že snížení kolektivní efektivní dávky u posuzované skupiny osob se násobí součinitelem
a)
0,5 mil. Kč/Sv pro radiační činnost , u níž je průměrná efektivní dávka u jednotlivce nižší než 1/10 příslušných limitů ozáření ,
b)
1 mil. Kč/Sv pro radiační činnost , u níž je průměrná efektivní dávka u jednotlivce vyšší než 1/10, ale nižší než 3/10 příslušných limitů ozáření ,
c)
2,5 mil. Kč/Sv pro radiační činnost , u níž je průměrná efektivní dávka u jednotlivce vyšší než 3/10 příslušných limitů ozáření ,
d)
1 mil. Kč/Sv pro lékařské ozáření ,
e)
0,5 mil. Kč/Sv pro ozáření z přírodního zdroje ionizujícího záření , které není způsobeno radiační činností , nebo
f)
2,5 mil. Kč/Sv pro havarijní ozáření .
§ 8
(1)
Postupy optimalizace radiační ochrany musí každý, kdo provádí činnosti v rámci expozičních situací , používat pravidelně tak, aby nebyly opomenuty nově vzniklé podmínky pro příslušnou expoziční situaci nebo nové možnosti zajištění radiační ochrany pro tuto expoziční situaci , a to zejména dojde-li k překročení limitů ozáření , stanovených dávkových optimalizačních mezí nebo referenčních úrovní .
(2)
U lékařského ozáření pro radioterapeutické účely, včetně léčebných aplikací radionuklidu, musí být ozáření cílových objemů u každé fyzické osoby podstupující léčbu jednotlivě plánováno a jejich dosažení odpovídajícím způsobem ověřeno, přičemž musí být vzato v úvahu, že dávky pro objemy a tkáně, které nejsou cílové, musí být tak nízké, jak je to při zamýšleném radioterapeutickém účelu ozáření rozumně dosažitelné.
(3)
Při stanovování dávkových optimalizačních mezí pro radiační činnost nebo zdroj ionizujícího záření musí být zohledněny
a)
dosavadní zkušenosti s podobnými činnostmi a zdroji ionizujícího záření tak, aby úroveň radiační ochrany nebyla nižší, než již bylo dosaženo, a
b)
vlivy jiných činností a zdrojů ionizujícího záření tak, aby nehrozilo překročení limitů ozáření .
(4)
Při optimalizaci radiační ochrany musí být postup této optimalizace dokumentován.
(5)
Postupy optimalizace radiační ochrany musí
a)
systematicky a strukturovaně popisovat postup této optimalizace,
b)
zohlednit všechna významná hlediska v expoziční situaci použitá při této optimalizaci a
c)
obsahovat použité varianty zajištění radiační ochrany a reprezentativní znaky.
§ 9
Hodnocení ozáření reprezentativní osoby a optimalizační studie
(1)
Hodnocení ozáření reprezentativní osoby musí být prováděno konzervativními odhady. Postupy provedení konzervativních odhadů ozáření reprezentativní osoby stanoví příloha č. 5 k této vyhlášce.
(2)
Obsah optimalizační studie pro stanovení autorizovaného limitu ozáření reprezentativní osoby stanoví příloha č. 6 k této vyhlášce.
Díl 3
Kategorizace
§ 10
Zproštění
(1)
Zprošťovací úrovně aktivity pro radionuklidy stanoví příloha č. 7 k této vyhlášce. Zprošťovací úrovně aktivity se vztahují na celkové množství radioaktivních látek, s nimiž se v rámci určité radiační činnosti nakládá.
(2)
Zprošťovací úrovně hmotnostní aktivity pro radionuklidy použité v rámci určité radiační činnosti stanoví příloha č. 7 k této vyhlášce.
(3)
(4)
Hmotnostní aktivita směsi radionuklidů je nižší než zprošťovací úrovně, pokud součet podílů hmotnostních aktivit jednotlivých radionuklidů a příslušných zprošťovacích úrovní hmotnostních aktivit je menší než 1.
§ 11
Vysokoaktivní zdroj
Úroveň aktivity , která činí uzavřený radionuklidový zdroj vysokoaktivním zdrojem , stanoví příloha č. 8 k této vyhlášce.
Kategorizace zdrojů ionizujícího záření
§ 12
Nevýznamným zdrojem ionizujícího záření je
a)
generátor záření emitující ionizující záření s energií nepřevyšující 5 keV, který není významným zdrojem ionizujícího záření ,
b)
katodová trubice určená k zobrazování nebo jiné elektrické zařízení pracující při rozdílu potenciálů nepřevyšujícím 30 kV, u něhož je příkon prostorového dávkového ekvivalentu na kterémkoli přístupném místě ve vzdálenosti 0,1 m od povrchu zařízení menší než 1 µSv/h, nebo
c)
1.
2.
hmotnostních aktivit radionuklidů a příslušných zprošťovacích úrovní hmotnostní aktivity není větší než 1.
§ 13
Drobným zdrojem ionizujícího záření je
a)
generátor záření, který není nevýznamným nebo významným zdrojem ionizujícího záření , konstruovaný tak, že na kterémkoli přístupném místě ve vzdálenosti 0,1 m od povrchu zařízení je příkon prostorového dávkového ekvivalentu menší než 1 µSv/h a na místech určených za běžných pracovních podmínek k manipulaci a obsluze zařízení výhradně rukama je příkon směrového dávkového ekvivalentu nejvýše 250 µSv/h,
b)
c)
zařízení obsahující uzavřený radionuklidový zdroj , které není nevýznamným zdrojem ionizujícího záření , konstruované tak, že na kterémkoli přístupném místě ve vzdálenosti 0,1 m od povrchu zařízení je příkon prostorového dávkového ekvivalentu menší než 1 µSv/h a na místech určených za běžných pracovních podmínek k manipulaci a obsluze zařízení výhradně rukama je příkon směrového dávkového ekvivalentu nejvýše 250 µSv/h, nebo
d)
§ 14
Jednoduchým zdrojem ionizujícího záření je zdroj ionizujícího záření , který není nevýznamným, drobným, významným nebo velmi významným zdrojem ionizujícího záření .
§ 15
Významným zdrojem ionizujícího záření je
a)
generátor záření určený k lékařskému ozáření, kromě rentgenového kostního denzitometru, zubního intraorálního rentgenového zařízení a zubního panoramatického rentgenového zařízení,
b)
urychlovač částic s energií nad 1 MeV,
c)
zdroj ionizujícího záření určený k radioterapii protony, neutrony a jinými těžkými částicemi,
d)
zařízení obsahující uzavřený radionuklidový zdroj určený k radioterapii,
e)
zařízení obsahující uzavřený radionuklidový zdroj určený k ozařování tkání, krve a předmětů včetně potravin, surovin, předmětů běžného užívání nebo jiných věcí,
f)
mobilní defektoskop s uzavřeným radionuklidovým zdrojem,
g)
vysokoaktivní zdroj, nebo
h)
generátor záření používaný ve veterinární radioterapii pro účely léčby.
§ 16
Velmi významným zdrojem ionizujícího záření je jaderný reaktor.
Kategorizace pro účely přeshraničního pohybu a zabezpečení
§ 17
(1)
a)
radionuklidový termoelektrický generátor,
b)
radionuklidový ozařovač, včetně ozařovače tkání a krve,
c)
d)
(2)
a)
b)
c)
d)
(3)
a)
b)
c)
d)
e)
kapalná nebo pevná látka obsahující více než 30 % uranu, jejíž aktivita je větší než 160 MBq.
(4)
a)
b)
c)
d)
e)
(5)
a)
oční aplikátor a permanentní implantát pro radioterapii,
b)
c)
detektor elektronového záchytu,
d)
e)
kalibrační zdroj ionizujícího záření pro pozitronovou emisní tomografii,
f)
g)
§ 18
(1)
Na pracovišti, kde se současně vyskytuje více radionuklidových zdrojů, musí být pro účely zabezpečení použita kategorie zabezpečení celého souboru zdrojů ionizujícího záření na pracovišti nebo v transportním obalovém souboru.
(2)
Kategorie zabezpečení celého souboru zdrojů ionizujícího záření podle odstavce 1 musí být stanovena na základě agregovaného poměru A/D, vypočteného následujícím způsobem:
kde Ai,n je aktivita A každého jednotlivého zdroje i radionuklidu n a Dn je D-hodnota pro radionuklid n.
§ 19
Kategorizace pracovišť
(1)
Pracovištěm I. kategorie je
a)
pracoviště s drobným zdrojem ionizujícího záření,
b)
pracoviště s kostním denzitometrem, který není drobným zdrojem ionizujícího záření ,
c)
pracoviště se zubním rentgenovým zařízením,
d)
pracoviště s kabinovým rentgenovým zařízením,
e)
pracoviště s indikačním nebo měřicím zařízením obsahujícím uzavřený radionuklidový zdroj, u něhož charakter radiační činnosti nevyžaduje vymezení kontrolovaného pásma,
f)
pracoviště s technickým rentgenovým zařízením, u něhož charakter radiační činnosti nevyžaduje vymezení kontrolovaného pásma, a
g)
pracoviště s rentgenovým zařízením používaným ve veterinární medicíně, kromě radioterapie pro účely léčby.
(2)
Pracovištěm II. kategorie je
a)
pracoviště s jednoduchým zdrojem ionizujícího záření , které není pracovištěm I. kategorie,
b)
pracoviště s rentgenovým zařízením určeným k lékařskému ozáření v radiodiagnostice nebo radioterapii, s výjimkou
1.
kostního denzitometru, nebo
2.
zubního rentgenového zařízení,
c)
pracoviště s mobilním defektoskopem obsahujícím uzavřený radionuklidový zdroj,
d)
pracoviště s mobilním ozařovačem obsahujícím uzavřený radionuklidový zdroj,
e)
pracoviště s indikačním nebo měřicím zařízením obsahujícím uzavřený radionuklidový zdroj, u něhož charakter radiační činnosti vyžaduje vymezení kontrolovaného pásma,
f)
pracoviště s technickým rentgenovým zařízením, u něhož charakter radiační činnosti vyžaduje vymezení kontrolovaného pásma,
g)
pracoviště s kompaktním mimotělním ozařovačem krve a tkáně obsahujícím uzavřený radionuklidový zdroj a
h)
pracoviště s rentgenovým zařízením používaným ve veterinární radioterapii pro účely léčby.
(3)
Pracovištěm III. kategorie je
a)
pracoviště s urychlovačem částic s energií nad 1 MeV,
b)
pracoviště se zařízením obsahujícím uzavřený radionuklidový zdroj , které je určeno k radioterapii,
c)
d)
pracoviště se zařízením obsahujícím uzavřený radionuklidový zdroj a určeným k ozařování předmětů, včetně potravin a surovin, předmětů běžného užívání nebo jiných věcí, a
e)
pracoviště, na němž se vykonávají činnosti související se získáváním radioaktivního nerostu, s výjimkou sanací a rekultivací prováděných na úložných místech těžebních odpadů, na kterých byla ukončena hornická činnost.
(4)
Pracovištěm IV. kategorie je
a)
pracoviště s jaderným zařízením a
b)
pracoviště s úložištěm radioaktivního odpadu , které není jaderným zařízením .
(5)
Kritériem pro zařazení pracoviště s otevřeným radionuklidovým zdrojem do kategorie, kromě pracovišť uvedených v odstavci 3 písm. e) a odstavci 4, je vybavení pracoviště ventilačními, izolačními a stínicími zařízeními a provedení kanalizace. Požadavky na standardní vybavení pracoviště pro účely jeho zařazení do kategorie stanoví příloha č. 9 k této vyhlášce.
§ 20
Kategorizace radiačních pracovníků
(1)
Při zařazování radiačního pracovníka do kategorie A nebo B musí být zohledněno
a)
očekávané ozáření radiačního pracovníka za běžného provozu a
b)
(2)
a)
b)
c)
(3)
Díl 4
Veličiny a skutečnosti důležité z hlediska radiační ochrany
§ 21
Výčet veličin a skutečností důležitých z hlediska radiační ochrany
(1)
Veličinami důležitými z hlediska radiační ochrany jsou veličiny
a)
používané pro stanovení osobní dávky fyzické osoby,
b)
charakterizující pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů na pracovišti,
c)
charakterizující výpusti radionuklidů do okolí pracoviště,
d)
charakterizující pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů v okolí pracoviště,
e)
používané při hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření ,
f)
charakterizující zdroj ionizujícího záření a
g)
používané pro hodnocení ozáření z přírodního zdroje záření.
(2)
Skutečnostmi důležitými z hlediska radiační ochrany jsou
a)
vlastnosti zdroje ionizujícího záření ,
b)
ochranné vlastnosti osobních ochranných prostředků a dalších ochranných pomůcek a zařízení pro práci se zdrojem ionizujícího záření ,
c)
vlastnosti obalových souborů pro přepravu, skladování nebo ukládání radioaktivní nebo štěpné látky ,
d)
vlastnosti příslušenství, včetně softwaru a nástrojů umělé inteligence, které mají vliv na radiační ochranu,
e)
skutečnosti dokládající schválení typu v případě zdroje ionizujícího záření podléhajícího schvalování typu,
f)
skutečnosti uvedené v osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje ,
g)
skutečnosti uvedené v průvodním listu otevřeného radionuklidového zdroje ,
h)
informace o použitých metodách monitorování osob, pracoviště, okolí pracoviště a výpustí, a výsledky tohoto monitorování,
i)
skutečnosti dokládající informování radiačního pracovníka o riziku jeho práce,
j)
skutečnosti dokládající poučení fyzických osob vstupujících do kontrolovaného pásma ,
k)
skutečnosti dokládající ověřování znalostí radiačního pracovníka o bezpečném nakládání se zdrojem ionizujícího záření a způsobilosti k němu pravidelnými zkouškami,
l)
závěry pracovnělékařských prohlídek k ověření zdravotní způsobilosti radiačního pracovníka kategorie A,
m)
skutečnosti dokládající nedodržení požadavků radiační ochrany zjištěné v rámci soustavného dohledu,
n)
údaje o radiačním pracovníkovi , pracovišti a výsledcích jeho osobního monitorování,
o)
údaje vedené v osobním radiačním průkazu,
p)
údaje o vstupech a době pobytu fyzických osob v kontrolovaném pásmu ,
q)
výsledky inventarizace uzavřených radionuklidových zdrojů a
r)
skutečnosti uvedené v protokolech o měření vydaných držitelem povolení podle § 9 odst. 2 písm. h) bodů 2 a 5 až 7 atomového zákona.
§ 22
Rozsah sledování, měření, hodnocení, ověřování a zaznamenávání veličin a skutečností důležitých z hlediska radiační ochrany
(1)
Vlastnosti zdroje ionizujícího záření musí být sledovány, měřeny, hodnoceny, ověřovány a zaznamenávány
a)
při výrobě, dovozu nebo distribuci v rozsahu potřebném k
1.
posouzení shody zdroje ionizujícího záření se schváleným typem,
2.
posouzení shody zdroje ionizujícího záření s požadavky příslušných technických předpisů,
3.
vydání osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje , nebo
4.
vydání průvodního listu otevřeného radionuklidového zdroje ,
b)
při převzetí zdroje ionizujícího záření a před zahájením jeho používání formou přejímací zkoušky a
c)
v průběhu používání zdroje ionizujícího záření formou
1.
zkoušky dlouhodobé stability a
2.
zkoušky provozní stálosti.
(2)
Skutečnosti dokládající schválení typu, skutečnosti uvedené v osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje a skutečnosti uvedené v průvodním listu otevřeného radionuklidového zdroje musí být zaznamenávány v rozsahu potřebném pro evidenci zdrojů ionizujícího záření .
(3)
Skutečnosti dokládající informování radiačního pracovníka o riziku jeho práce a skutečnosti dokládající poučení fyzických osob vstupujících do kontrolovaného pásma musí být sledovány a zaznamenávány v rozsahu podle § 50 a údaje o vstupech a době pobytu fyzických osob v kontrolovaném pásmu musí být sledovány a zaznamenávány v rozsahu podle § 33 odst. 3.
(4)
Skutečnosti dokládající ověřování znalostí radiačního pracovníka o bezpečném nakládání se zdrojem ionizujícího záření a způsobilosti k němu pravidelnými zkouškami musí být sledovány a zaznamenávány v rozsahu podle § 50.
(5)
Údaje vedené v osobním radiačním průkazu musí být sledovány, hodnoceny a zaznamenávány v rozsahu podle § 36.
(6)
Výsledky inventarizace uzavřených radionuklidových zdrojů musí být zaznamenávány v rozsahu podle § 41.
Skutečnosti uvedené v osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje
§ 23
Skutečnosti uvedené v osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje musí být zaznamenávány v následujícím rozsahu:
a)
identifikační číslo osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje ,
b)
výrobní nebo identifikační číslo uzavřeného radionuklidového zdroje ,
c)
výrobce a země původu uzavřeného radionuklidového zdroje ,
d)
označení schváleného typu, s jehož vlastnostmi jsou vlastnosti uzavřeného radionuklidového zdroje ve shodě,
e)
údaje o druhu radionuklidu,
f)
údaje o aktivitě uzavřeného radionuklidového zdroje s uvedením dne, ke kterému se aktivita vztahuje, a údaj o nejvyšším obsahu základního radionuklidu,
g)
v případě významného zdroje ionizujícího záření kermová vydatnost ve vzduchu s uvedením dne, ke kterému se kermová vydatnost vztahuje,
h)
údaje o chemické a fyzikální formě radionuklidu a jeho nosiče,
i)
údaje o rozměrech uzavřeného radionuklidového zdroje ,
j)
údaje o zapouzdření nebo ochranném překryvu,
k)
stupeň odolnosti uzavřeného radionuklidového zdroje vzhledem ke schválenému typu,
l)
výsledky provedených zkoušek radioaktivní kontaminace a těsnosti uzavřeného radionuklidového zdroje ,
m)
doporučená doba používání uzavřeného radionuklidového zdroje ,
n)
datum vystavení osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje a
o)
identifikační údaje osoby, která osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje vystavila, a podpis pověřeného zástupce této osoby.
§ 24
V případě uzavřeného radionuklidového zdroje , který z technických důvodů nelze označit značkou a výrobním číslem a není vysokoaktivním zdrojem , musí být pro všechny uzavřené radionuklidové zdroje téhož typu a téže velikosti, které obsahují stejné množství stejných radionuklidů a s nimiž nakládá tatáž osoba, skutečnosti uvedené v osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje zaznamenávány v následujícím rozsahu:
a)
identifikační číslo osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje ,
b)
počet uzavřených radionuklidových zdrojů téhož držitele povolení,
c)
označení schváleného typu, s jehož vlastnostmi jsou vlastnosti uzavřeného radionuklidového zdroje ve shodě,
d)
údaj o druhu radionuklidu,
e)
údaj o aktivitě uzavřených radionuklidových zdrojů s uvedením dne, ke kterému se aktivita vztahuje,
f)
údaj o nejvyšším obsahu základního radionuklidu v uzavřených radionuklidových zdrojích ,
g)
údaje o chemické a fyzikální formě radionuklidu a jeho nosiče,
h)
údaje o rozměrech uzavřených radionuklidových zdrojů ,
i)
údaje o zapouzdření nebo ochranném překryvu,
j)
stupeň odolnosti uzavřených radionuklidových zdrojů vzhledem ke schválenému typu,
k)
výsledky provedených zkoušek radioaktivní kontaminace a těsnosti uzavřených radionuklidových zdrojů ,
l)
doporučená doba používání uzavřených radionuklidových zdrojů a další údaje pro plánované ověřování jejich těsnosti a
m)
datum vystavení osvědčení uzavřených radionuklidových zdrojů a identifikační údaje osoby, která osvědčení uzavřených radionuklidových zdrojů vystavila, a podpis pověřeného zástupce této osoby.
§ 25
Skutečnosti uvedené v průvodním listu otevřeného radionuklidového zdroje
(1)
Skutečnosti uvedené v průvodním listu otevřeného radionuklidového zdroje musí být zaznamenávány v následujícím rozsahu:
a)
identifikační číslo průvodního listu otevřeného radionuklidového zdroje ,
b)
specifikace nebo identifikační číslo otevřeného radionuklidového zdroje ,
c)
v případě otevřeného radionuklidového zdroje podléhajícího schvalování typu označení schváleného typu, s jehož vlastnostmi jsou vlastnosti otevřeného radionuklidového zdroje ve shodě,
d)
údaj o druhu radionuklidu,
e)
údaje o chemické a fyzikální formě radionuklidu a jeho nosiče,
f)
údaje o aktivitě a hmotnostní aktivitě otevřeného radionuklidového zdroje s uvedením času, k němuž se údaj vztahuje,
g)
údaje o chemické a radiochemické čistotě, je-li to možné,
h)
údaje o druhu obalu otevřeného radionuklidového zdroje ,
i)
datum vystavení průvodního listu otevřeného radionuklidového zdroje ,
j)
změny skutečností uvedených v písmenech d) až i) a
k)
identifikační údaje osoby, která průvodní list otevřeného radionuklidového zdroje vystavila, a podpis pověřeného zástupce této osoby.
(2)
Pro stejné otevřené radionuklidové zdroje předávané společně musí být skutečnosti uvedené v průvodním listu otevřeného radionuklidového zdroje zaznamenávány v rozsahu podle odstavce 1 a pro jednotlivý radionuklid nebo pro jednotlivou směs radionuklidů musí být uveden celkový počet předávaných otevřených radionuklidových zdrojů .
(3)
Jsou-li z jaderného zařízení nebo z pracoviště, při jehož provozu vznikají radionuklidy nebo dochází k jejich koncentraci, předávány jiné osobě předměty nebo látky kontaminované těmito radionuklidy, musí být skutečnosti uvedené v průvodním listu otevřeného radionuklidového zdroje zaznamenány v následujícím rozsahu:
b)
údaje o aktivitě a o nejvyšším příkonu prostorového dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 0,1 m od povrchu a
c)
údaje o nejvyšší plošné aktivitě na 100 cm2 povrchu v případě povrchového znečištění radionuklidy.
Díl 5
Zkoušky zdroje ionizujícího záření
§ 26
Přejímací zkouška
(1)
Přejímací zkouška musí být provedena po instalaci zdroje ionizujícího záření před zahájením jeho používání
a)
u nově vyrobeného zdroje ionizujícího záření,
b)
po významné změně většiny vlastností zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství,
c)
po přestěhování stacionárního zdroje ionizujícího záření,
d)
po přestěhování pojízdného zdroje ionizujícího záření na jinou adresu,
e)
po změně držitele povolení k jeho používání a zároveň adresy pracoviště v případě přenosného generátoru záření používaného pro lékařské ozáření nebo ve veterinární medicíně nebo
f)
po jiné změně, která může významně ovlivnit funkčnost zdroje ionizujícího záření.
(2)
Přejímací zkouška musí být provedena ve chvíli, kdy jsou zdroj ionizujícího záření a pracoviště s ním způsobilé k jejímu provedení.
(3)
Přejímací zkouška musí zahrnovat testy uvedené v příloze č. 12 k této vyhlášce.
(4)
Omezený provoz v případě nevyhovujících výsledků přejímací zkoušky lze stanovit pouze v případě zdroje ionizujícího záření používaného držitelem povolení pro lékařské ozáření, pokud se nevyhovující výsledky týkají specifického omezeného režimu používání zdroje ionizujícího záření s tím, že existuje jiný omezený režim jeho provozu, který je pro konkrétní účel jeho použití plnohodnotný a bez závad. V takovém případě
a)
osoba řídící přejímací zkoušku může ve spolupráci s klinickým radiologickým fyzikem pracoviště, na němž se zdroj používá, prohlásit přejímací zkoušku za úspěšnou pro tento specifický omezený režim a zároveň stanovit omezení provozu, které odpovídá zjištěným skutečnostem,
b)
omezení provozu s jeho důvody osoba řídící přejímací zkoušku spolu s klinickým radiologickým fyzikem písemně zaznamená a tento záznam neprodleně předá držiteli povolení nebo registrantovi, který zdroj ionizujícího záření bude používat, a
c)
omezení provozu s jeho důvody uvede osoba řídící přejímací zkoušku v protokolu z přejímací zkoušky.
(5)
Omezení provozu lze změnit nebo zrušit po odstranění příčiny nevyhovujících výsledků a na základě výsledků následné úspěšné částečné přejímací zkoušky.
(6)
Osoba, která provádí přejímací zkoušku, musí přizpůsobit její rozsah konkrétnímu účelu použití a specifickým vlastnostem zdroje ionizujícího záření a jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu.
(7)
Držitel povolení, který provedl přejímací zkoušku, je povinen předat protokol z přejímací zkoušky držiteli povolení nebo registrantovi, který zdroj ionizujícího záření používá, nejpozději do 1 měsíce ode dne provedení zkoušky.
Zkouška dlouhodobé stability
§ 27
(1)
Zkouška dlouhodobé stability musí být prováděna
a)
pravidelně s četností nejméně jednou za dobu
1.
12 měsíců v případě zdroje ionizujícího záření určeného pro lékařské ozáření v radioterapii,
2.
12 měsíců v případě významného zdroje ionizujícího záření určeného pro lékařské ozáření v radiodiagnostice nebo intervenční radiologii ,
3.
12 měsíců v případě mobilního defektoskopického zařízení s uzavřeným radionuklidovým zdrojem ,
4.
stanovenou v příloze č. 11 k této vyhlášce v případě uzavřeného radionuklidového zdroje , který není součástí zařízení s uzavřeným radionuklidovým zdrojem nebo je možné jej za účelem provedení samostatné zkoušky dlouhodobé stability z tohoto zařízení vyjmout,
5.
24 měsíců v případě významného zdroje ionizujícího záření neuvedeného v bodech 1 až 4 a
6.
36 měsíců v případě jednoduchého zdroje ionizujícího záření neuvedeného v bodech 1 až 4,
b)
při každém důvodném podezření na nesprávnou funkci zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu ,
c)
při podezření na netěsnost uzavřeného radionuklidového zdroje ,
d)
pokud výsledky zkoušek provozní stálosti naznačují nebo poukazují na nesprávnou funkci zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu ,
e)
po údržbě, opravě nebo jiném servisním zásahu, který je důležitý z hlediska radiační ochrany a mohl by významně ovlivnit vlastnost ověřovanou při zkoušce dlouhodobé stability nebo parametr při ní ověřovaný, zejména po výměně rentgenky nebo receptoru obrazu, po servisním zásahu do systému kolimace svazku nebo do systémů určujících geometrii ozáření nebo po opravě expoziční automatiky nebo generátoru,
f)
po výměně příslušenství zdroje ionizujícího záření, které má vliv na radiační ochranu,
g)
po odstranění závady zjištěné při zkoušce dlouhodobé stability, s výjimkou méně závažné závady bez dopadu na radiační ochranu, u níž bylo v protokolu ze zkoušky dlouhodobé stability, při níž byla závada poprvé identifikována, uvedeno, že její odstranění může být potvrzeno zkouškou provozní stálosti,
h)
v případě odstranění důvodu k omezenému provozu podle § 30 odst. 3 a
i)
při významné změně způsobu používání zdroje ionizujícího záření, která má vliv na parametry testované zkouškou dlouhodobé stability.
(2)
Zkouška dlouhodobé stability prováděná podle odstavce 1 písm. a) musí být provedena nejpozději v kalendářním měsíci, v jehož průběhu uplyne lhůta pro její provedení.
§ 28
(1)
Obsah zkoušky dlouhodobé stability stanoví příloha č. 12 k této vyhlášce.
(2)
Osoba, která provádí zkoušku dlouhodobé stability, musí přizpůsobit její rozsah konkrétnímu účelu použití a specifickým vlastnostem zdroje ionizujícího záření a jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu.
§ 29
(1)
Zkouška dlouhodobé stability prováděná podle § 27 odst. 1 písm. b) až g) může být prováděna v omezeném rozsahu tak, aby v případě podle
a)
§ 27 odst. 1 písm. b) bylo potvrzeno nebo vyvráceno podezření na nesprávnou funkci zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu ,
b)
§ 27 odst. 1 písm. c) bylo potvrzeno nebo vyvráceno podezření na netěsnost uzavřeného radionuklidového zdroje ,
c)
§ 27 odst. 1 písm. d) byly ověřeny vlastnosti zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu , které mohou souviset s výsledkem zkoušky provozní stálosti,
d)
§ 27 odst. 1 písm. e) byly ověřeny vlastnosti a parametry ověřované při zkoušce dlouhodobé stability, které mohla ovlivnit údržba, oprava nebo servisní zásah,
e)
§ 27 odst. 1 písm. f) byly ověřeny vlastnosti a parametry ověřované při zkoušce dlouhodobé stability, které mohla ovlivnit výměna příslušenství zdroje ionizujícího záření, které má vliv na radiační ochranu,
f)
§ 27 odst. 1 písm. g) bylo ověřeno, zda
1.
závada zjištěná při předchozí zkoušce dlouhodobé stability byla odstraněna a
2.
odstraněním této závady nevznikla jiná závada,
g)
§ 27 odst. 1 písm. h) bylo ověřeno, že byl odstraněn důvod k omezenému provozu podle § 30, a
h)
§ 27 odst. 1 písm. i) bylo ověřeno, že zařízení splňuje požadavky zkoušky dlouhodobé stability i v rozsahu nově zaváděného způsobu použití.
(2)
Zkouškou dlouhodobé stability prováděnou v omezeném rozsahu podle odstavce 1 (dále jen „částečná zkouška dlouhodobé stability“) nelze nahradit zkoušku dlouhodobé stability podle § 27 odst. 1 písm. a).
§ 30
Hodnocení zkoušky dlouhodobé stability a odstraňování závad
(1)
Pravidla kategorizace velmi závažných a méně závažných závad zjištěných při zkoušce dlouhodobé stability stanoví příloha č. 12 k této vyhlášce.
(2)
Protokol ze zkoušky dlouhodobé stability musí držitel povolení, který ji provedl, předat držiteli povolení nebo registrantovi, který zdroj ionizujícího záření používá, nejpozději do 1 měsíce ode dne provedení zkoušky.
(3)
Stanovit omezený provoz v případě nevyhovujících výsledků při zkoušce dlouhodobé stability lze pouze v případě zdroje ionizujícího záření používaného držiteli povolení pro lékařské ozáření, pokud se nevyhovující výsledky týkají jen specifického omezeného režimu používání zdroje ionizujícího záření s tím, že existuje jiný omezený režim jeho provozu, který je pro konkrétní účel jeho použití plnohodnotný a bez závad. V takovém případě může osoba řídící zkoušku dlouhodobé stability ve spolupráci s klinickým radiologickým fyzikem pracoviště, na němž se zdroj používá, prohlásit zkoušku dlouhodobé stability za úspěšnou pro tento specifický omezený režim a zároveň stanovit omezení provozu, které odpovídá zjištěným skutečnostem.
(4)
Omezení provozu a jeho důvody musí osoba řídící zkoušku dlouhodobé stability spolu s klinickým radiologickým fyzikem písemně zaznamenat a tento záznam neprodleně předat držiteli povolení nebo registrantovi, který zdroje ionizujícího záření používá. Omezení provozu a jeho důvody musí být uvedeny i v protokolu ze zkoušky dlouhodobé stability.
(5)
V případě, že částečná zkouška dlouhodobé stability podle § 29 odst. 1 písm. g) prokáže, že důvod k omezenému provozu byl odstraněn, je omezení provozu zrušeno.
(6)
Pokud je během zkoušky dlouhodobé stability zjištěna velmi závažná závada, držitel povolení, který zkoušku provádí, musí neprodleně sdělit písemně tuto skutečnost držiteli povolení nebo registrantovi, který zdroj ionizujícího záření používá, a jeho klinickému radiologickému fyzikovi, pokud je vyžadována jeho dostupnost podle jiného právního předpisu, a uvést ji v protokolu ze zkoušky dlouhodobé stability.
(7)
Lhůtu pro odstranění méně závažné závady a provozní omezení vyplývající z této závady musí držitel povolení provádějící zkoušku dlouhodobé stability
a)
neprodleně po zjištění této závady sdělit držiteli povolení nebo registrantovi, který zdroj ionizujícího záření používá, a jeho klinickému radiologickému fyzikovi, pokud je vyžadována jeho dostupnost podle jiného právního předpisu, a
b)
uvést je v protokolu ze zkoušky dlouhodobé stability.
(8)
Při stanovování lhůty pro odstranění méně závažné závady podle odstavce 7, která nesmí být delší než 3 měsíce a běží ode dne provedení zkoušky dlouhodobé stability, při níž byla tato závada poprvé zjištěna, musí být zohledněn charakter zjištěné méně závažné závady a způsob běžného používání zdroje ionizujícího záření a jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu.
§ 30a
Rozsah a způsob vykonávání činností osob řídících a vykonávajících hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření
(1)
Osoba řídící hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření
a)
zajišťuje metodické vedení osob provádějících hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření, případně osob, které při tom asistují, a jejich odborné vstupní i průběžné vzdělávání v této oblasti,
b)
zajišťuje udržování správné praxe při hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření, zejména s ohledem na aktuální vědecký stav poznání a technologický vývoj,
c)
vytváří a aktualizuje metodiky, vzorové protokoly a koncepci zajištění měření veličin a udržuje je v souladu s požadavky správné praxe, skutečným stavem prováděné činnosti a požadavky atomového zákona,
d)
odpovídá za metrologické zajištění prováděné činnosti a za dostupnost a vhodnost pomůcek pro měření,
e)
v případě výskytu, nebo podezření na výskyt závad u zdroje ionizujícího záření nepoužívaného v radiodiagnostice, v intervenční radiologii nebo pro nelékařské ozáření je zařazuje do kategorie a určuje lhůty k jejich odstranění, případně stanoví provozní omezení vyplývající z méně závažné závady,
f)
v případě výskytu, nebo podezření na výskyt velmi závažných závad nebo atypických méně závažných závad u zdroje ionizujícího záření používaného v radiodiagnostice, v intervenční radiologii nebo pro nelékařské ozáření zařazuje do kategorie, určuje lhůty k jejich odstranění a případně stanovuje provozní omezení vyplývající z méně závažné závady,
g)
určuje postup u zkoušky v případě atypického zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství nebo atypických zjištění během zkoušky,
h)
v případě přejímací zkoušky, nebo v případě zkoušky dlouhodobé stability, při které byla odhalena nevhodnost současného rozsahu nebo četnosti zkoušek provozní stálosti, vypracovává návrh jejich změn nebo nový návrh,
i)
posuzuje, zda je pracoviště a zdroj ionizujícího záření technicky způsobilé k zahájení zkoušky,
j)
v případě potřeby se osobně účastní zkoušky a provádí hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření, včetně vyhodnocování výsledků,
k)
v případě hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření nepoužívaného v radiodiagnostice, v intervenční radiologii nebo pro nelékařské ozáření vyhodnocuje výsledky testů,
l)
ve spolupráci s klinickým radiologickým fyzikem pracoviště, které používá zdroj ionizujícího záření, stanovuje omezení provozu podle § 26 odst. 4 a § 30 odst. 3.
(2)
Osoba vykonávající hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření
a)
vykonává hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření za standardních okolností a zaznamenává naměřené hodnoty,
b)
v případě hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření používaného v radiodiagnostice, v intervenční radiologii nebo pro nelékařské ozáření vyhodnocuje výsledky testů,
c)
v případě přejímací zkoušky nebo zkoušky dlouhodobé stability, při které byla odhalena nevhodnost současného rozsahu nebo četnosti zkoušek provozní stálosti, předá osobě řídící hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření podklady pro vypracování návrhu jeho změny nebo nového návrhu,
d)
v případě výskytu, nebo podezření na výskyt běžných méně závažných závad u zdroje ionizujícího záření používaného v radiodiagnostice, v intervenční radiologii nebo pro nelékařské ozáření je zařazuje do kategorie, určuje lhůty k jejich odstranění, případně stanovuje provozní omezení vyplývající z méně závažné závady; v ostatních případech si vyžádá vedení osobou řídící hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření,
e)
v případě atypického zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství anebo atypických zjištění během zkoušky si vyžádá metodické vedení osobou řídící hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření na místě měření.
Zkouška provozní stálosti
§ 31
(1)
Registrant musí provádět zkoušky provozní stálosti v rozsahu a četnosti, které stanoví příloha č. 13 k této vyhlášce.
(2)
Rozsah a četnost zkoušek provozní stálosti musí stanovit držitel povolení tak, aby zahrnovaly
a)
vizuální kontrolu celistvosti a neporušenosti zdroje ionizujícího záření ,
b)
ověření charakteristických provozních parametrů a vlastností zdroje ionizujícího záření a jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu , a to
1.
pravidelně s četností odpovídající vlivu ověřované skutečnosti na běžný provoz,
2.
při každém důvodném podezření na nesprávnou funkci zdroje ionizujícího záření nebo jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu , zejména po změně zobrazení při běžném snímkování, po změně dávkových indikací nebo při podezření na změnu geometrie nebo kolimace svazku záření,
3.
po údržbě, opravě nebo jiném servisním zásahu, který je důležitý z hlediska radiační ochrany a mohl by významně ovlivnit vlastnost ověřovanou při zkoušce provozní stálosti, zejména po opravě nebo kalibraci diagnostického monitoru, po zásahu do softwaru digitalizace obrazu nebo po přeprogramování expozičních předvoleb, a
4.
po výměně příslušenství zdroje ionizujícího záření, které má vliv na radiační ochranu,
c)
v případě uzavřeného radionuklidového zdroje nebo zařízení s ním zkoušku těsnosti uzavřeného radionuklidového zdroje , a to
1.
pravidelně nejméně jednou za 12 měsíců,
2.
při používání v chemicky agresivním prostředí nebo tam, kde je zvýšené riziko mechanického poškození, nejméně jednou za 3 měsíce,
3.
po každém čištění a
4.
při podezření na netěsnost uzavřeného radionuklidového zdroje a
d)
v případě zdroje ionizujícího záření používaného ve skiagrafii nebo mamografii analýzu opakovaných snímků jednou za 12 měsíců.
(3)
Rozsah a způsob provedení zkoušky těsnosti uzavřeného radionuklidového zdroje stanoví příloha č. 10 k této vyhlášce.
(4)
Při stanovování rozsahu a četnosti zkoušek provozní stálosti musí držitel povolení zohlednit
a)
stav zdroje ionizujícího záření a jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu ,
b)
běžné způsoby použití a provozu zdroje ionizujícího záření a jeho příslušenství, které má vliv na radiační ochranu ,
c)
rozsah a četnost těchto zkoušek, které jsou uvedené v
1.
instrukcích od výrobce zdroje ionizujícího záření ,
2.
rozhodnutí o schválení typu zdroje ionizujícího záření , nebo
3.
protokolu o přejímací zkoušce nebo o zkoušce dlouhodobé stability, a
d)
pravidla správné praxe zajišťující radiační ochranu při používání zdroje ionizujícího záření .
§ 32
(1)
Zkoušky provozní stálosti zdroje ionizujícího záření používaného při lékařském ozáření musí provádět
a)
u zkoušky, pro kterou je stanovena četnost vyšší než měsíční,
1.
lékař, který běžně v klinické praxi popisuje na monitoru rentgenové snímky, pokud se jedná o zkoušku provozní stálosti spočívající v kontrole příslušného diagnostického monitoru v radiodiagnostice, nebo
2.
zdravotnický pracovník, který v klinické praxi zdroj ionizujícího záření používá, nebo pokud to provozní podmínky vyžadují, radiologický fyzik nebo radiologický technik, pokud se jedná o zkoušku provozní stálosti výpočetního tomografu, včetně výpočetního tomografu používaného v nukleární medicíně a radioterapii,
b)
u zkoušky, pro kterou je stanovena četnost měsíční nebo vyšší,
1.
zdravotnický pracovník, který v klinické praxi zdroj ionizujícího záření používá, pokud se jedná o zkoušku provozní stálosti zdroje ionizujícího záření používaného v intervenční radiologii , zubní radiodiagnostice, skiaskopii nebo kostní denzitometrii, nebo
2.
radiologický asistent, který v klinické praxi zdroj ionizujícího záření používá, pokud se jedná o zkoušku provozní stálosti zdroje ionizujícího záření používaného v mamografii nebo skiagrafii, která nespočívá v kontrole diagnostického monitoru v radiodiagnostice, a
c)
radiologický asistent, který v klinické praxi zdroj ionizujícího záření používá, radiologický technik nebo radiologický fyzik, pokud se jedná o zkoušku provozní stálosti zdroje ionizujícího záření používaného v radioterapii.
(2)
Osobou řídící zkoušky provozní stálosti je
a)
klinický radiologický fyzik, pokud je vyžadována jeho dostupnost podle jiného právního předpisu, nebo
b)
není-li podle jiného právního předpisu vyžadována dostupnost klinického radiologického fyzika,
1.
dohlížející osoba, nakládá-li se zdrojem ionizujícího záření držitel povolení, nebo
2.
osoba zajišťující radiační ochranu registranta, nakládá-li se zdrojem ionizujícího záření registrant.
(3)
Osoba řídící zkoušky provozní stálosti
a)
odpovídá za fungování systému zkoušek provozní stálosti, školení pracovníků, kteří zkoušky provozní stálosti provádí, a identifikaci pomůcek potřebných k jejich provádění,
b)
odpovídá za systém předávání informací o výsledcích a nápravných opatřeních podle odstavců 4 a 5,
c)
volí vhodný způsob jejich provádění a zaznamenávání a
d)
stanovuje rozsah a četnost zkoušek provozní stálosti u držitele povolení.
(4)
Hodnocení výsledků zkoušky provozní stálosti musí být
a)
provedeno neprodleně po jejím provedení,
b)
písemně zaznamenáno,
c)
být k dispozici osobě řídící zkoušky provozní stálosti a
d)
v případě nevyhovujících výsledků neprodleně předáno osobě řídící zkoušky provozní stálosti.
(5)
Jsou-li na základě výsledků zkoušky provozní stálosti provedena nápravná opatření, musí být o těchto nápravných opatřeních neprodleně informováni všichni pracovníci používající v běžném provozu zdroj ionizujícího záření.
Díl 6
Evidence
§ 33
Uchovávání osobních dávek držitelem povolení
(1)
Držitel povolení musí uchovávat v evidenci osobních dávek radiačních pracovníků kategorie A následující údaje:
a)
příjmení,
b)
jméno, popřípadě jména,
c)
rodné číslo, bylo-li přiděleno, nebo datum narození,
d)
velikost osobních dávek a další údaje vztahující se k osobní dávce, které byly obdrženy od držitele povolení k provádění osobní dozimetrie , a
e)
údaje sloužící k charakterizaci ozáření stanovené v programu monitorování.
(2)
Údaje podle odstavce 1 musí být uchovávány po celou dobu trvání činnosti zahrnující ozáření ionizujícím zářením a dále do doby, kdy radiační pracovník dosáhne nebo by dosáhl 75 let věku, nejméně však po dobu 30 let po ukončení činnosti, během které byl radiační pracovník vystaven ionizujícímu záření .
(3)
Provozovatel kontrolovaného pásma musí zaznamenávat vstup fyzických osob, které nejsou radiačními pracovníky kategorie A, do kontrolovaného pásma, s výjimkou fyzických osob, které podstupují v kontrolovaném pásmu lékařské nebo nelékařské ozáření. V evidenci vstupu do kontrolovaného pásma musí být o vstupující fyzické osobě vedeny následující údaje:
a)
příjmení,
b)
jméno, popřípadě jména,
c)
datum narození, nebo jiný jednoznačný identifikátor,
d)
doba pobytu,
e)
výsledky osobního monitorování, jsou-li k dispozici, a
f)
konzervativní odhad efektivní dávky , nejsou-li k dispozici údaje podle písmene e).
(4)
Údaje podle odstavce 3 musí provozovatel kontrolovaného pásma uchovávat po dobu 10 let.
(5)
Údaje o osobních dávkách z výjimečného ozáření a z havarijního ozáření musí být zaznamenávány odděleně.
(6)
Držitel povolení musí oznamovat Úřadu následující údaje o ozáření radiačních pracovníků :
a)
b)
údaje o osobních dávkách radiačních pracovníků kategorie A do 2 měsíců po ukončení monitorovacího období a
c)
roční přehled osobních dávek všech radiačních pracovníků kategorie A do 31. března za rok předcházející.
(7)
Údaje podle odstavce 6 musí být oznámeny Úřadu elektronicky ve strojově čitelném formátu podle jeho požadavku, který umožňuje databázové zpracování, prostřednictvím držitele povolení k provádění osobní dozimetrie.
(8)
Držitel povolení musí oznamovat Úřadu neprodleně
a)
b)
c)
(9)
Oznámení podle odstavce 8 písm. a) nebo b) musí být provedeno též v případě, že dozimetr, na kterém bylo zjištěno překročení stanovených hodnot efektivní dávky , byl umístěn na ochranné zástěře. Zeslabení způsobené zástěrou musí být zohledněno v rámci vyhodnocení příčin této situace.
§ 34
Uchovávání osobních dávek držitelem povolení k provádění osobní dozimetrie
(1)
Držitel povolení k provádění osobní dozimetrie musí uchovávat údaje o osobních dávkách radiačních pracovníků kategorie A nejméně po celý kalendářní rok následující po roce, v němž údaj vznikl.
(2)
Držitel povolení k provádění osobní dozimetrie musí předávat výsledky hodnocení ozáření radiačních pracovníků kategorie A držiteli povolení, pro kterého osobní dozimetrii prováděl, a Úřadu neprodleně po
a)
vyhodnocení dozimetru z důvodu neplánovaného jednorázového ozáření ,
b)
zjištění
1.
2.
3.
(3)
Držitel povolení k provádění osobní dozimetrie musí oznamovat Úřadu do 1 měsíce nabytí nebo skončení účinnosti smlouvy o provádění osobní dozimetrie uzavřené s držitelem povolení k nakládání se zdrojem ionizujícího záření .
(4)
Držitel povolení k provádění osobní dozimetrie musí oznamovat Úřadu do 1 měsíce od skončení monitorovacího období jméno, popřípadě jména, a příjmení radiačního pracovníka kategorie A, u něhož nebyla vyhodnocena osobní dávka z přiděleného osobního dozimetru, a identifikační údaje držitele povolení, který tohoto radiačního pracovníka tímto dozimetrem vybavil.
Osobní radiační průkaz
§ 35
(1)
Osoba povinná zajistit radiační ochranu externího pracovníka musí požádat Úřad o vydání osobního radiačního průkazu před zahájením provádění radiační činnosti tímto pracovníkem. K žádosti o vydání osobního radiačního průkazu musí žadatel připojit fotografii o velikosti 3,5 × 4,5 cm.
(2)
Osobní radiační průkaz se skládá z
a)
části A sloužící k průběžné evidenci dávek a platné do zaplnění údaji, nejdéle však 10 let od vydání osobního radiačního průkazu, a
b)
části B sloužící k evidenci dávek v kalendářním roce a platné po tento kalendářní rok.
(3)
Platnost osobního radiačního průkazu končí
a)
smrtí externího pracovníka , nebo
b)
zánikem povolení, je-li externí pracovník současně držitelem povolení.
(4)
Obsahové náležitosti osobního radiačního průkazu stanoví příloha č. 15 k této vyhlášce.
§ 36
(1)
Osoba povinná zajistit radiační ochranu externího pracovníka musí
a)
požádat Úřad o novou část B osobního radiačního průkazu nejpozději do 30. listopadu předcházejícího kalendářního roku,
b)
zaslat Úřadu nejpozději do 28. února následujícího kalendářního roku část B osobního radiačního průkazu, ve které jsou zaznamenány všechny dávky externího pracovníka z předcházejícího kalendářního roku a celková roční osobní dávka vyhodnocená a potvrzená držitelem povolení, který o vydání radiačního průkazu požádal,
c)
neprodleně oznámit Úřadu ztrátu osobního radiačního průkazu,
d)
neprodleně požádat Úřad o vystavení nového osobního radiačního průkazu v případě pozbytí osobního radiačního průkazu a doplnit do něj všechny údaje z pozbytého osobního radiačního průkazu,
e)
zaslat část A osobního radiačního průkazu Úřadu po jejím zaplnění,
f)
požádat Úřad o vydání nového osobního radiačního průkazu nejpozději 30 dnů před předpokládaným uplynutím termínu platnosti osobního radiačního průkazu,
g)
zaslat Úřadu osobní radiační průkaz nejpozději 30 dnů po ukončení pracovního poměru externího pracovníka nebo ukončení své činnosti, pokud je sám tímto externím pracovníkem ,
h)
oznámit Úřadu změny v údajích uvedených v bodu 1, 7 nebo 8 části A osobního radiačního průkazu a předkládat osobní radiační průkaz Úřadu k zaznamenání těchto změn,
i)
zaznamenávat v části A osobního radiačního průkazu dávky obdržené za předchozí čtyřleté období tak, aby bylo možné vždy sledovat pětiletou celkovou osobní dávku externího pracovníka ,
j)
zaznamenávat v části B osobního radiačního průkazu, který byl vydán v průběhu kalendářního roku, všechny osobní dávky obdržené externím pracovníkem do doby vydání osobního radiačního průkazu tak, aby bylo možno vyhodnotit celkovou roční osobní dávku externího pracovníka ,
k)
zaznamenávat v části B osobního radiačního průkazu měsíční souhrny osobních dávek externího pracovníka zahrnující výsledky monitorování u všech provozovatelů kontrolovaných pásem , u kterých externí pracovník v kalendářním měsíci vykonával činnost,
l)
zaznamenávat v části A osobního radiačního průkazu celkové osobní roční dávky externího pracovníka ,
m)
zaznamenávat v osobním radiačním průkazu výsledky lékařské prohlídky externího pracovníka provedené podle § 80 odst. 4 atomového zákona a
n)
zaznamenávat informování a přípravu externího pracovníka podle § 50.
(2)
Provozovatel kontrolovaného pásma , ve kterém externí pracovník vykonává činnost, musí zajistit v souladu s programem monitorování pro jeho kontrolované pásmo vyhodnocení osobní dávky obdržené externím pracovníkem při vykonávání činnosti v jeho kontrolovaném pásmu . Vyhodnocenou dávku musí zaznamenávat průběžně, nejdéle však v jednoměsíčních intervalech, do části B osobního radiačního průkazu externího pracovníka .
(3)
Pokud provozovatel kontrolovaného pásma podle odstavce 2 nemá všechny výsledky měření před ukončením činnosti externího pracovníka v jeho kontrolovaném pásmu , musí písemně zaslat tyto výsledky neprodleně po vyhodnocení dávky osobě povinné zajistit radiační ochranu externího pracovníka .
§ 37
Evidence jiných veličin a skutečností důležitých z hlediska radiační ochrany
(1)
Držitel povolení k nakládání se zdrojem ionizujícího záření podle § 9 odst. 2 písm. f) bodu 8 atomového zákona a k provádění služeb významných z hlediska radiační ochrany podle § 9 odst. 2 písm. h) bodů 2 a 5 atomového zákona musí předávat Úřadu do 1 měsíce od provedení měření, hodnocení nebo stanovení protokol s výsledky
a)
měření a hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření ,
b)
měření za účelem stanovení osobních dávek pracovníka, nebo
c)
měření a hodnocení ozáření z přírodního zdroje záření.
(2)
Doklady o závěrech preventivních lékařských prohlídek k ověření zdravotní způsobilosti radiačního pracovníka kategorie A musí být uchovávány do doby, kdy radiační pracovník dosáhne nebo by dosáhl 75 let věku, nejméně však po dobu 30 let po ukončení činnosti, během které byl radiační pracovník vystaven ionizujícímu záření .
(3)
Výsledky monitorování pracoviště IV. kategorie, které je pracovištěm s jaderným zařízením , musí být uchovávány po dobu
a)
provozu tohoto pracoviště,
b)
c)
10 let po vyřazení z provozu tohoto pracoviště.
(4)
Nestanoví-li tato vyhláška nebo vyhláška o monitorování radiační situace jinak, veličiny a skutečnosti důležité z hlediska radiační ochrany musí být uchovávány po dobu 10 let.
Evidence zdrojů ionizujícího záření držitelem povolení a registrantem
§ 38
(1)
Držitel povolení nebo registrant musí vést o každém zdroji ionizujícího záření , se kterým nakládá, následující doklady a údaje:
a)
popis zdroje ionizujícího záření umožňující jeho jednoznačnou identifikaci, zahrnující zejména název, označení typu, jméno výrobce a výrobní nebo identifikační číslo,
b)
účel nakládání se zdrojem ionizujícího záření ,
c)
povolení a jiná rozhodnutí týkající se nakládání se zdrojem ionizujícího záření ,
d)
provozní záznamy charakterizující způsob a rozsah nakládání se zdrojem ionizujícího záření , v případě otevřeného radionuklidového zdroje také účel a bilanci jeho spotřeby, a
e)
záznamy týkající se nakládání se zdrojem ionizujícího záření pořízené v rámci soustavného dohledu nad radiační ochranou a záznamy z kontrolní činnosti.
(2)
Držitel povolení nebo registrant musí vést o každém zdroji ionizujícího záření , který má ve své držbě, dále následující doklady a údaje:
a)
datum fyzického převzetí zdroje ionizujícího záření ,
b)
doklad nabytí držby zdroje ionizujícího záření ,
c)
v případě zdroje ionizujícího záření podléhajícího schválení typu, s výjimkou radionuklidového zdroje , prohlášení o shodě vystavené výrobcem, dovozcem nebo distributorem,
d)
v případě uzavřeného radionuklidového zdroje osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje ,
e)
v případě otevřeného radionuklidového zdroje průvodní list vystavený při předání tohoto zdroje předchozím držitelem,
f)
protokol o přejímací zkoušce a protokoly o zkouškách dlouhodobé stability, jsou-li tyto zkoušky pro zdroj ionizujícího záření vyžadovány,
g)
záznamy s výsledky měření prováděných v rámci zkoušek provozní stálosti a snímky vzniklé při jejich provádění,
h)
je-li zdroj ionizujícího záření předáván do držby jiné osobě, údaj o tom, komu a kdy byl předán, a v případě otevřeného radionuklidového zdroje také průvodní list vystavený při tomto předání,
i)
je-li radionuklidový zdroj uvolňován z pracoviště, záznamy o jeho uvolnění z pracoviště,
j)
je-li radionuklidový zdroj odstraňován jako radioaktivní odpad , údaj o tom, komu a kdy byl předán, a průvodní list radioaktivního odpadu vystavený při tomto předání a
k)
v případě vysokoaktivního zdroje fotografii nebo jiné obdobné vyobrazení, stanoví-li tak tato vyhláška.
(3)
Protokol o přejímací zkoušce a záznam o omezení provozu podle § 26 odst. 4 musí držitel povolení nebo registrant, který zdroj ionizujícího záření používá, uchovávat po dobu používání zdroje ionizujícího záření.
(4)
Protokol o zkoušce dlouhodobé stability musí držitel povolení nebo registrant, který zdroj ionizujícího záření používá, uchovávat do provedení následující zkoušky dlouhodobé stability, nejméně však po dobu 3 let od provedení zkoušky dlouhodobé stability. V případě, že součástí zkoušky dlouhodobé stability bylo měření nebo odhad neužitečného záření v okolí zdroje ionizujícího záření, musí být protokol o této zkoušce dlouhodobé stability držitelem povolení nebo registrantem, který zdroj ionizujícího záření používá, uchováván po celou dobu provozu zdroje ionizujícího záření. Záznam o omezení provozu podle § 30 odst. 3 musí držitel povolení nebo registrant, který zdroj ionizujícího záření používá, uchovávat po celou dobu platnosti tohoto omezení.
(5)
Záznamy s výsledky měření prováděných v rámci zkoušky provozní stálosti a snímky vzniklé při jejich provádění musí být uchovávány do následující zkoušky dlouhodobé stability, nejméně však po dobu 1 roku od jejich pořízení.
(6)
Nestanoví-li tato vyhláška jinak, údaje podle odstavců 1 a 2 se uchovávají nejméně po dobu 2 let od ukončení nakládání se zdrojem ionizujícího záření .
§ 39
(1)
Držitel povolení k nakládání se zdrojem ionizujícího záření a registrant musí zasílat písemně Úřadu údaje o zdroji ionizujícího záření , který mají ve své držbě, kromě nevýznamného zdroje ionizujícího záření a drobného zdroje ionizujícího záření, jehož typ byl schválen Úřadem, a to o
a)
generátoru záření nejpozději do 1 měsíce po
1.
úspěšném provedení přejímací zkoušky,
2.
změně údajů,
3.
předání do držby jiné osobě a
4.
vyřazení z provozu,
b)
1.
fyzickém převzetí uzavřeného radionuklidového zdroje ,
2.
změně údajů,
3.
předání do držby jiné osobě a
4.
odstranění jako radioaktivního odpadu nebo jiném zneškodnění,
c)
zařízení s uzavřeným radionuklidovým zdrojem nejpozději do 1 měsíce po
1.
úspěšném provedení přejímací zkoušky,
2.
změně údajů,
3.
předání zařízení do držby jiné osobě a
4.
vyřazení zařízení z provozu.
(2)
Rozsah údajů zasílaných Úřadu podle odstavce 1 stanoví příloha č. 16 k této vyhlášce.
(3)
Držitel povolení k výrobě, dovozu, distribuci nebo vývozu zdroje ionizujícího záření, držitel povolení k přidávání radioaktivní látky do spotřebního výrobku při jeho výrobě nebo přípravě nebo k dovozu a vývozu takového spotřebního výrobku a registrant musí zasílat písemně Úřadu přehled vyrobených, dovezených, distribuovaných nebo vyvezených zdrojů ionizujícího záření souhrnně za předchozí kalendářní čtvrtletí nejpozději do 1 měsíce po jeho uplynutí. Rozsah zasílaných údajů stanoví příloha č. 17 k této vyhlášce.
§ 40
Evidence zdrojů ionizujícího záření ohlašovatelem
(1)
Ohlašovatel musí vést a uchovávat o zdroji ionizujícího záření následující údaje:
a)
popis zdroje ionizujícího záření umožňující jeho jednoznačnou identifikaci, zejména název, typové označení, jméno výrobce a výrobní nebo identifikační číslo,
b)
účel použití zdroje ionizujícího záření a
c)
údaje obsažené v návodu k použití zdroje ionizujícího záření .
(2)
Ohlašovatel musí uchovávat o zdroji ionizujícího záření dále následující údaje:
a)
datum fyzického převzetí zdroje ionizujícího záření ,
b)
údaje o způsobu nabytí zdroje ionizujícího záření ,
c)
údaje obsažené v prohlášení o shodě vystaveném výrobcem, dovozcem nebo distributorem zdroje ionizujícího záření,
d)
v případě uzavřeného radionuklidového zdroje údaje uvedené v osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje ,
e)
v případě otevřeného radionuklidového zdroje údaje uvedené v průvodním listu otevřeného radionuklidového zdroje a
f)
údaje o umístění zdroje ionizujícího záření .
(3)
Ohlašovatel musí uchovávat údaje podle odstavců 1 a 2 nejméně po dobu 2 let od předání zdroje ionizujícího záření jiné osobě nebo jeho zneškodnění.
§ 41
Inventarizace zdrojů ionizujícího záření
(1)
Inventurní kontrola musí být prováděna u uzavřených radionuklidových zdrojů , které jsou jednoduchým zdrojem ionizujícího záření nebo významným zdrojem ionizujícího záření .
(2)
Inventurní kontrola musí být prováděna
a)
každoročně k 31. březnu,
b)
bez prodlení po rozhodnutí o úpadku držitele povolení a
c)
nejméně jednou měsíčně v případě, že vysokoaktivní zdroj , který je součástí technologického celku, není používán po dobu delší než 30 dnů.
(3)
Inventurní kontrola musí být prováděna v následujícím rozsahu:
a)
v případě podle odstavce 2 písm. a) nebo b)
1.
prověření dokladů vztahujících se k uzavřenému radionuklidovému zdroji a
2.
prověření fyzické přítomnosti uzavřeného radionuklidového zdroje v krytu a
b)
v případě podle odstavce 2 písm. c) prověření fyzické přítomnosti uzavřeného radionuklidového zdroje v krytu.
(4)
Držitel povolení musí zaslat Úřadu do konce následujícího měsíce po provedené inventurní kontrole podle odstavce 2 písm. a) nebo b) hlášení obsahující
a)
výrobní číslo uzavřeného radionuklidového zdroje , číslo osvědčení uzavřeného radionuklidového zdroje a údaj o druhu radionuklidu,
b)
údaj o typu krytu, v němž je radionuklidový zdroj umístěn, a jeho výrobní číslo,
c)
označení prostor nebo části technologie, v nichž se radionuklidový zdroj nachází, a
d)
datum provedení inventurní kontroly.
(5)
Výsledek prověření fyzické přítomnosti uzavřeného radionuklidového zdroje podle odstavce 2 písm. c) musí držitel povolení zaznamenat.
§ 42
Identifikace a označování vysokoaktivního zdroje
(1)
Držitel povolení k výrobě nebo dovozu vysokoaktivního zdroje musí
a)
opatřit vysokoaktivní zdroj nezaměnitelným identifikátorem,
b)
vyrýt, natisknout nebo jinak trvale vyznačit identifikátor na vysokoaktivní zdroj , je-li to proveditelné,
c)
vyrýt, natisknout nebo jinak trvale vyznačit identifikátor na obal vysokoaktivního zdroje ; není-li to proveditelné nebo v případě přepravních obalů pro vícenásobné použití, musí držitel povolení uvést na obal údaje o charakteru vysokoaktivního zdroje ,
d)
opatřit obal vysokoaktivního zdroje a, je-li to proveditelné, též vysokoaktivní zdroj znakem radiačního nebezpečí a
e)
zajistit, aby součástí dokumentace každého vyráběného nebo dováženého typu vysokoaktivního zdroje byla fotografie nebo jiné obdobné vyobrazení vysokoaktivního zdroje a pro něj obvykle používaného obalu.
(2)
Osoba, která má v držbě vysokoaktivní zdroj , musí zajistit, aby
a)
b)
c)
dokumentace vysokoaktivního zdroje obsahovala fotografie, technické výkresy nebo jiná obdobná vyobrazení vysokoaktivního zdroje , obalu zdroje, přepravního obalu, zařízení, jehož je vysokoaktivní zdroj součástí, a jeho vybavení; fotografie nebo jiné obdobné vyobrazení vysokoaktivního zdroje nemusí být zajištěno, nelze-li jej opatřit bez demontáže zařízení.
HLAVA II
PLÁNOVANÉ EXPOZIČNÍ SITUACE
Díl 1
Soustavný dohled nad radiační ochranou
§ 43
Dohlížející osoba
(1)
Dohlížející osoba na pracovišti, kde je vymezeno kontrolované pásmo , musí být radiačním pracovníkem kategorie A. V jiných případech je dohlížející osoba radiačním pracovníkem kategorie A nebo B.
(2)
Dohlížející osoba musí vykonávat dohled nad radiační ochranou
a)
sledováním a hodnocením plnění povinností držitele povolení při zajištění všech opatření pro
1.
bezpečné nakládání se zdrojem ionizujícího záření ,
2.
provádění radiačních činností ,
3.
bezpečný provoz pracoviště, kde se vykonává radiační činnost , a
4.
b)
zajištěním spolupráce s držitelem povolení při
1.
přípravě a zavádění nových činností, které souvisí se zajištěním radiační ochrany , a
2.
nákupu zdroje ionizujícího záření , ochranných pomůcek a prostředků nebo měřicích přístrojů.
(3)
Dohlížející osoba musí zajišťovat pro držitele povolení zejména
a)
informování radiačního pracovníka a osoby připravující se v kontrolovaném nebo sledovaném pásmu na výkon povolání o skutečnostech důležitých z hlediska radiační ochrany ,
b)
vzdělávání radiačního pracovníka ,
c)
přípravu programu monitorování, provádění monitorování a hodnocení výsledků monitorování podle programu monitorování,
d)
evidenci osobních dávek, včetně součtu osobních dávek ze všech pracovních činností, radiačního pracovníka ,
e)
stanovení efektivní dávky osoby, která vstoupila do kontrolovaného pásma ,
f)
provádění optimalizace radiační ochrany a stanovení dávkových optimalizačních mezí ,
g)
vedení dokumentace pro povolovanou činnost, včetně programu systému řízení nebo programu zajištění radiační ochrany ,
h)
provádění hodnocení způsobu zajištění radiační ochrany ,
i)
evidenci zdrojů ionizujícího záření , zařízení a přístrojů majících vliv na radiační ochranu a vedení informací o jejich pohybu a stavu,
j)
provádění ročních inventurních kontrol zdrojů ionizujícího záření ,
k)
organizování přejímacích zkoušek a zkoušek dlouhodobé stability a spolupráci s osobou, která je provádí,
l)
řízení zkoušky provozní stálosti, nestanoví-li tato vyhláška jinak,
m)
šetření radiační mimořádné události , ztráty, odcizení nebo poškození zdroje ionizujícího záření a vypracování návrhů na přijetí nápravných opatření a kontrolu provádění nápravných opatření,
n)
řešení radiologické události ,
o)
sledování a řešení neshody, která není radiační mimořádnou událostí , v oblasti radiační ochrany ,
p)
dohled nad zajištěním poskytování pracovnělékařských služeb radiačnímu pracovníkovi ,
q)
operativní komunikaci s radiačním pracovníkem a jinou osobou, je-li potřebná konzultace s nimi s ohledem na aktuální radiační situaci, a to tak, aby byly informace sdělovány jednoznačně, srozumitelně a bez zbytečného odkladu, a
r)
metodické vedení osob s přímým dohledem nad radiační ochranou a koordinaci jejich činností.
(4)
Počet pracovišť, na nichž dohlížející osoba vykonává soustavný dohled, se považuje pro účely účinného zajištění radiační ochrany za nadměrný, pokud je na uvedených pracovištích dohromady více než 75 generátorů a zařízení s uzavřenými radionuklidovými zdroji nebo se jedná o pracoviště u více než 25 držitelů povolení. Toto omezení se nepoužije pro zajišťování soustavného dohledu dohlížející osobou u držitelů povolení podle § 9 odst. 2 písm. f) bodu 6 a písm. i) atomového zákona.
(5)
Dohlížející osoba spolupracuje s klinickým radiologickým fyzikem, pokud jiný právní předpis vyžaduje jeho dostupnost.
§ 44
Osoba s přímým dohledem nad radiační ochranou
(1)
Osoba s přímým dohledem nad radiační ochranou na pracovišti, kde je vymezeno kontrolované pásmo , musí být radiačním pracovníkem kategorie A. V jiných případech je osoba s přímým dohledem nad radiační ochranou radiačním pracovníkem kategorie A nebo B.
(2)
Osoba s přímým dohledem nad radiační ochranou musí trvale dohlížet na provádění radiační činnosti na pracovišti držitele povolení a zejména
a)
spolupracovat s dohlížející osobou,
b)
plánovat a připravovat pracovní postupy a zpracovávat dokumenty pro prováděnou činnost,
c)
informovat radiačního pracovníka a jinou fyzickou osobu o aktuální radiační situaci a opatřeních reagujících na vzniklou situaci,
d)
prověřovat, zda radiační pracovník a jiná fyzická osoba vstupující do kontrolovaného pásma při vykonávání radiační činnosti plní požadavky ochrany zdraví a technické a administrativní požadavky k zajištění radiační ochrany ,
e)
podílet se na šetření radiační mimořádné události ,
f)
podílet se na řešení neshody v oblasti radiační ochrany , která není radiační mimořádnou událostí , a
g)
komunikovat s radiačním pracovníkem a jinou osobou, je-li potřebná konzultace s nimi s ohledem na aktuální radiační situaci nebo usměrnění jejich činnosti, a to tak, aby byly informace sdělovány jednoznačně, srozumitelně a bez zbytečného odkladu.
§ 45
Specializovaný útvar radiační ochrany zajišťující soustavný dohled nad radiační ochranou na energetickém jaderném zařízení
(1)
Specializovaný útvar radiační ochrany zajišťující soustavný dohled nad radiační ochranou na energetickém jaderném zařízení musí zajišťovat na tomto zařízení činnosti podle § 43 odst. 2 a 3, kontrolovat plnění požadavků na zajištění radiační ochrany a dále zejména zajišťovat
a)
přímý dohled nad radiační ochranou pro všechny fyzické osoby vstupující do kontrolovaného pásma ,
b)
posuzování a provádění opatření za účelem zajištění radiační ochrany všech fyzických osob vstupujících do kontrolovaného pásma ,
c)
přípravu
1.
návrhů změn dokumentace pro povolovanou činnost vztahující se k radiační ochraně a
2.
vnitřních předpisů držitele povolení vztahujících se k radiační ochraně ,
d)
hodnocení vlivu výpustí na reprezentativní osobu a kontrolu plnění autorizovaných limitů,
e)
šetření událostí vztahujících se k radiační ochraně , včetně vypracování návrhů na přijetí nápravných opatření a součinnost s jinými útvary držitele povolení při jejich provádění a
f)
součinnost s jinými útvary držitele povolení při zvládání radiační mimořádné události .
(2)
Specializovaný útvar radiační ochrany zajišťující soustavný dohled nad radiační ochranou na energetickém jaderném zařízení při zajišťování soustavného dohledu nad radiační ochranou fyzických osob provádějících poskytování služeb v kontrolovaném pásmu provozovateli pracoviště IV. kategorie musí
a)
spolupracovat s dohlížející osobou držitele povolení k poskytování služeb v kontrolovaném pásmu provozovateli pracoviště IV. kategorie,
b)
informovat radiačního pracovníka a jinou fyzickou osobu o aktuální radiační situaci a opatřeních reagujících na vzniklou situaci,
c)
prověřovat, zda radiační pracovník a jiná fyzická osoba vstupující do kontrolovaného pásma při vykonávání radiační činnosti plní požadavky ochrany zdraví a technické a administrativní požadavky k zajištění radiační ochrany a
d)
komunikovat s radiačním pracovníkem a jinou osobou, je-li potřebná konzultace s nimi s ohledem na aktuální radiační situaci nebo usměrnění jejich činnosti, a to tak, aby byly informace sdělovány jednoznačně, srozumitelně a bez zbytečného odkladu.
Díl 2
Kontrolované a sledované pásmo
Kontrolované pásmo
§ 46
(1)
a)
ucelená a jednoznačně určená,
b)
stavebně oddělená, je-li to prakticky proveditelné, a
c)
se zajištěním proti vstupu nepovolané fyzické osoby.
(2)
a)
znakem radiačního nebezpečí,
b)
upozorněním „Kontrolované pásmo se zdroji ionizujícího záření , nepovolaným vstup zakázán“ a
c)
údaji o charakteru zdroje ionizujícího záření a rizika s ním spojeného.
(3)
a)
průměrný příkon prostorového dávkového ekvivalentu na pracovním místě může být za kalendářní rok vyšší než 2,5 µSv/h,
b)
součet součinů objemových aktivit jednotlivých radionuklidů v ovzduší na pracovišti a konverzních faktorů hinh pro příjem vdechnutím radiačním pracovníkem může být v průměru za rok větší než 2,5 µSv/m3, nebo
c)
(4)
Do kontrolovaného pásma může vstupovat jen fyzická osoba poučená o způsobu chování, kterým neohrožuje zdraví své a zdraví jiných fyzických osob. V případě fyzické osoby, která se má v kontrolovaném pásmu podrobit lékařskému ozáření nebo nelékařskému ozáření , se poučení podle věty prvé nepožaduje.
(5)
Osoba mladší 18 let může do kontrolovaného pásma vstupovat, pokud se v kontrolovaném pásmu připravuje na výkon povolání nebo se v něm má podrobit lékařskému ozáření nebo nelékařskému ozáření .
(6)
Těhotná žena může do kontrolovaného pásma vstupovat, pokud se v kontrolovaném pásmu má podrobit lékařskému ozáření nebo nelékařskému ozáření nebo v kontrolovaném pásmu pracuje.
(7)
V kontrolovaném pásmu může vykonávat práce, které souvisí s radiační činností, kvůli níž je kontrolované pásmo vymezeno, pouze radiační pracovník kategorie A. Jiná fyzická osoba může do kontrolovaného pásma vstupovat pouze v odůvodněných případech a provádět tam nezbytnou nebo nahodilou činnost po dobu nezbytně nutnou a pod dohledem radiačního pracovníka kategorie A určeného provozovatelem kontrolovaného pásma, nebo jde-li o radiačního pracovníka kategorie B činnost spočívající v poskytování pomoci fyzické osobě podstupující lékařské ozáření.
(8)
Do kontrolovaného pásma může samostatně vstupovat inspektor Úřadu za účelem výkonu správní a kontrolní činnosti.
(9)
Úklid nebo údržbu v kontrolovaném pásmu může samostatně provádět
a)
b)
§ 47
a)
místnosti, prostory a místa v kontrolovaném pásmu pracoviště s jaderným zařízením , kde jsou trvale překročeny hodnoty uvedené v § 46 odst. 3, musí být označeny tabulkou s vyznačením míry rizika ozáření ; pokud jsou tyto hodnoty překročeny dočasně, musí být tyto místnosti, prostory a místa označeny tabulkou s uvedením naměřených hodnot příkonu prostorového dávkového ekvivalentu a objemové a plošné aktivity radionuklidů,
b)
c)
provozovatel kontrolovaného pásma musí vybavit fyzickou osobu vstupující do kontrolovaného pásma osobními ochrannými prostředky a pomůckami přiměřenými radiační situaci v kontrolovaném pásmu a způsobu vykonávané práce a důvodům vstupu do kontrolovaného pásma ,
d)
v případě, že za běžného provozu nebo předvídatelných odchylek od běžného provozu může příkon prostorového dávkového ekvivalentu v kontrolovaném pásmu překročit 1 mSv/h, musí provozovatel kontrolovaného pásma vybavit každou fyzickou osobu vstupující do kontrolovaného pásma , s výjimkou fyzické osoby, která se má v kontrolovaném pásmu podrobit lékařskému ozáření nebo nelékařskému ozáření , operativním osobním dozimetrem s funkcí zřetelné signalizace překročení nastavené úrovně,
e)
pokud v kontrolovaném pásmu nelze vyloučit povrchovou kontaminaci vstupující fyzické osoby, lze do něj, kromě osob podstupujících lékařské ozáření nebo nelékařské ozáření, vstoupit po převléknutí do oděvu určeného vnitřním předpisem provozovatele kontrolovaného pásma; při opuštění kontrolovaného pásma musí být provedena kontrola povrchové kontaminace fyzické osoby a v případě zjištění povrchové kontaminace osobní očista a dekontaminace; nelze-li povrchovou kontaminaci odstranit, může fyzická osoba opustit kontrolované pásmo za podmínek uvedených ve vnitřním předpisu provozovatele kontrolovaného pásma,
f)
pokud nelze vyloučit povrchovou kontaminaci předmětů vynášených z kontrolovaného pásma , musí být provedena kontrola jejich povrchové kontaminace a v případě zjištění povrchové kontaminace jejich dekontaminace,
g)
v kontrolovaném pásmu pracoviště s otevřeným radionuklidovým zdrojem je zakázáno kouřit; jíst a pít lze v případě, že vzhledem k rozsahu kontrolovaného pásma a druhu vykonávané činnosti jej nelze krátkodobě opustit; v takovém případě musí provozovatel kontrolovaného pásma vymezit pro konzumaci zvláštní prostor s možností kontroly povrchové kontaminace fyzických osob a stanovit opatření vylučující kontaminaci potravin, a
h)
pro fyzickou osobu, která není radiačním pracovníkem a vstupuje do kontrolovaného pásma, kromě osob podstupujících lékařské ozáření nebo nelékařské ozáření, musí provozovatel kontrolovaného pásma stanovit v programu monitorování operativní hodnoty pro zajištění nepřekročení dávkových optimalizačních mezí pro obyvatele.
§ 48
(1)
Dokumentace pro vymezení kontrolovaného pásma při provádění povolované činnosti musí obsahovat
a)
rozsah kontrolovaného pásma výčtem místností a schematickým plánem,
b)
zdůvodnění navrhovaného rozsahu kontrolovaného pásma , zejména výpočty a jiné údaje dokládající splnění požadavků této vyhlášky a atomového zákona,
c)
popis stavebního a technického zajištění kontrolovaného pásma proti vstupu nepovolané fyzické osoby,
d)
popis způsobu zajištění radiační ochrany v kontrolovaném pásmu a
e)
údaje o předpokládaném počtu fyzických osob pracujících v kontrolovaném pásmu a způsobu jejich poučení o rizicích při práci v kontrolovaném pásmu .
(2)
Dokumentace provozu kontrolovaného pásma musí obsahovat
a)
pokyny a podmínky pro vstup do kontrolovaného pásma pro radiačního pracovníka a jinou fyzickou osobu,
b)
postupy pro jednotlivé činnosti vykonávané v kontrolovaném pásmu ,
c)
postupy hodnocení ozáření jiné fyzické osoby vstupující do kontrolovaného pásma a
d)
podmínky pro opuštění kontrolovaného pásma fyzickou osobou a vynášení předmětů z kontrolovaného pásma , včetně způsobu provádění dekontaminace.
§ 49
Sledované pásmo
(1)
a)
ucelená a jednoznačně určená a
b)
stavebně oddělená, je-li to prakticky proveditelné.
(2)
a)
znakem radiačního nebezpečí,
b)
upozorněním „Sledované pásmo se zdroji ionizujícího záření “ a
c)
údaji o charakteru zdroje ionizujícího záření a rizika s ním spojeného.
(3)
a)
b)
pro fyzickou osobu, která není radiačním pracovníkem, vstupuje do sledovaného pásma, nepodstupuje v něm lékařské nebo nelékařské ozáření a mohlo by u ní pobytem ve sledovaném pásmu dojít k překročení dávkové optimalizační meze pro obyvatele, musí provozovatel sledovaného pásma stanovit v programu monitorování operativní hodnoty pro zajištění jejich nepřekročení,
c)
pracovní místo ve sledovaném pásmu musí být vybaveno ochrannými prostředky a pomůckami a stíněním podle charakteru zdroje ionizujícího záření, s nímž je nakládáno,
d)
povrchová kontaminace pracovních míst, zařízení nebo stavebních částí sledovaného pásma musí být v době, kdy se se zdrojem ionizujícího záření nenakládá, nižší než hodnoty plošné aktivity stanovené přílohou č. 18 k této vyhlášce; překračuje-li povrchová kontaminace tyto hodnoty, musí být provedena účinná dekontaminace, a
e)
režim ve sledovaném pásmu pracoviště s otevřeným radionuklidovým zdrojem musí být upraven tak, aby šíření radioaktivních látek bylo omezeno v souladu s postupy optimalizace podle § 66 atomového zákona.
(4)
Dokumentace provozu sledovaného pásma musí obsahovat postupy pro jednotlivé činnosti vykonávané ve sledovaném pásmu .
Díl 3
Pracovníci, dokumentace a hodnocení radiační ochrany
§ 50
Informování a příprava pracovníků
(1)
a)
charakteru a rozsahu možného ohrožení zdraví, rizicích spojených s prací v prostředí ionizujícího záření a možné zdravotní újmě,
b)
obecných postupech a zásadách radiační ochrany a opatřeních, která musí být k příslušné činnosti přijata,
c)
konkrétních provozních a pracovních podmínkách vztahujících se k pracovišti a činnosti, ke které může být přidělen,
d)
významu požadavku ochrany zdraví a technických a administrativních požadavků k zajištění radiační ochrany ,
e)
významu kultury bezpečnosti pro zajištění radiační ochrany a
f)
významu včasného oznámení těhotenství a kojení z důvodu rizika vyplývajícího z případného ozáření pro nenarozené dítě a kojence, jde-li o ženu.
(2)
Držitel povolení nebo registrant musí o poskytnutí informací podle odstavce 1 provést záznam. Záznam musí radiační pracovník nebo fyzická osoba, která se připravuje v kontrolovaném pásmu nebo sledovaném pásmu na výkon povolání, potvrdit svým podpisem.
(3)
Držitel povolení nebo registrant musí zajišťovat systém průběžného vzdělávání radiačních pracovníků tak, aby pracovníci znali
a)
obecná pravidla a postupy radiační ochrany ,
b)
opatření týkající se radiační ochrany při výkonu radiační činnosti při běžném provozu, za předvídatelných odchylek od tohoto provozu nebo při vzniku radiační mimořádné události a
c)
vnitřní předpisy a dokumentaci pro povolovanou činnost.
(4)
Pro radiačního pracovníka pracujícího v kontrolovaném pásmu pracoviště IV. kategorie musí systém průběžného vzdělávání zahrnovat seznámení s vnitřními předpisy a dokumentací pro toto kontrolované pásmo .
(5)
Držitel povolení musí znalost radiačního pracovníka a jeho způsobilost k bezpečnému výkonu radiační činnosti ověřit před zahájením práce a dále pravidelně, nejméně jednou za kalendářní rok, ověřovat zkouškou, o které musí být proveden záznam. V případě, že radiační pracovník při zkoušce neuspěl, musí držitel povolení stanovit opatření k nápravě tohoto nežádoucího stavu.
(6)
Záznam o zkoušce podle odstavce 5 musí obsahovat
a)
rozsah ověřovaných znalostí,
b)
jmenný seznam všech zkoušených radiačních pracovníků ,
c)
datum zkoušky,
d)
kritéria hodnocení zkoušky,
e)
výsledek zkoušky a
f)
popis opatření k nápravě v případě, že radiační pracovník při zkoušce neuspěl.
(7)
Ověřování podle odstavce 5 se nevyžaduje u radiačního pracovníka, který vykonává funkci dohlížející osoby pro příslušného držitele povolení.
Program zajištění radiační ochrany
§ 51
Program zajištění radiační ochrany musí obsahovat
a)
popis povolované činnosti,
b)
místo výkonu povolované činnosti,
c)
specifikaci druhů zdrojů ionizujícího záření v rámci povolované činnosti,
d)
popis organizační struktury osoby vykonávající povolovanou činnost,
e)
práva, povinnosti a vzájemné vztahy fyzických osob, které řídí, provádějí nebo hodnotí povolovanou činnost,
f)
popis způsobu řízení dokumentace a záznamů v rámci povolované činnosti, včetně seznamu této dokumentace a záznamů,
g)
popis způsobu předávání informací Úřadu,
h)
popis způsobu řešení neshod, včetně uplatnění nápravných opatření a vyhodnocení jejich účinnosti,
i)
popis systému informování a vzdělávání radiačního pracovníka v radiační ochraně a připravenosti k odezvě na radiační mimořádnou událost a ověřování jeho znalostí a
j)
popis rozsahu sledování, měření, hodnocení, ověřování a zaznamenávání veličin a skutečností důležitých z hlediska radiační ochrany .
§ 52
Program zajištění radiační ochrany musí dále obsahovat pro
a)
nakládání se zdroji ionizujícího záření na pracovišti I. nebo II. kategorie
1.
popis způsobu zajištění poskytování pracovnělékařských služeb radiačním pracovníkům ,
2.
popis metrologického zajištění měření a měřidel,
3.
popis způsobu zajištění přejímacích zkoušek a zkoušek dlouhodobé stability,
4.
rozsah a popis způsobu provádění zkoušek provozní stálosti ,
5.
četnost zkoušek provozní stálosti a
6.
popis sledování servisních zásahů na zdroji ionizujícího záření a jeho příslušenství, které mají vliv na radiační ochranu,
b)
nakládání se zdroji ionizujícího záření na pracovišti s otevřenými radionuklidovými zdroji
1.
zásady nakládání s radioaktivním odpadem ,
2.
zásady uvolňování radioaktivní látky z pracoviště a
3.
zásady používání osobních ochranných prostředků a pomůcek, jejich charakteristiky a popis systému jejich přidělování,
c)
nakládání se zdroji ionizujícího záření na pracovišti, kde se provádí lékařské ozáření ,
1.
popis způsobu zaznamenávání radiologické události , provádění jejího prošetření a přijetí opatření k předcházení jejímu vzniku a omezení jejích následků a
2.
zásady používání osobních ochranných prostředků a pomůcek, jejich charakteristiky a popis systému jejich přidělování,
d)
dovoz, vývoz nebo distribuci zdroje ionizujícího záření
1.
specifikaci dokumentace předávané uživatelům dováženého, vyváženého nebo distribuovaného zdroje ionizujícího záření a
2.
popis způsobu zajištění dopravy zdroje ionizujícího záření , s výjimkou generátoru záření,
e)
poskytování služeb v kontrolovaném pásmu provozovateli pracoviště IV. kategorie
1.
výčet kontrolovaných pásem , ve kterých je povolovaná činnost vykonávána,
2.
popis způsobu zajištění poskytování pracovnělékařských služeb radiačním pracovníkům ,
3.
popis systému monitorování a hodnocení osobních dávek radiačních pracovníků ,
4.
popis systému vedení osobních radiačních průkazů,
5.
popis činností zajišťovaných dodavateli a
6.
zásady používání osobních ochranných prostředků a pomůcek, jejich charakteristiky a popis systému jejich přidělování,
f)
hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření podle § 9 odst. 2 písm. f) bodu 8 atomového zákona
1.
popis způsobu zajištění poskytování pracovnělékařských služeb radiačním pracovníkům ,
2.
zásady používání osobních ochranných prostředků a pomůcek, jejich charakteristiky a popis systému jejich přidělování,
3.
popis způsobu zajištění součinnosti s osobou, pro kterou je hodnocení vlastností zdroje ionizujícího záření prováděno,
4.
popis způsobu hodnocení výsledků zkoušky dlouhodobé stability a přejímací zkoušky,
5.
popis určování lhůt k odstranění méně závažných závad,
6.
popis postupu v případě, že je v rámci zkoušky dlouhodobé stability navržena změna rozsahu zkoušek provozní stálosti,
7.
popis způsobu uchovávání materiálů získaných při zkouškách zdroje ionizujícího záření a
8.
popis činností zajišťovaných dodavateli,
g)
nakládání s produkty hornické činnosti vzniklými při činnostech souvisejících se získáváním radioaktivního nerostu a uloženými na odvalech a odkalištích
1.
zásady nakládání s produkty hornické činnosti vzniklými při činnostech souvisejících se získáváním radioaktivního nerostu,
2.
zásady pro uvolňování produktů hornické činnosti vzniklých při činnostech souvisejících se získáváním radioaktivního nerostu do životního prostředí a
3.
zásady používání osobních ochranných prostředků a pomůcek, jejich charakteristiky a popis systému jejich přidělování ,
h)
služby významné z hlediska radiační ochrany podle § 9 odst. 2 písm. h) bodů 2 a 5 až 7 atomového zákona
1.
popis metrologického zajištění měření a měřidel,
2.
popis systému vzdělávání fyzických osob podílejících se na vykonávání této služby a
3.
míru fyzické účasti fyzické osoby řídící vykonávání této služby při měřeních prováděných v rámci vykonávání služby a
i)
instalace, opravy a servis zdroje ionizujícího záření
1.
popis způsobu seznámení se s dokumentací pro povolovanou činnost uživatele zdroje ionizujícího záření,
2.
popis informování držitele povolení nebo registranta, který zdroj ionizujícího záření používá, o prováděných servisních změnách na něm, které mají vliv na radiační ochranu,
3.
popis způsobu provádění školení pracovníků provádějících činnost v servisních postupech od výrobce zdroje ionizujícího záření,
4.
popis posouzení připravenosti zdroje ionizujícího záření a pracoviště s ním pro další provoz po dokončení instalace, opravy nebo servisu zdroje ionizujícího záření určeného k léčbě v radioterapii,
5.
pracovní postupy monitorování pracoviště nebo měření neužitečného záření v případě instalace zdroje ionizujícího záření určeného k léčbě v radioterapii,
6.
seznam přístrojového vybavení používaného pro účely měření prováděného při instalaci zdroje ionizujícího záření určeného k léčbě v radioterapii,
7.
popis způsobu zajištění poskytování pracovnělékařských služeb radiačním pracovníkům a
8.
zásady používání osobních ochranných prostředků a pomůcek, jejich charakteristiky a popis systému jejich přidělování.
§ 53
Jiná dokumentace
(1)
V rámci specifikace zdroje ionizujícího záření, se kterým má být nakládáno, jeho typu a příslušenství a činností, které na něm mají být vykonávány, musí být uvedena informace o tom, zda bude zdroj ionizujícího záření využíván k lékařskému nebo nelékařskému ozáření anebo ve veterinární medicíně.
(2)
Obsah jiné vybrané dokumentace stanoví příloha č. 19 k této vyhlášce.
§ 54
Hodnocení způsobu zajištění radiační ochrany
(1)
Hodnocení způsobu zajištění radiační ochrany držitelem povolení musí zahrnovat
a)
popis posouzení optimalizace radiační ochrany na základě výsledků osobního monitorování nebo monitorování pracoviště,
b)
přehled a rozbor odchylek od běžného provozu a překročení monitorovacích úrovní nebo dávkových optimalizačních mezí a přijatých opatření,
c)
přehled plnění povinností držitele povolení, a to
1.
zajišťování poskytování pracovnělékařských služeb radiačním pracovníkům ,
2.
vzdělávání radiačních pracovníků a
3.
ověřování způsobilosti radiačních pracovníků k bezpečnému výkonu radiační činnosti ,
d)
posouzení vybavenosti ochrannými prostředky a pomůckami,
e)
hodnocení stavu zdroje ionizujícího záření na základě výsledků prováděných zkoušek,
f)
posouzení zabezpečení zdroje ionizujícího záření,
g)
hodnocení provedené inventurní kontroly uzavřených radionuklidových zdrojů ,
h)
hodnocení bilance spotřebované aktivity otevřených radionuklidových zdrojů ,
i)
statistiku radiologických událostí a potenciálních radiologických událostí,
j)
typické hodnoty veličin sloužící k posouzení optimalizace pomocí diagnostických referenčních úrovní a
k)
popis hodnocení uskutečněného havarijního cvičení.
(2)
Hodnocení způsobu zajištění radiační ochrany musí být schváleno držitelem povolení nebo jeho statutárním orgánem, je-li právnickou osobou.
Díl 4
Provoz pracoviště
§ 55
Podmínky bezpečného provozu pracoviště s generátorem záření
(1)
Generátor záření může být používán pouze po dobu nezbytně nutnou k dosažení požadovaného účelu.
(2)
Generátor záření musí viditelně indikovat stav, kdy generuje ionizující záření .
(3)
Stacionární generátor záření, s výjimkou zdroje ionizujícího záření používaného při lékařském ozáření , u kterého je z důvodu správného provedení výkonu nutná přítomnost zdravotnických pracovníků v ozařovně, musí být obsluhován z obsluhovny nebo obslužného místa, jejichž konstrukce vylučuje překročení stanovených dávkových optimalizačních mezí . Pokud je v ozařovně umístěno více generátorů záření, nesmí být používány současně.
(4)
Přístroj nebo zařízení, jehož součástí je generátor záření a ochranné stínění, může být používán, pokud je
a)
zajištěno, že přístroj nebo zařízení nelze uvést do provozu, pokud je ochranné stínění odstraněno, a
b)
přístroj nebo zařízení automaticky vyřazeno z činnosti při otevření ochranného stínění.
§ 56
Podmínky bezpečného provozu uzavřeného radionuklidového zdroje, zařízení a pracoviště s ním
(1)
(2)
Není-li uzavřený radionuklidový zdroj používán, musí být uložen ve stínícím krytu nebo jinak stíněn tak, aby
a)
při skladování příkon prostorového dávkového ekvivalentu
1.
na povrchu krytu, kontejneru, stíněných skladovacích prostor, trezorů a stíněných boxů nepřekročil hodnotu 100 µSv/h a
2.
ve vzdálenosti 1 m od povrchu krytu, kontejneru, stíněných skladovacích prostor, trezorů nebo stíněných boxů nepřekročil hodnotu 10 µSv/h a
b)
při přenášení uzavřeného radionuklidového zdroje na pracovišti příkon prostorového dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 1 m od povrchu přepravního krytu nepřekročil hodnotu 100 µSv/h.
(3)
Při ozařování a prozařování uzavřeným radionuklidovým zdrojem musí být po skončení práce nebo před vstupem do vymezeného nebo stíněného ozařovacího prostoru měřením nebo signalizací ověřeno, zda je zdroj řádně stíněn nebo zasunut do stínicího krytu.
(4)
Při manipulaci s uzavřeným radionuklidovým zdrojem , u něhož nelze vyloučit jeho uvolnění z ozařovacího zařízení nebo jeho ztrátu, musí být používáno měřidlo, které umožňuje za všech podmínek stanovit polohu tohoto zdroje.
(5)
Funkčnost příslušenství mobilního zařízení obsahujícího uzavřený radionuklidový zdroj musí být ověřována pravidelně nejméně jednou ročně.
(6)
V případě zjištění netěsnosti uzavřeného radionuklidového zdroje musí být zajištěno odstavení uzavřeného radionuklidového zdroje a zařízení s ním z provozu a jejich řádná ochrana proti zneužití.
(7)
Jde-li o značnou netěsnost s více než stonásobkem mezní hodnoty podle přílohy č. 10 bodu 2.2 k této vyhlášce, musí být uzavřeno okolí uzavřeného radionuklidového zdroje a zařízení s ním do doby, než je provedena zkouška radioaktivní kontaminace a v případě potřeby účinná dekontaminace.
§ 57
Podmínky bezpečného provozu pracoviště s otevřeným radionuklidovým zdrojem
(1)
Na pracovišti s otevřeným radionuklidovým zdrojem I. až III. kategorie lze na jednotlivých pracovních místech zpracovávat současně nejvýše aktivitu určenou na základě kritérií zohledňujících vybavení pracovních míst ventilačními, izolačními a stínicími zařízeními a provedení kanalizace, fyzikální charakteristiky látek, které mají být zpracovávány, zejména těkavost a prašnost, a náročnost a rizikovost očekávaných pracovních činností. Postup určení nejvyšší zpracovávané aktivity stanoví příloha č. 9 k této vyhlášce.
(2)
Není-li otevřený radionuklidový zdroj používán a nejedná-li se o zdroj, který je tvořen technologickými celky nebo médii pracoviště, musí být umístěn v ochranném stínicím krytu nebo kontejneru, který účinně brání rozptylu radioaktivní látky , tak, aby
a)
při skladování příkon prostorového dávkového ekvivalentu
1.
na povrchu krytu, kontejneru, stíněných skladovacích prostor, trezorů a stíněných boxů nepřekročil hodnotu 100 µSv/h a
2.
ve vzdálenosti 1 m od povrchu krytu, kontejneru, stíněných skladovacích prostor, trezorů nebo stíněných boxů nepřekročil hodnotu 10 µSv/h a
b)
při přenášení otevřeného radionuklidového zdroje na pracovišti příkon prostorového dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 1 m od povrchu přepravního kontejneru nepřekročil hodnotu 100 µSv/h.
(3)
Požadavky odstavce 1 se nevztahují na
a)
pracoviště III. kategorie, kde se provádějí činnosti související se získáváním radioaktivního nerostu,
b)
pracoviště s jaderným zařízením a
c)
pracoviště s úložištěm radioaktivního odpadu , které není jaderným zařízením .
Přechodné pracoviště
§ 58
(1)
Držitel povolení používající zdroj ionizujícího záření na přechodném pracovišti musí zajistit radiační ochranu obyvatelstva, pracovníků a okolí přechodného pracoviště
a)
směřováním primárního svazku ionizujícího záření tak, aby bylo zabráněno ozáření fyzické osoby,
b)
volbou doby vykonávání činnosti s ohledem na pohyb fyzických osob v okolí přechodného pracoviště,
c)
informováním fyzické osoby, která by mohla být dotčena činností na přechodném pracovišti, a
d)
využitím přirozených bariér zabraňujících vstupu nepovolané fyzické osoby při vymezení kontrolovaného pásma .
(2)
Hranice kontrolovaného pásma na přechodném pracovišti musí být vyznačena
a)
výstražnou páskou,
b)
znakem radiačního nebezpečí,
c)
upozorněním „Kontrolované pásmo se zdroji ionizujícího záření , nepovolaným vstup zakázán“ a
d)
v případě snížené viditelnosti světelnou signalizací.
(3)
V pracovní skupině zajištující činnosti na přechodném pracovišti, kde je vymezeno kontrolované pásmo , musí být v okamžiku výkonu činnosti přítomni alespoň dva radiační pracovníci kategorie A způsobilí k bezpečnému výkonu příslušné radiační činnosti , z nichž jeden je dohlížející osobou nebo osobou s přímým dohledem nad radiační ochranou v příslušné odborné oblasti používání zdroje ionizujícího záření .
(4)
Pracovní skupina musí být vybavena měřidlem k monitorování pracoviště v rozsahu odpovídajícím používaným zdrojům ionizujícího záření .
(5)
Může-li příkon prostorového dávkového ekvivalentu na přechodném pracovišti překročit 1 mSv/h, musí být radiační pracovník vybaven operativním osobním dozimetrem s funkcí zřetelné signalizace překročení nastavené úrovně.
§ 59
(1)
Držitel povolení k používání zdroje ionizujícího záření , který je nevýznamným, drobným nebo jednoduchým zdrojem ionizujícího záření , kromě defektoskopického rentgenového zařízení a karotážního zařízení s uzavřeným radionuklidovým zdrojem , musí oznámit Úřadu před prvním použitím zdroje ionizujícího záření na přechodném pracovišti
a)
přehled používaných zdrojů ionizujícího záření ,
b)
popis prací a
c)
předpokládaný počet výjezdů na přechodné pracoviště za kalendářní rok.
(2)
Držitel povolení k používání zdroje ionizujícího záření , který je významným zdrojem ionizujícího záření , defektoskopickým rentgenovým zařízením nebo karotážním zařízením s uzavřeným radionuklidovým zdrojem , musí oznámit Úřadu písemně nejméně den předem
a)
termín zahájení prací,
b)
předpokládanou dobu prací na přechodném pracovišti,
c)
popis prací,
d)
přehled používaných zdrojů ionizujícího záření a
e)
telefonický kontakt na pracovníka, který bude vykonávat soustavný dohled na přechodném pracovišti.
(3)
Držitel povolení k používání zdroje ionizujícího záření , který je významným zdrojem ionizujícího záření , defektoskopickým rentgenovým zařízením nebo karotážním zařízením s uzavřeným radionuklidovým zdrojem , musí oznámit Úřadu před zahájením práce jednoznačné určení místa výkonu práce se zdrojem ionizujícího záření , a to uvedením zeměpisných souřadnic nebo adresy přechodného pracoviště, včetně čísla budovy v areálu nebo parcelního čísla.
(4)
Držitel povolení k používání zdroje ionizujícího záření musí neprodleně písemně oznámit Úřadu ukončení prací na přechodném pracovišti.
Díl 5
Změny v radiační ochraně
§ 60
Výčet změn ovlivňujících radiační ochranu pracoviště III. kategorie a pracoviště IV. kategorie
(1)
Změnou ovlivňující radiační ochranu pracoviště IV. kategorie je
a)
změna projektového řešení výstavby pracoviště IV. kategorie,
b)
rekonstrukce zdroje ionizujícího záření nebo změna, která mění stínicí vlastnosti jeho příslušenství,
c)
změna v uspořádání kontrolovaného pásma , která mění způsob jeho využití, nebo
d)
organizační změna řízení činnosti zvláště důležité z hlediska radiační ochrany .
(2)
Změnou ovlivňující radiační ochranu pracoviště III. kategorie a pracoviště IV. kategorie je
a)
změna stavební části nebo části technologie nebo vybavení kontrolovaného pásma pracoviště, která mění jejich stínicí, izolační nebo ochranné vlastnosti,
b)
změna stavební části nebo vybavení kontrolovaného pásma pracoviště, která mění způsob zabezpečení zdroje ionizujícího záření ,
c)
změna způsobu vyřazování z provozu takového pracoviště,
d)
změna podmínek dalšího využití území a systémů, konstrukcí nebo komponent po vyřazení z provozu takového pracoviště, nejedná-li se o úplné vyřazení , nebo
e)
změna možnosti nahromadění radioaktivní látky v životním prostředí při jejím dlouhodobém uvolňování z pracoviště.
(3)
Změnou ovlivňující radiační ochranu pracoviště III. kategorie, kromě pracoviště, na kterém je prováděno lékařské ozáření , a pracoviště IV. kategorie je změna metody stanovení hodnoty sledované veličiny, architektury instalovaných monitorovacích systémů, koncepce zpracování dat nebo fyzikálního principu měření u
a)
monitorovacího zařízení, jehož výstup je porovnáván s limity a podmínkami ,
b)
monitorovacího zařízení, které slouží
1.
k ověření dodržování limitů ozáření ,
2.
k ověření dodržování autorizovaných limitů pro výpusti, nebo
3.
pro účely uvolňování radioaktivní látky z pracoviště, nebo
c)
stacionárního monitorovacího zařízení, které je určeno k detekci úniků radioaktivní látky nebo k monitorování radiační situace při radiační mimořádné události .
§ 61
Výčet změn souvisejících s radiační ochranou na pracovišti se zdrojem ionizujícího záření
(1)
Změnou související s radiační ochranou pracoviště IV. kategorie je změna typu monitorovacího zařízení při zachování fyzikálního principu měření nebo změna počtu stacionárních monitorovacích zařízení,
a)
jejichž výstupy jsou porovnávány s limity a podmínkami ,
b)
která slouží
1.
k ověření dodržování limitů ozáření ,
2.
k ověření dodržování autorizovaných limitů pro výpusti, nebo
3.
pro účely uvolňování radioaktivní látky z pracoviště, nebo
c)
která jsou určena k detekci úniků radioaktivní látky nebo k monitorování radiační situace při radiační mimořádné události .
§ 62
Rozsah a způsob dokumentování změny související s radiační ochranou na pracovišti se zdrojem ionizujícího záření a způsob a lhůty jejího oznamování Úřadu
(1)
Dokumentace změny související s radiační ochranou na pracovišti se zdrojem ionizujícího záření musí obsahovat
a)
popis a zdůvodnění změny,
b)
seznam dokumentace pro povolovanou činnost aktualizované v souvislosti se změnou,
c)
předpokládaný časový harmonogram realizace změny a
d)
posouzení vlivu změny na radiační ochranu .
(2)
Změna související s radiační ochranou na pracovišti se zdrojem ionizujícího záření musí být oznámena Úřadu písemně 30 dnů před jejím provedením.
Díl 6
Registrace
§ 63
Náplň práce osoby zajišťující radiační ochranu registranta
Osoba zajišťující radiační ochranu registranta musí zajistit
a)
informování radiačního pracovníka a osoby připravující se na pracovišti na výkon povolání o skutečnostech důležitých z hlediska radiační ochrany a možném riziku práce se zdrojem ionizujícího záření ,
b)
průběžné vzdělávání radiačního pracovníka o bezpečném používání zdroje ionizujícího záření ,
c)
řádné vedení dokumentace pro registrovanou činnost pro používání zdroje ionizujícího záření,
d)
evidenci pohybu a stavu zdrojů ionizujícího záření ,
e)
organizaci provádění přejímacích zkoušek, zkoušek dlouhodobé stability a předávání informací osobám, které je vykonávají,
f)
provádění postupů pro zajištění radiační ochrany registrantem při používání zdroje ionizujícího záření, včetně postupů, jak zabránit neoprávněnému nakládání se zdrojem ionizujícího záření, jeho ztrátě, odcizení nebo poškození, a včetně postupů pro případ odchylky od běžného provozu,
g)
prošetření radiologické události a provedení opatření v návaznosti na ni ,
h)
pravidelné ověřování ochranných vlastností osobních ochranných prostředků a dalších ochranných pomůcek, a
i)
řízení zkoušek provozní stálosti zdroje ionizujícího záření.
§ 64
Postupy pro zajištění radiační ochrany registrantem při používání zdroje ionizujícího záření
Postupy pro zajištění radiační ochrany registrantem při používání zdroje ionizujícího záření stanoví příloha č. 20 k této vyhlášce.
§ 65
Dokumentace pro registrovanou činnost pro používání zdroje ionizujícího záření
(1)
Dokumentací pro registrovanou činnost pro používání zdroje ionizujícího záření je
a)
protokol přejímací zkoušky nebo poslední zkoušky dlouhodobé stability zdroje ionizujícího záření a
b)
doklad absolvování přípravy osoby zajišťující radiační ochranu registranta.
(2)
Dokumentací pro registrovanou činnost pro používání zdroje ionizujícího záření je dále
a)
v případě používání přenosného intraorálního rentgenového zařízení pro lékařské ozáření zdůvodnění klinické potřeby jeho použití a popis monitorování radiačních pracovníků a
b)
v případě používání kostního denzitometru pro nelékařské ozáření zdůvodnění zamýšleného účelu používání.
(3)
Vzory registračních formulářů stanoví příloha č. 21 k této vyhlášce.
Díl 7
Monitorování
§ 66
Program monitorování
(1)
Program monitorování musí mít v závislosti na druzích monitorování, které je držitel povolení povinen provádět, následující části:
a)
monitorování pracoviště,
b)
osobní monitorování,
c)
monitorování výpustí a
d)
monitorování okolí.
(2)
Program monitorování musí obsahovat pravidla monitorování pro běžný provoz pracoviště, předvídatelné odchylky od běžného provozu pracoviště, radiační nehodu a radiační havárii , a to
a)
vymezení monitorovaných veličin,
b)
způsob, rozsah a četnost měření,
c)
způsob zaznamenávání a dobu uchovávání výsledků měření,
d)
postupy vyhodnocování výsledků měření,
e)
hodnoty monitorovacích úrovní a opatření při jejich překročení,
f)
hodnoty dávkových optimalizačních mezí ,
g)
popis metod měření,
h)
popis monitorování osob, které podle vnitřního havarijního plánu na pracovišti zasahují při radiační nehodě nebo radiační havárii ,
i)
určení místa na těle radiačního pracovníka, na němž je umístěn osobní dozimetr,
j)
určení používaných typů měřicích přístrojů a pomůcek a jejich parametrů a
k)
výčet stanovených měřidel, za jejichž ověření je odpovědný držitel povolení, a jejich zařazení do položek druhového seznamu stanovených měřidel podle vyhlášky, kterou se stanoví měřidla k povinnému ověřování a měřidla podléhající schválení typu.
(3)
Obsah programu monitorování musí být formulován tak, aby umožňoval
a)
ověření dodržování limitů ozáření ,
b)
prokazování, že radiační ochrana je optimalizována, a
c)
včasné zjištění odchylek od běžného provozu pracoviště.
(4)
Program monitorování pracoviště IV. kategorie, jehož součástí je jaderný reaktor, musí obsahovat přehled zásahových úrovní, jejichž překročení indikuje vznik provozní události, včetně zařazení provozní události do příslušné kategorie.
§ 67
Postupy hodnocení veličin měřených v rámci monitorování
(1)
Je-li prováděn přepočet aktivit přijatých radionuklidů na úvazek efektivní dávky, musí být použity konverzní faktory. V případě neidentifikovaných radionuklidů a chemických forem nebo vlastností vdechovaného aerosolu se pro radiační pracovníky použije konverzní faktor, který je v příloze č. 3 k této vyhlášce určen pro všechny nespecifikované formy radionuklidu, a pro jednotlivce z obyvatelstva nejvyšší konverzní faktor uvedený v příloze č. 3 k této vyhlášce pro příjem vdechnutím jednotlivcem dané věkové kategorie.
(2)
Nejsou-li známa data lépe odpovídající situaci, při které dochází k ozáření , množství vdechovaného vzduchu v jednom roce je pro reprezentativní osobu
a)
ve věku do 5 let včetně 1 500 m3,
b)
ve věku od 6 let do 15 let včetně 6 500 m3 a
c)
starší 15 let 8 500 m3.
(3)
Nejsou-li známa data lépe odpovídající situaci, při které dochází k ozáření , množství požité vody v jednom roce je pro reprezentativní osobu
a)
ve věku do 5 let včetně 275 l,
b)
ve věku od 6 let do 15 let včetně 365 l a
c)
starší 15 let 730 l.
(4)
Nejsou-li známa data lépe odpovídající situaci, při které dochází k ozáření , pak pracovník za rok při práci trvající 2 000 hodin vdechne 2 000 m3, s výjimkou pracovníka uvedeného v odstavci 7.
(5)
Je-li při stanovení zevního ozáření prováděn přepočet expozice jednotlivce z obyvatelstva objemové aktivitě vzácných radioaktivních plynů ve vzduchu na příkon efektivní dávky, musí být použity konverzní faktory, které stanoví příloha č. 3 k této vyhlášce.
(6)
Pro výpočet efektivní dávky v důsledku inhalace produktů přeměny radonu z ovzduší v oblasti dotčené těžbou a zpracováním uranové rudy je hodnota pozadí ekvivalentní objemové aktivity radonu 10 Bq/m3, není-li v této oblasti jiná hodnota známa.
(7)
Pro stanovení vnitřního ozáření produkty přeměny radonu a příjmu vdechnutím směsi dlouhodobých radionuklidů emitujících záření alfa uran-radiové řady za rok radiační pracovník vykonávající hornickou činnost nebo činnost prováděnou hornickým způsobem v podzemí při práci trvající 2 000 hodin vdechne 2 400 m3 vzduchu.
§ 68
Monitorovací úrovně
(1)
Monitorovací úrovně jsou
a)
záznamová úroveň,
b)
vyšetřovací úroveň a
c)
zásahová úroveň.
(2)
Záznamové úrovně musí být stanoveny na úrovni nejmenší detekovatelné hodnoty měřené veličiny.
(3)
Vyšetřovací úrovně musí být stanoveny tak, aby sloužily k odhalení možných odchylek od běžného stavu, obvykle na úrovni
a)
3/10 limitů ozáření s ohledem na délku monitorovacího období, nebo
b)
horní meze obvykle se vyskytujících hodnot měřené veličiny.
(4)
Při dosažení nebo překročení záznamové úrovně musí být údaj zaznamenán a uchováván.
(5)
Při překročení vyšetřovací úrovně musí být provedeno šetření příčin a zjištění důsledků výkyvu sledované veličiny radiační ochrany.
(6)
Při překročení zásahové úrovně musí být provedeno předem stanovené opatření k
a)
nápravě vzniklého stavu a
b)
zabránění nežádoucího rozvoje vzniklého stavu.
§ 69
Monitorování pracoviště
(1)
Na pracovišti I. až IV. kategorie, s výjimkou pracoviště I. kategorie, kde se používají výhradně drobné zdroje ionizujícího záření , které nejsou otevřenými radionuklidovými zdroji , musí být monitorování pracoviště prováděno sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů na pracovišti.
(2)
Monitorování pracoviště musí být podle druhů používaných zdrojů ionizujícího záření prováděno
a)
monitorováním příkonu prostorového dávkového ekvivalentu na pracovišti,
b)
monitorováním objemových aktivit v ovzduší pracoviště a plošných aktivit na pracovišti, nebo
c)
měřením neužitečného záření .
(3)
Účinnost ochrany před zevním a vnitřním ozářením musí být ověřována měřením příkonu prostorového dávkového ekvivalentu , objemové aktivity nebo dalších veličin nezbytných pro ověření účinnosti ochrany před zevním a vnitřním ozářením , a to u zdroje ionizujícího záření , na místech práce s ním a v místech možného pobytu radiačních pracovníků nebo jiných fyzických osob při
a)
zahájení provozu pracoviště,
b)
změně v pracovních postupech,
c)
změně zajištění radiační ochrany , nebo
d)
změně radiační situace.
(4)
Monitorování radioaktivní kontaminace musí být na pracovišti s otevřeným radionuklidovým zdrojem prováděno tak, aby
a)
umožnilo signalizovat
1.
provozní odchylky od běžného provozu a
2.
nedostatečnou funkci nebo selhání bariér bránících rozptylu a
b)
potvrzovalo nepřekročení hodnot pro radioaktivní kontaminaci povrchu; hodnoty pro radioaktivní kontaminaci povrchu stanoví příloha č. 18 k této vyhlášce.
(5)
Soustavné monitorování objemových aktivit radionuklidů v ovzduší musí být prováděno na
a)
pracovišti IV. kategorie,
b)
pracovišti, kde je vykonávána činnost související se získáváním radioaktivního nerostu, a
c)
jiném pracovišti III. kategorie s otevřeným radionuklidovým zdrojem , kde s ohledem na charakter používaného radionuklidového zdroje a způsob nakládání s ním může dojít ke kontaminaci ovzduší.
Osobní monitorování radiačního pracovníka
§ 70
(1)
Osobní monitorování radiačního pracovníka musí být prováděno k určení osobních dávek radiačního pracovníka sledováním, měřením a hodnocením jeho zevního a vnitřního ozáření .
(2)
Osobní monitorování zevního ozáření, a v případě, že tak stanoví zákon, i vnitřního ozáření, radiačního pracovníka kategorie A musí být zajištěno osobním dozimetrem, jehož období pro vyhodnocování je 1 kalendářní měsíc.
(3)
Osobní dozimetr musí být umístěn na referenčním místě, kterým je přední levá strana hrudníku, (dále jen „referenční místo“) nebo jiném místě v závislosti na geometrii ozáření . Při používání ochranné stínicí zástěry musí být osobní dozimetr umístěn vně této zástěry.
(4)
Pokud jeden osobní dozimetr neumožňuje dostatečně přesné určení efektivní dávky a ekvivalentní dávky v orgánech a tkáních, pro které jsou stanoveny limity, musí být radiační pracovník vybaven dalšími osobními dozimetry, které svými vlastnostmi nebo umístěním toto určení umožní.
(5)
Osobní dozimetr musí měřit všechny druhy záření podílející se na zevním ozáření radiačního pracovníka, jinak musí mít držitel povolení nebo registrant pro příslušný dozimetr schválenou a ověřenou metodu odvození dávek pro jiný druh záření. Neplní-li tento požadavek jeden osobní dozimetr samostatně, radiační pracovník musí být vybaven dalšími osobními dozimetry, nestanoví-li program monitorování jiný způsob osobního monitorování radiačního pracovníka.
(6)
Radiační pracovník, který vykonává činnost, která je prováděna a kontrolována pomocí zdroje ionizujícího záření, za jeho přítomnosti v blízkosti zdroje ionizujícího záření, přičemž míra jeho ozáření může překročit v rámci běžných pracovních postupů hodnotu 10 mSv efektivní dávky za rok, a podle programu monitorování je vybaven ochrannou stínicí zástěrou, musí mít přiděleny dva osobní dozimetry, z nichž jeden je umístěn na této zástěře a druhý pod ní. Dohlížející osoba musí stanovit koeficient zeslabení použité ochranné stínicí zástěry a efektivní dávku obdrženou radiačním pracovníkem se zohledněním ozáření nekrytých částí těla.
§ 71
(1)
Nelze-li na pracovišti vyloučit překročení limitů ozáření pro radiačního pracovníka v důsledku jednorázového zevního ozáření , musí být radiační pracovník vybaven operativními osobními dozimetry s funkcí zřetelné signalizace překročení nastavené úrovně u monitorované veličiny.
(2)
Může-li zdroj ionizujícího záření způsobit jednorázovým ozářením překročení pětinásobku limitů pro radiační pracovníky , musí osobní monitorování radiačního pracovníka umožnit stanovení dávek a jejich distribuce v těle radiačního pracovníka .
(3)
Na pracovišti, kde může dojít k vnitřnímu ozáření radiačního pracovníka , se příjmy radionuklidů nebo úvazky efektivní dávky z vnitřního ozáření jednotlivých radiačních pracovníků musí zjišťovat měřením aktivity radionuklidů v těle radiačního pracovníka nebo v jeho exkretech a jejím přepočítáním na příjem radionuklidů nebo úvazku efektivní dávky pomocí modelů dýchacího traktu, zažívacího traktu a kinetiky příslušných chemických prvků. Pokud měření u radiačního pracovníka není možné, lze příjem radionuklidů nebo úvazek efektivní dávky stanovit měřením objemové aktivity radionuklidů v ovzduší pracoviště a následným přepočtením na příjem radionuklidů nebo úvazku efektivní dávky pomocí modelů dýchacího traktu, zažívacího traktu a kinetiky příslušných chemických prvků.
(4)
Při práci s otevřeným radionuklidovým zdrojem musí být měření aktivity radionuklidů v těle radiačního pracovníka nebo v jeho exkretech podle odstavce 3 prováděno
a)
na pracovišti IV. kategorie nejméně jednou ročně a
b)
na pracovišti I. až III. kategorie na základě vyhodnocení možného rizika vnitřního ozáření radiačního pracovníka .
(5)
V případě podezření, že došlo k neplánovanému jednorázovému ozáření radiačního pracovníka , které by mohlo vést k překročení limitů pro radiačního pracovníka , musí být zajištěno okamžité vyhodnocení osobního dozimetru a dozimetrické hodnocení takové události.
§ 72
(1)
Osobní monitorování radiačního pracovníka kategorie B musí být zajištěno
a)
osobním dozimetrem,
b)
výpočtem osobních dávek radiačního pracovníka z údajů o monitorování pracoviště, na kterém vykonává pracovní činnosti, a sledování doby pobytu na tomto pracovišti, nebo
c)
vybavením jednoho nebo více radiačních pracovníků kategorie B vykonávajících stejnou pracovní činnost na stejném pracovišti osobním dozimetrem a přiřazením osobní dávky získané jeho vyhodnocením ostatním radiačním pracovníkům bez osobního dozimetru na tomto pracovišti.
(2)
Výsledky hodnocení osobních dávek radiačního pracovníka kategorie B musí být použity k prokázání
a)
správnosti zařazení radiačního pracovníka do kategorie a
b)
stálosti podmínek ozáření na pracovišti.
(3)
Držitel povolení musí informovat radiačního pracovníka srozumitelným způsobem a tak, aby bylo zřejmé, že radiační pracovník byl informován, o
a)
výsledcích jeho osobního monitorování a
b)
postupech po přešetření příčin dosažení stanovené vyšetřovací nebo zásahové úrovně.
§ 73
Monitorování výpustí
(1)
Monitorování výpustí z pracoviště musí být prováděno sledováním, měřením, zaznamenáváním a hodnocením veličin a parametrů charakterizujících uvolňované radioaktivní látky , zejména stanovením bilance celkové vypuštěné aktivity a objemové aktivity radionuklidů.
(2)
Monitorování výpustí musí zahrnovat
a)
soustavné monitorování radionuklidů vypuštěných za stanovené období, které se nezanedbatelně podílejí na ozáření obyvatelstva (dále jen „bilanční měření“),
b)
nepřetržité monitorování radionuklidů, které je schopné rychle signalizovat odchylky od běžného provozu pracoviště IV. kategorie, a
c)
operativní monitorování jiných potenciálních cest uvolňování radioaktivní látky z pracoviště v případě jejího úniku tak, aby tento únik mohl být zahrnut do bilance výpustí.
(3)
Záznamová úroveň musí být stanovena tak, aby
a)
při bilančním měření splňovala požadavky na nejmenší detekovatelnou hodnotu monitorované veličiny podle vyhlášky o monitorování radiační situace a
b)
při nepřetržitém monitorování radionuklidů umožňovala kontrolovat všechny provozní stavy.
(4)
Vyšetřovací úroveň musí být stanovena
a)
při bilančním měření na úrovni očekávané hodnoty bilance výpusti radionuklidu s uvážením délky monitorovacího období a
b)
při sledování odchylek od běžného provozu pracoviště jako horní mez obvykle se vyskytujících hodnot monitorované veličiny.
(5)
Zásahová úroveň musí být stanovena tak, aby při
a)
bilančním měření výpustí mohla být přijata opatření k zabránění překročení autorizovaných limitů nebo nedodržení podmínek povolení a
b)
sledování odchylek od běžného provozu pracoviště bylo možno přijmout opatření k nápravě vzniklého stavu a zabránění jeho nežádoucího rozvoje.
§ 74
Monitorování okolí pracoviště
(1)
Monitorování okolí pracoviště, z něhož jsou vypouštěny nebo jinými cestami uvolňovány radioaktivní látky , musí být prováděno sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů v okolí pracoviště, zejména
a)
příkonu prostorového dávkového ekvivalentu ,
b)
objemových aktivit radionuklidů a
c)
hmotnostních aktivit radionuklidů.
(2)
Záznamová úroveň musí být stanovena tak, aby splňovala požadavky na nejmenší detekovatelnou hodnotu monitorované veličiny podle vyhlášky o monitorování radiační situace.
(3)
Vyšetřovací úroveň musí být stanovena jako horní mez obvykle se vyskytujících hodnot monitorované veličiny, pokud tato vyhláška nestanoví jinak.
(4)
Zásahová úroveň musí být stanovena v souladu s požadavky optimalizace ozáření obyvatelstva.
(5)
Pokud jsou z pracoviště uvolňovány kapalné radioaktivní látky do povrchových vod, musí monitorování okolí pracoviště zahrnout jak povrchové vody výpustí neovlivněné, tak povrchové vody výpustí ovlivněné, nebo potenciálně ovlivněné. Odběrová místa povrchových vod se stanovují
a)
ve vodách neovlivněných výpustí ve vodním toku nad výpustí; při vypouštění do vodní nádrže ve vodním toku nad vzdutím hladiny v nádrži,
b)
ve vodách ovlivněných, nebo potenciálně ovlivněných výpustí
1.
v místech, kde je možno předpokládat dostatečné promísení výpusti v toku; při vypouštění do nádrže zpravidla pod výtokem z nádrže,
2.
v případě výpusti z pracoviště s energetickým jaderným zařízením dále v ochranném pásmu vodního zdroje v každém místě odběru vody pro úpravu na vodu pitnou, pokud se takové místo nachází do vzdálenosti 30 říčních kilometrů pod výpustí, nebo v nejbližším níže po toku položeném místě odběru vody pro úpravu na vodu pitnou.
(6)
Monitorování povrchových vod, do nichž jsou uvolňovány radioaktivní látky, musí zahrnovat všechny uvolňované radionuklidy, které se nezanedbatelně podílejí na ozáření obyvatelstva, a to
a)
v případě výpusti z pracoviště s energetickým jaderným zařízením
1.
ve vodách neovlivněných výpustí ve vodním toku nad výpustí alespoň tritium a radionuklidy emitující záření gama s čtvrtletní četností,
2.
ve vodách ovlivněných nebo potenciálně ovlivněných výpustí alespoň tritium a radionuklidy emitující záření gama s měsíční četností, v případě 90Sr s roční četností,
b)
v případě výpusti z pracoviště s energetickým jaderným zařízením,
c)
v případě výpusti z jiného pracoviště alespoň jedenkrát ročně operativně při vypouštění nebo nejpozději do 24 hodin po ukončení výpusti.
(7)
Vyšetřovací úroveň ve vodách ovlivněných nebo potenciálně ovlivněných výpustí musí být stanovena podle vypouštěných radionuklidů
a)
v případě výpusti z pracoviště s energetickým jaderným zařízením v místě odběru vody pro úpravu na vodu pitnou
1.
pro tritium ve výši 100 Bq/l; při jejím překročení se musí vyhodnotit, zda nebyly porušeny postupy pro vypouštění a nebyla překročena vyšetřovací úroveň pro 137Cs,
2.
pro 137Cs ve výši 0,5 Bq/l; při jejím překročení musí být o výsledcích stanovení objemové aktivity umělých radionuklidů informován odběratel vody pro úpravu na pitnou vodu,
b)
v případě výpusti z pracoviště souvisejícího se získáváním radioaktivního nerostu pro Unat ve výši 0,3 mg/l, pro 226Ra ve výši 0,4 Bq/l; při překročení vyšetřovací úrovně musí být provedeno šetření příčin a případně stanoveno preventivní opatření,
c)
v případě výpusti z jiného pracoviště ve výši jedné desetiny uvolňovací úrovně podle § 104 odst. 1 písm. b); při překročení vyšetřovací úrovně musí být provedeno šetření jeho příčiny a případně stanoveno preventivní opatření. Zásahová úroveň ve vodách ovlivněných, nebo potenciálně ovlivněných výpustí z pracoviště s energetickým jaderným zařízením musí být stanovena pro tritium ve výši 1 000 Bq/l; při jejím překročení se musí vyhodnotit, zda nebyly porušeny postupy pro vypouštění, a případně stanovit nápravná nebo preventivní opatření s cílem nepřekročit roční průměrnou hodnotu objemové aktivity tritia 1 000 Bq/l a nejvyšší přípustnou hodnotu objemové aktivity tritia 3 500 Bq/l.
Díl 8
Lékařské ozáření
§ 75
Vybavení pracoviště pro rentgenovou diagnostiku a radioterapii
(1)
Pracoviště pro radioterapii musí být vybaveno, je-li
a)
brachyterapeutické, zobrazovacím zařízením určeným k lokalizaci aplikátorů, plánovací jednotkou a dozimetrickým vybavením pro testování vlastností zdroje ionizujícího záření ,
b)
s radioterapeutickým rentgenem, dozimetrickým vybavením pro testování vlastností zdroje ionizujícího záření , nebo
c)
s radionuklidovým ozařovačem nebo urychlovačem částic,
1.
plánovací jednotkou,
2.
lokalizačním zařízením pro zobrazení ozařované oblasti,
3.
dozimetrickým vybavením pro testování vlastností zdroje ionizujícího záření,
4.
provádí-li se na něm radikální radioterapie, verifikačním systémem,
5.
provádí-li se na něm radikální radioterapie, systémem pro dozimetrické ověřování aplikované dávky, kterým je in-vivo dozimetrie nebo její plnohodnotná alternativa, a
6.
u technik s modulovanou intenzitou svazku systémem pro plošné a prostorové dozimetrické ověřování dávkové distribuce.
(2)
Pracoviště pro rentgenovou diagnostiku a radioterapii musí mít vyvěšeno na viditelném místě sdělení o nezbytnosti oznámit těhotenství pracovníkům poskytovatele zdravotních služeb před provedením lékařského ozáření .
(3)
Vybavení pracoviště pro rentgenovou diagnostiku a radioterapii musí zohledňovat zvláštní potřeby a charakter tohoto lékařského ozáření , provádí-li se na něm
a)
b)
vyhledávací vyšetření, nebo
c)
(4)
Pracoviště se zdrojem ionizujícího záření určené pro lékařské ozáření musí být vybaveno pomůckami pro provádění zkoušek provozní stálosti takto
a)
radioterapeutické pracoviště s uzavřenými radionuklidovými zdroji nebo urychlovači částic, pracoviště nukleární medicíny a pracoviště registrantů pomůckami pro provádění všech zkoušek provozní stálosti,
b)
ostatní pracoviště pomůckami pro provádění zkoušek provozní stálosti s četností měsíční nebo vyšší.
Požadavky na zdroj ionizujícího záření používaný při lékařském ozáření
§ 76
a)
určený pro účely plánování, řízení a ověřování v radioterapii instalovaný po 1. lednu 2017 musí být vybaven přístrojem nebo odpovídajícími prostředky, které poskytnou kvantitativní informaci o ozáření pacienta; je-li to technicky proveditelné, musí se tato informace automaticky přenášet do záznamu o vyšetření pacienta,
b)
pro intervenční radiologii musí
1.
indikovat celkový součin kermy a plochy a kumulativní referenční kermu ve vstupním referenčním bodě pacienta, je-li skiagraficko-skiaskopický nebo skiaskopický; tato informace se musí automaticky přenášet do záznamu o vyšetření pacienta,
2.
poskytovat strukturované zprávy o radiační dávce, které se automaticky přenáší do záznamu o vyšetření pacienta, a
c)
který je výpočetním tomografem, včetně výpočetního tomografu používaného pro účely zobrazování v radioterapii a v nukleární medicíně, musí
1.
být vybaven automatickou modulací proudu, pokud se jedná o stacionární zdroj ionizujícího záření,
2.
mít vyšetřovací protokoly, které jsou přizpůsobeny vyšetřování dětí, jsou-li jím snímkovány děti,
3.
poskytovat informaci o součinu kermy a délky; tato informace se musí automaticky přenášet do záznamu o vyšetření pacienta,
4.
poskytovat informaci o objemovém kermovém indexu výpočetní tomografie; tato informace se musí automaticky přenášet do záznamu o vyšetření pacienta, a
§ 77
(1)
Zdroj ionizujícího záření používaný při lékařském ozáření
a)
skiagrafický
1.
nesmí umožňovat snímkování ze štítu,
2.
stacionární s digitálním receptorem obrazu, s výjimkou zařízení určeného výhradně pro snímkování končetin, musí být vybaven expoziční automatikou,
b)
skiaskopický
1.
nesmí umožňovat zobrazování přímou skiaskopií,
2.
musí být vybaven automatickou regulací dávkového příkonu,
3.
musí automaticky nastavovat velikost rentgenového svazku podle zvoleného zvětšení,
4.
musí být vybaven zvukovou signalizací po uplynutí 5 minut celkového skiaskopického času,
5.
musí být vybaven funkcí zachování posledního obrazu na monitoru po skončení expozice,
6.
instalovaný po 1. únoru 2026 musí poskytovat strukturované zprávy o radiační dávce a
c)
mamografický
1.
musí být vybaven expoziční automatikou,
2.
nesmí být vybaven filmovým receptorem obrazu nebo nepřímou digitalizací,
3.
musí poskytovat informaci o kompresní síle a tloušťce po kompresi,
4.
vybavený více filtry musí být vybaven funkcí automatické výměny filtru v závislosti na tloušťce po kompresi,
5.
musí umožňovat vytvoření snímku minimálně o rozměrech 23 cm x 29 cm, není-li určen pouze pro stereotaxi,
6.
instalovaný po 1. únoru 2026 musí v klinickém provozu blokovat expozici při chybějící kolimaci,
7.
instalovaný po 1. únoru 2026 musí v klinickém provozu blokovat expozici při nesprávné kolimaci vzhledem k velikosti použité kompresní lopatky,
8.
musí poskytovat kvantitativní informaci o ozáření pacienta, která se musí automaticky přenášet do záznamu o vyšetření pacienta,
9.
musí poskytovat snímky, z nichž lze stanovit poměr signálu k šumu a poměr kontrastu k šumu z linearizovaných dat, a
10.
musí v klinickém provozu blokovat expozici, pokud se snímek neukládá,
d)
zubní intraorální
1.
musí mít nominální napětí alespoň 60 kV,
2.
musí mít vzdálenost ohniska od konce tubusu nejméně 20 cm,
3.
nesmí být vybaven filmy citlivosti D nebo horší a
4.
instalovaný po 1. lednu 2017 musí poskytovat kvantitativní informaci o ozáření pacienta, anebo musí mít v dokumentaci ke zdroji ionizujícího záření uvedeny hodnoty, z nichž lze vypočítat tuto informaci pro všechna expoziční nastavení,
e)
zubní panoramatický
2.
instalovaný po 1. lednu 2017 musí poskytovat kvantitativní informaci o ozáření pacienta, nebo musí mít v dokumentaci ke zdroji ionizujícího záření uvedené hodnoty, z nichž lze vypočítat tuto informaci pro všechna expoziční nastavení.
(2)
Zdroj ionizujícího záření používaný při lékařském ozáření, který je zubním výpočetním tomografem, nebo kostním denzitometrem instalovaným po 1. lednu 2017, musí poskytovat kvantitativní informaci o ozáření pacienta.
§ 78
Léčebná a diagnostická aplikace radionuklidu
(1)
Při léčebné a diagnostické aplikaci radionuklidu musí být změřena aktivita otevřeného radionuklidového zdroje aplikovaného pacientovi, a to před jeho podáním.
(2)
Léčebná aplikace radionuklidu musí být prováděna v lůžkové části zdravotnického zařízení poskytovatele zdravotních služeb, speciálně upravené a vybavené pro tento účel. Tato podmínka neplatí, pokud ozáření fyzických osob žijících ve společné domácnosti s pacienty po léčebné aplikaci otevřeného radionuklidového zdroje nemůže překročit dávkovou optimalizační mez stanovenou v § 64 odst. 1 písm. a) atomového zákona. Při této léčebné aplikaci radionuklidu musí být zajištěno, aby pacient nepoužíval vlastní prádlo.
(3)
Při propuštění pacienta po léčebné aplikaci radionuklidu podle odstavce 2, musí být všechny jeho předměty osobní potřeby zkontrolovány z hlediska možného znečištění radionuklidem.
(4)
Podstupuje-li pacient léčebnou aplikaci radionuklidu, musí držitel povolení poskytnout pacientovi nebo jeho zákonnému zástupci před opuštěním zdravotnického zařízení
a)
písemnou informaci o rizicích ionizujícího záření a
b)
písemné pokyny, jak omezit dávky fyzické osoby, která přichází s pacientem do styku, na tak nízkou úroveň, jaké lze rozumně dosáhnout.
(5)
Podstupuje-li pacient diagnostickou aplikaci radionuklidu, musí držitel povolení poskytnout pacientovi před opuštěním zdravotnického zařízení písemné pokyny podle odstavce 4 písm. b) v případě, že by se ozáření fyzické osoby, která přichází s pacientem do styku, mohlo blížit hodnotám obecných limitů pro obyvatele.
(6)
Na pracovišti, na kterém se provádí léčebná nebo diagnostická aplikace radionuklidu, musí být vyvěšeno na viditelném místě sdělení o nezbytnosti oznámit před provedením lékařského ozáření pracovníkům poskytovatele zdravotních služeb těhotenství nebo kojení .
(7)
Vybavení pracoviště, na kterém se provádí léčebná nebo diagnostická aplikace radionuklidu, musí být v souladu se zvláštními potřebami a povahou tohoto lékařského ozáření .
§ 79
Obsah oznámení o podání žádosti o povolení klinického hodnocení radiofarmak
Oznámení o podání žádosti o povolení klinického hodnocení radiofarmak obsahuje skutečnosti týkající se tohoto hodnocení, které jsou důležité z hlediska radiační ochrany, zejména
a)
souhrn protokolu klinického hodnocení,
b)
specifikace radiofarmaka,
c)
informace pro pacienta, včetně způsobu ochrany ostatních osob,
d)
vzor informovaného souhlasu pacienta,
e)
informace pro osoby žijící ve společné domácnosti s účastníkem klinického hodnocení a
f)
seznam pracovišť, na kterých se klinické hodnocení bude provádět.
§ 80
Chybné ozáření pacienta
(1)
a)
ozáření vzniklé z důvodu
1.
nezáměrné události při lékařském ozáření zahrnující lidskou chybu nebo selhání přístroje, nebo
2.
jiné události při lékařském ozáření , jejíž důsledky nemohou být opomenuty z hlediska radiační ochrany ,
b)
v radioterapii
1.
2.
terapeutické ozáření jiné tkáně nebo orgánu, než bylo plánováno,
3.
aplikace celkové dávky nebo dávky na frakci, která se významně liší od indikované dávky,
4.
aplikace chybně předepsané dávky,
5.
ozáření, které způsobí, že radiobiologický efekt léčby neodpovídá původně plánovanému, způsobené přerušením nebo předčasným ukončením plánované léčby, které není způsobeno zdravotním stavem pacienta, nebo
6.
při výkonu prováděném u těhotné ženy nezáměrné ozáření zárodku nebo plodu,
c)
v nukleární medicíně
1.
aplikace jiného radiofarmaka, než bylo plánováno,
2.
aplikace aktivity výrazně odlišné od předepsané aktivity ,
3.
ozáření při záměně pacienta,
4.
aplikace aktivity nebo radiofarmaka, které byly chybně předepsány,
5.
při výkonu prováděném u těhotné ženy nezáměrné ozáření zárodku nebo plodu, nebo
6.
při výkonu prováděném u kojící ženy nezáměrné ozáření dítěte,
d)
v radiodiagnostice
1.
2.
3.
4.
při výkonu prováděném u těhotné ženy nezáměrné ozáření zárodku nebo plodu přímým svazkem a
e)
v intervenční radiologii
1.
2.
3.
4.
při výkonu prováděném u těhotné ženy nezáměrné ozáření zárodku nebo plodu přímým svazkem, nebo
5.
případ, kdy dojde ke tkáňové reakci z důvodu nesprávného provedení výkonu.
(2)
Aplikací aktivity výrazně odlišné od předepsané aktivity je v nukleární medicíně pro účely vymezení chybného ozáření u
a)
léčebné aplikace radionuklidu aplikace aktivity , která se liší od předepsané aktivity o více než 20 %, nebo
b)
diagnostické aplikace radionuklidu aplikace aktivity , která se liší od předepsané aktivity o více než 40 %.
§ 81
Radiologické události
(1)
Radiologická událost kategorie A je závažnou radiologickou událostí.
(2)
Příloha č. 23 k této vyhlášce stanoví
a)
kritéria pro zařazení radiologické události do kategorie A, B nebo C,
b)
postup pro případ výskytu radiologické události a potenciální radiologické události,
c)
obsah a dobu uchovávání záznamů z prošetření radiologické události nebo potenciální radiologické události a
d)
rozsah informování o závažné radiologické události a potenciální radiologické události a lhůty k jeho provedení.
§ 82
Stanovení distribuce dávek u obyvatelstva z lékařského ozáření
(1)
Rozsah údajů o zdravotních službách, při nichž bylo použito ionizující záření a které byly poskytovatelem zdravotních služeb vykázány a zdravotní pojišťovnou uhrazeny, poskytovaných Úřadu zdravotní pojišťovnou stanoví příloha č. 24 k této vyhlášce.
(2)
Údaje podle odstavce 1 musí být poskytovány Úřadu elektronicky ve strojově čitelném formátu.
Díl 9
Nelékařské ozáření
§ 83
Záznamy o nelékařském ozáření radiologickým zařízením
Záznamy o nelékařském ozáření radiologickým zařízením musí obsahovat
a)
identifikaci fyzické osoby, která podstupuje nelékařské ozáření ,
b)
zdůvodnění každého nelékařského ozáření ,
c)
datum a čas provedení každého nelékařského ozáření ,
d)
záznam parametrů ozáření , pomocí kterých lze odhadnout dávku z nelékařského ozáření ,
e)
identifikaci zdroje ionizujícího záření, kterým je nelékařské ozáření provedeno a
f)
informaci o provedení nelékařského ozáření bez souhlasu ozařované fyzické osoby, je-li v souladu s jiným právním předpisem takto postupováno.
§ 84
Záznamy o nelékařském ozáření jiným zdrojem ionizujícího záření
Záznamy o nelékařském ozáření jiným zdrojem ionizujícího záření musí obsahovat
a)
identifikaci fyzické osoby, která podstupuje nelékařské ozáření ,
b)
věk a pohlaví fyzické osoby, která podstupuje nelékařské ozáření ,
c)
zdůvodnění každého nelékařského ozáření ,
d)
informaci o případu, kdy fyzická osoba, která měla nelékařské ozáření podstoupit, jej odmítla,
e)
datum a čas provedení každého nelékařského ozáření ,
f)
záznam parametrů ozáření , pomocí kterých lze odhadnout dávku z nelékařského ozáření ,
g)
identifikaci zdroje ionizujícího záření, kterým je nelékařské ozáření provedeno,
h)
porovnání dávky z nelékařského ozáření s dávkovou optimalizační mezí a
i)
informaci o provedení nelékařského ozáření bez souhlasu ozařované fyzické osoby, je-li v souladu s jiným právním předpisem takto postupováno.
Díl 10
Radiační ochrana při činnosti související se získáváním radioaktivního nerostu
§ 85
Pracoviště s činností související se získáváním radioaktivního nerostu
(1)
Při činnosti související se získáváním radioaktivního nerostu musí být radiační ochrana zajištěna vymezením
a)
1.
odkališti,
2.
dekontaminační stanici,
3.
čistírně důlních vod a
4.
čistírně průmyslových odpadních vod z pracoviště, které je součástí technologie úpravy radioaktivních nerostů, a
b)
1.
na podzemním pracovišti, kde je dobýván radioaktivní nerost,
2.
na technologickém celku na povrchu navazujícím na úvodní důlní dílo, kde je dobýván radioaktivní nerost,
3.
v sušárně uranového koncentrátu,
4.
ve skladu uranového koncentrátu a
5.
v technologicky ucelené části chemické úpravny uranové rudy.
(2)
Při vymezení sledovaného pásma a kontrolovaného pásma podle odstavce 1 a při zajišťování radiační ochrany v nich musí být postupováno obdobně podle § 46 až 51.
§ 86
Zvláštní požadavky na zajištění radiační ochrany při činnosti související se získáváním radioaktivního nerostu
Kontrola povrchové kontaminace fyzické osoby při opuštění kontrolovaného pásma pracoviště, kde jsou vykonávány činnosti související se získáváním radioaktivního nerostu, podle § 47 písm. e) se neprovádí.
Díl 11
Přírodní zdroje ionizujícího záření
§ 87
Pracoviště s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu
Pracovištěm s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu je pracoviště, na kterém se provádí
a)
těžba, transport produktovody nebo zpracování ropy a plynu,
b)
těžba uhlí,
c)
těžba rud,
d)
zpracování niobové nebo tantalové rudy,
e)
zpracování suroviny obsahující vzácnou zeminu,
f)
primární výroba železa,
g)
tavení cínu, olova nebo mědi,
h)
výroba cementu, včetně údržby slínkových pecí,
i)
výroba fosfátových hnojiv, výroba kyseliny fosforečné nebo termická výroba fosforu,
j)
výroba pigmentu na bázi oxidu titaničitého,
k)
zpracování zirkonu nebo zirkonia,
l)
výroba, zpracování nebo užití materiálů s obsahem thoria a uranu,
m)
spalování uhlí v zařízení s tepelným výkonem nad 5 MW, včetně údržby kotlů,
n)
získávání geotermální energie,
o)
provoz zařízení na úpravu vlastností podzemní vody nebo nakládání s vodárenskými kaly z úpravy vody z podzemního zdroje,
p)
nakládání s materiálem, u kterého bylo prokázáno, že obsah přírodního radionuklidu v něm přesahuje některou z uvolňovacích úrovní stanovených v § 105 nebo zvyšuje příkon prostorového dávkového ekvivalentu o více než 0,5 µSv/h,
q)
hornická činnost v podzemí,
r)
činnost prováděná hornickým způsobem v podzemí, nebo
s)
činnost související s nakládáním s těžebním odpadem.
§ 88
Stanovení osobních dávek pracovníka na pracovišti s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření
(1)
Způsob měření za účelem stanovení osobních dávek
a)
pracovníka, který nakládá s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu na pracovišti s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu, musí zahrnovat
1.
měření příkonu prostorového dávkového ekvivalentu ,
2.
měření průměrných objemových aktivit radionuklidů v ovzduší,
3.
měření povrchové kontaminace na pracovišti a
4.
evidenci doby pobytu, nebo
b)
pracovníka, který je členem letecké posádky na palubě letadla při letu ve výšce nad 8 km, musí zahrnovat stanovení
1.
míry účasti pracovníka na jednotlivých letech,
2.
letových charakteristik a
3.
parametrů důležitých pro výpočet efektivní dávky , a to opakovaně za každý kalendářní rok.
(2)
Na pracovišti s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu musí být provedeno měření k posouzení, zda jsou překročeny úrovně
a)
300 Bq/m3 pro průměrnou objemovou aktivitu radonu v ovzduší při výkonu práce, nebo
b)
1 mSv za rok pro efektivní dávku , která nezahrnuje dávku obdrženou z ozáření z přírodního pozadí a z ozáření radonem a z produktů jeho přeměny.
(3)
Na pracovišti s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu, na kterém nebylo zjištěno překročení úrovně podle odstavce 2, nemusí být prováděno stanovování osobních dávek pracovníka, nedochází-li ke změně pracovních podmínek, výrobních postupů nebo surovin.
(4)
Na pracovišti s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu, na kterém je zjištěno překročení úrovně podle odstavce 2, musí být provedena optimalizace radiační ochrany a provedeno měření po optimalizaci za účelem stanovení osobní dávky pracovníka při pobytu na pracovišti.
(5)
Pokud po provedení optimalizace radiační ochrany může na pracovišti ozáření pracovníka překročit efektivní dávku 6 mSv za rok, musí být osobní dávky pracovníka na pracovišti stanovovány opakovaně v každém kalendářním roce.
(6)
Stanovení osobních dávek pracovníka nemusí být opakovaně v každém kalendářním roce prováděno na pracovišti s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu, nedochází-li ke změně pracovních podmínek, výrobních postupů nebo surovin a pokud měřením podle odstavce 4 nebyla zjištěna možnost překročení
a)
6 mSv za rok pro efektivní dávku, nebo
b)
1 třetiny limitů stanovených na kalendářní rok v § 4 odst. 1 písm. a) až d).
(7)
V případě práce na více pracovištích s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu musí být efektivní dávky pracovníka sčítány.
(8)
Dávkové konverzní faktory pro stanovení efektivní dávky jsou uvedeny v příloze č. 30 k této vyhlášce.
§ 89
Informace o pracovišti s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření a jejich předávání Úřadu
(1)
Údaje získané měřením podle § 88 odst. 2 a údaje o stanovených osobních dávkách musí být uchovávány po celou dobu trvání pracovní činnosti pracovníka a dále do doby, kdy pracovník dosáhne nebo by dosáhl 75 let věku, nejméně však po dobu 30 let po ukončení pracovní činnosti.
(2)
Údaje podle odstavce 1 a informace o překročení hodnot podle § 88 odst. 2 a odst. 5 písm. b) musí být Úřadu oznamovány do 1 měsíce od jejich získání, a to prostřednictvím držitele povolení podle § 9 odst. 2 písm. h) bodu 2 atomového zákona.
(3)
Úřadu musí být o pracovišti s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření oznamovány následující informace:
a)
identifikační údaje osoby vykonávající činnost, při které je provozováno pracoviště,
b)
název a adresa pracoviště,
c)
d)
údaje o surovině používané na pracovišti a popis technologie používané na pracovišti,
e)
popis pracoviště, organizace, způsobu a režimu práce a doby pobytu pracovníka na pracovišti,
f)
způsob uvolňování radioaktivní látky z pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření,
g)
údaj o tom, zda je uvolňovaná radioaktivní látka používána k výrobě stavebního materiálu, a
h)
popis optimalizace radiační ochrany na pracovišti, popis opatření přijatých k zajištění radiační ochrany a popis zajištění požadavků podle § 94 odst. 2 atomového zákona na pracovišti.
(4)
Informace podle odstavce 3 musí být Úřadu oznamovány poprvé před zahájením provozu pracoviště a dále při každé jejich změně.
(5)
Informace podle odstavce 3 musí být uchovávány nejméně po dobu 30 let od ukončení provozu pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření.
§ 90
Optimalizace radiační ochrany na pracovišti s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření
(1)
Optimalizace radiační ochrany na pracovišti s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření musí být prováděna při překročení úrovně podle § 88 odst. 2. V rámci optimalizace musí být zpracována optimalizační analýza obsahující varianty řešení a vybrána a uplatněna nejvhodnější varianta ke snížení ozáření z přírodního zdroje záření.
(2)
Opatřeními k provedení optimalizace radiační ochrany podle odstavce 1 jsou zejména
a)
změna
1.
používaných surovin,
2.
technologie, nebo
3.
organizace, způsobu nebo režimu práce a
b)
úprava pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření, včetně úpravy ventilace.
§ 91
Uvolňování radioaktivní látky z pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření
(1)
Měření a hodnocení obsahu radionuklidů v radioaktivní látce uvolňované z pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření musí být prováděno v případě pracoviště s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu zejména u
a)
usazenin,
b)
kalů,
c)
použitých filtrů,
d)
odpadů a odpadní vody uvolňované mimo pracoviště a
e)
materiálů z tohoto pracoviště určených k opakovanému použití nebo recyklaci.
(2)
Měření a hodnocení podle odstavce 1 musí být prováděno poprvé při zahájení provozu tohoto pracoviště a poté při změně, která by mohla ovlivnit obsah radionuklidů v radioaktivní látce, nejméně jednou za 12 měsíců.
(3)
Nepřekročí-li výsledky měření v 5 po sobě jdoucích letech uvolňovací úrovně stanovené v § 105, nebo dojde-li ke změně, která by mohla ovlivnit obsah radionuklidů v radioaktivní látce, měření a hodnocení podle odstavce 1 musí být dále prováděno alespoň jednou za 5 let.
(4)
Vnitřní předpis pro nakládání s radioaktivní látkou uvolňovanou z pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření musí obsahovat
a)
výčet radioaktivních látek vyskytujících se na pracovišti, včetně údajů o obsahu radionuklidů v nich,
b)
popis nakládání s radioaktivní látkou na pracovišti, včetně způsobu její likvidace nebo uvolnění z pracoviště,
c)
pokyny pro bezpečné nakládání s radioaktivní látkou na pracovišti a
d)
postupy evidence množství radioaktivní látky .
(5)
Protokoly s výsledky měření a hodnocení podle odstavce 1 musí být Úřadu předávány do 1 měsíce od jejich získání.
(6)
Protokoly s výsledky měření a hodnocení podle odstavce 1 musí být uchovávány po dobu 5 let od ukončení provozu pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření.
HLAVA III
EXISTUJÍCÍ EXPOZIČNÍ SITUACE
§ 92
Pracoviště s možným zvýšeným ozářením z radonu
Podmínky pro zařazení pracoviště umístěného v podzemním nebo prvním nadzemním podlaží budovy mezi pracoviště s možným zvýšeným ozářením z radonu stanoví příloha č. 25 k této vyhlášce.
§ 93
Efektivní dávka pracovníka na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu
(1)
Na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu musí být prováděno měření k posouzení, zda je překročena referenční úroveň 300 Bq/m3 pro průměrnou objemovou aktivitu radonu v době pobytu pracovníka na pracovišti.
(2)
Na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu, na kterém bylo zjištěno překročení referenční úrovně podle odstavce 1, musí být provedena optimalizace radiační ochrany a měření po optimalizaci za účelem stanovení efektivní dávky pracovníka.
(3)
Na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu, na kterém nebylo zjištěno překročení referenční úrovně podle odstavce 1 nebo na kterém nebyla měřením po optimalizaci podle odstavce 2 zjištěna možnost překročení hodnoty efektivní dávky pracovníka 6 mSv za 12 měsíců, nemusí být v následujících letech měření a stanovení efektivní dávky prováděno, nedošlo-li
a)
ke změně
1.
pracovních podmínek,
2.
organizace nebo režimu práce, nebo
b)
k úpravě pracoviště, včetně změny ventilace.
(4)
Na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu, na kterém byla měřením po optimalizaci podle odstavce 2 zjištěna možnost překročení hodnoty efektivní dávky pracovníka 6 mSv za 12 měsíců, musí být měření a stanovení efektivní dávky prováděno opakovaně v každém kalendářním roce.
(5)
Dávkové konverzní faktory pro stanovení efektivní dávky pracovníka jsou uvedeny v příloze č. 30 k této vyhlášce.
§ 94
Informace o pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu a jejich předávání Úřadu
(1)
Údaje získané měřením podle § 93 odst. 1 a údaje o stanovených efektivních dávkách pracovníků na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu musí být uchovávány po dobu trvání pracovní činnosti pracovníka a dále do doby, kdy pracovník dosáhne nebo by dosáhl 75 let věku, nejméně však po dobu 30 let po ukončení pracovní činnosti.
(2)
Údaje podle odstavce 1 a informace o překročení hodnot podle § 93 odst. 1 a 2 musí být Úřadu oznamovány do jednoho měsíce od jejich získání, a to prostřednictvím držitele povolení podle § 9 odst. 2 písm. h) bodu 2 atomového zákona.
(3)
Úřadu musí být o pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu oznamovány následující informace:
a)
identifikační údaje osoby vykonávající činnost, při které je provozováno pracoviště,
b)
název a adresa pracoviště,
c)
typ pracoviště podle § 96 odst. 1 atomového zákona,
d)
popis pracoviště, organizace, způsobu a režimu práce, ventilačních poměrů a doby pobytu pracovníka na pracovišti,
e)
popis optimalizace radiační ochrany na pracovišti a
f)
v případě, že je splněna podmínka podle § 97 odst. 1 atomového zákona, popis opatření přijatých k zajištění radiační ochrany a popis zajištění požadavků podle § 97 odst. 2 atomového zákona na pracovišti.
(4)
Informace podle odstavce 3 musí být Úřadu oznamovány poprvé před zahájením provozu pracoviště s možným zvýšeným ozářením z radonu a dále při každé jejich změně.
(5)
Informace podle odstavce 3 musí být uchovávány po dobu 30 let od ukončení provozu pracoviště s možným zvýšeným ozářením z radonu .
§ 95
Optimalizace radiační ochrany na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu
(1)
Optimalizace radiační ochrany na pracovišti s možným zvýšeným ozářením z radonu musí být prováděna při překročení referenční úrovně podle § 93 odst. 1. V rámci optimalizace radiační ochrany musí být zpracována optimalizační analýza obsahující varianty řešení a vybrána a uplatněna nejvhodnější varianta opatření ke snížení objemové aktivity radonu, která musí splňovat tyto požadavky:
a)
její provedení dokáže zajistit pokles objemové aktivity radonu,
b)
je na pracovišti realizovatelná a
c)
nemůže zhoršit stavebně technický stav pracoviště.
(2)
Opatřeními k provedení optimalizace radiační ochrany podle odstavce 1 jsou zejména
a)
stavebně technická opatření,
b)
zvýšená výměna vzduchu a
c)
změna organizace nebo režimu práce.
§ 96
Radonový index pozemku
(1)
Ke stanovení radonového indexu pozemku musí být
a)
používán reprezentativní soubor měření objemové aktivity 222Rn v půdním vzduchu,
b)
posouzena plynopropustnost základových půd a
c)
používány místní a obecné charakteristiky geologického podloží ovlivňující směr a rychlost pohybu radonu v základových půdách.
(2)
Stanovení radonového indexu pozemku musí být vyhodnocováno na základě společného vyhodnocení
a)
statistické charakteristiky objemové aktivity radonu v půdním vzduchu a
b)
charakteristiky plynopropustnosti zjištěné měřením nebo posouzením na základě odborné zkušenosti a znalosti.
(3)
Způsob vyhodnocení výsledků pro stanovení radonového indexu pozemku stanoví příloha č. 26 k této vyhlášce.
(4)
a)
zjištěná objemová aktivita radonu v půdním vzduchu menší než
1.
10 kBq/m3 u vysoce propustných základových půd,
2.
20 kBq/m3 u středně propustných základových půd, nebo
3.
30 kBq/m3 u nízko propustných základových půd, nebo
b)
číselná hodnota radonového indexu pozemku zjištěná měřením menší než 10.
(5)
a)
zjištěná objemová aktivita radonu v půdním vzduchu
1.
větší než 10 kBq/m3 a menší než 30 kBq/m3 u vysoce propustných základových půd,
2.
větší než 20 kBq/m3 a menší než 70 kBq/m3 u středně propustných základových půd, nebo
3.
větší než 30 kBq/m3 a menší než 100 kBq/m3 u nízko propustných základových půd, nebo
b)
číselná hodnota radonového indexu pozemku zjištěná měřením větší než 10 a menší než 35.
(6)
a)
zjištěná objemová aktivita radonu v půdním vzduchu větší než
1.
30 kBq/m3 u vysoce propustných základových půd,
2.
70 kBq/m3 u středně propustných základových půd, nebo
3.
100 kBq/m3 u nízko propustných základových půd, nebo
b)
číselná hodnota radonového indexu pozemku zjištěná měřením větší než 35.
§ 97
Ochrana fyzické osoby před přírodním ozářením ve stavbě
(1)
a)
300 Bq/m3 pro objemovou aktivitu radonu ve vnitřním ovzduší obytné nebo pobytové místnosti; tato hodnota se vztahuje na průměrnou hodnotu při výměně vzduchu obvyklé při užívání, nebo
b)
1 µSv/h pro maximální příkon prostorového dávkového ekvivalentu v obytné nebo pobytové místnosti ve výšce 1 m nad podlahou a vzdálenosti 0,5 m od stěny.
(2)
Hodnota ročního průměru objemové aktivity radonu ve vzduchu, při jejímž překročení je vlastník budovy s obytnou nebo pobytovou místností povinen provést opatření, která snižují míru ozáření , je 3 000 Bq/m3.
(3)
Při překročení referenční úrovně podle odstavce 1 musí vlastník budovy posoudit účelnost opatření spočívajících zejména v
a)
úpravě způsobu užívání budovy, včetně úpravy ventilace, nebo
b)
provedení stavebních nebo technologických ozdravných opatření.
(4)
Při postupu podle odstavce 3 musí vlastník budovy
a)
přiměřeně používat postupy optimalizace radiační ochrany podle § 66 odst. 1, odst. 2 písm. c) a odst. 5 atomového zákona a
b)
využívat informace o zdroji radonu a jeho závažnosti v dané situaci a dostupných typech opatření ke snížení koncentrace radonu v budově, včetně nákladů na ně.
Ochrana před radionuklidy ve vodě
§ 98
(1)
Nejvyšší přípustnou hodnotu objemové aktivity radonu a tritia v pitné vodě pro veřejnou potřebu a pro dodávání balené vody na trh stanoví příloha č. 27 k této vyhlášce.
(2)
Referenční úrovně obsahu radionuklidů v pitné vodě pro veřejnou potřebu a pro dodávání balené vody na trh stanoví příloha č. 27 k této vyhlášce.
(3)
Způsob a rozsah systematického měření a hodnocení obsahu radionuklidů ve vodě stanoví příloha č. 27 k této vyhlášce.
(4)
Systematické měření a hodnocení obsahu radionuklidů ve vodě musí být prováděno ve vodě z podzemního zdroje a ve směsi vody z podzemního zdroje a vody povrchové
a)
poprvé před zahájením dodávání pitné vody pro veřejnou potřebu,
b)
poprvé před zahájením dodávání balené vody na trh v České republice a
c)
následně pravidelně v průběhu dodávání pitné vody pro veřejnou potřebu nebo balené vody na trh v České republice.
(5)
Systematické měření a hodnocení obsahu umělých radionuklidů ve vodě musí být prováděno, byla-li pro výrobu pitné vody použita voda z povrchového nebo podzemního vodního zdroje ovlivněného výpustí z pracoviště s energetickým jaderným zařízením.
(6)
Četnost systematického měření a hodnocení obsahu radionuklidů ve vodě stanoví příloha č. 27 k této vyhlášce.
(7)
V rámci systematického měření a hodnocení obsahu radionuklidů ve vodě musí být provedeno stanovení indikativní dávky, dojde-li k překročení vyšetřovací úrovně celkové objemové aktivity alfa, vyšetřovací úrovně objemové aktivity 137Cs nebo celkové objemové aktivity beta. Vyšetřovací úrovně stanoví příloha č. 27 k této vyhlášce.
(8)
Stanovení indikativní dávky podle odstavce 7 musí být v případě přírodních radionuklidů provedeno s využitím výsledků doplňujícího rozboru. Postup doplňujícího rozboru stanoví příloha č. 27 k této vyhlášce.
§ 99
(1)
Není-li vyšetřovací úroveň celkové objemové aktivity alfa překročena a překročení vyšetřovací úrovně celkové objemové aktivity beta je způsobeno pouze přítomností 40K, indikativní dávka podle § 98 odst. 7 nemusí být stanovována a její referenční úroveň se považuje za nepřekročenou.
(2)
Systematické měření obsahu přírodních radionuklidů ve vodě může být provedeno v rozsahu základního rozboru, bylo-li
a)
zjištěno, že referenční úroveň indikativní dávky není překročena, nebo
b)
(3)
Rozsah základního rozboru podle odstavce 2 stanoví příloha č. 27 k této vyhlášce.
(4)
Nepřekročí-li výsledky v 5 po sobě jdoucích letech referenční úrovně stanovené v § 98 odst. 2, systematické měření a hodnocení obsahu přírodních radionuklidů ve vodě musí být dále prováděno, jen dojde-li ke změně, která by mohla ovlivnit obsah přírodních radionuklidů ve vodě, s výjimkou úpravy vody ke snížení obsahu přírodních radionuklidů.
(5)
Systematické měření a hodnocení obsahu radionuklidů v pitné vodě musí být prováděno
a)
u vody dodávané z vodovodní sítě na místě, kde voda vytéká z kohoutku,
b)
u vody dodávané z cisterny na místě jejího výtoku z cisterny,
c)
u vody stáčené do láhve nebo kontejneru, které jsou určeny k prodeji, na místě plnění do láhve nebo kontejneru a
d)
u vody používané k přípravě potravin v potravinářském podniku na místě, kde se voda v tomto podniku používá.
(6)
Vzorky vody musí být pro systematické měření a hodnocení obsahu radionuklidů ve vodě odebírány tak, aby byly reprezentativní pro
a)
vodu dodávanou během celého kalendářního roku a pro celou vodou zásobovanou oblast a
b)
veškerou vyrobenou vodu stáčenou do lahví nebo kontejnerů.
(7)
Pokud je ve vodě zjištěno překročení ukazatele objemové aktivity tritia 100 Bq/l, musí být provedeno měření objemové aktivity radionuklidů emitujících záření gama.
§ 100
Údaje vztahující se k ochraně před radionuklidy ve vodě a jejich oznamování Úřadu
(1)
Evidence výsledků měření obsahu radionuklidů ve vodě a dalších údajů musí v případě dodávání pitné vody pro veřejnou potřebu zahrnovat
a)
jméno, popřípadě jména, příjmení, datum narození a adresu místa pobytu, identifikační číslo, bylo-li přiděleno, fyzické osoby, která je dodavatelem vody,
b)
název, sídlo nebo adresu umístění organizační složky na území České republiky, byla-li zřízena, identifikační číslo, bylo-li přiděleno, právnické osoby, která je dodavatelem vody,
c)
název vodovodu a identifikační číslo provozní evidence,
d)
identifikační údaje o zdroji vody,
e)
údaje o vydatnosti zdroje vody a roční objem dodané vody,
f)
výčet zásobovaných obcí a počet zásobovaných obyvatel,
g)
údaje o úpravě vody,
h)
i)
údaje o místě, datu a způsobu odběru vzorků,
j)
protokoly s výsledky měření vzorků a
k)
evidenční číslo držitele povolení, který provádí měření.
(2)
Evidence výsledků měření obsahu radionuklidů ve vodě a dalších údajů musí v případě dodávání balené vody na trh v České republice zahrnovat
a)
identifikační údaje v rozsahu podle odstavce 1 písm. a) a b)
1.
výrobce balené vody a
2.
dovozce balené vody,
b)
označení a druh balené vody,
c)
identifikační údaje o zdroji vody,
d)
roční objem výroby nebo dovozu balené vody,
e)
údaje o úpravě vody,
f)
g)
údaje o místě, datu a způsobu odběru vzorků,
h)
protokoly s výsledky měření vzorků a
i)
evidenční číslo držitele povolení, který provádí měření.
(3)
Údaje podle odstavců 1 a 2 musí být uchovávány po dobu 5 let od ukončení dodávání pitné vody pro veřejnou potřebu nebo uvádění balené vody na trh v České republice.
(4)
Údaje podle odstavců 1 a 2 musí být oznamovány Úřadu
a)
poprvé před zahájením dodávání pitné vody pro veřejnou potřebu nebo dodávání balené vody na trh v České republice a
b)
v případě každé změny v evidovaném údaji.
(5)
Údaje o ukončení dodávání pitné vody pro veřejnou potřebu nebo dodávání balené vody na trh v České republice musí být oznamovány Úřadu neprodleně.
§ 101
Optimalizace radiační ochrany při dodávání pitné vody pro veřejnou potřebu a dodávání balené vody na trh v České republice
Při přijímání opatření podle § 100 odst. 2 písm. c) a d) atomového zákona musí dodavatel vody a výrobce a dovozce balené vody zohlednit účelnost těchto opatření. Těmito opatřeními jsou zejména:
a)
výběr jiného zdroje vody,
b)
v případě dovozu balené vody dovoz obdobné balené vody s nižším obsahem radionuklidu,
c)
instalace zařízení ke snížení obsahu přírodního radionuklidu, nebo
d)
mísení vody z několika zdrojů.
§ 102
Ochrana před přírodními radionuklidy ve stavebním materiálu
(1)
Výčet stavebních materiálů podle § 9 odst. 2 písm. j) atomového zákona stanoví příloha č. 28 k této vyhlášce.
(2)
(3)
Index hmotnostní aktivity I je bezrozměrná veličina určená vztahem
I=aK/3 000 Bq.kg-1 + aRa/300 Bq.kg-1 + aTh/200 Bq.kg-1
na základě hmotnostních aktivit vyjádřených v Bq.kg-1 radionuklidů 40K, 226Ra a 232Th.
(4)
Hodnota indexu hmotnostní aktivity pro stavební materiál je 1. Při překročení této hodnoty se má referenční úroveň podle odstavce 2 za překročenou.
(5)
Systematické měření a hodnocení obsahu přírodních radionuklidů ve stavebním materiálu musí být prováděno stanovením indexu hmotnostní aktivity
a)
poprvé před uvedením stavebního materiálu na trh a
b)
nejméně jednou za kalendářní rok.
(6)
Efektivní dávka reprezentativní osoby z užívání stavebního materiálu ze zevního ozáření zářením gama musí být stanovena z výsledků měření hmotnostních aktivit 40K, 226Ra a 232Th zjištěných podle odstavce 5 a hodnocena porovnáním s referenční úrovní podle odstavce 2.
(7)
Je-li stavebním materiálem nebo jeho součástí radioaktivní látka s porušenou rovnováhou dlouhodobých přírodních radionuklidů uvolňovaná z pracoviště s materiálem se zvýšeným obsahem přírodního radionuklidu, stanovení indexu hmotnostní aktivity musí být nahrazeno měřením podle § 95 odst. 1 písm. b) atomového zákona. Výsledky tohoto měření musí být hodnoceny porovnáním s referenční úrovní podle odstavce 2. Efektivní dávka reprezentativní osoby z užívání stavebního materiálu ze zevního ozáření zářením gama musí být stanovena z výsledků tohoto měření a hodnocena porovnáním s referenční úrovní podle odstavce 2.
§ 103
Údaje vztahující se k ochraně před přírodními radionuklidy ve stavebním materiálu a jejich oznamování Úřadu
(1)
Evidence výsledků měření obsahu přírodních radionuklidů ve stavebním materiálu a dalších údajů musí zahrnovat
a)
jméno, popřípadě jména, příjmení, datum narození a adresu místa pobytu, identifikační číslo, bylo-li přiděleno, fyzické osoby, která je výrobcem nebo dovozcem stavebního materiálu,
b)
název, sídlo nebo adresu umístění organizační složky na území České republiky, byla-li zřízena, identifikační číslo, bylo-li přiděleno, právnické osoby, která je výrobcem nebo dovozcem stavebního materiálu,
c)
označení nebo typ stavebního materiálu a surovin pro jeho výrobu a údaj o jejich původu,
d)
údaj o ročním objemu výroby nebo dovozu stavebního materiálu,
e)
údaj o původu dováženého stavebního materiálu,
f)
údaje charakterizující rozsah a způsob použití stavebního materiálu ve stavbách,
g)
údaj o místu, datu a způsobu odběru vzorků,
h)
protokoly s výsledky měření vzorků a
i)
evidenční číslo držitele povolení, který provádí měření.
(2)
Údaje podle odstavce 1 musí být uchovávány nejméně po dobu 5 let od ukončení dodávání stavebního materiálu na trh v České republice.
(3)
Údaje podle odstavce 1 písm. a) až f) musí být oznamovány Úřadu
a)
poprvé před dodáním stavebního materiálu na trh v České republice a
b)
v případě každé změny v evidovaném údaji.
(4)
Údaj o ukončení dodávání stavebního materiálu na trh v České republice musí být oznamován Úřadu neprodleně.
HLAVA IV
UVOLŇOVÁNÍ
§ 104
Uvolňovací úrovně pro pracoviště se zdroji ionizujícího záření
(1)
Uvolňovací úrovně pro pracoviště se zdroji ionizujícího záření se považují za překročené
a)
při uvolňování předmětu nebo pevné látky, pokud
1.
v uvolňovaném předmětu nebo v uvolňovaném množství pevné látky je součet podílů průměrných hmotnostních aktivit jednotlivých radionuklidů a jejich uvolňovacích úrovní hmotnostní aktivity větší než 1; uvolňovací úrovně hmotnostní aktivity stanoví příloha č. 7 k této vyhlášce, nebo
2.
kdekoliv na ploše 300 cm2 povrchu uvolňovaného předmětu je povrchová kontaminace vyšší než uvolňovací úrovně plošné aktivity ; uvolňovací úrovně plošné aktivity stanoví příloha č. 7 k této vyhlášce,
b)
při vypouštění odpadních vod do povrchových vod, pokud součet součinů průměrných objemových aktivit jednotlivých vypouštěných radionuklidů a jejich maximálních konverzních faktorů hing pro příjem požitím dospělým jednotlivcem z obyvatelstva je větší než 0,1 mSv/m3; maximální konverzní faktor hing pro příjem požitím dospělým jednotlivcem z obyvatelstva stanoví příloha č. 3 k této vyhlášce,
c)
při vypouštění odpadních vod do kanalizace pro veřejnou potřebu, pokud součet součinů průměrných objemových aktivit jednotlivých vypouštěných radionuklidů a jejich maximálních konverzních faktorů hing pro příjem požitím dospělým jednotlivcem z obyvatelstva je větší než 10 mSv/m3; v případě průběžného vypouštění se posuzují průměrné denní objemové aktivity a v případě jednorázového vypouštění průměrné objemové aktivity vztažené k celkovému vypuštěnému objemu,
d)
při vypouštění radionuklidů do ovzduší, pokud součet součinů průměrných objemových aktivit jednotlivých vypouštěných radionuklidů a jejich konverzních faktorů hinh pro příjem vdechnutím dospělým jednotlivcem z obyvatelstva podle přílohy č. 3 k této vyhlášce je větší než 0,1 µSv/m3; konverzní faktor hinh pro příjem vdechnutím dospělým jednotlivcem z obyvatelstva stanoví příloha č. 3 k této vyhlášce,
e)
při ukládání na skládky odpadu, pokud
1.
v uvolňovaném předmětu nebo uvolňované pevné látce je součet podílů průměrných hmotnostních aktivit jednotlivých radionuklidů a jejich uvolňovacích úrovní hmotnostní aktivity větší než 1, nebo
2.
příkon prostorového dávkového ekvivalentu ve vzdálenosti 1 m od povrchu skládky je v místě uložení na skládce větší než 0,4 µSv/h, a
f)
při spalování ve spalovně, pokud
1.
spalné plyny vypouštěné do ovzduší překračují uvolňovací úrovně podle písmene d), nebo
2.
popel vzniklý spálením překračuje uvolňovací úrovně podle písmene a) nebo e).
(2)
Průměrná hmotnostní aktivita podle odstavce 1 písm. a) a e) se vztahuje na jednotlivý uvolňovaný předmět nebo na uvolňované množství homogenní pevné látky. Uvolňované množství pevné látky se považuje za homogenní, pokud hustota pevné látky se v žádné části objemu neliší od její průměrné hustoty o více než 30 % a hmotnostní aktivita pevné látky se v žádné části objemu neliší od její průměrné hmotnostní aktivity o více než 30 %.
(3)
Průměrná objemová aktivita uvolňovaného množství kapalné nebo plynné látky podle odstavce 1 písm. b) až d) musí být určována z reprezentativního vzorku látky odebraného před jejím uvolněním nebo odebíraného během uvolňování.
§ 105
Uvolňovací úrovně pro pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření
(1)
Uvolňovací úrovně pro uvolňování pevných materiálů z pracoviště s možností zvýšeného ozáření z přírodního zdroje záření, včetně jejich ukládání na skládky odpadu, uvolňování k opakovanému použití, recyklaci nebo spalování, jsou
a)
hmotnostní aktivita přírodních radionuklidů z řady 238U 1 kBq/kg,
b)
hmotnostní aktivita přírodních radionuklidů z řady 232Th 1 kBq/kg, nebo
c)
hmotnostní aktivita 40K 10 kBq/kg.
(2)
Uvolňovací úrovně podle odstavce 1 se nepovažují za překročené, pokud průměrná hmotnostní aktivita žádného radionuklidu není větší než hodnota uvolňovací úrovně.
(3)
Uvolňovací úrovně pro vypouštění odpadních vod a důlních vod do vod povrchových jsou
a)
průměrná celková objemová aktivita alfa ve všech látkách 0,5 Bq/l a
b)
průměrná celková objemová aktivita beta po odečtení příspěvku 40K ve všech látkách 1 Bq/l.
(4)
Uvolňovací úrovně podle odstavce 3 se nepovažují za překročené, pokud průměrná objemová aktivita alfa nebo průměrná objemová aktivita beta po odečtení příspěvku 40K není větší než hodnota uvolňovací úrovně.
(5)
Uvolňovací úrovně pro vypouštění odpadních vod a důlních vod do kanalizace pro veřejnou potřebu jsou
a)
průměrná celková objemová aktivita alfa ve všech látkách 50 Bq/l a
b)
průměrná celková objemová aktivita beta po odečtení příspěvku 40K ve všech látkách 100 Bq/l.
(6)
Uvolňovací úrovně podle odstavce 5 se nepovažují za překročené, pokud průměrná objemová aktivita alfa a průměrná objemová aktivita beta po odečtení příspěvku 40K není větší než hodnota uvolňovací úrovně.
(7)
Průměrné hodnoty podle odstavců 1, 3 a 5 se vztahují na množství uvolňovaných materiálů, ve kterých lze hmotnostní nebo objemovou aktivitu považovat za homogenní.
HLAVA V
NEHODOVÉ EXPOZIČNÍ SITUACE
§ 106
Referenční úrovně pro nehodové expoziční situace
§ 107
Ochranná opatření v nehodové expoziční situaci
(1)
Při zdůvodnění a optimalizaci v rámci rozhodování o zavedení ochranných opatření v nehodové expoziční situaci musí být zohledněny
a)
okolnosti ovlivňující proveditelnost ochranných opatření, zejména
1.
hustota obyvatel,
2.
dopravní situace,
3.
existence velkých sídelních jednotek,
4.
doba potřebná k přípravě evakuace obyvatel, nebo
5.
aktuální meteorologická situace,
b)
velikost ozáření fyzických osob, které by bylo odvráceno zavedením ochranného opatření, a
c)
důsledky zaváděných ochranných opatření.
(2)
Neodkladná ochranná opatření musí být zavedena vždy, jestliže by absorbované dávky v orgánech mohly v průběhu méně než 2 dnů u kterékoli fyzické osoby překročit úrovně stanovené přílohou č. 29 k této vyhlášce.
(3)
Odůvodněným neodkladným ochranným opatřením je
a)
ukrytí, pokud odvrácená efektivní dávka je větší než 10 mSv za období ukrytí trvající nejdéle 2 dny,
b)
jódová profylaxe, pokud
1.
hrozí vnitřní kontaminace radioaktivním jódem a
2.
odvrácený úvazek ekvivalentní dávky ve štítné žláze způsobený radioizotopy jódu je větší než 100 mSv,
c)
evakuace, pokud součet efektivní dávky dosud obdržené v nehodové expoziční situaci se započtením účinku již realizovaných ochranných opatření a efektivní dávky, která by mohla být odvrácena evakuací na 7 dní, je větší než 100 mSv ,
d)
zákaz konzumace a distribuce místně produkovaných nebo nijak nechráněných potravin v oblastech dotčených radiační havárií na dobu nezbytně nutnou pro stanovení konkrétních podmínek jejich konzumace a distribuce v dané nehodové situaci, nebo
e)
zákaz distribuce a uvádění na trh výrobků nacházejících se v oblastech dotčených radiační havárií na dobu nezbytně nutnou pro stanovení konkrétních podmínek jejich distribuce a uvádění na trh v dané nehodové situaci.
(4)
Odůvodněným následným ochranným opatřením je
a)
omezení používání radionuklidy kontaminovaných potravin, vody a krmiv, pokud odvrácený roční úvazek efektivní dávky je větší než 1 mSv, přičemž platí, že pokud lze oblasti dotčené radiační havárií, kde na základě vyhodnocení radiační situace mohou nadále za stanovených podmínek pobývat fyzické osoby, zásobovat nekontaminovanými potravinami, vodou a krmivy, upřednostní se tato možnost, a
b)
přesídlení obyvatel, nelze-li zajistit efektivní dávku obyvatel při návratu na zasažené území menší než 20 mSv za období následujících 12 měsíců.
(5)
Při rozhodování o odvolání zavedených ochranných opatření musí být zohledněno ozáření , ke kterému by došlo po odvolání ochranných opatření.
(6)
Odůvodněným je odvolání ochranného opatření ukrytí, evakuace a přesídlení obyvatel, bude-li efektivní dávka za období následujících 12 měsíců po odvolání ochranného opatření menší než 20 mSv.
(7)
Při současném výskytu nehodové expoziční situace a mimořádné situace po jiné havárii musí být zohledněno možné zvýšení škod z mimořádné situace po jiné havárii v důsledku zavedení ochranného opatření v rozsahu větším, než je přínos ze snížení ozáření .
Informování zasahující osoby o riziku spojeném se zásahem a údaje o zásahu
§ 108
(1)
a)
účincích ionizujícího záření a s nimi spojených možných zdravotních rizicích a
b)
preventivních opatřeních radiační ochrany k odvrácení nebo snížení ozáření .
(2)
Osoba vysílající zasahující osobu k zásahu ji musí před zásahem informovat o
a)
aktuální radiační situaci a odhadech efektivní dávky , kterou může zasahující osoba během zásahu obdržet, a
b)
všech ochranných opatřeních, která je v průběhu zásahu nutné dodržet.
(3)
(4)
Osoba vysílající zasahující osobu k zásahu musí po provedení zásahu informovat zasahující osobu o velikosti vyhodnocené efektivní dávky , kterou zasahující osoba obdržela při zásahu.
(5)
§ 109
(1)
Souhlas zasahující osoby s účastí na zásahu musí být zaznamenán písemně s podpisem zasahující osoby . Souhlas zasahující osoby , která je příslušníkem Hasičského záchranného sboru České republiky, Policie České republiky nebo Armády České republiky, je považován za udělený složením služebního slibu nebo přísahy.
(2)
Osobní ochranné prostředky a pomůcky zasahujících osob musí v co nejvyšší míře omezit povrchovou a vnitřní kontaminaci těchto osob.
(3)
Seznam zasahujících osob a záznamy a údaje o skutečnostech podle § 108 a odstavce 1 musí vysílající osoba uchovávat po dobu 10 let od ukončení zásahu.
(4)
Záznamy monitorování a hodnocení velikosti ozáření zasahující osoby musí vysílající osoba uchovávat po dobu 30 let od ukončení zásahu.
(5)
Identifikační údaje zasahující osoby a jí obdrženou dávku musí vysílající osoba předávat Úřadu neprodleně po ukončení zásahu.
§ 110
Postupy při optimalizaci opatření k usměrnění přetrvávajícího ozáření v důsledku nehodové expoziční situace
(1)
Při optimalizaci opatření k usměrnění přetrvávajícího ozáření v důsledku nehodové expoziční situace musí být v existující expoziční situaci zohledněno
a)
vnější ozáření v důsledku kontaminace životního prostředí a
b)
vnitřní ozáření v důsledku příjmu kontaminovaných potravin nebo kontaminované vody.
(2)
(3)
Opatření k usměrnění přetrvávajícího ozáření při správě kontaminované oblasti vzniklé v důsledku nehodové expoziční situace musí zahrnovat
a)
vymezení kontaminovaných oblastí podle míry jejich kontaminace,
b)
omezení pohybu fyzických osob,
c)
stanovení podmínek pro živočišnou a rostlinnou výrobu,
d)
stanovení podmínek pro spotřebu v kontaminované oblasti,
e)
podmínky pro dekontaminaci v kontaminované oblasti a
f)
podmínky pro ukládání a zpracování kontaminovaného odpadu.
(4)
Nejsou-li známy přesnější údaje o době pobytu v budovách a ve volném terénu, má se za to, že uvnitř budov stráví reprezentativní osoba 7 000 hodin za kalendářní rok.
(5)
Při optimalizaci opatření k usměrnění přetrvávajícího ozáření způsobeného radioaktivní kontaminací potravního řetězce musí být zohledněna
a)
míra kontaminace položek potravního řetězce a
b)
zastoupení kontaminovaných položek potravního řetězce v potravním koši reprezentativní osoby .
ČÁST TŘETÍ
ZABEZPEČENÍ RADIONUKLIDOVÉHO ZDROJE
§ 111
Postupy zabezpečení radionuklidového zdroje
(1)
Držitel povolení musí provést zabezpečení radionuklidového zdroje 1. až 3. kategorie zabezpečení tak, že
a)
určí informace důležité z hlediska zabezpečení radionuklidového zdroje a zajistí jejich ochranu před zneužitím a
b)
přijme opatření k odhalení a zdržení nepovolaného přístupu k radionuklidovému zdroji a odezvě na něj, zejména
1.
zabránění neoprávněnému přemístění, jde-li o radionuklidový zdroj 1. kategorie zabezpečení, a
2.
snížení pravděpodobnosti neoprávněného přemístění na nejnižší dosažitelnou míru, jde-li o radionuklidový zdroj 2. nebo 3. kategorie zabezpečení.
(2)
Zabezpečení radionuklidového zdroje 1. až 3. kategorie zabezpečení musí zahrnovat
a)
systém rozpoznání nepovolaného přístupu k radionuklidovému zdroji 1. až 3. kategorie zabezpečení, který musí zajistit
1.
zjištění neoprávněného přemístění radionuklidového zdroje 3. kategorie zabezpečení,
2.
odhalení každého pokusu o nepovolaný přístup k radionuklidovému zdroji 1. a 2. kategorie zabezpečení,
3.
odhalení pokusu o nepovolaný přístup k radionuklidovému zdroji 1. kategorie zabezpečení nepovolaným pracovníkem držitele povolení a
4.
získání informací nezbytných k neprodlenému vyhodnocení zjištěného nepovolaného přístupu,
b)
systém zábran ke zdržení přemístění radionuklidového zdroje , který musí zajistit
1.
snížení pravděpodobnosti neoprávněného přemístění radionuklidového zdroje 3. kategorie zabezpečení,
2.
snížení pravděpodobnosti neoprávněného přemístění radionuklidového zdroje 2. kategorie zabezpečení na nejnižší dosažitelnou úroveň a
3.
zdržení dostatečné k zahájení zásahu a zamezení neoprávněnému přemístění radionuklidového zdroje 1. kategorie zabezpečení, a
c)
systém reakce na zjištěný nepovolaný přístup, který musí zahrnovat
1.
přijetí opatření v případě neoprávněného přemístění radionuklidového zdroje 3. kategorie zabezpečení,
2.
neprodlené přijetí opatření k zamezení neoprávněnému přemístění radionuklidového zdroje 2. kategorie zabezpečení nebo k jeho přerušení a
3.
neprodlené provedení zásahu, který zabrání neoprávněnému přemístění radionuklidového zdroje , a zajištění dostatečných lidských a materiálních prostředků pro takový zásah pro zdroj 1. kategorie zabezpečení.
§ 112
Prvky systému zabezpečení
Prvky, které musí systém zabezpečení radionuklidového zdroje obsahovat, jsou
a)
technické prostředky a organizační opatření, které zjevně ztěžují přístup k radionuklidovému zdroji a odrazují tak nepovolanou fyzickou osobu od nežádoucího jednání,
b)
technické prostředky a organizační opatření zajišťující včasné rozpoznání nepovolaného přístupu k radionuklidovému zdroji ,
c)
mechanické a jiné zábrany, které co nejvíce prodlouží dobu potřebnou k neoprávněnému přemístění radionuklidového zdroje ,
d)
organizační opatření, která zajistí odezvu na nepovolaný přístup k radionuklidovému zdroji , a
e)
pravidla pro práci s fyzickými osobami, informacemi a technickými prostředky sloužícími k zabezpečení radionuklidového zdroje .
§ 113
Plán zabezpečení
Plán zabezpečení musí obsahovat
a)
popis radionuklidového zdroje , jeho kategorizaci a popis způsobu jeho použití,
b)
popis místa používání a uložení radionuklidového zdroje , jeho okolí a jeho umístění v budovách a areálech,
c)
umístění budov a areálů vzhledem k veřejně přístupným místům,
d)
cíle plánu zabezpečení pro budovy a areály zohledňující
1.
zvláštní podmínky a nebezpečí a
2.
postupy pro zabránění nežádoucím následkům neoprávněného aktu,
e)
popis opatření k zabezpečení radionuklidového zdroje , včetně
1.
kontroly přístupu k radionuklidovému zdroji ,
2.
detekce nepovolaného přístupu k radionuklidovému zdroji ,
3.
zdržení nepovolaného přístupu k radionuklidovému zdroji ,
4.
zásahu při nepovolaném přístupu k radionuklidovému zdroji ,
5.
způsobů komunikace mezi osobami, které vyhodnocují výstupy ze zabezpečovacího systému, a zasahujícími osobami , a
6.
posouzení účinnosti opatření podle bodů 1 až 5,
f)
popis administrativních opatření k zabezpečení radionuklidového zdroje , včetně
1.
práv a povinností pracovníků,
2.
standardních a mimořádných operací s radionuklidovým zdrojem , údržby a oprav technických prostředků ztěžujících přístup k radionuklidovému zdroji a zajišťujících včasné rozpoznání nepovolaného přístupu k radionuklidovému zdroji ,
3.
způsobu zajištění ochrany informací důležitých z hlediska zabezpečení radionuklidového zdroje ,
4.
metod kontroly přístupu k radionuklidovému zdroji a
5.
způsobu výcviku personálu, a
g)
popis opatření při zvýšení hrozby.
§ 114
Ochrana informací důležitých z hlediska zabezpečení radionuklidového zdroje
(1)
Informacemi důležitými z hlediska zabezpečení radionuklidového zdroje jsou
a)
údaje o radionuklidových zdrojích a jejich umístění,
b)
plánované způsoby přepravy a její trasy,
c)
údaje obsažené v plánu zabezpečení,
d)
údaje o systému zabezpečení,
e)
údaje o ostraze,
f)
údaje o administrativních opatřeních v rámci zabezpečení radionuklidového zdroje a
g)
údaje o zásahu, který zabrání neoprávněnému přemístění radionuklidového zdroje 1. kategorie zabezpečení.
(2)
Informace podle odstavce 1 může držitel povolení poskytnout pouze osobám, které je potřebují pro výkon jim svěřené činnosti, a pouze v rozsahu, který k tomuto výkonu potřebují.
(3)
Držitel povolení musí ustanovit fyzickou osobu povinnou zajistit zabezpečení radionuklidového zdroje a koordinaci činností v rámci zabezpečení radionuklidového zdroje .
(4)
Držitel povolení musí zajistit, aby fyzická osoba podílející se na zabezpečení radionuklidového zdroje a fyzická osoba samostatně přistupující k radionuklidovému zdroji 1. kategorie zabezpečení byla vybírána a průběžně posuzována s ohledem na riziko z hlediska zabezpečení, které může představovat.
§ 114a
Rozsah a způsob zajištění, trvalého rozvíjení, udržování a pravidelného hodnocení kultury zabezpečení radionuklidového zdroje
Držitel povolení musí v rámci kultury zabezpečení radionuklidového zdroje zajistit
a)
stanovení odpovědnosti za dodržování zavedených bezpečnostních zásad a postupů,
b)
srozumitelnost a jednoznačnost dokumentace související se zabezpečením radionuklidového zdroje vůči všem odpovědným a dotčeným osobám,
c)
zavedení systematického přístupu ke školení a zvyšování kvalifikace odpovědných a dotčených osob z pohledu zabezpečení radionuklidového zdroje,
d)
informování odpovědných a dotčených osob o hrozbách a významu zabezpečení radionuklidového zdroje,
e)
pravidelné ověřování a hodnocení účinnosti systému zabezpečení radionuklidového zdroje,
f)
předání aktuálních výsledků ověřování účinnosti systému zabezpečení radionuklidového zdroje odpovědným a dotčeným osobám a v případě, že ověření účinnosti zabezpečení plně neodpovídá cílům, přijmout opatření k nápravě tohoto stavu,
g)
neohrožení integrity bezpečnostního systému a v případě předvídatelných událostí postupovat podle předem připravených postupů,
h)
využití kompenzačních opatření při pravidelné údržbě a revizi systému zabezpečení radionuklidového zdroje, pokud by tím byla narušena jeho účinnost,
i)
proces sebehodnocení k potvrzení odpovídající úrovni kultury zabezpečení radionuklidového zdroje,
j)
podporu komunikace a zapojení odpovědných, dotčených, ale i jiných osob v procesu hodnocení rizik a identifikaci nedostatků zabezpečení radionuklidového zdroje včetně předkládání návrhů na jeho zlepšení,
k)
podporu a povzbuzování kultury zabezpečení se zaměřením na týmovou spolupráci, otevřenost a důvěru mezi odpovědnými a dotčenými osobami.
ČÁST ČTVRTÁ
ZÁVĚREČNÁ USTANOVENÍ
§ 115
Oznámení
Tato vyhláška byla oznámena v souladu se směrnicí Evropského parlamentu a Rady (EU) 2015/1535 ze dne 9. září 2015 o postupu při poskytování informací v oblasti technických předpisů a předpisů pro služby informační společnosti.
§ 116
Přechodná ustanovení
(1)
Zkouška dlouhodobé stability prováděná podle § 27 odst. 1 písm. a) bodu 6 po nabytí účinnosti této vyhlášky na jednoduchém zdroji ionizujícího záření , který je
a)
zubním intraorálním rentgenovým zařízením, na němž byla předchozí zkouška dlouhodobé stability provedena v roce 2015, musí být provedena do 24 měsíců od této zkoušky dlouhodobé stability,
b)
zubním intraorálním rentgenovým zařízením vyrobeným před rokem 2005, na němž byla předchozí zkouška dlouhodobé stability provedena v roce 2016, musí být provedena do 24 měsíců od této zkoušky dlouhodobé stability,
c)
zubním panoramatickým rentgenovým zařízením vyrobeným před rokem 2009, musí být provedena do 12 měsíců od předchozí zkoušky dlouhodobé stability,
d)
zubním panoramatickým rentgenovým zařízením vyrobeným v letech 2009 až 2011, musí být provedena do 24 měsíců od předchozí zkoušky dlouhodobé stability, nebo
e)
veterinárním rentgenovým zařízením vyrobeným před rokem 2006, musí být provedena do 24 měsíců od předchozí zkoušky dlouhodobé stability.
(2)
Zasahující osoba, která je příslušníkem Hasičského záchranného sboru České republiky, Policie České republiky nebo Armády České republiky přede dnem nabytí účinnosti této vyhlášky, je považována za informovanou podle § 108 odst. 4 ode dne nabytí účinnosti této vyhlášky.
(3)
Souhlas zasahující osoby podle odstavce 4 ve smyslu § 109 odst. 1 je považován za udělený složením služebního slibu nebo přísahy před nabytím účinnosti této vyhlášky.
§ 117
Účinnost
Tato vyhláška nabývá účinnosti dnem 1. ledna 2017, s výjimkou
a)
§ 75 odst. 4, § 76 písm. b) bodu 2 a písm. c) bodu 2 a § 77 odst. 1 písm. b) bodů 4 a 6 a písm. d) bodů 1 a 2, které nabývají účinnosti 1. února 2018, a
b)
§ 77 odst. 1 písm. a) bodu 2, který nabývá účinnosti 1. ledna 2021.
Předsedkyně:
Ing. Drábová, Ph.D., v. r.
Příloha č. 1
k vyhlášce č. 422/2016 Sb.
D-hodnoty pro vybrané radionuklidy a jejich násobky
| Radionuklid | D-hodnota [TBq] |
|---|---|
| H-3 | 2.103 |
| Be-7 | 1.100 |
| Be-10 | 3.101 |
| C-11 | 6.10-2 |
| C-14 | 5. 101 |
| N-13 | 6.10-2 |
| F-18 | 6. 10-2 |
| Na-22 | 3. 10-2 |
| Na-24 | 2. 10-2 |
| Mg-28 | 2. 10-2 |
| Al-26 | 3. 10-2 |
| Si-31 | 1. 101 |
| Si-32* | 7. 100 |
| P-32 | 1. 101 |
| P-33 | 2.102 |
| S-35 | 6. 101 |
| Cl-36 | 2. 101 |
| Cl-38 | 5. 10-2 |
| Ar-37 | UL |
| Ar-39 | 3.102 |
| Ar-41 | 5. 10-2 |
| K-40 | UL |
| K-42 | 2.10-1 |
| K-43 | 7. 10-2 |
| Ca-41 | UL |
| Ca-45 | 1.102 |
| Ca-47* | 6. 10-2 |
| Sc-44 | 3. 10-2 |
| Sc-46 | 3. 10-2 |
| Sc-47 | 7.10-1 |
| Sc-48 | 2. 10-2 |
| Ti-44* | 3. 10-2 |
| V-48 | 2. 10-2 |
| V-49 | 2.103 |
| Cr-51 | 2. 100 |
| Mn-52 | 2. 10-2 |
| Mn-53 | UL |
| Mn-54 | 8. 10-2 |
| Mn-56 | 4. 10-2 |
| Fe-52* | 2. 10-2 |
| Fe-55 | 8.102 |
| Fe-59 | 6. 10-2 |
| Fe-60* | 6. 10-2 |
| Co-55* | 3. 10-2 |
| Co-56 | 2. 10-2 |
| Co-57 | 7.10-1 |
| Co-58 | 7. 10-2 |
| Co-58m* | 7. 10-2 |
| Co-60 | 3. 10-2 |
| Ni-59 | 1.103 |
| Ni-63 | 6. 101 |
| Ni-65 | 1.10-1 |
| Cu-64 | 3.10-1 |
| Cu-67 | 7.10-1 |
| Zn-65 | 1.10-1 |
| Zn-69 | 3. 101 |
| Zn-69m* | 2.10-1 |
| Ga-67 | 5.10-1 |
| Ga-68 | 7. 10-2 |
| Ga-72 | 3. 10-2 |
| Ge-68* | 7. 10-2 |
| Ge-71 | 1.103 |
| Ge-77* | 6. 10-2 |
| As-72 | 4.10-2 |
| As-73 | 4. 101 |
| As-74 | 9. 10-2 |
| As-76 | 2.10-1 |
| As-77 | 8. 100 |
| Se-75 | 2.10-1 |
| Se-79 | 2.102 |
| Br-76 | 3. 10-2 |
| Br-77 | 2.10-1 |
| Br-82 | 3. 10-2 |
| Kr-81 | 3.101 |
| Kr-85 | 3. 101 |
| Kr-85m | 5.10-1 |
| Kr-87 | 9. 10-2 |
| Rb-81 | 1.10-1 |
| Rb-83 | 1.10-1 |
| Rb-84 | 7. 10-2 |
| Rb-86 | 7.10-1 |
| Rb-87 | UL |
| Sr-82 | 6. 10-2 |
| Sr-85 | 1.10-1 |
| Sr-85m* | 1.10-1 |
| Sr-87m | 2.10-1 |
| Sr-89 | 2. 101 |
| Sr-90* | 1.100 |
| Sr-91* | 6. 10-2 |
| Sr-92* | 4. 10-2 |
| Y-87* | 9. 10-2 |
| Y-88 | 3. 10-2 |
| Y-90 | 5.100 |
| Y-91 | 8. 100 |
| Y-91m* | 1.10-1 |
| Y-92 | 2.10-1 |
| Y-93 | 6.10-1 |
| Zr-88* | 2. 10-2 |
| Zr-93* | UL |
| Zr-95* | 4. 10-2 |
| Zr-97* | 4. 10-2 |
| Nb-93m | 3.102 |
| Nb-94 | 4. 10-2 |
| Nb-95 | 9. 10-2 |
| Nb-97 | 1.10-1 |
| Mo-93* | 3.102 |
| Mo-99* | 3.10-1 |
| Tc-95m | 1.10-1 |
| Tc-96 | 3. 10-2 |
| Tc-96m* | 3. 10-2 |
| Tc-97 | UL |
| Tc-97m | 4.101 |
| Tc-98 | 5. 10-2 |
| Tc-99 | 3. 101 |
| Tc-99m | 7.10-1 |
| Ru-97 | 3.10-1 |
| Ru-103* | 1.10-1 |
| Ru-105* | 8.10-2 |
| Ru-106* | 3.10-1 |
| Rh-99 | 1.10-1 |
| Rh-101 | 3.10-1 |
| Rh-102 | 3.10-2 |
| Rh-102m | 1.10-1 |
| Rh-103m | 9.102 |
| Rh-105 | 9.10-1 |
| Pd-103* | 9. 101 |
| Pd-107 | UL |
| Pd-109 | 2. 101 |
| Ag-105 | 1.10-1 |
| Ag-108m | 4.10-2 |
| Ag-110m | 2.10-2 |
| Ag-111 | 2. 100 |
| Cd-109 | 2. 101 |
| Cd-113m | 4. 101 |
| Cd-115* | 2.10-1 |
| Cd-115m | 3. 100 |
| In-111 | 2.10-1 |
| In-113m | 3.10-1 |
| In-114m | 8.10-1 |
| In-115m | 4.10-1 |
| Sn-113* | 3.10-1 |
| Sn-117m | 5.10-1 |
| Sn-119m | 7. 101 |
| Sn-121m* | 7. 101 |
| Sn-123 | 7.100 |
| Sn-125 | 1.10-1 |
| Sn-126* | 3.10-2 |
| Sb-122 | 1.10-1 |
| Sb-124 | 4.10-2 |
| Sb-125* | 2.10-1 |
| Sb-126 | 2.10-2 |
| Te-121 | 1.10-1 |
| Te-121m* | 1.10-1 |
| Te-123m | 6.10-1 |
| Te-125m | 1. 101 |
| Te-127 | 1. 101 |
| Te-127m* | 3. 100 |
| Te-129 | 1.100 |
| Te-129m* | 1.100 |
| Te-131m* | 4.10-2 |
| Te-132* | 3.10-2 |
| I-123 | 5.10-1 |
| I-124 | 6.10-2 |
| I-125 | 2.10-1 |
| I-126 | 1.10-1 |
| I-129 | UL |
| I-131 | 2.10-1 |
| I-132 | 3.10-2 |
| I-133 | 1.10-1 |
| I-134 | 3.10-2 |
| I-135 | 4.10-2 |
| Xe-122 | 6.10-2 |
| Xe-123* | 9.10-2 |
| Xe-127 | 3.10-1 |
| Xe-131m | 1. 101 |
| Xe-133 | 3. 100 |
| Xe-135 | 3.10-1 |
| Cs-129 | 3.10-1 |
| Cs-131 | 2. 101 |
| Cs-132 | 1.10-1 |
| Cs-134 | 4.10-2 |
| Cs-134m* | 4.10-2 |
| Cs-135 | UL |
| Cs-136 | 3.10-2 |
| Cs-137* | 1.10-1 |
| Ba-131* | 2.10-1 |
| Ba-133 | 2.10-1 |
| Ba-133m | 3.10-1 |
| Ba-140* | 3.10-2 |
| La-137 | 2. 101 |
| La-140 | 3.10-2 |
| Ce-139 | 6.10-1 |
| Ce-141 | 1.100 |
| Ce-143* | 3.10-1 |
| Ce-144* | 9.10-1 |
| Pr-142 | 1.100 |
| Pr-143 | 3. 101 |
| Nd-147* | 6.10-1 |
| Nd-149* | 2.10-1 |
| Pm-143 | 2.10-1 |
| Pm-144 | 4.10-2 |
| Pm-145 | 1. 101 |
| Pm-147 | 4. 101 |
| Pm-148m | 3.10-2 |
| Pm-149 | 6.100 |
| Pm-151 | 2.10-1 |
| Sm-145* | 4. 100 |
| Srn-147 | UL |
| Sm-151 | 5.102 |
| Sm-153 | 2. 100 |
| Eu-147 | 2.10-1 |
| Eu-148 | 3.10-2 |
| Eu-149 | 2. 100 |
| Eu-150b | 2. 100 |
| Eu-150a | 5.10-2 |
| Eu-152 | 6.10-2 |
| Eu-152m | 2.10-1 |
| Eu-154 | 6.10-2 |
| Eu-155 | 2. 100 |
| Eu-156 | 5.10-2 |
| Gd-146* | 3.10-2 |
| Gd-148 | 4.10-1 |
| Gd-153 | 1. 100 |
| Gd-159 | 2. 100 |
| Tb-157 | 1.102 |
| Tb-158 | 9.10-2 |
| Tb-160 | 6.10-2 |
| Dy-159 | 6. 100 |
| Dy-165 | 3. 100 |
| Dy-166* | 1. 100 |
| Ho-166 | 2. 100 |
| Ho-166m | 4.10-2 |
| Er-169 | 2.102 |
| Er-171 | 2.10-1 |
| Tm-167 | 6.10-1 |
| Tm-170 | 2. 101 |
| Tm-171 | 3.102 |
| Yb-169 | 3.10-1 |
| Yb-175 | 2. 100 |
| Lu-172 | 4.10-2 |
| Lu-173 | 9.10-1 |
| Lu-174 | 8.10-1 |
| Lu-174m* | 6.10-1 |
| Lu-177 | 2. 100 |
| Hf-172* | 4.10-2 |
| Hf-175 | 2.10-1 |
| Hf-181 | 1.10-1 |
| Hf-182* | 5.10-2 |
| Ta-178a | 7.10-2 |
| Ta-179 | 6. 100 |
| Ta-182 | 6.10-2 |
| W-178 | 9.10-1 |
| W-181 | 5.100 |
| W-185 | 1.102 |
| W-187 | 1.10-1 |
| W-188* | 1. 100 |
| Re-184 | 8.10-2 |
| Re-184m* | 7.10-2 |
| Re-186 | 4. 100 |
| Re-187 | UL |
| Re-188 | 1. 100 |
| Re-189 | 1. 100 |
| Os-185 | 1.10-1 |
| Os-191 | 2. 100 |
| Os-191m* | 1. 100 |
| Os-193 | 1. 100 |
| Os-194* | 7.10-1 |
| Ir-189 | 1. 100 |
| Ir-190 | 5.10-2 |
| Ir-192 | 8.10-2 |
| Ir-194 | 7.10-1 |
| Pt-188* | 4.10-2 |
| Pt-191 | 3.10-1 |
| Pt-193 | 3.103 |
| Pt-193m | 1. 101 |
| Pt-195m | 2. 100 |
| Pt-197 | 4. 100 |
| Pt-197m* | 9.10-1 |
| Au-193 | 6.10-1 |
| Au-194 | 7.10-2 |
| Au-195 | 2. 100 |
| Au-198 | 2.10-1 |
| Au-199 | 9.10-1 |
| Hg-194* | 7.10-2 |
| Hg-195m* | 2.10-1 |
| Hg-197 | 2. 100 |
| Hg-197m* | 7.10-1 |
| Hg-203 | 3.10-1 |
| Tl-200 | 5.10-2 |
| Tl-201 | 1.100 |
| Tl-202 | 2.10-1 |
| Tl-204 | 2. 101 |
| Pb-201* | 9.10-2 |
| Pb-202* | 2.10-1 |
| Pb-203 | 2.10-1 |
| Pb-205 | UL |
| Pb-210* | 3.10-1 |
| Pb-212* | 5.10-2 |
| Bi-205 | 4.10-2 |
| Bi-206 | 2.10-2 |
| Bi-207 | 5.10-2 |
| Bi-210* | 8. 100 |
| Bi-210m | 3.10-1 |
| Bi-212* | 5.10-2 |
| Po-210 | 6.10-2 |
| At-211 | 5.10-1 |
| Rn-222 | 4.10-2 |
| Ra-223* | 1.10-1 |
| Ra-224* | 5.10-2 |
| Ra-225* | 1.10-1 |
| Ra-226* | 4.10-2 |
| Ra-228* | 3.10-2 |
| Ac-225 | 9.10-2 |
| Ac-227* | 4.10-2 |
| Ac-228 | 3.10-2 |
| Th-227* | 8.10-2 |
| Th-228* | 4.10-2 |
| Th-229* | 1.10-2 |
| Th-230* | 7.10-2 |
| Th-231 | 1. 101 |
| Th-232* | UL |
| Th-234* | 2. 100 |
| Pa-230* | 1.10-1 |
| Pa-231* | 6.10-2 |
| Pa-233 | 4.10-1 |
| U-230* | 4.10-2 |
| U-232* | 6.10-2 |
| U-233 | 7.10-2 |
| U-234* | 1.10-1 |
| U-235* | 8.10-5 |
| U-236 | 2.10-1 |
| U-238* | UL |
| UNatural | UL |
| UDepleted | UL |
| UEnriched 10-20% | 8.10-4 |
| UEnriched 20% a více | 8.10-5 |
| Np-235 | 1.102 |
| Np-236b* | 7.10-3 |
| Np-236a | 8.10-1 |
| Np-237* | 7.10-2 |
| Np-239 | 5.10-1 |
| Pu-236 | 1.10-1 |
| Pu-237 | 2. 100 |
| Pu-238 | 6.10-2 |
| Pu-239 | 6.10-2 |
| Pu-240 | 6.10-2 |
| Pu-241* | 3.100 |
| Pu-242 | 7.10-2 |
| Pu-244* | 3.10-4 |
| Am-241 | 6.10-2 |
| Am-242m* | 3.10-1 |
| Am-243* | 2.10-1 |
| Am-244 | 9.10-2 |
| Cm-240 | 3.10-1 |
| Cm-241* | 1.10-1 |
| Cm-242 | 4.10-2 |
| Cm-243 | 2.10-1 |
| Cm-244 | 5.10-2 |
| Cm-245 | 9.10-2 |
| Cm-246 | 2.10-1 |
| Cm-247 | 1.10-3 |
| Cm-248 | 5.10-3 |
| Bk-247 | 8.10-2 |
| Bk-249 | 1. 101 |
| Cf-248* | 1.10-1 |
| Cf-249 | 1.10-1 |
| Cf-250 | 1.10-1 |
| Cf-251 | 1.10-1 |
| Cf-252 | 2.10-2 |
| Cf-253 | 4.10-1 |
| Cf-254 | 3.10-4 |
| 239Pu/9Be(1) | 6.10-2 |
| 241Am/9Be(1) | 6.10-2 |
Vysvětlivky:
„UL“ – neomezené množství
„*
“ – dceřiný radionuklid významně přispívá k celkové dávce v rámci uvažovaného scénáře
(1)
– aktivitou je aktivita radionuklidu emitujícího záření alfa
„a
“ – krátký poločas přeměny
„b
“ – dlouhý poločas přeměny
Příloha č. 2
k vyhlášce č. 422/2016 Sb.
Radiační váhové faktory, tkáňové váhové faktory, jakostní faktory
Radiační váhové faktory
| Typ záření | Radiační váhový faktor wR | |
|---|---|---|
| fotony | 1 | |
| elektrony a miony | 1 | |
| protony a nabité piony | 2 | |
| částice alfa, štěpné fragmenty, těžké ionty | 20 | |
| neutrony: následující spojité funkce energie neutronů: | En < 1 Mev | |
| 1 MeV ≤ En ≤ 50 MeV | ||
| En > 50 MeV | ||
Vysvětlivky:
En – energie neutronu
Tkáňové váhové faktory
| Orgán/tkáň | Tkáňový váhový faktor wt |
|---|---|
| Kostní dřeň (červená) | 0,12 |
| Tlusté střevo | 0,12 |
| Plíce | 0,12 |
| Žaludek | 0,12 |
| Mléčná žláza | 0,12 |
| Ostatní tkáně (*) | 0,12 |
| Gonády | 0,08 |
| Močový měchýř | 0,04 |
| Jícen | 0,04 |
| Játra | 0,04 |
| Štítná žláza | 0,04 |
| Povrch kostí | 0,01 |
| Mozek | 0,01 |
| Slinné žlázy | 0,01 |
| Kůže | 0,01 |
Vysvětlivky:
(*)
Hodnota wt pro ostatní tkáně (0,12) se vztahuje k aritmetickému průměru středních dávek ve 13 orgánech a tkáních obojího pohlaví uvedených níže. Ostatní tkáně: nadledviny, extratorakální oblast, žlučník, srdce, ledviny, lymfatické uzliny, svalstvo, sliznice dutiny ústní, slinivka, prostata (v případě mužů), tenké střevo, slezina, brzlík, děloha/děložní hrdlo (v případě žen).
Jakostní faktory Q
| Lineární přenos energie L [keV/μm] | Jakostní faktor Q (L) |
|---|---|
| méně než 10 | 1 |
| 10 až 100 | 0,32.L -2,2 |
| více než 100 |
Příloha č. 3
k vyhlášce č. 422/2016 Sb.
Konverzní faktory
Konverzní faktory pro výpočet příkonu efektivní dávky u jednotlivce z obyvatelstva po vnoření do mraku umělých radioaktivních vzácných plynů
Konverzní faktory pro výpočet 50letého úvazku efektivní dávky pro příjem požitím, vdechnutím a přímým vstupem do krve pro radiačního pracovníka
Konverzní faktory pro výpočet úvazku efektivní dávky pro příjem radionuklidu požitím a vdechnutím jednotlivcem z obyvatelstva
Příloha č. 4
k vyhlášce č. 422/2016 Sb.
Reprezentativní znaky zvažované při výběru optimální alternativy radiační ochrany
Při výběru optimální varianty v procesu optimalizace musí být zohledněna následující hlediska a údaje:
1.
Úroveň ozáření osob pro účely porovnání možností snížení plánovaných nebo již realizovaných dávek a potenciálních dávek fyzickým osobám nebo skupinám obyvatelstva, která je vyjádřena nebo charakterizována
1.1.
Rozdělením ozáření všech osob v čase a prostoru v závislosti na druhu zdroje ionizujícího záření , a to na pracovišti a v jeho okolí, s uvážením výsledků reálných měření pokud jsou k dispozici nebo odhadů podle výpočtových modelů.
1.2.
Výsledky měření osobních dávek pokud jsou pro danou expoziční situaci k dispozici, které zahrnují střední osobní dávku, nejnižší a nejvyšší osobní dávku, počet ozářených fyzických osob, kolektivní dávku celkovou a distribuci osobních dávek, kterou je rozdělení osobních dávek ve stanovených intervalech osobních dávek.
1.3.
Pravděpodobností potenciálního ozáření , která je odhadem možné četnosti výskytu různé úrovně potenciálního ozáření pro případ vzniku nehodové expoziční situace .
1.4.
Vstupními radiologickými podmínkami při procesu optimalizace, které zahrnují zejména míru ozáření z přírodního pozadí nebo zvýšenou úroveň ozáření vlivem dřívějších činností a nehod.
2.
3.
Příklady dobré praxe
3.1.
Příklady dobré praxe musí být zohledněny, pokud jsou pro příslušnou činnost k dispozici.
3.2.
Pro podobné činnosti se zdrojem ionizujícího záření musí být zohledněny postupy nebo způsoby zajištění radiační ochrany zavedené při dobré praxi.
4.
Technická, organizační a ekonomická hlediska
4.1.
Při volbě nejvýhodnějšího ekonomického zajištění radiační ochrany v příslušné situaci lze využít postupů vážení přínosů provedeného opatření radiační ochrany vyjádřeného zpravidla formou ušetřené kolektivní dávky ve formě jejího finančního ekvivalentu a finančních nákladů vynaložených na toto opatření.
4.2.
Uvážení řešení podle principu nejlepších dostupných technologií, který znamená zhodnocení existence a dostupnosti nejlepších a nejúčinnějších technologií ve zvažované oblasti a možnosti jejich využití s uvážením nákladů na jejich zavedení nebo pořízení, které mohou být vysoké, ale mohou přinést významné zvýšení úrovně radiační ochrany .
Příloha č. 5
k vyhlášce č. 422/2016 Sb.
Postupy provedení konzervativních odhadů ozáření reprezentativní osoby
1.
Stanovení reprezentativní osoby a hodnocení jejího ozáření musí být prováděny na základě informací o zdroji ionizujícího záření , zahrnujících
1.1.
předpokládané radionuklidy uvolňované za kalendářní rok do životního prostředí z pracoviště a jejich aktivity a
1.2.
dávkové příkony v důsledku emitovaného záření do okolí pracoviště.
2.
Obsah radionuklidů ve složkách životního prostředí musí být stanoven
2.1.
přímým měřením, nebo
2.2.
použitím vhodného modelu šíření radionuklidů v okolí pracoviště se zdrojem ionizujícího záření , s uvážením dlouhodobé znalosti parametrů charakterizujících meteorologickou nebo hydrologickou situaci v okolí pracoviště se zdrojem ionizujícího záření .
3.
Musí být zohledněno možné nahromadění radionuklidů s dlouhým poločasem přeměny v životním prostředí za předpokládanou dobu provozu pracoviště se zdrojem ionizujícího záření .
4.
Údaje o životních návycích obyvatel v obydlených místech, kde jsou měřeny nebo modelem vypočteny největší obsahy radionuklidů ve složkách životního prostředí (dále jen „vybraná skupina osob“), musí být zkoumány v rozsahu informací o místě, stravovacích návycích a životním stylu, při zohlednění fyziologických faktorů, zejména věku. Z údajů o životních návycích vybrané skupiny osob musí být vyloučeny údaje o jedinci s extrémními návyky. Údaje o životních návycích vybrané skupiny osob musí být dlouhodobě platné. Nelze-li získat údaje o životních návycích místní populace, musí být použity údaje z příslušných regionálních nebo celostátních statistik a pro množství vdechovaného vzduchu a požité vody údaje podle § 67 odst. 2 a 3.
5.
Na základě údajů o obsahu radionuklidů ve složkách životního prostředí a o životních návycích vybrané skupiny osob musí být pro jednotlivce z vybrané skupiny osob stanoven roční příjem jednotlivých radionuklidů všemi uvažovanými cestami ozáření .
6.
Pro přepočet aktivit přijatých radionuklidů na roční úvazek efektivní dávky musí být použity u vybrané skupiny osob konverzní faktory podle přílohy č. 3 k této vyhlášce. Přepočet musí být proveden pro věk
6.1.
0 až 5 roků pomocí konverzního faktoru pro věk 1 rok,
6.2.
6 až 15 roků pomocí konverzního faktoru pro věk 10 roků a
6.3.
16 až 70 roků pomocí konverzního faktoru pro dospělého.
