Dyrektywa Rady 96/29/euratom z dnia 13 maja 1996 r. ustanawiającą podstawowe normy bezpieczeństwa w zakresie ochrony zdrowia pracowników i ogółu społeczeństwa przed zagrożeniami wynikającymi z promieniowania jonizującego



Dziennik Urzędowy L 159 , 29/06/1996 P. 0001 - 0114

CS.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

ET.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

HU.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

LT.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

LV.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

MT.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

PL.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

SK.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404

SL.ES Rozdział 05 Tom 02 P. 291 - 404



Dyrektywa Rady 96/29/euratom z dnia 13 maja 1996 r. ustanawiającą podstawowe normy bezpieczeństwa w zakresie ochrony zdrowia pracowników i ogółu społeczeństwa przed zagrożeniami wynikającymi z promieniowania jonizującego RADA UNII EUROPEJSKIEJ, uwzględniając Traktat ustanawiający Europejską Wspólnotę Energii Atomowej, w szczególności jego art. 31 i 32, uwzględniając wniosek Komisji, sporządzony po uzyskaniu opinii grupy osób mianowanych przez Komitet Naukowo-Techniczny spośród ekspertów naukowych Państw Członkowskich, uwzględniając opinię Parlamentu Europejskiego [1], uwzględniając opinię Komitetu Ekonomiczno-Społecznego [2], a także mając na uwadze, co następuje: artykuł 2b Traktatu przewiduje ustalenie jednolitych podstawowych norm bezpieczeństwa w celu ochrony zdrowia pracowników oraz ludności; artykuł 30 Traktatu określa "podstawowe normy" ochrony zdrowia pracowników i ogółu społeczeństwa przed niebezpieczeństwem promieniowania jonizującego, oznaczające: a) maksymalne dopuszczalne dawki niestanowiące zagrożenia; b) maksymalne dopuszczalne poziomy narażenia na promieniowanie i skażenia; c) podstawowe zasady opieki medycznej nad pracownikami; artykuł 33 Traktatu wymaga od każdego Państwa Członkowskiego ustanowienia odpowiednich przepisów ustawodawczych, wykonawczych lub administracyjnych w celu zapewnienia zgodności z ustanowionymi podstawowymi normami oraz podjęcia niezbędnych środków w zakresie nauczania, kształcenia oraz szkolenia zawodowego; w celu wykonania tego zadania, Wspólnota ustanowiła podstawowe normy po raz pierwszy w 1959 r. na podstawie art. 218 Traktatu za pomocą dyrektyw z dnia 2 lutego 1959 r. ustanawiających podstawowe normy ochrony zdrowia pracowników oraz ogółu społeczeństwa przed zagrożeniami wynikającymi z promieniowania jonizującego [3]; dyrektywy zostały poprawione w 1962 r. dyrektywą z dnia 5 marca 1962 r. [4], w 1966 r. dyrektywą 66/45/Euroatom [5], w 1976 r. dyrektywą 76/579/Euroatom [6], w 1979 r. dyrektywą 79/343/Euratom [7], w 1980 r. dyrektywą 80/836/Euratom [8] oraz w 1984 r. dyrektywą 84/467/Euratom [9]; dyrektywy dotyczące norm podstawowych zostały uzupełnione dyrektywą Rady 84/466/Euratom z dnia 3 września 1984 r. ustanawiającą podstawowe środki ochrony przed promieniowaniem osób podlegających badaniom medycznym lub leczeniu [10]; decyzja Rady 87/600/Euratom z dnia 14 grudnia 1987 r. w sprawie wspólnotowych warunków wczesnej wymiany informacji w przypadku pogotowia radiologicznego [11]; rozporządzenie Rady (Euratom) nr 3954/87 z dnia 22 grudnia 1987 r. ustanawiające maksymalne dozwolone poziomy skażenia radioaktywnego środków spożywczych oraz pasz po wypadku jądrowym lub w każdym innym przypadku zagrożenia radiologicznego [12]; dyrektywa Rady 89/618 Euratom z dnia 27 listopada 1989 r. w sprawie informowaniu ogółu społeczeństwa o środkach ochrony zdrowia, które będą stosowane oraz działaniach, jakie należy podjąć w przypadku zagrożenia radiologicznego [13]; dyrektywa Rady 90/641/Euratom z dnia 4 grudnia 1990 r. sprawie praktycznej ochrony pracowników zewnętrznych, narażonych na promieniowanie jonizujące podczas pracy na terenie kontrolowanym [14]; dyrektywa Rady 92/3/Euratom z dnia 3 lutego 1992 r. w sprawie nadzoru i kontroli przesyłania odpadów radioaktywnych między Państwami Członkowskimi oraz do Wspólnoty i poza jej obszar [15]; oraz rozporządzenie Rady (Euratom) nr 1493/93 z dnia 8 czerwca 1993 r. w sprawie przesyłania substancji radioaktywnych między Państwami Członkowskimi [16]; z uwagi na rozwój wiedzy naukowej dotyczącej ochrony przed promieniowaniem, tak jak to określa w szczególności zalecenie nr 60 Międzynarodowej Komisji ds. Ochrony Radiologicznej, należy sprawdzić podstawowe normy oraz ustanowić je w nowym akcie prawnym; podstawowe normy mają specjalne znaczenie, jeżeli chodzi o zagrożenie promieniowaniem jonizującym w odniesieniu do innych dyrektyw dotyczących innych ryzyk, oraz ważny jest postęp w ich zastosowaniu w sposób jednolity we Wspólnocie; w zakresie podstawowych norm należy uwzględnić działalność lub czynności związane z pracą, które mogą spowodować znaczny wzrost narażenia na promieniowanie pracowników lub członków społeczeństwa. Nie można ich oddzielić od aspektu ochrony przed promieniowaniem, z uwagi na promieniowanie jonizujące ze sztucznych lub naturalnych źródeł promieniowania, jak również właściwą ochronę w przypadku interwencji; w celu zapewnienia zgodności z podstawowymi normami, Państwa Członkowskie są zobowiązane objąć niektóre rodzaje działalności dotyczące zagrożenia promieniowaniem jonizującym systemem sprawozdawczości oraz wcześniejszymi zezwoleniami lub zakazami niektórej działalności; system ochrony przed promieniowaniem dotyczący działalności powinien w dalszym ciągu opierać się na zasadach uzasadnienia narażenia na promieniowanie, optymalizacji ochrony oraz ograniczenia dawek; ograniczenia dawek należy ustalić biorąc pod uwagę szczególną sytuację różnych grup narażonych osób, takich jak pracownicy, praktykanci, studenci oraz członkowie społeczeństwa; praktyczna ochrona narażonych pracowników, praktykantów lub studentów wymaga zastosowania w miejscu pracy odpowiednich środków; środki te muszą obejmować wcześniejszą ocenę występującego zagrożenia, klasyfikację miejsc pracy oraz pracowników, monitorowanie terenów i warunków pracy oraz nadzór medyczny; Państwa Członkowskie powinny zostać zobowiązane do określenia czynności związanych z pracą, których dotyczą znacznie podwyższone poziomy narażenia pracowników lub członków społeczeństwa na źródła promieniowania naturalnego, których nie można oddzielić od aspektu ochrony przed promieniowaniem; Państwa Członkowskie powinny zastosować odpowiednie środki ochronne w stosunku do czynności związanych z pracą, które są przedmiotem szczególnej troski; praktyczna ochrona ludności w normalnych warunkach wymaga ustalenia przez Państwa Członkowskie systemu kontroli w celu sprawdzania ochrony ludności przed promieniowaniem oraz zgodności z podstawowymi normami; Państwa Członkowskie powinny być przygotowane na prawdopodobieństwo potencjalnego pogotowia radiologicznego na swoim terytorium oraz powinny współpracować z innymi Państwami Członkowskimi oraz z państwami trzecimi w celu ułatwienia gotowości oraz zarządzania w tych sytuacjach; dyrektywy dotyczące norm podstawowych ostatnio poprawione dyrektywą 84/467/Euratom powinny zostać uchylone z mocą od dnia, w którym niniejszą dyrektywę stosuje się, PRZYJMUJE NINIEJSZĄ DYREKTYWĘ: TYTUŁ I DEFINICJE Artykuł 1 Do celów niniejszej dyrektywy, następujące terminy mają poniższe znaczenie: Dawka pochłonięta (D): energia pochłonięta na jednostkę masy +++++ TIFF +++++ Gdzie +++++ TIFF +++++ - oznacza średnią wartość energii przekazaną przez promieniowanie jonizujące określonemu elementowi objętości materii, - dm stanowi masę materii w tym elemencie objętości. W niniejszej dyrektywie pochłonięta dawka określa średnią dawkę w tkance lub narządzie. Jednostką pochłoniętej dawki jest grej. Akcelerator: aparatura lub instalacja, w której cząstki są przyspieszane, emitując promieniowanie jonizujące o energii wyższej niż 1 megaelektron volt (MeV). Przypadkowe narażenie na promieniowanie: narażenie jednostki w wyniku wypadku. Nie obejmuje zagrożenia narażenia na promieniowanie. Aktywacja: proces, za pomocą którego trwały nuklid jest przekształcany w radionuklid poprzez napromieniowanie wysokoenergetycznymi cząstkami promieni gamma materiału, w którym jest on zawarty. Aktywność (A): aktywność, A, pewnej ilości radionuklidu w określonym stanie energetycznym w określonym czasie stanowi iloraz dN do dt, gdzie dN jest oczekiwaną wartością liczby spontanicznych przemian jądrowych z tego stanu energetycznego zachodzącego w ciągu czasu dt: A = dNdt Jednostką aktywności jest bekerel. Praktykant: osoba przechodząca szkolenie lub kształcona w danym przedsiębiorstwie w celu uzyskania szczególnych umiejętności. Zatwierdzona służba dozymetryczna: organ odpowiedzialny za kalibrowanie, odczytywanie lub interpretację indywidualnych przyrządów do monitorowania, lub w celu pomiaru radioaktywności w ciele ludzkim, w próbkach biologicznych, lub w celu oceny dawek, którego do prowadzenia działalności uznały właściwe władze. Uprawniony lekarz: lekarz odpowiedzialny za: nadzór medyczny pracowników kategorii A, w rozumieniu art. 21, którego zdolność do wykonywania odnośnej działalności uznały właściwe władze. Zatwierdzona służba ochrony zdrowia pracowników: organ lub organy, które mogą przejąć odpowiedzialność za ochronę przed promieniowaniem narażonych pracowników i/lub nadzór medyczny pracowników kategorii A. Ich zdolność do wykonywania odnośnej działalności uznały właściwe władze. Źródła sztuczne: źródła promieniowania inne niż naturalne źródła promieniowania. Zezwolenie: dokument zawierający zezwolenie udzielone przez właściwą władzę, na wniosek lub udzielone przez ustawodawstwo krajowe w celu prowadzenia działalności lub innych działań w zakresie niniejszej dyrektywy. Bekerel (Bq): specjalna nazwa jednostki aktywności. Jeden bekerel równa się jednej przemianie jądrowej na sekundę: 1 Bq = 1 s -1 Poziomy dopuszczalne: wartości ustalone przez właściwe władze krajowe, oraz wyrażone w stężeniach aktywności i/lub całkowitej aktywności, dla których, lub poniżej których substancje radioaktywne lub materiały zawierające substancje radioaktywne powstające z każdej działalności podlegającej wymogowi składania sprawozdań lub zezwoleniu, mogą zostać zwolnione z wymogów niniejszej dyrektywy. Skuteczna dawka obciążająca: (E(τ)): suma obciążających dawek równoważnych w narządzie lub w równoważnej tkance (HT (τ)) w wyniku przyjęcia substancji radioaktywnych, każdy składnik sumy jest pomnożony przez odpowiedni współczynnik wagowy tkanki wT. Określana jest w następujący sposób: E = ∑ w H Tτ Określając E(τ), τ wyraża się w liczbie lat okresu objętego całkowaniem. Jednostką skutecznej dawki obciążającej jest siwert. Równoważna dawka obciążająca (HT(τ)): całka względem czasu (t) z mocy dawki równoważnej w tkance lub narządzie T, otrzymanej przez jednostkę w wyniku przyjęcia substancji radioaktywnej. Przedstawiana jest w następujący sposób: +++++ TIFF +++++ dla przyjęcia w czasie t0, gdzie +++++ TIFF +++++ - oznacza moc dawki równoważnej w narządzie lub tkance T w czasie t, - τ oznacza okres objęty całkowaniem. Określając HT(τ), τ podano w latach. Jeżeli nie podano τ, przyjmuje się okres 50 lat dla dorosłych i do 70 lat dla dzieci. Jednostką równoważnej dawki obciążającej jest siwert. Właściwe władze: wszelkie władze wyznaczone przez Państwo Członkowskie. Teren kontrolowany: teren podlegający specjalnym przepisom w celu ochrony przed promieniowaniem jonizującym lub zapobieganiu rozprzestrzenianiu skażenia radioaktywnego, do którego dostęp jest kontrolowany. Usuwanie: umieszczenie odpadów we właściwym miejscu lub w danym miejscu, nie w celu odzysku. Usuwanie obejmuje również zatwierdzony, bezpośredni zrzut odpadów do środowiska, z dokonanym następnie rozproszeniem. Ograniczenie dawki: ograniczenie przewidywanych dawek u osób, przy czym dawki te mogą pochodzić z określonego źródła. Stosowane na etapie planowania ochrony przed promieniowaniem w związku z optymalizacją. Dawki graniczne: maksymalne odnośniki ustanowione w tytule IV dla dawek wynikających z narażenia na promieniowanie jonizujące pracowników, praktykantów oraz studentów i członków społeczeństwa, których dotyczy niniejsza dyrektywa, odnoszące się do sumy odpowiednich dawek z zewnętrznego narażenia w danym okresie oraz 50-letnie obciążające dawki (do 70 lat dla dzieci) przyjęte w tym samym okresie. Dawka skuteczna (E): suma ważonych dawek równoważnych we wszystkich tkankach oraz narządach ciała, o których mowa w załączniku II, z napromieniowania wewnętrznego i zewnętrznego. Wyraża to równanie: E = ∑ w H = ∑ w ∑ w D T,R gdzie - DT,R oznacza dawkę pochłoniętą uśrednioną w tkance i narządzie T, w wyniku promieniowania R, - wR oznacza współczynnik wagowy promieniowania, oraz - wT oznacza współczynnik wagowy tkanki dla tkanki lub narządu T. Właściwe wartości wT i wR określono w załączniku II. Jednostką dawki skutecznej jest siwert. Nagłe narażenie na promieniowanie: narażenie osób organizujących konieczną, szybką akcję w celu niesienia pomocy zagrożonym osobom, zapobieganiu narażenia dużej liczby osób lub uratowania cennych instalacji lub towarów, jeżeli jedna z dawek granicznych równa ustanowionej dla narażonych pracowników może zostać przekroczona. Nagłe narażenie dotyczy jedynie ochotników. Dawka równoważna (HT): dawka pochłonięta w tkance lub narządzie T ważona dla rodzaju i jakości promieniowania R. Określona w następujący sposób: H = w D T,R gdzie - DT,R oznacza pochłoniętą dawkę uśrednioną w tkance lub narządzie T w wyniku promieniowania R, - wR oznacza współczynnik wagowy promieniowania. Jeżeli pole promieniowania składa się z rodzajów i energii o różnych wartościach WR, całkowitą dawkę równoważną, HT, oblicza się w następujący sposób: H = ∑ w D T,R Odpowiednie wartości wR określa załącznik II. Jednostką dawki równoważnej jest siwert. Narażeni pracownicy: osoby zarówno pracujące na własny rachunek, jak i dla pracodawcy, narażone w pracy, w wyniku działalności objętej niniejszą dyrektywą, która może spowodować narażenie na dawki przekraczające jeden lub inne poziomy dawki równe dawkom granicznym dla członków społeczeństwa. Narażenie: proces narażenia na promieniowanie jonizujące. Grej (Gy): specjalna nazwa jednostki pochłoniętej dawki. Jeden grej równa się jednemu dżulowi na kilogram: 1 Gy = 1 J kg -1 Uszczerbek na zdrowiu: ocena ryzyka ograniczenia długości i jakości życia ludności narażonej na promieniowanie jonizujące. Obejmuje zmiany somatyczne, nowotwór i poważne zaburzenia genetyczne. Przyjęcie: aktywność radionuklidów przyjmowanych przez ciało ze środowiska zewnętrznego. Interwencja: działalność ludzka, która zapobiega lub zmniejsza narażenie osób na promieniowanie ze źródeł, które nie są częścią działalności, lub które są poza kontrolą, poprzez działanie na źródło, ścieżki przesyłowe lub osoby. Poziom interwencji: wartość równoważnej dawki ostrzegawczej, skuteczna dawka ostrzegawcza lub odnośna wartość, dla której należy uwzględnić środki interwencyjne. Dawka ostrzegawcza lub odnośna dawka jest jedyną dawką związaną ze ścieżką narażenia, dla której należy zastosować środki interwencyjne. Promieniowanie jonizujące: przekazanie energii w formie cząstek lub fal elektromagnetycznych o długości fali 100 nanometrów lub mniejszej lub o częstotliwości 3 x 1015 Hz lub z możliwością bezpośredniej lub pośredniej produkcji jonów. Członkowie społeczeństwa: osoby z wyłączeniem narażonych pracowników, praktykantów oraz studentów w czasie godzin pracy, oraz osoby narażone, określone w art. 6 ust. 4 lit. a), b) i c). Źródła promieniowania naturalnego: źródła promieniowania jonizującego pochodzenia naturalnego, ziemskiego lub kosmicznego. Potencjalne narażenie: narażenie, którego pojawienie się nie jest pewne, ale prawdopodobne, które można określić wcześniej. Działalność: działalność ludzka, która może zwiększyć narażenie osób na promieniowanie ze sztucznego źródła, lub ze źródła naturalnego promieniowania, jeżeli naturalne radionuklidy są przetwarzane z uwagi na ich właściwości radioaktywne, rozszczepialne lub paliworodne, wyłączając przypadek nagłego narażenia na promieniowanie. Wykwalifikowani eksperci: Osoby posiadające wiedzę i wyszkolenie potrzebne do przeprowadzenia testów fizycznych, technicznych lub radiochemicznych umożliwiających ocenę dawek oraz doradztwa w celu zapewnienia skutecznej ochrony osób oraz prawidłowej obsługi sprzętu ochronnego, których zdolność do działania jako wykwalifikowanych ekspertów uznały właściwe władze. Wykwalifikowany ekspert może ponosić odpowiedzialność za aspekty techniczne zadań związanych z ochroną przed promieniowaniem pracowników oraz członków społeczeństwa. Skażenie radioaktywne: skażenie wszelkich materiałów, powierzchni lub środowiska lub osób przez substancje radioaktywne. W przypadku ciała ludzkiego, skażenie radioaktywne obejmuje zarówno zewnętrzne skażenie skóry, jak i skażenie wewnętrzne, niezależnie od drogi przyjęcia. Substancja radioaktywna: każda substancja, która zawiera jeden lub więcej radionuklidów, których aktywności lub stężenia nie można zlekceważyć w ramach ochrony przed promieniowaniem. Pogotowie radiologiczne: sytuacja, która wymaga pilnego działania w celu ochrony pracowników, członków społeczeństwa lub ludności zarówno grup, jak i całej ludności. Referencyjna grupa ludności: grupa składająca się z osób, których narażenie na źródło jest w miarę jednolite i reprezentatywne dla sposobu narażenia osób bardziej narażonych na to źródło. Sprawozdawczość: wymóg przedstawiania dokumentu właściwym władzom w celu powiadomienia o zamiarze podjęcia działalności lub wszelkiego innego działania w zakresie niniejszej dyrektywy. Źródło zamknięte: źródło, którego struktura ma pozwolić na przeciwdziałanie w normalnych warunkach zastosowania wszelkiemu rozproszeniu substancji radioaktywnych w środowisku. Siwert: specjalna nazwa jednostki dawki równoważnej lub skutecznej. Jeden siwert odpowiada jednemu dżulowi na kilogram: 1 Sv = 1 J kg -1 Źródło: aparatura, substancja radioaktywna lub instalacja zdolna do emitowania promieniowania jonizującego lub substancji radioaktywnych. Teren strzeżony: teren podlegający odpowiedniemu nadzorowi w celu ochrony przed promieniowaniem jonizującym. Przedsiębiorstwo: każda osoba fizyczna lub prawna, która wykonuje działalność lub czynności związane z pracą, określone w art. 2 niniejszej dyrektywy oraz która ponosi odpowiedzialność prawną na mocy prawa krajowego za tę działalność lub czynności. TYTUŁ II ZAKRES Artykuł 2 1. Niniejszą dyrektywę stosuje się do każdej działalności, które wiążą się z ryzykiem promieniowania jonizującego emanującego ze sztucznego źródła lub ze źródła naturalnego promieniowania w przypadkach gdy naturalne radionuklidy są lub zostały przetworzone z uwagi na ich właściwości radioaktywne, rozszczepialne lub paliworodne, to znaczy: a) produkcja, przetwarzanie, obsługiwanie, wykorzystanie, posiadanie, składowanie, transport, przywóz lub wywóz ze Wspólnoty oraz usuwanie substancji radioaktywnych; b) obsługa każdego sprzętu elektrycznego emitującego promieniowanie jonizujące oraz zawierającego składniki działające przy różnicy potencjału większej niż 5 kV; c) każda inna działalność określona przez Państwo Członkowskie. 2. Zgodnie z tytułem VII jest ona również stosowana do działalności związanej z pracą, której nie obejmuje ust. 1, ale która wiąże się z obecnością naturalnych źródeł promieniowania oraz prowadzi do znacznego wzrostu narażenia pracowników lub członków społeczeństwa, czego nie można lekceważyć z punktu widzenia ochrony przed promieniowaniem. 3. Zgodnie z tytułem IX jest ona również stosowana do każdej interwencji w przypadku zagrożeń radiologicznych lub w przypadkach długotrwałego narażenia wynikającego z efektów późniejszych zagrożenia radiologicznego, przeszłej lub dawnej działalności lub czynności związanych z pracą. 4. Niniejsza dyrektywa nie ma zastosowania do narażenia na radon w lokalach mieszkalnych lub do naturalnego poziomu promieniowania, tzn. do radionuklidów zawartych w ciele ludzkim, do promieniowania kosmicznego na poziomie terenu lub do narażenia naziemnego na radionuklidy obecne w nienaruszonej powłoce ziemskiej. TYTUŁ III SPRAWOZDAWCZOŚĆ I ZEZWOLENIE NA DZIAŁALNOŚĆ Artykuł 3 Sprawozdawczość 1. Każde Państwo Członkowskie wymaga składania sprawozdań z prowadzonej działalności, określonej w art. 2 ust. 1, poza ustaleniami niniejszego artykułu. 2. Nie musi być wymagane składanie sprawozdań dla czynności związanych z następującymi materiałami: a) substancjami radioaktywnymi, jeżeli ich zastosowane ilości nie przekraczają łącznie wartości zwolnionych określonych w kolumnie 2 tabeli A załącznika i lub w wyjątkowych okolicznościach w danym Państwie Członkowskim, różne wartości dozwolone przez właściwe władze, które jednak spełniają podstawowe kryteria ogólne określone w załączniku I; lub b) substancjami radioaktywnymi, jeżeli stężenia aktywności na masę jednostkową nie przekraczają wartości zwolnionych, określonych w kolumnie 3 tabeli A do załącznika 1 lub w wyjątkowych okolicznościach w danym Państwie Członkowskim, różne wartości dozwolone przez właściwe władze, które jednak spełniają podstawowe kryteria ogólne, określone w załączniku I; lub c) aparaturą zawierającą substancje radioaktywne przekraczające ilości i wartości stężenia określone w lit. a) lub b) pod warunkiem, że: (i) jest to rodzaj aparatury zatwierdzony przez właściwe władze Państwa Członkowskiego; oraz (ii) jest skonstruowany w formie źródła zamkniętego; oraz (iii) nie wytwarza w normalnych warunkach działania wielkości dawki przekraczającej 1 μSv h-1 w odległości 0,1 m z każdej dostępnej powierzchni aparatury; oraz (iv) warunki usuwania zostały określone przez właściwe władze; lub d) działanie każdej aparatury elektrycznej, której dotyczy niniejsza dyrektywa, innej niż określonej w lit) e, pod warunkiem, że: (i) jej rodzaj został zatwierdzony przez właściwe władze Państwa Członkowskiego; oraz (ii) nie wywoła w normalnych warunkach działalności wielkości dawki przekraczającej 1 μSv h-1 w odległości 0,1 m z każdej dostępnej powierzchni aparatury; lub e) działanie każdej lampy elektronowej w celu przekazania obrazów lub innej aparatury elektrycznej działającej przy różnicy potencjału nieprzekraczającej 30 kV, zakładając, że działanie to nie wywoła w normalnych warunkach działalności wielkości dawki przekraczającej 1 μSv h-1 w odległości 0,1 m z każdej dostępnej powierzchni aparatury; lub f) materiał skażony substancjami radioaktywnymi na podstawie autoryzowanych zwolnień, uznanych przez właściwe władze jako nie podlegające dalszym kontrolom. Artykuł 4 Zezwolenia 1. Poza ustaleniami przewidzianymi w niniejszym artykule, każde Państwo Członkowskie wymaga wcześniejszego zezwolenia na następującą działalność: a) działanie i wycofanie z eksploatacji wszelkich urządzeń atomowego cyklu paliwowego oraz eksploatacji i zamknięcia kopalni uranu; b) świadome dodanie radioaktywnych substancji przy produkcji i wyrobie produktów leczniczych oraz przywozie i wywozie tych towarów; c) świadome dodanie substancji radioaktywnych przy produkcji oraz wyrobie dóbr konsumpcyjnych oraz przywozie i wywozie tych towarów; d) świadome podawanie substancji radioaktywnych osobom oraz w takim stopniu w jakim dotyczy to ochrony przed promieniowaniem ludzi, zwierzętom, w celu diagnozy medycznej lub weterynaryjnej, leczenia lub badań; e) zastosowanie aparatury rentgenowskiej lub źródeł radioaktywnych dla radiografii przemysłowej, przetwarzania produktów, badań lub narażenia osób w celu leczenia oraz wykorzystania akceleratorów z wyjątkiem mikroskopów elektronowych; 2. Może być wymagane wcześniejsze zezwolenie dla innej działalności niż wymienione w ust. 1. 3. Państwa Członkowskie mogą określić, że działalność nie wymaga zezwolenia, jeżeli: a) w przypadku działalności opisanej w ust. 1 lit. a), lit. c) oraz lit. e), działalność jest zwolniona z obowiązku sprawozdawczości; lub b) w przypadkach gdy ograniczone ryzyko narażenia ludzi nie wymaga zbadania przypadków indywidualnych, podejmowana jest działalność zgodnie z warunkami ustanowionymi w ustawodawstwie krajowym. Artykuł 5 Zezwolenie i zatwierdzenie usuwania, ponownego przetwarzania oraz ponownego użycia 1. Usuwanie, ponowne przetwarzanie lub ponowne użycie substancji radioaktywnych lub materiałów zawierających substancje radioaktywne dla każdej działalności objętej wymogami sprawozdawczości lub zezwoleń, podlegają uprzedniemu zezwoleniu. 2. Jednakże usuwanie, ponowne przetwarzanie, ponowne użycie tych substancji lub materiałów może być zwolnione z wymogów niniejszej dyrektywy, zakładając, że są one zgodne z poziomami dopuszczalnymi ustanowionymi przez właściwe władze krajowe. Wymienione poziomy dopuszczalne spełniają podstawowe kryteria stosowane w załączniku i oraz uwzględniają wszystkie inne wskazówki techniczne określone przez Wspólnotę. TYTUŁ IV UZASADNIENIE, OPTYMALIZACJA I OGRANICZENIE DAWKI DLA WYKONYWANEJ DZIAŁALNOŚCI ROZDZIAŁ I ZASADY OGÓLNE Artykuł 6 1. Państwa Członkowskie zapewniają uzasadnienie zastosowania wszystkich nowych klas oraz rodzajów działalności powodujących narażenie na promieniowanie jonizujące, przed ich przyjęciem lub zatwierdzeniem, powołując się na korzyści gospodarcze, społeczne lub inne korzyści, w związku z ich szkodliwością dla zdrowia. 2. Można dokonać przeglądu uzasadnienia stosowania istniejących klas lub rodzajów działalności, jeżeli pojawią się nowe i ważne dowody dotyczące ich skuteczności lub skutków. 3. Dodatkowo każde Państwo Członkowskie zapewnia, że: a) w kontekście optymalizacji wszystkie narażenia na promieniowanie jonizujące są utrzymywane na możliwie najniższym poziomie, biorąc pod uwagę czynniki gospodarcze i społeczne; b) bez uszczerbku dla art. 12, suma dawek dla każdej odnośnej działalności nie przekroczy dawek granicznych, ustanowionych w niniejszym tytule dla narażonych pracowników, praktykantów, studentów oraz członków społeczeństwa. 4. Zasadę wymienioną w ust. 3 lit. a) stosuje się do wszystkich narażeń na promieniowanie jonizujące wynikających z działalności określonych w art. 2 ust. 1. Zasada wymieniona w ust. 3 lit. b) nie ma zastosowania dla żadnego z następujących narażeń: a) narażenie osób, w ramach diagnozy medycznej lub leczenia; b) narażenie osób udzielających pomocy świadomie i z własnej woli (niezwiązane z ich zawodem) w celu wsparcia i zapewnienia wygody pacjentom, u których przeprowadza się diag nozy medyczne lub leczenie; c) narażenie ochotników uczestniczących w medycznych lub biomedycznych programach badawczych. 5. Państwa Członkowskie nie zezwalają na zamierzone dodanie substancji radioaktywnych przy produkcji środków spożywczych, zabawek, ozdób osobistych i kosmetyków oraz na przywóz lub wywóz tych towarów. Artykuł 7 Ograniczenia dawki 1. Ograniczenia dawki powinno się stosować, w miarę potrzeb w kontekście optymalizacji ochrony radiologicznej. 2. Wskazówki ustalone przez każde Państwo Członkowskie dotyczące właściwych procedur, które mają być stosowane w stosunku do osób narażonych, zgodnie z art. 6 ust. 4 lit. b) i c) mogą obejmować ograniczenia dawki. ROZDZIAŁ II OGRANICZENIE DAWEK Artykuł 8 Granica wieku dla narażonych pracowników Z zastrzeżeniem art. 11 ust. 2, osobom w wieku poniżej 18 lat nie można powierzyć żadnej pracy, która spowodowałaby ich narażenie. Artykuł 9 Dawki graniczne dla narażonych pracowników 1. Dawka graniczna wyrażona jako dawka skuteczna dla narażonych pracowników wynosi 100 millisiwerts ("mSv") w kolejnym okresie pięciu lat, z maksymalną skuteczną dawką 50 mSv w każdym roku. Państwa Członkowskie mogą zadecydować o rocznej wielkości. 2. Bez uszczerbku dla ust. 1: a) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla soczewek oka wynosi 150 mSv rocznie; b) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla skóry wyniesie 500 mSv rocznie. Wymieniona dawka graniczna jest stosowana do dawki średniej dla powierzchni 1 cm2, niezależnie od narażonej powierzchni; c) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla rąk, przedramion, stóp oraz kostek wynosi 500 mSv rocznie. Artykuł 10 Specjalna ochrona w okresie ciąży i karmienia piersią 1. Po poinformowaniu przedsiębiorstwa przez kobietę ciężarną o swoim stanie, zgodnie z ustawodawstwem i/lub praktyką krajową, ochrona dziecka, które ma się urodzić jest porównywalna z opieką zapewnioną członkom społeczeństwa. Warunki zapewniane kobiecie ciężarnej w kontekście zatrudnienia są więc takie, że równoważna dawka dla dziecka, które ma się urodzić, będzie jak najniższa oraz będzie mało prawdopodobne, że dawka ta przekroczy 1 mSv, przynajmniej w pozostałym okresie ciąży. 2. Po poinformowaniu przedsiębiorstwa przez karmiącą kobietę o jej stanie, nie zostanie ona zaangażowana do prac związanych ze znacznym ryzykiem skażenia radioaktywnego ciała. Artykuł 11 Dawki graniczne dla praktykantów i studentów 1. Dawki graniczne dla praktykantów w wieku 18 lat lub starszych oraz studentów w wieku 18 lat lub starszych, którzy w trakcie nauki są zobowiązani do korzystania ze źródeł, są takie same jak dawki graniczne dla narażonych pracowników, ustanowione w art. 9. 2. Dawka graniczna wyrażona jako dawka skuteczna dla praktykantów w wieku od 16 do 18 lat oraz dla studentów w wieku od 16 do 18 lat, którzy w trakcie studiów są zobowiązani do korzystania ze źródeł, wynosi 6 mSv rocznie. Bez uszczerbku dla wymienionej dawki granicznej: a) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla soczewek oka wynosi 50 mSv rocznie; b) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla skóry wynosi 150 mSv rocznie. Wymieniona dawka graniczna jest stosowana do dawki średniej na każdej powierzchni 1 cm2, niezależnie od narażonej powierzchni. c) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla rąk, przedramion, stóp oraz kostek wynosi 150 mSv rocznie. 3. Dawki graniczne dla praktykantów i studentów, którzy nie podlegają przepisom ust. 1 i 2, są takie same jak dawki graniczne dla członków społeczeństwa, które określa art. 13. Artykuł 12 Narażenia na promieniowanie dozwolone w szczególnych okolicznościach 1. W wyjątkowych okolicznościach, wyłączywszy pogotowie radiologiczne oraz sytuacje określone w danym przypadku, jeżeli wymaga tego jakieś szczególne działanie, właściwe władze mogą zezwolić na indywidualne, zawodowe narażenie na promieniowanie przekraczające dawki graniczne określone w art. 9 określonych pracowników, dla określonej działalności, jeżeli narażenia te są ograniczone w czasie, do danych terenów, na których wykonuje się pracę, oraz w ramach maksymalnych poziomów narażenia określonych dla poszczególnego przypadku przez właściwe władze. Uwzględnia się następujące warunki: a) jedynie pracownicy kategorii A, jak określa art. 21, mogą być podmiotem narażeń dozwolonych w szczególnych okolicznościach; b) praktykanci, studenci, kobiety ciężarne i karmiące, w stosunku do których istnieje prawdopodobieństwo skażenia ciała, wyłącza się z takich narażeń; c) przedsiębiorstwo wcześniej dokładnie uzasadnia takie narażenia na promieniowanie i szczegółowo dyskutuje ją z pracownikami ochotnikami, ich przedstawicielami, uprawnionym lekarzem, zatwierdzoną służbą ochrony zdrowia pracowników lub wykwalifikowanym ekspertem; d) informacje dotyczące ryzyka oraz środków ostrożności, które należy zastosować dla tej działalności, przekazuje się odpowiednio wcześniej danym pracownikom; e) wszystkie dawki odnoszące się do tych narażeń zostają odnotowane oddzielnie w rejestrze medycznym, określonym w art. 34 oraz rejestrze indywidualnym, określonym w art. 28. 2. Dawki powyżej dawki granicznej, dozwolone w szczególnych okolicznościach, niekoniecznie stanowią przyczynę wyłączenia pracownika ze zwykle wykonywanych czynności lub przeniesienia go przez pracodawcę bez uzgodnienia z pracownikiem. Artykuł 13 Dawki graniczne dla członków społeczeństwa 1. Bez uszczerbku dla przepisów art. 14, dawki graniczne dla członków społeczeństwa są ustanowione w ust. 2 i 3. 2. Dawka graniczna wyrażona jako dawka skuteczna wyniesie 1 mSv rocznie. Jednakże w specjalnych okolicznościach można zezwolić na wyższą dawkę skuteczną w danym roku, zakładając że średnia dawka w okresie pięciu kolejnych lat nie przekracza 1 mSv rocznie. 3. Bez uszczerbku dla ust. 2: a) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla soczewek oka wynosi 15 mSv rocznie; b) dawka graniczna wyrażona jako dawka równoważna dla skóry wynosi 50 mSv rocznie przeciętnie dla każdego 1 cm2 powierzchni skóry, niezależnie od narażonej powierzchni. Artykuł 14 Narażenie na promieniowanie całej ludności Każde Państwo Członkowskie podejmuje racjonalne kroki w celu zapewnienia, że narażenie na promieniowanie całej ludności, w efekcie działalności, jest utrzymywane na jak najniższym poziomie, biorąc pod uwagę czynniki gospodarcze i społeczne. Całkowite wielkości podlegają regularnej ocenie. TYTUŁ V OCENA DAWKI SKUTECZNEJ Artykuł 15 Dla oceny skutecznych i równoważnych dawek są stosowane wartości i relacje, określone w niniejszym tytule. Właściwe władze mogą zezwolić na zastosowanie metod równoważnych. Artykuł 16 Bez uszczerbku dla przepisów art. 15: a) dla promieniowania zewnętrznego, wartości i relacje podane w załączniku II są stosowane w celu oceny odnośnych dawek skutecznych i równoważnych; b) dla wewnętrznego narażenia na radionuklid lub mieszaninę radionuklidów, można zastosować wartości oraz relacje podane w załącznikach II oraz III w celu oceny dawek skutecznych. TYTUŁ VI PODSTAWOWE ZASADY REGULUJĄCE PRAKTYCZNĄ OCHRONĘ PRACOWNIKÓW, PRAKTYKANTÓW I STUDENTÓW NARAŻONYCH W TRAKCIE WYKONYWANIA DZIAŁALNOŚCI Artykuł 17 Praktyczna ochrona narażonych pracowników opiera się w szczególności na następujących zasadach: a) wcześniejsza ocena charakteru i wielkości ryzyka radiologicznego dla narażonych pracowników oraz wprowadzenie optymalizacji ochrony przed promieniowaniem w każdych warunkach pracy; b) klasyfikacja miejsc pracy na różne tereny, w miarę potrzeb, w odniesieniu do oceny oczekiwanych dawek rocznych, prawdopodobieństwa oraz wielkości potencjalnych narażeń; c) klasyfikacja pracowników na różne kategorie; d) wprowadzanie środków kontroli oraz monitoringu odnoszących się do różnych terenów oraz warunków pracy, w tym w miarę potrzeby indywidualny monitoring; e) nadzór medyczny. ROZDZIAŁ I ŚRODKI W CELU OGRANICZENIA NARAŻENIA Sekcja 1 Klasyfikacja oraz wyznaczenie terenów Artykuł 18 Ustalenia w miejscach pracy 1. W celu ochrony przed promieniowaniem określa się ustalenia stosowane w miejscach pracy, w których istnieje możliwość narażenia na promieniowanie jonizujące przekraczające 1 mSv rocznie dla dawki równoważnej jednej dziesiątej dawki granicznej dla soczewek oka, skóry i kończyn, ustanowionej w art. 9 ust. 2. Takie ustalenia muszą być właściwe dla rodzajów instalacji i źródeł oraz wielkości i rodzajowi ryzyka. Zakres środków ostrożności i monitoringu, jak również ich rodzaj i jakość, musi być właściwe dla ryzyka w pracy związanej z narażeniem na promieniowanie jonizujące. 2. Dokonuje się podziału na tereny kontrolowane i nadzorowane. 3. Właściwe władze określają wskazówki dotyczące klasyfikacji terenów kontrolowanych i nadzorowanych właściwe w danych okolicznościach. 4. Przedsiębiorstwo poddaje przeglądowi warunki pracy na terenach kontrolowanych i nadzorowanych. Artykuł 19 Wymagania dla terenów kontrolowanych 1. Wymagania minimalne dla kontrolowanego terenu to: a) zostaje wyznaczony kontrolowany teren, do którego dostęp przysługuje jedynie osobom, które otrzymały właściwe wskazówki oraz który jest kontrolowany zgodnie z pisemnymi procedurami określonymi przez przedsiębiorstwo. Jeżeli istnieje duże ryzyko rozprzestrzenienia się skażenia radioaktywnego, zostają przyjęte szczególne uzgodnienia, obejmujące dostęp i opuszczenie miejsca przez osoby oraz towary; b) biorąc pod uwagę charakter i zasięg ryzyka radiologicznego na kontrolowanym terenie, nadzór radiologiczny nad środowiskiem pracy jest zorganizowany zgodnie z przepisami art. 24. c) zostają wprowadzone oznaczenia wskazujące na rodzaj terenu, charakter źródeł oraz związane z nimi ryzyko; d) zostają ustanowione instrukcje działania właściwe dla zagrożenia radiologicznego związanego ze źródłami i odnośnymi działaniami. 2. Za realizację tych obowiązków będzie odpowiedzialne przedsiębiorstwo, po konsultacjach z zatwierdzoną służbą ochrony zdrowia pracowników oraz wykwalifikowanymi ekspertami. Artykuł 20 Wymagania dla terenów nadzorowanych 1. Wymagania dla nadzorowanego terenu to: a) w minimalnym stopniu, biorąc pod uwagę charakter i zasięg zagrożenia radiologicznego na nadzorowanym terenie, zostaje zorganizowany nadzór radiologiczny środowiska pracy zgodnie z przepisami art. 24; b) jeżeli to właściwe, zostają wprowadzone oznaczenia wskazujące na rodzaj terenu, charakter źródeł oraz związane z nimi ryzyko; c) o ile to właściwe, zostają ustanowione instrukcje działania właściwe dla ryzyka radiologicznego związanego ze źródłami i odnośnymi działaniami. 2. Za realizację tych obowiązków będzie odpowiedzialne przedsiębiorstwo, po konsultacjach z wykwalifikowanymi ekspertami lub zatwierdzoną służbą ochrony zdrowia pracowników. Sekcja 2 Klasyfikacja narażonych pracowników, praktykantów i studentów Artykuł 21 Klasyfikacja narażonych pracowników Do celów monitoringu i nadzoru rozróżnia się dwie kategorie narażonych pracowników: a) kategoria A: pracownicy, którzy są narażeni na działanie dawki skutecznej wyższej od 6 mSv rocznie lub dawki równoważnej wyższej od 3/10 dawek granicznych dla soczewek oka, skóry i kończyn, ustanowionych w art. 9 ust. 2; b) kategoria B: ci narażeni pracownicy, którzy nie są sklasyfikowani jako pracownicy kategorii A. Artykuł 22 Informacja i szkolenie 1. Państwa Członkowskie wymagają, aby przedsiębiorstwa informowały narażonych pracowników, praktykantów i studentów, którzy w trakcie studiów są zobowiązani korzystać ze źródeł o: a) ryzyku dla zdrowia w związku z wykonywaną pracą: - ogólnych procedurach ochrony przed promieniowaniem oraz środki ostrożności, które należy podjąć, w szczególności związanych z warunkami działania oraz pracy zarówno odnośnie ogólnej działalności oraz każdego rodzaju stanowiska pracy lub pracy, do której mogą zostać przydzieleni, - znaczeniu, jakie ma spełnianie wymogów technicznych, medycznych i administracyjnych; b) w przypadku kobiet, potrzebie wczesnego powiadomienia o ciąży z uwagi na ryzyko narażenia dziecka, które ma się urodzić oraz ryzyko skażenia karmionego dziecka w przypadku radioaktywnego skażenia ciała. 2. Państwa Członkowskie wymagają od przedsiębiorstwa zorganizowania odpowiedniego szkolenia w dziedzinie ochrony przed promieniowaniem dla narażonych pracowników, praktykantów i studentów. Sekcja 3 Ocena i realizacja ustaleń dotyczących ochrony radiologicznej narażonych pracowników Artykuł 23 1. Przedsiębiorstwo jest odpowiedzialne za ocenę i realizację ustaleń dotyczących ochrony radiologicznej narażonych pracowników. 2. Państwa Członkowskie wymagają od przedsiębiorstwa zasięgnięcia opinii wykwalifikowanych ekspertów lub zatwierdzonych służb ochrony zdrowia pracowników w sprawie badań i testowania urządzeń ochronnych oraz przyrządów pomiarowych, w szczególności obejmujących: a) wcześniejsze krytyczne badanie planów instalacji z punktu widzenia ochrony przed promieniowaniem; b) wprowadzenie do użytku nowych lub zmienionych źródeł z punktu widzenia ochrony przed promieniowaniem; c) regularne kontrole skuteczności urządzeń ochronnych i technik; d) regularne kalibrowanie przyrządów pomiarowych oraz regularne kontrole ich przydatności i prawidłowego wykorzystania. ROZDZIAŁ II OCENA NARAŻENIA NA PROMIENIOWANIE Sekcja 1 Monitoring miejsca pracy Artykuł 24 1. Kontrola radiologiczna w środowisku pracy, określona w art. 19 ust. 1 lit. b) i art. 20 ust. 1 lit. a) obejmuje, w miarę potrzeb: a) pomiary zewnętrznych wielkości dawek, wskazujących na rodzaj i jakość omawianego promieniowania; b) pomiary stężenia aktywności w powietrzu i gęstości na powierzchni zanieczyszczających substancji radioaktywnych, wskazując na ich rodzaj oraz stan fizyczny i chemiczny. 2. Wyniki tych pomiarów są rejestrowane oraz stosowane, o ile to konieczne w celu oceny indywidualnych dawek, jak przewiduje art. 25. Sekcja 2 Monitoring indywidualny Artykuł 25 Monitoring — Zasady ogólne 1. Monitoring indywidualny jest przeprowadzany systematycznie dla narażonych pracowników kategorii A. Monitoring ten opiera się na indywidualnych pomiarach, które są ustalane przez zatwierdzoną służbę dozymetryczną. W przypadkach gdy pracownicy kategorii A są narażeni na znaczne skażenie wewnętrzne, ustanawia się odpowiedni system monitoringu; właściwe władze mogą przedstawić ogólne wytyczne w celu określenia tych pracowników. 2. Monitoring dla pracowników kategorii B jest co najmniej wystarczający w celu wykazania, że pracownicy ci zostali właściwie zaklasyfikowani do kategorii B. Państwa Członkowskie mogą wymagać indywidualnego monitoringu oraz, jeżeli jest to konieczne, indywidualnych pomiarów dla pracowników kategorii B, określonych przez zatwierdzoną służbę dozymetryczną. 3. W przypadkach gdy indywidualne pomiary są niemożliwe lub nieodpowiednie, indywidualny monitoring opiera się na przybliżonej ocenie indywidualnych pomiarów przeprowadzonych u narażonych pracowników lub wyników nadzoru miejsca pracy, przewidzianego w art. 24. Sekcja 3 Monitoring w przypadku narażenia nagłego lub przypadkowego Artykuł 26 W przypadku przypadkowego narażenia przeprowadza się ocenę odnośnych dawek i ich rozmieszczenia w ciele. Artykuł 27 W przypadku nagłego narażenia na promieniowanie, przeprowadza się indywidualny monitoring lub ocenę dawek indywidualnych stosownie do okoliczności. Sekcja 4 Rejestracja i sprawozdawczość dotycząca wyników Artykuł 28 1. Dla wszystkich narażonych pracowników kategorii A sporządza się rejestr wyników indywidualnego monitoringu. 2. Do celów ust. 1 zachowuje się następujące cechy w czasie okresu zatrudnienia związanego z narażeniem na promieniowanie jonizujące pracowników, oraz później do chwili, gdy osoba osiągnie wiek 75 lat, ale w żadnym przypadku nie mniej niż 30 lat od chwili zakończenia pracy związanej z narażeniem: a) rejestr narażeń na promieniowanie mierzonych lub szacunkowych, w zależności od przypadku, dla indywidualnych dawek na podstawie art. 12, 25, 26 i 27. b) w przypadku narażeń, określonych w art. 26 i 27, sprawozdania odnoszące się do okoliczności i podjętych działań; c) wyniki monitoringu miejsca pracy stosowane do oceny indywidualnych dawek, w miarę potrzeby. 3. Narażenia, określone w art. 12, 26 i 27, są rejestrowane oddzielnie w rejestrze dawek określonych w ust. 1. Artykuł 29 1. Wyniki monitoringu indywidualnego, zgodnie z wymogami art. 25, 26 i 27 są: a) udostępniane właściwym władzom oraz przedsiębiorstwu; b) udostępniane danemu pracownikowi zgodnie z art. 38 ust. 2; c) przedstawiane uprawnionemu lekarzowi lub zatwierdzonej służbie ochrony zdrowia pracowników w celu oceny ich wpływu na ludzkie zdrowie, jak przewiduje art. 31. 2. Państwa Członkowskie określają sposób przekazywania wyników indywidualnego monitoringu. 3. W przypadku narażenia przypadkowego lub nagłego, wyniki indywidualnego monitoringu są przekazywane bezzwłocznie. ROZDZIAŁ III NADZÓR MEDYCZNY NARAŻONYCH PRACOWNIKÓW Artykuł 30 Nadzór medyczny narażonych pracowników opiera się na zasadach, którym podlega ogólnie medycyna zawodowa. Sekcja 1 Nadzór medyczny nad pracownikami kategorii A Artykuł 31 Nadzór medyczny 1. Bez względu na ogólną odpowiedzialności przedsiębiorstwa, za nadzór medyczny nad pracownikami kategorii A jest odpowiedzialny uprawniony lekarz lub zatwierdzona służba ochrony zdrowia pracowników. Ten nadzór medyczny musi pozwolić na określenie stanu zdrowia pracowników podlegających nadzorowi, odnośnie ich zdolności do wykonywania powierzonych im zadań. W tym celu uprawniony lekarz lub zatwierdzona służba ochrony zdrowia pracowników muszą mieć dostęp do istotnych wymaganych przez nich informacji, w tym dotyczących warunków środowiska istniejących w zakładzie pracy. 2. Nadzór medyczny obejmuje: a) badanie medyczne przed zatrudnieniem lub klasyfikacją jako pracownik kategorii A. Celem dokładnego badania jest ustalenie zdolności pracownika do pracy na stanowisku jako pracownika kategorii A, do której zamierza się go zakwalifikować; b) okresowe badania stanu zdrowia. Stan zdrowia każdego pracownika kategorii A jest sprawdzany przynajmniej raz w roku, aby ustalić, czy jest on zdolny wykonywać swoje obowiązki. Rodzaj badań, które mogą być przeprowadzane tak często jak uprawniony lekarz uzna to za niezbędne, zależy od rodzaju pracy oraz stanu zdrowia danego pracownika. 3. Uprawniony lekarz lub zatwierdzona służba ochrony zdrowia pracowników mogą zalecić opiekę medyczną po zaprzestaniu pracy tak długo, jak uważają to za konieczne w celu ochrony zdrowia odnośnych osób. Artykuł 32 Klasyfikacja medyczna Przyjmuje się następującą klasyfikację medyczną odnoszącą się sprawności wykonywania pracy jako pracownik kategorii A: a) zdolny; b) zdolny, z zastrzeżeniem niektórych warunków; c) niezdolny. Artykuł 33 Żaden pracownik nie może zostać zatrudniony lub sklasyfikowany w danym okresie na konkretnym stanowisku jako pracownik kategorii A, jeżeli badania medyczne wykażą, że jest on niezdolny do pracy na tym stanowisku. Artykuł 34 Rejestry medyczne 1. Rejestr medyczny jest dostępny dla każdego pracownika kategorii A oraz aktualizowany, dopóki pozostanie on pracownikiem tej kategorii. Następnie są przechowywane, do chwili aż dana osoba osiągnie lub osiągnęłaby wiek 75 lat, ale w żadnym wypadku nie mniej niż 30 lat od zakończenia pracy powodującej narażenie na promieniowanie jonizujące. 2. Rejestr medyczny obejmuje informacje dotyczące rodzaju zatrudnienia, wyników badań medycznych przed zatrudnieniem lub zaklasyfikowaniem pracownika do kategorii A, okresowych badań zdrowia oraz rejestru dawek, tak jak tego wymaga art. 28. Sekcja 2 Specjalny nadzór nad narażonymi pracownikami Artykuł 35 1. Zapewnia się specjalny nadzór medyczny w przypadku gdy jedna z dawek granicznych ustanowionych w art. 9 zostanie przekroczona. 2. Dalsze warunki dotyczące narażenia na promieniowanie są przedmiotem porozumienia z uprawnionym lekarzem lub zatwierdzoną służbą ochrony zdrowia pracowników. Artykuł 36 Poza nadzorem medycznym nad pracownikami narażonymi na promieniowanie, przewidzianym w art. 30 i 31, przyjmuje się przepisy ustanawiające dalsze działania w stosunku do ochrony zdrowia narażonej osoby, uznane za konieczne przez uprawnionego lekarza lub zatwierdzoną służbę ochrony zdrowia pracowników, takich jak dalsze badania, środki odkażające lub szybkie rozpoczęcie leczenia zapobiegawczego. Sekcja 3 Odwołania Artykuł 37 Każde Państwo Członkowskie określa procedurę odwoławczą od ustaleń i decyzji podjętych zgodnie z art. 32, 33 i 35. ROZDZIAŁ IV ZADANIA PAŃSTW CZŁONKOWSKICH DOTYCZĄCE OCHRONY NARAŻONYCH PRACOWNIKÓW Artykuł 38 1. Każde Państwo Członkowskie ustanawia system lub systemy kontroli w celu wprowadzenia w życie przepisów wprowadzonych zgodnie z niniejszą dyrektywą oraz w celu zastosowania koniecznych środków nadzoru lub interwencyjnych. 2. Każde Państwo Członkowskie wymaga, aby pracownicy, na wniosek, mieli dostęp do wyników monitoringu indywidualnego, w tym wyników pomiarów, przeprowadzonych w celu ich oceny lub oceny dawek w miejscu pracy. 3. Każde Państwo Członkowskie podejmuje konieczne działania w celu uznania, o ile to właściwe, zdolności: - uprawnionych lekarzy, - zatwierdzonej służby ochrony zdrowia pracowników, - zatwierdzonej służby dozymetrycznej, - wykwalifikowanych ekspertów. W tym celu każde Państwo Członkowskie zapewnia zorganizowanie szkolenia dla tych specjalistów. 4. Każde Państwo Członkowskie wymaga udostępnienia odpowiedzialnym jednostkom koniecznych środków w celu odpowiedniej ochrony przed promieniowaniem. Jeżeli chodzi o instalacje, gdy właściwe władze uznają to za konieczne, wymaga się zorganizowania wyspecjalizowanej jednostki ochrony przed promieniowaniem, innej niż jednostki produkcyjne i operacyjne w przypadku jednostki wewnętrznej, upoważnionej do wykonania zadań związanych z ochroną przed promieniowaniem oraz udzielenia konkretnych porad. Jednostka ta może zajmować się kilkoma instalacjami. 5. Każde Państwo Członkowskie ułatwia wymianę między właściwymi władzami lub uprawnionymi lekarzami bądź zatwierdzoną służbą ochrony zdrowia pracowników, wykwalifikowanymi ekspertami lub zatwierdzonymi służbami dozymetrycznymi we Wspólnocie Europejskiej, wszystkich istotnych informacji dotyczących dawek otrzymanych wcześniej przez pracownika w celu wykonania badań lekarskich przed podjęciem zatrudnieniem i zaklasyfikowaniem jako pracownik kategorii A, na podstawie art. 31 oraz kontrolę dalszego narażenia pracowników na promieniowanie. ROZDZIAŁ V PRAKTYCZNA OCHRONA PRAKTYKANTÓW I STUDENTÓW Artykuł 39 1. Warunki narażenia i praktycznej ochrony praktykantów i studentów w wieku 18 lat lub starszych, określonych w art. 11 ust. 1, jest równoważna ochronie narażonych pracowników kategorii A lub B, jeśli to właściwe. 2. Warunki narażenia i praktyczna ochrona praktykantów i studentów w wieku od 16 do 18 lat, określonych w art. 11 ust. 2, jest równoważna ochronie narażonych pracowników kategorii B. TYTUŁ VII ZNACZNY WZROST NARAŻENIA NA PROMIENIOWANIE SPOWODOWANE NATURALNYMI ŹRÓDŁAMI PROMIENIOWANIA Artykuł 40 Stosowanie 1. Niniejszy tytuł stosuje się do czynności związanych z pracą nieobjętych art. 2 ust. 1, w ramach których obecność naturalnych źródeł promieniowania prowadzi do znacznego wzrostu narażenia pracowników lub członków społeczeństwa, czego nie można lekceważyć, mając na względzie ochronę przed promieniowaniem. 2. Każde Państwo Członkowskie zapewnia określenie, poprzez badania lub inne właściwe środki, czynności związanych z pracą wymagających szczególnej uwagi. Obejmują one w szczególności: a) czynności związane z pracą, przy których pracownicy oraz, gdzie właściwe, członkowie społeczeństwa są narażeni na pochodne toronu, radonu lub promieniowanie gamma lub inne narażenia w miejscach pracy takich, jak źródła, zapadliska, kopalnie, podziemne miejsca pracy oraz naziemne miejsca pracy w na różnych obszarach; b) czynności związane z pracą obejmujące działania z materiałami oraz magazynowanie materiałów, nie zawsze uważanych za radioaktywne, ale które zawierają naturalnie występujące radionuklidy, powodujące znaczne zwiększenie narażenia pracowników, oraz, gdzie właściwe, członków społeczeństwa; c) czynności związane z pracą, które powodują wytworzenie pozostałości nie zawsze uważanych za radioaktywne, ale które zawierają naturalnie występujące radionuklidy, powodujące znaczny wzrost narażenia członków społeczeństwa oraz, gdzie właściwe pracowników; d) obsługa samolotów. 3. Artykuły 41 i 42 stosuje się w zakresie, w jakim Państwa Członkowskie oświadczają, że narażenie na naturalne źródła promieniowania w związku z czynnościami związanymi z pracą określonymi zgodnie z ust. 2 niniejszego artykułu, wymaga uwagi i musi podlegać kontroli. Artykuł 41 Ochrona przed narażeniem na naturalne źródła promieniowania ziemskiego Dla każdej czynności związanej z pracą, którą uznają za wymagającą szczególnej uwagi, Państwa Członkowskie występują o ustanowienie odpowiednich środków w celu monitoringu narażenia oraz o ile to konieczne: a) zastosowanie środków korygujących w celu ograniczenia narażenia na mocy całości lub części tytułu IX; b) zastosowanie środków ochrony przed promieniowaniem na mocy wszystkich lub części tytułów III, IV, V, VI i VIII. Artykuł 42 Ochrona załogi lotniczej Każde Państwo Członkowskie dokonuje ustaleń dotyczących przedsiębiorstw lotniczych, uwzględniając narażenie na promieniowanie kosmiczne załogi lotniczej, która jest narażona na promieniowanie wyższe niż 1 mSv rocznie. Przedsiębiorstwa podejmują właściwe środki, w szczególności: - ocenę narażenia danej załogi, - uwzględnienie ocenionego stopnia narażenia przy organizowaniu harmonogramu pracy w celu ograniczenia dawek przyjmowanych przez bardzo narażoną załogę samolotu, - informowanie danych pracowników o zagrożeniu dla zdrowia związanego z ich pracą, - zastosowanie art. 10 do załogi żeńskiej. TYTUŁ VIII WPROWADZENIE OCHRONY LUDNOŚCI PRZED PROMIENIOWANIEM W NORMALNYCH WARUNKACH Artykuł 43 Podstawowe zasady Każde Państwo Członkowskie tworzy konieczne warunki w celu zapewnienia najlepszej możliwej ochrony ludności w oparciu o zasady określone w art. 6 oraz zastosowania podstawowych zasad regulujących ochronę operacyjną ludności. Artykuł 44 Warunki dotyczące zezwolenia na działalność związaną z zagrożeniem ludności promieniowaniem jonizującym Praktyczna ochrona ludności przed działalnością podlegającą wcześniejszemu zezwoleniu w normalnych warunkach oznacza wszystkie ustalenia i badania w celu wykrycia i wyeliminowania czynników, które w trakcie każdego działania związanego z narażeniem na promieniowanie jonizujące mogą stworzyć ryzyko narażenia ludności, którego nie można lekceważyć z punktu widzenia ochrony przed promieniowaniem. Ochrona ta obejmuje następujące zadania: a) zbadanie i zatwierdzenie planów instalacji powodujących zagrożenie narażeniem oraz proponowanej lokalizacji tych instalacji na danym terytorium z punktu widzenia ochrony przed promieniowaniem; b) przyjęcie do eksploatacji nowych instalacji z zastrzeżeniem dostarczenia odpowiedniej ochrony przed narażeniem lub skażeniem radioaktywnym, które może rozciągnąć się poza granicę, biorąc pod uwagę odpowiednio warunki demograficzne, meteorologiczne, geologiczne, hydrologiczne oraz ekologiczne; c) badanie i zatwierdzenie planów dotyczących zrzutu wycieków radioaktywnych. Zadania te są realizowane zgodnie z zasadami przewidzianymi przez właściwe władze w oparciu o zasięg danego zagrożenia. Artykuł 45 Szacunkowe oceny dawek u ludności Właściwe władze: a) zapewniają, że oceny dawek z działalności określonej w art. 44 są jak najbardziej realne dla całej ludności oraz grup referencyjnych ludności we wszystkich miejscach, gdzie grupy te mogą wystąpić; b) decydują o częstotliwości ocen oraz podjęciu wszystkich koniecznych kroków w celu określenia referencyjnych grup ludności, biorąc pod uwagę efektywne ścieżki przesyłu substancji radioaktywnych; c) zapewniają, biorąc pod uwagę zagrożenia radiologiczne, że oceny dawek u ludności obejmują: - ocenę dawek w wyniku promieniowania zewnętrznego, wskazując, gdzie właściwe, jakość omawianego promieniowania, - ocenę przyjęcia radionuklidów, wskazując rodzaj radionuklidów oraz, jeśli to konieczne, ich stan fizyczny i chemiczny, oraz określenie aktywności i stężenia radionuklidów, - ocenę dawek, na których przyjęcie jest narażona grupa referencyjna ludności oraz specyfikację charakterystyki tych grup. d) wymagają przechowywania rejestrów odnoszących się do pomiarów narażenia zewnętrznego, ocen przyjęcia radionuklidów i skażenia radioaktywnego, jak również wyników oceny dawek przyjętych przez grupy referencyjne oraz ludność. Artykuł 46 Inspekcja Odnośnie do ochrony zdrowia ludności, każde Państwo Członkowskie ustanawia system inspekcji w celu wprowadzenia w życie przepisów przyjętych zgodnie z niniejszą dyrektywą oraz rozpoczęcia nadzoru w zakresie ochrony przed promieniowaniem. Artykuł 47 Obowiązki przedsiębiorstw 1. Każde Państwo Członkowskie wymaga od przedsiębiorstwa odpowiedzialnego za działalność określoną w art. 2, aby przeprowadzało ją zgodnie z zasadami ochrony zdrowia ludności na terenie ochrony przed promieniowaniem, w szczególności realizacji następujących zadań w instalacjach: a) uzyskania i utrzymania optymalnego poziomu ochrony środowiska i ludności; b) sprawdzania skuteczności urządzeń technicznych do ochrony środowiska i ludności; c) zatwierdzania do eksploatacji, w ramach nadzoru ochrony przed promieniowaniem, odpowiednio sprzętu i procedur pomiaru i oceny narażenia i skażenia radioaktywnego środowiska i ludności; d) regularne kalibrowanie przyrządów pomiarowych oraz regularna kontrola, czy są one zdatne do użytku i prawidłowo obsługiwane. 2. Wykwalifikowani eksperci i, jeśli to właściwe, wyspecjalizowana jednostka ochrony przed promieniowaniem, określona w art. 38 ust. 4, uczestniczą w wykonaniu tych obowiązków. TYTUŁ IX INTERWENCJA Artykuł 48 Stosowanie 1. Niniejszy tytuł stosuje się do interwencji w przypadkach pogotowia radiologicznego lub długiego narażenia na promieniowanie wynikającego z późniejszych efektów pogotowia radiologicznego, przeszłej lub dawnej działalności lub czynności związanych z pracą. 2. Wprowadzenie i zakres każdej interwencji jest uznawany za zgodny z następującymi zasadami: - interwencję podejmuje się jedynie, jeżeli ograniczenie szkodliwości z powodu promieniowania jest wystarczające w celu uzasadnienia szkody i kosztów, w tym kosztów społecznych interwencji, - forma, skala i czas trwania interwencji jest zoptymalizowana, tak aby zysk z ograniczenia szkodliwości dla zdrowia minus szkody związane z interwencją zostały zmaksymalizowane, - dawki graniczne, ustanowione w art. 9 i 13, nie mają zastosowania do interwencji; jednakże poziomy interwencji ustalone w zastosowaniu art. 50 ust. 2 stanowią wskazówki w sytuacjach, w których interwencja jest właściwa; poza tym w przypadkach długiego narażenia na promieniowanie określonego w art. 53, dawki graniczne określone w art. 9 powinny być zwykle właściwe dla pracowników zaangażowanych w interwencje. Sekcja 1 Interwencja w przypadku pogotowia radiologicznego Artykuł 49 Potencjalne narażenie Państwa Członkowskie, tam gdzie jest to właściwe, wymagają: - przeanalizowania możliwości pogotowia radiologicznego wynikającego z czynności podlegających systemowi składania sprawozdań lub zezwoleń, ustanowionych w tytule III, - oceny przestrzennego i czasowego rozmieszczenia substancji radioaktywnych rozprzestrzenionych w przypadku możliwego pogotowia radiologicznego, - oceny odpowiednich potencjalnych narażeń. Artykuł 50 Przygotowanie do interwencji 1. Każde Państwo Członkowskie zapewnia uwzględnienie możliwości wystąpienia pogotowia radiologicznego w związku z działalnością, na lub poza własnym terytorium i wywierania na nie wpływu. 2. Każde Państwo Członkowskie zapewnia przygotowanie na szczeblu krajowym lub lokalnym właściwych planów interwencyjnych, biorąc pod uwagę ogólne zasady ochrony przed promieniowaniem, w celu interwencji, określonych w art. 48 ust. 2 i właściwe poziomy interwencji ustalone przez właściwe władze, w tym w ramach instalacji, aby zająć się różnymi rodzajami pogotowia radiologicznego oraz aby plany te zostały przetestowane w odpowiednim zakresie w regularnych odstępach czasu. 3. Każde Państwo Członkowskie zapewnia, tam, gdzie jest to właściwe, przyjęcie przepisów dotyczących zorganizowania właściwego szkolenia specjalnych zespołów w celu interwencji technicznej, medycznej i ochrony zdrowia. 4. Każde Państwo Członkowskie stara się współpracować z innymi Państwami Członkowskimi lub państwami trzecimi odnośnie możliwego pogotowia radiologicznego w instalacjach na swoim terytorium, aby ułatwić Państwom Członkowskim lub państwom trzecim zorganizowanie ochrony radiologicznej w tych państwach. Artykuł 51 Wprowadzenie w życie interwencji 1. Każde Państwo Członkowskie wprowadza przepis dotyczący natychmiastowego powiadomienia właściwych władz przez przedsiębiorstwo odpowiedzialne za odnośną działalność o wszelkim pogotowiu radiologicznym występującym na jego terytorium oraz wymaga właściwego działania w celu ograniczenia jej skutków. 2. Każde Państwo Członkowskie zapewnia, że w przypadku pogotowia radiologicznego na jego własnym terytorium, przedsiębiorstwo odpowiedzialne za odnośną działalność wykona wstępną ocenę okoliczności i konsekwencji zagrożenia oraz pomoże w interwencji. 3. Każde Państwo Członkowskie zapewnia wprowadzenie w życie przepisu, jeżeli wymaga tego sytuacja, dotyczącego interwencji w zakresie: - źródła, w celu ograniczenia lub zatrzymania bezpośredniego promieniowania i emisji radionuklidów, - środowiska naturalnego, w celu ograniczenia oddziaływania substancji radioaktywnych na osoby, - osób, w celu ograniczenia narażenia i zorganizowania leczenia dla ofiar. 4. W przypadku gdy pogotowie radiologiczne wystąpi na jego terytorium lub poza nim, każde Państw Członkowskie wymaga: a) zorganizowania właściwej interwencji, biorąc pod uwagę realne cechy zagrożenia; b) oceny i rejestru skutków pogotowia radiologicznego oraz skuteczności interwencji. 5. Każde Państwo Członkowskie w przypadku sytuacji pogotowia radiologicznego występującego w instalacji na jego terytorium lub prawdopodobieństwa skutków radiologicznych na jego terytorium, nawiązuje współpracę z innym Państwem Członkowskim lub państwem trzecim, którego ta sytuacja może dotyczyć. Artykuł 52 Nagłe narażenie zawodowe 1. Każde Państwo Członkowskie wprowadza przepis dotyczący sytuacji, kiedy pracownicy lub personel interwencyjny zaangażowany w różne rodzaje interwencji może być poddany nagłemu narażeniu, powodującemu poddanie dawkom przekraczającym dawki graniczne dla narażonych pracowników. W tym celu każde Państwo Członkowskie ustala poziomy narażenia, biorąc pod uwagę zobowiązania techniczne i ryzyko dla zdrowia. Poziomy te stanowią wskazówki operacyjne. Na narażenie przekraczające te poziomy specjalne można wyjątkowo zezwolić w celu ratowania życia ludzkiego oraz jedynie ochotnikom, którzy zostali poinformowani o ryzyku związanym z interwencją. 2. Każde Państwo Członkowskie wymaga monitoringu radiologicznego oraz nadzoru medycznego specjalnych zespołów interwencyjnych. Sekcja II Interwencja w przypadkach długiego narażenia Artykuł 53 Jeżeli Państwa Członkowskie określiły sytuację powodującą długotrwałe narażenie, wynikające z późniejszych skutków pogotowia radiologicznego lub przeszłej działalności, o ile to konieczne oraz w zakresie występującego narażenia na ryzyko zapewniają, że: a) odnośny teren został oddzielony; b) powzięto ustalenia dotyczące monitoringu narażenia. c) realizowana jest każda odpowiednia interwencja, biorąc pod uwagę realne cechy sytuacji; d) dostęp lub wykorzystanie terenu lub budynków położonych na oddzielonym terenie jest regulowany. TYTUŁ X PRZEPISY KOŃCOWE Artykuł 54 1. Niniejsza dyrektywa ustanawia podstawowe normy bezpieczeństwa dotyczące ochrony zdrowia pracowników oraz ogółu społeczeństwa przeciwko zagrożeniom wywołanym promieniowaniem jonizującym, mając na celu ich jednolite wprowadzenie przez Państwa Członkowskie. Jeżeli Państwo Członkowskie zamierza przyjąć dawki graniczne bardziej rygorystyczne niż określone w niniejszej dyrektywie, powiadamia o tym Komisję i Państwa Członkowskie. Artykuł 55 Wykonanie 1. Państwa Członkowskie wprowadzają w życie przepisy ustawowe, wykonawcze i administracyjne niezbędne do wykonania niniejszej dyrektywy przed dniem 13 maja 2000 r. Niezwłocznie powiadamiają o tym Komisję. Przepisy przyjęte przez Państwa Członkowskie zawierają odniesienie do niniejszej dyrektywy lub odniesienie to towarzyszy ich urzędowej publikacji. Metody dokonywania takiego odniesienia określane są przez Państwa Członkowskie. 2. Państwa Członkowskie przekazują Komisji teksty podstawowych przepisów ustawowych wykonawczych i administracyjnych przyjętych na podstawie niniejszej dyrektywy. Artykuł 56 Uchylenia Uchyla się dyrektywy z dnia 2 lutego 1959 r., dyrektywę z dnia 5 marca 1962 r., dyrektywy 66/45/Euroatom, 76/579/Euratom, 79/343/Euratom, 80/836/Euratom i 84/467/Euratom z mocą od dnia 13 maja 2000 r. Artykuł 57 Niniejsza dyrektywa skierowana jest do Państw Członkowskich. Sporządzono w Brukseli, dnia 13 maja 1996 r. W imieniu Rady S. Agnelli Przewodniczący [1] Dz.U. C 128 z 9.5.1994, str. 209. [2] Dz.U. C 108 z 19.4.1993, str. 48. [3] Dz.U. 11 z 20.2.1959, str. 221/59. [4] Dz.U. 57 z 6.7.1962, str. 1633/62. [5] Dz.U. 216 z 26.11.1966, str. 3693/66. [6] Dz.U. L 187 z 12.7.1976, str. 1. [7] Dz.U. L 83 z 3.4.1979, str. 18. [8] Dz.U L 246 z 17.9.1980, str. 1. [9] Dz.U L 265 z 5.10.1984, str. 4. [10] Dz.U L 265 z 5.10.1984, str. 1. [11] Dz.U L 371 z 30.12.1987, str. 76. [12] Dz.U. L 371 z 30.12.1987, str. 11. Rozporządzenie zmienione rozporządzeniem (Euratom) nr 2218/89 (Dz.U. L 211 z 22.7.1989, str. 19). [13] Dz.U. L 357 z 7.12.1989, str. 31. [14] Dz.U. L 349 z 13.12.1990, str. 21. Dyrektywa zmieniona Aktem Przystąpienia z 1994 r. [15] Dz.U. L 35 z 12.2.1992, str. 24. [16] Dz.U. L 148 z 9.6.1993, str. 1. -------------------------------------------------- ZAŁĄCZNIK 1 KRYTERIA DO ANALIZY DOTYCZĄCE STOSOWANIA ART. 3 1. Działalność może zostać wyłączona z wymogu przedstawiania sprawozdań bez bliższego rozpatrzenia, zgodnie z art. 3 ust. 2 lit. a) lub lit. b) odpowiednio, jeżeli ilość lub stężenie aktywności, jeśli to właściwe, odnośnych radionuklidów nie przekracza wartości w kolumnie 2 lub 3 tabeli A. 2. Podstawowe kryteria obliczania wartości w tabeli A, w celu zastosowania zwolnień dla działalności są następujące: a) ryzyko radiologiczne dla jednostek spowodowane przez zwolnioną działalność jest wystarczająco niskie, aby nie podlegało regulacji; oraz b) zbiorowy wpływ radiologiczny zwolnionej działalności jest wystarczająco niski, aby nie podlegał regulacji w obecnych okolicznościach; oraz c) zwolniona działalność nie ma znaczenia radiologicznego, bez znacznego prawdopodobieństwa wystąpienia scenariuszy, które mogą spowodować niespełnienie kryteriów wymienionych w lit. a) i b). 3. Wyjątkowo, zgodnie z art. 3, poszczególne Państwa Członkowskie mogą zadecydować, że działalność może podlegać zwolnieniu, w miarę potrzeb bez bliższego rozpatrzenia zgodnie z podstawowymi kryteriami, nawet jeżeli odnośne radionuklidy odbiegają od wartości w tabeli A, pod warunkiem że spełnione są następujące kryteria w danych okolicznościach: a) dawka skuteczna, która ma być przyjęta według przewidywań przez każdego członka społeczeństwa z powodu zwolnionej działalności, wynosi 10 ìSv lub mniej w ciągu roku; i b) zbiorowa dawka skuteczna, określona w ciągu jednego roku wykonywania działalności jest nie większa niż 1 osoba x Sv lub ocena optymalizacji ochrony wykazuje, że zwolnienie stanowi opcję optymalną. 4. Dla radionuklidów niewymienionych w tabeli A, właściwe władze przyznają właściwe wartości ilości i stężeń aktywności na masę jednostkową, gdy pojawi się taka potrzeba. Wartości w ten sposób określone są dodatkowe w stosunku do wartości z tabeli A. 5. Wartości ustanowione w tabeli A stosują się do całego wykazu substancji radioaktywnych prowadzonego przez osobę lub przedsiębiorstwo, jako część konkretnej działalności w każdej chwili. 6. Nuklidy posiadające przyrostek "+" lub "sec" w tabeli A przedstawiają nuklidy macierzyste w równowadze z odpowiadającymi im nuklidami pochodnymi wymienionymi w tabeli B. W tym przypadku wartości podane w tabeli A odnoszą się jedynie do nuklidu macierzystego, ale uwzględniając obecny nuklid(y) pochodny(e). 7. We wszystkich innych przypadkach mieszaniny więcej niż jednego nuklidu, wymóg przestawiania sprawozdań może zostać zniesiony, jeżeli suma współczynników dla każdego nuklidu całej wielkości podzielonej przez wartość wymienioną w tabeli A jest mniejsza lub równa 1. Zasada dodawania również stosuje się do stężenia aktywności, jeżeli różne odnośne nuklidy są zawarte w tej samej matrycy. TABELA A Nuklid | Ilość (Bq) | Stężenie (kBq/kg) | H-3 | 109 | 106 | Be-7 | 107 | 103 | C-14 | 107 | 104 | O-15 | 109 | 102 | F-18 | 106 | 10 | Na-22 | 106 | 10 | Na-24 | 105 | 10 | Si-31 | 106 | 103 | P-32 | 105 | 103 | P-33 | 108 | 105 | S-35 | 108 | 105 | Cl-36 | 106 | 104 | Cl-38 | 105 | 10 | Ar-37 | 108 | 106 | Ar-41 | 109 | 102 | K-40 | 106 | 102 | K-42 | 106 | 102 | K-43 | 106 | 10 | Ca-45 | 107 | 104 | Ca-47 | 106 | 10 | Sc-46 | 106 | 10 | Sc-47 | 106 | 102 | Sc-48 | 105 | 10 | V-48 | 105 | 10 | Cr-51 | 107 | 103 | Mn-51 | 105 | 10 | Mn-52 | 105 | 10 | Mn-52m | 105 | 10 | Mn-53 | 109 | 104 | Mn-54 | 106 | 10 | Mn-56 | 105 | 10 | Fe-52 | 106 | 10 | Fe-55 | 106 | 104 | Fe-59 | 106 | 10 | Co-55 | 106 | 10 | Co-56 | 105 | 10 | Co-57 | 106 | 102 | Co-58 | 106 | 10 | Co-58m | 107 | 104 | Co-60 | 105 | 10 | Co-60m | 106 | 103 | Co-61 | 106 | 102 | Co-62m | 105 | 10 | Ni-59 | 108 | 104 | Ni-63 | 108 | 105 | Ni-65 | 106 | 10 | Cu-64 | 106 | 102 | Zn-65 | 106 | 10 | Zn-69 | 106 | 104 | Zn-69m | 106 | 102 | Ga-72 | 105 | 10 | Ge-71 | 108 | 104 | As-73 | 107 | 103 | As-74 | 106 | 10 | As-76 | 105 | 102 | As-77 | 106 | 103 | Se-75 | 106 | 102 | Br-82 | 106 | 10 | Kr-74 | 109 | 102 | Kr-76 | 109 | 102 | Kr-77 | 109 | 102 | Kr-79 | 105 | 103 | Kr-81 | 107 | 104 | Kr-83m | 1012 | 105 | Kr-85 | 104 | 105 | Kr-85m | 1010 | 103 | Kr-87 | 109 | 102 | Kr-88 | 109 | 102 | Rb-86 | 105 | 102 | Sr-85 | 106 | 102 | Sr-85m | 107 | 102 | Sr-87m | 106 | 102 | Sr-89 | 106 | 103 | Sr-90 + | 104 | 102 | Sr-91 | 105 | 10 | Sr-92 | 106 | 10 | Y-90 | 105 | 103 | Y-91 | 106 | 103 | Y-91m | 106 | 102 | Y-92 | 105 | 102 | Y-93 | 105 | 102 | Zr-93 + | 107 | 103 | Zr-95 | 106 | 10 | Zr-97 + | 105 | 10 | Nb-93m | 107 | 104 | Nb-94 | 106 | 10 | Nb-95 | 106 | 10 | Nb-97 | 106 | 10 | Nb-98 | 105 | 10 | Mo-90 | 106 | 10 | Mo-93 | 108 | 103 | Mo-99 | 106 | 102 | Mo-101 | 106 | 10 | Tc-96 | 106 | 10 | Tc-96m | 107 | 103 | Tc-97 | 108 | 103 | Tc-97m | 107 | 103 | Tc-99 | 107 | 104 | Tc-99m | 107 | 102 | Ru-97 | 107 | 102 | Ru-103 | 106 | 102 | Ru-105 | 106 | 10 | RU-106 + | 105 | 102 | Rh-103m | 108 | 104 | Rh-105 | 107 | 102 | Pd-103 | 108 | 103 | Pd-109 | 106 | 103 | Ag-105 | 106 | 102 | Ag-108m + | 106 | 10 | Ag-110m | 106 | 10 | Ag-111 | 106 | 103 | Cd-109 | 106 | 104 | Cd-115 | 106 | 102 | Cd-115m | 106 | 103 | In-111 | 106 | 102 | In-113m | 106 | 102 | In-114m | 106 | 102 | In-115m | 106 | 102 | Sn-113 | 107 | 103 | Sn-125 | 105 | 102 | Sb-122 | 104 | 102 | Sb-124 | 106 | 10 | Sb-125 | 106 | 102 | Te-123m | 107 | 102 | Te-125m | 107 | 103 | Te-127 | 106 | 103 | Te-127m | 107 | 103 | Te-129 | 106 | 102 | Te-129m | 106 | 103 | Te-131 | 105 | 102 | Te-131m | 106 | 10 | Te-132 | 107 | 102 | Te-133 | 105 | 10 | Te-133m | 105 | 10 | Te-134 | 106 | 10 | I-123 | 107 | 102 | I-125 | 106 | 103 | I-126 | 106 | 102 | I-129 | 105 | 102 | I-130 | 106 | 10 | I-131 | 106 | 102 | I-132 | 105 | 10 | I-133 | 106 | 10 | I-134 | 105 | 10 | I-135 | 106 | 10 | Xe-131m | 104 | 104 | Xe-133 | 104 | 103 | Xe-135 | 1010 | 103 | Cs-129 | 105 | 102 | Cs-131 | 106 | 103 | Cs-132 | 105 | 10 | Cs-134m | 105 | 103 | Cs-134 | 104 | 10 | Cs-135 | 107 | 104 | Cs-136 | 105 | 10 | CS-137 + | 104 | 10 | Cs-138 | 104 | 10 | Ba-131 | 106 | 102 | Ba-140 + | 105 | 10 | La-140 | 105 | 10 | Ce-139 | 106 | 102 | Ce-141 | 107 | 102 | Ce-143 | 106 | 102 | Ce-144 + | 105 | 102 | Pr-142 | 105 | 102 | Pr-143 | 106 | 104 | Nd-147 | 106 | 102 | Nd-149 | 106 | 102 | Pm-147 | 107 | 104 | Pm-149 | 106 | 103 | Sm-151 | 108 | 104 | Sm-153 | 106 | 102 | Eu-152 | 106 | 10 | Eu-152m | 106 | 102 | Eu-154 | 106 | 10 | Eu-155 | 107 | 102 | Gd-153 | 107 | 102 | Gd-159 | 106 | 103 | Tb-160 | 106 | 10 | Dy-165 | 106 | 103 | Dy-166 | 106 | 103 | Ho-166 | 105 | 103 | Er-169 | 107 | 104 | Er-171 | 106 | 102 | Tm-170 | 106 | 103 | Tm-171 | 108 | 104 | Yb-175 | 107 | 103 | Lu-177 | 107 | 103 | Hf-181 | 106 | 10 | Ta-182 | 104 | 10 | W-181 | 107 | 103 | W-185 | 107 | 104 | W-187 | 106 | 102 | Re-186 | 106 | 103 | Re-188 | 105 | 102 | Os-185 | 106 | 10 | Os-191 | 107 | 102 | Os-191m | 107 | 103 | Os-193 | 106 | 102 | Ir-190 | 106 | 10 | Ir-192 | 104 | 10 | Ir-194 | 105 | 102 | Pt-191 | 106 | 102 | Pt-193m | 107 | 103 | Pt-197 | 106 | 103 | Pt-197m | 106 | 102 | Au-198 | 106 | 102 | Au-199 | 106 | 102 | Hg-197 | 107 | 102 | Hg-197m | 106 | 102 | Hg-203 | 105 | 102 | Tl-200 | 106 | 10 | Tl-201 | 106 | 102 | Tl-202 | 106 | 102 | Tl-204 | 104 | 104 | Ph-203 | 106 | 102 | PB-210 + | 104 | 10 | PB-212 + | 105 | 10 | Bi-206 | 105 | 10 | Bi-207 | 106 | 10 | Bi-210 | 106 | 103 | Bi-212 + | 105 | 10 | Po-203 | 106 | 10 | Po-205 | 106 | 10 | Po-207 | 106 | 10 | Po-210 | 104 | 10 | At-211 | 107 | 103 | Rn-220 + | 107 | 104 | Rn-222 + | 108 | 10 | Ra-223 + | 105 | 102 | Ra-224 + | 105 | 10 | Ra-225 | 105 | 102 | Ra-226 + | 104 | 10 | Ra-227 | 106 | 102 | Ra-228 + | 105 | 10 | Ac-228 | 106 | 10 | Th-226 + | 107 | 103 | Th-227 | 104 | 10 | Th-228 + | 104 | 1 | Th-229 + | 103 | 1 | Th-230 | 104 | 1 | Th-231 | 107 | 103 | Th-232sec | 103 | 1 | Th-234 + | 105 | 103 | Pa-230 | 106 | 10 | Pa-231 | 103 | 1 | Pa-233 | 107 | 102 | U-230 + | 105 | 10 | U-231 | 107 | 102 | U-232 + | 103 | 1 | U-233 | 104 | 10 | U-234 | 104 | 10 | U-235 + | 104 | 10 | U-236 | 104 | 10 | U-237 | 106 | 102 | U-238 + | 104 | 10 | U-238sec | 103 | 1 | U-239 | 106 | 102 | U-240 | 107 | 103 | U-240 + | 106 | 10 | Np-237 + | 103 | 1 | Np-239 | 107 | 102 | Np-240 | 106 | 10 | Pu-234 | 107 | 102 | Pu-235 | 107 | 102 | Pu-236 | 104 | 10 | Pu-237 | 107 | 103 | Pu-238 | 104 | 1 | Pu-239 | 104 | 1 | Pu-240 | 103 | 1 | Pu-241 | 105 | 102 | Pu-242 | 104 | 1 | Pu-243 | 107 | 103 | Pu-244 | 104 | 1 | Am-241 | 104 | 1 | Am-242 | 106 | 103 | Am-242m + | 104 | 1 | Am-243 + | 103 | 1 | Cm-242 | 105 | 102 | Cm-243 | 104 | 1 | Cm-244 | 104 | 10 | Cm-245 | 103 | 1 | Cm-246 | 103 | 1 | Cm-247 | 104 | 1 | Cm-248 | 103 | 1 | Bk-249 | 106 | 103 | Cf-246 | 106 | 103 | Cf-248 | 104 | 10 | Cf-249 | 103 | 1 | Cf-250 | 104 | 10 | Cf-251 | 103 | 1 | Cf-252 | 104 | 10 | Cf-253 | 105 | 102 | Cf-254 | 103 | 1 | Es-253 | 105 | 102 | Es-254 | 104 | 10 | Es-254m | 106 | 102 | Fm-254 | 107 | 104 | Fm-255 | 106 | 103 | TABELA B Wykaz nuklidów w równowadze trwałej określonych w pkt. 6 niniejszego załącznika Nuklid macierzysty | Nuklidy pochodne | Sr-80 + | Rb-80 | Sr-90 + | Y-90 | Zr-93 + | Nb-93m | Zr-97 + | Nb-97 | Ru-106 + | Rh-106 | Ag-108m + | Ag-108 | Cs-137 + | Ba-137 | Ba-140 + | La-140 | Ce-134 + | La-134 | Ce-144 + | Pr-144 | Pb-210 + | Bi-210, Po-210 | Pb-212 + | Bi-212, Tl-208, Po-212 | Bi-212 + | Tl-208, Po-212 | Rn-220 + | Po-216 | Rn-222 + | Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214 | Ra-223 + | Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207 | Ra-224 + | Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208, Po-212 | Ra-226 + | Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Pb-210, Bi-210, Po-210, Po-214 | Ra-228 + | Ac-228 | Th-226 + | Ra-222, Rn-218, Po-214 | Th-228 + | Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208, Po-212 | Th-229 + | Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209 | Th-232sec | Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208, Po-212 | Th-234 + | Pa-234m | U-230 + | Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214 | U-232 + | Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208, Po-212 | U-235 + | Th-231 | U-238 + | Th-234, Pa-234m | U-238sec | Th-234, Pa-234m, U-234, Th-230, Ra-226, Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Pb-210, Bi-210, Po-210, Po-214 | U-240 + | Np-240 | Np-237 + | Pa-233 | Am-242m + | Am-242 | Am-243 + | Np-239 | -------------------------------------------------- ZAŁĄCZNIK II A. Definicje terminów użytych w niniejszym załączniku Przestrzenny równoważnik dawki H* (d): równoważnik dawki w danym punkcie pola promieniowania, który może zostać wytworzony przez odpowiednie rozciągłe i zorientowane pole w kuli ICRU na danej głębokości, d, wzdłuż promieniowania o zwrocie przeciwnym do kierunku pola zorientowanego. Specjalną nazwą dlaprzestrzennego równoważnika dawkijest siwert (Sv). Kierunkowy równoważnik dawki H' (d, Ω): równoważnik dawki w danym punkcie pola promieniowania, który może zostać wytworzony przez odpowiednie rozciągłe pole, w kuli ICRU na danej głębokości, d, wzdłuż promieniowania o określonym kierunku, Ω. Specjalną nazwą dla kierunkowego równoważnika dawki jest siwert (Sv). Pole rozciągłe i zorientowane: pole promieniowania, w którym fluencja oraz jej dystrybucja kierunkowa i energii są takie same, jak w rozciągłym polu, ale fluencja jest jednokierunkowa. Pole rozciągłe: pole pochodzące z aktualnego pola, gdzie fluencja i jej dystrybucja kierunkowa i energii mają takie same wartości dla odnośnej objętości, jak w obecnym polu w punkcie odniesienia. Fluencja, Φ: stosunek dN do da, gdzie dN stanowi liczbę cząstek, które wchodzą do kuli pola przekroju poprzecznego da: Φ = dNda Q : przybliżona wartość współczynnika jakości w miejscu tkanki, w którympochłonięta dawka jest dostarczana przez cząsteczki z różnymi wartościami L. Jest on obliczany zgodnie ze wzorem: Q = 1/D ∫ Q D dL gdzie D(L)dL stanowi pochłoniętą dawkę na 10 mm pomiędzy liniowym przekazaniem energii L i L + dL; i Q(L) stanowi odpowiedni wsółczynnik jakości w odnośnym punkcie. Relację Q-L podano w C. Dawka osobista równoważna Hp (d): dawka równoważna w miękkich tkankach, dla odpowiedniej głębokości d, poniżej konkretnego punktu w ciele. Specjalną nazwą dawki osobistej równoważnej jest siwert (Sv). Współczynnik jakości (Q): funkcja linearnego transferu energii (L) stosowana do ważenia pochłoniętych dawek w punkcie w taki sposób, aby uwzględnić jakość promieniowania. Współczynnik wagowy promieniowania (wR): współczynnik bezwymiarowy stosowany do ważenia dawki pochłoniętej przez tkankę lub narząd. Właściwe wartości (wR) podano w B. Dawka pochłonięta przez tkankę lub narząd (DT): stosunek całkowitej energii podzielonej pomiędzy tkankę lub narząd oraz masę tej tkanki lub narządu. Współczynnik wagowy tkanki (wT): współczynnik bezwymiarowy stosowany do ważenia dawki równoważnej w tkance lub narządzie (T). Właściwe wartości (wT) określono w D. Nieograniczone liniowe przekazanie energii (L∞): ilość określona jako: L ∞ = dEdl gdzie dE jest średnią energii utraconej przez cząstkę energii E przy przebywaniu odległości dl w wodzie. W niniejszej dyrektywie L ∞ określa się jako L. Kula ICRU: jednostka wprowadzona przez Międzynarodową Komisję ds. jednostek radiologicznych (ICRU) w celu badania w ciele ludzkim energii pochłoniętej z promieniowania jonizującego; kula składa się z materiału równoważnego tkance, o średnicy 30 cm i gęstości 1 g cm-3, której skład masowy to 76,2 % tlenu, 11,1 % węgla, 10,1 % wodoru i 2,6 % azotanu. B. Wartości współczynnika wagowego promieniowania, wR Wartości współczynnika wagowego promieniowania, wR, zależą od rodzaju i jakości pola zewnętrznego promieniowania lub od rodzaju i jakości promieniowania emitowanego z umieszczonego wewnątrz radionuklidu. Jeżeli pole promieniowania składa się z rodzajów i energii o różnych wartościach wR, pochłonięta dawka musi zostać podzielona na bloki, z których każdy będzie miał własną wartość wR oraz dodaną w celu otrzymania łącznej dawki równoważnej. Opcjonalnie może zostać wyrażony jako ciągła dystrybucja energii, jeżeli każdy element pochłoniętej dawki z elementu energii pomiędzy E i E + dE zostanie pomnożony przez wartość wR z właściwego zapisu w poniższej tabeli. Rodzaj i zasięg energii | Współczynnik wagowy promieniowania WR | Fotony, wszystkie energie | 1 | Elektrony i miony | 1 | Neutrony, energia < 10 ke V | 5 | 10 keV do 100 keV | 10 | > 100 keV–2 MeV | 20 | > 2 MeV–20 MeV | 10 | > 20 MeV | 5 | Energia protonów, z wyjątkiem protonów odrzutu | 5 | Cząsteczki alfa, fragmenty rozszczepialne, jądra ciężkie | 20 | W obliczeniach uwzględniających neutrony, mogą powstać trudności przy stosowaniu wartości funkcji skokowej. W tych przypadkach może być zalecane zastosowanie ciągłej funkcji opisanej w następującej relacji matematycznej: w = 5 + 17e ln 2E2/6 gdzie E stanowi energię neutronów w MeV. Bezpośrednie porównanie dwóch podejść przedstawiono na rysunku 1. +++++ TIFF +++++ Rysunek 1Współczynnik wagowy promieniowania dla neutronów. Miękką krzywą należy potraktować jako przybliżenie Dla typów promieniowania i energii, które nie zostały umieszczone w tabeli, przybliżoną wR można uzyskać poprzez obliczenie średniego współczynnika jakości Q na głębokości 10 mm w kuli ICRU. C. Relacja pomiędzy współczynnikiem jakości, Q(L), oraz nieograniczonym liniowym przekazaniem energii, L Nieograniczone liniowe przekazanie energii L w wodzie (keV μη- 1) | Q(L) | < 10 | 1 | 10-100 | 0,32L-2, 2 | > 100 | 300/ 2L | D. Wartości współczynnika wagowego tkanki, wT [1] Wartości współczynnika wagowego tkanki, wT, tak jak podano poniżej: Tkanka lub narząd | Współczynnik wagowy tkanki, WT, | Gonady | 0,20 | Szpik kostny (czerwony) | 0,12 | Jelito | 0,12 | Płuco | 0,12 | Żołądek | 0,12 | Pęcherz | 0,05 | Pierś | 0,05 | Wątroba | 0,05 | Przełyk | 0,05 | Tarczyca | 0,05 | Skóra | 0,01 | Powierzchnia kości | 0,01 | Pozostałe | 0,05 [2] [3] | E. Ilości operacyjne dla promieniowania zewnętrznego Ilości operacyjne dla promieniowania zewnętrznego są stosowane do indywidualnego monitoringu w celu ochrony przed promieniowaniem: 1. Indywidualny monitoring: dawka osobista równoważna Hp(d), d: głębokość w mm w ciele. 2. Teren monitoringu: przestrzenny równoważnik dawki H* (d), kierunkowy równoważnik dawki H' (d, Ω), d: głębokość w mm pod powierzchnią kuli podanej w A, Ω: kąt padania. 3. Dla silnie przenikającego promieniowania zalecana jest głębokość 10 mm, dla słabo przenikającego promieniowania głębokość 0,07 mm dla skóry i 3 mm dla oczu. [1] Wartości opracowano dla populacji referencyjnej, dla takiej samej liczby przedstawicieli obu płci oraz dużej rozpiętości wiekowej. W definicji skutecznej dawki, stosują się one do pracowników, całej populacji oraz obu płci. [2] Do celów obliczeniowych, na pozostałe tkanki i narządy składają się następujące: nadnercza, mózg, górne jelito grube, jelito cienkie, nerka, mięsień, trzustka, śledziona, grasica i macica. W skład wykazu wchodzą narządy mogące zostać selektywnie napromieniowane. Niektóre z tkanek i narządów wchodzących w skład wykazu są podatne na nowotwory. W przypadku stwierdzenia istotnego ryzyka nowotworów innych tkanek i narządów, zostaną one dodane z określonym wr lub do niniejszej listy dodatkowej zawierającej pozostałe tkanki i narządy. Ta ostatnia może również zawierać inne tkanki lub narządy napromieniowane selektywnie. [3] W wyjątkowych przypadkach, kiedy jedna z pozostałych tkanek lub jeden z narządów otrzyma równorzędną dawkę promieniowania przewyższającą najwyższą dawkę w którymkolwiek z 12 organów, dla których ustanawia się współczynnik wagowy, do tkanki lub do narządu tego należy stosować współczynnik wagowy wynoszący 0,025, podobnie jak do średniej dawki w przypadku wyżej określonych pozostałych narządów. -------------------------------------------------- ZAŁĄCZNIK III A. Jeżeli nie zostanie ustalone inaczej, wymogi dyrektywy dotyczące dawek stosują się do sumy istotnych dawek wynikających z zewnętrznego narażenia na promieniowanie w danym okresie oraz odnośnych obciążających dawek dla narażenia na promieniowanie przez 50 lat (do wieku 70 lat dla dzieci) w wyniku pochłonięcia promieniowania w tym samym okresie. Konkretny okres przedstawiają art. 9 i 13 w odniesieniu do dawek granicznych. Co do zasady, skuteczna dawka E na którą narażona jest jednostka w grupie wiekowej g zostanie ustalona zgodnie z następującym wzorem: E = E + ∑ h J + ∑ h J Gdzie Ez stanowi odnośną skuteczną dawkę w wyniku zewnętrznego narażenia na promieniowanie; h(g)j, ing i h(g)j, inh to skutecznie obciążające dawki na jednostkę-pochłonięcia drogą pokarmową lub oddechową j (Sv/Bq) przez osobę w grupie wiekowej g; Jj, ing i Jj, inh odpowiednio stanowią odnośne pochłonięte dawki pochłonięte drogą pokarmową lub oddechową radionuklidu j (Bq). B. Poza produktami pochodnymi radonu i thoronu, wartości obciążającej skutecznej dawki dla jednostkowego pochłonięcia drogą pokarmową i oddechową podano dla członków społeczeństwa oraz praktykantów i studentów w wieku od 16 do18 lat w tabelach (A) i (B) do niniejszego załącznika. Poza pochodnymi radonu i thoronu wartości skutecznej obciążającej dawki dla jednostkowego pochłonięcia drogą pokarmową i oddechową podano dla narażonych pracowników oraz praktykantów i studentów w wieku 18 lat i więcej w tabeli (C) do niniejszego załącznika. Odnośnie do narażenia ludności, tabela (A) dotycząca pochłonięcia drogą pokarmową obejmuje wartości odpowiadające różnym czynnikom przekazu jelitowego f1 dla niemowląt i starszych osób. Również odnośnie do narażenia członków społeczeństwa, tabela (B) dotycząca pochłaniania dawek dawek drogą oddechową obejmuje wartości dla różnych rodzajów zatrzymania w płucach o właściwych wartościach f1 dla składnika pochłoniętego przez przewód gastro-jelitowy. Jeżeli udostępni się informacje dotyczące tych parametrów, zostanie zastosowana właściwa wartość. Dla narażenia zawodowego, tabela (C) obejmuje wartości dla pochłonięcia drogą pokarmową, odpowiadające różnym czynnikom przekazu jelitowego f1 oraz wartościom dla pochłaniania dawki drogą oddechową, dla różnych rodzajów zatrzymania w płucach z właściwymi wartościami f1 dla składnika pochłoniętego przez przewód gastro-jelitowy. Tabela (D) przedstawia czynniki przekazu jelitowego f1 danego elementu oraz związków u pracowników, oraz w miarę potrzeb pozostałych członków społeczeństwa dla pochłonięcia dawki drogą pokarmową. Tabela (E) przedstawia rodzaje wniknięcia do płuc oraz czynniki przekazu jelitowego f1, również danego elementu i związków oraz u narażonych pracowników, praktykantów i studentów w wieku 18 lat i starszych, dla pochłaniania dawki drogą oddechową. Dla członków społeczeństwa, rodzaje pochłonięcia dawki do płuc oraz czynniki przekazu jelitowego f1 uwzględnią postać chemiczną elementu na podstawie dostępnych zaleceń międzynarodowych. Generalnie, jeżeli nie zostaną udostępnione żądane informacje dotyczące tych parametrów, powinno się zastosować najbardziej umiarkowaną wartość. C. Dla pochodnych radonu oraz thoronu stosuje się następujące konwencjonalne czynniki konwersji — skuteczna dawka na jednostkę potencjalnego narażenia na energię alfa (Sv per J.h.m-3): Radon w domu: | 1,1 | Radon w pracy: | 1,4 | Thoron w pracy: | 0,5 | Potencjalna energia alfa (z pochodnych radonu i thoronu): Całkowita energia alfa ostatecznie wyemitowana w czasie rozpadu pochodnych radonu i thoronu poprzez łańcuch rozpadu, do ale nie włącznie 210Pb dla pochodnych 222Rn i do stabilnego 208Pb dla progenu 220Rn. Jednostką jest J (dżul). Dla narażenia na dane stężenie w danym okresie czasu jednostką jest J.h.m-3. D. Tabele: (A) Współczynniki dawki pochłoniętej drogą pokarmową dla członków społeczeństwa. (B) Współczynniki dawki pochłoniętej drogą oddechową dla członków społeczeństwa. (C) Współczynniki dawki pochłoniętej drogą oddechową i pokarmową dla pracowników. (D) Wartości f1 w celu obliczenia współczynników dawki pochłoniętej drogą pokarmową. (E) Rodzaje wniknięcia do płuc i wartości f1 dla chemicznej postaci elementów w celu obliczenia współczynników dawki pochłanianej drogą oddechową. TABELA (A) Obciążająca dawka skuteczna na jednostkę pochłonięcia drogą pokarmową (Sv Bq-1) dla członków społeczeństwa OBT oznacza tryt związany organicznie. [1] [2] [3] Nuklid | Okres połowicz-nego rozpadu | Wiek ≤ 1 a | Wiek | 1–2a | 2–7a | 7–12a | 12–17a | > 17a | f1 dla g ≤ 1a | h(g) | f1 dla g > 1 a | h(g) | h(g) | h(g) | h(g) | h(g) | Wodór Woda trytowa | 12,3 a | 1,000 | 6,4 10-11 | 1,000 | 4,8 10-11 | 3,1 10-11 | 2,3 10-11 | 1,8 10-11 | 1,8 10-11 | OBT | 12,3 a | 1,000 | 1,2 10-10 | 1,000 | 1,2 10-10 | 7,3 10-11 | 5,7 10-11 | 4,2 10-11 | 4,2 10-11 | Beryl Be-7 | 53,3 d | 0,020 | 1,8 10-10 | 0,005 | 1,3 10-10 | 7,7 10-11 | 5,3 10-11 | 3,5 10-11 | 2,8 10-11 | Be-10 | 1,60 106 a | 0,020 | 1,4 10-8 | 0,005 | 8,0 10-9 | 4,1 10-9 | 2,4 10-9 | 1,4 10-9 | 1,1 10-9 | Węgiel C-11 | 0,340 h | 1,000 | 2,6 10-10 | 1,000 | 1,5 10-10 | 7,3 10-11 | 4,3 10-11 | 3,0 10-11 | 2,4 10-11 | C-14 | 5,73 103 a | 1,000 | 1,4 10-9 | 1,000 | 1,6 10-9 | 9,9 10-10 | 8,0 10-10 | 5,7 10-10 | 5,8 10-10 | Fluor F-18 | 1,83 h | 1,000 | 5,2 10-10 | 1,000 | 3,0 10-10 | 1,5 10-10 | 9,1 10-11 | 6,2 10-11 | 4,9 10-11 | Sód Na-22 | 2,60 a | 1,000 | 2,1 10-8 | 1,000 | 1,5 10-8 | 8,4 10-9 | 5,5 10-9 | 3,7 10-9 | 3,2 10-9 | Na-24 | 15,0 h | 1,000 | 3,5 10-9 | 1,000 | 2,3 10-9 | 1,2 10-9 | 7,7 10-10 | 5,2 10-10 | 4,3 10-10 | Magnez Mg-28 | 20,9 h | 1,000 | 1,2 10-8 | 0,500 | 1,4 10-8 | 7,4 10-9 | 4,5 10-9 | 2,7 10-9 | 2,2 10-9 | Glin Al-26 | 7,16 105 a | 0,020 | 3,4 10-8 | 0,010 | 2,1 10-8 | 1,1 10-8 | 7,1 10-9 | 4,3 10-9 | 3,5 10-9 | Krzem Si-31 | 2,62 h | 0,020 | 1,9 10-9 | 0,010 | 1,0 10-9 | 5,1 10-10 | 3,0 10-10 | 1,8 10-10 | 1,6 10-10 | Si-32 | 4,50 102 a | 0,020 | 7,3 10-9 | 0,010 | 4,1 10-9 | 2,0 10-9 | 1,2 10-9 | 7,0 10-10 | 5,6 10-10 | Fosfor P-32 | 14,3 d | 1,000 | 3,1 10-8 | 0,800 | 1,9 10-8 | 9,4 10-9 | 5,3 10-9 | 3,1 10-9 | 2,4 10-9 | P-33 | 25,4 d | 1,000 | 2,7 10-9 | 0,800 | 1,8 10-9 | 9,1 10-10 | 5,3 10-10 | 3,1 10-10 | 2,4 10-10 | Siarka S-35 (nieorganiczna) | 87,4 d | 1,000 | 1,3 10-9 | 1,000 | 8,7 10-10 | 4,4 10-10 | 2,7 10-10 | 1,6 10-10 | 1,3 10-10 | S-35 (organiczna) | 87,4 d | 1,000 | 7,7 10-9 | 1,000 | 5,4 10-9 | 2,7 10-9 | 1,6 10-9 | 9,5 10-10 | 7,7 10-10 | Chlor Cl-36 | 3,01 105 a | 1,000 | 9,8 10-9 | 1,000 | 6,3 10-9 | 3,2 10-9 | 1,9 10-9 | 1,2 10-9 | 9,3 10-10 | Cl-38 | 0,620 h | 1,000 | 1,4 10-9 | 1,000 | 7,7 10-10 | 3,8 10-10 | 2,2 10-10 | 1,5 10-10 | 1,2 10-10 | Cl-39 | 0,927 h | 1,000 | 9,7 10-10 | 1,000 | 5,5 10-10 | 2,7 10-10 | 1,6 10-10 | 1,1 10-10 | 8,5 10-11 | Potas K - 40 | 1,28 109 a | 1,000 | 6,2 10-8 | 1,000 | 4,2 10-8 | 2,1 10-8 | 1,3 10-8 | 7,6 10-9 | 6,2 10-9 | K - 42 | 12,4 h | 1,000 | 5,1 10-9 | 1,000 | 3,0 10-9 | 1,5 10-9 | 8,6 10-10 | 5,4 10-10 | 4,3 10-10 | K - 43 | 22,6 h | 1,000 | 2,3 10-9 | 1,000 | 1,4 10-9 | 7,6 10-10 | 4,7 10-10 | 3,0 10-10 | 2,5 10-10 | K - 44 | 0,369 h | 1,000 | 1,0 10-9 | 1,000 | 5,5 10-10 | 2,7 10-10 | 1,6 10-10 | 1,1 10-10 | 8,4 10-11 | K-45 | 0,333 h | 1,000 | 6,2 10-10 | 1,000 | 3,5 10-10 | 1,7 10-10 | 9,9 10-11 | 6,8 10-11 | 5,4 10-11 | Wapń [1] Ca-41 | 1,40 105 a | 0,600 | 1,2 10-9 | 0,300 | 5,2 10-10 | 3,9 10-10 | 4,8 10-10 | 5,0 10-10 | 1,9 10-10 | Ca-45 | 163 d | 0,600 | 1,1 10-8 | 0,300 | 4,9 10-9 | 2,6 10-9 | 1,8 10-9 | 1,3 10-9 | 7,1 10-10 | Ca-47 | 4,53 d | 0,600 | 1,3 10-8 | 0,300 | 9,3 10-9 | 4,9 10-9 | 3,0 10-9 | 1,8 10-9 | 1,6 10-9 | Skand Sc-43 | 3,89 h | 0,001 | 1,8 10-9 | 1,0 10-4 | 1,2 10-9 | 6,1 10-10 | 3,7 10-10 | 2,3 10-10 | 1,9 10-10 | Sc-44 | 3,93 h | 0,001 | 3,5 10-9 | 1,0 10-4 | 2,2 10-9 | 1,2 10-9 | 7,1 10-10 | 4,4 10-10 | 3,5 10-10 | Sc-44m | 2,44 d | 0,001 | 2,4 10-8 | 1,0 10-4 | 1,6 10-8 | 8,3 10-9 | 5,1 10-9 | 3,1 10-9 | 2,4 10-9 | Sc-46 | 83,8 d | 0,001 | 1,1 10-8 | 1,0 10-4 | 7,9 10-9 | 4,4 10-9 | 2,9 10-9 | 1,8 10-9 | 1,5 10-9 | Sc-47 | 3,35 d | 0,001 | 6,1 10-9 | 1,0 10-4 | 3,9 10-9 | 2,0 10-9 | 1,2 10-9 | 6,8 10-10 | 5,4 10-10 | Sc-48 | 1,82 d | 0,001 | 1,3 10-8 | 1,0 10-4 | 9,3 10-9 | 5,1 10-9 | 3,3 10-9 | 2,1 10-9 | 1,7 10-9 | Sc-49 | 0,956 h | 0,001 | 1,0 10-9 | 1,0 10-4 | 5,7 10-10 | 2,8 10-10 | 1,6 10-10 | 1,0 10-10 | 8,2 10-11 | Tytan Ti-44 | 47,3 a | 0,020 | 5,5 10-8 | 0,010 | 3,1 10-8 | 1,7 10-8 | 1,1 10-8 | 6,9 10-9 | 5,8 10-9 | Ti-45 | 3,08 h | 0,020 | 1,6 10-9 | 0,010 | 9,8 10-10 | 5,0 10-10 | 3,1 10-10 | 1,9 10-10 | 1,5 10-10 | Wanad V-47 | 0,543 h | 0,020 | 7,3 10-10 | 0,010 | 4,1 10-10 | 2,0 10-10 | 1,2 10-10 | 8,0 10-11 | 6,3 10-11 | V-48 | 16,2 d | 0,020 | 1,5 10-8 | 0,010 | 1,1 10-8 | 5,9 10-9 | 3,9 10-9 | 2,5 10-9 | 2,0 10-9 | V-49 | 330 d | 0,020 | 2,2 10-10 | 0,010 | 1,4 10-10 | 6,9 10-11 | 4,0 10-11 | 2,3 10-11 | 1,8 10-11 | Chrom Cr-48 | 23,0 h | 0,2000,020 | 1,4 10-9 1,4 10-9 | 0,100 0,010 | 9,9 10-10 9,9 10-10 | 5,7 10-10 5,7 10-10 | 3,8 10-10 3,8 10-10 | 2,5 10-10 2,5 10-10 | 2,0 10-10 2,0 10-10 | Cr-49 | 0,702 h | 0,2000,020 | 6,8 10-10 6,8 10-10 | 0,100 0,010 | 3,9 10-10 3,9 10-10 | 2,0 10-10 2,0 10-10 | 1,1 10-10 1,1 10-10 | 7,7 10-11 7,7 10-11 | 6,1 10-11 6,1 10-11 | Cr-51 | 27,7 d | 0,2000,020 | 3,5 10-10 3,3 10-10 | 0,100 0,010 | 2,3 10-10 2,2 10-10 | 1,2 10-10 1,2 10-10 | 7,8 10-11 7,5 10-11 | 4,8 10-11 4,6 10-11 | 3,8 10-11 3,7 10-11 | Mangan Mn-51 | 0,770 h | 0,200 | 1,1 10-9 | 0,100 | 6,1 10-10 | 3,0 10-10 | 1,8 10-10 | 1,2 10-10 | 9,3 10-11 | Mn-52 | 5,59 d | 0,200 | 1,2 10-8 | 0,100 | 8,8 10-9 | 5,1 10-9 | 3,4 10-9 | 2,2 10-9 | 1,8 10-9 | Mn-52m | 0,352 h | 0,200 | 7,8 10-10 | 0,100 | 4,4 10-10 | 2,2 10-10 | 1,3 10-10 | 8,8 10-11 | 6,9 10-11 | Mn-53 | 3,70 106 a | 0,200 | 4,1 10-10 | 0,100 | 2,2 10-10 | 1,1 10-10 | 6,5 10-11 | 3,7 10-11 | 3,0 10-11 | Mn-54 | 312 d | 0,200 | 5,4 10-9 | 0,100 | 3,1 10-9 | 1,9 10-9 | 1,3 10-9 | 8,7 10-10 | 7,1 10-10 | Mn-56 | 2,58 h | 0,200 | 2,7 10-9 | 0,100 | 1,7 10-9 | 8,5 10-10 | 5,1 10-10 | 3,2 10-10 | 2,5 10-10 | Żelazo [2] Fe-52 | 8,28 h | 0,600 | 1,3 10-8 | 0,100 | 9,1 10-9 | 4,6 10-9 | 2,8 10-9 | 1,7 10-9 | 1,4 10-9 | Fe-55 | 2,70 a | 0,600 | 7,6 10-9 | 0,100 | 2,4 10-9 | 1,7 10-9 | 1,1 10-9 | 7,7 10-10 | 3,3 10-10 | Fe-59 | 44,5 d | 0,600 | 3,9 10-8 | 0,100 | 1,3 10-8 | 7,5 10-9 | 4,7 10-9 | 3,1 10-9 | 1,8 10-9 | Fe-60 | 1,00 105 a | 0,600 | 7,9 10- 7 | 0,100 | 2,7 10- 7 | 2,7 10- 7 | 2,5 10- 7 | 2,3 10- 7 | 1,1 10- 7 | Kobalt [3] Co-55 | 17,5 h | 0,600 | 6,0 10-9 | 0,100 | 5,5 10-9 | 2,9 10-9 | 1,8 10-9 | 1,1 10-9 | 1,0 10-9 | Co-56 | 78,7 d | 0,600 | 2,5 10-8 | 0,100 | 1,5 10-8 | 8,8 10-9 | 5,8 10-9 | 3,8 10-9 | 2,5 10-9 | Co-57 | 271 d | 0,600 | 2,9 10-9 | 0,100 | 1,6 10-9 | 8,9 10-10 | 5,8 10-10 | 3,7 10-10 | 2,1 10-10 | Co-58 | 70,8 d | 0,600 | 7,3 10-9 | 0,100 | 4,4 10-9 | 2,6 10-9 | 1,7 10-9 | 1,1 10-9 | 7,4 10-10 | Co-58m | 9,15 h | 0,600 | 2,0 10-10 | 0,100 | 1,5 10-10 | 7,8 10-11 | 4,7 10-11 | 2,8 10-11 | 2,4 10-11 | Co-60 | 5,27 a | 0,600 | 5,4 10-8 | 0,100 | 2,7 10-8 | 1,7 10-8 | 1,1 10-8 | 7,9 10-9 | 3,4 10-9 | Co-60m | 0,174 h | 0,600 | 2,2 10-11 | 0,100 | 1,2 10-11 | 5,7 10-12 | 3,2 10-12 | 2,2 10-12 | 1,7 10-12 | Co-61 | 1,65 h | 0,600 | 8,2 10-10 | 0,100 | 5,1 10-10 | 2,5 10-10 | 1,4 10-10 | 9,2 10-11 | 7,4 10-11 | Co-62m | 0,232 h | 0,600 | 5,3 10-10 | 0,100 | 3,0 10-10 | 1,5 10-10 | 8,7 10-11 | 6,0 10-11 | 4,7 10-11 | Nikiel Ni-56 | 6,10 d | 0,100 | 5,3 10-9 | 0,050 | 4,0 10-9 | 2,3 10-9 | 1,6 10-9 | 1,1 10-9 | 8,6 10-10 | Ni-57 | 1,50 d | 0,100 | 6,8 10-9 | 0,050 | 4,9 10-9 | 2,7 10-9 | 1,7 10-9 | 1,1 10-9 | 8,7 10-10 | Ni-59 | 7,50 104 a | 0,100 | 6,4 10-10 | 0,050 | 3,4 10-10 | 1,9 10-10 | 1,1 10-10 | 7,3 10-11 | 6,3 10-11 | Ni-63 | 96,0 a | 0,100 | 1,6 10-9 | 0,050 | 8,4 10-10 | 4,6 10-10 | 2,8 10-10 | 1,8 10-10 | 1,5 10-10 | Ni-65 | 2,52 h | 0,100 | 2,1 10-9 | 0,050 | 1,3 10-9 | 6,3 10-10 | 3,8 10-10 | 2,3 10-10 | 1,8 10-10 | Ni-66 | 2,27 d | 0,100 | 3,3 10-8 | 0,050 | 2,2 10-8 | 1,1 10-8 | 6,6 10-9 | 3,7 10-9 | 3,0 10-9 | Miedź Cu-60 | 0,387 h | 1,000 | 7,0 10-10 | 0,500 | 4,2 10-10 | 2,2 10-10 | 1,3 10-10 | 8,9 10-11 | 7,0 10-11 | Cu-61 | 3,41 h | 1,000 | 7,1 10-10 | 0,500 | 7,5 10-10 | 3,9 10-10 | 2,3 10-10 | 1,5 10-10 | 1,2 10-10 | Cu-64 | 12,7 h | 1,000 | 5,2 10-10 | 0,500 | 8,3 10-10 | 4,2 10-10 | 2,5 10-10 | 1,5 10-10 | 1,2 10-10 | Cu-67 | 2,58 d | 1,000 | 2,1 10-9 | 0,500 | 2,4 10-9 | 1,2 10-9 | 7,2 10-10 | 4,2 10-10 | 3,4 10-10 | Cynk Zn-62 | 9,26 h | 1,000 | 4,2 10-9 | 0,500 | 6,5 10-9 | 3,3 10-9 | 2,0 10-9 | 1,2 10-9 | 9,4 10-10 | Zn-63 | 0,635 h | 1,000 | 8,7 10-10 | 0,500 | 5,2 10-10 | 2,6 10-10 | 1,5 10-10 | 1,0 10-10 | 7,9 10-11 | Zn-65 | 244 d | 1,000 | 3,6 10-8 | 0,500 | 1,6 10-8 | 9,7 10-9 | 6,4 10-9 | 4,5 10-9 | 3,9 10-9 | Zn-69 | 0,950 h | 1,000 | 3,5 10-10 | 0,500 | 2,2 10-10 | 1,1 10-10 | 6,0 10-11 | 3,9 10-11 | 3,1 10-11 | Zn-69m | 13,8 h | 1,000 | 1,3 10-9 | 0,500 | 2,3 10-9 | 1,2 10-9 | 7,0 10-10 | 4,1 10-10 | 3,3 10-10 | Zn-71m | 3,92 h | 1,000 | 1,4 10-9 | 0,500 | 1,5 10-9 | 7,8 10-10 | 4,8 10-10 | 3,0 10-10 | 2,4 10-10 | Zn-72 | 1,94 d | 1,000 | 8,7 10-9 | 0,500 | 8,6 10-9 | 4,5 10-9 | 2,8 10-9 | 1,7 10-9 | 1,4 10-9 | Gal Ga-65 | 0,253 h | 0,010 | 4,3 10-10 | 0,001 | 2,4 10-10 | 1,2 10-10 | 6,9 10-11 | 4,7 10-11 | 3,7 10-11 | Ga-66 | 9,40 h | 0,010 | 1,2 10-8 | 0,001 | 7,9 10-9 | 4,0 10-9 | 2,5 10-9 | 1,5 10-9 | 1,2 10-9 | Ga-67 | 3,26 d | 0,010 | 1,8 10-9 | 0,001 | 1,2 10-9 | 6,4 10-10 | 4,0 10-10 | 2,4 10-10 | 1,9 10-10 | Ga-68 | l, 13 h | 0,010 | 1,2 10-9 | 0,001 | 6,7 10-10 | 3,4 10-10 | 2,0 10-10 | 1,3 10-10 | 1,0 10-10 | Ga-70 | 0,353 h | 0,010 | 3,9 10-10 | 0,001 | 2,2 10-10 | 1,0 10-10 | 5,9 10-11 | 4,0 10-11 | 3,1 10-11 | Ga-72 | 14,1 h | 0,010 | 1,0 10-8 | 0,001 | 6,8 10-9 | 3,6 10-9 | 2,2 10-9 | 1,4 10-9 | 1,1 10-9 | Ga-73 | 4,91 h | 0,010 | 3,0 10-9 | 0,001 | 1,9 10-9 | 9,3 10-10 | 5,5 10-10 | 3,3 10-10 | 2,6 10-10 | German Ge-66 | 2,27 h | 1,000 | 8,3 10-10 | 1,000 | 5,3 10-10 | 2,9 10-10 | 1,9 10-10 | 1,3 10-10 | 1,0 10-10 | Ge-67 | 0,312 h | 1,000 | 7,7 10-10 | 1,000 | 4,2 10-10 | 2,1 10-10 | 1,2 10-10 | 8,2 10-11 | 6,5 10-11 | Ge-68 | 288 d | 1,000 | 1,2 10-8 | 1,100 | 8,0 10-9 | 4,2 10-9 | 2,6 10-9 | 1,6 10-9 | 1,3 10-9 | Ge-69 | 1,63 d | 1,000 | 2,0 10-9 | 1,000 | 1,3 10-9 | 7,1 10-10 | 4,6 10-10 | 3,0 10-10 | 2,4 10-10 | Ge-71 | 11,8 d | 1,000 | 1,2 10-10 | 1,000 | 7,8 10-11 | 4,0 10-11 | 2,4 10-11 | 1,5 10-11 | 1,2 10-11 | Ge-75 | 1,38 h | 1,000 | 5,5 10-10 | 1,000 | 3,1 10-10 | 1,5 10-10 | 8,7 10-11 | 5,9 10-11 | 4,6 10-11 | Ge-77 | 11,3 h | 1,000 | 3,0 10-9 | 1,000 | 1,8 10-9 | 9,9 10-10 | 6,2 10-10 | 4,1 10-10 | 3,3 10-10 | Ge-78 | 1,45 h | 1,000 | 1,2 10-9 | 1,000 | 7,0 10-10 | 3,6 10-10 | 2,2 10-10 | 1,5 10-10 | 1,2 10-10 | Arsen As-69 | 0,253 h | 1,000 | 6,6 10-10 | 0,500 | 3,7 10-10 | 1,8 10-10 | 1,1 10-10 | 7,2 10-11 | 5,7 10-11 | As-70 | 0,876 h | 1,000 | 1,2 10-9 | 0,500 | 7,8 10-10 | 4,1 10-10 | 2,5 10-10 | 1,7 10-10 | 1,3 10-10 | As-71 | 2,70 d | 1,000 | 2,8 10-9 | 0,500 | 2,8 10-9 | 1,5 10-9 | 9,3 10-10 | 5,7 10-10 | 4,6 10-10 | As-72 | 1,08 d | 1,000 | 1,1 10-8 | 0,500 | 1,2 10-8 | 6,3 10-9 | 3,8 10-9 | 2,3 10-9 | 1,8 10-9 | As-73 | 80,3 d | 1,000 | 2,6 10-9 | 0,500 | 1,9 10-9 | 9,3 10-10 | 5,6 10-10 | 3,2 10-10 | 2,6 10-10 | As-74 | 17,8 d | 1,000 | 1,0 10-8 | 0,500 | 8,2 10-9 | 4,3 10-9 | 2,6 10-9 | 1,6 10-9 | 1,3 10-9 | As-76 | l, 10d | 1,000 | 1,0 10-8 | 0,500 | 1,1 10-8 | 5,8 10-9 | 3,4 10-9 | 2,0 10-9 | 1,6 10-9 | As-77 | 1,62 d | 1,000 | 2,7 10-9 | 0,500 | 2,9 10-9 | 1,5 10-9 | 8,7 10-10 | 5,0 10-10 | 4,0 10-10 | As-78 | 1,51 h | 1,000 | 2,0 10-9 | 0,500 | 1,4 10-9 | 7,0 10-10 | 4,1 10-10 | 2,7 10-10 | 2,1 10-10 | Selen Se-70 | 0,683 h | 1,000 | 1,0 10-9 | 0,800 | 7,1 10-10 | 3,6 10-10 | 2,2 10-10 | 1,5 10-10 | 1,2 10-10 | Se-73 | 7,15 h | 1,000 | 1,6 10-9 | 0,800 | 1,4 10-9 | 7,4 10-10 | 4,8 10-10 | 2,5 10-10 | 2,1 10-10 | Se-73m | 0,650 h | 1,000 | 2,6 10-10 | 0,800 | 1,8 10-10 | 9,5 10-11 | 5,9 10-11 | 3,5 10-11 | 2,8 10-11 | Se-75 | 120 d | 1,000 | 2,0 10-8 | 0,800 | 1,3 10-8 | 8,3 10-9 | 6,0 10-9 | 3,1 10-9 | 2,6 10-9 | Se-79 | 6,50 104 a | 1,000 | 4,1 10-8 | 0,800 | 2,8 10-8 | 1,9 10-8 | 1,4 10-8 | 4,1 10-9 | 2,9 10-9 | Se-81 | 0,308 h | 1,000 | 3,4 10-10 | 0,800 | 1,9 10-10 | 9,0 10-11 | 5,1 10-11 | 3,4 10-11 | 2,7 10-11 | Se-81m | 0,954 h | 1,000 | 6,0 10-10 | 0,800 | 3,7 10-10 | 1,8 10-10 | 1,1 10-10 | 6,7 10-11 | 5,3 10-11 | Se-83 | 0,375 h | 1,000 | 4,6 10-10 | 0,800 | 2,9 10-10 | 1,5 10-10 | 8,7 10-11 | 5,9 10-11 | 4,7 10-11 | Brom Br-74 | 0,422 h | 1,000 | 9,0 10-10 | 1,000 | 5,2 10-10 | 2,6 10-10 | 1,5 10-10 | 1,1 10-10 | 8,4 10-11 | Br-74m | 0,691 h | 1,000 | 1,5 10-9 | 1,000 | 8,5 10-10 | 4,3 10-10 | 2,5 10-10 | 1,7 10-10 | 1,4 10-10 | Br-75 | 1,63 h | 1,000 | 8,5 10-10 | 1,000 | 4,9 10-10 | 2,5 10-10 | 1,5 10-10 | 9,9 10-11 | 7,9 10-11 | Br-76 | 16,2 h | 1,000 | 4,2 10-9 | 1,000 | 2,7 10-9 | 1,4 10-9 | 8,7 10-10 | 5,6 10-10 | 4,6 10-10 | Br-77 | 2,33 d | 1,000 | 6,3 10-10 | 1,000 | 4,4 10-10 | 2,5 10-10 | 1,7 10-10 | 1,1 10-10 | 9,6 10-11 | Br-80 | 0,290 h | 1,000 | 3,9 10-10 | 1,000 | 2,1 10-10 | 1,0 10-10 | 5,8 10-11 | 3,9 10-11 | 3,1 10-11 | Br-80m | 4,42 h | 1,000 | 1,4 10-9 | 1,000 | 8,0 10-10 | 3,9 10-10 | 2,3 10-10 | 1,4 10-10 | 1,1 10-10 | Br-82 | 1,47 d | 1,000 | 3,7 10-9 | 1,000 | 2,6 10-9 | 1,5 10-9 | 9,5 10-10 | 6,4 10-10 | 5,4 10-10 | Br-83 | 2,39 h | 1,000 | 5,3 10-10 | 1,000 | 3,0 10-10 | 1,4 10-10 | 8,3 10-11 | 5,5 10-11 | 4,3 10-11 | Br-84 | 0,530 h | 1,000 | 1,0 10-9 | 1,000 | 5,8 10-10 | 2,8 10-10 | 1,6 10-10 | 1,1 10-10 | 8,8 10-11 | Rubid Rb-79 | 0,382 h | 1,000 | 5,7 10-10 | 1,000 | 3,2 10-10 | 1,6 10-10 | 9,2 10-11 | 6,3 10-11 | 5,0 10-11 | Rb-81 | 4,58 h | 1,000 | 5,4 10-10 | 1,000 | 3,2 10-10 | 1,6 10-10 | 1,0 10-10 | 6,7 10-11 | 5,4 10-11 | Rb-81m | 0,533 h | 1,000 | 1,1 10-10 | 1,000 | 6,2 10-11 | 3,1 10-11 | 1,8 10-11 | 1,2 10-11 | 9,7 10-12 | Rb-82m | 6,20 h | 1,000 | 8,7 10-10 | 1,000 | 5,9 10-10 | 3,4 10-10 | 2,2 10-10 | 1,5 10-10 | 1,3 10-10 | Rb-83 | 86,2 d | 1,000 | 1,1 10-8 | 1,000 | 8,4 10-9 | 4,9 10-9 | 3,2 10-9 | 2,2 10-9 | 1,9 10-9 | Rb-84 | 32,8 d | 1,000 | 2,0 10-8 | 1,000 | 1,4 10-8 | 7,9 10-9 | 5,0 10-9 | 3,3 10-9 | 2,8 10-9 | Rb-86 | 18,7 d | 1,000 | 3,1 10-8 | 1,000 | 2,0 10-8 | 9,9