Държавен вестник, бр. 16, 2018 г., стр. 141

БРОЙ  16	
Д Ъ Р Ж А В Е Н  В Е С Т Н И К 	
СТР.  141  
работник се предава по служебен път на новото 
работно място, а оригиналът остава на старото 
работно място.
На външните работници се дава копие от 
техните попълнени индивидуални дозиметрични 
карти за получените дози по време на работата 
им в даден обект. Данните за получените дози се 
регистрират в индивидуалните им дозиметрични 
карти от предприятието, в което са назначени 
на работа.
10. За целите на радиационния мониторинг 
се определят контролни нива за наблюдаваните 
параметри, характеризиращи радиационната 
обстановка и облъчването на персонала.
При определяне на контролни нива се взе-
мат предвид основните и вторичните граници, 
посочени в приложение № 2, и принципът за 
оптимизация на радиационната защита, като 
се отчитат:
а) неравномерността на радиационното въз-
действие във времето;
б) необходимостта да се запази нивото на 
радиационно въздействие в даден обект под 
нормативно установените граници;
в) ефективността на прилаганите мерки за 
подобряване на радиационната защита в обекта.
При определяне на контролни нива за обем­
ната и специфичната активност на атмосферен 
въздух и на вода във водоеми се отчита възможно-
то постъпване на радионуклиди по хранителната 
верига и външното облъчване от радионуклиди 
в околната среда.
11. Честотата, видът и обемът на радиаци-
онния контрол се определят така, че да има 
възможност за оценка на годишното постъпване 
на радионуклиди в организма на професионално 
облъчвани лица и на лица от населението.
12. Данните от радиационния мониторинг 
се събират, анализират, оценяват и съхраняват 
както по време на експлоатацията, така и след 
извеждането от експлоатация на дадено ядрено 
съоръжение или обект с ИЙЛ.
Резултатите от радиационния мониторинг 
се анализират и оценяват чрез съпоставяне с 
основните и вторичните граници, посочени в 
приложение № 2, и с определените контролни 
нива и дозови ограничения за даден обект. При 
надвишаване на тези стойности ръководителят 
на обекта е длъжен да анализира всеки такъв 
случай и да уведомява Агенцията за ядрено ре-
гулиране и Министерството на здравеопазването, 
включително за причините и за предприетите 
коригиращи мерки.
Приложение № 19 
към чл. 143
Специфични изисквания при извеждане от екс-
плоатация на обекти с радиоактивни вещества
1. Преди да се вземе решение за извеждане 
от експлоатация на обект с радиоактивни ве-
щества, се извършва комплексно обследване на 
радиационното и техническото състояние на 
технологичните системи и оборудването, строи-
телните конструкции и прилежащата територия 
на обекта.
2. За извеждане от експлоатация на обекти 
или на отделни части от тях се разработва пред-
варително план.
В плана за извеждане от експлоатация се 
предвиждат мерки за осигуряване на безопасност 
на всички етапи от неговото извеждане: спиране, 
консервация, демонтаж, ремонтни работи, ликви-
диране, складиране и погребване, възстановяване 
на засегнатите райони във и около обекта.
Планът за извеждане от експлоатация включ-
ва:
а) подготовка на необходимото оборудване 
за провеждане на демонтажни работи;
б) методи и средства за дезактивация на 
демонтираното оборудване;
в) ред и начин за управление на радиоактив-
ните отпадъци;
г) оценка на очакваните индивидуални и 
колективни дози на облъчване за персонала и 
населението.
3. След извеждане от експлоатация използва-
нето за други цели на помещенията, в които се 
е работило с радиоактивни вещества, се разре-
шава от органите за държавен здравен контрол 
по Закона за здравето.
Приложение № 20 
към § 1, т. 6 от  
допълнителните разпоредби
Стойности на активностите за различни радио­
нуклиди, над които закритите източници се 
считат за високоактивни източници
Радионуклид
Активност (TBq)
Am-241
6×10-2
Am-241/Be
6×10-2
Cf-252
2×10-2
Cm-244
5×10-2
Co-60
3×10-2
Cs-137
1×10-1
Gd-153
1×100
Ir-192
8×10-2
Pm-147
4×101
Pu-238
6×10-2
Pu-239/Be
6×10-2
Ra-226
4×10-2
Se-75
2×10-1
Sr-90 (Y-90)
1×100
Tm-170
2×101
Yb-169
3×10-1
Забележки:
1. За неутронни източници Am-241/Be и 
Pu-239/Be посочената активност се отнася за 
съответния алфа-емитер.
2. За радионуклидите, които не са посочени 
в таблицата, съответната активност е същата 
като D стойността, определена за съответния 
радионуклид в публикацията на МААЕ „Опасни 
количества радиоактивен материал (D стойно-
сти)“ (EPR-D-VALUES 2006).
1505