Държавен вестник, бр. 71, 2004 г., стр. 23

Б Р О Й  71
Д Ъ Р Ж А В Е Н   В Е С Т Н И К
С Т Р .  23
1
2
3
4
9. Co-60
3,0.10-2
3,0.101
10. Ni-63
UL
6,0.101
11. Zn-65
1,0.10-1
3,0.102
12. Ge-68
7,0.10-2
2,0.101
13. Se-75
2,0.10-1
2,0.102
14. Kr-85
3,0.101
2,0.103 (11)
15. Sr-89
2,0.101
2,0.101
16. Sr-90 (Y-90) (10)
4,0.100
1,0.100
17. Y-90
5,0.100
1,0.101 (13)
18. Y-91
8,0.100
2,0.101
19. Zr-95 (Nb-95m/Nb-95) (10)
4,0.10-2
1,0.101
20. Nb-95
9,0.10-2
6,0.101
21. Mo-99 (Tc-99m) (10)
3,0.10-1
2,0.101 (11)
22. Tc-99m
7,0.10-1
7,0.102 (11)
23. Ru-103 (Rh-103m) (10)
1,0.10-1
3,0.101
24. Ru-106 (Rh-106) (10)
3,0.10-1
1,0.101
25. Pd-103 (Rh-103m) (10)
9,0.101
1,0.102
26. Cd-109
2,0.101
3,0.101
27. Te-132 (I-132) (10)
3,0.10-2
8,0.10-1 (11)
28. I-125
1,0.101
2,0.10-1
29. I-129
UL
UL (8)
30. I-131
2,0 10-1
2,0.10-1 (11)
31. Cs-134
4,0.10-2
3,0.101
32. Cs-137 (Ba-137m) (10)
1,0.10-1
2,0.101
33. Ba-133
2,0.10-1
7,0.101
34. Ce-141
1,0.100
2,0.101
35. Ce-144 (Pr-144m, Pr-144) (10)
9,0.10-1
9,0.100
36. Pm-147
8,0.103
4,0.101
37. Eu-152
6,0.10-2
3,0.101
38. Eu-154
6,0.10-2
2,0.101
39. Gd-153
1,0.100
8,0.101
40. Tm-170
2,0.101
2,0.101
41. Yb-169
3,0.10-1
3,0.101
42. Re-188
1,0.100
3,0.101
43. Ir-192
8,0.10-2
2,0.101
44. Au-198
2,0.10-1
3,0.101
45. Hg-203
3,0.10-1
2,0.100
46. Tl-204
7,0.101
2,0.101
47. Po-210
8,0.103
6,0.10-2
48. Ra-226 (дъщерни
       продукти) (10)
4,0.10-2
7,0.10-2
49. Th-230
9,0.102
7,0.10-2 (8)
50. Th-232
UL (6)
UL (6, 8)
51. U-232
7,0.10-2
6,0.10-2 (8)
52. U-235 (Th-231) (10)
8,0.10-5 (12)
8,0.10-5 (12)
53. U-238
UL (8)
UL (8, 10)
54. U Естествен
UL (8)
UL (8, 10)
55. U Обеднен
UL (8)
UL (8, 10)
56. U Обогатен > 20 %
8,0.10-5 (12)
8,0.10-5 (12)
57. U Обогатен > 10 %
8,0.10-4 (12)
8,0.10-4 (12)
58. Np-237 (Pa-233) (10)
3,0.10-1 (13)
7,0.10-2
59. Pu-238
3,0.102 (12)
6,0.10-2
60. Pu-239
1,0.100 (12)
6,0.10-2
61. Pu-239/Be (14)
1,0.100 (12)
6,0.10-2
62. Pu-240
4,0.100 (12)
6,0.10-2
63. Pu-241(Am-241)
2,0.103 (10)
3,0.100 (14)
64. Pu-242
7,0.10-2 (12)
7,0.10-2 (10)
65. Am-241
8,0.100
6,0.10-2
66. Am-241/Be (14)
1,0.100
6,0.10-2
67. Cm-242
2,0.103
4,0.10-2
68. Cm-244
1,0.104
5,0.10-2
69. Cf-252
2,0.10-2
1,0.10-1
Забележки:
(1) Прахообразни, газове и течности и по-специално лет-
ливи течности (при температури при радиационна ава-
рия), лесно запалими, разтворими във вода и пиро-
форни материали, т.е. такива, за които съществува
риск от разпрашаване/разтваряне.
(2) Възможно е, макар и малко вероятно, малки коли-
чества да предизвикат увреждане. Въпреки това тези
източници се приемат за такива, които могат да пре-
дизвикат сериозно увреждане и следователно изиск-
ващи прилагането на защитни мерки (търсене, уведо-
мяване на населението). За тях са необходими специ-
ални мерки за физическа защита.
(3) Количеството вещество в случаите, когато е извън
контрол (т.е. има възможност за преместване от мяс-
тото на съхранение или разпръскване/разпиляване) и
може да доведе до повишено облъчване с последващо
трайно увреждане, което може да доведе до влошава-
не на качеството на живот.
(4) Отнася се за външно облъчване и е приложимо и за
разтворими и за неразтворими вещества. Това е ко-
личеството вещество без защита, което, ако се носи в
джоба в продължение на 10 часа, предизвиква тежко
увреждане (получена доза 25 Gy на разстояние 20 cm
за 10 часа), освен в случаите, когато количеството е
толкова голямо, че не може да се постави в джоба.
Тогава това е количеството, което може да предизви-
ка опасност за живота, ако хората престояват в бли-
зост до ИЙЛ продължително време (получена доза
0,01 Gy на разстояние 1 m). Вземат се предвид и гама-
лъчители и спирачното лъчение от бета-лъчители и
конверсионни електрони. Не се отнася за неутронни
източници.
(5) Отнася се за количеството вещество, което, ако се
разпръсне/разпилее, може да доведе до хронично об-
лъчване и получаване на дози, които могат да доведат
до трайно увреждане и последващо влошаване на ка-
чеството на живот. Разглеждат се случаите на изхвър-
ляния във въздуха вследствие на пожар или експло-
зия, непредотвратимо поглъщане и умишлено замър-
сяване на водоизточници. Разглеждат се случаите на
лъчителите с ниски стойности на коефициента на ли-
нейно предаване на енергия, в количества, които в
резултат на постъпване в организма могат да създа-
дат погълната доза 6 Gy в белия дроб и 1 Gy в черве-
ния костен мозък или 5 Gy за щитовидната жлеза в
продължение на 2 дни. За лъчителите с високи стой-
ности на коефициента на линейно предаване на енер-
гия (т.е. алфа-лъчители) това са количества, които в
резултат на поглъщане могат да създадат погълната
доза 25 Gy в белия дроб в продължение на една годи-
на, което довежда до хронично облъчване и получава-
не на доза, която може да доведе до трайно увреждане
и последващо влошаване на качеството на живот.
(6) UL—Нерегламентирано количество, не се изисква
аварийно планиране, свързано с радиационни после-
дици.
(7) Приема се, че погълната доза за кожата е два пъти по-
голяма от погълната доза чрез поглъщане или вдиш-
ване.
(8) Авариите, придружени с отделяне на посочените ко-
личества радионуклиди, водят до увеличаване на кон-
центрацията им във въздуха, превишаващи стойнос-
тите за незабавна смърт от химическо отравяне. В
този случай на прилагане на мерки за ограничаване и
ликвидиране на последиците от аварии се подчинява
на принципите за химична защита.
(9) Количество на 85Kr, което може да създаде доза 1 Gy
в случай, че се е отделило цялото налично количество
(дисперсия) във въздуха в продължение на 30 минути
в стая с обем 300 m3.
(10) Приема се, че в момента на аварията източникът е
произведен допреди 10 години и че стойността на D е
остатъчното количество от изходния радионуклид.
Стойността на D е изчислена, вземайки предвид, че и
изходният радионуклид, и важните продукти на раз-
падане (дъщерни продукти) са налични до 10 години
(радионуклидът е показан в скоби). Продуктите на
разпадане, чийто период на полуразпадане е по-ма-
лък от една година, може да се приеме, че са в равно-
весие с изходния радионуклид.
(11) Радиационната опасност е силно намалена за кратко
живеещ радионуклид с период на полуразпадане по-
малък от около 7 дни и не по-голям от един месец.
(12) Няма пряка радиационна опасност от този материал;
стойността на D е установена за ниво, което ги поста-
вя в “II рискова категория ядрен материал” (10 kg за
10% 235U, 1 kg за 20% 235U или 0,5 kg Pu). Тези коли-
чества са около една десета от количеството, при ко-
ето съществува риск за критичност. Те дават основа-
ние за непосредствено прилагане на мерки за ограни-
чаване и ликвидиране на последиците от аварии за
бърз контрол за възстановяване на загубен или от-
краднат материал. Тези и по-малки количества тряб-
ва да бъдат защитени физически.
(13) Стойността на D представлява радиационен риск и
критична опасност и се дава като една втора от грани-
цата на критичната маса.
(14) Неутронен генератор.