MODIFICAT
    HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185

    NOTĂ:
    în tot textul Regulamentului, sintagma „Legea nr. 111-XVI din 11 mai 2006 privind desfăşurarea în siguranţă a activităţilor nucleare şi radiologice” se substituie cu sintagma „legislaţiei în vigoare”, iar cuvintele „debitul de doză gama” se substituie cu cuvintele „debitul de doză ambientală gama”, la cazul gramatical respectiv prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185


    În temeiul prevederilor Legii nr.111-XVI din 11 mai 2006 privind desfăşurarea în siguranţă a activităţilor nucleare şi radiologice (Monitorul Oficial al Republicii Moldova, 2006, nr.98-101, art.451), Guvernul HOTĂRĂŞTE:
    Se aprobă Regulamentul cu privire la managementul deşeurilor radioactive, conform anexei.

    PRIM-MINISTRU                                          Zinaida GRECEANÎI

    Nr. 388. Chişinău, 26 iunie 2009.    


    1. Regulamentul cu privire la managementul deşeurilor radioactive (în continuare – Regulament) determină cerinţele privind asigurarea securităţii radiologice şi a radioprotecţiei personalului şi populaţiei în procesul managementului tuturor tipurilor de deşeuri radioactive (în continuare – DRA).
Prevederile prezentului Regulament se aplică atît deşeurilor radioactive şi surselor orfane, rezultate din activităţi radiologice sau nucleare, prezente sau desfăşurate în trecut, cît şi deşeurilor radioactive rezultate în urma unei intervenţii în caz de accident radiologic sau nuclear.
    2. Prevederile Regulamentului se extind asupra instituţiilor (întreprinderilor) în care, urmare a activităţilor, se formează DRA, asupra instituţiilor ce desfăşoară activităţi de colectare, stocare, transportare, procesare, condiţionare, stocare temporară, stocare intermediară sau depozitare definitivă a DRA, cît şi asupra instituţiilor de proiectare şi montaj a obiectivelor în cadrul cărora se vor genera (forma), stoca temporar sau pe o perioadă îndelungată, procesa, condiţiona sau dispune final DRA.
    3. Cerinţele Regulamentului nu se extind asupra materialelor nucleare sau combustibilului nuclear ars, deşeurilor industriale cu conţinut sporit (cu concentraţii sub nivelurile de exceptare) al radionuclizilor naturali.
    4.  În prezentul Regulament, pe lîngă termenii şi expresiile definite în legislaţiei în vigoare (în continuare – Legea nr. 111-XVI din 11 mai 2006) şi în Normele Fundamentale de Radioprotecţie. Cerinţe şi Reguli Igienice nr. 06.5.3.34 din 27 februarie 2001, aprobate de medicul-şef sanitar de stat (în continuare NFRP-2000), mai sînt utilizaţi următorii termeni şi expresii:
    a) barieră – obstacol fizic care previne sau întîrzie mişcarea (migrarea) radionuclizilor sau a altor materiale între componentele unui sistem, de exemplu, ale unui depozit de deşeuri. Bariera poate fi inginerească sau naturală;
    b) barieră multiplă – două sau mai multe bariere naturale sau inginereşti;
    c) colet cu deşeuri radioactive – produsul rezultat în urma condiţionării materialului radioactiv cu matricea care include forma deşeului radioactiv, containerul şi orice barieră internă (de exemplu, materiale absorbante sau ecrane), pregătit în conformitate cu cerinţele de manipulare, transportare, stocare intermediară şi/sau depozitare definitivă;
    d) condiţionare – operaţia prin care se produce coletul cu deşeuri radioactive, corespunzător pentru manipulare, transportare, stocare intermediară şi/sau depozitare definitivă. Condiţionarea poate include conversia deşeului radioactiv într-o formă solidă, includerea deşeului într-un container şi transpunerea acestuia într-un supraambalaj;
    e) control instituţional – controlul zonei de amplasare a depozitului de stocare intermediară sau definitivă a deşeurilor radioactive, după închiderea acestuia, realizat de o instituţie sau autoritate autorizată, care include monitorizarea, supravegherea, efectuarea lucrărilor de remediere şi controlul utilizării terenului;
    f) deşeuri radioactive de viaţă lungă – deşeuri care conţin radionuclizi cu perioada de înjumătăţire mai mare de 30 de ani, în cantităţi şi/sau concentraţii  superioare valorilor stabilite de Agenţia Naţională de Reglementare a Activităţilor Nucleare şi Radiologice (în continuare – ANRANR), pentru care se impune izolarea de biosferă;
    g) deşeuri excluse – deşeuri radioactive eliberate de sub regimul de autorizare conform nivelurilor de eliberare de sub control, aprobate de ANRANR;
    h) depozit definitiv – obiectiv nuclear în care sînt depozitate definitiv deşeurile radioactive, fără intenţia de a fi recuperate;
    [Pct.4 lit.h) modificată prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    i) depozitare (stocare) definitivă – amplasarea şi stocarea deşeurilor radioactive într-un depozit amenajat sau o anumită locaţie, fără intenţia de a fi recuperate. Termenul de depozitare definitivă include şi eliberările directe de efluenţi radioactivi, în cantităţi aprobate, în mediu. În afara termenului de depozitare definitivă, se utilizează, cu sens echivalent, termenul dispunere finală;
    j) depozitare (stocare) îndelungată – plasarea deşeurilor radioactive într-un obiectiv nuclear în scopul izolării, protecţiei mediului înconjurător şi controlului de către personal, cu intenţia de a fi recuperate. Cu sens echivalent se utilizează termenul stocare intermediară;
    k) depozitare (stocare) temporară – plasarea temporară a deşeurilor radioactive într-un depozit special amenajat în scopul diminuării activităţii radioactive, determinată de procesul de dezintegrare a radionuclizilor cu o perioadă de înjumătăţire scurtă (mai puţin de 2 ani);
    l) dezafectare – totalitatea activităţilor necesare pentru a fi desfăşurate la un obiectiv nuclear sau radiologic oprit definitiv, altul decît depozitul definitiv, în vederea eliberării nerestrictive sau utilizării amplasamentului;
    m) dispersie – efectul rezultat din procese, cum ar fi transportul, difuzia sau amestecarea deşeurilor sau efluenţilor în apă sau aer;
    n) eliberare în mediu – eliminarea planificată şi controlată a radionuclizilor în mediu, care întruneşte toate condiţiile prevăzute de actele normative;
    o) forma deşeului – deşeu radioactiv, în forma sa fizică şi chimică, care rezultă după tratare şi/sau condiţionare înainte de ambalare (produs solid). Forma deşeului este o componentă a coletului cu deşeuri radioactive;
    p) imobilizare – conversia deşeurilor într-o matrice prin solidificare, fixare sau încapsulare în scopul reducerii riscului de migrare sau dispersie în timpul  manipulării, transportului, stocării şi depozitării;
    q) închiderea depozitului definitiv – starea sau acţiunea asupra depozitului definitiv la sfîrşitul perioadei de funcţionare. Un depozit definitiv devine închis după umplerea completă, prin acoperirea (astuparea), în cazul depozitelor de suprafaţă, prin umplerea cu materialul de umplutură şi/sau închiderea (sigilarea) în cazul depozitelor geologice, urmată de finalizarea activităţilor oricărei structuri anexe;
    r) managementul deşeurilor radioactive – totalitatea activităţilor administrative şi operaţionale implicate în manipularea (gospodărirea), transportul, pretratarea, tratarea, condiţionarea, depozitarea intermediară şi depozitarea definitivă a deşeurilor rezultate de la obiectivele nucleare sau radiologice;
    s) monitorizare – măsurări de parametri radiologici sau neradiologici în vederea evaluării sau controlului expunerii şi interpretarea acestor măsurări. Monitorizarea poate fi continuă sau discontinuă;
    t) migrare – mişcarea materialelor prin diferite medii datorată curgerii fluidelor;
    [Pct.4 lit.t) modificată prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    u) operator – furnizor de deşeuri radioactive, inclusiv organizaţiile care efectuează lucrări de scoatere din exploatare şi operatorii întreprinderilor specializate de stocare, depozitare sau dispunere finală a deşeurilor radioactive;
    v) pretratare – oricare dintre sau toate operaţiile anterioare tratării, cum ar fi: colectarea, sortarea, neutralizarea, decontaminarea;
    w) remedierea mediului înconjurător – acţiunea de corectare sau curăţare a amplasamentelor contaminate radioactiv în care este posibilă existenţa şi a altor substanţe periculoase, descendente ale dezintegrării radioactive;
    x) tratare – operaţiile efectuate în scopul sporirii siguranţei radiologice a deşeurilor radioactive.
    5. Regulamentul conţine clasificarea DRA, principiile de bază ale managementului DRA, criteriile de securitate în managementul DRA, regulile de bază în asigurarea securităţii şi radioprotecţiei personalului, a populaţiei şi a mediului înconjurător pe întregul ciclu de gospodărire a DRA – colectare, separare, stocare, transportare, prelucrare, la diferite întreprinderi generatoare de DRA, cît şi la punctele de depozitare îndelungată sau definitivă a lor.
    [Pct.5 modificat prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    6. În documentaţia de proiectare a obiectivului radiologic sau nuclear, unde se pot forma DRA, se va caracteriza generarea DRA (cantitatea anuală (masa), activitatea totală, compoziţia radionuclidică, starea de agregare, cît şi măsurile necesare pentru preîntîmpinarea şi lichidarea unor acumulări accidentale). În proiect se vor prevedea sisteme tehnologice separate de formare a DRA pentru diferite tipuri şi activităţi (joase, medii şi înalt-active), inclusiv pentru deşeurile neradioactive.
    7. Pentru fiecare tip de DRA se va justifica sistemul de gospodărire: metodele de colectare, sortare, stocare temporară cu indicarea perioadei de stocare, a ambalajului, modului de transportare, condiţionare (în caz de necesitate), depozitare îndelungată sau definitivă. În afară de aceasta, se vor prevedea încăperi şi echipamente necesare pentru gospodărirea DRA, metodele şi periodicitatea monitoringului radiologic.
    8. În documentaţia de proiectare se va prevedea ca valorile limitelor dozelor efective de expunere a personalului angajat în procesul de gospodărire a DRA  nu vor depăşi valorile stabilite în NFRP-2000. Doza efectivă a populaţiei în gospodărirea DRA nu va depăşi valoarea de 0,1 mSv/an, iar expunerea oricărei persoane din cadrul grupei critice de populaţie antrenată la stocarea definitivă a DRA nu va depăşi valoarea de 0,01 mSv/an.
    [Pct.8 modificat prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]     9. Se consideră deşeu radioactiv materialul avînd compoziţia radionuclidică cunoscută, în care suma raportului între activitatea specifică a radionuclidului şi activitatea minimă exceptată depăşeşte 1 (după valoare).
    10. DRA se formează ca rezultat al utilizării surselor radioactive în industrie, instituţii medicale, ştiinţifice sau alte entităţi, în procesul de reabilitare a teritoriilor poluate cu substanţe radioactive sau urmare a accidentelor şi incidentelor radiologice şi nucleare.
    11. După starea de agregare, DRA se clasifică în lichide şi solide.
    12. La DRA lichide se referă orice soluţii radioactive inutilizabile, inclusiv soluţii ale substanţelor organice şi neorganice, şlacuri şi nămoluri. Deşeurile lichide se consideră radioactive dacă activitatea specifică a radionuclizilor depăşeşte de zece ori valoarea nivelului de exceptare, specificate în anexa nr.1.
    [Pct.12 modificat prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    13. La DRA solide se referă sursele radioactive uzate, care nu mai pot fi utilizate conform destinaţiei, materialele, echipamentele, utilajele, obiectele biologice, obiectele din mediul ambiant contaminate radioactiv, deşeurile lichide solidificate, în care activitatea specifică a radionuclizilor depăşeşte nivelurile de exceptare, specificate în anexa nr.1.
    14. În cazul în care nu se cunoaşte compoziţia radionuclidică a deşeului, el se consideră radioactiv dacă activitatea lui specifică depăşeşte: 
    a) 100 kBq/kg      – pentru radionuclizii beta;
    b) 10 kBq/kg       – pentru radionuclizii alfa;
    c) 1 kBq/kg        – pentru radionuclizii elementelor transuranice.
    15. Se consideră deşeu radioactiv gama materialele cu un conţinut radionuclidic nedeterminat, cu un echivalent al debitului de doză ambientală gama ce depăşeşte valoarea de 0,001 mSv/h de la suprafaţă (0,1 m), exceptînd fondul natural gama pe teren deschis.
    16. În funcţie de activitatea specifică, DRA lichide şi solide se clasifică în trei clase (Tabelul 1). Dacă caracteristicile radionuclizilor din compoziţia deşeurilor expuse în tabel se referă la diferite clase, acestora li se atribuie clasa maximă.
    a) DRA cu activitate joasă – de  la 0,001 mSv/h pînă la 0,3 mSv/h;
    b) DRA cu activitate medie – de la 0,3 mSv/h pînă la 10 mSv/h;
    c) DRA cu activitate înaltă – mai mult de 10 mSv/h.
    19. Întreprinderile asupra cărora se extind prevederile prezentului Regulament se vor conduce de principiile fundamentale de radioprotecţie – argumentarea, normarea şi optimizarea practicilor (activităţilor) expuse în NFRP-2000.
    20. Etapele de bază în gospodărirea DRA:
    a) colectarea şi sortarea DRA se efectuează în locurile de formare a acestora, iar prelucrarea – în funcţie de clasa şi proprietăţile lor fizice, chimice,  biologice şi de metodele de prelucrare ulterioară;
    b) sortarea primară include faza de sortare a deşeurilor radioactive de cele neradioactive. Sortarea primară a DRA lichide şi solide se efectuează în scopul separării lor pe grupe, pentru a fi tratate, prelucrate (condiţionate) după proceduri aprobate de ANRANR şi pregătite pentru stocarea intermediară sau dispunerea finală;
    c) condiţionarea DRA se efectuează în scopul transformării lor într-o formă stabilă şi indispersabilă, care nu permite reutilizarea acestora şi pentru facilitarea procedurii de manipulare a lor din contul micşorării volumului şi redării unor forme volumetrice comode pentru transportare, stocare intermediară sau stocare definitivă;
    d) stocarea temporară, intermediară sau depozitarea definitivă a DRA se efectuează separat pentru diferite clase de deşeuri, în edificii ce asigură protecţia fizică şi siguranţa radiologică, izolarea lor de mediul ambiant, pe întregul ciclu de stocare temporară sau intermediară, şi care permite extragerea lor ulterioară în caz de necesitate;
    e) transportarea DRA prevede metoda de translocare sigură a lor, de la întreprinderile generatoare de DRA spre punctele de depozitare îndelungată sau de depozitare definitivă, prin intermediul unităţilor de transport special amenajate, care dispun de un Certificat de securitate eliberat de ANRANR;
    f) depozitarea definitivă a DRA se întreprinde în scopul izolării lor, în condiţii sigure, de activităţile umane şi preîntîmpinării poluării mediului ambiant cu radionuclizi. Izolarea este realizată prin plasarea de bariere naturale sau inginereşti, în scopul de a reduce eliberarea radionuclizilor în mediul înconjurător.
    21. Colectarea DRA la întreprinderile generatoare  se va efectua în locurile de formare, separate de alte tipuri de deşeuri, luîndu-se în considerare:
    a) clasificarea deşeurilor;
    b) starea de agregare (lichide, solide);
    c) caracteristicile biologice, chimice şi fizice;
    d) provenienţa (organice, neorganice);
    e) perioada de înjumătăţire a radionuclizilor încorporaţi în deşeuri;
    f) alte pericole: explozibile, pirofore sau uşor inflamabile;
    g) metoda de tratare sau condiţionare a DRA, aprobată de ANRANR.
    Întreprinderile generatoare de DRA vor prevedea posibilitatea de transformare a lor într-o formă fizică, chimică sau biologică inertă.
    Se interzice combinarea DRA de diferite clase cu deşeuri neradioactive (diluarea lor) în scopul micşorării activităţii specifice a acestora.
    22. Pentru colectarea DRA la întreprinderi se prevăd colectoare speciale – containere.
    Colectarea primară a DRA solide se poate face în pungi sau saci din plastic sau hîrtie densă (de tip craft), care se dispun în containere-colectoare. Pungile sau sacii din plastic ori hîrtie, cu rezistenţă mecanică şi la temperaturi nefavorabile (înalte sau joase), sînt dotate cu sfoară la gîtul sacului, care permite închiderea părţii superioare după umplerea lui.
    La colectarea deşeurilor în saci sau pungi se asigură evitarea deteriorării  mecanice a lor, cauzată de obiecte cu margini ascuţite.
    Umplerea containerelor-colectoare cu DRA se efectuează prin supravegherea radiologică în condiţii care ar exclude posibilitatea dispersării materialelor radioactive.
    23. DRA lichide se colectează în recipiente speciale, luîndu-se în calcul proprietăţile fizico-chimice ale lor.
    La întreprinderile mari generatoare de DRA lichide se recomandă transformarea deşeurilor lichide în solide. În cazul în care se formează cantităţi mici de deşeuri radioactive (mai puţin de 200 litri în 24 de ore), se vor prevedea sisteme de canalizare şi acumulare special proiectate în care s-ar preîntîmpina scurgerea şi acumularea de lichide neradioactive.
    24. În procesul de colectare a DRA lichide se vor separa lichidele inflamabile de cele nieinflamabile. DRA lichide inflamabile se colectează în recipiente care corespund cerinţelor de securitate contra incendiilor.
    25. Este interzisă eliberarea DRA în apele de suprafaţă sau pînzele freatice, în apropierea prizelor de apă, în structurile geologice, subsol sau pe suprafaţa solului.
    26. Spaţiile de amplasare a colectoarelor cu DRA se vor asigura cu ecrane de protecţie care ar asigura niveluri ale echivalentului debitelor de doză admisibile, în conformitate cu prevederile NFRP-2000.
    27. Pentru stocarea temporară necesară în scopul dezintegrării radionuclizilor cu viaţă scurtă în containere, echivalentul debitului de doză ambientală gama la suprafaţa colectoarelor nu va depăşi valoarea de 2 mSv/h. Evacuarea containerelor cu DRA din colectoare  se va efectua cu respectarea cerinţelor de radioprotecţie şi securitate radiologică, care ar exclude posibilitatea supraexpunerii personalului, populaţiei şi poluării mediului ambiant, în conformitate cu prevederile NFRP-2000.
    28. DRA cu radionuclizi cu perioada de înjumătăţire scurtă (ore, zile, săptămîni), pentru care valoarea activităţii specifice, în urma stocării pentru o perioadă de timp ce nu depăşeşte doi ani, este mai joasă de nivelul maxim admisibil stabilit în prezentul Regulament, pot fi stocate temporar la întreprindere fără a fi transmise la punctele de colectare a DRA pentru stocare intermediară sau depozitare definitivă şi care se pot gospodări ulterior ca deşeuri obişnuite.
    29. Stocarea temporară a DRA de diferite clase se va efectua în încăperi autorizate specializate, izolate sau pe terenuri special proiectate, echipate în conformitate cu prevederile NFRP-2000, destinate lucrului cu surse radioactive.
    30. Este interzisă stocarea temporară a DRA necondiţionate şi a surselor radioactive uzate în încăperi neprevăzute în acest scop.
    31. Stocarea temporară a DRA se efectuează în containere. Construcţia containerelor prevede  posibilitatea de a fi încărcate şi descărcate cu ajutorul instalaţiilor de ridicat (macaralelor) de pe platformele mijloacelor de transport special.
    Tipul containerelor pentru transportarea DRA este determinat de caracteristicile deşeurilor. Pe pereţii externi ai containerelor-colectoare se aplică simbolul „Pericol radiologic”, cu dimensiuni nu mai mici de 200 mm. În cazul în care  este imposibilă aplicarea simbolului, pe pereţii containerelor se agaţă un ecuson cu simbolul respectiv. Echivalentul debitului de doză ambientală gama la distanţa de un metru de la pereţii containerului-colector nu va depăşi valoarea de 0,1 mSv/h. Echivalentul debitului de doză ambientală gama după limitele sau pe perimetrul terenului de stocare temporară a DRA nu va depăşi valoarea de 0,005 mSv/h. Termenele de stocare temporară a DRA condiţionate, pregătite pentru transmiterea la punctele speciale pentru depozitarea definitivă, se vor specifica în proiect.
    În proiectul obiectivului pentru stocarea temporară a DRA se va prevedea un amplasament pentru dezactivarea containerelor-colector.
    32. Stocarea temporară a containerelor cu DRA care conţin substanţe cu proprietăţi de emanare a gazelor radioactive (uraniu, radiu, toriu) se va face în nişe sau adăposturi utilate cu sisteme de ventilaţie de tip reflux, cu viteza aerului la nivelul ferestrelor de lucru nu mai mică de 1,5 m/s.
    33. Pentru transportarea DRA de la întreprinderi spre punctele de stocare intermediară şi depozitare definitivă se vor folosi containere de transport special amenajate, în conformitate cu cerinţele internaţionale de securitate pentru transportarea materialelor radioactive „Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, Safety Requirements, Edition 2009, International Atomic Energy Agency, TS-R-1”.
    Construcţia containerelor de transport pentru DRA de activităţi joase va  prevedea posibilitatea încărcării şi descărcării manuale a coletelor cu DRA.
     Încărcarea şi descărcarea coletelor cu DRA de activităţi medii şi înalte va fi doar mecanizată.
    [Pct.33 modificat prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    34. DRA de dimensiuni mari (echipament sau utilaj contaminat la suprafaţă) necesită a fi dezmembrate la locul lor de formare, cu încărcarea ulterioară în containere, confirmate prin Certificate de securitate, eliberate de ANRANR, pentru transportarea lor la întreprinderile specializate. În cazuri deosebite, cînd nu este posibilă dezmembrarea, se permite transportarea DRA de dimensiuni mari în ambalaj special, cu condiţia deţinerii avizului eliberat de ANRANR şi a avizului sanitar.
    35. DRA care conţin radionuclizi cu perioada de înjumătăţire mai mică de 15 zile, se colectează separat de alte DRA şi se păstrează (stochează) în scopul diminuării activităţii pînă la nivelul ce nu depăşeşte valorile expuse în Anexa nr.1 la prezentul Regulament. După stocarea temporară, astfel de deşeuri solide sînt gospodărite ca deşeuri menajere, iar cele lichide pot fi evacuate în sistemele de canalizare menajeră.  
    36. Termenele de stocare a DRA cu cantităţi mari de materie organică (cadavre de animale de laborator, materiale biologice), în cazul în care nu sînt păstrate în camere frigorifice sau în soluţii stabilizatoare, nu va depăşi 5 zile.
    37. DRA care conţin surse uzate, radionuclizi alfa iradiatori şi elemente transuranice, din considerente de pericol radiologic sporit, necesită a fi colectate şi depozitate definitiv, separat de alte clase de DRA.
    38. Persoana responsabilă de organizarea colectării, stocării temporare şi transmiterii spre stocare intermediară sau depozitare definitivă a DRA (responsabilul pentru gospodărirea DRA) este numită prin ordinul conducătorului întreprinderii respective. Responsabilul pentru gospodărirea DRA efectuează controlul sistematic asupra evidenţei procesului de colectare, stocare temporară, pregătire pentru transmitere spre stocare intermediară sau depozitare definitivă a DRA. Evidenţa se efectuează prin ţinerea unui registru, conform Anexei nr.2 a prezentului Regulament.
    39. O dată pe an, comisia numită de conducerea întreprinderii efectuează controlul privind conformitatea procedurilor de ţinere a registrului de evidenţă a DRA transmise spre stocare intermediară sau depozitare definitivă şi a DRA (materialelor radioactive) care se află la întreprinderea respectivă.   
    40. În cazul depistării unor neconformităţi sau pierderi de DRA, se va notifica operativ, în scris, ANRANR şi factorii de decizie relevanţi pentru luarea măsurilor corespunzătoare.

Capitolul VI. Cerinţe specifice pentru
 recepţionarea DRA de la întreprinderi

    41. DRA transmise spre stocare intermediară sau depozitare definitivă vor corespunde  cerinţelor expuse în NFRP-2000. Cerinţelor specifice se supun:
    a) caracteristicile radiologice ale DRA;
    b) starea fizică de agregare;
    c) forma şi proprietăţile fizico-chimice – conţinutul de apă (umiditatea), proprietatea de eutrofiere, emanare de gaze, inflamabilitate, conţinutul substanţelor toxice, uşor inflamabile, proprietăţile mecanice;
    d) masa şi dimensiunile geometrice ale coletului;
    e) caracteristicile radiologice ale coletului, inclusiv nivelul contaminării radioactive nefixate.
    42. Se admit pentru transportare de la întreprinderile exploatatoare spre obiectivele specializate, care deţin autorizaţiile necesare pentru managementul DRA, DRA solide şi lichide, cît şi surse radioactive uzate, în containere sau în colete autorizate de ANRANR.
    43. Nu se admit pentru transportare DRA solide şi lichide, materialele care conţin următoarele substanţe şi materiale periculoase:
    a) substanţele explozive, pirofore sau uşor inflamabile;
    b) substanţele chimice care fac parte din substanţele periculoase toxice din clasa I (foarte toxice şi periculoase) şi clasa II (periculoase);
    c) materialele care în contact cu apa generează căldură şi gaze inflamabile;
    d) materialele care au proprietatea de a emana gaze, vapori sau sublimări;
    e) substanţele patogene sau infecţioase.
    44. În cazul în care DRA manifestă unele dintre proprietăţile enumerate în pct. 43, se procedează la transformarea lor într-o formă stabilă la locul de formare a acestora. Transformările se efectuează doar în baza unui aviz emis de ANRANR şi de centrul local de medicină preventivă. În actul de transmitere spre stocare intermediară sau depozitare definitivă se va indica informaţia referitoare la conţinutul materialelor periculoase.
    45. Sursele radioactive uzate se recepţionează de la întreprinderile autorizate în containere speciale, sub formă de colete de transport (CT) care asigură securitatea adecvată, în conformitate cu prevederile NFRP-2000, pentru personalul antrenat în activităţile de încărcare-descărcare, stocare intermediară  sau depozitare definitivă şi care deţine Certificatul de securitate, eliberat de ANRANR.
46. Întreprinderea specializată pentru gospodărirea DRA (ISGDRA) îşi desfăşoară activitatea în baza unui regulament coordonat cu ANRANR, care stabileşte modul şi condiţiile de recepţionare a diferitelor tipuri de DRA, în funcţie de specificul de organizare a gospodăririi DRA.
    47. Pregătirea pentru transmiterea CT cu DRA se efectuează de către întreprinderea care transmite spre stocare intermediară sau depozitare definitivă  DRA.
    48. Pentru fiecare lot de DRA se întocmeşte un act de predare-primire conform modelului stabilit de ANRANR în Regulamentul cu privire la registrul naţional al surselor de radiaţii ionizante şi al persoanelor fizice şi juridice autorizate, aprobat prin Hotărîrea Guvernului nr. 1017 din 1 septembrie 2008. Exemplarul întîi se transmite la momentul predării DRA către ISGDRA, al doilea rămîne la întreprinderea expeditoare, iar al treilea se transmite la ANRANR. Toate rubricile actului vor fi completate şi semnate de responsabilul pentru gospodărirea DRA şi vor fi ştampilate cu ştampila întreprinderii.
    Cantitatea de containere sau colete din lot, tipul şi marcajul lor vor corespunde datelor din act. Coletele sau containerele cu DRA neincluse în act, nu vor fi admise pentru expediere.
    După recepţionare de la generatorul DRA şi transportare, ÎSGDRA, notifică în scris ANRANR într-un termen nu mai mare de 5 zile lucrătoare, referitor la recepţia întregului lot de DRA cu anexarea copiei de pe actul de predare-primire a DRA.
    [Pct.48 modificat prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    49. În cazul expedierii DRA cu mijloace de transport auto, feroviar sau în alt mod, în condiţiile preavizării de ANRANR şi ISGDRA, întreprinderea expeditoare de sine stătător efectuează controlul radiologic, completează documentele necesare şi le expediază împreună cu încărcătura la ISGDRA.
    În cazul expedierii DRA cu transport auto special, reprezentantul ISGDRA efectuează controlul radiologic al încărcăturii recepţionate.
    50. Controlul containerelor şi coletelor  se va  efectua după următorii parametri:
    a)  masa (volumul) coletului şi dimensiunile exterioare;
    b) prezenţa, conţinutul şi lizibilitatea marcării;
    c)  integritatea fizică;
    d)  prezenţa pe colete a însemnelor şi a altor informaţii necesare referitoare la colet şi conţinutul DRA;
    e)  echivalentul debitului dozei de iradiere gama la suprafaţa coletului şi la distanţa de 1 m de la suprafaţa lui;
    f) prezenţa şi nivelul de contaminare radioactivă a suprafeţelor externe ale coletelor;
    g) siguranţa şi starea de funcţionare a lacătelor sau zăvoarelor şi etanşeitatea CT;
    h) prezenţa elementelor de fixare, arimare şi încărcare/descărcare.
    51. În scopul verificării corespunderii cu datele incluse în documentul de însoţire a DRA, reprezentantul ISGDRA este în drept să deschidă şi să controleze pînă la 10 % din numărul total al coletelor. În cazul constatării unor neconformităţi cu datele incluse în actul de însoţire a DRA, coletele nu se acceptă pentru expediţie şi se exclud din documentele de însoţire.
În urma controlului, reprezentantul ISGDRA verifică numărul coletelor incluse în actul de însoţire a DRA, aplică ştampila „Verificat” şi semnează documentele respective.
    52. În cazul nerespectării cerinţelor expuse, DRA nu se recepţionează. În această situaţie, persoana care verifică încărcătura pentru expediţie completează rubrica specială din documentul de însoţire.

Capitolul VII. Cerinţe pentru transportarea DRA

    53. Transportarea DRA se efectuează în containere de transport, CT în mijloace de transport specializate autorizate: auto, feroviar, aerian sau fluvial.
    54. Pentru construcţia CT este necesar avizul (certificat de securitate) eliberat de ANRANR, care adevereşte conformitatea cu cerinţele de securitate radiologică şi radioprotecţie.
    55. CT destinat transportării DRA trebuie să aibă rezistenţă mecanică, termorezistenţă, etanşeitate, care vor asigura radioprotecţia adecvată în conformitate cu prevederile NFRP-2000.
    56. Valoarea contaminării superficiale a suprafeţelor externe şi interne ale CT nu va depăşi nivelurile indicate în Tabelul 3.

Tabelul 3

Niveluri admise de contaminare radioactivă a suprafeţelor
ambalajelor de transport, particule/(cm² x min)

 

Obiectul contaminării	Tipul de contaminare
	nefixată		fixată
	Radionuclizi- alfa	Radionuclizi- beta	Radionuclizi– alfa	Radionuclizi- beta
Suprafaţa externă a ambalajului de protecţie a containerului	Nu se admite	Nu se admite	Nereglementat	200
Suprafaţa externă a vagonului-container	Nu se admite	Nu se admite	Nereglementat	200
Suprafaţa internă a ambalajului de protecţie a containerului	1,0	100	Nereglementat	2000
Suprafaţa externă a containerului	1,0	100	Nereglementat	2000

 

    57. Transportarea materialelor radioactive (inclusiv a DRA) se efectuează doar de persoane fizice sau juridice care deţin autorizaţia respectivă.
    58. Încărcarea coletelor cu DRA se efectuează astfel încît echivalentul debitului dozei de expoziţie în aer în cabina autovehiculului să fie minim şi să nu depăşească 0,012 mSv/h.
    Coletele cu DRA ce se referă la categoriile de transport II şi III, precum şi sursele radioactive uzate se încarcă în ultimul rînd, în partea posterioară a caroseriei. Echivalentul debitului dozei de expoziţie în orice punct de pe suprafaţa externă a caroseriei autovehiculului nu va depăşi 2 mSv/h, iar la distanţa de un metru – 0,1 mSv/h.
    Controlul radiologic al procesului de încărcare-descărcare şi în timpul expediţiei se efectuează de către dozimetristul sau însoţitorul încărcăturii.

Capitolul VIII. Cerinţe pentru amplasarea şi utilarea
 întreprinderilor specializate în gospodărirea DRA

    59. Selectarea terenului pentru amplasarea, proiectarea, construcţia, exploatarea ISGDRA se efectuează în modul stabilit şi în conformitate cu prevederile Legii nr. 111-XVI din 11 mai 2006 şi cu respectarea prevederilor NFRP-2000.
    60  La proiectarea ISGDRA este necesar să se ţină cont de următoarele aspecte:
    a)  măsurile tehnice şi organizaţionale care ar exclude posibilitatea pătrunderii nesancţionate a persoanelor străine pe teritoriul întreprinderii şi spre DRA;
    b)  etanşeitatea edificiilor la precipitaţii atmosferice, ape de suprafaţă sau freatice;
    c)  dispunerea de un sistem de drenaj intern al condensatului sau al scurgerilor (scăpărilor de lichid radioactiv) de avarie;
    d)  amplasarea separată a DRA în funcţie de clasa şi tipul deşeurilor (inflamabile şi neinflamabile). Pentru DRA inflamabile se vor prevedea compartimente separate, construite  conform cerinţelor determinate de categoria pericolului incendiar (se va prevedea sistemul automat de semnalizare a incendiului şi stingerii lui, ventilare activă prevăzută cu un sistem de purificare a aerului evacuat);
    e)  stocarea sistematizată cartată (cu indicarea poziţiei spaţiale) a containerelor cu DRA;
    f)  menţinerea condiţiilor optime de stocare, care ar exclude sau ar reduce la minim deteriorarea containerelor sau a proprietăţilor mecanice, fizice, chimice ori a altor proprietăţi ale DRA;
    g)  posibilitatea extragerii DRA (fără depăşirea normelor de doză pentru personalul antrenat în activitatea de gospodărire) şi transportării lor după hotarele întreprinderii;
    h)  monitoringul radiologic al obiectivului;
    i)  posibilitatea  demontării edificiilor în procesul de dezafectare a depozitului.
    61. Pentru construcţia ISGDRA se vor selecta terenuri:
    a) amplasate în zone slab populate, neerodate şi neinundabile;
    b) cu regim eolian stabil;
    c)  cu proprietăţi topografice, geologice şi hidrogeologice care ar preîntîmpina răspîndirea substanţelor radioactive peste barierele inginereşti şi naturale ale obiectivului.
Terenul pentru ISGDRA va  corespunde cerinţelor de proiectare specifice zonei de construcţie şi prezentului Regulament, ţinînd cont de particularităţile securităţii nucleare şi radiologice, chimice şi antiincendiare pentru populaţie şi mediul înconjurător.
    62. Terenurile de amplasare a ISGDRA vor fi evaluate din punctul de vedere al impactului asupra securităţii fizice şi siguranţei activităţii obiectivului, cauzat de factorii meteorologici, hidrologici, seismici, în condiţiile exploatării normale, cît şi în condiţii de accident.
    63. Documentaţia de proiect pentru ISGDRA va conţine justificarea măsurilor de securitate pentru fazele de edificare, montare, reconstrucţie, exploatare, cît şi în condiţii de avarie. Repartizarea terenurilor de pămînt pentru construcţia ISGDRA se efectuează în modul stabilit şi cu avizul ANRANR.
    64. Suprafaţa terenului va asigura amplasarea liberă a tuturor edificiilor necesare pentru procesarea (sortarea, presarea, condiţionarea, stocarea intermediară şi depozitarea definitivă) DRA şi a surselor radioactive uzate şi dispunerea unei suprafeţe de rezervă pentru construcţii în perspectivă.
    65. În jurul ISGDRA se instituie o zonă sanitară de protecţie, care se indică clar în documentaţia de proiect a obiectivului.
    66. În zona sanitară de protecţie se interzice traiul temporar sau permanent al oamenilor, amplasarea instituţiilor pentru copii, spitalelor, sanatoriilor şi a caselor de odihnă, întreprinderilor industriale sau obiectivelor auxiliare ce nu se referă la ISGDRA. Suprafaţa zonei sanitare de protecţie se va amenaja şi se va planta. Folosirea suprafeţei zonei date în scopul cultivării culturilor agricole este posibilă doar cu condiţia avizării organelor locale de medicină preventivă. În acest caz, producţia agricolă va fi supusă obligatoriu controlului radiologic.
    67. La selectarea amplasamentului unei instalaţii pentru gospodărirea deşeurilor radioactive se va ţine cont de toţi factorii relevanţi care pot afecta securitatea instalaţiei sau care pot fi afectaţi de instalaţie.
    Construcţia ISGDRA, utilarea cu instalaţii şi echipamente necesare se va efectua în baza avizului eliberat de ANRANR şi de organele locale de medicină preventivă în sensul conformităţii cerinţelor normelor de securitate nucleară şi radiologică, normelor sanitare şi de protecţie a mediului.
    68. Amplasarea edificiilor pe teritoriul ISGDRA se va efectua conform principiului separării zonei „curate” (necontaminate cu radionuclizi) şi potenţial contaminate. Obiectivul va fi racordat la o reţea telefonică sigură, la reţeaua de curent electric, apeduct şi canalizare. În afară de aceasta, ISGDRA va dispune şi de un sistem de canalizare specială, cu rezervoare de control pentru monitorizarea concentraţiilor de radionuclizi deversaţi în canalizarea centralizată.
    69. ISGDRA va avea acces la căile de transport (magistrale auto). Căile de acces vor fi asfaltate, avînd terasament orizontal şi suprafaţa neaccidentată. Pe teritoriul ISGDRA nu se admite locuirea oamenilor, creşterea animalelor de casă, cultivarea plantelor agricole.
    70. Ieşirea personalului şi a mijloacelor de transport din zona contaminată se va înfăptui doar prin postul dozimetric de control.
    71. În zona potenţial contaminată pot fi amplasate:
    a)  obiective inginereşti pentru stocarea intermediară şi depozitarea definitivă a DRA;
    b) spaţii pentru procesarea (pretratare şi tratare) DRA;
    c)  servicii auxiliare;
    d) punctul de dezactivare a mijloacelor de transport, containerelor de transport, echipamentului şi utilajului contaminat radioactiv.
    72. Amplasarea obiectivelor inginereşti – punctelor de dezactivare, instalaţiilor de tratare a DRA, se va  proiecta astfel încît să se asigure mişcarea obiectelor dintr-o zonă contaminată spre o zonă cu contaminare redusă prin punctul de dezactivare.
    Pereţii şi podeaua încăperilor destinate activităţilor de dezafectare a transportului, containerelor de transport, echipamentului şi a utilajului contaminat radioactiv se vor acoperi sau se vor prelucra cu un material cu proprietăţi de absorbţie sau de fixare a radionuclizilor reduse şi cu caracteristici mecanice corespunzătoare. Marginile căptuşelii podelii se vor ridica deasupra nivelului suprafeţei şi se vor uni cu pereţii. Podelele se vor dispune în plan înclinat care ar asigura scurgerea şi colectarea lichidului de decontaminare în orificii-colectoare. Pereţii se vor finisa cu căptuşeli (teracotă, vopsea rezistentă la agenţi chimici) pînă la înălţimea de cel puţin 2 m. Uşile sau porţile vor avea suprafaţa plată şi netedă.

Capitolul IX. Cerinţe pentru condiţionarea
şi tratarea DRA

    73. Sarcina de bază la condiţionarea DRA constă în micşorarea volumului lor, cu diminuarea concomitentă a proprietăţii de răspîndire (dispersare) a radionuclizilor în procesul de prelucrare, stocare, transportare, stocare intermediară şi depozitare definitivă.
    Scopul final al procesului de condiţionare este transformarea deşeurilor radioactive într-o formă stabilă, care nu permite reutilizarea lor şi care este adecvată pentru stocarea îndelungată (intermediară) sau depozitarea definitivă. Tratarea gazelor radioactive include operaţii de purificare a gazelor (aerului) de particulele solide (aerosoluri) radioactive pînă la nivelurile admise.
    Metodele de condiţionare a DRA trebuie selectate astfel încît să fie caracteristice parametrilor deşeurilor, indicilor economici şi tehnologici ai procesului, cît şi reieşind din specificul condiţiilor de transportare, stocare intermediară sau depozitare definitivă. În procesul de selectare a metodei de tratare şi condiţionare se va da  preferinţă metodelor care, în timpul întregului proces de gospodărire a DRA, prevăd un risc şi un impact minim asupra sănătăţii oamenilor şi mediului ambiant.
     În documentaţia de proiect pentru ISGDRA se vor folosi tehnologiile şi echipamentul de modelele aprobate de ANRANR.
     În procesul de selectare a formelor de condiţionare a DRA se va ţine cont de compoziţia chimică şi radionuclidică, activitatea, proprietatea de generare a căldurii, tipul şi materialul ambalajului, condiţiile de stocare, transportare, stocare intermediară  sau depozitare definitivă, cît şi de posibilităţile tehnologice.
    Caracteristicile DRA tratate, cît şi a containerelor de stocare a DRA, vor corespunde condiţiilor stipulate în prezentul Regulament.
    Identificarea DRA, cît şi a containerelor cu surse radioactive uzate se asigură prin paşaportizarea şi aplicarea informaţiei necesare pe ambalajul corespunzător (simbolul „Pericol radiologic”, numărul individual al ambalajului sau containerului cu DRA sau al sursei radioactive uzate, denumirea întreprinderii generatoare de DRA, data stocării, masa brută (în kg), activitatea iniţială (MBq sau Ci), radionuclidul).
    DRA condiţionate vor avea starea de agregare fizică solidă care se caracterizează prin rezistenţă optimă la impactul radiologic, mecanic, chimic, termic şi biologic.
    DRA condiţionate trebuie să aibă o solubilitate şi un grad de eutrofiere minimă la acţiunea apelor subterane şi freatice. La fel, trebuie să fie minimă şi cantitatea restantă de apă în DRA solidificate, care este determinată, în special, de forma finală şi tehnologia aplicată pentru solidificarea deşeului.
    DRA condiţionate nu trebuie să conţină substanţe pirofore şi explozive. Capacitatea de generare a gazelor, ca urmare a reacţiilor radiochimice, chimice şi biologice, trebuie redusă la minim.
    Plasarea DRA tratate într-un container special cu ermetizarea şi sigilarea lui este faza finală de condiţionare a deşeurilor.
    Ambalajul (containerul) DRA este necesar pentru:
    a)  stocarea temporară a DRA;
    b)  transportarea DRA pe teritoriul sau în afara ISGDRA în CT sau fără el;
    c)  stocarea intermediară  sau depozitarea definitivă în depozite terestre sau structuri geologice în cadrul ISGDRA.
    Pe fiecare ambalaj se aplică informaţia corespunzătoare şi se întocmeşte un paşaport cu indicarea caracteristicilor deşeurilor incluse în el, în conformitate cu sortarea de clasificare.
    Construcţia, dimensiunile, materialul, metoda de etanşeizare şi durabilitatea containerului sînt determinate de caracteristicile DRA şi se stabilesc în funcţie de destinaţia lor în sistemul de asigurare a securităţii şi siguranţei managementului DRA la toate fazele de gospodărire.
    Durata de exploatare a containerului pentru depozitarea terestră nu va fi  mai mică de 70 de ani.
    În procesul dispunerii finale a DRA care conţin radionuclizi cu perioada de înjumătăţire mai mare de 30 de ani (inclusiv Sr(Y)-90 şi Cs-137) cerinţele faţă de rezistenţa containerului se determină de ansamblul proprietăţilor de protecţie a lui, condiţiile de stocare (stocare, depozitare definitivă) şi de tipul matricei solidificate utilizate.
    Cerinţe la proiectarea şi construcţia containerelor:
    a) etanşeitatea, inclusiv permeabilitatea de difuzie a containerului (pe întregul termen de exploatare), în conformitate cu prezentul Regulament;
    b) rezistenţa mecanică care ar prevedea stivuirea containerelor, efectuarea operaţiilor tehnologice şi de transport;
    c)  limitarea greutăţii şi a volumului, determinate de caracteristicile tehnice ale mecanismelor de încărcare/descărcare, particularităţile de amplasare a edificiilor utilizate sau a celor care se află în faza de proiectare;
    d) rezistenţa elementelor de suspendare a containerului (luînd în calcul termenul de exploatare a containerului);
    e) asigurarea protecţiei biologice adecvate;
    f)  rezistenţa corosivă la acţiunea mediului înconjurător, atît din interiorul containerului, cît şi din exteriorul lui;
    g) compatibilitatea materialelor din componenţa containerului şi a DRA;
    h) termorezistenţa;
    i) dezactivarea simplă;
    j) metodele simple de construire, asamblare, deservire şi ermetizare.
    Unele dintre cerinţele enumerate pot avea un caracter de excludere reciprocă, fapt de care se va ţine cont la elaborarea soluţiilor optime de construcţie a containerului.
    74. Tratarea DRA lichide
    Metodele de tratare a DRA lichide includ următoarele operaţii:
    a)  concentrarea radionuclizilor prin metoda evaporării, schimbului de ioni, sorbţiei, osmozei;
    b) solidificarea concentratelor prin metoda evaporării pînă la săruri, bitumizării, cimentării, includerii în polimeri, sticlă, ceramică, compoziţii sticlo-ceramice;
    c) restituirea parţială a apei, substanţelor şi materialelor purificate pînă la limitele acceptabile pentru reutilizarea în procesul tehnologic de gospodărire a DRA;
    d) fracţionarea deşeurilor prin sortarea unor sau mai multor grupe de radionuclizi în scopul tratării specifice separate.
    DRA lichide cu activităţi şi concentraţii saline joase se vor trata prin combinarea metodelor de coprecipitare, filtrare, schimb de ioni, sorbţie, scopul final al cărora este obţinerea apei care ar corespunde condiţiilor de utilizare repetată şi a concentratelor (sub formă de materiale regenerate, pulpelor (nămolurilor), suspensiilor) pentru procesarea ulterioară.
    DRA lichide cu activităţi şi concentraţii saline medii şi înalte se vor trata prin metode de evaporare, care prevăd formarea condensatului ce se direcţionează spre procesul de tratare a DRA lichide cu activităţi şi concentraţii saline joase şi a sărurilor (tartrului) care ulterior se solidifică.
    Selectarea metodei de solidificare a DRA lichide este determinată de compoziţia lor chimică şi radionuclidică, activitatea, cantitatea deşeurilor, tipul containerului şi schemei de gospodărire ulterioare. Justificarea metodei de tratare se realizează în baza estimării parametrilor economici, rezultatelor de evaluare a securităţii şi siguranţei radiologice în cadrul fazelor de gospodărire, inclusiv în timpul transportării, stocării intermediare şi dispunerii finale.
    75. Tratarea DRA solide
    Metodele de tratare a DRA solide includ următoarele operaţii tehnologice:
    a) micşorarea volumului de deşeuri pe contul fragmentării, incinerării, comprimării, dezactivării, retopirii metalelor;
    b) ambalarea deşeurilor fragmentate şi prelucrate;
    c) includerea deşeurilor friabile în matrice;
    d) reciclarea (transmiterea către întreprinderile prelucrătoare) materialelor dezactivate pînă la nivelul de eliberare de regimul de control.
    Procesului de fragmentare se supun DRA solide de gabarite mari, a căror procesare (prelucrare, ambalare, condiţionare, transportare) este dificilă.
    DRA metalice cu activităţi medii şi joase de contaminare superficială sînt supuse dezactivării. Selectarea metodei de dezactivare se determină în funcţie de caracteristicile şi valorile contaminării radioactive. Amestecurile şi zgura rezultate se tratează ca şi DRA.
    DRA metalice pot fi retopite doar după fragmentare şi dezactivare. Se admite reutilizarea metalului obţinut prin retopire doar în cazul în care activitatea specifică nu depăşeşte nivelurile specificate în Tabelul 4 al prezentului Regulament.
    Incinerării se supun echipamentele de protecţie (salopete, îmbrăcăminte de lucru), cîrpele, hîrtia, elementele filtrelor de ventilaţie, soluţiile organice, materialele biologice, materialele din polietilenă şi cauciuc, alte mase plastice cu toxicitate redusă, în locuri şi după metode aprobate de organele de medicină preventivă şi protecţie a mediului.
    Activitatea specifică a DRA solide, supuse incinerării, nu va depăşi nivelurile specificate pentru concentraţia radionuclizilor în gazele formate şi limitele de control pentru personal, specificate în NFRP-2000.
Presării se supun materialele care nu pot fi incinerate (materiale minerale de termoizolare, cabluri, materiale plastice toxice (policlorvinil, fluoro-plasticuri), deşeuri şi materiale de construcţie, precum şi elemente metalice. DRA presate se plasează în containere de stocare, umplînd spaţiile libere cu mortar de ciment, care poate fi compus şi din DRA lichide cu activităţi joase şi intermediare.

Tabelul 4

Nivelurile maxim admisibile ale activităţii specifice a
radionuclizilor de bază pentru utilizarea nelimitată a metalelor

Radionuclidul	Perioada de înjumătăţire	Nivelurile maxim admisibile ale activităţii specifice a radionuclidului, kBq/kg
54Mn	312 zile	1,0
60Co	5,3 ani	0,3
65Zn	244 zile	1,0
94Nb	2,0 х 104 ani	0,4
106Ru+106mRh	368 zile	4,0
110mAg	250 zile	0,3
125Sb+125mTe	2,8 ani	1,6
134Cs	2,1 ani	0,5
137Cs+137mBa	30,2 ani	1,0
152Eu	13,3 ani	0,5
154Eu	8,8 ani	0,5
90Sr/90Y	29,1 ani	10,0
226Ra	11,6х103 ani	0,4
232Th	1х1010 ani	0,3

 

    76. Pentru purificarea gazelor radioactive şi a aerosolilor (pulberi solide şi lichide) se vor utiliza sisteme de purificare gazoasă, care pot include aparate pentru purificarea umedă, filtre, coloane absorbante şi materiale cu proprietăţi de sorbţie. Valorile activităţilor efluenţilor radioactivi gazoşi nu vor depăşi limitele stabilite în NFRP-2000. Valorile admise ale degajărilor radioactive gazoase de la o ISGDRA sînt stabilite la faza de proiectare, reieşind din cotele determinate la expunerea grupului critic de populaţie, conform pct.7.101-7.104 şi pct.8.3. ale NFRP-2000.
    Purificarea aerului ventilat din încăperile tehnologice se face separat de sistemele specializate de purificare a gazelor radioactive.

Capitolul X. Cerinţe pentru stocarea intermediară
şi depozitarea definitivă a DRA

    77. Pentru DRA transmise spre stocare intermediară sau depozitare definitivă se întocmeşte un registru sau o fişă de evidenţă, conform Anexelor nr.2 şi nr.3, în care se indică parametrii ce caracterizează pericolul radiologic al DRA:
    a) clasificarea deşeurilor (cu perioada de dezintegrare lungă sau medie, grupa DRA în funcţie de activitatea specifică);
    b) compoziţia radionuclidică a deşeurilor;
    c) activitatea specifică şi activitatea sumară a conţinutului coletului;
    d) echivalentul debitului dozei de iradiere gama în aer la 0,1 şi 1,0 m de la suprafaţa externă a coletului;
    e) valoarea contaminării nefixate de suprafaţă a coletului (pentru data expedierii spre ISGDRA).
    Înainte de expedierea spre ISGDRA, se efectuează controlul CT pentru evaluarea conformităţii informaţiei referitoare la echivalentul debitului dozei de iradiere gama în aer la 0,1 şi 1,0 m de la suprafaţa externă a coletului şi la valoarea contaminării superficiale a suprafeţelor externe ale CT, indicate în paşaportul de însoţire a DRA.
    Valoarea contaminării superficiale a suprafeţelor externe ale CT nu va  depăşi nivelurile indicate în Tabelul 3 al prezentului Regulament. Înainte de expedierea DRA,  se va efectua controlul radiologic al fiecărui CT, iar în caz de depăşire a valorii contaminării nefixate de suprafaţă se efectuează dezactivarea suprafeţelor externe.
    Recepţia DRA începe cu verificarea informaţiei din paşaport cu conţinutul real al încărcăturii, în conformitate cu regulamentul ISGDRA aprobat de ANRANR.
    DRA se transmit către ISGDRA în cantităţile şi cu caracteristicile prevăzute în documentaţia de proiect a întreprinderii.
    După recepţionarea DRA, responsabilul de recepţionare al ISGDRA semnează paşaportul de predare, a cărui copie este transmisă de expeditor la ANRANR.
    Evidenţa DRA recepţionate se va efectua în registrul de evidenţă a DRA.
    78. DRA solide şi solidificate după procedura de condiţionare, se depozitează în încăperi special amenajate, conform proiectului aprobat de ANRANR şi instituţia sanitar-epidemiologică. Metoda de stocare se determină în funcţie de proprietăţile radiologice şi fizico-chimice ale DRA care determină radiotoxicitatea şi perioada de acţiune a pericolului radiologic potenţial.
    Stocarea intermediară se face pentru toate DRA cu activitate medie şi înaltă, cu perioada de înjumătăţire a radionuclizilor cuprinsă între 20 şi 60 de ani, în încăperi special amenajate, separat de DRA condiţionate care conţin radionuclizi de alt tip şi prevăzute cu o protecţie fizică (securitate fizică), sisteme inginereşti de semnalizare adecvate (după debitul de doză, prezenţa efluenţilor radioactivi), aprobate de ANRANR.
    Depozitarea definitivă se face pentru toate tipurile de DRA cu activitate medie şi înaltă, cu perioada de înjumătăţire a radionuclizilor mai mare de 60 de ani.

Capitolul XI. Argumentarea securităţii dispunerii finale a DRA

    79. În faza de proiectare a ISGDRA, argumentarea securităţii personalului şi a populaţiei în perioada de exploatare a obiectivului se efectuează prin calculul protecţiei fizice şi biologice, evaluarea cotei de degajare în mediu a radionuclizilor, determinarea dozei efective pentru personal şi grupul critic al populaţiei, factori care determină caracteristicile şi termenul de exploatare, precum şi metodele de organizare şi efectuare a operaţiilor tehnologice şi de alt tip în cadrul ISGDRA, evaluarea impactului activităţilor date asupra sănătăţii omului şi asupra mediului.
    80. Inofensivitatea ISGDRA în perioada postoperatorie (după conservare) se argumentează prin evaluarea securităţii radiologice, bazate pe analiza pronosticului stării sistemului, atît în cadrul obiectivului, cît şi în ecosistemele lui adiacente, cu utilizarea metodelor matematice adecvate.
    81. Metodele utilizate, programele de calcul, cît şi scenariile de asigurare a securităţii radiologice şi nucleare în procesul de gospodărire a DRA în situaţii normale sau de accident sînt elaborate şi aprobate de conducerea întreprinderii şi coordonate cu ANRANR.

Capitolul XII. Asigurarea securităţii radiologice
şi nucleare în procesul de gospodărire a DRA

    82. Pe parcursul perioadei de stocare intermediară şi depozitare definitivă a DRA se va asigura securitatea radiologică şi nucleară, precum şi măsurile de radioprotecţie a populaţiei şi a mediului înconjurător.
    83. Sistemul de protecţie radiologică a ISGDRA se asigură prin implementarea unui sistem de bariere fizice naturale şi inginereşti, care vor corespunde cerinţelor de izolare şi gospodărire sigură a DRA, în procesul cărora impactul radiologic asupra populaţiei, produs în urma dispunerii finale, nu va depăşi doza individuală efectivă anuală de  0,01 mSv.

Capitolul XIII.  Selectarea amplasamentului ISGDRA

    84. La selectarea amplasamentului pentru obiectivul destinat gospodăririi DRA se va ţine cont de setul de cerinţe tehnico-normative expuse în prezentul Regulament.
    85. ISGDRA destinată stocării intermediare sau dispunerii finale a DRA se va încercui cu o zonă sanitară de protecţie, în conformitate cu pct. 65 al prezentului Regulament. La hotarul zonei sanitare de protecţie valoarea fondului radioactiv gama nu va depăşi valoarea fondului radioactiv gama natural.
    86. Toată suprafaţă ISGDRA destinată stocării intermediare sau dispunerii finale a DRA se va marca cu simboluri de avertizare a pericolului radiologic şi se va echipa cu bariere fizice, sisteme de monitorizare şi protecţie fizică pasivă şi activă.

Capitolul XIV. Dezafectarea şi conservarea
depozitelor pentru stocarea DRA

    87. Depozitele terestre, după completarea totală a spaţiilor necesare pentru stocarea DRA, se supun procedurii de conservare.
    88. Modalitatea şi procedura de conservare se va prevedea în documentaţia de proiect a obiectivului.
    89. La un interval nu mai mic de 5 ani înainte de conservarea depozitului terestru sau subteran, ANRANR şi instituţia proiectantă vor efectua un control cu evaluarea proiectului iniţial de conservare în scopul stabilirii posibilităţii de realizare a măsurilor stabilite şi de efectuare, după caz, a măsurilor de corecţie.
    90. Soluţiile tehnico-inginereşti privind conservarea depozitului vor prevedea excluderea oricărui pericol radiologic şi oricăror posibilităţi de pătrundere nesancţionată la DRA, în conformitate cu Regulamentul în vigoare.
    91. Obiectivele conservate cu DRA sînt incluse în Registrul obiectivelor potenţial periculoase, conform prevederilor Hotărîrii Guvernului nr. 833 din 7 iulie 2008 „Cu privire la aprobarea Planului de măsuri pentru modernizarea şi eficientizarea protecţiei fizice a obiectivelor de importanţă vitală şi a celor ce prezintă pericol sporit contra unor eventuale atacuri teroriste pe anii 2008-2010” (Monitorul Oficial al Republicii Moldova, 2008, nr.122-124, art.838).

Capitolul XV. Asigurarea logistică a gospodăririi
 în siguranţă a DRA

    92. Asigurarea logistică a gospodăririi în siguranţă va conţine informaţii privind preîntîmpinarea-avertizarea referitor la stocarea DRA şi la evidenţa DRA.
    93. Asigurarea logistică a gospodăririi în siguranţă a DRA include:
    a) evidenţa DRA şi a locurilor de amplasare a lor în spaţiile depozitului;
    b) evidenţa obiectivelor cu depozite de stocare a DRA, metoda de stocare,  tipul ambalajului şi a materialelor utilizate la condiţionarea DRA;
    c) simboluri de avertizare referitor la pericolul radiologic provenit de la stocarea DRA.
    94. Paşapoartele DRA şi documentele de evidenţă se păstrează în cadrul ISGDRA pînă la momentul conservării obiectivului, iar copiile se transmit la ANRANR, în conformitate cu prevederile Hotărîrii Guvernului nr.1017 din 1 septembrie 2008 „Cu privire la Registrul naţional al resurselor de radiaţii ionizante şi al persoanelor fizice şi persoanelor juridice autorizate” (Monitorul Oficial al Republicii Moldova, 2008, nr.169-170, art.1025).
    95. Simbolurile de avertizare referitor la stocarea DRA sînt destinate pentru informarea pasivă despre pericolul potenţial radiologic în caz de pătrundere neintenţionată în spaţiile depozitului cu DRA. Aceste simboluri se vor aplica pe partea externă a hotarului zonei sanitare de protecţie şi pe pereţii depozitelor cu DRA, în locurile cu o probabilitate maximă de trecere a persoanelor neautorizate.

Capitolul XVI. Cerinţe pentru remedierea şi dezafectarea
spaţiilor ISGDRA, echipamentelor, utilajului şi mijloacelor
de transport special

    96. Valorile contaminării radioactive a suprafeţelor externe, echipamentului, utilajului, sculelor, mijloacelor de transport special şi a terenurilor de lucru ale zonei potenţial contaminate nu vor depăşi nivelurile stabilite în NFRP-2000.
    97. Contaminarea suprafeţelor interne ale transportului special şi a încăperilor tehnologice nu se normează, însă concentraţia radionuclizilor pe suprafeţele menţionate nu va depăşi limitele dozei efective pentru personalul angajat.
    98. În toate spaţiile tehnologice unde se lucrează cu substanţe radioactive deschise, zilnic se va efectua prelucrarea umedă a suprafeţelor. Se interzice curăţarea uscată, cu excepţia celei cu aspiraţie cu vid.
Utilajul şi echipamentul de curăţare este destinat fiecărei încăperi sau spaţiu tehnologic concret şi se păstrează într-un loc special amenajat.
    99. DRA formate în procesul de dezactivare sau curăţare se ambalează în containere, saci din plastic sau hîrtie tip craft şi se transmit spre tratare şi condiţionare în conformitate cu pct. 22 al prezentului Regulament.
    100. Transportul special, containerele de transport şi alte utilaje utilizate în procesul de încărcare-transportare-descărcare se supun procedurii de control radiologic.
    În cazul în care se depistează niveluri ce depăşesc valorile admisibile, containerele, utilajele şi transportul special se dezactivează prin utilizarea agenţilor speciali de decontaminare, specificaţi în reglementările ANRANR.
    101. Rezultatele dezactivării, precum şi informaţia referitoare la eficienţa procedurii se înscriu într-un registru special, aprobat de conducerea ISGDRA şi  coordonat cu ANRANAR.
    102. Echivalentul debitului dozei de expoziţie în orice punct la distanţa de 0,1 m de la suprafaţa mijlocului de transport,  supus procedurii de dezactivare, nu va depăşi valoarea de 0,005 mSv/h.
    103. Ieşirea transportului special în zona „curată” poate fi efectuată doar în cazul respectării condiţiilor stipulate în pct.100-102.

Capitolul XVII. Măsuri pentru preîntîmpinarea şi lichidarea
avariilor în procesul gospodăririi DRA

    104. În caz de avarie în procesul de gospodărire a DRA (explozie, incendiu, avarie de transport, sustragere) pot apărea condiţii de supraexpunere la radiaţii a persoanelor antrenate în aceste activităţi. În astfel de condiţii, într-un termen cît mai restrîns vor fi anunţate persoanele responsabile de controlul radiologic.  Pericolul de supraexpunere a personalului se determină în urma controlului radiologic al zonei de lucru sau a terenurilor adiacente obiectivului.
    În caz de stabilire a pericolului de supraexpunere sau de contaminare a personalului cu radionuclizi, se vor întreprinde următoarele  măsuri:
    a) se stabileşte situaţia radiologică şi zonele de contaminare cu pericol potenţial. Perimetrul acestor zone se delimitează cu semne vizibile şi clare de avertizare a pericolului radiologic şi se radiometru de teren valorile contaminări radioactive ale suprafeţelor tehnologice, spaţiilor deschise, utilajului, echipamentului, mijloacelor de transport;
    [Pct.104 lit.a) modificată prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    b) se determină persoanele care au fost supuse supraexpunerii sau contaminării radioactive. Persoanele care au fost iradiate cu o doză efectivă echivalentă mai mare de 200 mSv sînt transportate la instituţia medicală pentru investigaţii clinice, cele contaminate sînt supuse procedurii de decontaminare specială, iar îmbrăcămintea şi încălţămintea se supun dezactivării, stocării intermediare sau dispunerii finale ca DRA;
    [Pct.104 lit.b) modificată prin HG1079 din 30.12.13, MO315-319/31.12.13 art.1185]
    c) se elaborează un plan de lichidare a avariei radiologice în care, în funcţie de gravitatea avariei,  se vor prevedea următoarele măsuri de bază:
    - informarea, în regim de urgenţă, ANRANR şi organului responsabil de reacţionare în situaţii excepţionale;
    - formarea echipelor pentru lichidarea consecinţelor avariei şi instruirea lor;
    - asigurarea monitoringului (controlului radiologic individual şi operaţional);
    - determinarea necesităţilor logistice pentru lichidarea avariei;
    - localizarea zonei unde a avut loc avaria în scopul asigurării siguranţei lucrărilor de remediere;
    - dezactivarea zonei de avarie;
    - colectarea şi tratarea DRA de pe terenul avariat;
    - investigarea cauzelor şi circumstanţelor avariei şi întocmirea rapoartelor pentru ANRANR, în conformitate cu prevederile Legii nr. 111-XVI din 11 mai 2006.
    105. În orice ISGDRA se va elabora şi se va implementa Instrucţiunea privind preîntîmpinarea şi măsurile de lichidare a avariei (incidentului), aprobată de conducerea întreprinderii şi coordonată cu ANRANR. Instrucţiunea se va aduce la cunoştinţă, contra semnătură, fiecărui angajat al întreprinderii care operează cu DRA sau cu materiale radioactive.
    Instrucţiunea va conţine următoarele prevederi:
    a) enumerarea tipurilor avariilor potenţiale şi măsurilor privind preîntîmpinarea lor;
    b) ordinea (succesiunea) informării instituţiilor ierarhic superioare şi a instituţiilor  de profil;
    c) măsurile privind lichidarea şi izolarea  terenurilor contaminate radioactiv;
    d)acţiunea personalului angajat în timpul avariei;
    e) organizarea acordării primului ajutor medical în cazul contaminării accidentale externe sau interne a persoanelor;
    f) succesiunea lichidării avariei şi măsurile de protecţie a personalului în timpul efectuării lucrărilor de lichidare a avariei;
    g) măsurile de preîntîmpinare a incendiilor.
    106. În caz de oprire forţată a mijlocului de transport din cauza deteriorării CT care prezintă pericol pentru alţi participanţi la trafic şi poate duce la contaminarea accidentală a teritoriului (mediului), este necesar a acţiona în conformitate cu instrucţiunea de reacţionare şi lichidare a avariei, iar şoferul mijlocului de transport auto special şi dozimetristul sînt obligaţi:
    a) să se îmbrace în echipament de protecţie (cizme înalte, halat de plastic, bonetă, mănuşi de protecţie, mască antipraf);
    b) să efectueze evaluarea radiologică a gradului de contaminare radioactivă;
    c) să marcheze şi să izoleze (delimiteze) zona contaminată radioactiv cu simbolul „Pericol radiologic”;
    d) să îndeplinească măsurile urgente pentru localizarea contaminării radioactive;
    e) să instaleze pe partea carosabilă, la o distanţă de 100 m de la ambele părţi ale zonei contaminate, semnul „trecere interzisă”;
    f) să includă girofarul portocaliu şi semnalul staţionării accidentale;
    g) să informeze urgent administraţia ISGDRA, ANRANR, poliţia şi, în funcţie de caz, asistenţa medicală şi serviciul pompieri, cu indicarea informaţiei primare despre încărcătura transportată;
    h) să interzică traversarea zonei contaminate de pietoni sau transportul auto.
    107. În cazul contaminării radioactive accidentale cu depăşiri ale valorilor admisibile stipulate în NFRP-2000, este necesar:
    a) părăsirea zonei cu pericol radiologic, oprind funcţionarea echipamentelor sau utilajelor;
    b) determinarea valorii de contaminare radioactivă a mîinilor, hainelor şi încălţămintei;
    c) scoaterea îmbrăcămintei contaminate radioactiv, în cazul în care valoarea contaminării depăşeşte limitele specificate în Tabelul 5 (cu efectuarea prelucrării sanitare (dezactivarea corpului);
    d) estimarea suprafeţei şi a gradului de contaminare radioactivă a terenului cu ajutorul radiometrelor alfa şi beta, dozimetrelor gama de arie;
    e) informarea de urgenţă a conducerii ISGDRA, ANRANR, poliţiei şi, în funcţie de caz, asistenţa medicală şi serviciul pompieri, cu indicarea informaţiei primare despre încărcătura transportată;
    f)  instalarea unui „regim de avarie” în zona de acces a suprafeţei contaminate;
    g) instalarea barierelor fizice speciale cu indicarea simbolului „Pericol radiologic” la hotarul zonei de avarie radiologică.
    108. Intrarea în zona radioactiv contaminată, în toate cazurile, se face doar cu permisul persoanei responsabile de radioprotecţie şi securitatea radiologică, conform unui ordin-permis, cu indicarea misiunii care necesită a fi îndeplinită, menţionîndu-se în scris acordul persoanei executante.

Tabelul 5

Valorile admisibile ale contaminării radioactive a
suprafeţei de lucru, pielii, îmbrăcămintei de lucru
şi a mijloacelor de protecţie individuală

(part/min cm²)

Obiectul contaminării	Radionuclizi alfa*		Radionuclizi beta*
	separate**	altele
Pielea nevătămată şi intactă, partea interioară a îmbrăcămintei de protecţie, ştergare, partea interioară a echipamentelor individuale faciale de protecţie	2	2	200***
Haine de protecţie, partea interioară a echipamentelor suplimentare de protecţie individuală, partea exterioară a încălţămintei speciale	5	20	2000
Suprafeţele spaţiilor de aflare permanentă a personalului şi echipamentului din dotare	5	20	2000
Suprafeţele spaţiilor de aflare periodică a personalului şi a echipamentului din dotare	50	200	10000
Suprafaţa exterioară a mijloacelor suplimentare individuale de protecţie	50	200	10000

 

    *pentru suprafeţele spaţiilor de lucru şi echipamentul din dotare, contaminate cu radionuclizi alfa se normează radionuclizii nefixaţi, pentru restul radionuclizilor – contaminarea sumară (fixată şi nefixată);

    ** la radionuclizii separaţi se referă radionuclizii alfa, concentraţia volumetrică admisibilă medie anuală pentru aerul spaţiilor de lucru este mai mică de 0,3 Bq/m3;
    *** pentru radionuclizii Sr-90 + Y-90 sînt stabilite 40 (part/min/cm2).
    109. În cazurile în care, în urma lichidării consecinţelor avariei radiologice, prin  prelucrarea suprafeţelor contaminate cu agent de decontaminare nu se obţine efectul scontat, se vor folosi metode speciale de dezactivare: îndepărtarea suprafeţei (vopselei) cu solvenţi organici sau îndepărtarea mecanică a stratului contaminat.
    110. Dezactivarea obiectelor contaminate radioactiv se efectuează sub supraveghere radiologică.

Capitolul XVIII. Măsuri de protecţie individuală

    111. Persoanele care activează cu DRA vor fi asigurate cu mijloace de protecţie individuală.
    112. Personalul antrenat în curăţarea spaţiilor tehnologice, depozitelor de suprafaţă cu DRA, dezactivarea transportului auto sau a altor obiecte contaminate se asigură cu şorţuri din plastic, mînece de protecţie sau halate plastice, încălţăminte de cauciuc sau din plastic ori cizme din cauciuc.
    113. În procesul de lucru în medii contaminate cu aerosoli radioactivi personalul se asigură cu mijloace speciale de protecţie individuală cu agenţi de filtrare a aerului inspirat (măşti, costume pneumatice, sisteme de respiraţie autonomă).
    114. Accesul în zona potenţial contaminată se efectuează doar prin punctul de control sanitar.
    115. La ieşirea din zona potenţial contaminată se efectuează controlul radiologic al mijloacelor speciale de protecţie individuală şi al altor obiecte. În cazul depistării unor contaminări radioactive peste limitele stabilite, mijloacele speciale de protecţie individuală sînt lăsate în zona contaminată, colectîndu-se într-un recipient special destinat, iar persoana este supusă unui control suplimentar şi, în funcţie de caz, unui tratament de dezactivare (prin spălarea corpului).
    116. După dezactivarea mijloacelor speciale de protecţie individuală, altor obiecte, suprafeţei cutanate a corpului, valorile contaminării radioactive  nu vor depăşi limitele expuse în Tabelul 5 al prezentului Regulament. După prelucrarea sanitară, valorile contaminării radioactive a suprafeţei cutanate a corpului nu vor depăşi 0,1 din valorile admise ale contaminării radioactive.
    117. Îmbrăcămintea specială şi mijloacele individuale de protecţie se vor supune sistematic controlului dozimetric.
Schimbul îmbrăcămintei speciale  se va efectua nu mai rar de o dată pe săptămînă. Îmbrăcămintea specială şi mijloacele individuale de protecţie contaminate peste limitele admisibile se supun schimbului neîntîrziat.
    118. Mijloacele individuale de protecţie suplimentară (din peliculă de polimer,  cauciuc sau alte materiale) se supun dezactivării în cadrul punctelor de control sanitar sau în alte locuri special amenajate. Valoarea restantă a contaminării radioactive după dezactivare va fi de trei ori mai mică decît limitele admisibile.
    119. În cazul contaminării hainelor şi încălţămintei personale, acestea se supun dezactivării sub supravegherea responsabilului de radioprotecţie, iar în cazul în care dezactivarea este imposibilă, obiectele contaminate sînt dispuse ca DRA.
    120. În zona contaminării potenţiale este interzis:
    a) prezenţa personalului fără îmbrăcăminte specială şi mijloace individuale de protecţie adecvată;
    b) accesul persoanelor străine fără acceptul scris al conducătorului ISGDRA sau al responsabilului de radioprotecţie;
    c)  păstrarea produselor alimentare, hainelor şi încălţămintei personale, altor lucruri personale care nu au atribuţie la genul de lucrări efectuate.
    121. Fumatul se permite doar în zone special amenajate, dotate cu lavoar şi radiometru pentru controlul contaminării superficiale a suprafeţei mîinilor.
    122. Alimentarea personalului se admite doar în zona „curată”.

Capitolul XIX. Controlul radiologic administrativ,
evaluarea securităţii radiologice

    123. În ISGDRA se va realiza controlul (monitoringul) radiologic administrativ, efectuat de serviciul de securitate radiologică al obiectivului sau de persoana responsabilă de radioprotecţie.
    124. Tipul, volumul şi periodicitatea estimărilor de laborator se determină în funcţie de caracteristica sanitar-epidemiologică a obiectivului, prezenţa factorilor nocivi, gradul de influenţă asupra sănătăţii omului şi asupra mediului de habitat, conform unui program de monitoring radiologic administrativ. Estimarea de laborator poate fi efectuată de către operator sau prin antrenarea unor laboratoare acreditate de ANRANR. Programul elaborat se coordonează şi se avizează de ANRANR şi de instituţia sanitar-epidemiologică teritorială, ulterior fiind aprobat de conducerea ISGDRA.
    125. Serviciul de securitate radiologică supraveghează respectarea cerinţelor privind recepţionarea DRA de la instituţii şi întreprinderi, transportarea, tratarea şi dispunerea finală a DRA, dezactivarea încăperilor, platformelor, transportului special, utilajului, echipamentului şi containerelor. În programul de monitoring radiologic administrativ se vor prevedea metode, aprobate de conducerea ISGDRA şi coordonate de ANRANR, de determinare a parametrilor supravegheaţi, planul punctelor pe teren de prelevare a probelor şi de efectuare a măsurărilor dozimetrice şi radiometrice, frecvenţa şi numărul investigaţiilor, generalizarea şi analiza lunară a dozelor individuale ale personalului, rezultatele investigaţiilor şi modul de informare a ANRANR şi a instituţiei sanitar-epidemiologice teritoriale.
    126. În funcţie de specificul şi caracterul activităţii ISGDRA, programul de monitoring radiologic administrativ va conţine lista parametrilor investigaţi şi a indicilor ce caracterizează securitatea radiologică pentru personal şi grupul critic al populaţiei:
    a) intensitatea radiaţiei gama;
    b) intensitatea fluxului de particule alfa şi beta;
    c) debitul dozei de radiaţie neutronică şi intensitatea fluxului de neutroni;
    d) activitatea volumetrică a gazelor, aerosolilor din spaţiile tehnologice şi aerul atmosferic de pe teritoriul ISGDRA;
    e) activitatea volumetrică a gazelor, aerosolilor din aerul evacuat în atmosferă;
    f) activitatea precipitaţiilor atmosferice;
    g) activitatea specifică (volumetrică) a apelor reziduale evacuate;
    h) activitatea specifică alfa, beta, gama şi echivalentul debitului dozei de iradiere gama şi neutronică la suprafaţa DRA solide sau pe suprafaţa ambalajelor (containerelor), în funcţie de tipul DRA;
    i) compoziţia nucleotidică a substanţelor radioactive în gazele şi aerosolii din aerul atmosferic, aerul din spaţii şi aerul evacuat în mediu, apele reziduale evacuate, precipitaţiile atmosferice solide şi lichide, din sol şi straturile de sol adiacente depozitelor terestre pentru stocarea DRA, apele de suprafaţă şi pînza freatică;
    j) valoarea contaminării radioactive cu radionuclizi alfa, beta şi gama pe suprafeţele spaţiilor tehnologice, utilaj şi echipamente, mijloacele de transport, pe teritoriul zonei curate şi potenţial contaminate, pe drumuri şi la ieşirea din ISGDRA;
    k) valoarea contaminării radioactive cu radionuclizi alfa, beta şi gama pe suprafeţele mijloacelor individuale de protecţie şi îmbrăcămintea personală a personalului;
    l) doza individuală provenită de la expuneri externe;
    m) conţinutul radionuclizilor în organismul persoanelor angajate.
    127. Pentru zona sanitară de protecţie şi în zona de supraveghere se instituie următorii indici de control radiologic:
    a) debitul dozei radiaţiilor gama;
    b) intensitatea fluxului de particule alfa şi beta;
    c) activitatea volumetrică a aerosolilor atmosferici, pînzei de ape freatice şi celor de suprafaţă;
    d) activitatea precipitaţiilor atmosferice;
    e) compoziţia nucleotidică a substanţelor în aerul atmosferic, apele de suprafaţă, apele subterane, precipitaţii, sol, depunerile aluviale, masa vegetală şi furaje, hidrobionţii bazinului acvatic deschis şi în produsele alimentare de producţie locală.
    128. În spaţiile (depozitele terestre cu DRA) zonei potenţial contaminate a ISGDRA, unde echivalentul debitului dozei de expoziţie poate varia în limite mari (containere cu surse uzate, ambalaje cu DRA condiţionate de activităţi mari) se vor instala sisteme staţionare radiometrice de semnalizare a pericolului radiologic, cu indicaţia automată sonoră şi vizuală.
    129. Monitorizarea evacuărilor de aerosol în atmosferă se va efectua cu estimarea activităţii sumare şi compoziţia radionuclidică a emisiilor.
    130. Monitorizarea evacuărilor de ape reziduale se va efectua cu estimarea cantităţilor şi componenţei radionuclidice degajate în mediul ambiant. Orice degajare de ape reziduale tratate se va efectua în conformitate cu Anexa nr.4.
    131. Controlul asupra gradului de contaminare superficială a spaţiilor, utilajului şi echipamentului tehnologic, transportului, echipamentului de protecţie individuală se efectuează cu ajutorul echipamentului radiologic mobil şi prin prelevare a frotiurilor.
    În punctele de control radiologic între zonele potenţial contaminate şi zona „curată” se efectuează controlul radiologic al mijloacelor individuale de protecţie suplimentară. Controlul contaminării radioactive a echipamentului de protecţie, hainelor, încălţămintei, lucrurilor personale şi suprafeţei cutanate se efectuează cu radiometre staţionare sau mobile, amplasate în punctele de trecere şi control radiologic.
    132. În zona potenţial contaminată este interzisă aflarea personalului sau a oricăror alte persoane fără dozimetre individuale. În cazul lichidării unor situaţii de avarie sau în cadrul efectuării lucrărilor de întreţinere sau reparaţie, personalul se asigură cu echipamente dozimetrice electronice cu indicaţie directă. În cazuri speciale se pot folosi indicatoare radiometrice semnalizatoare de prag.
    133. Este obligatorie evidenţa dozelor individuale ale personalului care activează cu DRA.
    134. Pentru evaluarea valorii expunerii interne (în cazul în care concentraţia medie lunară a radionuclizilor în aer constituie circa 0,1 din activitatea volumetrică admisă sau cînd nivelul contaminării superficiale a locurilor de muncă depăşeşte 0,1 din valoarea maxim admisibilă) se vor estima valorile ingestiei anuale a radionuclizilor.
    135. Amplasarea punctelor de monitoring radiologic, în raport cu zonele potenţial contaminate şi zona „curată”, se efectuează după următoarele direcţii: în direcţia preponderentă a rozei vînturilor pentru localitatea dată, în sensul opus ei şi, corespunzător, perpendicular la linia formată.
    136. Rezultatele controlului radiologic sînt trecute într-un registru special, numerotat şi vizat de conducătorul ISGDRA. Informaţia dată se va folosi la evaluarea securităţii radiologice în regiunea adiacentă întreprinderii şi la estimarea expunerii profesionale şi a populaţiei, în caz de necesitate, la elaborarea măsurilor pentru reducerea impactului radiaţiilor asupra personalului, populaţiei şi mediului înconjurător. Rezultatele monitoringului radiologic anual se includ în paşaportul radiologic al ISGDRA.

    anexa nr.1

    anexa nr.2

    anexa nr.3

    anexa nr.4