Thông tư 22/2014/TT-BKHCN về quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng do Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ ban hành

09/08/202109/08/2021

bởi Văn Bản Pháp Luật

Văn Bản Pháp Luật

09/08/2021

Theo dõi chúng tôi trên

307463

Chi tiết văn bản pháp luật - Luật Dương Gia

Số hiệu	22/2014/TT-BKHCN
Loại văn bản	Thông tư
Cơ quan	Bộ Khoa học và Công nghệ
Ngày ban hành	25/08/2014
Người ký	Nguyễn Quân
Ngày hiệu lực	01/11/2014
Tình trạng	Còn hiệu lực

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ -------	CỘNG HÒA XÃ HỘI CHỦ NGHĨA VIỆT NAM Độc lập - Tự do - Hạnh phúc ---------------
Số: 22/2014/TT-BKHCN	Hà Nội, ngày 25 tháng 8 năm 2014

THÔNG TƯ

QUY ĐỊNH VỀ QUẢN LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ VÀ NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG

Căn cứ Luật năng lượng nguyên tử ngày 03 tháng 6 năm 2008;

Căn cứ Nghị định số 20/2013/NĐ-CP ngày 26 tháng 02 năm 2013 của Chính phủ quy định chức năng, nhiệm vụ, quyền hạn và cơ cấu tổ chức của Bộ Khoa học và Công nghệ;

Theo đề nghị của Cục trưởng Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và Vụ trưởng Vụ Pháp chế,

Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ ban hành Thông tư quy định về quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

Chương I

QUY ĐỊNH CHUNG

Điều 1. Phạm vi điều chỉnh và đối tượng áp dụng

1. Thông tư này quy định nguyên tắc và yêu cầu đối với quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, trách nhiệm của tổ chức cá nhân liên quan trong quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, trừ các nội dung sau đây:

a) Quản lý nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng;

b) Quản lý chất thải chứa các nhân phóng xạ có nguồn gốc tự nhiên (chất thải NORM) phát sinh từ các hoạt động khai thác, chế biến quặng, khoáng sản và khai thác dầu khí;

c) Chôn cất chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

2. Thông tư này được áp dụng đối với các tổ chức, cá nhân có các hoạt động tại Việt Nam liên quan tới việc phát sinh chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng và tiến hành các hoạt động liên quan trong quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

Điều 2. Giải thích từ ngữ

Trong Thông tư này các từ ngữ dưới đây được hiểu như sau:

1. Chất thải phóng xạ là chất thải chứa các nhân phóng xạ hoặc vật thể bị nhiễm bẩn các nhân phóng xạ với mức hoạt độ lớn hơn mức thanh lý quy định tại Thông tư này và phải thải bỏ. Chất thải phóng xạ không bao gồm nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

2. Nguồn phóng xạ đã qua sử dụng là nguồn phóng xạ kín mà tổ chức, cá nhân sở hữu không còn sử dụng trong công việc bức xạ được cấp giấy phép và không có ý định tiếp tục sử dụng vào bất kỳ một mục đích nào khác hoặc không được Cục An toàn bức xạ và hạt nhân cấp giấy phép cho phép sử dụng tiếp.

3. Chất thải phóng xạ sinh học là chất thải sinh học có chứa hoặc nhiễm bẩn các nhân phóng xạ với mức hoạt độ lớn hơn mức thanh lý. Chất thải sinh học bao gồm chất thải có khả năng phân hủy sinh học và chất thải sinh học y tế.

Chất thải có khả năng phân hủy sinh học là chất thải có khả năng bị phân hủy sau một khoảng thời gian, biến thành hợp chất gốc nhờ các vi sinh vật. Chất thải dạng này bao gồm chất thải sinh hoạt dạng rắn từ cây cỏ, thực phẩm, giấy, nhựa có khả năng phân hủy, chất thải ra từ người, động vật.

Chất thải sinh học y tế là chất thải có khả năng thối rữa hoặc gây bệnh phát sinh từ các hoạt động khám, chữa bệnh tại các cơ sở y tế, phòng thí nghiệm y học và từ nhà xác. Chất thải dạng này bao gồm vật liệu, vật dụng thải bỏ từ các cơ sở nêu trên như bông, băng, gạc, quần áo, găng tay, kim tiêm, xilanh và mô người, mô động vật.

4. Chủ nguồn chất thải phóng xạ là tổ chức, cá nhân được cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ có phát sinh chất thải phóng xạ do bản chất của công việc bức xạ hoặc để xảy ra sự cố phát sinh chất thải trong quá trình xử lý sự cố.

5. Chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng là tổ chức, cá nhân có nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phát sinh từ công việc bức xạ đã được cấp phép.

6. Cơ sở lưu giữ‎ chất thải phóng xạ là cơ sở được Cục An toàn bức xạ và hạt nhân cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ xử lý và lưu giữ chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

7. Mức thanh lý là giá trị nồng độ hoạt độ của các nhân phóng xạ mà khi chất thải chứa các nhân phóng xạ có nồng độ hoạt độ nhỏ hơn hoặc bằng giá trị đó sẽ được coi là không gây nguy hại bức xạ đối với con người và môi trường và được quản lý như chất thải không phóng xạ.

Điều 3. Nguyên tắc quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Chất thải phóng xạ phải được quản lý bảo đảm an toàn cho con người và môi trường kể từ khi phát sinh cho đến khi được phép thải bỏ như chất thải không nguy hại hoặc chôn cất hoặc tái chế đối với vật thể nhiễm bẩn phóng xạ là kim loại. Nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được quản lý bảo đảm an toàn cho con người và môi trường cho đến khi được chuyển trả cho nhà sản xuất, nhà cung cấp nước ngoài hoặc chôn cất.

2. Chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được quản lý chặt chẽ để bảo đảm không gây hại cho con người và môi trường cả ở hiện tại và tương lai, bảo đảm sao cho tổng liều bức xạ đối với nhân viên bức xạ và công chúng không vượt quá giá trị giới hạn liều quy định tại Thông tư số 19/2012/TT- BKHCN ngày 08 tháng 11 năm 2012 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ quy định về kiểm soát và bảo đảm an toàn bức xạ trong chiếu xạ nghề nghiệp và chiếu xạ công chúng.

3. Nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được trả lại cho nhà sản xuất hoặc nhà cung cấp nước ngoài trong trường hợp nhà sản xuất, nhà cung cấp có chính sách nhận lại nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

4. Việc quản lý chất thải phóng xạ trong thành phần còn chứa các chất nguy hại không phóng xạ, ngoài việc phải tuân thủ các quy định của Thông tư này, phải tuân thủ các quy định pháp luật khác liên quan đến quản lý chất thải nguy hại.

5. Chất thải có chứa các nhân phóng xạ phát sinh trong một công việc bức xạ có thể được phép thải trực tiếp vào môi trường với điều kiện nồng độ hoạt độ phóng xạ trong chất thải không lớn hơn mức thanh lý hoặc tổng hoạt độ các nhân phóng xạ trong thành phần chất thải dạng khí, dạng lỏng không vượt quá mức hoạt độ phóng xạ cho phép để được thải vào môi trường do cơ quan quản lý nhà nước quy định và phải được cho phép theo giấy phép tiến hành công việc bức xạ.

6. Vật thể nhiễm bẩn phóng xạ là kim loại sắt, đồng, chì, nhôm (sau đây gọi là kim loại nhiễm bẩn phóng xạ) và sản phẩm nấu chảy trực tiếp từ các kim loại này có thể được sử dụng cho tái chế nếu nồng độ hoạt độ các nhân phóng xạ có trong kim loại và mức nhiễm bẩn phóng xạ bề mặt của kim loại nhỏ hơn hoặc bằng mức cho phép tái chế quy định tại Phụ lục IV Thông tư này.

7. Cấm bổ sung thêm các thành phần không chứa chất phóng xạ vào chất thải phóng xạ nhằm mục đích giảm nồng độ hoạt độ phóng xạ trong chất thải phóng xạ để đạt được tiêu chuẩn cho phép thải ra môi trường hoặc tiêu chuẩn cho phép tái chế.

Chương II

YÊU CẦU ĐỐI VỚI QUẢN LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ, NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG

Điều 4. Thu gom chất thải phóng xạ

1. Chất thải phóng xạ dạng rắn phải được thu gom, phân tách khỏi chất thải không phóng xạ và phân loại dựa trên chu kỳ bán rã của các nhân phóng xạ, hoạt độ phóng xạ có trong chất thải và đặc tính hóa lý của chất thải (đốt được, nén được, kim loại hay chất thải sinh học)‎ theo quy định phân loại chất thải phóng xạ tại Phụ lục I Thông tư này để phục vụ cho bước quản lý tiếp theo. Việc thu gom chất thải phóng xạ dạng rắn phải bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Chất thải phóng xạ dạng rắn phải được thu gom theo từng loại riêng biệt;

b) Khi thu gom chất thải phóng xạ dạng rắn trong thùng đựng thì thùng phải có nắp đậy, đóng mở bằng bàn đạp chân, có lót bao hoặc túi nylon ở trong, được thiết kế che chắn thích hợp để bảo vệ chống chiếu ngoài cho nhân viên bức xạ và có dấu hiệu cảnh báo bức xạ dán bên ngoài. Bao, túi thu gom chất thải phóng xạ phải có màu khác nhau cho các loại chất thải phóng xạ khác nhau;

c) Các thùng, bao, túi đựng chất thải phóng xạ dạng rắn sau khi thu gom phải được bao gói cẩn thận, dán nhãn thông tin nhận dạng trước khi chuyển vào nơi lưu giữ tạm thời với các thông tin trên nhãn như sau:

- Số nhận dạng của thùng, bao, túi đựng;

- Nhân phóng xạ có trong chất thải;

- Phân loại của chất thải;

- Nơi phát sinh chất thải;

- Các yếu tố nguy hiểm tiềm ẩn khác (ví dụ nguy hiểm hóa học, truyền bệnh, cháy nổ);

- Suất liều phóng xạ bề mặt thùng, bao, túi đựng và ngày tháng năm đo.

d) Chất thải phóng xạ dạng rắn được thu gom phải lập thành hồ sơ với các thông tin:

- Số lượng chất thải phóng xạ rắn được thu gom;

- Thông tin nhận dạng của từng thùng, bao, túi đựng chất thải phóng xạ;

- Ngày tháng năm đưa vào nơi lưu giữ.

2. Chất thải phóng xạ dạng lỏng (sau đây gọi là nước thải phóng xạ) phải được thu gom tách khỏi nước thải không phóng xạ vào các bể chứa hoặc các bình đựng. Việc thu gom nước thải phóng xạ phải bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Khi thu gom nước thải bằng bình đựng thì bình phải được thiết kế che chắn thích hợp để bảo vệ chống chiếu ngoài cho các nhân viên và bảo đảm ngăn ngừa việc rò rỉ nước thải phóng xạ ra môi trường. Bình đựng nước thải phóng xạ thu gom phải đặt trong một thùng kim loại, giữa thùng kim loại và bình phải đổ chất hấp thụ để hấp thụ nước rò rỉ. Bình đựng và thùng bên ngoài phải có nắp đậy kín, có gắn dấu hiệu cảnh báo bức xạ;

b) Các bình đựng thu gom nước thải phóng xạ phải dán nhãn thông tin nhận dạng như quy định đối với thùng, bao, túi thu gom chất thải dạng rắn trước khi chuyển vào nơi lưu giữ tạm thời;

c) Các bể thu gom nước thải phóng xạ phải được bố trí và thiết kế bảo đảm các yêu cầu quy định tại Khoản 5 Điều 9 Thông tư này.

d) Nước thải phóng xạ thu gom phải được lập thành hồ sơ và lưu giữ với các thông tin:

- Số lượng bình đựng nước thải phóng xạ thu gom và thông tin nhận dạng của từng bình;

- Lượng nước thải phóng xạ (m³) và ngày tháng năm được thu gom vào các bể chứa;

- Các nhân phóng xạ chính có trong nước thải và nơi phát sinh nước thải.

3. Chất thải phóng xạ sau khi thu gom phải được lưu giữ, xử lý, điều kiện hóa, thải ra môi trường hoặc chuyển giao theo quy định tại các điều 5, 6, 7, 8 và 9 Thông tư này.

Điều 5. Thải chất thải ra môi trường

1. Chất thải dạng khí có chứa các nhân phóng xạ phát sinh từ các cơ sở sử dụng chất phóng xạ trong y tế, công nghiệp và nghiên cứu được lọc và kiểm soát để bảo đảm lượng nhân phóng xạ trong khí thải ra môi trường khi vận hành bình thường không vượt quá mức cho phép quy định tại Bảng 1 Phụ lục III Thông tư này. Phát thải khí ra môi trường từ các cơ sở này phải được cho phép theo giấy phép tiến hành công việc bức xạ.

2. Chất thải dạng khí có chứa các nhân phóng xạ phát sinh từ nhà máy điện hạt nhân, cơ sở lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu được xử lý loại bỏ các thành phần phóng xạ bảo đảm sao cho liều bức xạ đối với công chúng do phát thải khí và nước thải ra môi trường từ mỗi cơ sở không vượt quá 100 µSv/năm. Phát thải khí ra môi trường từ các cơ sở này phải được cho phép theo giấy phép tiến hành công việc bức xạ và lượng khí thải phát thải ra môi trường, hoạt độ phóng xạ trong khí thải phải được đo kiểm tra, lập thành hồ sơ.

3. Chất thải phóng xạ dạng rắn thuộc loại mức thấp, sống rất ngắn được lưu giữ tại cơ sở để phân rã đến mức nồng độ hoạt độ nhỏ hơn hoặc bằng mức thanh lý quy định tại Phụ lục II Thông tư này và thải bỏ như chất thải không nguy hại.

4. Nước thải phóng xạ từ các cơ sở y tế, công nghiệp và nghiên cứu có sử dụng chất phóng xạ được lưu giữ tại cơ sở để chờ phân rã hoặc được xử lý loại bỏ thành phần phóng xạ để bảo đảm sao cho lượng nhân phóng xạ trong nước thải khi thải ra môi trường không vượt quá mức cho phép quy định tại Bảng 2 Phụ lục III Thông tư này.

5. Nước thải phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân, lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu được xử lý loại bỏ các thành phần phóng xạ bảo đảm để nước thải từ mỗi cơ sở ra môi trường tuân thủ quy định về liều bức xạ công chúng tại Khoản 2 Điều này.

6. Quy trình thải chất thải dạng rắn và nước thải có chứa các nhân phóng xạ ra môi trường phải được cho phép theo giấy phép tiến hành công việc bức xạ và phải lập hồ sơ của mỗi lần thải với các thông tin sau:

a) Dạng (rắn hoặc lỏng) và lượng chất thải, nước thải (kg hoặc m³) được thải ra môi trường;

b) Thành phần các nhân phóng xạ trong chất thải;

c) Quy trình thải và điểm thải;

d) Phương pháp và kết quả đo kiểm tra hoạt độ phóng xạ có trong chất thải khi thải ra môi trường.

7. Khi thải chất thải có chứa các nhân phóng xạ ra môi trường vượt quá mức cho phép, chủ nguồn chất thải phóng xạ phải điều tra làm rõ nguyên nhân, áp dụng các biện pháp khắc phục hậu quả và trong thời hạn không quá 05 ngày làm việc kể từ khi xảy ra sự cố thải ra môi trường vượt mức cho phép, phải báo cáo bằng văn bản cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và Sở Khoa học và Công nghệ địa phương nơi công việc bức xạ phát sinh chất thải phóng xạ được tiến hành.

Điều 6. Chuyển giao chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Việc chuyển giao chất thải phóng xạ cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ phải bảo đảm các yêu cầu như sau:

a) Có hợp đồng chuyển giao chất thải phóng xạ được ký giữa bên giao và bên tiếp nhận, trong đó ghi rõ tên, địa chỉ bên giao và bên tiếp nhận, thông tin về chất thải phóng xạ, số lượng chất thải phóng xạ, số nhận dạng của mỗi kiện chất thải phóng xạ và quy định rõ tổ chức, cá nhân chịu trách nhiệm quản lý đối với chất thải phóng xạ sau khi hoàn thành việc chuyển giao;

b) Bên chuyển giao phải có nghĩa vụ tài chính đóng góp phí xử lý, lưu giữ cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ;

c) Tuân thủ các quy định pháp luật về xin cấp giấy phép vận chuyển vật liệu phóng xạ;

d) Việc giao nhận chất thải phóng xạ phải được lập thành biên bản (số lượng 03 bản) theo Mẫu số 1 Phụ lục V Thông tư này, có chữ k‎ý của đại diện bên giao, bên vận chuyển và bên tiếp nhận; mỗi bên giữ 01 bản để lưu;

đ) Việc giao nhận phải được kiểm tra và xác nhận của các bên liên quan bảo đảm chất thải phóng xạ được chuyển đúng số lượng, chủng loại và đến đúng địa chỉ của cơ sở tiếp nhận theo hợp đồng;

e) Trong thời hạn 05 ngày làm việc kể từ ngày hoàn thành việc chuyển giao chất thải phóng xạ, chủ nguồn chất thải phóng xạ phải gửi bản sao biên bản giao nhận chất thải phóng xạ cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và Sở Khoa học và Công nghệ địa phương nơi công việc bức xạ phát sinh chất thải phóng xạ được tiến hành.

2. Việc chuyển giao kim loại nhiễm bẩn cho cơ sở tái chế phải được lập thành hồ sơ và lưu giữ với các thông tin:

a) Chủng loại kim loại;

b) Khối lượng chuyển giao;

c) Mã lô hàng chuyển giao;

d) Kết quả kiểm tra mức nhiễm bẩn phóng xạ;

đ) Ngày tháng năm chuyển giao và tên, địa chỉ các bên giao, bên nhận.

3. Việc chuyển trả nguồn phóng xạ đã qua sử dụng cho nhà sản xuất hoặc nhà cung cấp nước ngoài phải bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Có hợp đồng được ký giữa bên giao của phía Việt Nam và bên tiếp nhận của phía nước ngoài, ghi rõ tên, địa chỉ bên giao, bên tiếp nhận, thông tin về tên, hoạt độ phóng xạ, mã hiệu (model) và số xêri (series No.) của nguồn phóng xạ;

b) Tuân thủ các quy định của pháp luật về xin cấp giấy phép vận chuyển, xuất khẩu nguồn phóng xạ;

c) Trong thời hạn 05 ngày làm việc kể từ ngày hoàn thành thủ tục hải quan xuất khẩu nguồn phóng xạ, chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải gửi báo cáo về kết quả xuất khẩu nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo Mẫu số 2 Phụ lục V Thông tư này và bản sao chứng từ xác nhận nguồn phóng xạ đã thực xuất của cơ quan hải quan cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và Sở Khoa học và Công nghệ địa phương nơi nguồn phóng xạ đã được sử dụng đối với trường hợp nguồn phóng xạ được sử dụng cố định hoặc Sở Khoa học và Công nghệ địa phương nơi chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng đặt trụ sở chính trong trường hợp nguồn phóng xạ được sử dụng di động.

4. Việc chuyển giao nguồn phóng xạ đã qua sử dụng cho tổ chức, cá nhân khác hoặc cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ phải bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Có hợp đồng chuyển giao nguồn phóng xạ, trong đó ghi rõ tên, địa chỉ bên giao và bên nhận, thông tin về tên, hoạt độ phóng xạ, mã hiệu (model), số xêri (series No.) của nguồn phóng xạ và quy định rõ tổ chức, cá nhân chịu trách nhiệm về quản lý an toàn, an ninh nguồn phóng xạ sau khi hoàn thành việc chuyển giao;

b) Trường hợp chuyển giao nguồn phóng xạ đã qua sử dụng cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ, bên chuyển giao phải có nghĩa vụ tài chính đóng góp phí lưu giữ cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ;

c) Tuân thủ các quy định của pháp luật về xin cấp giấy phép vận chuyển vật liệu phóng xạ;

d) Việc giao nhận nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được lập biên bản (số lượng 03 bản) theo Mẫu số 3 Phụ lục V Thông tư này, có chữ k‎ý của đại diện bên giao, bên vận chuyển và bên tiếp nhận; mỗi bên giữ 01 bản để lưu;

đ) Việc giao nhận phải được kiểm tra và xác nhận của các bên liên quan bảo đảm nguồn phóng xạ được chuyển đúng số lượng, chủng loại và đến đúng địa chỉ của cơ sở tiếp nhận theo hợp đồng;

e) Trong thời hạn 05 ngày làm việc kể từ ngày hoàn thành việc chuyển giao nguồn phóng xạ, chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải gửi bản sao biên bản giao nhận nguồn phóng xạ cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và Sở Khoa học và Công nghệ địa phương như quy định tại điểm c Khoản 3 Điều này.

Điều 7. Xử lý chất thải phóng xạ

1. Chất thải phóng xạ dạng rắn không phải loại mức thấp, sống rất ngắn sau khi thu gom sẽ được xử lý tùy theo đặc tính của chất thải trước khi điều kiện hóa và lưu giữ bằng các biện pháp sau:

a) Chất thải phóng xạ dạng rắn sẽ được nén hoặc ép để giảm thể tích nếu được xác định là loại chất thải có thể nén, ép được và bảo đảm:

- Chất thải không chứa thành phần có thể gây phản ứng hóa học hoặc làm hỏng kiện chất thải khi điều kiện hóa;

- Không có nguồn phóng xạ lẫn trong chất thải;

- Các thành phần có khả năng gây nhiễm bệnh đã được loại bỏ khỏi chất thải hoặc đã được khử trùng;

- Không có bình áp suất lẫn trong chất thải;

- Chất thải đã được làm khô trước khi nén, ép.

b) Chất thải phóng xạ dạng rắn sẽ được đốt nếu được xác định là loại chất thải có thể đốt được và bảo đảm:

- Không có nguồn phóng xạ lẫn trong chất thải;

- Không có bình áp suất lẫn trong chất thải;

- Có công nghệ đốt kiểm soát được việc đốt cháy hoàn toàn các thành phần ẩm ướt và xử lý khí thải đạt mức cho phép thải ra môi trường;

- Có giải pháp để quản lý đối với tro phóng xạ tạo ra.

2. Nước thải phóng xạ chứa các nhân phóng xạ có chu kỳ bán rã từ 100 ngày trở lên phải được xử lý để tách các nhân phóng xạ khỏi thành phần nước thải bảo đảm hoạt độ phóng xạ còn lại trong nước thải sau khi xử lý nhỏ hơn hoặc bằng mức để được phép thải ra môi trường quy định tại Phụ lục II Thông tư này. Việc xử lý nước thải phóng xạ phải bảo đảm:

a) Phương pháp xử lý phù hợp với đặc tính của nước thải phóng xạ;

b) Các thành phần chất thải thứ cấp tạo thành từ quá trình xử lý nước thải phóng xạ được xử lý và điều kiện hóa theo yêu cầu như đối với chất thải phóng xạ dạng rắn.

3. Chất thải phóng xạ sinh học phải được xử lý tiệt trùng bằng hơi, bằng bức xạ, khử khuẩn bằng hóa chất, xử lý nhiệt khô trước khi áp dụng các biện pháp xử lý quy định tại Khoản 1 và Khoản 2 Điều này.

Điều 8. Điều kiện hóa chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Chất thải phóng xạ dạng rắn sau khi xử lý phải được điều kiện hóa để tạo thành kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được điều kiện hóa tạo thành khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng hoặc lưu giữ trong contenơ chứa nguồn để thuận tiện cho quá trình vận chuyển, lưu giữ lâu dài, hạn chế đến mức thấp nhất sự rò rỉ chất phóng xạ ra môi trường và giảm mức độ gây nguy hiểm đối với con người. Chất thải phóng xạ thuộc các loại khác nhau phải được điều kiện hóa thành khối điều kiện hóa riêng biệt.

2. Điều kiện hóa chất thải phóng xạ được thực hiện bằng cách cố định chất thải đã được xử lý vào trong một khối chất (như xi măng hóa, bitum hóa, polyme hóa ...), sau đó đặt trong một thùng chứa và bổ sung thêm các bao gói bên ngoài (ví dụ, đặt vào một thùng phuy bao ngoài) để tạo thành kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa.

3. Kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa phải bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Kiện chất thải phóng xạ phải đảm bảo suất liều bức xạ cực đại sát bề mặt không vượt quá 2 mSv/h (200 mrem/h) và tại điểm cách bề mặt 1 mét không vượt quá 0,1 mSv/h (10 mrem/h); đảm bảo nhiễm bẩn phóng xạ bề mặt lấy trung bình trên toàn diện tích bề mặt không được vượt quá 4 Bq/cm² đối với chất phát beta, gama, chất phát anpha độc tính thấp và không được vượt quá 0,4 Bq/cm²đối với các chất phát anpha khác;

b) Mỗi kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa phải gắn dấu hiệu cảnh báo bức xạ, được dán nhãn và lập thành phiếu lưu trong hồ sơ kho lưu giữ bảo đảm cho việc quản lý lâu dài và dễ dàng tiếp cận. Nhãn trên kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa phải gồm các thông tin sau:

- Số nhận dạng của kiện;

- Trọng lượng của kiện;

- Suất liều bức xạ cực đại tại bề mặt và cách bề mặt kiện 1 mét, mức nhiễm bẩn bề mặt kiện và ngày tháng năm đo.

Phiếu lưu trong hồ sơ kho lưu giữ đối với kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa ngoài các thông tin như trên nhãn của kiện phải gồm các thông tin bổ sung sau:

- Nguồn gốc chất thải phóng xạ trong kiện;

- Dạng và chi tiết thiết kế của kiện chất thải phóng xạ;

- Kích thước bên ngoài và thể tích của kiện chất thải phóng xạ;

- Các nhân phóng xạ và nồng độ hoạt độ phóng xạ có trong kiện chất thải phóng xạ;

- Lượng vật liệu phân hạch có trong kiện chất thải phóng xạ;

- Các mối nguy hiểm khác có thể có của kiện chất thải phóng xạ.

4. Nguồn phóng xạ đã qua sử dụng bị rò rỉ phóng xạ phải được điều kiện hóa như đối với chất thải phóng xạ để tạo thành khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng; nguồn phóng xạ đã qua sử dụng vẫn nguyên vẹn, không rò rỉ phóng xạ có thể được lưu giữ trong các contenơ chứa nguồn hoặc điều kiện hóa như đối với chất thải phóng xạ tùy theo đặc tính của nguồn phóng xạ và sự lựa chọn của cơ sở lưu giữ. Khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng và contenơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Tuân thủ yêu cầu như đối với kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa quy định tại điểm a Khoản 3 Điều này;

b) Contenơ chứa nguồn phải có khóa an ninh chống lấy nguồn phóng xạ ra khỏi contenơ bất hợp pháp, bảo vệ nguồn khỏi các tác động cơ học, cháy nổ;

c) Mỗi khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn phải gắn dấu hiệu cảnh báo bức xạ, được dán nhãn và lập thành phiếu lưu trong hồ sơ kho lưu giữ bảo đảm cho việc quản lý lâu dài và dễ dàng tiếp cận. Nhãn trên khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn phải gồm các thông tin:

- Số nhận dạng khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn;

- Suất liều phóng xạ cực đại tại bề mặt, cách bề mặt 1 mét và mức nhiễm bẩn bề mặt của khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn và ngày tháng năm đo.

Phiếu lưu trong hồ sơ kho lưu giữ ngoài các thông tin như trên nhãn của khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn phải gồm các thông tin bổ sung sau:

- Tên, số xêri (Series No.), hoạt độ phóng xạ của các nguồn phóng xạ có trong khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn;

- Nhà cung cấp hoặc nhà sản xuất của các nguồn phóng xạ;

- Chủ của từng nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

6. Chỉ các tổ chức, cá nhân được cấp giấy phép tiến hành công việc xử lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng mới được thực hiện điều kiện hóa, trừ đối với trường hợp điều kiện hóa nguồn đã qua sử dụng bằng cách giữ trong contenơ chứa nguồn.

Điều 9. Lưu giữ chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Chất thải phóng xạ dạng rắn và nước thải phóng xạ sau khi thu gom vào bình đựng phải được lưu giữ trong kho lưu giữ tạm thời tại cơ sở nơi phát sinh chất thải để chờ phân rã trước khi thải ra môi trường hoặc chờ để chuyển đi xử lý, điều kiện hóa hoặc chuyển đến cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ. Nước thải phóng xạ nếu không được thu gom vào bình đựng phải được thu gom và lưu giữ trong các bể lưu giữ chờ xử lý hoặc chờ phân rã. Nguồn phóng xạ sau khi chấm dứt sử dụng phải được lưu giữ trong kho lưu giữ tạm thời cho đến khi chuyển giao cho người sử dụng khác, chuyển giao cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ hoặc chuyển trả cho nhà sản xuất, nhà cung cấp nước ngoài.

2. Kho lưu giữ tạm thời chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được bố trí và thiết kế bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Diện tích của kho phải đủ rộng để có thể sắp xếp các thùng, bao, túi, bình đựng chất thải thu gom có thứ tự, dễ đưa vào và lấy ra khi cần thiết và bảo đảm duy trì trạng thái dưới tới hạn nếu lưu giữ vật liệu hạt nhân;

b) Đặt tại khu vực ít người qua lại, cách xa nơi lưu giữ vật liệu nguy hiểm (ví dụ như chất nổ, chất dễ cháy) và cách xa nguồn nước sinh hoạt, chỉ có một cửa ra vào, không có cửa sổ và được xây dựng chắc chắn, bề mặt tường và sàn kho phải làm bằng vật liệu dễ tẩy xạ;

c) Thiết kế che chắn của kho phải bảo đảm để suất liều bức xạ bề mặt bên ngoài cửa ra vào, tường kho không vượt quá 0,5 µSv/h;

d) Có khả năng chống ngập lụt, chống tác hại tự nhiên (nóng, ẩm, mưa);

đ) Có khóa an ninh lắp cho cửa ra vào kho.

3. Kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa, khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng và contenơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được lưu giữ trong kho tại cơ sở được cấp giấy phép lưu giữ chất thải phóng xạ.

4. Kho lưu giữ kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa, khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng tại cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ phải được bố trí và thiết kế bảo đảm:

a) Các yêu cầu như đối với kho lưu giữ tạm thời chất thải phóng xạ quy định tại Khoản 2 Điều này;

b) Có hệ thống thông gió để xử lý khí phóng xạ và nhiệt thoát ra từ các kiện chất thải phóng xạ được lưu giữ;

c) Có hệ thống chống cháy nổ;

d) Có các thiết bị thích hợp để thu gom chất phóng xạ bị rò rỉ;

đ) Có thiết bị bốc xếp thích hợp;

e) Có hàng rào bảo vệ, có biển cảnh báo bức xạ;

g) Bố trí hệ thống bảo vệ thích hợp.

5. Bể lưu giữ nước thải phóng xạ phải được thiết kế bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Được đặt tại vị trí có ít người qua lại và tránh được tác động của điều kiện tự nhiên như mưa, ngập lụt;

b) Dung tích bể phải phù hợp với lượng nước thải phóng xạ cần thu gom và thời gian lưu giữ dự kiến;

c) Thiết kế phải bảo đảm suất liều bức xạ mặt ngoài bể nơi có thể tiếp cận không vượt quá 0,5 µSv/h, không rò rỉ nước thải phóng xạ ra môi trường và nguồn nước ngầm.

6. Cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ phải thường xuyên kiểm tra điều kiện bảo đảm an toàn của kho lưu giữ, bể lưu giữ nước thải phóng xạ, cụ thể:

a) Định kỳ hàng quý phải kiểm tra mức bức xạ trong và ngoài kho, khu vực xung quanh các bể lưu giữ nước thải phóng xạ;

b) Định kỳ 06 tháng phải kiểm tra sự rò rỉ các loại nhân phóng xạ ra môi trường.

Điều 10. Cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ

1. Cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ phải được thiết kế và vận hành bảo đảm các yêu cầu chung như sau:

a) Bảo đảm để suất liều bức xạ, mức rò chất phóng xạ ra môi trường ở mức thấp nhất có thể; bảo đảm tổng liều bức xạ cá nhân đối với nhân viên bức xạ không vượt quá 3/10 giá trị giới hạn liều đối với nhân viên bức xạ và tổng liều bức xạ cá nhân đối với công chúng không vượt quá 3/10 giá trị giới hạn liều đối với công chúng quy định tại Thông tư số 19/2012/TT-BKHCN ngày 08 tháng 11 năm 2012 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ quy định về kiểm soát và bảo đảm an toàn bức xạ trong chiếu xạ nghề nghiệp và chiếu xạ công chúng;

b) Áp dụng các biện pháp không để xảy ra sự cố trong quá trình hoạt động;

c) Có quy trình vận hành cơ sở gồm các nội dung sau:

- Các điều kiện và giới hạn vận hành;

- Hệ thống quản lý;

- Các quy định về kiểm tra, thanh tra nội bộ;

- Quy định về đào tạo, huấn luyện nhân viên;

- Chương trình bảo đảm an toàn bức xạ, an ninh cơ sở bức xạ, giám sát phát thải chất phóng xạ ra môi trường;

- Tiêu chí chấp nhận đối với các kiện chất thải phóng xạ;

- Chương trình ứng phó sự cố bảo đảm giảm tác hại đến mức thấp nhất khi xảy ra sự cố;

- Yêu cầu lập, lưu giữ hồ sơ quản lý chất thải phóng xạ.

2. Thiết kế của cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ phải bảo đảm các yêu cầu cụ thể như sau:

a) Bố trí khu vực xử lý và lưu giữ chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng cách xa khu vực làm việc, khu vực có đông người qua lại, khu vực bảo quản chất nguy hiểm khác;

b) Phải có khu vực tiếp nhận, kho lưu giữ tạm thời chất thải phóng xạ, khu vực xử lý chất thải phóng xạ, khu vực tiến hành điều kiện hóa chất thải phóng xạ và kho lưu giữ kiện chất thải điều kiện hóa, khối điều kiện hóa hay contenơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng;

c) Kho lưu giữ tạm thời chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng và kho lưu giữ kiện chất thải điều kiện hóa, khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, contenơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được thiết kế bảo đảm các yêu cầu quy định tại Điều 9 Thông tư này;

d) Có đủ trang thiết bị và năng lực kỹ thuật để tiến hành xử lý, điều kiện hóa chất thải phóng xạ theo quy định tại Điều 7 và Điều 8 Thông tư này.

Điều 11. Hồ sơ quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Hồ sơ quản lý chất thải phóng xạ phải được lập, cập nhật, lưu giữ kể từ khi thu gom cho đến khi thải bỏ, tái chế hoặc lưu giữ tại kho của cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ.

2. Hồ sơ quản lý nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được lập, cập nhật, lưu giữ kể từ khi chấm dứt sử dụng cho đến khi chuyển giao hoặc lưu giữ tại kho của cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ.

3. Hồ sơ quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải gồm đầy đủ các thông tin sau:

a) Thống kê chất thải phóng xạ: Thông tin chất thải được thu gom, thông tin thải chất thải ra môi trường, thông tin về việc chuyển giao và tiếp nhận chất thải phóng xạ, thông tin các kiện chất thải điều kiện hóa được lưu giữ;

b) Thống kê nguồn phóng xạ đã qua sử dụng: Thông tin nhận dạng của nguồn phóng xạ, thông tin quá trình chuyển giao và tiếp nhận nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, thông tin các khối điều kiện hóa và contenơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng được lưu giữ;

c) Báo cáo đánh giá an toàn khi làm hồ sơ đề nghị cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ;

d) Hồ sơ thiết kế bể, kho lưu giữ, hệ thống xử lý chất thải phóng xạ;

đ) Kết quả đo kiểm tra, đánh giá mức phát thải ra môi trường và kết quả kiểm xạ môi trường;

e) Báo cáo các trường hợp sự cố liên quan đến quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

Chương III

TRÁCH NHIỆM QUẢN LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ, NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG

Điều 12. Trách nhiệm của chủ nguồn chất thải phóng xạ

1. Chịu trách nhiệm quản lý bảo đảm an toàn, an ninh đối với chất thải phóng xạ từ khi phát sinh cho tới khi được phép thải bỏ như chất thải không nguy hại, chuyển giao cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ hoặc chuyển giao cho cơ sở tái chế đối với kim loại nhiễm bẩn phóng xạ.

2. Tiến hành thu gom chất thải phóng xạ dạng rắn và nước thải phóng xạ theo yêu cầu quy định tại Điều 4 Thông tư này.

3. Áp dụng các biện pháp lọc và kiểm soát chất thải phóng xạ dạng khí theo quy định tại Khoản 1 và Khoản 2 Điều 5 Thông tư này trước khi thải trực tiếp ra môi trường.

4. Áp dụng các biện pháp quản lý chất thải phóng xạ dạng rắn và nước thải phóng xạ sau khi thu gom phù hợp với đặc tính, loại chất thải và điều kiện cụ thể của cơ sở:

a) Lưu giữ chất thải phóng xạ dạng rắn thuộc loại mức thấp, sống rất ngắn tại cơ sở để chờ phân rã và thải bỏ như chất thải không nguy hại theo quy định tại Khoản 3 Điều 5 Thông tư này.

b) Đối với chất thải dạng rắn không thuộc loại quy định tại điểm a Khoản này, tiến hành xử lý, điều kiện hóa và lưu giữ lâu dài tại cơ sở nếu có đủ năng lực hoặc phải chuyển giao cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ trong thời hạn không quá 03 năm kể từ sau khi thu gom, lưu giữ trong kho lưu giữ tạm thời;

c) Lưu giữ nước thải phóng xạ để phân rã và xử lý nước thải phóng xạ trước khi thải ra môi trường theo quy định tại Khoản 4 và Khoản 5 Điều 5 Thông tư này.

5. Bảo đảm có kho lưu giữ tạm thời chất thải phóng xạ theo quy định tại Khoản 2 Điều 9 Thông tư này. Trường hợp tự xử lý, điều kiện hóa, lưu giữ lâu dài tại cơ sở, phải bảo đảm có đủ điều kiện, năng lực của cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ quy định tại Điều 10 Thông tư này và phải được Cục An toàn bức xạ và hạt nhân cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ xử lý, lưu giữ chất thải phóng xạ. Khi chuyển giao chất thải phóng xạ cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ phải tuân thủ các yêu cầu quy định tại Khoản 1 Điều 6 Thông tư này.

6. Lập và lưu giữ hồ sơ quản lý chất thải phóng xạ từ khi phát sinh cho đến khi thải bỏ hoặc chuyển giao cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ, chuyển giao cho cơ sở tái chế đối với kim loại nhiễm bẩn phóng xạ theo quy định tại Điều 11 Thông tư này.

7. Tuân thủ các quy định pháp luật về bảo đảm an toàn bức xạ, vận chuyển an toàn chất phóng xạ.

8. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà chủ nguồn chất thải phóng xạ thuộc đối tượng quy định tại điểm d Khoản 1 Điều 34 Luật Năng lượng nguyên tử thì chủ nguồn chất thải phóng xạ có trách nhiệm:

a) Thực hiện quy định tại Điều 36 Luật Năng lượng nguyên tử.

b) Thực hiện các nghĩa vụ tài chính đối với chất thải phóng xạ theo quyết định của tòa án hoặc các cơ quan có thẩm quyền quyết định việc chấm dứt hoạt động.

9. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà chủ nguồn chất thải phóng xạ không thuộc Khoản 8 Điều này thì chủ nguồn chất thải phóng xạ có trách nhiệm:

a) Thông báo với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân về lý do, thời gian dự kiến chấm dứt hoạt động;

b) Thực hiện các biện pháp bảo đảm an toàn cho chất thải phóng xạ và chuyển giao chất thải phóng xạ cho tổ chức, cá nhân khác có năng lực, điều kiện quản lý theo hướng dẫn của Cục An toàn bức xạ và hạt nhân.

c) Thực hiện các nghĩa vụ tài chính đối với chất thải phóng xạ theo quyết định của tòa án hoặc các cơ quan có thẩm quyền quyết định việc chấm dứt hoạt động.

Điều 13. Trách nhiệm của chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Lựa chọn và áp dụng một trong các phương án sau đây để quản lý đối với nguồn phóng xạ đã qua sử dụng:

a) Chuyển giao cho tổ chức, cá nhân khác sử dụng nếu nguồn còn nguyên vẹn, không bị rò rỉ phóng xạ;

b) Chuyển trả lại cho nhà sản xuất, nhà cung cấp nước ngoài;

c) Chuyển giao cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ;

d) Lưu giữ lâu dài tại cơ sở nếu có đủ năng lực của cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ quy định tại Điều 10 Thông tư này và phải được Cục An toàn bức xạ và hạt nhân cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ xử lý, lưu giữ chất thải phóng xạ;

đ) Lưu giữ tạm thời tại cơ sở trong thời gian không quá 03 năm cho đến khi thực hiện một trong các phương án quy định tại các điểm a, b, c và d Khoản này;

2. Kiểm tra, đánh giá sự rò rỉ phóng xạ của nguồn phóng xạ ngay sau khi chấm dứt sử dụng, đưa vào nơi lưu giữ tạm thời và trước khi chuyển giao cho tổ chức, cá nhân khác hoặc chuyển trả cho nhà sản xuất, nhà cung cấp nước ngoài.

3. Chịu trách nhiệm quản lý các nguồn phóng xạ đã qua sử dụng bảo đảm an toàn, an ninh từ khi phát sinh cho tới khi chuyển trả cho nhà sản xuất, nhà cung cấp nước ngoài hoặc chuyển giao cho tổ chức, cá nhân khác để sử dụng hoặc chuyển giao cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ.

4. Khi chuyển giao nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải tuân thủ các yêu cầu quy định tại Khoản 4 Điều 6 Thông tư này; khi lưu giữ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng tại cơ sở phải bảo đảm nguồn phóng xạ được lưu giữ trong kho có thiết kế bảo đảm an toàn như quy định tại Khoản 2 Điều 9 Thông tư này và phải được cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ lưu giữ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quy định của pháp luật.

5. Lập và lưu giữ hồ sơ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng từ khi phát sinh cho đến khi được chuyển giao cho tổ chức, cá nhân khác theo quy định tại Điều 11 Thông tư này.

6. Tuân thủ các quy định pháp luật về bảo đảm an toàn bức xạ, an ninh nguồn phóng xạ và vận chuyển an toàn chất phóng xạ.

7. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng thuộc đối tượng quy định tại các điểm b và c Khoản 1 Điều 34 Luật Năng lượng nguyên tử thì chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng có trách nhiệm:

a) Thực hiện quy định tại Điều 36 Luật Năng lượng nguyên tử;

b) Thực hiện các nghĩa vụ tài chính đối với nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quyết định của tòa án hoặc các cơ quan có thẩm quyền quyết định việc chấm dứt hoạt động.

8. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng không thuộc Khoản 7 Điều này thì chủ nguồn phóng xạ đã qua sử dụng có trách nhiệm:

a) Thông báo với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân về lý do, thời gian dự kiến chấm dứt hoạt động;

b) Thực hiện các biện pháp bảo đảm an toàn cho nguồn phóng xạ đã qua sử dụng và chuyển giao nguồn phóng xạ đã qua sử dụng cho tổ chức, cá nhân khác có năng lực, điều kiện quản lý theo hướng dẫn của Cục An toàn bức xạ và hạt nhân;

c) Thực hiện các nghĩa vụ tài chính đối với nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quyết định của tòa án hoặc các cơ quan có thẩm quyền quyết định việc chấm dứt hoạt động.

Điều 14. Trách nhiệm của tổ chức, cá nhân vận chuyển chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Thực hiện các trách nhiệm quy định tại Khoản 2 Điều 63 Luật năng lượng nguyên tử và Điều 35 Thông tư số 23/2012/TT-BKHCN ngày 23 tháng 11 năm 2012 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ hướng dẫn vận chuyển an toàn vật liệu phóng xạ.

2. Chuyển giao đầy đủ chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng cho bên tiếp nhận theo hợp đồng và thực hiện yêu cầu ký xác nhận trong biên bản giao nhận chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng quy định tại Điều 6 Thông tư này.

Điều 15. Trách nhiệm của chủ cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ

1. Bảo đảm các yêu cầu quy định đối với cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ tại Điều 10 Thông tư này.

2. Chỉ được tiếp nhận chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng khi đã có giấy phép tiến hành công việc bức xạ xử lý, lưu giữ chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

3. Thông báo với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân mỗi khi tiếp nhận chất thải phóng xạ hoặc nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo Mẫu số 4 Phụ lục V Thông tư này.

4. Lập và lưu giữ hồ sơ đối với chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng được lưu giữ tại cơ sở theo quy định tại Điều 11 Thông tư này.

5. Tuân thủ các quy định pháp luật về bảo đảm an toàn bức xạ, an ninh nguồn phóng xạ và vận chuyển an toàn chất phóng xạ.

6. Cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ được đầu tư từ ngân sách nhà nước phải tiếp nhận, xử lý và lưu giữ không điều kiện đối với nguồn phóng xạ nằm ngoài sự kiểm soát, chất thải phóng xạ không xác định được chủ nguồn chất thải phóng xạ và các trường hợp đặc biệt khác do yêu cầu quản lý nhà nước.

7. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ thuộc đối tượng quy định tại điểm đ Khoản 1 Điều 34 Luật Năng lượng nguyên tử thì chủ cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ có trách nhiệm:

a) Thực hiện quy định tại Điều 36 Luật Năng lượng nguyên tử;

b) Thực hiện các nghĩa vụ tài chính đối với chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quyết định của tòa án hoặc các cơ quan có thẩm quyền quyết định việc chấm dứt hoạt động.

8. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà chủ cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ không thuộc Khoản 7 Điều này thì chủ chủ cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ có trách nhiệm thực hiện quy định tại Khoản 9 Điều 12 và Khoản 8 Điều 13 Thông tư này.

Điều 16. Trách nhiệm của cơ quan quản lý nhà nước về an toàn bức xạ và hạt nhân

1. Cục An toàn bức xạ và hạt nhân có trách nhiệm:

a) Tổ chức, giám sát thu gom chất thải phóng xạ không xác định được chủ nguồn chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ nằm ngoài sự kiểm soát không xác định được chủ nguồn phóng xạ.

b) Hướng dẫn các tổ chức, cá nhân biện pháp quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

c) Thẩm định an toàn và cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ cho các công việc bức xạ có phát sinh chất thải phóng xạ và cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ.

d) Thanh tra việc tuân thủ các quy định pháp luật về quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng trong phạm vi cả nước và xử lý đối với các vi phạm.

2. Sở Khoa học và Công nghệ các tỉnh, thành phố trực thuộc trung ương có trách nhiệm:

a) Tổ chức và phối hợp với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân thu gom chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ được phát hiện trên địa bàn quản lý mà không xác định được chủ.

b) Hướng dẫn các tổ chức, cá nhân hoạt động trên địa bàn quản lý về biện pháp quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng.

c) Tổ chức thanh tra và phối hợp với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân thanh tra việc tuân thủ các quy định pháp luật về quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng trên địa bàn quản lý và xử lý đối với các vi phạm.

Chương IV

ĐIỀU KHOẢN THI HÀNH

Điều 17. Điều khoản chuyển tiếp

Tổ chức, cá nhân đã được cấp giấy phép và đang tiến hành các hoạt động liên quan đến quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng nhưng không đáp ứng được các yêu cầu quy định tại Thông tư này, trong vòng 06 tháng kể từ ngày Thông tư có hiệu lực phải thực hiện các biện pháp khắc phục theo các yêu cầu của Thông tư này để được tiếp tục hoạt động.

Điều 18. Hiệu lực thi hành

1. Thông tư này có hiệu lực thi hành kể từ ngày 01 tháng 11 năm 2014.

2. Trong quá trình thực hiện nếu có vướng mắc hoặc có vấn đề mới phát sinh, đề nghị tổ chức, cá nhân liên quan phản ánh kịp thời về Bộ Khoa học và Công nghệ để xem xét sửa đổi, bổ sung./.

Nơi nhận:
- Thủ tướng Chính phủ;
- Các Phó Thủ tướng Chính phủ;
- Văn phòng Tổng Bí thư;
- Các Bộ, cơ quan ngang Bộ, cơ quan thuộc CP;
- UBND các tỉnh, TP trực thuộc Trung ương;
- Cục Kiểm tra văn bản (Bộ Tư pháp);
- Cổng thông tin điện tử Chính phủ; Công báo;
- Bộ KH&CN: Cục NLNT, Viện NLNTVN, Vụ PC;
- Lưu: VT, ATBXHN.

BỘ TRƯỞNG

Nguyễn Quân

PHỤ LỤC I

PHÂN LOẠI CHẤT THẢI PHÓNG XẠ
(Ban hành kèm theo Thông tư số 22/2014/TT-BKHCN ngày 25 tháng 8 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

I. Phân loại theo đặc tính của nhân phóng xạ có trong chất thải

TT	Phân loại	Đặc điểm
1	Chất thải phóng xạ mức thấp, sống rất ngắn	Chất thải chỉ chứa các nhân phóng xạ có chu kỳ bán rã nhỏ hơn 100 ngày và có thể phân rã đến mức nhỏ hơn mức thanh lý trong vòng 5 năm kể từ khi phát sinh.
2	Chất thải phóng xạ mức thấp và trung bình, sống ngắn	Chất thải phóng xạ không có khả năng phân rã đến mức thấp hơn mức thanh lý trong vòng 5 năm kể từ khi phát sinh, chứa các nhân phóng xạ phát beta/gamma với chu kỳ bán rã nằm trong khoảng từ 100 ngày đến 30 năm hoặc các nhân phóng xạ phát alpha với nồng độ hoạt độ trung bình không lớn hơn 400 Bq/g.
3	Chất thải phóng xạ mức thấp và trung bình, sống dài	Chất thải phóng xạ chứa các nhân phóng xạ có chu kỳ bán rã lớn hơn 30 năm hoặc chứa các nhân phóng xạ phát alpha với nồng độ hoạt độ trung bình lớn hơn 400 Bq/g nhưng không lớn hơn 10⁴ TBq/m³.
4	Chất thải phóng xạ mức cao	Chất thải phóng xạ chứa các nhân phóng xạ với nồng độ hoạt độ trên 10⁴ TBq/m³.

II. Phân loại theo đặc trưng vật lý, hóa học, sinh học của chất thải

Dựa theo đặc trưng về vật lý, hóa học, sinh học, chất thải được phân loại như sau:

- Chất thải rắn, lỏng hoặc khí;

- Chất thải có thể đốt được;

- Chất thải có thể nén được;

- Chất thải sinh học;

- Chất thải kim loại.

PHỤ LỤC II

MỨC THANH LÝ
(Ban hành kèm theo Thông tư số 22/2014/TT-BKHCN ngày 25 tháng 8 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

I. Mức thanh lý đối với các nhân phóng xạ nhân tạo

Nhân phóng xạ	Nồng độ hoạt độ (Bq/g)		Nhân phóng xạ	Nồng độ hoạt độ (Bq/g)		Nhân phóng xạ	Nồng độ hoạt độ (Bq/g)
H-3	100		Sc-47	100		Co-58m	10000	*
Be-7	10		Sc-48	1		Co-60	0,1
C-14	1		V-48	1		Co-60m	1000	*
F-18	10	*	Cr-51	100		Co-61	100	*
Na-22	0,1		Mn-51	10	*	Co-62m	10	*
Na-24	1	*	Mn-52	1		Ni-59	100
Si-31	1000	*	Mn-52m	10	*	Ni-63	100
P-32	1000		Mn-53	100		Ni-65	10	*
P-33	1000		Mn-54	0,1		Cu-64	100	*
S-35	100		Mn-56	10	*	Zn-65	0,1
Cl-36	1		Fe-52	10	*	Zn-69	1000	*
Cl-38	10	*	Fe-55	1000		Zn-69m	10	*
K-42	100		Fe-59	1		Ga-72	10	*
K-43	10	*	Co-55	10	*	Ge-71	10000
Ca-45	100		Co-56	0,1		As-73	1000
Ca-47	10		Co-57	1		As-74	10	*
Sc-46	0,1		Co-58	1		As-76	10	*
As-77	1000		Nb-95	1		Ag-105	1
Se-75	1		Nb-97	10	*	Ag-110m	0,1
Br-82	1		Nb-98	10	*	Ag-111	100
Rb-86	100		Mo-90	10	*	Cd-109	1
Sr-85	1		Mo-93	10		Cd-115	10
Sr-85m	100	*	Mo-99	10		Cd-115m	100
Sr-87m	100	*	Mo-101	10	*	In-111	10
Sr-89	1000		Tc-96	1		In-113m	100	*
Sr-90	1		Tc-96m	1000	*	In-114m	10
Sr-91	10	*	Tc-97	10		In-115m	100	*
Sr-92	10	*	Tc-97m	100		Sn-113	1
Y-90	1000		Tc-99	1		Sn-125	10
Y-91	100		Tc-99m	100	*	Sb-122	10
Y-91m	100	*	Ru-97	10		Sb-124	1
Y-92	100	*	Ru-103	1		Sb-125	0,1
Y-93	100	*	Ru-105	10	*	Te-123m	1
Zr-93	10	*	Ru-106	0,1		Te-125m	1000
Zr-95	1		Rh-103m	10000	*	Te-127	1000
Zr-97	10	*	Rh-105	100		Te-127m	10
Nb-93m	10		Pd-103	1000		Te-129	100	*
Nb-94	0,1		Pd-109	100		Te-129m	10
Te-131	100	*	Cs-138	10	*	Dy-166	100
Te-131m	10		Ba-131	10		Ho-166	100
Te-132	1		Ba-140	1		Er-169	1000
Te-133	10	*	La-140	1		Er-171	100	*
Te-133m	10	*	Ce-139	1		Tm-170	100
Te-134	10	*	Ce-141	100		Tm-171	1000
I-123	100		Ce-143	10		Yb-175	100
I-125	100		Ce-144	10		Lu-177	100
I-126	10		Pr-142	100	*	Hf-181	1
I-129	0,01		Pr-143	1000		Ta-182	0,1
I-130	10	*	Nd-147	100		W-181	10
I-131	10		Nd-149	100	*	W-185	1000
I-132	10	*	Pm-147	1000		W-187	10
I-133	10	*	Pm-149	1000		Re-186	1000
I-134	10	*	Sm-151	1000		Re-188	100	*
I-135	10	*	Sm-153	100		Os-185	1
Cs-129	10		Eu-152	0,1		Os-191	100
Cs-131	1000		Eu-152m	100	*	Os-191m	1000	*
Cs-132	10		Eu-154	0.1		Os-193	100
Cs-134	0,1		Eu-155	1		Ir-190	1
Cs-134m	1000	*	Gd-153	10		Ir-192	1
Cs-135	100		Gd-159	100	*	Ir-194	100	*
Cs-136	1		Tb-160	1		Pt-191	10
Cs-137	0,1		Dy-165	1000	*	Pt-193m	1000
Pt-197	1000	*	U-231	100		Cm-242	10
Pt-197m	100	*	U-232	0,1		Cm-243	1
Au-198	10		U-233	1		Cm-244	1
Au-199	100		U-236	10		Cm-245	0,1
Hg-197	100		U-237	100		Cm-246	0,1
Hg-197m	100		U-239	100	*	Cm-247	0,1
Hg-203	10		U-240	100	*	Cm-248	0,1
Tl-200	10		Np-237	1		Bk-249	100
Tl-201	100		Np-239	100		Cf-246	1000
Tl-202	10		Np-240	10	*	Cf-248	1
Tl-204	1		Pu-234	100	*	Cf-249	0,1
Pb-203	10		Pu-235	100	*	Cf-250	1
Bi-206	1		Pu-236	1		Cf-251	0,1
Bi-207	0,1		Pu-237	100		Cf-252	1
Po-203	10	*	Pu-238	0,1		Cf-253	100
Po-205	10	*	Pu-239	0,1		Cf-254	1
Po-207	10	*	Pu-240	0,1		Es-253	100
At-211	1000		Pu-241	10		Es-254	0.1
Ra-225	10		Pu-242	0,1		Es-254m	10
Ra-227	100		Pu-243	1000	*	Fm-254	10000	*
Th-226	1000		Pu-244	0,1		Fm-255	100	*
Th-229	0,1		Am-241	0,1
Pa-230	10		Am-242	1000	*
Pa-233	10		Am-242m	0,1
U-230	10		Am-243	0,1

* Chu kỳ bán rã nhỏ hơn 01 ngày.

II. Mức thanh lý đối với nhân phóng xạ có nguồn gốc tự nhiên

Nhân phóng xạ	Nồng độ hoạt độ (Bq/g)
K-40	10
Tất cả các nhân phóng xạ có nguồn gốc tự nhiên khác	1

Ghi chú:

Trường hợp chất thải chứa hỗn hợp các nhân phóng xạ, công thức sau sẽ được áp dụng:

Trong đó, Ci là nồng độ hoạt độ (Bq/g) có trong chất thải của nhân phóng xạ i;

Xi là mức thanh lý đối với nhân phóng xạ i;

n là số nhân phóng xạ có trong chất thải.

PHỤ LỤC III

MỨC CHO PHÉP THẢI RA MÔI TRƯỜNG
(Ban hành kèm theo Thông tư số 22/2014/TT-BKHCN ngày 25 tháng 8 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Bảng 1. Mức hoạt độ phóng xạ cho phép thải ra môi trường đối với chất thải dạng khí

Đồng vị	Mức thải hàng năm (Bq/năm)	Đồng vị	Mức thải hàng năm (Bq/năm)
H-3	1 x 10¹¹	Y-90	1 x 10¹⁰
C-14	1 x 10¹⁰	Mo-99	1 x 10⁹
Na-22	1 x 10⁶	Tc-99	1 x 10⁷
Na-24	1 x 10⁹	Tc-99m	1 x 10¹¹
P-32	1 x 10⁸	In-111	1 x 10⁹
S-35	1 x 10⁸	I-123	1 x 10¹⁰
Cl-36	1 x 10⁷	I-125	1 x 10⁸
K-42	1 x 10¹⁰	I-131	1 x 10⁸
Ca-45	1 x 10⁸	Xe-127	1 x 10¹¹
Ca-47	1 x 10⁹	Xe-133	1 x 10¹²
Cr-51	1 x 10⁹	Pm-147	1 x 10¹⁰
Fe-59	1 x 10⁸	Er-169	1 x 10¹⁰
Co-57	1 x 10⁹	Au-198	1 x 10⁹
Co-58	1 x 10⁹	Hg-197	1 x 10¹⁰
Ga-67	1 x 10¹⁰	Hg-203	1 x 10⁸
Se-75	1 x 10⁸	Tl-201	1 x 10¹⁰
Sr-85	1 x 10⁸	Ra-226	1 x 10⁶
Sr-89	1 x 10⁸	Th-232	1 x 10⁵

Ghi chú:

Trường hợp khí thải chứa hỗn hợp các nhân phóng xạ, công thức sau sẽ được áp dụng:

Trong đó, Ci là hoạt độ (Bq/năm) có trong chất thải được thải ra môi trường trong năm của nhân phóng xạ i;

Xi là mức cho phép thải ra môi trường trong năm (Bq/năm) đối với nhân phóng xạ i;

n là số nhân phóng xạ có trong chất thải được thải ra môi trường trong năm.

Bảng 2. Mức hoạt độ phóng xạ cho phép thải ra môi trường đối với chất thải dạng lỏng

Đồng vị	Mức thải hàng năm (Bq/năm)	Đồng vị	Mức thải hàng năm (Bq/năm)
H-3	1 x 10¹²	Sr-89	1 x 10⁹
C-14	1 x 10¹⁰	Y-90	1 x 10¹⁰
Na-22	1 x 10⁵	Mo-99	1 x 10⁸
Na-24	1 x 10⁸	Tc-99	1 x 10¹⁰
P-32	1 x 10⁶	Tc-99m	1 x 10⁹
S-35	1 x 10⁹	In-111	1 x 10⁸
Cl-36	1 x 10¹⁰	I-123	1 x 10⁹
K-42	1 x 10⁹	I-125	1 x 10⁸
Ca-45	1 x 10¹⁰	I-131	1 x 10⁷
Ca-47	1 x 10⁸	Pm-147	1 x 10¹⁰
Cr-51	1 x 10⁸	Er-169	1 x 10¹⁰
Fe-59	1 x 10⁶	Au-198	1 x 10⁸
Co-57	1 x 10⁹	Hg-197	1 x 10⁹
Co-58	1 x 10⁸	Hg-203	1 x 10⁷
Ga-67	1 x 10⁸	Tl-201	1 x 10⁸
Se-75	1 x 10⁶	Ra-226	1 x 10⁶
Sr-85	1 x 10⁶	Th-232	1 x 10⁶

Ghi chú:

Trường hợp chất thải chứa hỗn hợp các nhân phóng xạ, công thức sau sẽ được áp dụng:

Trong đó, Ci là hoạt độ (Bq/năm) có trong chất thải được thải ra môi trường trong năm của nhân phóng xạ i;

Xi là mức cho phép thải ra môi trường trong năm (Bq/năm) đối với nhân phóng xạ i;

n là số nhân phóng xạ có trong chất thải được thải ra môi trường trong năm.

PHỤ LỤC IV

MỨC NỒNG ĐỘ HOẠT ĐỘ PHÓNG XẠ VÀ NHIỄM BẨN PHÓNG XẠ BỀ MẶT CỦA KIM LOẠI CHO PHÉP ĐƯỢC TÁI CHẾ

(Ban hành kèm theo Thông tư số 22/2014/TT-BKHCN ngày 25 tháng 8 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Đồng vị	Nồng độ hoạt độ (Bq/g)	Mức nhiễm bẩn bề mặt (Bq/cm²)	Đồng vị	Nồng độ hoạt độ (Bq/g)	Mức nhiễm bẩn bề mặt (Bq/cm²)
H-3	1000	100000	Zr-95	1	10
C-14	100	1000	Nb-93m	1000	10000
Na-22	1	10	Nb-94	1	10
S-35	1000	1000	Mo-93	100	1000
Cl-36	10	100	Tc-97	1000	1000
K-40	1	100	Tc-97m	1000	1000
Ca-45	1000	100	Tc-99	100	1000
Sc-46	1	10	Ru-106	1	10
Mn-53	10000	100000	Ag-108m	1	10
Mn-54	1	10	Ag-110m	1	10
Fe-55	10000	10000	Cd-109	10	100
Co-56	1	10	Sn-113	1	100
Co-57	10	100	Sb-124	1	10
Co-58	1	10	Sb-125	10	100
Co-60	1	10	Te-123m	10	100
Ni-59	10000	10000	Te-127m	100	100
Ni-63	10000	10000	I-125	1	100
Zn-65	1	100	I-129	1	10
As-73	100	1000	Cs-134	1	10
Se-75	1	100	Cs-135	10	1000
Sr-85	1	100	Cs-137	1	100
Sr-90	10	10	Ce-139	10	100
Y-91	10	100	Ce-144	10	10
Zr-93	10	100	Pm-147	10000	1000
Sm-151	10000	1000	U-236	10	1
Eu-152	1	10	U-238	1	1
Eu-154	1	10	Np-237	1	0,1
Eu-155	10	1000	Pu-236	1	0,1
Gd-153	10	100	Pu-238	1	0,1
Tb-160	1	10	Pu-239	1	0,1
Tm-170	100	1000	Pu-240	1	0,1
Tm-171	1000	10000	Pu-241	10	10
Ta-182	1	10	Pu-242	1	0,1
W-181	100	1000	Pu-244	1	0,1
W-185	1000	1000	Am-241	1	0,1
Os-185	1	10	Am-242m	1	0,1
Ir-192	1	10	Am-243	1	0,1
Tl-204	1000	1000	Cm-242	10	1
Pb-210	1	1	Cm-243	1	0,1
Bi-207	1	10	Cm-244	1	0,1
Po-210	1	0,1	Cm-245	1	0,1
Ra-226	1	0,1	Cm-246	1	0,1
Ra-228	1	1	Cm-247	1	0,1
Th-228	1	0,1	Cm-248	1	0,1
Th-229	1	0,1	Bk-249	100	100
Th-230	1	0,1	Cf-248	10	1
Th-232	1	0,1	Cf-249	1	0,1
Pa-231	1	0,1	Cf-250	1	0,1
U-232	1	0,1	Cf-251	1	0,1
U-233	1	1	Cf-252	1	0,1
U-234	1	1	Cf-254	1	0,1
U-235	1	1	Es-254	10	1

Ghi chú:

1. Giá trị nồng độ hoạt độ của khối kim loại để so sánh với giá trị nồng độ hoạt độ cho trong bảng sẽ được tính trung bình cho kết quả đo với mẫu được lấy ngẫu nhiên với khối lượng khoảng 200 kg.

2. Giá trị mức nhiễm bẩn bề mặt của khối kim loại để so sánh với giá trị mức nhiễm bẩn bề mặt cho trong bảng sẽ được tính trung bình cho kết quả đo với mẫu được lấy ngẫu nhiên với diện tích bề mặt khoảng 1 m².

3. Trường hợp kim loại nhiễm bẩn bởi nhiều nhân phóng xạ, mức cho phép để kim loại được tái chế sẽ được tính theo công thức:

Trong đó, Ci là nồng độ hoạt độ và mức nhiễm bẩn bề mặt của kim loại đối với nhân phóng xạ i

Xi là mức nồng độ hoạt độ và mức nhiễm bẩn bề mặt đối với nhân phóng xạ i cho phép kim loại được tái chế

n là số các nhân phóng xạ có trong kim loại

4. Mức hoạt độ phóng xạ cho phép nêu trên không áp dụng cho chất thải là vật liệu tổng hợp như cáp điện. Các vật liệu này phải được phân tách riêng thành phần kim loại và phần phi kim loại trước khi áp dụng tiêu chuẩn về mức tái chế cho phần kim loại.

PHỤ LỤC V

MẪU BIÊN BẢN, BÁO CÁO
(Ban hành kèm theo Thông tư số 22/2014/TT-BKHCN ngày 25 tháng 8 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Mẫu 1. Biên bản giao nhận chất thải phóng xạ

Mẫu 2. Báo cáo kết quả xuất khẩu nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

Mẫu 3. Biên bản giao nhận nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

Mẫu 4. Báo cáo tiếp nhận chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng tại cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ.

Mẫu 1
22/2014/TT-BKHCN

CỘNG HÒA XÃ HỘI CHỦ NGHĨA VIỆT NAM
Độc lập - Tự do - Hạnh phúc
---------------

BIÊN BẢN GIAO NHẬN CHẤT THẢI PHÓNG XẠ

I. Thông tin CTPX chuyển giao

Số kiện CTPX giao nhận:........................................................................................

Số nhận dạng của từng kiện CTPX:

- Kiện số 1:

- Kiện số 2

- ………..

II. Bên giao CTPX

Tên của tổ chức, cá nhân giao CTPX:....................................................................

Địa chỉ:....................................................................................................................

Điện thoại:…………………………….. Fax:.............................................................

Tên người chịu trách nhiệm:...................................................................................

Địa chỉ nơi giao CTPX cho bên vận chuyển:..........................................................

Ngày, giờ giao CTPX cho bên vận chuyển............................................................

II. Bên vận chuyển CTPX

Tên của tổ chức, cá nhân vận chuyển CTPX:......................................................

Địa chỉ:....................................................................................................................

Điện thoại: ……………………………… Fax:.....................................................

Tên người chịu trách nhiệm:...................................................................................

Số đăng ký phương tiện vận chuyển:......................................................................

Địa chỉ nơi nhận CTPX:..........................................................................................

Địa chỉ nơi giao CTPX:...........................................................................................

Ngày, giờ nhận CTPX từ bên giao:……….............................................................

Ngày, giờ giao CTPX cho bên tiếp nhận: ...............................................................

III. Bên tiếp nhận CTPX

Tên tổ chức, cá nhân tiếp nhận CTPX:....................................................................

Địa chỉ:....................................................................................................................

Điện thoại:............................................ Fax:..........................................................

Tên người chịu trách nhiệm:...................................................................................

Địa chỉ nơi nhận CTPX từ bên vận chuyển:............................................................

Ngày, giờ nhận CTPX từ bên vận chuyển:..............................................................

Bên tiếp nhận đã nhận đầy đủ kiện chất thải phóng xạ với các thông tin nêu tại mục I Biên bản.

Biên bản này được lập thành 03 bản, mỗi bên giữ 01 bản, có giá trị pháp lý như sau.

ĐẠI DIỆN
BÊN GIAO CTPX
(Ký tên, đóng dấu)

ĐẠI DIỆN
BÊN VẬN CHUYỂN CTPX
(Ký tên, đóng dấu)

ĐẠI DIỆN
BÊN TIẾP NHẬN CTPX
(Ký tên, đóng dấu)

Mẫu 2
22/2014/TT-BKHCN

TỔ CHỨC/CÁ NHÂN BÁO CÁO -------	CỘNG HÒA XÃ HỘI CHỦ NGHĨA VIỆT NAM Độc lập - Tự do - Hạnh phúc ---------------
Số: ......../BC-........	..., ngày ...tháng...năm...

BÁO CÁO KẾT QUẢ XUẤT KHẨU NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG

Kính gửi:

- Cục An toàn bức xạ và hạt nhân
- Sở Khoa học và Công nghệ tỉnh/thành phố …

1. Tên tổ chức, cá nhân báo cáo: ..........................................................................

2. Địa chỉ: .............................................................................................................

3. Điện thoại: ......................................Fax: ..........................................................

4. Người quản lý của tổ chức khai báo:

Họ và tên: .................................................Chức vụ: .......................................

Điện thoại: ............................................................................................

Báo cáo kết quả xuất khẩu NPX đã qua sử dụng như sau:

Tên NPX:.................................................................................................................

Số xêri (series No.):.................................................................................................

Mã hiệu (Model): ....................................................................................................

Hoạt độ phóng xạ: ………..mCi ( .MBq) Ngày đo: ........................................

Tình trạng của NPX:

ˆ Còn nguyên vẹn, không rò rỉ phóng xạ

ˆ Bị rò rỉ phóng xạ

Số giấy phép xuất khẩu NPX:……….. Ngày cấp: ........……...............

Ngày đã xuất khẩu NPX ra khỏi Việt Nam: .................................……

Nước nhận NPX:.....................................................................................................

Nơi nhận NPX:........................................................................................................

Tài liệu kèm theo:

+ Bản sao chứng từ xác nhận NPX đã thực xuất của cơ quan hải quan.

LÃNH ĐẠO ĐƠN VỊ
(Ký tên, đóng dấu)

Mẫu 3
22/2014/TT-BKHCN

CỘNG HÒA XÃ HỘI CHỦ NGHĨA VIỆT NAM
Độc lập - Tự do - Hạnh phúc
---------------

BIÊN BẢN GIAO NHẬN NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG

I. Thông tin NPX chuyển giao

1. Nguồn thứ nhất

Tên NPX:.................................................................................................................

Số xêri (series No.):.................................................................................................

Mã hiệu (Model): ....................................................................................................

Hoạt độ phóng xạ: ………..mCi (.....MBq) Ngày đo: .....................................

Tình trạng của NPX hiện nay:

ˆ Còn nguyên vẹn, không rò rỉ phóng xạ

ˆ Bị rò rỉ phóng xạ

2. Nguồn thứ hai

Tên NPX:.................................................................................................................

Số xêri (series No.):.................................................................................................

Mã hiệu (Model): ....................................................................................................

Hoạt độ phóng xạ: ………..mCi (.....MBq) Ngày đo: .....................................

Tình trạng của NPX hiện nay:

ˆ Còn nguyên vẹn, không rò rỉ phóng xạ

ˆ Bị rò rỉ phóng xạ

................

II. Bên giao NPX (NPX)

Tên của tổ chức, cá nhân giao NPX:.......................................................................

Địa chỉ:....................................................................................................................

Tên người chịu trách nhiệm:...................................................................................

Điện thoại:............................................ Fax:...........................................................

Địa chỉ nơi giao NPX cho bên vận chuyển:............................................................

Ngày, giờ giao NPX cho bên vận chuyển: .............................................................

III. Bên vận chuyển NPX

Tên của tổ chức, cá nhân vận chuyển NPX:............................................................

Địa chỉ:....................................................................................................................

Tên người chịu trách nhiệm:...................................................................................

Điện thoại:............................................ Fax:...........................................................

Số đăng ký phương tiện vận chuyển:......................................................................

Địa chỉ nơi nhận NPX:............................................................................................

Địa chỉ nơi giao NPX:.............................................................................................

Ngày, giờ nhận NPX từ bên giao:...........................................................................

Ngày giao NPX cho bên tiếp nhận: ........................................................................

IV. Bên tiếp nhận NPX

Tên tổ chức, cá nhân tiếp nhận NPX:......................................................................

Địa chỉ:....................................................................................................................

Tên người chịu trách nhiệm:...................................................................................

Điện thoại:............................................ Fax:...........................................................

Địa chỉ nơi nhận NPX từ bên vận chuyển:..............................................................

Ngày, giờ nhận NPX từ bên vận chuyển:................................................................

Bên tiếp nhận đã nhận đầy đủ nguồn phóng xạ với các thông tin nêu tại mục I Biên bản.

Biên bản này được lập thành 03 bản, mỗi bên giữ 01 bản, có giá trị pháp lý như sau.

ĐẠI DIỆN
BÊN GIAO NPX
(Ký tên, đóng dấu)

ĐẠI DIỆN
BÊN VẬN CHUYỂN NPX
(Ký tên, đóng dấu)

ĐẠI DIỆN
BÊN TIẾP NHẬN NPX
(Ký tên, đóng dấu)

Mẫu 4
22/2014/TT-BKHCN

TỔ CHỨC/CÁ NHÂN BÁO CÁO -------	CỘNG HÒA XÃ HỘI CHỦ NGHĨA VIỆT NAM Độc lập - Tự do - Hạnh phúc ---------------
Số: ......../BC-........	..., ngày ...tháng...năm...

BÁO CÁO TIẾP NHẬN CHẤT THẢI PHÓNG XẠ, NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG

Kính gửi:

- Cục An toàn bức xạ và hạt nhân
- Sở Khoa học và Công nghệ tỉnh/thành phố …

1. Tên tổ chức, cá nhân báo cáo: ............................................................................

2. Địa chỉ: ...............................................................................................................

3. Điện thoại: ..........................................Fax: ........................................................

4. Người quản lý của tổ chức khai báo:

Họ và tên:

.................................................................................................................................

Chức vụ:

.................................................................................................................................

Điện thoại:

.................................................................................................................................

Báo cáo việc tiếp nhận CTPX / NPX đã qua sử dụng như sau:

A. Thông tin tiếp nhận CTPX

Số kiện CTPX tiếp nhận:.........................................................................................

Số nhận dạng của từng kiện CTPX:

- Kiện số 1:

- Kiện số 2

- ………..

Chủ nguồn CTPX:...................................................................................................

Ngày tiếp nhận vào cơ sở:.......................................................................................

B. Thông tin NPX đã qua sử dụng được tiếp nhận:

Tên NPX:

.................................................................................................................................

Số xêri (series No.):.................................................................................................

Mã hiệu (Model): ...................................................................................................

Hoạt độ phóng xạ: ……….....mCi ( .MBq) Ngày đo:....................................

Chủ NPX đã qua sử dụng: ......................................................................................

Ngày tiếp nhận vào cơ sở: ......................................................................................

Tài liệu kèm theo:

+ Bản sao biên bản giao nhận NPX.

LÃNH ĐẠO ĐƠN VỊ
(Ký tên, đóng dấu)

PHPWord

MINISTRY OF SCIENCE AND TECHNOLOGY -------	SOCIALIST REPUBLIC OF VIETNAM Independence - Freedom - Happiness ---------------
No.: 22/2014/TT-BKHCN	Hanoi, 25 August, 2014

CIRCULAR

ON THE MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTES AND USED RADIOACTIVE SOURCES

Pursuant to the Law on Atomic Energy dated 3 June 2008;

Pursuant to governmental Decree No. 20/2013/NĐ-CP dated 26 February 2013 regulating the functions, duties, authority and organizational structure of the Ministry of Science and Technology;

As proposed by the Directors of Vietnam Agency for Radiation & Nuclear Safety and Department of Legal Affairs;

The Minister of Science and Technology hereby promulgates this Circular regulating the management of radioactive waste and used radioactive sources.

Chapter I

GENERAL PROVISIONS

Article 1. Governing scope and regulated subjects

1. This Circular regulates the principles and requirements applicable to the management of radioactive waste and used radioactive sources [“the waste and sources”], responsibilities of related organizations and/or individuals for the management of the waste and sources, except the following issues:

a) Management of used nuclear materials;

b) Management of the waste containing naturally occurring radioactive materials (NORM waste) generated from mining and/or processing of ores, minerals and petroleum mining;

c) Burial of radioactive waste and used radioactive sources.

2. This Circular is applicable to the organizations and/or individuals conducting such activities in Vietnam that generate the radioactive wastes and used radioactive sources and are related to the management of the waste and/or sources.

Article 2. Terminology explanation

The terms herein and hereunder are interpreted as follows:

1. Radioactive waste means the waste that contains radioactive nuclei or the materials contaminated with radioactive nuclei with higher radioactivity level than the disposal level as defined herein and compulsorily requiring to be disposed of. Radioactive waste does not include the used radioactive sources.

2. Used radioactive source means the sealed radioactive source that an organization and/or individual possessor no longer uses for licensed radiation and has no intention to continue using for any other purposes or not licensed for use by Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety [“VARANS”].

3. Radiobiological waste means the biological waste that contains or is contaminated with the radioactive nuclei with higher radioactivity level than the disposal level. Biological waste includes the biodegradable and biomedical waste.

Biodegradable waste means the waste degradable after a period of time, turning into a stem compound due to microorganisms. This type of waste includes living solid waste generated from grass, plants, food, paper, degradable plastic, human and/or animal waste.

Biomedical waste means the waste likely to decompose or carry infections which is produced from health check and/or treatment at health facilities, medical laboratories and mortuaries. This type of waste includes waste materials and/or utilities discharged from the mentioned facilities such as medical cotton, bandages, compresses, clothes, gloves, syringe needles, syringes, human and/or animal tissues.

4. Radioactive waste source owner means the organization and/or individual who is licensed to carry out radioactive activities whereby the radioactive waste is generated due to the nature of such radiation activities or a radioactive waste generating incident negligently occurs during problem solving.

5. Used radioactive source owner means the organization and/or individual who creates the used radioactive source from the licensed radioactive activities.

6. Radioactive waste storage enterprise means the enterprise that is licensed by Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety to carry out irradiation activities for treatment and storage of radioactive waste and/or used radioactive sources.

7. Liquidation level means the value of specific activity of radionuclides therefrom if a radionuclide-containing waste has smaller specific activity than or equal to it, such waste will not be considered causing radioactive harms to human and environment and be handled as non-radioactive waste.

Article 3. Management principles applicable to radioactive wastes and/or used radioactive sources

1. Radioactive waste shall be managed in such a way to ensure human and environmental safety since it is generated until it is permissibly disposed as non-hazardous waste or buried or recycled in case of contaminated metal. Used radioactive sources shall be managed in a such a way to ensure human and environmental safety until they are returned to foreign manufacturers, suppliers or buried.

2. Radioactive waste and/or used radioactive sources shall be managed closely to ensure not to harm human and environment, presently and in the future, be ensured that the total radioactivity affecting the radioactivation operators and the public shall not exceed the limit value defined in Circular No. 19/2012/TT-BKHCN dated 8 November 2012 issued by the Minister of Science and Technology, regulating radiation safety control and assurance in occupational exposure and public exposure.

3. Used radioactive sources shall be returned to foreign manufacturers or suppliers in case such manufacturers and/or suppliers wish to receive them.

4. The management of radioactive waste in which harmful non-radioactive properties still exist shall conform not only the regulations herein but also other legal regulations related to harmful waste management.

5. The waste containing radionuclides generated from a radiation activity may be permissibly discharged directly to environment, provided that the specific activity of such waste is not higher than the liquidation level or total activity of the radionuclides in the gas and/or liquid properties of the waste shall not exceed the radioactivity permitted by related governmental authorities for being discharged to the environment, and the disposal of the mentioned waste requires permit in accordance with the license for radioactive activities.

6. The contaminated objects, which are iron, copper, lead, aluminium (hereafter referred to as “contaminated metal”), and the products melted directly from the mentioned metal may be used in recycling if radionuclide specific activity of such metal and the surface contamination level of the metal is lower or equal to the recycling-permitting level as defined in Appendix IV herein.

7. It is prohibited to add non-radioactive agents to the radioactive waste to reduce specific activity of such waste so that the waste can meet environmental disposal or recycling standards.

Chapter II

REQUIREMENTS FOR MANAGING THE RADIOACTIVE WASTE, USED RADIOACTIVE SOURCES

Article 4. Radioactive waste collection

1. Solid radioactive waste shall be collected, separated from the non-radioactive wastes and classified according to the half-life of radionuclides, radioactivity of the waste and physio-chemical characteristics of the waste (combustible wastes, compressible wastes, metal or bio-wastes) in accordance with the regulation on radioactive waste classification defined in Appendix I herein so as to support the management stage. Solid radioactive waste collection shall adhere to the following requirements:

a) Solid proactive waste shall be collected and classified separately;

b) When collecting solid radioactive waste contained in containers, the containers must have covers which can be opened/controlled by foot, be lined with bags or plastic bags inside, be appropriately covered to protect radioactive workers from radiation exposure, and bear the radioactive warning sign on the outside. Radioactive waste bags shall be in different colors for different radioactive wastes;

c) Upon collecting, solid radioactive waste boxes, bags shall be packed with care, labeled for identification before being relocated to a temporary storage area, label information shall be as follows:

- Identification number of the boxes, bags;

- Radionuclides found in the waste;

- Waste classification;

- Waste-generating source;

- Other potentially harmful factors (e.g. chemically, pathogenically, combustibly, explosively);

- Radiation dose rate on the surfaces of boxes, bags and measurement date.

d) Collected solid radioactive waste shall be documented with the following information:

- Quantity of collected solid radioactive waste;

- Identification information of every box, bag which contains radioactive waste;

- Storage date.

2. Liquid radioactive waste (hereafter referred to as “radioactive wastewater”) shall be collected and separated from the non-radioactive wastewater and conducted to storage tanks or containers. Radioactive wastewater collection shall adhere to the following requirements:

a) If barrels are used for containing wastewater, such barrels shall be appropriately covered to prevent radiation exposure to the operators and leaking to the environment. A barrel collecting radioactive wastewater shall be housed in a metal barrel, with an absorbable substance in between to absorb leaking water. Both barrels shall be tightly closed, labeled with radiation warning;

b) The containers for collecting radioactive wastewater shall have identification labels in accordance with the regulation applicable to the boxes and/or bags for collecting solid waste before the waste is relocated to temporary storage;

c) Radioactive wastewater reservoirs shall be located and designed in such a way that conforms to the requirements defined in Clause 5 of Article 9 herein.

d) Collected radioactive wastewater shall be documented and filed with the following information:

- Number of collected radioactive wastewater containers and identification information of each container;

- Volume of collected radioactive wastewater (m3) and collection date ;

- Key radionuclides found in the wastewater and its origin.

3. Collected radioactive waste shall be stored, treated, conditioned, discharged into the environment or relocated as defined in Articles 5, 6, 7, 8 and 9 herein.

Article 5. Waste disposal to the environment

1. Radionuclide-containing gas waste generated from the facilities which use radioactive substances in medicine, industry and researches shall be filtered and controlled to ensure that the quantity of radionuclides in the mentioned waste gas to be discharged to the environment does not exceed the regulated permissible limit as defined in Table 01 of Appendix III herein under normal operation conditions. Discharge of the gas waste to the environment from the related facilities shall require permission based on the radioactive activity license.

2. Radionuclide-containing gas waste generated from nuclear power plants, research nuclear reactors shall be treated to eliminate radioactive constituents to ensure that the dose of public exposure due to the discharge of gas waste and wastewater to the environment from the mentioned facilities [plants and/or reactors] does not exceed 100 µSv/year. Gas waste discharged from the related facilities shall required permission based on the radioactive activity license, and the volume of the waste gas discharged to the environment, its radioactivity will be measured, inspected and documented.

3. Solid radioactive waste, categorized as the low-level and/or very-short-lifespan waste, shall be stored at the related facilities and left disintegrating until it reaches such an specific activity that is smaller or equal to the liquidation level as defined in Appendix II herein before it is discharged as unharmful waste.

4. Radioactive wastewater from health, industrial and research facilities, where radioactive substances are used, shall be stored at such facilities for disintegration or treated to eliminate the radioactive substances, ensuring that the radionuclides in the wastewater shall not exceed the regulated level as defined in Table 2 of Appendix III herein.

5. Radioactive wastewater from nuclear power plants, research nuclear reactors shall be treated to eliminate the radioactive properties, ensuring that the wastewater discharged from the facilities to the environment shall adhere to the regulation on the radioactivity rate exposed to the public as defined in Clause 2 of this Article.

6. The process of disposing radionuclide-containing solid waste and wastewater to the environment requires the permission based on the radioactive activity license and every disposal shall be documented with the following information:

a) Form (solid or liquid) and quantity of the waste, wastewater (kg or m3) disposed to the environment;

b) Radionuclide properties of the waste;

c) Disposal process and location;

d) Measurement method and results for checking the radioactivity of the waste when it is disposed of to the environment.

7. Once the disposal of radionuclide-containing waste to the environment exceeds the permissible limit, the radioactive waste owner shall investigate the causes and apply required measures to improve the consequences, and within 5 working days since the day the excessive disposal incident happens, written reports shall be sent to Vietnam Agency for Radiation & Nuclear Safety and the Department of Science & Technology of the area where radioactive-waste-generating radiation activities take place.

Article 6. Transfer of the radioactive wastes, used radioactive sources

1. Transfer of radioactive waste to the storage facilities shall adhere to the following requirements:

a) Signed radioactive waste transfer agreement between the transferor and the transferee, in which full names, addresses of both parties, information and quantity of the radioactive waste, identification number of each package of radioactive waste, clear indication of the post-transfer in-charge managerial organization and/or individual towards such waste are indicated.

b) The transferer shall be financially liable to the treatment and/or storage costs, under sharing basis, incurred to the radioactive waste storage party;

c) Legal regulations related to radioactive material transport permit shall be adhered to;

d) Delivery of radioactive waste shall be documented (3 copies) as per Form No. 01 in Appendix V herein, signed by the transferer, the courier and the transferee/recipient; 01 copy is kept by each party;

dd) The delivery shall be checked and confirmed by the related parties, ensuring that radioactive waste is transferred properly in terms of quantity, category and to the right address of the contractual transferee;

e) Within 5 working days since the completion day of the radioactive waste transfer, the waste owner shall send copies of the minutes on radioactive waste transfer to Vietnam Agency for Radiation & Nuclear Safety and the Department of Science & Technology, one for each agency, of the area where radiation activities causing radioactive waste take place.

2. Transfer of contaminated metal to the recycling facilities shall be documented and filed with the following information:

a) Metal type;

b) Transfer quantity;

c) Codes of the transfer batches;

d) Inspection results of the contamination of the radioactive waste;

dd) Transfer date and names, addresses of the transferer and the transferee.

3. Transfer of the used radioactive source to the foreign manufacturer or supplier shall adhere to the following requirements:

a) Signed contract between the Vietnamese transferer and the foreign transferee, with names, addresses of both parties, information on the name, radioactivity, model and serial number of the radioactive source clearly indicated;

b) Legal regulations on radioactive source transport, export permit application shall be adhered to;

c) Within 5 working days since the completion date of the export customs procedure for the radioactive source, the owner of the used radioactive source shall send a report on the used radioactive source export, following Form No. 2 in Appendix V herein, and copies of the proofs verifying the actual export of the radioactive source by the customs authority, to Vietnam Agency for Radiation & Nuclear Safety and the Department of Science & Technology of the area where the radioactive source is used in case such source is used at a fixed location, or the Department of Science & Technology of the area where the head office of the used radioactive source owner is located in case the radioactive source is used at different locations.

4. Transfer of the used radioactive source to another organization and/or individual or a storage facility shall adhere to the following requirements:

a) Signed radioactive source transfer contract, in which the names, addresses of the transferer and transferee, information on the name, radioactivity, model, serial number of the radioactive source, and the organization and/or individual responsible for post-transfer safety and/or security management of the radioactive source are clearly specified;

b) In case the used radioactive source is transferred to a storage facility, the transferer shall be financially liable for the storage costs incurred to the storage facility under sharing basis;

c) Legal regulations on radioactive material transport permit application shall be adhered to;

d) Transfer of the used radioactive source shall be documented (3 copies), following Form No. 3 in Appendix V herein, signed by the representatives of the transferer, transportation party and the transferer; 01 copy is kept by each party;

dd) The transfer shall be checked and confirmed by the related parties, ensuring that radioactive waste is transferred properly in terms of quantity, category and to the right address of the contractual transferee;

e) Within 5 working days since the completion day of the radioactive source transfer, the used radioactive source owner shall send copies of the minutes on radioactive source transfer to Vietnam Agency for Radiation & Nuclear Safety and the Department of Science & Technology, one for each agency, as defined in Point c of Clause 3 of this Article.

Article 7. Radioactive waste treatment

1. Solid radioactive waste, but not categorized as the low-level and/or very-short-lifespan waste, shall be treated in accordance with its characteristics before being conditioned and be stored as follows:

a) Solid radioactive waste shall be compressed or pressed to decrease the volume if it is determined to be the waste compressible and/or able to be pressed and ensure that:

- The waste does not contain any constituent likely to cause chemical reactions or damage the waste package when being conditioned;

- No radioactive source is found in the waste.

- The constituents likely to cause disease transmission have been removed from the waste or sterilized;

- Pressurized cylinders are not found in the waste;

- The waste is dried prior to compression, pressing.

b) Solid radioactive waste shall be burned if it is determined to be a combustible waste and:

- Radioactive sources are not found in the waste;

- Pressurized barrels are not found in the waste;

- The technology which can control complete combustion of wet materials and waste gas treatment to the level disposable to the environment is available;

- The management solution for generated radioactive ash.

2. The radionuclide-containing radioactive wastewater with half-life ≥ 100 days shall be treated to separate radionuclides from the wastewater, ensuring the radioactivity remained in the wastewater to be lower or equal to the environmental disposal level after being treated as defined in Appendix II herein. Treatment of the radioactive wastewater shall ensure that:

a) The treatment method is appropriate with the characteristics of the radioactive wastewater;

b) The secondary waste elements, created from the radioactive wastewater treatment, shall be treated and conditioned in accordance with the requirements applicable to solid radioactive waste.

3. Radiobiological waste shall be sterilized with gas, radiation, and microbially controlled with chemicals, heat treated before the treatment measures defined in Clauses 1 and 2 of this Article are applied.

Article 8. Conditioning of radioactive wastes and used radioactive sources

1. After being treated, the solid radioactive waste shall be conditioned to form a conditioned radioactive waste load and the used radioactive source shall be conditioned to form a conditioned used radioactive source or stored in related container for transportation, long storage, minimizing the leaking of the radioactive materials to the environment and alleviating human harm. Various radioactive wastes shall be conditioned to form a particularly conditioned load.

2. Radioactive waste shall be conditioned by freezing the treated waste in a material load (such as cementation, bituminization, polymerization…) before housing it in a container and covering it (e.g. housed by a drum) to form a conditioned radioactive waste load.

3. Conditioned radioactive waste load shall meet the following requirements:

a) The radioactive waste load shall have the maximum surface radiation dose rate of not over 2 mSv/h (200 mrem/h) and not over 0.1 mSv/h (10 mrem/h) at the area 1 meter away from its surface; average surface contamination of not over 4 Bq/cm2 for the materials radiating beta, gamma, alpha with low toxicity and not over 0.4 Bq/cm2 for other alpha-radiating materials;

b) Every conditioned radioactive waste load shall be marked with radioactivity sign, labeled and noted in the information sheet filed in the storage record to ensure long-term management and accessibility. Labels on the conditioned radioactive waste loads shall include the following information:

- Identification number of the load;

- The load weight;

- Maximum radiation dose rate on the load’s surface and 1 meter from such surface, surface contamination level and measurement date.

Information sheet of the conditioned radioactive waste load filed in the storage record shall include not only the information indicated on the load’s label but also the following additional information:

- Origin of the load’s radioactive waste;

- Form and design details of the radioactive waste load;

- Dimension and volume of the radioactive waste load;

- Radionuclides and radioactive concentration of the radioactive waste load;

- Quantity of the fissile materials found in the radioactive waste load;

- Other potential harms of the radioactive waste load;

4. Radioactive source, used radioactive radioactively leaked, shall be conditioned in the same manner as applied to radioactive waste to form the conditioned load of used radioactive source; used radioactive source, which remains intact, without radioactive leakage, may be stored in the related containers or conditioned in the same manner as applied to radioactive waste depending on the characteristics of such radioactive source and the choice of the storage facility. The conditioned load of used radioactive source and its container shall conform to the following requirements:

a) Adhering to the requirements applied to conditioned radioactive waste load as defined in Point a of Clause 3 of this Article;

b) Radioactive source container shall be safely locked to prevent the source from being illegitimately taken out of the container, protect the source from mechanical and/or fire, explosion effects;

c) Every conditioned load of used radioactive source, its container shall be marked with radiation warning sign, labeled and noted in the information sheet filed in the storage record to ensure long-term management and accessibility. Labels on the conditioned loads of used radioactive source and related containers shall include the following information:

- Identification number of the conditioned load of used radioactive source, related container;

- Maximum radioactivity dose rate on the load’s surface, 1 meter from the surface and surface contamination of the conditioned load of used radioactive source, related container and the measurement date.

- Information sheet of the conditioned load of used radioactive source, filed in the storage record, shall include not only the information indicated on the labels of the load and related container but also the following additional information:

- Names, serial numbers, radioactivity of the radioactive sources included in the conditioned load of used radioactive source, related container;

- Supplier or manufacturer of the radioactive sources;

- Owner of each used radioactive source.

6. Only organizations, individuals licensed for used radioactive waste and/or source treatment shall be entitled to conditioning, except the conditioning by storing such used waste/source in the radioactive source containers.

Article 9. Storage of radioactive wastes, used radioactive sources

1. After being collected to the containers, solid radioactive waste and wastewater shall be stored in the temporary storage at the facilities, where the waste is generated, to wait for disintegration before being disposed to the environment or being transported to the treatment, conditioning locations or to the radioactive waste storage facilities. If not collected to the container, radioactive wastewater shall be collected and stored in tanks to wait for treatment or disintegration. Once no longer used, the radioactive sources shall be stored in the temporary storage until they are transferred to other users, radioactive waste storage facilities or returned to the foreign manufacturers and/or suppliers.

2. Temporary storage of radioactive wastes and/or used radioactive sources shall be arranged and designed in such a way to conform to the following requirements:

a) The storage area shall be adequately large to house the collected boxes, bags, containers in order, for easy access when required and maintained below the critical level if nuclear materials are stored;

b) The storage shall be located at unfrequented locations, far from harmful material storage (e.g. explosion, combustible objects) and living water source, with one door, without window and firmly built; its wall surface and floor shall be made in decontaminative materials;

c) The enclosure design of the storage shall ensure that the radiation dose rates from external surfaces of the door and walls shall not exceed 0.5 µSv/h;

d) The storage shall be able to prevent flood, harms from nature (heat, moisture, rain);

dd) The storage door shall be equipped with security lock.

3. Conditioned radioactive waste loads, used conditioned radioactive source loads and used radioactive source containers shall be stored at the facilities licensed for radioactive waste storage.

4. The storage of conditioned radioactive waste loads, used conditioned radioactive source loads, used radioactive source containers, located at the storage facilities of radioactive wastes, shall be arranged and designed in the way that ensures:

a) The same requirements as applied to temporary storage of radioactive wastes as defined in Clause 2 of this Article;

b) Ventilation system to handle the radioactive gas and heat radiated from the stored radioactive waste loads;

c) Available fire and explosion prevention system;

d) Available appropriate equipment to collect leaked radioactive materials;

dd) Available appropriate loading equipment;

e) Protection fences, radioactive warning signboards;

g) Appropriate protection system.

5. Radioactive wastewater tank shall be designed in the way that ensures the following requirements:

a) Located at unfrequented locations and far from where effects of nature such as rain, floods can reach;

b) Capacity of the tank shall be appropriate with the volume of radioactive wastewater to be collected and estimated storage time;

c) The design shall ensure that the radiation dose rates from accessible outer surface of the tank shall not exceed 0.5 µSv/h, no radioactive wastewater leaked to the environment and underground water.

6. Radioactive waste storage facility shall frequently check the safety conditions of its radioactive waste storage and/or radioactive wastewater tanks, details are as follows:

a) Quarterly checks on the internal and external radiation doses of the storage, surrounding areas of the radioactive wastewater tanks;

b) Semi-annual checks on the leaking of radionuclides to the environment.

Article 10. Radioactive waste storage facility

1. A radioactive waste storage facility shall be designed and operated in accordance with the following general requirements:

a) Radioactive dose rates, leaking of radioactive materials to the environment shall be controlled at the lowest possible level; total personal radiation dose on a radioactive operator and/or the public shall not exceed 3/10 of the limit value as defined in Circular No. 19/2012/TT-BKHCN dated 8 November 2012 issued by the Minister of Science and Technology which regulates the control and assurance of radiation safety in occupational exposure and public exposure;

b) Various measures shall be applied to prevent any incidents during the operation;

c) Operation procedure of the facility shall include the following:

- Operation conditions and limits;

- Management system;

- Regulations on internal inspection;

- Regulations on staff training;

- Plans on radiation safety and security, supervision of radioactive material disposal to the environment;

- Acceptance standards applicable to radioactive waste loads;

- Plan for incident responses to minimize the damages once incident happens;

- Regulation on radioactive waste management document preparation and filing.

2. Radioactive waste storage facility shall be designed in a way to meeting the following specific requirements:

a) A location for used radioactive waste, source treatment and storage shall be far away from the office/ working area, crowded area, other harmful material storage areas;

b) Temporary storage area for radioactive waste, radioactive waste treatment area, area for radioactive waste conditioning and storage of conditioned waste loads, conditioned loads or used radioactive source containers.

c) Temporary storage of used radioactive wastes, sources and storage of conditioned waste loads, used conditioned radioactive sources, used radioactive source containers shall be designed in a way that ensure the requirements defined in Article 9 herein;

d) Adequate technical equipment and qualification for treatment, conditioning of radioactive wastes as regulated in Articles 7 and 8 herein.

Article 11. Documents about used radioactive waste, source management

1. The record regarding radioactive waste management shall be documented, updated, filed since the collection of radioactive waste until the disposal, recycling or storage of such waste at the storage facility.

2. The record regarding used radioactive source management shall be documented, updated, filed since the use suspension time of radioactive waste until the transfer or storage of such waste at the storage facility.

3. The record regarding used radioactive waste, source management shall include all the following information:

a) Statistics on radioactive waste: Information on the collected radioactive waste, disposal of such to the environment, transfer and receipt of such, and stored conditioned waste loads.

b) Used radioactive waste summary information: Identification information of the used radioactive source, information on transfer and receipt of such, stored conditioned loads and related container;

c) Safety evaluation report available by the radiation service license application time;

d) Design documents of radioactive waste tank, storage, treatment system.

dd) Results of inspection, evaluation of radiation rate and environmental radiation inspection;

e) Reports on incidents related to radioactive waste, used radioactive source management.

Chapter III

MANAGEMENT RESPONSIBILITIES TOWARDS USED RADIOACTIVE WASTES, SOURCES

Article 12. Responsibilities of radioactive waste source owner

1. Managing and ensuring safety, security of radioactive waste since it exists until disposal as unharmful waste, transfer to the storage facility or recycling facility in case of contaminated metal.

2. Collecting solid radioactive waste and radioactive wastewater as required in Article 4 herein.

3. Applying filtering and control measures in case of radioactive waste gas as defined in Clauses 01 and 2 of Article 5 herein before the it is disposed directly to the environment.

4. Applying management measures on solid radioactive waste and radioactive wastewater after they are collected in accordance with the waste characteristics and category, and specific conditions of the facility, with details as follows:

a) Storing solid radioactive waste, categorized as the low-level and/or very-short-lifespan waste, at the facility for disintegration and disposal as unharmful waste in accordance with Clause 3 of Article 5 herein.

b) Carrying out treatment, conditioning and long-term storage at the facility if it is solid waste not categorized in Point a of this Clause and if the facility is capable for storage or transferring such solid waste to a radioactive waste storage facility within 3 years after the collection, storage at the temporary storages;

c) Storing radioactive wastewater for disintegration and carrying out treatment of such wastewater before disposing it to the environment as defined in Clauses 4 and 5 of Article 5 herein.

5. Available temporary radioactive waste storage as regulated in Clause 2 of Article 9 herein. In case of on-the-site treatment, conditioning, long storage at the facility, the facility shall be adequately qualified and capable to store radioactive waste as defined in Article 10 herein and licensed by Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety for radioactive waste treatment and/or storage. Once the radioactive waste is transferred to the storage facility, regulations defined in Clause 01 of Article 6 herein shall be adhered to.

6. Document and file the radioactive waste management records since the waste exists until disposal or transfer to the related storage facility, recycling facility in case of contaminated metal as defined in Article 11 herein.

7. Adhering to the legal regulations on radioactive safety assurance, radioactive material safety transportation.

8. In case of bankruptcy, dissolution, operation termination when the own of the radioactive waste source is not categorized as defined in Point d of Clause 01 of Article 34 of the Law on Nuclear Energy, such owner shall:

a) Adhere to the regulation defined in Article 36 of the Law on Nuclear Energy.

b) Fulfill his/her financial duties towards the radioactive waste as decided by the court or authorities competent for making decision on operation termination.

9. In case of bankruptcy, dissolution, operation termination when the own of the radioactive waste source is not categorized as defined in Clause 8 of this Article, such owner shall:

a) Inform Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety of the reasons, tentative time of operation termination;

b) Carry out safety assurance measures against radioactive waste and transfer it to another organization and/or individual who is qualified, eligible for management as instructed by Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety.

c) Fulfill his/her financial obligations related to the radioactive waste as decided by the court or authorities competent for making decision on operation termination.

Article 13. Responsibilities of the owner of the used radioactive source

1. The owner may choose and apply one of the following options to manage the used radioactive source:

a) Transferring the source to another organization and/or individual for use if it remains intact, without radioactive leaking;

b) Transferring the source to the foreign manufacturer and/or supplier;

c) Transferring the source to a radioactive waste storage facility;

d) Storing the source for long term at his/her facility if it is qualified as a radioactive waste storage facility as defined in Article 10 herein and licensed by Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety for radiation treatment, radioactive waste storage;

dd) Storing the source temporarily at his/her facility for not over 3 years until one of the options stated in Points a, b, c and d of this Clause is well met;

2. The owner shall inspect, evaluate radioactive leaking of the radioactive source as soon as it is no longer used, stored temporarily in the storage and before it is transferred to another organization and/or individual or returned to the foreign manufacturer and/or supplier.

3. The owner shall manage the used radioactive sources in a way that ensures safety, security since they are generated until the time they are returned to the foreign manufacturer and/or supplier or transferred to another organization and/or individual for use or transferred to the radioactive waste storage facility.

4. Once the used radioactive source is transferred, the requirements defined in Clause 4 of Article 6 herein shall be adhered to; once being stored at the owner’s facility, it shall be stored in the storage designed safely as stated in Clause 2 of Article 9 herein and the owner must be licensed for radiation activities and storage of used radioactive sources as regulated by related laws.

5. The owner of the source shall document and file the used radioactive source since it is generated until it is transferred to another organization and/or individual as defined in Article 11 herein.

6. The owner of the source shall adhere to related legal regulations on radiation safety, radioactive source security and safe transportation of the radioactive materials.

7. In case of bankruptcy, dissolution, operation termination when the own of the used radioactive source is categorized as defined in Points b and c of Clause 01 of Article 34 of the Law on Nuclear Energy, such owner shall:

a) Adhere to the regulations defined in Article 36 of the Law on Nuclear Energy;

b) Fulfill his/her financial obligations related to the used radioactive source as decided by the court or authorities competent for making decision on operation termination.

8. In case of bankruptcy, dissolution, operation termination when the own of the used radioactive source is not categorized as defined in Clause 7 of this Article, such owner shall:

a) Inform Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety of the reasons, tentative time of operation termination;

b) Carry out safety measures for the used radioactive source and transferred it to another organization and/or individual qualified, eligible for management as guided by Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety;

c) Fulfill his/her financial obligations related to the used radioactive source as decided by the court or authorities competent for making decision on operation termination.

Article 14. Responsibilities of the organization, individual transporting used radioactive wastes, sources

1. Fulfilling the responsibilities defined in Clause 2 of Article 63 of the Law on Nuclear Energy and Article 35 of Circular No. 23/2012/TT-BKHCN dated 23 November 2012 issued by the Minister of Science and Technology giving guidance on safe transportation of radioactive materials.

2. Transferring adequately the used radioactive wastes, sources to the receiver in accordance with related contract and signing for verification the transfer minutes of the radioactive waste, used radioactive source as regulated in Article 6 herein.

Article 15. Responsibilities of the owner of a radioactive waste storage facility

1. Adhering to the requirements applied to radioactive waste storage facilities as defined in Article 10 herein.

2. Only receiving the radioactive waste, used radioactive source once the owner is licensed for radiation activities, storage of radioactive wastes and/or used radioactive sources.

3. Informing Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety of every receipt of the radioactive waste or used radioactive source using Form No. 4 indicated in Appendix V herein.

4. Documenting and filing the documents on the radioactive wastes, used radioactive sources storage at the facility as defined in Article 11 herein.

5. Adhering to the legal regulations on radiation safety, radioactive source security and safe radioactive material transportation.

6. A radioactive waste storage facility invested from the state budget shall receive, carry out treatment and store unconditionally uncontrolled radioactive sources, radioactive wastes with unknown owners and other special cases as requested for state management.

7. In case of bankruptcy, dissolution, operation termination when the radioactive waste storage facility is categorized as defined in Point đ of Clause 01 of Article 34 of the Law on Nuclear Energy, the owner of such facility shall:

a) Adhere to the regulation defined in Article 36 of the Law on Nuclear Energy;

b) Fulfill financial obligations related to the radioactive waste, used radioactive source as decided by the court or authorities competent for making decision on operation termination.

8. In case of bankruptcy, dissolution, operation termination when the own of the radioactive waste storage facility is not categorized as defined in Clause 7 of this Article, such owner shall adhere to the regulation defined in Clause 9 of Article 12 and Clause 8 of Article 13 herein.

Article 16. Responsibilities of state management authorities in charge of radiation and nuclear safety

1. Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety shall:

a) Organize, supervise the collection of radioactive wastes with unknown owners and the uncontrolled ones with unknown owners.

b) Give guidance on management measures of radioactive wastes and used radioactive sources to organizations and/or individuals.

c) Examine the safety and license radiation activities that generate radioactive wastes and radioactive waste storage facilities.

d) Inspect the conformity with legal regulations on radioactive waste, used radioactive source management nation-wide and apply disciplinary measures on offences.

2. Departments of Science and Technology of the provinces, cities under central management shall:

a) Organize and cooperate with Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety to collect radioactive wastes, sources with unknown owners found in the areas of their administration.

b) Give guidance on management measures of the radioactive wastes and used radioactive sources to organizations and/or individuals in the areas of their administration.

c) Inspect and cooperate with Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety on the conformity with legal regulations on the management of radioactive wastes, used radioactive sources in the areas of their administration and apply disciplinary measures on offences.

Chapter IV

IMPLEMENTATION

Article 17. Transitional stage

The organizations and/or individuals already licensed and carrying out the activities related to the radioactive waste, used radioactive source management, who fail to meet the requirements defined herein, shall carry out improvement measures as requested herein within 6 months since the validity of this Circular to ensure their operation continuity.

Article 18. Implementation validity

1. This Circular takes enforcement effect as of 01 November 2014.

2. During the implementation, in case of any entanglements or issues incurred, related organizations and/or individuals are requested to report timely to the Ministry of Science and Technology for amendment and/or supplementation./.

THE MINISTER

Nguyen Quan

APPENDIX I

RADIOACTIVE WASTE CLASSIFICATION
(attached with Circular No. 22/2014/TT-BKHCN dated 25 August 2014 issued by the Minister of Science and Technology)

I. Classification by the characteristics of the radionuclides included in the wastes

No.	Classification	Characteristic
1	Radioactive wastes with low radiation rate, very short lifespan	The wastes which contain only radionuclides with half-life of less than 100 days and disintegratable to the level smaller than the liquidation level within 5 years since the existence.
2	Radioactive wastes with low radiation rate, short lifespan	The radioactive wastes which are unlikely disintegrated to the level lower than the liquidation level within 5 years since the existence, contain beta-gamma-generating radionuclides with half-life of 100 days – 30 years or alpha-generating radionuclides with average specific activity not over 400 Bq/g.
3	Radioactive wastes with low – average radiation rate, long lifespan	The radioactive wastes which contain radionuclides with half-life of over 30 years or alpha-generating radionuclides with average specific activity over 400 Bq/g but not over 104 TBq/m3.
4	Radioactive wastes with high radiation rate	The radioactive wastes which contain radionuclides with specific activity of over 104 TBq/m3.

II. Classification by physical, chemical, biological characteristics of the wastes

Based their physical, chemical, biological characteristics, the wastes are classified as follows:

- Solid, liquid or gas wastes;

- Combustible wastes;

- Compressible wastes;

- Biological wastes;

- Metal wastes.

APPENDIX II

LIQUIDATION LEVEL
(attached with Circular No. 22/2014/TT-BKHCN dated 25 August 2014 issued by the Minister of Science and Technology)

I. Liquidation level applied to artificial radionuclides

Radio-nuclide	Specific activity (Bq/g)		Radio-nuclide	Specific activity (Bq/g)		Radio-nuclide	Specific activity (Bq/g)
H-3	100		Sc-47	100		Co-58m	10000	*
Be-7	10		Sc-48	1		Co-60	0.1
C-14	1		V-48	1		Co-60m	1000	*
F-18	10	*	Cr-51	100		Co-61	100	*
Na-22	0.1		Mn-51	10	*	Co-62m	10	*
Na-24	1	*	Mn-52	1		Ni-59	100
Si-31	1000	*	Mn-52m	10	*	Ni-63	100
P-32	1000		Mn-53	100		Ni-65	10	*
P-33	1000		Mn-54	0.1		Cu-64	100	*
S-35	100		Mn-56	10	*	Zn-65	0.1
Cl-36	1		Fe-52	10	*	Zn-69	1000	*
Cl-38	10	*	Fe-55	1000		Zn-69m	10	*
K-42	100		Fe-59	1		Ga-72	10	*
K-43	10	*	Co-55	10	*	Ge-71	10000
Ca-45	100		Co-56	0.1		As-73	1000
Ca-47	10		Co-57	1		As-74	10	*
Sc-46	0.1		Co-58	1		As-76	10	*
As-77	1000		Nb-95	1		Ag-105	1
Se-75	1		Nb-97	10	*	Ag-110m	0.1
Br-82	1		Nb-98	10	*	Ag-111	100
Rb-86	100		Mo-90	10	*	Cd-109	1
Sr-85	1		Mo-93	10		Cd-115	10
Sr-85m	100	*	Mo-99	10		Cd-115m	100
Sr-87m	100	*	Mo-101	10	*	In-111	10
Sr-89	1000		Tc-96	1		In-113m	100	*
Sr-90	1		Tc-96m	1000	*	In-114m	10
Sr-91	10	*	Tc-97	10		In-115m	100	*
Sr-92	10	*	Tc-97m	100		Sn-113	1
Y-90	1000		Tc-99	1		Sn-125	10
Y-91	100		Tc-99m	100	*	Sb-122	10
Y-91m	100	*	Ru-97	10		Sb-124	1
Y-92	100	*	Ru-103	1		Sb-125	0.1
Y-93	100	*	Ru-105	10	*	Te-123m	1
Zr-93	10	*	Ru-106	0.1		Te-125m	1000
Zr-95	1		Rh-103m	10000	*	Te-127	1000
Zr-97	10	*	Rh-105	100		Te-127m	10
Nb-93m	10		Pd-103	1000		Te-129	100	*
Nb-94	0.1		Pd-109	100		Te-129m	10
Te-131	100	*	Cs-138	10	*	Dy-166	100
Te-131m	10		Ba-131	10		Ho-166	100
Te-132	1		Ba-140	1		Er-169	1000
Te-133	10	*	La-140	1		Er-171	100	*
Te-133m	10	*	Ce-139	1		Tm-170	100
Te-134	10	*	Ce-141	100		Tm-171	1000
I-123	100		Ce-143	10		Yb-175	100
I-125	100		Ce-144	10		Lu-177	100
I-126	10		Pr-142	100	*	Hf-181	1
I-129	0.01		Pr-143	1000		Ta-182	0.1
I-130	10	*	Nd-147	100		W-181	10
I-131	10		Nd-149	100	*	W-185	1000
I-132	10	*	Pm-147	1000		W-187	10
I-133	10	*	Pm-149	1000		Re-186	1000
I-134	10	*	Sm-151	1000		Re-188	100	*
I-135	10	*	Sm-153	100		Os-185	1
Cs-129	10		Eu-152	0.1		Os-191	100
Cs-131	1000		Eu-152m	100	*	Os-191m	1000	*
Cs-132	10		Eu-154	0.1		Os-193	100
Cs-134	0.1		Eu-155	1		Ir-190	1
Cs-134m	1000	*	Gd-153	10		Ir-192	1
Cs-135	100		Gd-159	100	*	Ir-194	100	*
Cs-136	1		Tb-160	1		Pt-191	10
Cs-137	0.1		Dy-165	1000	*	Pt-193m	1000
Pt-197	1000	*	U-231	100		Cm-242	10
Pt-197m	100	*	U-232	0.1		Cm-243	1
Au-198	10		U-233	1		Cm-244	1
Au-199	100		U-236	10		Cm-245	0.1
Hg-197	100		U-237	100		Cm-246	0.1
Hg-197m	100		U-239	100	*	Cm-247	0.1
Hg-203	10		U-240	100	*	Cm-248	0.1
Tl-200	10		Np-237	1		Bk-249	100
Tl-201	100		Np-239	100		Cf-246	1000
Tl-202	10		Np-240	10	*	Cf-248	1
Tl-204	1		Pu-234	100	*	Cf-249	0.1
Pb-203	10		Pu-235	100	*	Cf-250	1
Bi-206	1		Pu-236	1		Cf-251	0.1
Bi-207	0.1		Pu-237	100		Cf-252	1
Po-203	10	*	Pu-238	0.1		Cf-253	100
Po-205	10	*	Pu-239	0.1		Cf-254	1
Po-207	10	*	Pu-240	0.1		Es-253	100
At-211	1000		Pu-241	10		Es-254	0.1
Ra-225	10		Pu-242	0.1		Es-254m	10
Ra-227	100		Pu-243	1000	*	Fm-254	10000	*
Th-226	1000		Pu-244	0.1		Fm-255	100	*
Th-229	0.1		Am-241	0.1
Pa-230	10		Am-242	1000	*
Pa-233	10		Am-242m	0.1
U-230	10		Am-243	0.1

* Half-life of less than 01 day.

II. Liquidation level applied to nature-based radionuclides

Radionuclide	Specific activity (Bq/g)
K-40	10
All other nature-based radionuclides	1

Note:

In case the waste contains a compound of radionuclides, the following formula shall be applied:

<Object: word/embeddings/oleObject1.bin>

Where: Ci is the specific activity (Bq/g) of the waste of the radionuclide i;

Xi is the liquidation level of radionuclide i;

n is the quantity of radionuclides available in the waste.

APPENDIX III

PERMISSIBLE LEVEL FOR DISPOSAL TO THE ENVIRONMENT
(attached with Circular No. 22/2014/TT-BKHCN dated 25 August 2014 issued by the Minister of Science and Technology)

Table 1. Permissible radioactivity level for disposal to the environment applied to gas wastes

Isotope	Annual disposal rate (Bq/year)	Isotope	Annual disposal rate (Bq/year)
H-3	1 x 1011	Y-90	1 x 1010
C-14	1 x 1010	Mo-99	1 x 109
Na-22	1 x 106	Tc-99	1 x 107
Na-24	1 x 109	Tc-99m	1 x 1011
P-32	1 x 108	In-111	1 x 109
S-35	1 x 108	I-123	1 x 1010
Cl-36	1 x 107	I-125	1 x 108
K-42	1 x 1010	I-131	1 x 108
Ca-45	1 x 108	Xe-127	1 x 1011
Ca-47	1 x 109	Xe-133	1 x 1012
Cr-51	1 x 109	Pm-147	1 x 1010
Fe-59	1 x 108	Er-169	1 x 1010
Co-57	1 x 109	Au-198	1 x 109
Co-58	1 x 109	Hg-197	1 x 1010
Ga-67	1 x 1010	Hg-203	1 x 108
Se-75	1 x 108	Tl-201	1 x 1010
Sr-85	1 x 108	Ra-226	1 x 106
Sr-89	1 x 108	Th-232	1 x 105

Note:

In case the waste gas contains a compound of radionuclides, the following formula shall be applied:

<Object: word/embeddings/oleObject2.bin>

Where: Ci is the activity (Bq/year) of radionuclide i available in the waste, disposed to the environment in the year;

Xi is the permissible level for disposal to the environment in the year (Bq/year) applied to radionuclide i;

n is the quantity of radionuclides available in the waste disposed to the environment in the year.

Table 2. Permissible radioactivity level for disposal to the environment applied to liquid wastes

Isotope	Annual disposal level (Bq/year)	Isotope	Annual disposal level (Bq/year)
H-3	1 x 1012	Sr-89	1 x 109
C-14	1 x 1010	Y-90	1 x 1010
Na-22	1 x 105	Mo-99	1 x 108
Na-24	1 x 108	Tc-99	1 x 1010
P-32	1 x 106	Tc-99m	1 x 109
S-35	1 x 109	In-111	1 x 108
Cl-36	1 x 1010	I-123	1 x 109
K-42	1 x 109	I-125	1 x 108
Ca-45	1 x 1010	I-131	1 x 107
Ca-47	1 x 108	Pm-147	1 x 1010
Cr-51	1 x 108	Er-169	1 x 1010
Fe-59	1 x 106	Au-198	1 x 108
Co-57	1 x 109	Hg-197	1 x 109
Co-58	1 x 108	Hg-203	1 x 107
Ga-67	1 x 108	Tl-201	1 x 108
Se-75	1 x 106	Ra-226	1 x 106
Sr-85	1 x 106	Th-232	1 x 106

Note:

In case the waste contains a compound of radionuclides, the following formula shall be applied:

<Object: word/embeddings/oleObject3.bin>

Where: Ci is the activity (Bq/year) of radionuclide i available in the waste disposed to the environment in the year;

Xi is the permissible disposal level of radionuclide i to the environment in the year (Bq/year);

n is the quantity of radionuclides available in the waste disposed to the environment in the year.

APPENDIX IV

THE LEVELS OF SPECIFIC ACTIVITY AND SURFACE RADIOACTIVITY-CONTAMINATION OF THE METALS PERMITTED FOR RECYCLING
(attached with Circular No. 22/2014/TT-BKHCN dated 25 August 2014 issued by the Minister of Science and Technology)

Isotope	Specific activity (Bq/g)	Surface contamination level (Bq/cm2)	Isotope	Specific activity (Bq/g)	Surface contamination level (Bq/cm2)
H-3	1000	100000	Zr-95	1	10
C-14	100	1000	Nb-93m	1000	10000
Na-22	1	10	Nb-94	1	10
S-35	1000	1000	Mo-93	100	1000
Cl-36	10	100	Tc-97	1000	1000
K-40	1	100	Tc-97m	1000	1000
Ca-45	1000	100	Tc-99	100	1000
Sc-46	1	10	Ru-106	1	10
Mn-53	10000	100000	Ag-108m	1	10
Mn-54	1	10	Ag-110m	1	10
Fe-55	10000	10000	Cd-109	10	100
Co-56	1	10	Sn-113	1	100
Co-57	10	100	Sb-124	1	10
Co-58	1	10	Sb-125	10	100
Co-60	1	10	Te-123m	10	100
Ni-59	10000	10000	Te-127m	100	100
Ni-63	10000	10000	I-125	1	100
Zn-65	1	100	I-129	1	10
As-73	100	1000	Cs-134	1	10
Se-75	1	100	Cs-135	10	1000
Sr-85	1	100	Cs-137	1	100
Sr-90	10	10	Ce-139	10	100
Y-91	10	100	Ce-144	10	10
Zr-93	10	100	Pm-147	10000	1000
Sm-151	10000	1000	U-236	10	1
Eu-152	1	10	U-238	1	1
Eu-154	1	10	Np-237	1	0.1
Eu-155	10	1000	Pu-236	1	0.1
Gd-153	10	100	Pu-238	1	0.1
Tb-160	1	10	Pu-239	1	0.1
Tm-170	100	1000	Pu-240	1	0.1
Tm-171	1000	10000	Pu-241	10	10
Ta-182	1	10	Pu-242	1	0.1
W-181	100	1000	Pu-244	1	0.1
W-185	1000	1000	Am-241	1	0.1
Os-185	1	10	Am-242m	1	0.1
Ir-192	1	10	Am-243	1	0.1
Tl-204	1000	1000	Cm-242	10	1
Pb-210	1	1	Cm-243	1	0.1
Bi-207	1	10	Cm-244	1	0.1
Po-210	1	0.1	Cm-245	1	0.1
Ra-226	1	0.1	Cm-246	1	0.1
Ra-228	1	1	Cm-247	1	0.1
Th-228	1	0.1	Cm-248	1	0.1
Th-229	1	0.1	Bk-249	100	100
Th-230	1	0.1	Cf-248	10	1
Th-232	1	0.1	Cf-249	1	0.1
Pa-231	1	0.1	Cf-250	1	0.1
U-232	1	0.1	Cf-251	1	0.1
U-233	1	1	Cf-252	1	0.1
U-234	1	1	Cf-254	1	0.1
U-235	1	1	Es-254	10	1

Notes:

1. The value of specific activity of the metal load for comparing with those indicated in the table shall be the average value of the measurement results of about 200kg of sample randomly taken.

2. The value of surface contamination of the metal load for comparing with those indicated in the table shall be the average value of the measurement results of about 1 m2 of samples randomly taken.

3. In case a metal in contaminated by many radionuclides, the permissible level for recycling such metal shall be calculated with the following formula:

<Object: word/embeddings/oleObject4.bin>

Where: Ci is the specific activity and surface contamination of the metal affected by radionuclide i

Xi is the specific activity and surface contamination affected by radionuclide i whereby the metal is permitted for recycling

n is the quantity of radionuclides available in the metal

4. Above-mentioned specific activity shall not applied to the wastes which are synthetic materials such as electric cables. These materials shall be analyzed with metal and non-metal properties separated before the permissible metal recycling standards can be applied.

---------------

This document is handled by Luật Dương Gia. Document reference purposes only. Any comments, please send to email: dichvu@luatduonggia.vn

Văn bản gốc đang được cập nhật.

Văn bản liên quan

Được hướng dẫn

Thông tư 22/2014/TT-BKHCN về quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng do Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ ban hành

Bị hủy bỏ

Được bổ sung

Đình chỉ

Bị đình chỉ

Bị đinh chỉ 1 phần

Bị quy định hết hiệu lực

Bị bãi bỏ

Được sửa đổi

Được đính chính

Bị thay thế

Được điều chỉnh

Được dẫn chiếu

Văn bản hiện tại

Số hiệu	22/2014/TT-BKHCN
Loại văn bản	Thông tư
Cơ quan	Bộ Khoa học và Công nghệ
Ngày ban hành	25/08/2014
Người ký	Nguyễn Quân
Ngày hiệu lực	01/11/2014
Tình trạng	Còn hiệu lực

Văn bản có liên quan

Hướng dẫn

Hủy bỏ

Bổ sung

Đình chỉ 1 phần

Quy định hết hiệu lực

Bãi bỏ

Sửa đổi

Đính chính

Thay thế

Điều chỉnh

Dẫn chiếu

Văn bản gốc PDF

Đang xử lý

Văn bản Tiếng Việt

Đang xử lý

Liên hệ với Luật sư để được hỗ trợ:

Tư vấn pháp luật qua Zalo
Tư vấn nhanh với Luật sư

CÙNG CHUYÊN MỤC

BÀI VIẾT MỚI NHẤT

Văn bản liên quan

Được hướng dẫn

Bị hủy bỏ

Được bổ sung

Đình chỉ

Bị đình chỉ

Bị đinh chỉ 1 phần

Bị quy định hết hiệu lực

Bị bãi bỏ

Được sửa đổi

Được đính chính

Bị thay thế

Được điều chỉnh

Được dẫn chiếu

Văn bản hiện tại

Văn bản có liên quan

Hướng dẫn

Hủy bỏ

Bổ sung

Đình chỉ 1 phần

Quy định hết hiệu lực

Bãi bỏ

Sửa đổi

Đính chính

Thay thế

Điều chỉnh

Dẫn chiếu

Văn bản gốc PDF

Văn bản Tiếng Việt

Tìm kiếm