Từ khoá: Số Hiệu, Tiêu đề hoặc Nội dung ngắn gọn của Văn Bản...

Đăng nhập

Dùng tài khoản LawNet
Quên mật khẩu?   Đăng ký mới

Đang tải văn bản...

Số hiệu: 59/2025/TT-BKHCN Loại văn bản: Thông tư
Nơi ban hành: Bộ Khoa học và Công nghệ Người ký: Nguyễn Mạnh Hùng
Ngày ban hành: 31/12/2025 Ngày hiệu lực: Đã biết
Ngày công báo: Đã biết Số công báo: Đã biết
Tình trạng: Đã biết

Yêu cầu an toàn đối với thiết bị X-quang chẩn đoán dùng trong y tế

Ngày 31/12/2025, Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ ban hành Thông tư 59/2025/TT-BKHCN quy định về bảo đảm an toàn bức xạ và ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân

Yêu cầu an toàn đối với thiết bị X-quang chẩn đoán dùng trong y tế 

Thiết bị X-quang chẩn đoán dùng trong y tế ngoài việc thực hiện các yêu cầu theo quy định tại Điều 23 Thông tư này phải bảo đảm các yêu cầu sau: 

- Mức bức xạ rò của đầu bóng phát tia X không vượt quá 1 mGy/giờ tại khoảng cách 1 mét từ vỏ đầu bóng phát tia X lấy trung bình trên diện tích không vượt quá 100 cm2 cho mọi chế độ làm việc của thiết bị được nhà sản xuất khuyến cáo; 

- Giá trị lọc cố định của hệ đầu bóng phát X-quang trong đơn vị milimét nhôm tương đương (mm Al) phải ghi rõ trên vỏ hộp chứa bóng; 

- Có hệ kiểm tra kích thước chùm tia bằng nguồn sáng, trừ thiết bị X- quang chụp răng sử dụng phim đặt sau huyệt ổ răng và thiết bị X-quang chụp vú; 

- Các thông số điện áp phát (kV), dòng bóng phát (mA), thời gian phát tia (s) hoặc hàng số phát tia (mAs) phải được hiển thị trên tủ điều khiển khi đặt chế độ làm việc và khi chụp; 

- Đối với thiết bị X-quang có chế độ chụp, việc phát tia phải được chấm dứt sau khi đạt được giá trị đặt trước như: thời gian hoặc giá trị mAs hoặc giá trị liều chiếu xạ; 

- Đối với thiết bị X-quang có chế độ chiếu, chụp phải có bộ kiểm soát chế độ phát tia tự động (AEC) hoặc công tắc điều khiển phát tia dạng bấm và giữ, bảo đảm thiết bị chỉ phát tia nếu công tắc được bấm, giữ chặt và ngừng phát tia khi thả công tắc; 

- Thiết bị X-quang di động phải có cáp nối đủ dài để bảo đảm khoảng cách giữa người vận hành thiết bị và bóng phát tối thiểu 2 mét. Đối với thiết bị bức xạ khác, khoảng cách này tối thiểu là 3 mét; 

- Thiết bị X-quang tăng sáng truyền hình dùng trong can thiệp phải có các tấm che chắn cao su chì lắp tại bàn người bệnh để che chắn các tia bức xạ ảnh hưởng đến nhân viên và hệ che chắn treo trên trần để sử dụng cho mục đích bảo vệ mắt và tuyến giáp của nhân viên khi theo dõi người bệnh. Các tấm che chắn cao su chì phải bảo đảm có chiều dày che chắn không nhỏ hơn 0,5 milimét chì tương đương. 

Thông tư 59/2025/TT-BKHCN có hiệu lực thi hành từ 01/01/2026.

BỘ KHOA HỌC VÀ
CÔNG NGHỆ
-------

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

Số: 59/2025/TT-BKHCN

Hà Nội, ngày 31 tháng 12 năm 2025

 

THÔNG TƯ

QUY ĐỊNH VỀ BẢO ĐẢM AN TOÀN BỨC XẠ VÀ ỨNG PHÓ SỰ CỐ BỨC XẠ VÀ HẠT NHÂN;

Căn cứ Luật Năng lượng nguyên tử số 94/2025/QH15;

Căn cứ Nghị định số 332/2025/NĐ-CP ngày 18 tháng 12 năm 2025 của Chính phủ quy định chi tiết và biện pháp thi hành một số điều của Luật Năng lượng nguyên tử về bảo đảm an toàn bức xạ, an toàn, an ninh, thanh sát hạt nhân, thông báo, khai báo, cấp phép, thanh tra, kiểm tra về an toàn bức xạ và hạt nhân, ứng phó sự cố bức xạ, sự cố hạt nhân, và bồi thường thiệt hại hạt nhân;

Căn cứ Nghị định số 55/2025/NĐ-CP ngày 02 tháng 3 năm 2025 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 bảo đảm an toàn bức xạ và ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân.

Chương I

NHỮNG QUY ĐỊNH CHUNG

Điều 1. Phạm vi điều chỉnh

Thông tư này quy định chi tiết một số điều của Nghị định số 332/2025/NĐ-CP ngày 18 tháng 12 năm 2025 của Chính phủ quy định chi tiết và biện pháp thi hành một số điều của Luật Năng lượng nguyên tử về bảo đảm an toàn bức xạ, an toàn, an ninh, thanh sát hạt nhân, thông báo, khai báo, cấp phép, thanh tra, kiểm tra về an toàn bức xạ và hạt nhân, ứng phó sự cố bức xạ, sự cố hạt nhân và bồi thường thiệt hại hạt nhân (sau đây viết tắt là Nghị định số 332/2025/NĐ-CP) về:

1. Các biện pháp kiểm soát chiếu xạ nghề nghiệp và kiểm soát chiếu xạ công chúng; kiểm soát phóng xạ đối với cơ sở sử dụng sắt, thép phế liệu làm nguyên liệu sản xuất theo quy định tại điểm a khoản 7 Điều 5;

2. Bảo đảm an toàn bức xạ trong y tế và mức liều tham chiếu đối với người bệnh trong chẩn đoán y tế theo quy định tại khoản 6 Điều 6;

3. Vận chuyển an toàn vật liệu phóng xạ theo quy định tại khoản 9 Điều 15; kiểm soát hàng hóa nhập khẩu có dấu hiệu chứa chất phóng xạ hoặc nhiễm phóng xạ theo quy định tại khoản 3 Điều 17;

4. Quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng trước khi chôn cất; chuyển giao chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quy định tại điểm b khoản 2 Điều 18, điểm a khoản 1 Điều 20;

5. Nội dung kế hoạch ứng phó sự cố của cơ sở hạt nhân và kế hoạch ứng phó sự cố cấp tỉnh; công tác chuẩn bị và ứng phó sự cố bức xạ, sự cố hạt nhân (sau đây viết tắt là ứng phó sự cố); hướng dẫn chi tiết giá trị D2 theo quy định tại khoản 4 Điều 99, khoản 4 Điều 100, khoản 3 Điều 102.

Điều 2. Đối tượng áp dụng

Thông tư này áp dụng đối với tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ; tổ chức, cá nhân sử dụng sắt, thép phế liệu làm nguyên liệu sản xuất; tổ chức, cá nhân tham gia thiết kế, chế tạo, thử nghiệm, đóng gói, vận chuyển và tiếp nhận vật liệu phóng xạ; tổ chức, cá nhân có các hoạt động tại Việt Nam làm 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 trước khi chôn cất; tổ chức, cá nhân tham gia chuẩn bị ứng phó và ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân; cơ quan quản lý nhà nước có thẩm quyền và các tổ chức, cá nhân khác có hoạt động liên quan thuộc phạm vi điều chỉnh của Thông tư này.

Điều 3. Giải thích từ ngữ

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

1. Bao bì là hệ cấu trúc gồm các bộ phận cần thiết để bao kín hoàn toàn vật liệu phóng xạ, chống lại tác hại gây ra bởi vật liệu phóng xạ và phù hợp với đặc trưng của vật liệu phóng xạ được vận chuyển. Bao bì có thể gồm một hoặc nhiều vỏ chứa, vật liệu hấp thụ, cấu trúc ngăn cách, che chắn bức xạ và thiết bị cho việc nạp, tháo rồng, thoát khí, giảm áp suất, dùng để làm lạnh, giảm chấn động, cách nhiệt, để dịch chuyển. Bao bì có thể là hộp, thùng, công-ten-nơ, téc.

2. Cấp báo động là chỉ thị mức độ trầm trọng hoặc khẩn cấp của tình huống sự cố đang diễn ra hoặc sắp diễn ra.

3. Chất phát anpha độc tính thấp là urani tự nhiên, urani nghèo, thori tự nhiên, urani-235, urani-238, thori-232, quặng hoặc tinh quặng chứa thori-228 và thori-230 hoặc chất phát anpha có chu kỳ bán rã nhỏ hơn 10 ngày.

4. Chỉ số an toàn tới hạn (ký hiệu là CSI) là chỉ số của kiện hoặc công- ten-nơ chứa vật liệu phân hạch nhằm kiểm soát lượng vật liệu phân hạch và điều kiện sắp xếp trong quá trình vận chuyển bảo đảm vật liệu phân hạch đó luôn ở dưới mức tới hạn.

5. Chỉ số vận chuyển (ký hiệu là TI) là chỉ số của kiện, kiện hợp nhất, công-ten-nơ chứa vật liệu phóng xạ hoặc vật liệu LSA-I, SCO-I, SCO-II, SCO-III không đóng kiện, dùng để kiểm soát sự chiếu xạ trong quá trình vận chuyển nhằm bảo đảm an toàn bức xạ.

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 hoặc nguồn phóng xạ đã qua sử dụng).

7. Công-ten-nơ là một loại thiết bị được thiết kế để dễ dàng cho việc vận chuyển hàng hóa bằng phương tiện vận chuyển khác nhau mà không cần dỡ hoặc xếp lại hàng khi chuyển đổi phương tiện vận chuyển. Công-ten-nơ có đặc trưng là kín, chắc chắn, được sử dụng nhiều lần và được lắp ráp thêm bộ phận cần thiết để việc chuyển công-ten-nơ từ phương tiện này sang phương tiện khác dễ dàng. Công-ten-nơ nhỏ có kích thước ngoài lớn nhất là 1,5 mét hoặc thể tích trong nhỏ hơn 3 mét khối. Công-ten-nơ lớn có kích thước lớn hơn công-ten-nơ nhỏ.

8. Đội ứng phó ban đầu là các thành viên của lực lượng ứng phó sự cố có trách nhiệm ứng phó ban đầu tại hiện trường.

9. Hành động bảo vệ là hành động nhằm giảm thiểu chiếu xạ, tránh hoặc ngăn chặn bị chiếu xạ do sự cố gây ra.

10. Hiệu ứng ngẫu nhiên là tác động sinh học do bức xạ gây ra đối với con người và xác suất xảy ra tăng theo liều bức xạ. Mức độ nghiêm trọng của hiệu ứng không phụ thuộc vào liều bức xạ. Một số biểu hiện của hiệu ứng ngẫu nhiên là bệnh bạch cầu và ung thư.

11. Hiệu ứng tất định là tác động sinh học do bức xạ gây ra đối với con người khi liều bức xạ vượt một mức ngưỡng. Mức độ nghiêm trọng của hiệu ứng tỷ lệ với liều bức xạ. Một số biểu hiện của hiệu ứng tất định là nôn mửa, bỏng da, hoại tử, tử vong.

12. Hoạt độ riêng của vật liệu phóng xạ là hoạt độ trên một đơn vị khối lượng của vật liệu trong đó nhân phóng xạ được phân bố đều. Đơn vị là Bq/g.

13. Kiện hàng phóng xạ (viết tắt là kiện) là hệ gồm bao bì và vật liệu phóng xạ bên trong bao bì được chuẩn bị để vận chuyển.

14. Kiện hợp nhất là một kết cấu bao bọc được sử dụng bởi một người gửi hàng nhằm chứa một hoặc nhiều kiện, tạo thành một đơn vị thống nhất để thuận tiện cho việc bốc xếp và sắp xếp trong quá trình vận chuyển.

15. Lô hàng phóng xạ (viết tắt lô hàng) là một hoặc nhiều kiện hàng phóng xạ được vận chuyển trong cùng một chuyến hàng.

16. Lực lượng ứng phó sự cố là lực lượng chủ chốt tham gia trong việc chuẩn bị và ứng phó sự cố.

17. Mã số Liên hợp quốc (ký hiệu là mã số UN) là nhóm số gồm bốn chữ số do Hội đồng chuyên gia về vận chuyển hàng nguy hiểm của Liên hợp quốc quy định để nhận biết một chất hoặc một nhóm chất cụ thể.

18. Mức liều điều tra là giá trị của một đại lượng cụ thể, bao gồm: liều hiệu dụng, tương đương liều cá nhân hoặc mức độ nhiễm bẩn mà khi đạt tới hoặc vượt quá giá trị này, cơ sở phải điều tra nguyên nhân.

19. Mức tiêu chí chung là mức liều bức xạ dự báo hoặc liều bức xạ đã nhận mà tại đó cần thực hiện các hành động bảo vệ tương ứng.

20. Người đứng đầu tổ chức, cá nhân sử dụng thiết bị bức xạ, nguồn phóng xạ, thuốc phóng xạ trong y tế (sau đây viết tắt là tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế) là người chủ sở hữu hoặc người đại diện theo pháp luật của chủ sở hữu hoặc người được ủy quyền của người đại diện theo pháp luật để quản lý cơ sở y tế.

21. Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố là nhóm các cơ sở, nguồn phóng xạ, thiết bị bức xạ, thiết bị hạt nhân; các hoạt động có khả năng gây ra sự cố và khu vực chịu ảnh hưởng của sự cố với mức độ thiệt hại tương đương nhau.

22. Nhiễm bẩn phóng xạ là sự có mặt của chất phóng xạ trên bề mặt với lượng lớn hơn 0,4 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc lớn hơn 0,04 Bq/cm2 đối với chất phát anpha khác.

23. Nhiễm bẩn phóng xạ bám chắc là nhiễm bẩn phóng xạ không thuộc dạng theo quy định tại khoản 27 Điều này.

24. Nhiễm bẩn phóng xạ không bám chắc là nhiễm bẩn phóng xạ mà chất phóng xạ có khả năng rời khỏi bề mặt trong điều kiện vận chuyển bình thường.

25. Phê duyệt đặc biệt là phê duyệt do cơ quan thẩm quyền cho phép áp dụng theo hướng dẫn khác trong trường hợp việc vận chuyển kiện hàng phóng xạ không đáp ứng được đầy đủ quy định của Thông tư này.

26. Sử dụng độc quyền là việc độc quyền sử dụng một phương tiện vận chuyển hoặc một công-ten-nơ lớn của bên gửi hàng và toàn bộ hoạt động chất hàng, dỡ hàng trong quá trình vận chuyển phải được thực hiện theo hướng dẫn của bên gửi hàng hoặc bên nhận hàng.

27. Téc là công-ten-nơ ở dạng thùng, bồn được sử dụng trong vận chuyển để chứa chất lỏng, bột, hạt, bùn hoặc chất rắn với dung tích không nhỏ hơn 450 lít và chứa chất khí với dung tích không nhỏ hơn 1000 lít.

28. Thiết bị sử dụng trong y học hạt nhân là các thiết bị gamma camera, SPECT, SPECT/CT, PET, PET/CT, máy đo chuẩn liều thuốc phóng xạ, máy ghi đo hoạt độ phóng xạ trong cơ thể (thận xạ ký, máy đo độ tập trung phóng xạ) và các thiết bị khác dùng trong y học hạt nhân.

29. Thiết bị X-quang chẩn đoán trong y tế là các thiết bị phát tia X được sử dụng để chiếu, chụp chẩn đoán bệnh, bao gồm: thiết bị X-quang chụp răng (thiết bị chụp răng toàn cảnh, thiết bị chụp sọ, thiết bị chụp răng sử dụng phim đặt sau huyệt ổ răng, chụp cắt lớp vi tính sử dụng chùm tia hình nón); thiết bị X-quang chụp vú; thiết bị X-quang di động; thiết bị X-quang đo mật độ xương; thiết bị chiếu, chụp X-quang tổng hợp; thiết bị X-quang tăng sáng truyền hình; thiết bị chụp cắt lớp vi tính và các thiết bị khác dùng trong chẩn đoán.

30. Thiết bị xạ trị là các thiết bị phát bức xạ ion hóa được sử dụng trong y tế để điều trị bệnh bao gồm: thiết bị gia tốc tuyến tính, thiết bị dùng nguồn Co-60, thiết bị dùng chùm tia ion, proton, thiết bị phẫu thuật bằng tia gamma (Gamma Knife), CyberKnife, thiết bị xạ trị áp sát nạp nguồn sau bằng điều khiến từ xa và các thiết bị khác dùng trong xạ trị.

31. Thiết kế là bản mô tả của vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt, vật liệu phóng xạ phát tán thấp, kiện hoặc bao bì cho phép chúng có thể được nhận dạng chính xác. Thiết kế bao gồm đặc trưng kỹ thuật, bản vẽ kỹ thuật, bản phân tích chứng minh sự phù hợp với quy định, tiêu chuẩn quốc gia và quy định khác có liên quan.

32. Thori chưa chiếu xạ là thori chứa không quá 10-7 gam urani-233 trong 1 gam thori-232.

33. Tổ chức, cá nhân phát sinh 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.

34. Tổ chức, cá nhân phát sinh 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.

35. Urani chưa chiếu xạ là urani chứa không quá 2 x 103 Bq plutoni, không quá 9 x 106 Bq sản phẩm phân hạch và không quá 5 x 10-3 gam urani- 236 tính cho 1 gam urani-235.

36. Urani giàu là urani chứa đồng vị urani-235 lớn hơn 0,72% khối lượng.

37. Urani nghèo là urani chứa đồng vị urani-235 nhỏ hơn 0,72% khối lượng.

38. Urani tự nhiên là urani có thành phần khối lượng 99,28% urani-238 và 0,72% urani-235.

39. Vật liệu phân hạch là urani-233, urani-235, plutoni-239, plutoni-241 hoặc hỗn hợp bất kỳ của chúng. Vật liệu phân hạch không bao gồm urani tự nhiên, urani nghèo chưa bị chiếu xạ hoặc chỉ bị chiếu xạ trong lò phản ứng nhiệt.

40. Vật liệu phóng xạ hoạt độ riêng thấp (ký hiệu là LSA) là vật liệu phóng xạ về bản chất có hoạt độ riêng thấp hoặc vật liệu phóng xạ có hoạt độ riêng trung bình thấp hơn mức giới hạn theo quy định tại Điều 38 Thông tư này. Các vật liệu che chắn ở bên ngoài bao quanh vật liệu LSA không được tính đến khi xác định hoạt độ riêng trung bình.

41. Vật liệu phóng xạ phát tán thấp là vật liệu phóng xạ ở dạng rắn và không ở dạng bột hoặc là vật liệu phóng xạ dạng rắn được bọc trong vỏ kín để hạn chế sự phát tán.

42. Vật nhiễm bẩn bề mặt (ký hiệu là SCO) là vật rắn, không phải là vật liệu phóng xạ nhưng có chất phóng xạ phân bố trên bề mặt.

Chương II

KIỂM SOÁT VÀ BẢO ĐẢM AN TOÀN BỨC XẠ TRONG CHIẾU XẠ NGHỀ NGHIỆP, CHIẾU XẠ CÔNG CHÚNG VÀ CHIẾU XẠ Y TẾ

Mục 1. YÊU CẦU VỀ KIỂM SOÁT VÀ BẢO ĐẢM AN TOÀN BỨC XẠ TRONG CHIẾU XẠ NGHỀ NGHIỆP VÀ CHIẾU XẠ CÔNG CHÚNG

Điều 4. Nguyên tắc kiểm soát chiếu xạ nghề nghiệp và chiếu xạ công chúng

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải bảo đảm liều bức xạ cá nhân đối với nhân viên bức xạ và công chúng không vượt quá giới hạn liều theo quy định tại Phụ lục I Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

2. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải thực hiện các biện pháp kỹ thuật và hành chính theo quy định tại Thông tư này để hạn chế mức liều bức xạ cá nhân đối với nhân viên bức xạ và công chúng đến mức thấp nhất có thể đạt được một cách hợp lý.

Điều 5. Sử dụng người lao động làm công việc bức xạ

Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ có trách nhiệm sử dụng, bố trí người lao động làm công việc bức xạ phù hợp với điều kiện sức khỏe, độ tuổi, tính chất công việc và yêu cầu bảo đảm an toàn bức xạ theo quy định sau đây:

1. Bố trí, điều chỉnh điều kiện lao động phù hợp đối với nhân viên bức xạ được kết luận có sức khỏe loại IV hoặc loại V theo tiêu chuẩn phân loại sức khỏe do Bộ trưởng Bộ Y tế ban hành trong khám tuyển hoặc khám sức khỏe định kỳ;

2. Không sử dụng người lao động dưới 18 tuổi để chăm sóc người bệnh được điều trị bằng các đồng vị phóng xạ hoặc làm việc trong khu vực có nguy cơ bị chiếu xạ với mức liều lớn hơn 1 mSv/năm hoặc trong khu vực có nguy cơ bị nhiễm bẩn phóng xạ;

3. Bố trí công việc không liên quan đến bức xạ đối với nhân viên bức xạ là nữ đang mang thai hoặc đang cho con bú nếu có nguyện vọng;

4. Trường hợp tổ chức tiến hành công việc bức xạ có người học nghề, sinh viên thực tập vận hành thiết bị bức xạ, làm việc với nguồn phóng xạ, chăm sóc người bệnh được điều trị bằng nguồn phóng xạ hoặc thuốc phóng xạ hoặc làm việc trong khu vực có nguy cơ bị chiếu xạ với mức liều lớn hơn 1 mSv/năm hoặc trong khu vực có nguy cơ bị nhiễm bẩn phóng xạ, cần phải:

a) Tổ chức huấn luyện cho các đối tượng nêu trên về các yêu cầu cơ bản bảo đảm an toàn bức xạ và nội quy, quy định an toàn bức xạ của cơ sở;

b) Bố trí cán bộ chuyên môn hướng dẫn, theo dõi và giám sát trong quá trình làm việc;

c) Áp dụng các biện pháp kiểm soát liều để bảo đảm liều chiếu xạ của các đối tượng này không vượt quá giới hạn liều theo quy định;

d) Trang bị liều kế cá nhân và theo dõi liều chiếu xạ cho người học nghề, sinh viên thực tập làm việc từ 03 tháng trở lên.

Điều 6. Đào tạo an toàn bức xạ cho nhân viên bức xạ

Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ có trách nhiệm:

1. Tổ chức cập nhật và bổ sung kiến thức chuyên sâu, thông tin mới về an toàn bức xạ cho nhân viên bức xạ định kỳ tối thiểu một lần trong thời gian 3 năm; việc cập nhật, bổ sung này phải được thực hiện bởi tổ chức có Giấy đăng ký hoạt động dịch vụ hỗ trợ ứng dụng năng lượng nguyên tử về đào tạo an toàn bức xạ;

2. Hằng năm, tổ chức huấn luyện cho nhân viên bức xạ về nội quy an toàn bức xạ, quy định của cơ sở liên quan đến bảo đảm an toàn bức xạ, quy trình ứng phó sự cố bức xạ hoặc phổ biến các quy định, thông tin mới về bảo đảm an toàn bức xạ.

Điều 7. Kiểm soát nguồn gây chiếu xạ

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ có trách nhiệm tổ chức, quản lý và bảo đảm việc kiểm soát nguồn gây chiếu xạ tại cơ sở, bao gồm:

a) Bảo đảm số lượng nguồn bức xạ ở mức tối thiểu và hoạt độ nguồn phóng xạ là nhỏ nhất cần thiết để thực hiện công việc bức xạ theo nguyên tắc tối ưu hóa bảo đảm an toàn bức xạ;

b) Bố trí việc lưu giữ nguồn phóng xạ tại các khu vực bảo đảm an toàn, có che chắn tốt và áp dụng các biện pháp kiểm soát chiếu xạ, kiểm soát nhiễm bẩn phóng xạ;

c) Thực hiện hoặc tổ chức thực hiện việc vận chuyển nguồn phóng xạ trong và ngoài cơ sở theo quy định của pháp luật;

d) Thực hiện việc thu gom, xử lý, lưu giữ, điều kiện hóa, chuyển giao, thải bỏ và kiểm soát mức xả chất thải phóng xạ vào môi trường theo quy định tại chương IV Thông tư này;

đ) Thực hiện việc thu gom, lưu giữ, chuyển giao nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quy định tại Chương IV Thông tư này và thanh lý nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quy định tại Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

2. Nhân viên bức xạ có trách nhiệm tuân thủ quy trình, nội quy của cơ sở và trực tiếp thực hiện các biện pháp kiểm soát an toàn bức xạ, bao gồm việc thường xuyên kiểm tra sự rò rỉ của nguồn phóng xạ và kịp thời báo cáo khi phát hiện dấu hiệu không bảo đảm an toàn.

Điều 8. Thiết kế che chắn bức xạ

1. Khi tính toán thiết kế che chắn bức xạ cho cơ sở bức xạ, tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải áp dụng mức liều kiềm chế theo quy định của Nghị định số 332/2025/NĐ-CP trên cơ sở xem xét các yếu tố sau:

a) Sự đóng góp liều từ các nguồn bức xạ và công việc bức xạ khác, kể cả các nguồn và công việc bức xạ có thể phát sinh trong tương lai theo kế hoạch (nếu có);

b) Thay đổi tiềm tàng có thể ảnh hưởng đến liều chiếu xạ như thay đổi đặc tính hay chế độ vận hành của nguồn bức xạ;

c) Kinh nghiệm vận hành tốt đối với các nguồn bức xạ hoặc công việc bức xạ tương tự.

2. Cơ sở hạt nhân có xử lý hoặc lưu giữ chất thải phóng xạ trong hồ sơ thiết kế cơ sở phải bao gồm dữ liệu về nền móng công trình, nước ngầm, nước bề mặt và nước sinh hoạt; đánh giá khả năng thẩm thấu và vận chuyển nhân phóng xạ trong đất và nước; đồng thời chứng minh thiết kế có khả năng ngăn ngừa rò rỉ chất phóng xạ vào đất, nước và không khí.

Điều 9. Kiểm soát việc tiếp cận nguồn bức xạ và ra, vào khu vực kiểm soát, khu vực giám sát

Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ có trách nhiệm tổ chức thực hiện các biện pháp kiểm soát sau đây:

1. Kiểm soát việc tiếp cận nguồn bức xạ

a) Trang bị hệ thống khóa liên động hoặc khóa sử dụng chìa khóa đối với nơi lưu giữ, sử dụng nguồn phóng xạ nhóm 1 và nhóm 2 theo Quy chuẩn kỹ thuật quốc gia về phân nhóm và phân loại nguồn phóng xạ; nơi sử dụng thiết bị gia tốc; nơi xử lý, chế biến chất phóng xạ, dược chất phóng xạ và khu vực lưu giữ chất thải phóng xạ;

b) Bố trí biển báo, sử dụng rào cản phù hợp để ngăn chặn việc tiếp cận trái phép đến nguồn bức xạ;

c) Quy định việc cấp phép ra, vào, sử dụng thẻ nhận dạng hoặc bố trí người giám sát nhằm kiểm soát việc tiếp cận nguồn bức xạ.

2. Kiểm soát việc ra, vào khu vực kiểm soát, khu vực giám sát

a) Xác định và niêm yết rõ phạm vi khu vực kiểm soát, khu vực giám sát; quy định đối tượng được phép ra, vào từng khu vực;

b) Xây dựng, ban hành và niêm yết nội quy ra, vào khu vực kiểm soát, khu vực giám sát;

c) Bố trí biển báo, sử dụng rào cản và các biện pháp quản lý phù hợp để hạn chế và kiểm soát việc ra, vào khu vực kiểm soát, khu vực giám sát.

Điều 10. Kiểm soát nhiễm bẩn phóng xạ bề mặt, nhiễm bẩn phóng xạ không khí

Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ sử dụng nguồn phóng xạ hở phải kiểm soát nhiễm bẩn phóng xạ bề mặt, nhiễm bẩn phóng xạ không khí bằng các biện pháp sau:

1. Sử dụng các hệ thống kín như tủ hút, tủ găng;

2. Sử dụng vật liệu dễ tẩy xạ cho tường, sàn nhà và các bề mặt dễ nhiễm bẩn phóng xạ;

3. Sử dụng các biện pháp ngăn chặn sự lan rộng nhiễm bẩn phóng xạ;

4. Sử dụng hệ thống thông gió có phin lọc chất phóng xạ;

5. Sử dụng các thiết bị đo suất liều và thiết bị đo nhiễm bẩn phóng xạ có dải năng lượng đo phù hợp với loại bức xạ phát ra từ thiết bị bức xạ và nguồn phóng xạ sử dụng tại cơ sở, các phép thử khác để kiểm tra theo dõi phông bức xạ môi trường, đánh giá mức nhiễm bẩn phóng xạ và kiểm soát mức bức xạ khi đi vào khu vực có khả năng nhiễm bẩn phóng xạ.

Điều 11. Phương tiện bảo hộ cá nhân và thiết bị đo kiểm tra bức xạ

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải trang bị cho nhân viên bức xạ các phương tiện bảo hộ cá nhân như sau:

a) Quần, áo bảo hộ, găng tay, giầy, ủng hoặc bao chân, mũ trùm đầu, khẩu trang chống nhiễm bẩn phóng xạ cho nhân viên làm công việc bức xạ có khả năng gây nhiễm bẩn phóng xạ;

b) Kẹp gắp nguồn, găng tay cho nhân viên sử dụng nguồn phóng xạ trong thăm dò địa vật lý giếng khoan;

c) Tạp dề cao su chì, tấm cao su che tuyến giáp cho nhân viên vận hành thiết bị chụp X-quang di động;

d) Tạp dề cao su chì, tấm cao su chì che tuyến giáp, kính chì, găng tay cao su chì cho nhân viên vận hành thiết bị X-quang tăng sáng truyền hình, bác sỹ, nhân viên làm việc trong phòng đặt thiết bị X-quang tăng sáng truyền hình sử dụng chụp can thiệp và chụp mạch;

đ) Quần áo bảo hộ lao động, tạp dề cao su chì, găng tay, mũ trùm đầu, khẩu trang, giầy bảo hộ hoặc bao chân cho nhân viên bức xạ trong y tế tiếp xúc với nguồn phóng xạ hở (thuốc phóng xạ, vật thể bị nhiễm bẩn phóng xạ, chất thải phóng xạ);

e) Bình phong chì che chắn cho nhân viên bức xạ khi tiếp xúc với người bệnh lưu trú đã sử dụng thuốc phóng xạ hoặc đã cấy nguồn phóng xạ.

2. Đối với khu vực kiểm soát có khả năng gây nhiễm bẩn phóng xạ, tại lối vào khu vực, tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải cung cấp cho nhân viên bức xạ thiết bị kiểm soát liều phù hợp; tại lối ra khu vực, phải bố trí nhà tắm, nơi rửa tay, nơi lưu giữ vật dụng nhiễm bẩn phóng xạ và thiết bị để kiểm tra nhiễm bẩn cơ thể, quần áo, vật dụng mang ra khỏi khu vực.

3. Phương tiện bảo hộ cá nhân, thiết bị kiểm soát liều và thiết bị kiểm tra nhiễm bẩn cơ thể phải đạt chất lượng và quy cách theo quy chuẩn kỹ thuật quốc gia hoặc tiêu chuẩn quốc tế được thừa nhận; phải được bảo quản tốt và được kiểm tra, bảo dưỡng định kỳ.

4. Nhân viên bức xạ phải được hướng dẫn đầy đủ về việc sử dụng và kiểm tra phương tiện bảo hộ cá nhân, thiết bị kiểm soát liều và thiết bị kiểm tra nhiễm bẩn phóng xạ cơ thể.

5. Nhân viên bức xạ phải sử dụng phương tiện bảo hộ cá nhân, thiết bị kiểm soát liều và thiết bị kiểm tra nhiễm bẩn phóng xạ cơ thể theo đúng chỉ dẫn.

Điều 12. Nội quy an toàn bức xạ và quy trình làm việc

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải xây dựng nội quy an toàn bức xạ và quy trình làm việc phù hợp. Nội quy an toàn bức xạ bao gồm các nội dung sau:

a) Yêu cầu về tuân thủ các quy trình làm việc và chỉ dẫn an toàn;

b) Yêu cầu về việc thực hiện đo liều cá nhân theo quy định;

c) Yêu cầu về việc sử dụng các trang thiết bị bảo hộ cá nhân, thiết bị kiểm tra bức xạ và liều kế cá nhân;

d) Trách nhiệm thông báo kịp thời khi phát hiện bất thường có thể gây mất an toàn bức xạ;

đ) Yêu cầu cụ thể khác phù hợp với công việc bức xạ.

2. Nhân viên bức xạ phải chấp hành nội quy an toàn bức xạ và quy trình làm việc.

Điều 13. Yêu cầu về kiểm xạ

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải thực hiện kiểm xạ khu vực làm việc và xây dựng các mức liều điều tra khi lập hồ sơ đề nghị cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ.

2. Việc kiêm xạ khu vực làm việc phải được thực hiện một cách có hệ thống và định kỳ, tương xứng với mức độ và khả năng gây chiếu xạ của công việc bức xạ, đồng thời bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Tuân theo các đại lượng đo, phương pháp, quy trình đo, vị trí đo, thời điểm đo, tần suất kiểm xạ đã được xác định trước;

b) Mức liều điều tra tại các vị trí đo theo quy định tại điểm a khoản này phải được xây dựng trên số liệu đánh giá thực tế của cơ sở hoặc kinh nghiệm tốt tại các cơ sở có công việc bức xạ tương tự;

c) So sánh kết quả kiểm xạ khu vực làm việc với các mức liều điều tra đã được xây dựng; trường hợp kết quả kiếm xạ lớn hơn mức liều điều tra phải xác định nguyên nhân và áp dụng biện pháp khắc phục phù hợp;

d) Định kỳ hằng năm kiểm tra mức bức xạ tại các vị trí nhân viên bức xạ làm việc; mức bức xạ tại các vị trí cửa ra vào và khu vực xung quanh phòng đặt thiết bị bức xạ, nơi lưu giữ nguồn phóng xạ và chất thải phóng xạ;

đ) Cơ sở y học hạt nhân sử dụng thuốc phóng xạ để khám và điều trị bệnh phải thực hiện kiểm xạ tăng cường, bao gồm: định kỳ hằng ngày đo, đánh giá mức nhiễm bẩn phóng xạ tại khu vực chia liều và uống thuốc; định kỳ hằng tuần đo, đánh giá suất liều bức xạ tại khu vực làm việc và môi trường xung quanh của khu y học hạt nhân;

e) Thiết bị kiểm xạ phải đáp ứng quy chuẩn kỹ thuật quốc gia, tiêu chuẩn quốc gia hoặc tiêu chuẩn quốc tế được thừa nhận; đồng thời phải được bảo dưỡng, hiệu chuẩn định kỳ.

3. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải lập và lưu giữ hồ sơ kết quả kiểm xạ khu vực làm việc, bao gồm yêu cầu theo quy định tại khoản 2 Điều này; kết quả kiểm xạ phải được thông báo cho nhân viên bức xạ và người quản lý trực tiếp của họ.

4. Yêu cầu kiểm xạ đối với hàng hóa nhập khẩu

a) Tổ chức, cá nhân nhập khẩu hàng hóa có dấu hiệu chứa chất phóng xạ hoặc nhiễm phóng xạ phải thực hiện kiếm xạ nhằm phát hiện, ngăn ngừa nguy cơ gây mất an toàn bức xạ đối với con người và môi trường trước khi đưa hàng hóa vào lưu thông, sử dụng trên lãnh thổ Việt Nam.

b) Danh mục hàng hóa nhập khẩu phải kiểm xạ nêu tại điểm a khoản này được quy định tại Phụ lục 3 ban hành kèm theo Thông tư này.

c) Cơ quan hải quan chủ trì, phối hợp với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và cơ quan có thẩm quyền khác tổ chức kiểm tra, giám sát việc thực hiện kiểm xạ hàng hóa thuộc Danh mục quy định tại điểm b khoản này theo quy định của pháp luật về năng lượng nguyên tử, pháp luật về hải quan và quy định của pháp luật có liên quan.

d) Trường hợp phát hiện hàng hóa nhập khẩu vượt mức cho phép hoặc không đáp ứng yêu cầu an toàn bức xạ theo quy định, tổ chức, cá nhân liên quan và cơ quan có thẩm quyền phải áp dụng ngay các biện pháp xử lý, kiểm soát và ứng phó sự cố bức xạ theo quy định của pháp luật.

Điều 14. Theo dõi và đánh giá chiếu xạ nghề nghiệp

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải trang bị liều kế cá nhân cho tất cá nhân viên làm việc trong khu vực kiểm soát, khu vực giám sát.

2. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải sử dụng dịch vụ đo liều bức xạ cá nhân tại các cơ sở được cấp đăng ký hoạt động dịch vụ hỗ trợ ứng dụng năng lượng nguyên tử.

3. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải xây dựng, bảo đảm thực hiện đúng quy trình sử dụng liều kế cá nhân và xử lý các trường hợp bất thường liên quan đến liều kế cá nhân, bao gồm các nội dung sau:

a) Đánh giá liều chiếu xạ cá nhân tổng cộng cho nhân viên làm việc với nguồn phóng xạ hở bằng tổng liều chiếu ngoài và liều chiếu trong;

b) Đối với nhân viên bức xạ được trang bị tạp dề cao su chì quy định tại khoản 1 Điều 11 Thông tư này, mỗi nhân viên bức xạ phải được trang bị 2 liều kế cá nhân (một đặt dưới tạp dề chì tại vị trí bụng, một đặt bên ngoài tại vị trí cổ) và tính liều hiệu dụng theo công thức:

Liều hiệu dụng = 0,5 HW + 0,025 HN

Trong đó HW là kết quả đo liều kế trong tạp dề chì, HN là kết quả đo liều kế ngoài tạp dề chì;

c) Nếu kết quả đo liều hiệu dụng (chiếu ngoài) đối với nhân viên bức xạ, hoặc liều hiệu dụng tổng cộng đối với nhân viên tiếp xúc nguồn phóng xạ hở vượt mức liều điều tra, phải xem xét lại quy trình làm việc, biện pháp bảo vệ và áp dụng biện pháp khắc phục;

d) Nhân viên bức xạ phải sử dụng đúng, hợp lý các thiết bị kiểm xạ, liều kế cá nhân và báo ngay cho người phụ trách an toàn khi liều kế cá nhân bị rơi vào trường xạ, bị nhiễm bẩn phóng xạ, bị hỏng hoặc bị mất;

đ) Trường hợp liều kế cá nhân bị rơi vào trường xạ, bị nhiễm bẩn phóng xạ hoặc bị hỏng, liều kế phải được chuyển ngay đến đơn vị thực hiện dịch vụ đo liều kế cá nhân. Trong thời gian chờ kết quả đọc liều, tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải trang bị liều kế mới cho nhân viên hoặc áp dụng các biện pháp an toàn để bảo đảm mức liều không cao hơn mức liều trung bình mà nhân viên nhận; toàn bộ sự việc và tài liệu liên quan cần được lập thành hồ sơ và được lưu giữ;

e) Thông báo kết quả đo liều chiếu xạ cá nhân cho nhân viên bức xạ; lập, lưu giữ và quản lý hồ sơ liều chiếu xạ cá nhân theo quy định, đặc biệt đối với nhân viên bức xạ trong y tế.

4. Trường hợp nhân viên bức xạ làm việc đồng thời cho nhiều cơ sở, mỗi cơ sở phải trang bị liều kế để theo dõi, đánh giá liều chiếu xạ cá nhân đối với phần công việc bức xạ được thực hiện tại từng cơ sở theo quy định tại khoản 3 Điều này. Nhân viên bức xạ phải bảo đảm tổng cộng liều chiếu xạ nghề nghiệp từ các công việc bức xạ tại tất cả cơ sở mà họ làm việc không vượt quá giới hạn liều nghề nghiệp đối với nhân viên bức xạ theo quy định.

5. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải bảo đảm khi có chiếu xạ trong, nhân viên bức xạ ngoài việc được trang bị liều kế cá nhân, phải áp dụng các biện pháp đánh giá liều chiếu trong trực tiếp hoặc gián tiếp dựa trên kết quả theo dõi phông bức xạ, nồng độ chất phóng xạ tại nơi làm việc, trang thiết bị bảo hộ được sử dụng và những thông tin về vị trí, thời gian nhân viên bị chiếu xạ.

Điều 15. Khám sức khỏe cho nhân viên bức xạ

Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ có trách nhiệm:

1. Tổ chức khám sức khỏe cho nhân viên bức xạ khi mới tuyển dụng, định kỳ hằng năm và khi chấm dứt làm công việc liên quan tới bức xạ theo quy định về khám sức khỏe, vệ sinh lao động và bệnh nghề nghiệp;

2. Lập, lưu giữ và quản lý hồ sơ khám sức khỏe của nhân viên bức xạ theo quy định tại điểm d Điều 16 Thông tư này.

Điều 16. Hồ sơ an toàn bức xạ

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải lập, thường xuyên cập nhật, lưu giữ hồ sơ an toàn bức xạ, bao gồm các nội dung sau:

a) Hồ sơ về nguồn phóng xạ, vật liệu hạt nhân, thiết bị bức xạ, thiết bị hạt nhân; các thay đổi, sửa chữa, nâng cấp thiết bị bức xạ, thiết bị hạt nhân;

b) Hồ sơ kiểm xạ khu vực làm việc, đo đạc và hồ sơ bảo dưỡng, kiểm định, hiệu chuẩn;

c) Nhật ký và hồ sơ về sự cố bức xạ, hạt nhân trong quá trình tiến hành công việc bức xạ;

d) Hồ sơ đào tạo của nhân viên bức xạ;

đ) Hồ sơ khám sức khỏe của nhân viên bức xạ, trong đó ghi lại kết quả khám sức khỏe hàng năm và đột xuất của từng nhân viên;

e) Hồ sơ liều bức xạ của nhân viên bức xạ được lập theo mẫu quy định tại Phụ lục 1 ban hành kèm theo Thông tư này. Hồ sơ liều bức xạ của nhân viên bức xạ được cập nhật ít nhất một năm một lần và ngay sau khi xảy ra trường hợp liều bức xạ vượt quá mức điều tra, giới hạn liều và khi có yêu cầu;

g) Kết luận thanh tra, kiểm tra và tài liệu về việc thực hiện yêu cầu của cơ quan có thẩm quyền;

h) Hồ sơ kiểm xạ đối với công chúng gồm các nội dung: kết quả kiểm xạ, kết quả hiệu chuẩn thiết bị đo kiểm xạ.

2. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải trình các hồ sơ theo quy định tại khoản 1 Điều này cho cơ quan quản lý nhà nước có thẩm quyền khi được yêu cầu.

3. Việc chuyển giao hồ sơ an toàn bức xạ được thực hiện theo quy định sau đây:

a) Khi chấm dứt hoạt động, tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải chuyển giao toàn bộ hồ sơ cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân hoặc Sở Khoa học và Công nghệ địa phương theo thẩm quyền cấp phép;

b) Khi nguồn phóng xạ, vật liệu hạt nhân, thiết bị bức xạ, thiết bị hạt nhân được chuyển giao, tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải chuyển giao hồ sơ theo quy định tại điểm a và điểm b khoản 1 Điều này cho tổ chức, cá nhân tiếp nhận; đồng thời chuyển giao hồ sơ theo quy định tại điểm c và điểm đ khoản 1 Điều này cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân;

c) Khi nhân viên bức xạ chuyển sang làm việc cho tổ chức khác, tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải chuyển giao bản sao hồ sơ theo quy định tại điểm e khoản 1 Điều này cho tổ chức, cá nhân tiếp nhận nhân viên bức xạ.

4. Hồ sơ sức khỏe và hồ sơ liều bức xạ của nhân viên bức xạ phải được lưu giữ trong thời hạn 30 năm kể từ khi nhân viên đó không còn làm công việc bức xạ.

Điều 17. Kiểm tra, giám sát nội bộ đối với việc thực hiện các yêu cầu về kiểm soát chiếu xạ nghề nghiệp

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ có trách nhiệm xây dựng kế hoạch và tổ chức kiểm tra, giám sát nội bộ việc thực hiện các quy định, nội quy an toàn bức xạ và quy trình làm việc.

2. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải xem xét, đánh giá và áp dụng biện pháp khắc phục đối với thiếu sót trong công tác quản lý an toàn bức xạ phát hiện được thông qua hoạt động kiểm tra, giám sát nội bộ.

3. Trong quá trình kiểm tra, giám sát nội bộ, tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải định kỳ xem xét lại các nội dung sau:

a) Nội quy an toàn bức xạ, quy trình làm việc;

b) Việc kiểm xạ khu vực làm việc;

c) Việc theo dõi và đánh giá liều bức xạ cá nhân;

d) Việc lập, lưu giữ và quản lý hồ sơ an toàn bức xạ;

đ) Phạm vi khu vực kiểm soát và khu vực giám sát.

4. Kết quả kiểm tra, giám sát nội bộ phải được lập thành biên bản và lưu giữ trong hồ sơ an toàn bức xạ.

Điều 18. Kiểm soát chiếu xạ công chúng

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ phải thực hiện kiểm xạ môi trường xung quanh khu vực làm việc để bảo đảm chiếu xạ công chúng do các nguồn bức xạ của tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ được đánh giá một cách có hệ thống và định kỳ không ít hơn một lần trong một năm.

2. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế phải thực hiện các yêu cầu sau để bảo đảm an toàn cho công chúng:

a) Có biện pháp kiểm soát để chỉ cho phép nhân viên bức xạ trong y tế và người tình nguyện giúp đỡ và chăm sóc người bệnh ở lại trong phòng khi người bệnh được chẩn đoán hoặc điều trị bằng bức xạ ion hóa;

b) Có biện pháp ngăn chặn, không để người không có phận sự đi vào khu vực phòng điều khiển thiết bị bức xạ, khu vực có chất phóng xạ, phòng lưu người bệnh điều trị bằng thuốc phóng xạ hoặc cấy nguồn phóng xạ;

c) Chỉ cho phép người bệnh điều trị bằng thuốc phóng xạ I-131 được xuất viện khi mức hoạt độ phóng xạ còn lại trong cơ thể người bệnh không vượt quá 1100 MBq; khi cho người bệnh xuất viện, bác sỹ điều trị phải trực tiếp tư vấn và cung cấp văn bản hướng dẫn về biện pháp bảo đảm an toàn bức xạ cho người thân và cộng đồng;

d) Thực hiện kiểm soát mức bức xạ tại khu vực xung quanh khu vực kiểm soát bao gồm phòng làm việc, lối đi, hành lang, khu vệ sinh và các khu vực có người qua lại khác; sử dụng các dấu hiệu cảnh báo bức xạ (biển cảnh báo, đèn cảnh báo, tín hiệu cảnh báo) và áp dụng các biện pháp hạn chế người không có nhiệm vụ đi vào các khu vực này.

Điều 19. Kiểm soát phóng xạ đối với sắt, thép phế liệu làm nguyên liệu sản xuất

Cơ sở sử dụng sắt, thép phế liệu làm nguyên liệu sản xuất có trách nhiệm:

1. Trang bị thiết bị phát hiện phóng xạ phù hợp với quy mô, công suất và tính chất hoạt động của cơ sở; tổ chức đào tạo, hướng dẫn nhân viên có liên quan về nhận biết dấu hiệu bất thường và sử dụng thiết bị phát hiện phóng xạ;

2. Trường hợp phát hiện sắt, thép phế liệu có dấu hiệu nhiễm xạ hoặc chứa nguồn phóng xạ, vật liệu hạt nhân nằm ngoài kiểm soát, cơ sở phải:

a) Dừng ngay việc đưa lô sắt, thép phế liệu đó vào sản xuất;

b) Thông báo bằng văn bản cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân hoặc Sở Khoa học và Công nghệ tại địa phương trong vòng 48 giờ kể từ khi phát hiện sắt, thép phế liệu có dấu hiệu nhiễm xạ hoặc chứa nguồn phóng xạ, vật liệu hạt nhân nằm ngoài kiểm soát;

c) Thực hiện thu gom, cất giữ và bảo quản sắt, thép phế liệu làm nguyên liệu sản xuất bị nhiễm xạ hoặc chứa nguồn phóng xạ, vật liệu hạt nhân nằm ngoài kiểm soát theo quy định về quản lý chất thải phóng xạ;

d) Dùng các biện pháp kỹ thuật và hành chính khoanh vùng hạn chế người ra vào khu vực có sắt, thép phế liệu làm nguyên liệu sản xuất bị nhiễm phóng xạ hoặc chứa nguồn phóng xạ, vật liệu hạt nhân nằm ngoài kiểm soát.

Điều 20. Kiểm soát và bảo đảm an toàn bức xạ đối với nhân viên làm việc trong môi trường có nồng độ khí radon-222 cao

1. Người sử dụng lao động phải áp dụng các biện pháp kiểm soát và bảo đảm an toàn bức xạ đối với nhân viên làm việc trong điều kiện môi trường mà nồng độ khí radon-222 tại nơi làm việc vượt quá mức 300 Bq/m3 (Becơren trong 1 mét khối) không khí.

2. Người sử dụng lao động tại nơi làm việc có nồng độ khí radon-222 vượt mức theo quy định tại khoản 1 Điều này, tùy theo điều kiện cụ thể, phải áp dụng các biện pháp nhằm giảm thiểu nồng độ khí radon-222 như tăng cường thông khí, pha loãng không khí trong khu vực làm việc với không khí ngoài trời, làm sạch không khí bằng cách sử dụng than hoạt tính hoặc các phương pháp thích hợp khác.

Điều 21. Thiết bị đo liều cá nhân sử dụng trong dịch vụ đo liều cá nhân

1. Liều kế cá nhân phải thích hợp với loại hình công việc bức xạ và bảo đảm không thể tự ý thay đổi chỉ số đo trên liều kế.

2. Việc đo và hiệu chuẩn các thiết bị đo liều cá nhân phải được thực hiện theo các đại lượng thực hành của tương đương liều cá nhân theo quy định tại Mục 1 Phụ lục 2 ban hành kèm theo Thông tư này, cụ thể:

a) Hp (10) cho liều hiệu dụng toàn thân;

b) Hp (3) cho liều tương đương đối với mắt;

c) Hp (0,07) cho liều tương đương đối với da.

Điều 22. Trách nhiệm của tổ chức, cá nhân làm dịch vụ đo liều cá nhân

Tổ chức, cá nhân làm dịch vụ đo liều cá nhân có trách nhiệm:

1. Có đủ trang thiết bị, nhân lực để thực hiện dịch vụ đo liều cá nhân theo quy định pháp luật;

2. Xây dựng và thực hiện chương trình bảo đảm chất lượng;

3. Hướng dẫn các tổ chức, cá nhân sử dụng liều kế cá nhân theo đúng quy trình;

4. Phiếu trả kết quả đo liều cá nhân phải có các thông tin chính sau: tên tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ, địa chỉ của cơ quan, khoảng thời gian đo, danh sách nhân viên bức xạ cùng với giá trị liều, đại lượng đo và xác nhận của cơ quan làm dịch vụ;

5. Báo cáo ngay Cục An toàn bức xạ và hạt nhân, Sở Khoa học và Công nghệ địa phương những trường hợp nhân viên bức xạ bị chiếu quá liều;

6. Cập nhật số liệu liều bức xạ nghề nghiệp cá nhân vào cơ sở dữ liệu quốc gia về chiếu xạ nghề nghiệp theo hướng dẫn của Cục An toàn bức xạ và hạt nhân.

Mục 2. BẢO ĐẢM AN TOÀN BỨC XẠ TRONG Y TẾ

Điều 23. Yêu cầu chung về bảo đảm an toàn đối với thiết bị bức xạ, thiết bị sử dụng trong y học hạt nhân

1. Thiết bị bức xạ sử dụng cho chẩn đoán, điều trị bệnh và thiết bị được sử dụng trong y học hạt nhân phải có chứng chỉ chất lượng thể hiện việc đáp ứng các yêu cầu về bảo đảm an toàn theo tiêu chuẩn quốc gia, quy chuẩn kỹ thuật quốc gia. Trường hợp không có tiêu chuẩn quốc gia, quy chuẩn kỹ thuật quốc gia thì áp dụng tiêu chuẩn quốc tế tương đương của Ủy ban Kỹ thuật điện quốc tế (IEC), Tổ chức Tiêu chuẩn hóa quốc tế (ISO).

2. Có tài liệu kèm theo thiết bị, bao gồm tài liệu về thông số kỹ thuật của thiết bị, hướng dẫn vận hành và bảo trì, hướng dẫn an toàn. Tài liệu hướng dẫn vận hành, hướng dẫn an toàn phải được dịch ra tiếng Việt.

3. Chỉ dẫn vận hành, ký hiệu viết tắt và giá trị vận hành trên bảng điều khiển của thiết bị bức xạ phải bằng tiếng Việt hoặc bằng ngôn ngữ phù hợp với ngôn ngữ mà người vận hành máy sử dụng.

4. Thiết bị bức xạ phải có cơ cấu kiểm soát chùm tia bức xạ, bảo đảm chỉ thị rõ ràng và tin cậy trạng thái chùm tia đang “ngắt” hay “mở”.

5. Thiết bị bức xạ phải có cơ cấu để khu trú chùm tia cho mục đích kiểm soát chùm tia chỉ vào vùng cơ thể người bệnh cần chẩn đoán hoặc điều trị.

6. Trường bức xạ phát ra trong vùng để chẩn đoán hay điều trị trên người bệnh phải đồng đều; mức độ không đồng đều của trường bức xạ phải được nhà cung cấp chỉ rõ trong tài liệu kỹ thuật của thiết bị.

Điều 24. Yêu cầu an toàn đối với thiết bị X-quang chẩn đoán dùng trong y tế

Thiết bị X-quang chẩn đoán dùng trong y tế ngoài việc thực hiện các yêu cầu theo quy định tại Điều 23 Thông tư này phải bảo đảm các yêu cầu sau:

1. Mức bức xạ rò của đầu bóng phát tia X không vượt quá 1 mGy/giờ tại khoảng cách 1 mét từ vỏ đầu bóng phát tia X lấy trung bình trên diện tích không vượt quá 100 cm2 cho mọi chế độ làm việc của thiết bị được nhà sản xuất khuyến cáo;

2. Giá trị lọc cố định của hệ đầu bóng phát X-quang trong đơn vị milimét nhôm tương đương (mm Al) phải ghi rõ trên vỏ hộp chứa bóng;

3. Có hệ kiểm tra kích thước chùm tia bằng nguồn sáng, trừ thiết bị X- quang chụp răng sử dụng phim đặt sau huyệt ổ răng và thiết bị X-quang chụp vú;

4. Các thông số điện áp phát (kV), dòng bóng phát (mA), thời gian phát tia (s) hoặc hàng số phát tia (mAs) phải được hiển thị trên tủ điều khiển khi đặt chế độ làm việc và khi chụp;

5. Đối với thiết bị X-quang có chế độ chụp, việc phát tia phải được chấm dứt sau khi đạt được giá trị đặt trước như: thời gian hoặc giá trị mAs hoặc giá trị liều chiếu xạ;

6. Đối với thiết bị X-quang có chế độ chiếu, chụp phải có bộ kiểm soát chế độ phát tia tự động (AEC) hoặc công tắc điều khiển phát tia dạng bấm và giữ, bảo đảm thiết bị chỉ phát tia nếu công tắc được bấm, giữ chặt và ngừng phát tia khi thả công tắc;

7. Thiết bị X-quang di động phải có cáp nối đủ dài để bảo đảm khoảng cách giữa người vận hành thiết bị và bóng phát tối thiểu 2 mét. Đối với thiết bị bức xạ khác, khoảng cách này tối thiểu là 3 mét;

8. Thiết bị X-quang tăng sáng truyền hình dùng trong can thiệp phải có các tấm che chắn cao su chì lắp tại bàn người bệnh để che chắn các tia bức xạ ảnh hưởng đến nhân viên và hệ che chắn treo trên trần để sử dụng cho mục đích bảo vệ mắt và tuyến giáp của nhân viên khi theo dõi người bệnh. Các tấm che chắn cao su chì phải bảo đảm có chiều dày che chắn không nhỏ hơn 0,5 milimét chì tương đương.

Điều 25. Yêu cầu an toàn đối với thiết bị xạ trị

Thiết bị xạ trị ngoài việc thực hiện các yêu cầu theo quy định tại Điều 23 Thông tư này phải bảo đảm các yêu cầu sau:

1. Cho phép dừng chiếu xạ từ bàn điều khiển; việc cho chiếu xạ lại sau khi dừng chỉ có thể được thực hiện từ bàn điều khiến;

2. Thiết bị xạ trị dùng nguồn phóng xạ phải có ít nhất 02 (hai) cơ cấu điều khiển cho phép tự trả nguồn về vị trí an toàn và chấm dứt chiếu xạ khi có sự cố; khi mất điện, thiết bị phải tự động trả nguồn về vị trí bảo vệ và giữ nguồn ở vị trí này cho đến khi thiết bị được khởi động lại từ bàn điều khiển;

3. Thiết bị xạ trị từ xa dùng nguồn phóng xạ và thiết bị xạ trị áp sát suất liều cao (HDR) phải được thiết kế để có thể thao tác bằng tay đưa nguồn về vị trí bảo vệ trong trường hợp khẩn cấp. Thiết bị dao gamma phải có cơ cấu để thao tác bằng tay đóng cửa sổ che chắn nguồn trong trường hợp khẩn cấp;

4. Hộp chứa nguồn của thiết bị xạ trị từ xa dùng nguồn phóng xạ và công- ten-nơ chứa nguồn phóng xạ của thiết bị xạ trị áp sát suất liều cao (HDR) có dấu hiệu cảnh báo bức xạ theo quy chuẩn kỹ thuật quốc gia về dấu hiệu cảnh báo phóng xạ.

Điều 26. Yêu cầu an toàn đối với nguồn phóng xạ kín và thuốc phóng xạ

1. Nguồn phóng xạ kín được sử dụng cho thiết bị xạ trị từ xa hoặc xạ trị áp sát suất liều cao phải tuân thủ tiêu chuẩn quốc tế ISO 2919:2012 hoặc tiêu chuẩn quốc gia TCVN 6853:2001 về an toàn bức xạ, nguồn phóng xạ kín, yêu cầu chung và phân loại. Trường hợp tiếp tục sử dụng nguồn phóng xạ kín sau thời gian sử dụng được nhà sản xuất khuyến cáo, tổ chức, cá nhân sử dụng nguồn phải kiểm tra rò rỉ phóng xạ để khẳng định nguồn vẫn còn nguyên vẹn như thiết kế.

2. Thuốc phóng xạ dùng trong y học hạt nhân phải được phép lưu hành hợp pháp tại Việt Nam theo quy định của pháp luật về dược, chỉ được sử dụng cho mục đích phòng bệnh, chữa bệnh và điều chỉnh chức năng cơ thể, phải tuân thủ các tiêu chuẩn quốc tế đã được thừa nhận đối với các thông số sau:

a) Độ tinh khiết hạt nhân phóng xạ (là phần trăm hoạt độ phóng xạ của nhân phóng xạ đánh dấu trong thuốc phóng xạ so với tổng hoạt độ của các nhân phóng xạ có trong thuốc phóng xạ);

b) Độ tinh khiết hóa phóng xạ (là phần trăm của nhân phóng xạ ở dạng liên kết hóa học mong muốn của hợp chất đánh dấu so với tổng nhân phóng xạ có trong thuốc phóng xạ, nghĩa là quan tâm đến nhân phóng xạ đã tách ra khỏi hợp chất đánh dấu);

c) Độ tinh khiết hóa học (là tỷ lệ của dạng hợp chất đánh dấu chính không quan tâm đến hoạt độ phóng xạ có trong đó so với toàn bộ chế phẩm thuốc phóng xạ. Chế phẩm thuốc phóng xạ là lượng chuẩn bị của thuốc phóng xạ sẵn sàng để dung cho người bệnh);

d) Độ pH;

đ) Các thông số yêu cầu đối với thuốc theo quy định pháp luật về dược.

3. Tất cả các chế phẩm thuốc phóng xạ phải có dán nhãn ghi rõ các thông tin sau:

a) Đồng vị phóng xạ; dạng hóa học (tên thuốc và công thức hóa học);

b) Tổng hoạt độ phóng xạ của chế phẩm;

c) Ngày đo hoạt độ phóng xạ;

d) Kết quả đo độ tạp chất hóa phóng xạ;

đ) Tên, địa chỉ của nhà sản xuất và ngày sản xuất;

e) Ngày hết hạn sử dụng;

g) Số của lô hoặc mẻ sản xuất;

h) Thể tích của chế phẩm thuốc phóng xạ (trường hợp ở dạng dung dịch);

i) Các thông tin khác đối với nhãn thuốc theo quy định của pháp luật về dược.

Điều 27. Yêu cầu an toàn đối với thiết bị đo bức xạ, thiết bị và dụng cụ bảo vệ an toàn bức xạ

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế sử dụng thiết bị xạ trị từ xa, xạ trị áp sát phải trang bị thiết bị đo suất liều bức xạ. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế sử dụng thuốc phóng xạ (cơ sở y học hạt nhân) phải trang bị thiết bị đo suất liều bức xạ và thiết bị đo nhiễm bẩn bề mặt có dải năng lượng đo phù hợp với loại bức xạ phát ra từ thiết bị bức xạ và nguồn phóng xạ sử dụng tại cơ sở để thường xuyên đo kiểm tra phông bức xạ môi trường, nhiễm bẩn phóng xạ và kiểm soát mức bức xạ khi đi vào khu vực có nguồn phóng xạ.

2. Cơ sở y học hạt nhân phải trang bị thiết bị và dụng cụ bảo vệ an toàn bức xạ sau:

a) Tủ hút có thể tích và lưu lượng hút phù hợp để pha chế, phân liều thuốc phóng xạ;

b) Bàn để pha chế, phân liều thuốc phóng xạ có màn che chắn chì kết hợp với vật liệu che chắn bức xạ beta hình L và màn quan sát bằng kính chì;

c) Tay gắp, kẹp nguồn để thao tác với nguồn phóng xạ từ xa;

d) Bình đựng thuốc phóng xạ có che chắn chì và lớp vỏ bên ngoài chống vỡ;

đ) Khay được thiết kế đặc biệt để pha chế, phân liều thuốc phóng xạ dạng lỏng;

e) Xilanh có che chắn chì được thiết kế đặc biệt để sử dụng trong y học hạt nhân;

g) Ống hút (pipet) tự động dùng một lần;

h) Dụng cụ để xử lý chất phóng xạ bị đổ.

3. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế sử dụng nguồn phóng xạ trong xạ trị áp sát phải trang bị các thiết bị và dụng cụ bảo vệ an toàn bức xạ sau:

a) Bàn để thao tác với nguồn phóng xạ có màn che chắn chì hình L và màn quan sát bằng kính chì;

b) Dụng cụ gắp nguồn, kẹp nguồn có tay cầm dài;

c) Tủ đựng nguồn có các ngăn khác nhau để đựng nguồn có hoạt độ khác nhau;

d) Bình đựng nguồn để vận chuyển.

Điều 28. Kiểm định thiết bị bức xa và hiệu chuẩn thiết bị đo bức xạ

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế phải thực hiện việc kiểm định thiết bị bức xạ, hiệu chuẩn thiết bị đo bức xạ được sử dụng tại cơ sở mình theo quy định tại Điều 8 Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

2. Việc kiểm định thiết bị bức xạ, hiệu chuẩn thiết bị đo bức xạ phải được thực hiện bởi tổ chức, cá nhân được cấp đăng ký hoạt động dịch vụ kiểm định, hiệu chuẩn.

Điều 29. Phòng đặt thiết bị bức xạ, phòng làm việc với nguồn phóng xạ và thuốc phóng xạ, kho lưu giữ nguồn phóng xạ hoặc chất thải phóng xạ, phòng lưu người bệnh điều trị bằng phóng xạ

1. Phòng đặt thiết bị bức xạ, phòng làm việc với nguồn phóng xạ và thuốc phóng xạ, kho lưu giữ nguồn phóng xạ hoặc chất thải phóng xạ và phòng lưu người bệnh điều trị bằng phóng xạ không được đặt liền kề khoa sản, khoa nhi.

2. Chiều dày bảo vệ của tường, sàn, trần, cửa ra vào phòng đặt thiết bị bức xạ, cửa quan sát của phòng điều khiển phải được tính toán thiết kế theo quy định, bảo đảm mức liều bức xạ tiềm năng của môi trường làm việc trong thực tế (không tính phông bức xạ tự nhiên), cụ thể như sau:

a) Trong phòng điều khiển hoặc nơi đặt tủ điều khiển của thiết bị xạ trị không vượt quá 20 mSv/năm;

b) Tại mọi vị trí bên ngoài phòng đặt thiết bị xạ trị nơi công chúng đi lại, nơi người bệnh ngồi chờ không vượt quá 1 mSv/năm;

c) Trong phòng điều khiển hoặc nơi đặt tủ điều khiển của thiết bị X- quang chẩn đoán trong y tế (trừ đối với thiết bị X-quang di động, thiết bị X- quang tăng sáng truyền hình sử dụng chụp can thiệp và chụp mạch) không vượt quá 10 μSv/giờ;

d) Tại mọi vị trí bên ngoài phòng đặt thiết bị X-quang chẩn đoán trong y tế nơi công chúng đi lại, người bệnh ngồi chờ và các phòng làm việc lân cận không vượt quá 0,5 μSv/giờ.

Trường hợp phòng đặt thiết bị X-quang chẩn đoán trong y tế nằm trong khu dân cư, liền kề nhà ở hoặc nơi làm việc, suất liều bức xạ ở tất cả các điểm đo bên ngoài phòng đặt thiết bị phải không vượt quá phông nền phóng xạ tự nhiên của khu dân cư xung quanh.

3. Thiết kế phòng xạ trị từ xa, xạ trị áp sát suất liều cao ngoài các yêu cầu về che chắn bức xạ phải có hệ thống khóa liên động cho cửa ra vào phòng để bảo đảm chỉ khởi động được thiết bị xạ trị khi cửa ra vào đã đóng hoàn toàn và tự động chấm dứt chiếu xạ khi cửa bị mở bất ngờ; có hệ thống đo cảnh báo mức bức xạ và ít nhất một hệ thống dừng chiếu xạ khẩn cấp được lắp đặt trong phòng.

4. Cơ sở y học hạt nhân phải có phòng bảo quản và làm việc với thuốc phóng xạ (phân liều), phòng cho người bệnh uống hoặc tiêm thuốc phóng xạ, phòng lưu giữ chất thải phóng xạ, phòng vệ sinh riêng cho người bệnh đã dùng thuốc phóng xạ, phòng đặt thiết bị gamma camera, phòng lưu người bệnh nếu có điều trị người bệnh cường giáp hoặc ung thư tuyến giáp, khu vực tắm, rửa của nhân viên sau khi làm việc tiếp xúc với thuốc phóng xạ. Các phòng và khu vực này phải được thiết kế bảo vệ chống chiếu ngoài và chống nhiễm bẩn phóng xạ, cụ thể như sau:

a) Phải được tính toán thiết kế che chắn bức xạ sao cho suất liều bức xạ nơi công chúng đi lại, người bệnh ngồi chờ và các phòng làm việc lân cận không vượt quá 0,5 μSv/giờ;

b) Sàn và tường các phòng có nguy cơ bị nhiễm bẩn phóng xạ phải được phủ bằng vật liệu nhẵn, không thấm nước, dễ tẩy rửa;

c) Chậu rửa cho nhân viên sau khi thao tác với thuốc phóng xạ phải được lắp hệ thống vòi rửa tự động hoặc vòi rửa có cần gạt để mở nước bằng chân hoặc bằng khủyu tay;

d) Toàn bộ nước nhiễm bẩn chất phóng xạ phải được thu gom bằng đường thoát nước riêng đưa vào bể xử lý chất thải phóng xạ lỏng.

5. Phòng đặt thiết bị bức xạ, phòng làm việc với nguồn phóng xạ và thuốc phóng xạ, phòng lưu người bệnh uống thuốc phóng xạ trong y học hạt nhân hoặc cấy nguồn phóng xạ trong xạ trị áp sát, phòng điều khiển thiết bị xạ trị phải được phân loại là khu vực kiểm soát và phải áp dụng các biện pháp sau:

a) Đặt ở phía trên cửa ra vào khu vực kiểm soát một biển cảnh báo bức xạ theo mẫu quy định tại Phụ lục 2 ban hành kèm theo Thông tư này;

b) Lắp đèn báo hiệu tại các cửa ra vào phòng đặt thiết bị bức xạ, phòng cấy nguồn xạ trị áp sát, phòng pha chế thuốc phóng xạ và phải bảo đảm đèn báo hiệu phát sáng trong suốt thời gian đang tiến hành công việc bức xạ;

c) Niêm yết nội quy an toàn tại cửa ra vào khu vực kiểm soát; quy trình ứng phó sự cố rút gọn, quy trình vận hành thiết bị trong phòng điều khiển;

d) Đối với phòng xạ trị từ xa, xạ trị áp sát suất liều cao, phòng lưu người bệnh uống thuốc phóng xạ hoặc cấy nguồn phóng xạ phải sử dụng các biện pháp ngăn chặn tiếp cận bổ sung gồm rào chắn, khóa cửa hoặc cử nhân viên giám sát trực tiếp.

6. Kho lưu giữ nguồn phóng xạ hoặc lưu giữ chất thải phóng xạ phải được bố trí và thiết kế bảo đảm các yêu cầu theo quy định tại Điều 78 Thông tư này.

Điều 30. Lắp đặt thiết bị bức xạ

Việc lắp đặt thiết bị bức xạ phải bảo đảm các yêu cầu sau:

1. Mỗi phòng chỉ được lắp đặt một thiết bị bức xạ. Đối với thiết bị X- quang chẩn đoán trong y tế được phép lắp đặt 02 thiết bị trong một phòng nhưng phải bảo đảm chỉ một thiết bị được vận hành tại một thời điểm.

2. Thiết bị bức xạ phải được lắp đặt, bố trí sao cho trong điều kiện vận hành bình thường, chùm tia bức xạ không được hướng trực tiếp vào tủ điều khiển, cửa ra vào, cửa sổ hoặc khu vực công chúng qua lại.

3. Tủ điều khiển thiết bị bức xạ phải được đặt bên ngoài và liền kề phòng đặt thiết bị, bảo đảm có phương tiện quan sát người bệnh và phương tiện liên lạc giữa người vận hành và người bệnh.

Trường hợp thiết bị X-quang chẩn đoán trong y tế làm việc ở điện áp nhỏ hơn 150 kV, tủ điều khiển được phép đặt trong phòng đặt thiết bị, nhưng phải được che chắn bằng bình phong chì, bảo đảm suất liều bức xạ tại vị trí nhân viên vận hành không vượt quá 10 μSv/giờ.

Điều 31. Nội quy an toàn bức xạ và vận hành an toàn thiết bị bức xạ

1. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế phải xây dựng quy trình làm việc với thiết bị bức xạ, nguồn phóng xạ, nội quy an toàn bức xạ bảo đảm các yêu cầu sau:

a) Quy trình làm việc cần chỉ rõ các bước tiến hành công việc trong vận hành thiết bị bức xạ, làm việc với nguồn phóng xạ, làm việc trong khu vực có nguy cơ bị chiếu xạ hoặc nhiễm bẩn phóng xạ, chăm sóc người bệnh uống thuốc phóng xạ hoặc cấy nguồn phóng xạ; quy trình thao tác đối với từng thiết bị, phác đồ điều trị đối với từng loại bệnh;

b) Nội quy an toàn bức xạ phải chỉ rõ các yêu cầu bảo vệ an toàn bức xạ cho nhân viên bức xạ trong y tế, các nhân viên khác làm việc tại tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế, người bệnh, người chăm sóc hoặc hỗ trợ người bệnh và công chúng.

2. Nhân viên vận hành thiết bị bức xạ phải thực hiện nghiêm các bước tiến hành công việc:

a) Kiểm tra an toàn thiết bị trước khi bắt đầu và sau khi kết thúc công việc;

b) Đóng cửa ra vào trong suốt quá trình vận hành thiết bị;

c) Tuân thủ quy trình vận hành thiết bị;

d) Chú ý những tín hiệu bất thường của thiết bị bức xạ và thiết bị kiểm tra để kịp thời phát hiện sự cố, ngăn ngừa tai nạn;

đ) Không được tháo bỏ các bộ phận hư hỏng trong hệ thống bảo vệ của thiết bị và nối tắt để vận hành thiết bị, bao gồm việc nối tắt hệ thống khóa liên động cửa ra vào phòng xạ trị.

Điều 32. Kiểm soát chiếu xạ y tế

1. Bác sỹ điều trị là người chịu trách nhiệm bảo đảm an toàn bức xạ cho người bệnh, có trách nhiệm:

a) Chỉ định chẩn đoán, điều trị cho người bệnh bằng bức xạ ion hóa chỉ khi chắc chắn lợi ích đem lại cho người bệnh là đáng kể so với tác hại mà họ phải chịu;

b) Khi có hai phương pháp chẩn đoán hoặc điều trị cùng đem lại kết quả như nhau thì không chỉ định phương pháp dùng bức xạ ion hóa;

c) Tránh chỉ định dùng bức xạ ion hóa để khám, chữa bệnh cho phụ nữ có thai hoặc nghi có thai hoặc đang cho con bú trừ khi có chỉ định lâm sàng bắt buộc. Trường hợp chỉ định lâm sàng là bắt buộc phải thông báo cho nhân viên y tế, nhân viên vận hành thiết bị biết để có biện pháp bảo vệ thích hợp cho người bệnh;

d) Chỉ sử dụng thuốc phóng xạ để khám, chữa bệnh cho trẻ em khi có chỉ định lâm sàng bắt buộc và phải giảm hoạt độ phóng xạ được chỉ định;

đ) Tham khảo thông tin các lần khám trước để tránh việc kiểm tra bổ sung nếu không cần thiết;

e) Chỉ định mức chiếu xạ, liều lượng thuốc phóng xạ sử dụng ở mức tối thiểu nhưng đủ để đạt được mục đích khám chữa bệnh trên cơ sở các mức liều tham chiếu chẩn đoán theo quy định tại Mục 2 Phụ lục 2 ban hành kèm theo Thông tư này.

2. Các nhân viên y tế, nhân viên vận hành thiết bị bức xạ có trách nhiệm bảo đảm an toàn bức xạ cho người bệnh khi thực hiện công việc của mình như sau:

a) Bảo đảm mọi sự chiếu xạ y tế chỉ được thực hiện khi có chỉ định của bác sỹ điều trị và được thực hiện theo đúng chỉ định của bác sỹ điều trị;

b) Bảo đảm thiết bị bức xạ được dùng là thích hợp.

3. Nhân viên vận hành thiết bị X-quang chẩn đoán y tế ngoài các yêu cầu trách nhiệm chung về bảo vệ người bệnh theo quy định tại khoản 2 Điều này phải thực hiện các biện pháp để bảo vệ người bệnh như sau:

a) Phải bảo đảm việc chiếu chụp theo đúng quy trình vận hành thiết bị đã được thiết lập;

b) Sử dụng cơ cấu khu trú chùm tia một cách phù hợp để chỉ tạo ra liều chiếu tối thiểu trên người bệnh nhưng vẫn có chất lượng ảnh phù hợp với yêu cầu cho chẩn đoán trong chiếu, chụp X-quang;

c) Không chiếu xạ vào các bộ phận cơ thể nhạy cảm phóng xạ của người bệnh như tuyến sinh dục, thủy tinh thể mắt, vú, tuyến giáp trạng và phải sử dụng các biện pháp che chắn thích hợp cho người bệnh khi không thể tránh được;

d) Tránh chiếu, chụp vùng bụng và vùng hố chậu của phụ nữ có thai hoặc nghi có thai trừ khi có lý do lâm sàng bắt buộc và cần áp dụng các biện pháp để hạn chế đến mức nhỏ nhất liều gây ra cho thai nhi khi phải làm như vậy;

đ) Không được cho người bệnh và người không có phận sự đứng chờ trong phòng chiếu, chụp X-quang khi đang thực hiện chiếu, chụp cho người bệnh khác.

4. Nhân viên y tế, nhân viên vận hành thiết bị xạ trị ngoài yêu cầu trách nhiệm chung cho bảo vệ người bệnh nêu tại khoản 2 Điều này phải áp dụng biện pháp để liều chiếu xạ lên các mô lành ở mức thấp nhất có thể, phù hợp với mức liều cần thiết để đạt mục đích trong xạ trị.

5. Nhân viên y tế, kỹ thuật viên phân liều thuốc phóng xạ trong y học hạt nhân phải bảo đảm định liều thuốc phóng xạ chính xác theo chỉ định của bác sỹ.

6. Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế sử dụng thuốc phóng xạ để điều trị nếu có lưu người bệnh đã sử dụng thuốc phóng xạ phải bảo đảm mỗi phòng chỉ lưu một người bệnh. Trường hợp buộc phải bố trí nhiều người bệnh nằm chung phòng, phải sử dụng các bình phong chì di động để che chắn sao cho người bệnh này không bị ảnh hưởng chiếu xạ từ người bệnh kia.

Điều 33. Kiểm soát chiếu xạ đối với người nhà chăm sóc, hỗ trợ và thăm người bệnh

Tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế có trách nhiệm:

1. Bố trí người có hiểu biết về các biện pháp an toàn và bảo vệ chống bức xạ đi kèm hướng dẫn người nhà chăm sóc, hỗ trợ và thăm người bệnh đi vào khu vực kiểm soát;

2. Cung cấp đầy đủ thông tin và các chỉ dẫn về an toàn bức xạ cho người nhà chăm sóc, hỗ trợ và thăm người bệnh đi trước khi họ đi vào khu vực kiểm soát;

3. Cung cấp trang thiết bị bảo hộ thích hợp để giảm liều chiếu xạ;

4. Bảo đảm liều bức xạ đối với người nhà chăm sóc, hỗ trợ người bệnh trong toàn bộ thời kỳ người bệnh được chẩn đoán, xét nghiệm hoặc điều trị bằng bức xạ ion hóa, thuốc phóng xạ không vượt quá mức liều kiềm chế sau đây:

a) Đối với người từ đủ 18 tuổi trở lên: 5 mSv;

b) Đối với người dưới 18 tuổi và phụ nữ mang thai: 1 mSv.

Chương III

VẬN CHUYỂN AN TOÀN VẬT LIỆU PHÓNG XẠ

Mục 1. QUY ĐỊNH CHUNG VỀ VẬN CHUYỂN VẬT LIỆU PHÓNG XẠ

Điều 34. Kế hoạch bảo đảm an toàn

Tổ chức, cá nhân tham gia vào quá trình vận chuyển vật liệu phóng xạ phải lập và thực hiện kế hoạch bảo đảm an toàn. Kế hoạch này gồm các yêu cầu sau:

1. Tối ưu hóa các biện pháp bảo đảm an toàn bức xạ trong quá trình vận chuyển sao cho liều chiếu xạ một cá nhân phải nhận thấp hơn giới hạn liều theo quy định tại Phụ lục I ban hành kèm theo Nghị định 332/2025/NĐ-CP và có các biện pháp để giảm thấp liều, số người bị chiếu xạ.

2. Có phương án bảo vệ bức xạ cho cá nhân, kiểm tra nhiễm bẩn phóng xạ của kiện, khu vực chuẩn bị kiện hàng phóng xạ, khu vực kho và phương tiện vận chuyển; lập và lưu giữ hồ sơ kiểm tra.

3. Nhân viên tham gia vào quá trình vận chuyển phải được đào tạo về an toàn bức xạ tại Tổ chức có Giấy đăng ký hoạt động dịch vụ hỗ trợ ứng dụng năng lượng nguyên tử về đào tạo an toàn bức xạ; am hiểu quy tắc phòng cháy, chữa cháy và quy định vận chuyển an toàn vật liệu phóng xạ.

4. Kiện hàng phóng xạ phải được cách ly với nhân viên vận chuyển và công chúng. Khoảng cách cách ly được tính toán dựa trên tiêu chí về liều như sau:

a) Đối với nhân viên vận chuyển, bốc xếp, đóng kiện: 5 mSv/năm;

b) Đối với công chúng qua lại khu vực có vật liệu phóng xạ: 1 mSv/năm.

5. Kiện hàng phóng xạ phải được cách ly khỏi phim chưa rửa, khoảng cách cách ly được tính toán dựa trên tiêu chí về liều như sau: 0,1 mSv/lô hàng phim.

Điều 35. Kế hoạch bảo đảm an ninh

Tổ chức, cá nhân tham gia vào hoạt động vận chuyển vật liệu phóng xạ phải lập và thực hiện kế hoạch bảo đảm an ninh theo hướng dẫn tại Phụ lục III, Phụ lục IV và Phụ lục V ban hành kèm theo Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

Điều 36. Kế hoạch ứng phó sự cố khi vận chuyển

Tổ chức, cá nhân tham gia vào hoạt động vận chuyển vật liệu phóng xạ phải lập và thực hiện kế hoạch ứng phó sự cố cấp cơ sở theo hướng dẫn tại Phụ lục VI ban hành kèm theo Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

Điều 37. Bảo đảm chất lượng

Tổ chức, cá nhân tham gia vào hoạt động vận chuyển phải lập và thực hiện chương trình bảo đảm chất lượng theo hướng dẫn của Cục An toàn bức xạ và hạt nhân.

Mục 2. PHÂN LOẠI VẬT LIỆU PHÓNG XẠ

Điều 38. Vật liệu phóng xạ hoạt độ riêng thấp

Vật liệu phóng xạ hoạt độ riêng thấp gồm: LSA-I, LSA-II và LSA-III.

1. LSA-I gồm:

a) Quặng urani, quặng thori hoặc tinh quặng của chúng và các quặng khác chứa nhân phóng xạ tự nhiên được sử dụng để sản xuất các nhân phóng xạ này;

b) Urani tự nhiên, urani nghèo, thori tự nhiên, hợp chất hoặc hỗn hợp của chúng với điều kiện chưa được chiếu xạ và ở dạng rắn hoặc dạng lỏng;

c) Vật liệu phóng xạ mà giá trị A2 không bị giới hạn trừ vật liệu phân hạch không được miễn trừ theo quy định tại khoản 1 Điều 42 Thông tư này;

d) Vật liệu phóng xạ khác mà hoạt độ được phân bố đều và hoạt độ riêng trung bình không vượt quá 30 lần giá trị nồng độ hoạt độ theo quy định tại cột 4 Bảng 1 Phụ lục 5 ban hành kèm theo Thông tư này trừ vật liệu phân hạch không được miễn trừ theo quy định tại khoản 1 Điều 42 Thông tư này.

2. LSA-II gồm:

a) Nước với nồng độ triti đến 0,8 TBq/L;

b) Vật liệu phóng xạ khác mà hoạt độ được phân bố đều và hoạt độ riêng trung bình không vượt 10-4 A2 TBq/g đối với chất rắn, chất khí và 10-5 A2 TBq/g đối với chất lỏng.

3. LSA-III gồm:

a) Vật liệu phóng xạ được phân bổ trong chất rắn hoặc vật liệu phóng xạ được phân bố trong tác nhân đóng rắn (như bêtông, nhựa đường, sứ v.v..);

b) Vật liệu phóng xạ ở dạng rắn có hoạt độ riêng trung bình (không kể vật liệu che chắn) không vượt 2 x 10-3 A2 TBq/g.

4. Kiện đơn lẻ chứa vật liệu LSA-II hoặc LSA-III dạng rắn không cháy, khi vận chuyển bằng đường hàng không phải bảo đảm hoạt độ của nguồn phóng xạ được vận chuyển không vượt 3000 A2.

5. Hoạt độ phóng xạ chứa trong một kiện đơn lẻ thuộc loại vật liệu LSA phải bảo đảm không vượt quá suất liều theo quy định tại khoản 4 Điều 52 và hoạt độ trong một kiện đơn lẻ cũng không vượt quá các giới hạn hoạt độ đối với một phương tiện vận chuyển theo quy định tại Bảng 4 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này.

Điều 39. Vật nhiễm bẩn bề mặt

Vật nhiễm bẩn bề mặt gồm: SCO-I, SCO-II và SCO-III.

1. SCO-I là vật rắn có đặc trưng sau:

a) Bẩn phóng xạ không bám chắc trên bề mặt có thể tiếp cận được, lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 (hoặc toàn bộ diện tích bề mặt nếu nhỏ hơn 300 cm2 không lớn hơn 4 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc không lớn hơn 0,4 Bq/cm2 đối với các chất phát anpha khác;

b) Bẩn phóng xạ bám chắc trên bề mặt có thể tiếp cận được, lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 (hoặc toàn bộ diện tích bề mặt nếu nhỏ hơn 300 cm2 không lớn hơn 4 x 104 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc không lớn hơn 4 x 103 Bq/cm2 đối với các chất phát anpha khác;

c) Bẩn phóng xạ không bám chắc cộng thêm bẩn phóng xạ bám chắc trên bề mặt không tiếp cận được, lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 (hoặc toàn bộ diện tích bề mặt nếu nhỏ hơn 300 cm2 không lớn hơn 4 x 104 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp, hoặc 4 x 103 Bq/cm2 đối với các chất phát anpha khác.

2. SCO-II là vật rắn có thể là bẩn phóng xạ bám chắc hoặc không bám chắc trên bề mặt lớn hơn các giới hạn quy định cho SCO-I và có thêm đặc trưng sau:

a) Bẩn phóng xạ không bám chắc trên bề mặt tiếp cận được, lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 (hoặc toàn bộ diện tích bề mặt nếu nhỏ hơn 300 cm2 không lớn hơn 400 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc 40 Bq/cm2 đối với các chất phát anpha khác;

b) Bẩn phóng xạ bám chắc trên bề mặt tiếp cận được, lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 (hoặc toàn bộ diện tích bề mặt nếu nhỏ hơn 300 cm2 không lớn hơn 8 x 105 Bq/cm2 đối với các chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc không lớn hơn 8 x 104 Bq/cm2 đối với các chất phát anpha khác;

c) Bẩn phóng xạ không bám chắc cộng với bẩn phóng xạ bám chắc trên bề mặt không tiếp cận được, lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 (hoặc toàn bộ diện tích bề mặt nếu nhỏ hơn 300 cm2 không lớn hơn 8 x 1 o5 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc không lớn hơn 8 x 104 Bq/cm2 đối với chất phát anpha khác.

3. SCO-III là vật thể rắn có kích thước lớn, không thể được vận chuyển trong bất kỳ loại kiện nào được quy định trong Thông tư này và có đặc trưng sau:

a) Tất cả các khe, lỗ mở đều được bịt kín để ngăn ngừa việc phát tán vật liệu phóng xạ, tuân thủ điều kiện vận chuyển theo quy định tại Điều 52 Thông tư này;

b) Vật thể được vận chuyển phải khô thoáng;

c) Bẩn phóng xạ không bám chắc trên mặt ngoài không vượt quá các giới hạn theo quy định tại khoản 1 Điều 51 Thông tư này;

d) Bẩn phóng xạ không bám chắc cộng với bẩn phóng xạ bám chắc trên bề mặt không tiếp cận được, lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 không lớn hơn 8 x 105 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc không lớn hơn 8 x 104 Bq/cm2 đối với chất phát anpha khác.

Điều 40. Vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt

1. Vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt là vật liệu phóng xạ dạng rắn hoặc được chứa trong vỏ kín không phát tán phóng xạ ra môi trường xung quanh. Vỏ kín cấu thành vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt được chế tạo chỉ có thể mở bằng cách phá hủy nó. Vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt có ít nhất một kích thước không nhỏ hơn 5 milimét.

2. Thiết kế (nếu có) của vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt phải được cơ quan có thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó phê duyệt.

Điều 41. Vật liệu phóng xạ phát tán thấp

1. Vật liệu phóng xạ phát tán thấp nếu tổng lượng vật liệu phóng xạ này trong kiện có suất liều bức xạ tại khoảng cách 3 mét từ vật liệu phóng xạ không che chắn không vượt quá 10 mSv/h;

2. Thiết kế (nếu có) của vật liệu phóng xạ phát tán thấp phải được cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia vật liệu vận chuyển đến, đi qua phê duyệt.

Điều 42. Vật liệu phân hạch

1. Kiện chứa vật liệu phân hạch được phân loại theo quy định tại Bảng 7 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này trừ trường hợp thỏa mãn một trong các điều kiện sau:

a) Giới hạn về khối lượng vật liệu phân hạch trong một lô hàng có kích thước bên ngoài nhỏ nhất của mỗi kiện không nhỏ hơn 10 centimét:

M1 là khối lượng urani-235 (g);

M2 là khối lượng vật liệu phân hạch khác (g);

X và Y là giá trị được xác định trong Bảng 2 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này;

và đáp ứng một trong các điều kiện sau: mỗi kiện chứa không quá 15 g vật liệu phân hạch; vật liệu phân hạch là dung dịch chứa hydro đồng nhất hoặc hỗn hợp có tỷ lệ về khối lượng nhân phân hạch và hydro nhỏ hơn 5%; có không quá 5 g vật liệu phân hạch trong bất kỳ 10 lít thể tích;

b) Urani-235 được làm giàu tối đa 1% về khối lượng và với tổng khối lượng plutoni và urani-233 không vượt quá 1% khối lượng của urani-235 với quy định rằng nhân phân hạch được phân bố hầu như đồng nhất. Yêu cầu không được xếp chồng lên nhau nếu urani-235 ở dạng tấm, dạng oxit hoặc dạng cacbua;

c) Dung dịch uranyl nitrat mà trong đó urani-235 được làm giàu tối đa 2% về khối lượng với tổng khối lượng plutoni và urani-233 không vượt quá 0,002% khối lượng urani và tỷ lệ nguyên tử nitơ trên urani nhỏ nhất là 2;

d) Trong một chuyến hàng, khối lượng plutoni không lớn hơn 20% khối lượng các nhân phân hạch và khối lượng plutoni tối đa là 1 kg. Trường hợp khác với điểm này, vận chuyển phải sử dụng độc quyền.

2. Kiện chứa vật liệu phân hạch không được phép chứa:

a) Khối lượng vật liệu phân hạch khác với giá trị được phê duyệt cho thiết kế kiện;

b) Nhân phóng xạ hoặc vật liệu phân hạch khác với phê duyệt cho thiết kế kiện;

c) Vật liệu phân hạch có hình dạng, trạng thái vật lý, hóa học hoặc sự sắp xếp về mặt không gian khác với phê duyệt cho thiết kế kiện.

3. Thiết kế kiện chứa vật liệu phân hạch phải được cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua phê duyệt.

Điều 43. Urani hexa florua (UF6)

1. Urani hexa florua được phân loại theo quy định tại Bảng 7 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này và kiện chứa urani hexa florua không được phép chứa:

a) Khối lượng UF6 khác với giá trị được cơ quan thẩm quyền phê duyệt cho thiết kế kiện;

b) Khối lượng UF6 lớn hơn giá trị dẫn đến hao hụt lượng nhỏ hơn 5% ở nhiệt độ tối đa cho phép của kiện;

c) UF6 không ở dạng rắn hoặc áp suất bên trong kiện lớn hơn áp suất khí quyển khi bắt đầu vận chuyển.

2. Thiết kế kiện chứa khối lượng lớn hơn hoặc bằng 0,1 kg UF6 phải được cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó phê duyệt. Thiết kế kiện chứa khối lượng lớn hơn hoặc bằng 9.000 kg UF6 phải được cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua phê duyệt.

Mục 3. PHÂN LOẠI KIỆN HÀNG PHÓNG XẠ

Điều 44. Kiện miễn trừ

1. Bao bì rỗng đã chứa vật liệu phóng xạ.

2. Kiện chứa dụng cụ, vật phẩm hoặc vật liệu phóng xạ có hoạt độ phóng xạ không lớn hơn giá trị theo quy định tại Bảng 1 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này.

3. Kiện chứa vật phẩm sản xuất từ urani tự nhiên, urani nghèo hoặc thori tự nhiên.

4. Thiết kế của kiện miễn trừ không yêu cầu cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua phê duyệt.

Điều 45. Kiện công nghiệp

Kiện công nghiệp là kiện chứa LSA và SCO. Lượng vật liệu phóng xạ trong kiện được hạn chế sao cho hoạt độ đối với phương tiện vận chuyển không được lớn hơn giá trị theo quy định tại Bảng 4 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này. Kiện công nghiệp gồm:

1. Kiện công nghiệp loại 1 (ký hiệu là IP-1) chứa:

a) LSA-I dạng rắn;

b) LSA-I dạng lỏng, vận chuyển sử dụng độc quyền;

c) SCO-I.

2. Kiện công nghiệp loại 2 (ký hiệu là IP-2) chứa:

a) LSA-I dạng lỏng, vận chuyển không sử dụng độc quyền;

b) LSA-II dạng rắn;

c) LSA-II dạng lỏng và khí vận chuyển sử dụng độc quyền;

d) LSA-III vận chuyển sử dụng độc quyền;

đ) SCO-II.

3. Kiện công nghiệp loại 3 (ký hiệu là IP-3) chứa:

a) LSA-II dạng khí và lỏng vận chuyển không sử dụng độc quyền;

b) LSA-III vận chuyển không sử dụng độc quyền.

4. Thiết kế của kiện công nghiệp không yêu cầu cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua phê duyệt.

Điều 46. Kiện loại A

1. Kiện chứa vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt hoạt độ không lớn hơn A1 TBq, trong đó: A1 là giá trị được sử dụng để xác định giới hạn hoạt độ của vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt trong kiện hàng phóng xạ được phép vận chuyển. Giá trị A1 được theo quy định tại cột 2 Bảng 1, cột 2 Bảng 2 Phụ lục 5 ban hành kèm theo Thông tư này.

2. Kiện chứa vật liệu phóng xạ khác hoạt độ không lớn hơn A2 TBq, trong đó: A2 là giá trị được sử dụng để xác định giới hạn hoạt độ của vật liệu phóng xạ không là dạng đặc biệt trong kiện hàng phóng xạ được phép vận chuyển. Giá trị A2 được theo quy định tại cột 3 Bảng 1, cột 3 Bảng 2 Phụ lục 5 ban hành kèm theo Thông tư này.

3. Kiện chứa hỗn hợp các nhân phóng xạ đã xác định được tên và hoạt độ phóng xạ, hoạt độ của các nhân này phải thỏa mãn:

Trong đó:

A1(i) là giá trị A1 của nhân phóng xạ i;

A2(j) là giá trị A2 của nhân phóng xạ j;

B(i) là hoạt độ nhân phóng xạ i trong vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt;

C(j) là hoạt độ nhân phóng xạ j trong vật liệu phóng xạ không phải dạng đặc biệt.

4. Thiết kế của kiện loại A không yêu cầu cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua phê duyệt.

Điều 47. Kiện loại B

1. Kiện loại B không được chứa:

a) Vật liệu phóng xạ có hoạt độ lớn hơn giá trị được phê duyệt cho thiết kế kiện;

b) Nhân phóng xạ khác với phê duyệt cho thiết kế kiện;

c) Vật liệu phóng xạ có hình dạng, trạng thái vật lý hoặc hóa học khác với phê duyệt cho thiết kế kiện.

2. Nếu kiện loại B được vận chuyển bằng máy bay thì phải theo quy định tại khoản 1 Điều này và các điều kiện sau:

a) Kiện chứa vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt: hoạt độ không được lớn hơn 3.000A1 TBq hoặc 100.000A2 TBq;

b) Kiện chứa vật liệu phóng xạ khác: hoạt độ không lớn hơn 3.000A2 TBq.

3. Kiện loại B gồm 2 loại B(U) và B(M):

a) Thiết kế kiện loại B(U) phải được phê duyệt bởi cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó. Trường hợp kiện loại B(U) chứa vật liệu phân hạch hoặc vật liệu phóng xạ phát tán thấp thì thiết kế phải được phê duyệt bởi cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua.

b) Thiết kế kiện loại B(M) phải được phê duyệt bởi cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua.

Điều 48. Kiện loại C

1. Kiện loại C không được chứa:

a) Vật liệu phóng xạ có hoạt độ lớn hơn giá trị được phê duyệt cho thiết kế kiện;

b) Nhân phóng xạ khác với phê duyệt cho thiết kế kiện;

c) Vật liệu phóng xạ có hình dạng, trạng thái vật lý hoặc hóa học khác với phê duyệt cho thiết kế kiện.

2. Thiết kế kiện loại c phải được cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó phê duyệt. Trường hợp kiện loại C chứa vật liệu phân hạch thì thiết kế kiện phải được cơ quan thẩm quyền quốc gia có thiết kế đó và quốc gia mà kiện vận chuyển đến, đi qua phê duyệt.

Mục 4. QUY ĐỊNH ĐỐI VỚI VẬN CHUYỂN

Điều 49. Yêu cầu trước khi vận chuyển

1. Bảo đảm kiện được sử dụng phải đáp ứng các yêu cầu liên quan quy định trong Thông tư này.

2. Đối với kiện đã được cơ quan thẩm quyền phê duyệt và cấp giấy chứng nhận, phải đáp ứng các yêu cầu quy định trong giấy chứng nhận.

3. Đối với vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt và vật liệu phóng xạ phát tán thấp đã được cơ quan thẩm quyền phê duyệt phải đáp ứng các yêu cầu quy định trong giấy chứng nhận.

4. Đối với kiện loại B(U), B(M) và C phải bảo đảm giữ ở trạng thái ổn định về nhiệt độ và áp suất mới tiến hành vận chuyển, trừ trường hợp những yêu cầu này đã được miễn trừ do cơ quan thẩm quyền phê duyệt thiết kế đó cho phép.

5. Kiện loại B(U), B(M), C và kiện chứa vật liệu phân hạch phải được kiểm tra trước khi vận chuyển bảo đảm không xảy ra rò rỉ phóng xạ ra bên ngoài.

Điều 50. Vận chuyển với hàng hóa khác

1. Kiện hàng không được chứa các vật khác ngoài những vật cần thiết cho việc sử dụng vật liệu phóng xạ và bảo đảm các vật này không ảnh hưởng tới an toàn của kiện.

2. Trường hợp sử dụng công-ten-nơ đã dùng vận chuyển vật liệu phóng xạ để lưu giữ tạm thời hoặc vận chuyển hàng hóa khác thì phải tẩy xạ công-ten- nơ đến mức thấp hơn 0,4 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp hoặc 0,04 Bq/cm2 đối với các chất phát anpha khác.

3. Trong quá trình vận chuyển, kiện phải được tách riêng với thực phẩm, dược phẩm và hàng hóa nguy hiểm khác.

Điều 51. Kiểm soát nhiễm bẩn phóng xạ

1. Bẩn phóng xạ không bám chắc trên bề mặt của kiện không được vượt quá các giới hạn sau:

a) 4 Bq/cm2 đối với chất phát beta, chất phát gamma và chất phát anpha độc tính thấp;

b) 0,4 Bq/cm2 đối với các chất phát anpha khác.

Các giá trị giới hạn được lấy trung bình trên diện tích 300 cm2 hoặc toàn bộ diện tích bề mặt nếu nhỏ hơn 300 cm2.

2. Nhiễm bẩn phóng xạ không bám chắc trên bề mặt bên ngoài, bên trong của bao bì, công-ten-nơ, téc và phương tiện vận chuyển không được vượt giới hạn theo quy định tại khoản 1 Điều này.

3. Trường hợp kiện bị hư hại hoặc rò rỉ phóng xạ hoặc nghi ngờ (có khả năng) bị hư hại hoặc rò rỉ phóng xạ, cần cách ly và khoanh vùng khu vực bị nhiễm xạ. Tiến hành đánh giá nhiễm bẩn phóng xạ đối với kiện, phương tiện vận chuyển, khu vực bốc dỡ kiện. Nếu cần thiết, tiến hành đánh giá nhiễm bẩn phóng xạ đối với tất cả các vật khác được vận chuyển trên cùng phương tiện đó.

Kiện bị hư hại hoặc rò rỉ phóng xạ vượt quá giới hạn cho phép được theo quy định tại Điều 50, Điều 51 Thông tư này phải được chuyển đến địa điểm thích hợp để sửa chữa, tẩy xạ đến khi khôi phục lại điều kiện ban đầu mới được vận chuyển tiếp.

4. Phương tiện, trang thiết bị sử dụng trong vận chuyển phải được kiểm tra để xác định mức nhiễm bẩn phóng xạ. Tần suất kiểm tra phụ thuộc vào mức độ sử dụng nhưng không được ít hơn 1 lần trong 1 năm.

Phương tiện, trang thiết bị sử dụng trong vận chuyển bị nhiễm bẩn phóng xạ vượt quá giới hạn theo quy định tại khoản 1 Điều này hoặc suất liều bức xạ tại bề mặt lớn hơn 5 μSv/h phải được tẩy xạ và chỉ sử dụng lại khi bảo đảm không vượt quá giới hạn theo quy định tại khoản 1 Điều này và suất liều bức xạ tại bề mặt không lớn hơn 5 μSv/h.

5. Trong sử dụng độc quyền, không yêu cầu áp dụng theo các quy định tại khoản 1 và khoản 4 Điều này đối với việc kiểm soát nhiễm bẩn bề mặt bên trong công-ten-nơ, téc và phương tiện vận chuyển vật liệu phóng xạ không đóng gói.

Điều 53. Xác định chỉ số vận chuyển (TI) và TI được phép

1. TI đối với mỗi kiện, kiện hợp nhất, công-ten-nơ hoặc đối với vật liệu LSA-I, SCO-I hoặc SCO-III không đóng kiện được xác định như sau:

a) Đối với kiện chứa vật liệu phóng xạ không phải là vật liệu phân hạch, đo suất liều bức xạ cực đại (đơn vị đo là mSv/h) ở khoảng cách 1 mét từ bề mặt ngoài của kiện. Giá trị có được nhân với 100 và số nhận được là TI;

b) Đối với kiện chứa vật liệu phân hạch, suất liều bức xạ cực đại tại khoảng cách 1 mét từ bề mặt ngoài của kiện có giá trị như sau: 0,4 mSv/h cho quặng và tinh quặng thể lý của urani và thori; 0,3 mSv/h cho tinh quặng thể hóa của thori; 0,02 mSv/h cho tinh quặng thể hóa của urani trừ urani hexa florua. Giá trị này nhân với 100 và số nhận được là TI;

c) Đối với công-ten-nơ và vật liệu LSA-I và SCO-I không đóng kiện, đo suất liều bức xạ cực đại (đơn vị đo là mSv/h) ở khoảng cách 1 mét từ bề mặt ngoài công-ten-nơ hoặc vật liệu LSA-I và SCO-I. Giá trị đo được nhân với hệ số tương ứng theo quy định tại Bảng 5 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này và số nhận được là TI;

d) Giá trị TI nhận được tại điểm a, b và c khoản 1 Điều này được làm tròn tăng lên đến chữ số thập phân thứ nhất, ngoại trừ các giá trị bằng hoặc nhỏ hơn 0,05 được coi bằng 0.

2. TI đối với công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển chứa nhiều kiện được xác định bằng tổng TI của tất cả các kiện hoặc bằng xác định trực tiếp suất liều bức xạ theo quy định tại khoản 1 Điều này.

3. TI đối với kiện hợp nhất được xác định bằng tổng TI của tất cả các kiện bên trong. Không áp dụng phương pháp đo trực tiếp suất liều bức xạ đối với kiện hợp nhất.

4. Quy định về TI được phép:

a) TI của mỗi kiện không được lớn hơn 10 trừ trường hợp vận chuyển sử dụng độc quyền;

b) TI đối với công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển không sử dụng độc quyền được theo quy định tại Bảng 8 Phụ lục 6 Thông tư này;

c) Đối với vận chuyển vật liệu LSA-I, không quy định giới hạn tổng TI;

d) Đối với sử dụng độc quyền, không quy định giới hạn tổng TI.

Điều 52. Điều kiện về suất liều bức xạ trong vận chuyển

1. Đối với kiện miễn trừ, suất liều bức xạ ở sát bề mặt kiện không lớn hơn 5 μSv/h.

2. Đối với các loại kiện khác, suất liều bức xạ trên mặt ngoài của kiện không lớn hơn 2 mSv/h.

3. Đối với thiết bị hoặc vật phẩm không bao gói, suất liều bức xạ tại điểm cách mặt ngoài 10 cm không lớn hơn 0,1 mSv/h.

4. Đối với LSA hoặc SCO chứa trong mỗi kiện công nghiệp loại IP-1, IP-2 hoặc IP-3, suất liều tại điểm cách 3 mét từ LSA hoặc SCO khi không che chắn không lớn hơn 10 mSv/h.

5. Đối với vận chuyển sử dụng độc quyền:

a) Bằng đường bộ hoặc đường sắt: suất liều bức xạ trên bề mặt ngoài của mỗi kiện có thể lớn hơn 2 mSv/h nhưng không được lớn hơn 10 mSv/h khi đáp ứng các điều kiện phương tiện vận chuyển được bảo vệ hoặc được bao kín để trong suốt quá trình vận chuyển trừ người được phép thì không ai có thể lọt vào bên trong phần bao kín; Gia cố để bảo đảm kiện ở vị trí cố định bên trong phương tiện vận chuyển trong suốt quá trình vận chuyển; Kiện bảo đảm không được chất thêm vào, dỡ ra trong thời gian vận chuyển;

b) Bằng đường không hoặc đường thủy: suất liều bức xạ trên bề mặt ngoài của mỗi kiện không được lớn hơn 2 mSv/h. Trường hợp lớn hơn mức này, bắt buộc không được lớn hơn 10 mSv/h và phải được phép của Cục An toàn bức xạ và hạt nhân.

6. Đối với phương tiện vận chuyển chứa kiện hoặc công-ten-nơ, suất liều bức xạ ở điểm bất kỳ trên thành xe (kể cả phía trên và gầm xe) không được lớn hơn 2 mSv/h và suất liều bức xạ ở cách bề mặt ngoài của phương tiện vận chuyển 2 mét không được lớn hơn 0,1 mSv/h.

7. Tại vị trí người ngồi trên phương tiện vận chuyển, suất liều bức xạ không được vượt quá 0,02 mSv/h nếu những người này không được che chắn bức xạ.

Điều 54. Xác định chỉ số an toàn tới hạn (CSI) và CSI được phép vận chuyển

1. CSI cho kiện chứa vật liệu phân hạch được xác định bằng cách chia 50 cho N, trong đó N là giá trị nhỏ hơn được tính trong hai điều kiện sau:

a) Trong điều kiện vận chuyển bình thường, “N” được xác định bằng cách lây 5 lần “N” kiện với điều kiện sắp xếp và đóng gói kiện cho phép việc sản sinh nơtrôn cực đại như sau vẫn bảo đảm dưới tới hạn:

Không có ngăn cách giữa các kiện và sắp xếp kiện để tất cả các mặt được phản xạ bởi tường nước dày ít nhất là 20 cm;

b) Trong điều kiện vận chuyển xảy ra sự cố giả định, “N” được xác định bằng cách lấy 2 lần “N” kiện với điều kiện sắp xếp và đóng gói kiện cho phép việc sản sinh nơtrôn cực đại như sau vẫn bảo đảm dưới tới hạn:

Có chất làm chậm chứa hydro giữa các kiện và sự sắp xếp kiện để tất cả các mặt được phản xạ bởi tường nước dày ít nhất là 20 cm.

2. CSI đối với bao bì, công-ten-nơ vận chuyển chứa nhiều kiện được xác định bằng tổng CSI của tất cả các kiện. CSI của bao bì, công-ten-nơ bằng 0 tức là số kiện dưới tới hạn không hạn chế trong bao bì, công-ten-nơ đó.

3. Quy định về CSI được phép vận chuyển:

a) CSI của kiện, bao bì và công-ten-nơ không được lớn hơn 50 trừ vận chuyển sử dụng độc quyền. Lô hàng chứa nhiều kiện, công-ten-nơ cần được sắp xếp, lưu giữ thành từng nhóm. Khoảng cách giữa các nhóm cần bảo đảm ít nhất là 6 m;

b) Tổng CSI của công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển sử dụng độc quyền và không sử dụng độc quyền được theo quy định tại Bảng 9 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này.

Điều 55. Đánh dấu kiện

1. Mặt ngoài bao bì của kiện phải ghi rõ các thông tin sau:

a) Tên người gửi và người nhận;

b) Mã số UN theo quy định tại Bảng 7 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này;

c) Khối lượng của kiện nếu lớn hơn 50 kg;

d) Ký hiệu nhóm kiện phù hợp với thiết kế:

Đối với kiện công nghiệp ghi: IP-1, IP-2, IP-3 (IF đối với kiện chứa vật liệu phân hạch); Đối với kiện loại A ghi: Loại A (AF đối với kiện chứa vật liệu phân hạch); Đối với kiện loại B ghi: Loại B(U) hoặc Loại B(M) (B(U)F hoặc B(M)F đối với kiện chứa vật liệu phân hạch); Đối với kiện loại C ghi: Loại C (CF đối với kiện chứa vật liệu phân hạch);

đ) Đối với kiện loại B(U), loại B(M) và loại C mặt ngoài có dấu hiệu cảnh báo bức xạ theo quy định tại Hình 1 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này. Dấu hiệu này phải được dập nổi hoặc đóng dấu, bền với lửa, với nước.

2. Đối với vật liệu LSA-I hoặc SCO-I có nhiễm bẩn phóng xạ bề mặt không lớn hơn 10 lần mức theo quy định tại Điều 51 Thông tư này cần sử dụng độc quyền, đồng thời bề mặt ngoài của thùng chứa hoặc vật liệu bao gói phải được ghi rõ: “PHÓNG XẠ LSA-I” hoặc “PHÓNG XẠ SCO-I”.

3. Trường hợp kiện là hàng nhập khẩu hoặc xuất khẩu, các từ giải thích được ghi bằng tiếng Việt hoặc Anh.

Điều 56. Dán nhãn trên kiện

1. Các kiện được phân hạng để dán nhãn phù hợp với các điều kiện theo quy định tại Bảng 6 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này và theo nguyên tắc sau:

a) Nếu TI đáp ứng điều kiện đối với hạng này nhưng suất liều bức xạ bề mặt đáp ứng điều kiện đối với hạng khác thì kiện sẽ xếp vào hạng cao hơn;

b) Kiện phải được dán nhãn phù hợp với hạng của mình;

c) Nhãn của hạng được quy định tại Hình 2, Hình 3 và Hình 4 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này. Kiện chứa vật liệu phân hạch có thêm nhãn được quy định tại Hình 6 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này;

d) Trường hợp kiện là hàng nhập khẩu hoặc xuất khẩu, nội dung nhãn được ghi bằng tiếng Việt hoặc tiếng Anh.

2. Nhãn không liên quan đến nội dung bên trong của kiện phải được bóc hoặc che đi.

3. Kiện, bao bì miễn trừ không cần dán nhãn. Kiện, bao bì loại khác phải được dán nhãn ở hai phía đối diện bên ngoài kiện, bao bì. Đối với công-ten-nơ hoặc téc, nhãn được dán ở bốn mặt ngoài. Đối với công-ten-nơ lớn, phải dán nhãn kích thước lớn theo quy định tại Hình 5 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này bên cạnh nhãn theo quy định tại Hình 2, Hình 3 và Hình 4 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này.

4. Nhãn cần chứa các thông tin sau:

a) Tên nhân phóng xạ (dùng ký hiệu như Bảng 1 Phụ lục 5 ban hành kèm theo Thông tư này) trừ LSA-I. Nếu là hỗn hợp các nhân phóng xạ: tên nhân phóng xạ cần chú ý nhất phải được ghi trong nhãn. Đối với LSA-I chỉ cần ghi “LSA-I” là đủ;

b) Hoạt độ: hoạt độ cực đại của các nhân phóng xạ, đơn vị là Bq với các tiền tố thích hợp (kBq, MBq ...). Đối với vật liệu phân hạch, ghi khối lượng; đơn vị là g;

c) TI: không yêu cầu đối với nhãn I-TRẮNG. Đối với vật liệu phân hạch, ghi thêm CSI.

Điều 57. Gắn nhãn cảnh báo trên công-ten-nơ, phương tiện vận chuyển

1. Công-ten-nơ hoặc téc chứa các kiện không phải là kiện miễn trừ phải được gắn bốn nhãn cảnh báo màu vàng theo quy định tại Hình 5 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này. Trường hợp kiện là hàng nhập khẩu hoặc xuất khẩu, từ “PHÓNG XẠ” có thể ghi bằng tiếng Anh là “RADIOACTIVE”'. Nhãn cảnh báo được gắn theo phương thẳng đứng ở mỗi mặt và ở mép thành công- ten-nơ hoặc téc. Có thể gắn nhãn theo quy định tại Hình 2, Hình 3 và Hình 4 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này với kích thước tối thiểu như Hình 5 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này thay cho việc gắn nhãn cảnh báo.

2. Phương tiện vận chuyển vật liệu phóng xạ phải được gắn ba nhãn màu vàng theo quy định tại Hình 5 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này ở hai mặt bên và mặt sau phương tiện vận chuyển.

3. Công-ten-nơ hoặc téc chứa lô hàng thuộc loại LSA-I hoặc SCO-I không đóng kiện hoặc lô hàng vật liệu phóng xạ được đóng kiện, sử dụng độc quyền hoặc lô hoàng SCO-III thì mã số UN tương ứng với vật liệu phóng xạ theo quy định tại Bảng 7 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này phải được hiển thị bằng chữ số màu đen, chiều cao không nhỏ hơn 65 milimét theo một trong các cách sau:

a) Ghi thêm ở nửa dưới của nhãn theo mẫu quy định tại Hình 5 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này;

b) Trên biển báo theo mẫu quy định tại Hình 7 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này.

Khi áp dụng phương án quy định tại điểm b khoản này, biển báo phụ phải được gắn ngay sát cạnh biển báo chính theo mẫu quy định tại hình Hình 5 Phụ lục 4 ban hành kèm theo Thông tư này, trên cả bốn mặt Công-ten-nơ hoặc téc chứa lô hàng hoặc vật thể SCO-III.

Điều 58. Cách ly khi vận chuyển và lưu kho trung chuyển

1. Trong quá trình vận chuyển và lưu kho trung chuyển, kiện, công-ten- nơ chứa vật liệu phóng xạ phải được cách ly khỏi:

a) Người và phim ảnh chưa rửa theo quy định tại các khoản 4 và khoản 5 Điều 34 Thông tư này;

b) Hàng hóa nguy hiểm khác: dễ cháy, dễ nổ, độc hại.

2. Kiện hoặc lô hàng thuộc hạng II-VÀNG, III-VÀNG không được để trong khoang hành khách trừ trường hợp khoang này được dành riêng cho người được phép đặc biệt đi kèm.

3. Đối với vận chuyển vật liệu phân hạch khi lưu kho, nhóm kiện hoặc công-ten-nơ có CSI vượt giá trị 50 phải được đặt cách nhau tối thiểu 6 mét.

4. Người vận chuyển phải chịu trách nhiệm bảo đảm sự cách ly cần thiết được duy trì trong suốt quá trình vận chuyển và lưu kho trung chuyển.

Điều 59. Sắp xếp kiện khi vận chuyển và lưu kho trung chuyển

1. Kiện phải được sắp xếp và cố định chắc chắn trong quá trình vận chuyển và lưu kho trung chuyển, bảo đảm không bị xê dịch, không bị lật và không bị rơi.

2. Việc sắp xếp kiện phải bảo đảm thông lượng nhiệt trung bình trên bề mặt của kiện không vượt 15 W/m2.

3. Kiện phải được xếp vào công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển sao cho suất liều bức xạ bề mặt, chỉ số vận chuyển (TI) và chỉ số an toàn tới hạn (CSI) không vượt các giá trị theo quy định tại các khoản 6 Điều 52, khoản 3 Điều 53 và khoản 3 Điều 54 Thông tư này.

Điều 60. Quy định đối với vận chuyển bao bì rỗng

Bao bì rỗng đã từng chứa vật liệu phóng xạ được vận chuyển như vận chuyển kiện miễn trừ với các điều kiện sau:

1. Các bao bì rỗng được bảo quản tốt và bảo đảm độ kín.

2. Bao bì là urani hoặc thori phải được bọc bằng vỏ kim loại hoặc vật liệu vững chắc khác.

3. Mức nhiễm bẩn phóng xạ không bám chắc bên trong bao bì không được lớn hơn 100 lần mức theo quy định tại điểm a khoản 1 Điều 39 Thông tư này.

4. Nhãn đã sử dụng theo quy định phải được che lại hoặc bóc đi.

Điều 61. Quy định đối với vận chuyển bằng đường bộ

Tổ chức, cá nhân tham gia và liên quan tới vận chuyển vật liệu phóng xạ bằng đường bộ ngoài việc thực hiện các quy định chung từ Điều 49 tới Điều 59 Thông tư này còn phải thực hiện các quy định sau đây:

1. Chỉ được sử dụng ô tô để vận chuyển vật liệu phóng xạ. Ô tô vận chuyển vật liệu phóng xạ phải có độ an toàn cao;

2. Cấm vận chuyển hành khách trong ô tô chở hàng phóng xạ trừ trường hợp chở kiện miễn trừ;

3. Bắt buộc sử dụng xe có mui khi vận chuyển kiện dễ thấm nước;

4. Không được dùng xe có rơmoóc để vận chuyển vật liệu phóng xạ;

5. Xe phải có nhãn theo quy định tại Điều 57 Thông tư này và bên gửi hàng phải chịu trách nhiệm gắn nhãn chính xác;

6. Khi đỗ xe phải có người bảo vệ trừ trường hợp suất liều bức xạ ở tất cả mọi điểm của xe thấp hơn 5 µSv/h và khoang chứa kiện phải được khoá để không ai có thể lấy kiện ra. Phải đỗ cách xa nơi có dân cư 50 mét trừ trường hợp dỡ hàng vào kho;

7. Người điều khiển ô tô phải có chứng chỉ đào tạo về an toàn bức xạ, được huấn luyện xử lý sự cố trên đường vận chuyển và được trang bị thiết bị đo liều thích hợp. Nếu người điều khiển ô tô không đáp ứng được những yêu cầu trên thì mỗi chuyến hàng phải có người áp tải (trừ trường hợp vận chuyển kiện miễn trừ). Người áp tải phải đáp ứng các yêu cầu trên.

Điều 62. Quy định đối với vận chuyển bằng đường sắt

Tổ chức, cá nhân tham gia và liên quan tới vận chuyển vật liệu phóng xạ bằng đường sắt ngoài việc thực hiện các quy định chung từ Điều 49 tới Điều 59 Thông tư này còn phải thực hiện các quy định sau đây:

1. Được phép vận chuyển hàng phóng xạ bằng tầu chở hàng hoặc trong toa hành lý của tầu chở khách. Toa chở hàng phóng xạ phải có mái che khi vận chuyển kiện dễ thấm nước;

2. Toa chở hàng phóng xạ phải được gắn nhãn theo quy định tại Điều 57 Thông tư này ở phía ngoài hai bên thành toa. Trường hợp toa không có thành, chở công-ten-nơ thì nhãn trên công-ten-nơ là đủ. Bên gửi hàng phải chịu trách nhiệm dán nhãn chính xác;

3. Khi vận chuyển (trừ trường hợp vận chuyển kiện miễn trừ) phải có người áp tải. Người áp tải phải có chứng chỉ đào tạo về an toàn bức xạ, được huấn luyện xử lý sự cố trên đường vận chuyển và được trang bị thiết bị đo liều thích hợp.

Điều 63. Quy định đối với vận chuyển bằng đường không

Tổ chức, cá nhân tham gia và liên quan tới vận chuyển vật liệu phóng xạ bằng đường không ngoài việc thực hiện các quy định chung từ Điều 49 tới Điều 59 Thông tư này còn phải thực hiện các quy định sau đây:

Kiện hoặc công-ten-nơ chứa vật liệu phóng xạ có một trong các đặc điểm như dưới đây sẽ không được vận chuyển bằng đường không:

1. Kiện loại B(M) trong sử dụng độc quyền;

2. Kiện loại B(M) mà trong quá trình vận chuyển cần bộ phận làm mát bên ngoài hoặc kiện chứa vật liệu lỏng dễ cháy;

3. Kiện có suất liều bức xạ bề mặt lớn hơn 2 mSv/h trừ trường hợp được phê duyệt đặc biệt.

Mục 5. TRÁCH NHIỆM BẢO ĐẢM AN TOÀN BỨC XẠ

Điều 64. Trách nhiệm bên gửi

1. Bên gửi hàng có trách nhiệm bảo đảm an toàn bức xạ trong vận chuyển từ khâu kiểm tra bao bì, đóng kiện, tẩy xạ bề mặt (nếu cần thiết), niêm phong, dán nhãn đến khi trao kiện cho bên vận chuyển. Bên gửi hàng phải chuẩn bị kiện theo đúng quy định Thông tư này, quy chuẩn kỹ thuật quốc gia và quy định khác về vận chuyển hàng hóa.

2. Bên gửi hàng phải gửi kèm hồ sơ vận chuyển với các thông tin sau:

a) Tên dùng trong gửi hàng theo quy định tại Bảng 6 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này;

b) Mã số phân loại hàng của liên hợp quốc: “7”;

c) Mã số UN của vật liệu phóng xạ theo quy định tại Bảng 7 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này viết sau từ “UN”,

d) Tên hoặc ký hiệu nhân phóng xạ; đối với hỗn hợp các nhân phóng xạ là tên chung thích hợp hoặc danh sách các nhân phóng xạ cần chú ý nhất;

đ) Mô tả dạng hóa học và vật lý của vật liệu phóng xạ hoặc chỉ ghi “vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt”, “vật liệu phóng xạ phát tán thấp” tương ứng;

e) Hoạt độ cực đại của nhân phóng xạ, đơn vị là Bq với tiền tố thích hợp (kBq, MBq...). Khối lượng đối với vật liệu phân hạch, đơn vị là g;

g) Hạng kiện: hoặc I-TRẮNG, hoặc II-VÀNG, hoặc III-VÀNG;

h) TI (đối với II-VÀNG, III-VÀNG); CSI (đối với vận chuyển vật liệu phân hạch không thuộc miễn trừ);

i) Mã số do cơ quan thẩm quyền quốc gia sản xuất cấp trong chứng chỉ phê duyệt (đối với vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt, vật liệu phóng xạ phát tán thấp, phê duyệt đặc biệt, thiết kế kiện);

k) Đối với lô hàng gồm các kiện trong công-ten-nơ, ghi chi tiết nội dung của mỗi kiện bên trong công-ten-nơ. Nếu các kiện được lấy ra khỏi công-ten- nơ ở một điểm dỡ hàng trung gian, cần chuẩn bị sẵn các hồ sơ vận chuyển thích hợp;

l) Nếu lô hàng được vận chuyển sử dụng độc quyền cần ghi “VẬN CHUYỂN SỬ DỤNG ĐỘC QUYỀN”;

m) Hoạt độ tổng của lô hàng ở dạng bội số của A2 đối với LSA-II, LSA-III, SCO-I, SCOII. Đối với vật liệu phóng xạ có giá trị A2 không bị giới hạn, giá trị hoạt độ vật liệu phóng xạ đó sẽ là 0.

3. Bên gửi hàng phải cam đoan về hàng hóa trong lô hàng và phải được mô tả đầy đủ, chính xác, được phân loại, đóng kiện, đánh dấu, (dán nhãn và tuân thủ các điều kiện vận chuyển theo quy định của pháp luật hiện hành và quy định của quốc tế (nếu lô hàng chuyển qua quốc gia khác). Ghi rõ ngày, tháng, năm và ký tên.

4. Bên gửi hàng cần thông báo cho người vận chuyển thực hiện các yêu cầu cần thiết gồm tối thiểu các điểm sau bằng văn bản kèm trong hồ sơ vận chuyển:

a) Các yêu cầu bổ sung về sắp xếp hàng, lưu kho, bốc xếp và dỡ kiện bao gồm cả việc lưu kho đặc biệt để an toàn phân tán nhiệt;

b) Các hạn chế về hình thức vận chuyển hoặc phương tiện vận chuyển và những chỉ dẫn cần thiết trên đường vận chuyển;

c) Cách xử lý tình trạng sự cố, tai nạn đối với lô hàng.

Điều 65. Trách nhiệm của bên vận chuyển

1. Ngoài những quy định về vận tải hàng hóa hiện hành, bên vận chuyển chỉ được chấp nhận vận chuyển khi:

a) Có đầy đủ bản khai, giấy chứng nhận đã được cơ quan thẩm quyền phê duyệt, giấy phép vận chuyển theo quy định của pháp luật, hướng dẫn trong vận chuyển;

b) Kiểm tra cẩn thận kiện, lô hàng, công-ten-nơ khớp với bản khai và theo đúng quy định tại Thông tư này. Trường hợp phát hiện những điều không đúng thì có quyền từ chối vận chuyển, lập biên bản và sao gửi cho các bên hữu quan (bên gửi hàng, bên nhận hàng) và cơ quan thẩm quyền.

2. Bảo đảm an toàn bức xạ trong suốt quá trình vận chuyển, lưu kho trung chuyển, bao gồm cả việc ghi nhật ký đọc suất liều trong quá trình vận chuyển.

3. Thông báo cụ thể kế hoạch, lộ trình vận chuyển vật liệu phóng xạ cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và Sở Khoa học và Công nghệ tại địa phương trên tuyến đường vận chuyển.

Điều 66. Trách nhiệm của bên nhận

1. Phối hợp với tổ chức, cá nhân gửi hàng, tổ chức, cá nhân vận chuyển tiếp nhận an toàn, đúng hạn, nhanh chóng giải phóng kiện ra khỏi nơi nhận hàng.

2. Tham gia khắc phục hậu quả cùng với tổ chức, cá nhân liên quan khi xảy ra sự cố.

3. Báo cáo ngay cho tổ chức, cá nhân gửi hàng và Cục An toàn bức xạ và hạt nhân khi phát hiện hàng hóa nhận được không đúng với hợp đồng vận chuyển về chủng loại, số lượng, kiện có dấu hiệu bị hư hỏng, bị tháo dỡ, bị rò rỉ phóng xạ.

Điều 67. Trách nhiệm của bên lưu giữ kiện phóng xạ tại kho trung chuyển

1. Phối hợp với bên vận chuyển, bên nhận hàng tiếp nhận an toàn, nhanh chóng giải phóng các kiện hàng phóng xạ ra khỏi nơi nhận hàng.

2. Tham gia khắc phục hậu quả cùng với các bên liên quan khi sự cố xảy ra.

3. Báo cáo ngay với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân khi phát hiện các kiện hàng phóng xạ có dấu hiệu bị hư hỏng, bị tháo đỡ, bị rò rỉ phóng xạ; kiện hàng phóng xạ không có người nhận.

Điều 68. Công tác kiểm tra, giám sát và quản lý của cơ quan hải quan

1. Khi có nghi vấn bên trong kiện có chứa hàng bất hợp pháp, cơ quan hải quan dừng làm thủ tục hải quan hoặc dừng thông quan hàng hóa; đồng thời thông báo cho Cục An toàn bức xạ và hạt nhân, Sở Khoa học và Công nghệ trên địa bàn để phối hợp kiểm tra, xử lý.

2. Việc kiểm tra kiện phải có sự cùng tham gia của đại diện Cục An toàn bức xạ và hạt nhân và đại diện Sở Khoa học và Công nghệ tại địa phương, được tiến hành tại nơi bảo đảm an toàn bức xạ và có phương tiện thích hợp cho việc kiểm xạ.

3. Trường hợp phải mở kiện để tiến hành kiểm tra, kiện bị mở theo quy định phải được đóng gói lại như ban đầu trước khi bàn giao lại cho bên vận chuyển, bên nhận.

4. Hàng phóng xạ không có người nhận phải được cơ quan hải quan thông báo và phối hợp với Cục An toàn bức xạ và hạt nhân để xử lý.

Điều 69. Giải quyết sự cố, tai nạn trong vận chuyển vật liệu phóng xạ

1. Khi xảy ra sự cố, tai nạn trên đường vận chuyển, người áp tải hàng hoặc người điều khiển phương tiện vận chuyển cần phải thực hiện các bước sau:

a) Thông báo ngay cho: cơ quan cấp giấy phép vận chuyển vật liệu phóng xạ; cơ quan công an và Sở Khoa học và Công nghệ địa phương nơi xảy ra sự cố, tai nạn; chủ phương tiện vận chuyển; chủ hàng; bên nhận;

b) Đưa nạn nhân (nếu có) ra xa khu vực xảy ra sự cố, tai nạn (theo hướng gió) để tiến hành cấp cứu và đưa họ đến tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế gần nhất;

c) Kiểm tra xem xét nguy cơ cháy nổ (nếu có) và tìm biện pháp khắc phục;

d) Cách ly công chúng khỏi khu vực xảy ra sự cố, tai nạn từ 50 (m) đến 200 (m) và bảo vệ không cho những người không có trách nhiệm vào khu vực này.

2. Khi được tin báo về sự cố, tai nạn các bên hữu quan tại điểm a khoản 1 Điều này phải cử ngay cán bộ cùng trang bị cần thiết đến hiện trường để xử lý, khắc phục hậu quả theo kế hoạch đã dự định trước theo quy định tại Điều 36 Thông tư này. Tùy theo mức độ sự cố, tai nạn mà có những biện pháp thích hợp sau:

a) Thành lập đội khắc phục hậu quả sự cố, tai nạn;

b) Kiểm xạ, khoanh vùng xảy ra sự cố, tai nạn để tiến hành công việc xử lý, khôi phục lại trạng thái ban đầu;

c) Tẩy xạ khu vực xảy ra sự cố, tai nạn, phương tiện vận chuyển, kiện, người, quần áo, thiết bị bảo hộ;

d) Kiểm tra nguồn nước và thực phẩm;

đ) Bảo vệ hệ thống thoát nước;

e) Phát hiện những người bị chiếu xạ quá liều để theo dõi sức khỏe;

g) Tìm nguyên nhân và lập hồ sơ về sự cố, tai nạn.

3. Ngay sau khi tai nạn xảy ra, bên vận chuyển phải báo cáo chi tiết bằng văn bản về tai nạn gửi Cục An toàn bức xạ và hạt nhân, Sở Khoa học và Công nghệ và cơ quan công an địa phương.

4. Khi phát hiện mất kiện hàng phóng xạ phải thông báo ngay cho:

a) Cục An toàn bức xạ và hạt nhân;

b) Cơ quan công an tại địa phương;

c) Sở Khoa học và Công nghệ tại địa phương;

d) Bên gửi hàng.

Bên vận chuyển cần cung cấp cho các cơ quan trên thông tin cần thiết để việc tìm kiếm, thu hồi kiện bị mất được dễ dàng.

5. Tùy theo nguyên nhân, mức độ vi phạm và hậu quả của sự cố, tai nạn, bên gửi hàng, bên vận chuyển phải chịu trách nhiệm trước pháp luật.

Chương IV

QUẢN LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ, NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG TRƯỚC KHI CHÔN CẤT

MỤC 1. QUY ĐỊNH CHUNG VỀ QUẢN LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ, NGUỒN PHÓNG XẠ TRƯỚC KHI CHÔN CẤT

Điều 70. Yêu cầu chung

1. Việc quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải tuân thủ nguyên tắc theo quy định tại khoản 3 Điều 36 Luật Năng lượng nguyên tử.

2. 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 được chôn cất theo quy định hoặc được tái chế trong trường hợp là vật thể nhiễm bẩn phóng xạ bằng 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 được chôn cất theo quy định.

3. Ưu tiên áp dụng chiến lược quản lý theo thứ tự sau:

a) Giảm thiểu phát sinh chất thải phóng xạ ở mức thấp nhất có thể đạt được một cách hợp lý;

b) Tái sử dụng, tái chế chất thải phóng xạ trong trường hợp đáp ứng yêu cầu về an toàn bức xạ và phù hợp với mục đích sử dụng;

c) Tiến hành xử lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng thông qua việc thực hiện một hoặc nhiều hoạt động sau đây: xử lý ban đầu, xử lý, điều kiện hóa để đưa chất thải về dạng phù hợp, bảo đảm việc lưu giữ được an toàn.

4. Chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được quản lý chặt chẽ để bảo đảm tổng liều chiếu xạ đối với nhân viên bức xạ và công chúng không vượt quá giá trị giới hạn liều theo quy định tại Phụ lục I ban hành kèm theo Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

5. Trường hợp chất thải phóng xạ còn chứa các thành phần là chất nguy hại không phóng xạ, ngoài việc tuân thủ quy định tại Thông tư này còn phải tuân thủ quy định của pháp luật về quản lý chất thải nguy hại.

6. Chất thải có chứa các nhân phóng xạ phát sinh trong quá trình tiến hành công việc bức xạ chỉ được phép thải trực tiếp vào môi trường khi nồng độ hoạt độ phóng xạ trong chất thải không lớn hơn mức thanh lý hoặc tổng hoạt độ các nhân phóng xạ trong chất thải dạng khí, dạng lỏng không vượt quá mức hoạt độ phóng xạ cho phép thải vào môi trường do cơ quan quản lý nhà nước quy định và phải được cho phép trong giấy phép tiến hành công việc bức xạ.

7. Vật thể nhiễm bẩn phóng xạ là kim loại sắt, đồng, chì, nhôm và sản phẩm thu được từ quá trình nấu chảy các kim loại này có thể được 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 theo quy định tại Phụ lục 8 ban hành kèm theo Thông tư này.

8. Nghiêm cấm bổ sung thành phần không chứa chất phóng xạ vào chất thải phóng xạ nhằm mục đích làm giảm nồng độ hoạt độ phóng xạ để đạt được mức cho phép thải ra môi trường hoặc mức cho phép tái chế.

Điều 71. Phân loại chất thải phóng xạ

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

a) Chất thải phóng xạ thuộc diện miễn trừ khai báo, cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ là chất thải có nồng độ hoạt độ hoặc tổng hoạt độ của các nhân phóng xạ nhỏ hơn hoặc bằng mức thanh lý.

b) Chất thải phóng xạ mức thấp, sống rất ngắn là 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.

c) Chất thải phóng xạ mức thấp và trung bình, sống ngắn là 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 anpha với nồng độ hoạt độ trung bình không lớn hơn 400 Bq/g.

d) Chất thải phóng xạ mức thấp và trung bình, sống dài là 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 anpha với nồng độ hoạt độ trung bình lớn hơn 400 Bq/g nhưng không lớn hơn 104 TBq/m3.

đ) Chất thải phóng xạ mức cao là chất thải phóng xạ chứa các nhân phóng xạ với nồng độ hoạt độ trên 104 TBq/m3.

2. 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 phóng xạ được phân loại như sau:

a) Chất thải rắn, lỏng hoặc khí;

b) Chất thải có thể đốt được;

c) Chất thải có thể nén được;

d) Chất thải sinh học;

đ) Chất thải kim loại.

Điều 72. Tiêu chí chấp nhận đối với kiện chất thải phóng xạ

1. Tiêu chí chấp nhận đối với kiện chất thải phóng xạ là tập hợp các điều kiện và yêu cầu kỹ thuật quy định đặc tính của chất thải phóng xạ đã đóng kiện và chưa đóng kiện tương ứng với từng hoạt động xử lý, lưu giữ.

2. Tổ chức, cá nhân được cấp phép tiến hành công việc bức xạ đối với hoạt động xử lý, lưu giữ chất thải phóng xạ phải xây dựng tiêu chí chấp nhận đối với kiện chất thải phóng xạ. Tiêu chí chấp nhận là thành phần của hồ sơ đề nghị cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ và được Cục An toàn bức xạ và hạt nhân thẩm định.

3. Tổ chức, cá nhân được cấp giấy phép xử lý, lưu giữ chất thải phóng xạ phải thiết lập và duy trì hệ thống kiểm soát phù hợp nhằm bảo đảm chất thải phóng xạ thuộc trách nhiệm quản lý của mình đáp ứng tiêu chí chấp nhận.

4. Tổ chức, cá nhân chuyển giao chất thải phóng xạ chỉ được chuyển giao khi kiện chất thải phóng xạ đáp ứng tiêu chí chấp nhận của tổ chức tiếp nhận.

5. Tổ chức tiếp nhận chất thải phóng xạ phải có quy định về việc quản lý an toàn đối với chất thải phóng xạ không đáp ứng tiêu chí chấp nhận, bao gồm việc áp dụng một hoặc nhiều biện pháp khắc phục hoặc yêu cầu tổ chức chuyển giao nhận lại chất thải phóng xạ theo quy định.

Mục 2. YÊU CẦU ĐỐI VỚI QUẢN LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ, NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG TRƯỚC KHI CHÔN CẤT

Điều 73. Kiểm soát việc phát sinh chất thải phóng xạ

Tổ chức, cá nhân phát sinh chất thải phóng xạ phải áp dụng biện pháp phù hợp nhằm giảm thiểu việc phát sinh chất thải phóng xạ, bao gồm:

1. Giảm thiểu hoạt độ phóng xạ của nhân phóng xạ và thể tích chất thải phóng xạ thông qua việc hạn chế sử dụng chất phóng xạ;

2. Áp dụng việc lập kế hoạch và các biện pháp phù hợp ngay từ giai đoạn thiết kế, xây dựng, quản lý, vận hành đến giai đoạn lập kế hoạch chấm dứt hoạt động cơ sở nhằm giảm thiểu hoạt độ phóng xạ và thể tích chất thải phóng xạ phát sinh đến mức thấp nhất có thể đạt được;

3. Áp dụng việc tái chế, tái sử dụng vật liệu phóng xạ trong phạm vi có thể và và phù hợp với yêu cầu bảo đảm an toàn bức xạ;

4. Thực hiện xả thải chất thải phóng xạ khi đạt mức xả thải cho phép và thực hiện thanh lý chất thải phóng xạ sau khi đã xử lý hoặc lưu giữ trong thời gian đủ dài để đạt mức thanh lý;

5. Áp dụng hệ thống quản lý đối với tất cả các hoạt động có khả năng phát sinh chất thải phóng xạ;

6. Bảo đảm tính nhất quán trong chính sách và chiến lược quản lý chất thải phóng xạ.

Điều 74. Xử lý ban đầu chất thải phóng xạ

1. Xử lý ban đầu là một hoặc một chuỗi hoạt động gồm: thu gom, phân tách và tẩy xạ chất thải phóng xạ.

2. Chất thải phóng xạ dạng rắn phải được thu gom, phân tách khỏi chất thải không phóng xạ và được phân loại dựa trên đặc tính của nhân phóng xạ trong chất thải phóng xạ và đặc trưng vật lý, hóa học, sinh học của chất thải theo quy định tại Điều 71 Thông tư này, bảo đảm cho việc quản lý ở giai đoạn tiếp theo.

3. Việc thu gom, phân tách chất thải phóng xạ dạng rắn phải bảo đảm các yêu cầu sau:

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

b) Trường hợp thu gom chất thải phóng xạ dạng rắn vào thùng đựng thì thùng phải có nắp đậy, đóng mở bằng bàn đạp chân, có lót bao hoặc túi nylon bên trong, được thiết kế che chắn thích hợp để bảo vệ chống chiếu xạ 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 tương ứng với 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; nhãn phải thể hiện các thông tin sau: số nhận dạng của thùng, bao, túi đựng; loại nhân phóng xạ có trong chất thải; phân loại chất thải; nơi phát sinh chất thải; các yếu tố nguy hiểm tiềm ẩn khác gồm: nguy hiểm hóa học, nguy cơ truyền bệnh, cháy nổ; suất liều phóng xạ đo tại bề mặt thùng, bao, túi đựng và ngày, tháng, năm đo;

d) Chất thải phóng xạ dạng rắn sau khi thu gom phải được lập thành hồ sơ quản lý bao gồm các thông tin sau: số lượng chất thải phóng xạ rắn; thông tin nhận dạng của từng thùng, bao, túi đựng chất thải phóng xạ; ngày, tháng, năm đưa vào nơi lưu giữ.

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

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

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

c) Bể thu gom nước thải phóng xạ phải được bố trí và thiết kế đáp ứng yêu cầu theo quy định tại khoản 7 Điều 78 Thông tư này;

d) Nước thải phóng xạ sau khi thu gom phải được lập hồ sơ và lưu giữ bao gồm các thông tin sau: số lượng bình đựng nước thải phóng xạ và thông tin nhận dạng của từng bình; lượng nước thải phóng xạ, đơn vị mét khối 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.

5. Tẩy xạ chất thải phóng xạ

a) Hoạt động tẩy xạ phải được xem xét và thực hiện khi phù hợp nhằm giảm thiểu hoạt độ phóng xạ và thể tích chất thải phóng xạ trước khi thực hiện các bước xử lý tiếp theo;

b) Việc tẩy xạ chỉ được thực hiện sau khi đánh giá đầy đủ các yếu tố sau: sự tồn tại của lớp nhiễm bẩn phóng xạ trên bề mặt có thể loại bỏ được; mức độ và bản chất hóa lý của lớp nhiễm bẩn phóng xạ bề mặt gồm: loại nhân phóng xạ, tính chất ăn mòn và đặc tính khác có liên quan; thể tích, hoạt độ phóng xạ và đặc tính của chất thải thứ cấp dự kiến phát sinh từ quá trình tẩy xạ nhằm hạn chế tối đa việc phát sinh chất thải thứ cấp và bảo đảm tính tương thích với các bước tiếp theo trong quá trình quản lý; các mối nguy tiềm ẩn liên quan đến phương pháp tẩy xạ được lựa chọn gồm nguy cơ phát tán aerosol, nguy cơ phát sinh hóa chất độc hại hoặc rủi ro về phản ứng nhiệt.

6. Chất thải phóng xạ sau khi thu gom phải được xử lý, điều kiện hóa, lưu giữ, thải ra môi trường hoặc chuyển giao theo quy định tại các điều 75, 76, 77, 78 và 81 của Thông tư này.

Điều 75. Thải chất thải phóng xạ 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 trong điều kiện vận hành bình thường không vượt quá mức cho phép theo quy định tại Bảng 1 Phụ lục 7 ban hành kèm theo Thông tư này. Việc phát thải khí ra môi trường từ các cơ sở này phải được cho phép trong 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 và cơ sở lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu phải được xử lý loại bỏ các thành phần phóng xạ nhằm bảo đảm liều chiếu 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. Việc phát thải khí ra môi trường từ các cơ sở này phải được cho phép trong giấy phép tiến hành công việc bức xạ; lượng khí thải phát thải ra môi trường, hoạt độ phóng xạ trong khí thải phải được đo kiểm tra và lập thành hồ sơ theo quy định.

3. Chất thải phóng xạ dạng rắn thuộc mức thấp, sống rất ngắn phải được lưu giữ tại cơ sở để phân rã đến mức nồng độ hoạt độ nhỏ hơn hoặc bằng mức thanh lý theo quy định tại Phụ lục XII ban hành kèm theo Nghị định số 332/2025/NĐ-CP và được thải bỏ như chất thải không nguy hại.

4. Nước thải phóng xạ từ các tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế, công nghiệp và nghiên cứu có sử dụng chất phóng xạ phải được lưu giữ tại cơ sở để chờ phân rã hoặc được xử lý loại bỏ thành phần phóng xạ nhằm bảo đảm lượng nhân phóng xạ trong nước thải khi thải ra môi trường không vượt quá mức cho phép theo quy định tại Bảng 2 Phụ lục 7 ban hành kèm theo Thông tư này.

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

6. Việc thải chất thải dạng rắn và nước thải có chứa các nhân phóng xạ ra môi trường phải được cho phép trong giấy phép tiến hành công việc bức xạ và phải lập hồ sơ cho từng lần thải, bao gồm 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. Trường hợp việc thải chất thải có chứa các nhân phóng xạ ra môi trường vượt quá mức cho phép, tổ chức, cá nhân phát sinh chất thải phóng xạ phải:

a) Điều tra làm rõ nguyên nhân và áp dụng các biện pháp khắc phục hậu quả;

b) Trong thời hạn không quá 05 ngày làm việc kể từ khi phát hiện việc thải chất thải có chứa các nhân phóng xạ ra môi trường vượt quá mức cho phép, báo cáo bằng văn bản đến 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.

Điều 76. Xử lý chất thải phóng xạ

1. Chất thải phóng xạ dạng rắn không phải mức thấp, sống rất ngắn sau khi thu gom, phân tách sẽ được xử lý theo đặc tính của chất thải bằng các biện pháp sau:

a) Nén hoặc ép chất thải phóng xạ dạng rắn 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) Đốt chất thải phóng xạ dạng rắn 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 nồng độ hoạt độ phóng xạ còn lại trong nước thải sau khi xử lý nhỏ hơn hoặc bằng mức thanh lý theo quy định tại Phụ lục XII ban hành kèm theo Nghị định số 332/2025/NĐ-CP. 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

a) Chất thải phóng xạ sinh học là chất thải sinh học có chứa hoặc nhiễm bẩn các nhân phóng xạ với mức hoạt độ phóng xạ lớn hơn mức thanh lý, 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 tiến hành công việc bức xạ trong 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.

b) 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 theo quy định tại khoản 1 và khoản 2 Điều này.

Điều 77. Điều kiện hóa chất thải phóng xạ, 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 công-ten-nơ 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 bằng phương pháp xi măng hóa, bitum hóa, polyme hóa ..., sau đó đặt trong một thùng chứa và bổ sung thêm các bao gói bên 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) Suất liều bức xạ cực đại sát bề mặt kiện chất thải phóng xạ không vượt quá 2 mSv/h (200 mrem/h) và tại điểm cách bề mặt kiện 01 mét không vượt quá 0,1 mSv/h (10 mrem/h); mức nhiễm bẩn phóng xạ bề mặt lấy trung bình trên toàn diện tích bề mặt kiện không được vượt quá 4 Bq/cm2 đối với chất phát beta, gamma, chất phát anpha độc tính thấp và không được vượt quá 0,4 Bq/cm2 đối 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 về ố nhận dạng của kiện; trọng lượng của kiện; suất liều bức xạ cực đại tại bề mặt và cách bề mặt kiện 01 mét, mức nhiễm bẩn bề mặt kiện và ngày tháng năm đo;

c) 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 công-ten-nơ 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 công-ten-nơ 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 theo quy định tại điểm a khoản 3 Điều này;

b) Công-ten-nơ chứa nguồn phải có khóa an ninh chống lấy nguồn phóng xạ ra khỏi công-ten-nơ 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, công-ten-nơ 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, công-ten-nơ chứa nguồn phải gồm các thông tin: số nhận dạng khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, công-ten-nơ chứa nguồn; suất liều phóng xạ cực đại tại bề mặt, cách bề mặt 01 mét và mức nhiễm bẩn bề mặt của khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, công-ten-nơ chứa nguồn và ngày tháng năm đo;

c) 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, công-ten-nơ chứa nguồn phải gồm các thông tin bổ sung sau: tên, số xêri, hoạt độ phóng xạ của các nguồn phóng xạ có trong khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, công-ten-nơ 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 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 công-ten-nơ chứa nguồn.

Điều 78. 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 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.

2. 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.

3. Nguồn phóng xạ sau khi chấm dứt sử dụng phải được lưu giữ trong kho lưu giữ 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.

4. Kho lưu giữ 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; kho lưu giữ 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;

b) Đặt tại khu vực ít người qua lại và không được đặt liền kề khoa sản, khoa nhi đối với kho lưu giữ chất thải phóng xạ của tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong trong y tế, cách xa nơi lưu giữ vật liệu nguy hiểm bao gồm chất nổ, chất dễ cháy và cách xa nguồn nước sinh hoạt;

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

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

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

5. Kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa, khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng và công-ten-nơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được lưu giữ trong kho tại cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ.

6. Kho lưu giữ kiện chất thải phóng xạ điều kiện hóa, khối điều kiện hóa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, công-ten-nơ 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 chất thải phóng xạ theo quy định tại khoản 4 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.

7. 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.

8. 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 79. 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 mức liều hiệu dụng mà một nhân viên bức xạ nhận được trong một năm không vượt quá 3/10 giá trị giới hạn liều đối với nhân viên bức xạ và mức liều hiệu dụng mà một thành viên công chúng nhận được trong một năm không vượt quá 3/10 giá trị giới hạn liều đối với 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; quy định về kiểm 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 và giám sát phát thải chất phóng xạ ra môi trường; tiêu chí chấp nhận đối với kiện chất thải phóng xạ; quy định về lập, lưu giữ hồ sơ quản lý chất thải phóng xạ;

d) Có kế hoạch ứng phó sự cố bảo đảm giảm tác hại đến mức thấp nhất khi xảy ra sự cố.

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 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 công-ten-nơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng;

c) Kho lưu giữ 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, công-ten-nơ chứa nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải được thiết kế bảo đảm các yêu cầu theo quy định tại Điều 78 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 76 và Điều 77 Thông tư này.

Điều 80. 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 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 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 công-ten-nơ 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.

Điều 81. 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 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 9 ban hành kèm theo 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, tổ chức, cá nhân phát sinh 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 và số xêri 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 đã qua sử dụng, tổ chức, cá nhân phát sinh 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 9 ban hành kèm theo 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 cho Sở Khoa học và Công nghệ địa phương nơi tổ chức, cá nhân phát sinh 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, số xêri 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 xử lý, lưu giữ cho cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ;

c) 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 9 ban hành kèm theo 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;

d) 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;

đ) Trong thời hạn 05 ngày làm việc kể từ ngày hoàn thành việc chuyển giao nguồn phóng xạ đã qua sử dụng, tổ chức, cá nhân phát sinh 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 theo quy định tại điểm c khoản 3 Điều này.

Mục 3. TRÁCH NHIỆM QUẢN LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ, NGUỒN PHÓNG XẠ ĐÃ QUA SỬ DỤNG TRƯỚC KHI CHÔN CẤT

Điều 82. Trách nhiệm của tổ chức, cá nhân phát sinh chất thải phóng xạ

1. Chịu toàn bộ chi phí cho hoạt động quản lý chất thải phóng xạ theo quy định tại điểm c khoản 1 Điều 37 Luật Năng lượng nguyên tử.

2. 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.

3. Thực hiện xử lý ban đầu chất thải phóng xạ dạng rắn và nước thải phóng xạ theo yêu cầu quy định tại Điều 74 Thông tư này.

4. 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 75 Thông tư này trước khi thải trực tiếp ra môi trường.

5. 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 75 Thông tư này.

b) Đối với chất thải dạng rắn không thuộc loại theo 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;

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 75 Thông tư này.

6. Bảo đảm có kho lưu giữ chất thải phóng xạ theo quy định tại khoản 4 Điều 78 Thông tư này.

Trường hợp tổ chức, cá nhân phát sinh chất thải phóng xạ tự xử lý, điều kiện hóa, lưu giữ lâu dài tại cơ sở của mình phải bảo đảm có đủ điều kiện, năng lực của cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ theo quy định tại Điều 79 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 theo quy định tại khoản 1 Điều 81 Thông tư này.

7. Lập và lưu giữ hồ sơ quản lý chất thải phóng xạ theo quy định tại Điều 80 Thông tư này.

8. Tuân thủ các quy định pháp luật về bảo đảm an toàn bức xạ, vận chuyển an toàn vật liệu phóng xạ.

9. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà tổ chức, cá nhân phát sinh chất thải phóng xạ thuộc đối tượng theo quy định tại khoản 3 Điều 16 Luật Năng lượng nguyên tử thì tổ chức, cá nhân làm phát sinh chất thải phóng xạ có trách nhiệm:

a) Thực hiện quy định tại Điều 21 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.

10. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà tổ chức, cá nhân phát sinh chất thải phóng xạ không thuộc khoản 9 Điều này thì tổ chức, cá nhân làm phát sinh 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 đối với 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 83. Trách nhiệm của tổ chức, cá nhân phát sinh nguồn phóng xạ đã qua sử dụng

1. Chịu toàn bộ chi phí cho hoạt động quản lý nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quy định tại điểm c khoản 1 Điều 37 Luật Năng lượng nguyên tử.

2. Tổ chức, cá nhân phát sinh nguồn phóng xạ đã qua sử dụng có trách nhiệm lựa chọn và áp dụng một trong các phương án quản lý theo quy định tại Điều 19 Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

3. Kiểm tra, đánh giá sự rò rỉ phóng xạ của nguồn phóng xạ ngay sau khi chấm dứt sử dụng, đưa vào kho lưu giữ trước khi thực hiện một trong các phương án nêu tại khoản 1 Điều này.

4. 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 thực hiện một trong các phương án theo quy định tại khoản 1 Điều này.

5. Khi chuyển giao nguồn phóng xạ đã qua sử dụng phải tuân thủ các yêu cầu theo quy định tại khoản 4 Điều 81 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 theo quy định tại khoản 4 Điều 78 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.

6. Lập và lưu giữ hồ sơ quản lý nguồn phóng xạ đã qua sử dụng theo quy định tại Điều 80 Thông tư này.

7. Trường hợp phá sản, giải thể, chấm dứt hoạt động mà tổ chức, cá nhân phát sinh nguồn phóng xạ đã qua sử dụng thuộc đối tượng theo quy định tại các khoản 2 Điều 16 Luật Năng lượng nguyên tử thì tổ chức, cá nhân phát sinh nguồn phóng xạ đã qua sử dụng có trách nhiệm:

a) Thực hiện quy định tại Điều 21 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 tổ chức, cá nhân phát sinh nguồn phóng xạ đã qua sử dụng không thuộc khoản 7 Điều này thì tổ chức, cá nhân làm phát sinh 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 84. 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 theo quy định tại Điều 15 Nghị định số 332/2025/NĐ-CP và Điều 65 Thông tư này.

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 theo quy định tại Điều 81 Thông tư này.

Điều 85. 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 79 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 9 ban hành kèm theo 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 80 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 vật liệu 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 tổ chức, cá nhân phát sinh 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 theo quy định tại khoản 4 Điều 16 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 21 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 cơ sở lưu giữ chất thải phóng xạ có trách nhiệm thực hiện theo quy định tại khoản 10 Điều 82 và khoản 8 Điều 83 Thông tư này.

Điều 86. 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 việc 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 tổ chức, cá nhân biện pháp quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng trước khi chôn cất;

c) Hướng dẫn tổ chức, cá nhân thực hiện thanh lý nguồn phóng xạ đã qua sử dụng và vật thể nhiễm bẩn phóng xạ là kim loại sắt, đồng, chì, nhôm;

d) 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;

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

2. Sở Khoa học và Công nghệ 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 sở hữu;

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

c) Tổ chức kiểm tra và phối hợp với Cơ quan thanh tra có thẩm quyền thanh tra việc tuân thủ các quy định của pháp luật về quản lý chất thải phóng xạ, nguồn phóng xạ đã qua sử dụng trước khi chôn cất trên địa bàn quản lý và xử lý đối với các vi phạm.

Chương V

CHUẨN BỊ ỨNG PHÓ VÀ ỨNG PHÓ SỰ CỐ BỨC XẠ VÀ HẠT NHÂN, LẬP VÀ PHÊ DUYỆT KẾ HOẠCH ỨNG PHÓ SỰ CỐ BỨC XẠ VÀ HẠT NHÂN

Mục 1. QUY ĐỊNH CHUNG VỀ ỨNG PHÓ SỰ CỐ

Điều 87. Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố, mức tiêu chí chung, cấp báo động, vùng bảo vệ khẩn cấp, vùng lập kế hoạch bảo vệ khẩn cấp, khu vực lập kế hoạch mở rộng và khu vực lập kế hoạch kiểm soát lương thực, thực phẩm

1. Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố được sử dụng làm căn cứ cho công tác chuẩn bị ứng phó và hoạt động ứng phó sự cố; nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố được phân thành năm nhóm I, II, III, IV và V theo quy định tại Phụ lục 11 ban hành kèm theo Thông tư này.

2. Tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố căn cứ vào mục tiêu chí chung để tiến hành các hành động bảo vệ tương ứng. Mức tiêu chí chung được quy định trong Phụ lục 12 ban hành kèm theo Thông tư này.

3. Cấp báo động được áp dụng làm căn cứ cho việc huy động nguồn lực tiến hành hoạt động ứng phó sự cố. Cấp báo động được quy định tại Phụ lục 13 ban hành kèm theo Thông tư này.

4. Vùng bảo vệ khẩn cấp (ký hiệu là PAZ) là toàn bộ khu vực xung quanh cơ sở cần có phương án để thực hiện hành động bảo vệ khẩn cấp nhằm giảm thiểu rủi ro của hiệu ứng tất định đối với công chúng bên ngoài cơ sở.

5. Vùng lập kế hoạch bảo vệ khẩn cấp (ký hiệu là UPZ) là toàn bộ khu vực xung quanh cơ sở cần có phương án để tiến hành hành động bảo vệ khẩn cấp nhằm ngăn ngừa chiếu xạ đối với công chúng bên ngoài cơ sở.

6. Khu vực lập kế hoạch mở rộng (ký hiệu là EPD) là khu vực xung quanh cơ sở cần có phương án để tiến hành quan trắc sau khi có thông báo về cấp báo động C (mức khẩn cấp chung) theo quy định tại Phụ lục 13 ban hành kèm theo Thông tư này để xác định các khu vực cần thực hiện các hành động ứng phó bên ngoài cơ sở khi có phát tán phóng xạ nhằm giảm thiểu rủi ro của hiệu ứng ngẫu nhiên đối với công chúng.

7. Khu vực lập kế hoạch kiểm soát lương thực, thực phẩm (ký hiệu là ICPD) là khu vực xung quanh cơ sở cần có phương án thực hiện các hành động ứng phó sau khi có thông báo về cấp báo động C theo quy định tại Phụ lục 13 ban hành kèm theo Thông tư này để giảm thiểu rủi ro của hiệu ứng ngẫu nhiên đối với công chúng và giảm thiểu hậu quả phi phóng xạ do việc phân phối và tiêu thụ lương thực, thực phẩm, nước uống và các hàng hóa khác có thể bị nhiễm bẩn phóng xạ do phát tán phóng xạ từ cơ sở đó khi xảy ra sự cố.

Điều 88. Trách nhiệm của tổ chức, cá nhân tham gia chuẩn bị ứng phó và hoạt động ứng phó sự cố

1. Người đứng đầu tổ chức, cá nhân được cấp giấy phép tiến hành công việc bức xạ có trách nhiệm chính trong công tác chuẩn bị và ứng phó sự cố tại cơ sở.

2. Người đứng đầu tổ chức, cá nhân có kế hoạch ứng phó sự cố bức xạ, sự cố hạt nhân (sau đây gọi tắt là kế hoạch ứng phó sự cố) cần phải được phê duyệt theo quy định tại Nghị định số 332/2025/NĐ-CP, cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II, III và Ủy ban nhân dân cấp tỉnh có trách nhiệm:

a) Thành lập Ban chỉ huy ứng phó sự cố (sau đây được gọi là Ban chỉ huy) hoặc tích hợp trong Ban chỉ huy phòng thủ dân sự cùng cấp, bảo đảm thực hiện được đầy đủ trách nhiệm theo quy định tại khoản 5 Điều này;

b) Xây dựng nguồn nhân lực, phương tiện, cơ sở hạ tầng cần thiết và đầu tư trang thiết bị theo quy định tại Phụ lục 15 ban hành kèm theo Thông tư này cho việc chuẩn bị ứng phó và ứng phó với sự cố phù hợp với điều kiện cụ thể; tổ chức diễn tập ứng phó sự cố theo kế hoạch ứng phó sự cố được ban hành;

3. Tổ chức, cá nhân tham gia chuẩn bị và ứng phó sự cố có trách nhiệm thực hiện chức năng, nhiệm vụ theo thẩm quyền được quy định trong kế hoạch ứng phó sự cố; xây dựng nguồn lực và phối hợp với tổ chức, cá nhân khác theo quy định.

4. Trưởng Ban chỉ huy có trách nhiệm:

a) Phân công trách nhiệm, chỉ đạo thực hiện các nhiệm vụ cụ thể cho các thành viên Ban chỉ huy;

b) Thông báo về sự cố, khởi động và chấm dứt ứng phó sự cố;

c) Chỉ huy, điều động các lực lượng tham gia hoạt động ứng phó sự cố; chỉ đạo thực hiện các hành động bảo vệ với sự tư vấn của các tổ chức, cá nhân được giao nhiệm vụ theo kế hoạch ứng phó sự cố được phê duyệt;

d) Bổ nhiệm hoặc chỉ định người chỉ huy tại hiện trường phù hợp với từng tình huống cụ thể;

đ) Tổng hợp, đánh giá tình hình sự cố để báo cáo các cơ quan có thẩm quyền;

e) Bổ nhiệm hoặc chỉ định người đại diện cung cấp thông tin cho công chúng theo quy định của pháp luật;

g) Khi có thay đổi ảnh hưởng tới việc thực hiện kế hoạch ứng phó sự cố phải cập nhật, bổ sung kế hoạch ứng phó sự cố và thông báo tới cơ quan có thẩm quyền phê duyệt kế hoạch ứng phó sự cố.

5. Ban chỉ huy cấp tỉnh và cấp cơ sở có trách nhiệm:

a) Đánh giá năng lực ứng phó sự cố, điều phối cung cấp nguồn nhân lực, trang thiết bị, phương tiện, cơ sở hạ tầng cần thiết căn cứ trên các yêu cầu đối với công tác chuẩn bị và ứng phó sự cố và phù hợp với điều kiện cụ thể;

b) Thành lập đội ứng phó ban đầu tại hiện trường;

c) Tổ chức ứng phó sự cố theo quy định trong kế hoạch ứng phó sự cố;

d) Tổ chức diễn tập ứng phó sự cố theo kế hoạch ứng phó sự cố được ban hành định.

6. Chỉ huy ứng phó sự cố tại hiện trường có trách nhiệm:

a) Điều động nguồn lực, chỉ huy các lực lượng tham gia ứng phó sự cố tại hiện trường;

b) Giữ vai trò đầu mối tiếp nhận, xử lý và cung cấp thông tin tại hiện trường;

c) Tuân theo sự chỉ đạo của Trưởng Ban chỉ huy.

7. Trách nhiệm của Cục An toàn bức xạ và hạt nhân:

a) Xây dựng năng lực, phối hợp tiếp nhận và xử lý thông tin sự cố 24/7; tham gia hỗ trợ ứng phó sự cố theo thẩm quyền;

b) Bảo đảm duy trì khả năng kết nối, truyền nhận dữ liệu từ Trung tâm điều hành quan trắc và cảnh báo phóng xạ môi trường quốc gia.

Điều 89. Trung tâm ứng phó sự cố

1. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II phải thiết lập Trung tâm ứng phó sự cố của cơ sở cách biệt về vật lý với Phòng điều khiển của cơ sở. Trung tâm ứng phó của cơ sở phải có đầy đủ trang thiết bị phục vụ trao đổi thông tin với Phòng điều khiển, các tổ chức, lực lượng tham gia ứng phó các cấp, theo dõi thông tin bức xạ; được trang bị các thiết bị bảo vệ chống phóng xạ.

2. Trung tâm ứng phó sự cố nằm ngoài cơ sở đối với nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II được xây dựng và trang bị đầy đủ các thiết bị, phương tiện ứng phó cần thiết cũng như phải được bảo đảm an toàn. Trụ sở của Trung tâm ứng phó nằm ngoài cơ sở, lực lượng ứng phó ban đầu phải được xây dựng và duy trì theo quy định trong kế hoạch ứng phó sự cố cấp quốc gia.

Mục 2. CHUẨN BỊ ỨNG PHÓ VÀ ỨNG PHÓ SỰ CỐ

Điều 90. Tổ chức và quản lý trong chuẩn bị ứng phó sự cố

1. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III có trách nhiệm quy định việc chuyển đổi từ tình trạng hoạt động bình thường của cơ sở sang tình trạng khẩn cấp, bảo đảm không làm giảm tính năng an toàn, an ninh của cơ sở.

2. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và cơ quan có thẩm quyền trong khu vực thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố V có trách nhiệm xây dựng phương án phối hợp ứng phó sự cố với các tổ chức cá nhân có liên quan trong vùng UPZ và PAZ, khu vực EPD và ICPD. Kích thước vùng UPZ và PAZ, khu vực EPD và ICPD được quy định tại Phụ lục 14 ban hành kèm theo Thông tư này.

Điều 91. Công tác chuẩn bị xác nhận sự cố, thông báo và khởi động hệ thống ứng phó sự cố

1. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm:

a) Ban hành quy trình tiếp nhận và xử lý thông tin 24/7 về sự cố, bao gồm khuyến cáo biện pháp ứng phó và công tác trợ giúp;

b) Tổ chức đào tạo đội ứng phó ban đầu có khả năng nhận biết các dấu hiệu cảnh báo bức xạ và đưa ra thông báo thích hợp, cảnh báo kịp thời khi sự cố xảy ra.

2. Ban chỉ huy các cấp căn cứ vào cấp báo động theo quy định tại Phụ lục 13 ban hành kèm theo Thông tư này, có trách nhiệm thiết lập hệ thống thông báo và khởi động ứng phó sự cố phù hợp với quy định pháp luật.

Điều 92. Công tác chuẩn bị cho việc giảm thiểu hậu quả

1. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm:

a) Xây dựng phương án tư vấn kỹ thuật, cung cấp nguồn lực bảo vệ chống bức xạ cho người tham gia ứng phó sự cố;

b) Tổ chức đào tạo cho lực lượng ứng phó sự cố về các biện pháp giảm thiểu hậu quả tiềm tàng của sự cố, bảo vệ nhân viên và công chúng xung quanh khu vực xảy ra sự cố.

2. Cơ sở sử dụng nguồn phóng xạ thuộc nhóm 1 và nhóm 2 theo Quy chuẩn kỹ thuật quốc gia về phân nhóm và phân loại nguồn phóng xạ phải thiết lập mối quan hệ và phương thức liên lạc kịp thời với tổ chức, cá nhân có năng lực hỗ trợ ứng phó sự cố được quy định trong kế hoạch ứng phó sự cố.

3. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III có trách nhiệm chuẩn bị sẵn sàng thực hiện các hành động giảm thiểu hậu quả nhằm đạt được các mục tiêu sau:

a) Ngăn ngừa sự cố trầm trọng hơn;

b) Đưa cơ sở trở lại trạng thái an toàn;

c) Giảm thiểu khả năng phát tán chất phóng xạ;

d) Giảm thiểu nguy cơ bị chiếu xạ.

Điều 93. Công tác chuẩn bị thực hiện hành động bảo vệ khẩn cấp

1. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm thông báo cho đội ứng phó ban đầu sẵn sàng thực hiện các biện pháp cứu người và ngăn chặn ảnh hưởng của chất phóng xạ có khả năng tồn tại tại hiện trường.

2. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I và II có trách nhiệm chuẩn bị sẵn sàng cho việc ra quyết định và thực hiện các hành động bảo vệ khẩn cấp trong phạm vi cơ sở, bao gồm:

a) Mô tả các đặc trưng của vùng ứng phó khẩn cấp (vùng UPZ đối với cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I và vùng PAZ đối với cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II);

b) Căn cứ cấp báo động, điều kiện thực tế trong và xung quanh cơ sở, đề xuất việc thực hiện các hành động bảo vệ khẩn cấp ngoài cơ sở tới các cơ quan có thẩm quyền được quy định trong Kế hoạch ứng phó sự cố cấp tỉnh;

3. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III có trách nhiệm bảo đảm an toàn cho tất cả cá nhân trong cơ sở khi xảy ra sự cố, bao gồm:

a) Thông báo sự cố trong toàn cơ sở;

b) Thống kê tất cả cá nhân trong cơ sở;

c) Xác định và tìm kiếm những người mất tích;

d) Thực hiện các hành động bảo vệ khẩn cấp;

đ) Thực hiện sơ cứu kịp thời.

4. Ban chỉ huy cấp tỉnh nơi có vùng PAZ và UPZ chuẩn bị và phối hợp với lực lượng ứng phó khác thực hiện các hành động bảo vệ khẩn cấp ngoài cơ sở, bao gồm:

a) Bảo vệ nhân viên ứng phó;

b) Thông báo tới công chúng trong vùng PAZ và UPZ;

c) Thực hiện các hành động bảo vệ khẩn cấp;

d) Bảo vệ nguồn cung cấp thực phẩm và nước;

đ) Yêu cầu hạn chế tiêu thụ thực phẩm trong khu vực bị ảnh hưởng phóng xạ;

e) Kiểm xạ, tẩy xạ và chăm sóc người sơ tán;

g) Kiểm soát ra vào khu vực tập trung người sơ tán.

Điều 94. Công tác chuẩn bị cung cấp thông tin

1. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II chuẩn bị sẵn sàng cho việc cung cấp thông tin về sự cố tới đầu mối tiếp nhận thông tin cấp tỉnh. Cơ quan có thẩm quyền đối với nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố V chuẩn bị sẵn sàng cho việc cung cấp thông tin về sự cố tới đầu mối tiếp nhận thông tin cấp quốc gia. Thông tin bao gồm:

a) Tính chất và tình trạng nguy hiểm của sự cố;

b) Cách thức cảnh báo, thông báo và các hành động người dân cần thực hiện khi xảy ra sự cố.

2. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và cơ quan có thẩm quyền đối với nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố V chủ động nắm bắt, cập nhật tình hình dân cư trong khu vực có khả năng bị ảnh hưởng để có phương án thông báo và hướng dẫn kịp thời trong trường hợp sự cố cấp báo động C theo quy định tại Phụ lục 13 ban hành kèm theo Thông tư này.

3. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm:

a) Phân công cơ quan, tổ chức, cá nhân cung cấp thông tin về sự cố, biện pháp ứng phó và các thông tin khác tới các đối tượng liên quan;

b) Chuẩn bị nguồn lực bảo đảm việc cung cấp thông tin;

c) Xây dựng phương án tư vấn và hỗ trợ cho công chúng, kịp thời giải thích về các rủi ro sức khỏe và tư vấn cho công chúng về các hành động bảo vệ cần thực hiện và các hành động cần tránh thực hiện để giảm thiểu hậu quả do sự cố gây ra.

Điều 95. Công tác chuẩn bị đánh giá cấp báo động

1. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III có trách nhiệm chuẩn bị (nhân lực, thiết bị, phương tiện, quy trình) cho việc đánh giá:

a) Các điều kiện bất thường trong cơ sở;

b) Tình huống chiếu xạ hoặc phát tán chất phóng xạ;

c) Tình trạng bức xạ trong và ngoài cơ sở;

d) Các tình huống chiếu xạ tiềm năng và chiếu xạ thực tế.

2. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II, cơ quan có thẩm quyền trong khu vực nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố V và Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm chuẩn bị:

a) Đánh giá nhiễm bẩn phóng xạ, phát tán chất phóng xạ, liều bức xạ nhằm đưa ra quyết định thực hiện các hành động bảo vệ trong vùng PAZ và UPZ, khu vực EPD và ICPD;

b) Nguồn nhân lực được đào tạo và trang thiết bị để thực hiện theo quy định tại điểm a khoản này;

c) Lưu giữ các thông tin liên quan đến việc đánh giá cấp báo động để phục vụ công tác ứng phó sự cố.

3. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố IV có trách nhiệm chuẩn bị:

a) Xác định quy mô và mức độ của tình huống chiếu xạ bất thường hoặc nhiễm xạ;

b) Xác định số lượng người có nguy cơ bị chiếu xạ;

c) Thông báo mức độ nguy hiểm, đề xuất các biện pháp giảm thiểu hậu quả và hành động bảo vệ trong khu vực xảy ra sự cố tới cơ quan có thẩm quyền.

Điều 96. Công tác chuẩn bị ứng phó y tế

1. Lực lượng tham gia ứng phó y tế phải được đào tạo về:

a) An toàn bức xạ;

b) Triệu chứng lâm sàng do chiếu xạ;

c) Quy trình thông báo và quy trình sơ cứu, điều trị nạn nhân trong sự cố.

2. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III chuẩn bị sẵn sàng cho việc điều trị nhân viên bị chiếu xạ quá liều hoặc nhiễm xạ, bao gồm: sơ cứu, đánh giá liều, vận chuyển và điều trị y tế ban đầu.

3. Đối với vùng UPZ, vùng PAZ của cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, Ban chỉ huy các cấp phải xây dựng kế hoạch phân loại và chuyển người bị chiếu xạ liều cao đến các bệnh viện chuyên ngành.

4. Tổ chức y tế được quy định trong kế hoạch ứng phó sự cố có trách nhiệm chuẩn bị:

a) Nguồn nhân lực, trang thiết bị cấp cứu và điều trị;

b) Phác đồ điều trị để chẩn đoán sớm và điều trị các bệnh phóng xạ;

c) Hội chẩn với các tổ chức chuyên ngành khác về các tổn thương nghiêm trọng, gây ảnh hưởng tới sức khỏe, tính mạng của nhân viên ứng phó và công chúng.

Điều 97. Công tác chuẩn bị cho việc kiểm soát lương thực, thực phẩm và bảo vệ dài hạn

1. Ban chỉ huy tại khu vực thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố IV, V có trách nhiệm xây dựng phương án bảo vệ sản xuất nông nghiệp và kiểm soát việc phân phối, tiêu thụ lương thực, thực phẩm trong khu vực nhiễm bẩn phóng xạ.

2. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm chuẩn bị sẵn sàng cho việc quản lý chất thải phóng xạ do sự cố gây ra, bao gồm: đánh giá và phân loại chất thải phóng xạ; liên hệ với cơ quan có thẩm quyền trong việc xử lý, lưu giữ.

3. Ban chỉ huy cấp tỉnh có trách nhiệm chuẩn bị phương án sơ tán tạm thời đối với những người trong khu vực bị ảnh hưởng phóng xạ vượt quá mức tiêu chí chung; kiểm xạ người, tài sản và phương tiện vận chuyển ra vào khu vực nhiễm bẩn phóng xạ.

Điều 98. Công tác chuẩn bị kết thúc các hoạt động bảo vệ và phục hồi môi trường

1. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm lập kế hoạch cho việc kết thúc hoạt động ứng phó sự cố, bao gồm xây dựng các tiêu chí cho việc kết thúc hành động bảo vệ trên cơ sở các điều kiện an toàn bức xạ tại hiện trường.

2. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm lập kế hoạch phục hồi môi trường, bao gồm:

a) Trách nhiệm của các cơ quan, tổ chức liên quan;

b) Cung cấp thông tin, đánh giá hậu quả phóng xạ và phi phóng xạ;

c) Biện pháp bảo đảm an toàn bức xạ, kiểm soát chiếu xạ nghề nghiệp, chiếu xạ công chúng.

Điều 99. Tổ chức và quản lý trong hoạt động ứng phó sự cố

Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm:

1. Bảo đảm sự phối hợp đồng bộ giữa các tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố trong và ngoài cơ sở.

2. Đánh giá thông tin cần thiết để ban hành các quyết định huy động nguồn lực trong suốt quá trình xảy ra sự cố.

Điều 100. Xác nhận sự cố, thông báo và khởi động hệ thống ứng phó

1. Khi có thông tin liên quan tới sự cố, đầu mối tiếp nhận và xử lý thông tin các cấp phải xác nhận sự cố, xác định cấp báo động và thông báo tới Ban chỉ huy cấp tương ứng để xem xét, khởi động ứng phó sự cố.

2. Thời gian xác nhận sự cố, thông báo và khởi động hệ thống ứng phó theo quy định tại Phụ lục 16 ban hành kèm theo Thông tư này.

Điều 101. Thực hiện các biện pháp giảm thiểu hậu quả

1. Đội ứng phó ban đầu căn cứ tình hình cụ thể và mức tiêu chí chung để tiến hành các biện pháp ứng phó phù hợp nhằm giảm thiểu hậu quả sự cố do nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố IV gây ra.

2. Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II, III và IV có trách nhiệm thực hiện kịp thời các biện pháp ứng phó phù hợp nhằm giảm thiểu hậu quả của sự cố.

3. Các nguồn lực hỗ trợ ứng phó sự cố các cấp, bao gồm phương tiện kỹ thuật, thông tin liên lạc, thuốc dự phòng, địa điểm sơ tán và các nhu yếu phẩm khác phải đáp ứng việc hỗ trợ ứng phó sự cố đối với các cơ sở, sự cố thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III.

Điều 102. Thực hiện các biện pháp bảo vệ khẩn cấp

Tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố có trách nhiệm:

1. Ưu tiên thực hiện tất cả biện pháp thích hợp để cứu người.

2. Thực hiện hành động bảo vệ khẩn cấp theo quy định tại Phụ lục 12 ban hành kèm theo Thông tư này.

3. Thay đổi hành động bảo vệ phù hợp với diễn biến sự cố.

4. Chấm dứt hành động bảo vệ khi không còn phù hợp.

Điều 103. Cung cấp thông tin và hướng dẫn công chúng

Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm:

1. Căn cứ trên cấp báo động, điều kiện cụ thể và các số liệu quan trắc tại hiện trường đưa ra cảnh báo kịp thời và hướng dẫn hành động bảo vệ cho công chúng theo thẩm quyền.

2. Cung cấp thông tin, kịp thời, chính xác, rõ ràng nhằm hạn chế việc phát tán thông tin sai lệch.

Điều 104. Bảo vệ nhân viên ứng phó

Tổ chức, cá nhân tham gia chuẩn bị ứng phó và hoạt động ứng phó sự cố có trách nhiệm thực hiện các biện pháp bảo vệ nhân viên, kiểm soát liều theo quy trình đã được xây dựng trong Kế hoạch ứng phó sự cố và theo quy định tại Phụ lục I ban hành kèm theo Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

Điều 105. Đánh giá cấp báo động

Tổ chức, cá nhân được phân công đánh giá cấp báo động có trách nhiệm:

1. Căn cứ mức độ nghiêm trọng và khả năng gây ra hậu quả của sự cố để xác định cấp báo động theo quy định tại Phụ lục 13 ban hành kèm theo Thông tư này.

2. Tiến hành kiểm xạ và phân tích mẫu môi trường nhằm kịp thời xác định mối nguy hiểm và điều chỉnh biện pháp ứng phó.

3. Cung cấp thông tin về tình trạng sự cố và kiến nghị hành động bảo vệ phù hợp.

Điều 106. Ứng phó y tế

1. Tổ chức, cá nhân khi phát hiện biểu hiện bệnh lý do bức xạ gây ra có trách nhiệm thông báo tới đầu mối tiếp nhận thông tin.

2. Tổ chức y tế có trách nhiệm tiến hành các biện pháp sơ cứu ban đầu và thông báo tới đầu mối tiếp nhận thông tin khi phát hiện biểu hiện bệnh lý do bức xạ gây ra.

3. Cá nhân bị chiếu xạ, nhiễm xạ phải được theo dõi và điều trị tại các tổ chức, cá nhân tiến hành công việc bức xạ trong y tế có năng lực chẩn đoán và điều trị bệnh phóng xạ.

Điều 107. Kiểm soát lương thực, thực phẩm và bảo vệ dài hạn

1. Ban chỉ huy cấp tỉnh có trách nhiệm thực hiện các biện pháp bảo vệ sản xuất nông nghiệp và kiểm soát việc phân phối, tiêu thụ lương thực, thực phẩm theo quy định tại Phụ lục 12 ban hành kèm theo Thông tư này.

2. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm tổ chức việc quản lý chất thải phóng xạ do sự cố gây ra.

Điều 108. Chấm dứt hành động bảo vệ, thông báo mức sự cố và phục hồi môi trường

1. Ban chỉ huy các cấp có trách nhiệm:

a) Xác định thời điểm và thông báo chấm dứt hành động bảo vệ;

b) Đánh giá mức sự cố theo quy định tại Điều 102 Nghị định số 332/2025/NĐ-CP và Phụ lục 10 ban hành kèm theo Thông tư này; thông báo công chúng theo thẩm quyền;

c) Tổ chức việc đánh giá liều chiếu xạ nghề nghiệp cho nhân viên thực hiện hoạt động phục hồi môi trường.

2. Ban chỉ huy quyết định kết thúc phục hồi môi trường khi đáp ứng các điều kiện sau:

a) Mức liều hiệu dụng tiềm năng không quá 10 mSv/năm;

b) Đã áp dụng các biện pháp phục hồi môi trường để giảm thiểu liều hiệu dụng tiềm năng.

Mục 3. LẬP VÀ PHÊ DUYỆT KẾ HOẠCH ỨNG PHÓ SỰ CỐ

Điều 109. Kế hoạch ứng phó sự cố cấp cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III

Kế hoạch ứng phó sự cố cấp cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I, II và III có cấu trúc như sau:

1. Quy định chung:

a) Trình bày phạm vi điều chỉnh và đối tượng áp dụng của bản kế hoạch ứng phó sự cố;

b) Giải thích khái niệm, thuật ngữ được dùng trong kế hoạch ứng phó sự cố;

c) Trình bày thông tin liên quan tới danh sách, địa chỉ, số điện thoại liên lạc của tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố và tổ chức, cá nhân hỗ trợ;

d) Liệt kê các kế hoạch ứng phó sự cố khác có liên quan như kế hoạch phòng thủ dân sự, kế hoạch phòng cháy chữa cháy và cứu hộ cứu nạn.

2. Căn cứ pháp lý để lập kế hoạch ứng phó sự cố:

Trình bày danh mục các văn bản quy phạm pháp luật của cơ quan nhà nước có thẩm quyền ở trung ương và địa phương ban hành có liên quan và trích dẫn nội dung liên quan của văn bản đó.

3. Phân tích nguy cơ gây ra sự cố tại cơ sở:

a) Phân tích các nguy cơ, các tình huống và hậu quả lớn nhất do sự cố gây ra;

b) Phân tích các nguy cơ liên quan tới mất an ninh đối với cơ sở hoặc nguồn phóng xạ.

4. Cơ cấu tổ chức và trách nhiệm của tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố:

a) Quy định rõ cơ cấu tổ chức và sơ đồ tổ chức ứng phó sự cố của cơ sở;

b) Nêu rõ trách nhiệm của từng tổ chức, cá nhân trong cơ sở liên quan tới chuẩn bị và ứng phó sự cố, bao gồm người đứng đầu cơ sở; Ban chỉ huy ứng phó sự cố; thành viên trong Ban chỉ huy; phòng ban, cá nhân tham gia ứng phó sự cố; phòng ban, cá nhân khác tham gia hỗ trợ ứng phó sự cố. Trách nhiệm của các tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố phải cụ thể hóa các yêu cầu tương ứng được quy định tại Mục 1 và Mục 2 Chương V Thông tư này.

5. Công tác chuẩn bị và sẵn sàng ứng phó sự cố:

a) Nêu rõ nhân lực, trang thiết bị của cơ sở nhằm bảo đảm thực hiện trách nhiệm được quy định trong điểm b khoản 4 của Điều này;

b) Xác định vùng PAZ và UPZ đối với cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I hoặc II theo quy định tại Phụ lục 14 ban hành kèm theo Thông tư này;

c) Xây dựng kế hoạch đào tạo, diễn tập (kịch bản, thời gian, tần suất) cho tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố;

d) Quy định việc cập nhật, bổ sung kế hoạch ứng phó sự cố.

6. Hoạt động ứng phó sự cố:

a) Áp dụng các nguyên tắc ứng phó sự cố theo quy định tại Nghị định số 332/2025/NĐ-CP;

b) Xây dựng cơ chế điều hành trong quá trình ứng phó sự cố;

c) Xây dựng phương án huy động nhân lực và trang thiết bị ứng phó phù hợp với cấp báo động;

d) Thiết lập các giai đoạn ứng phó tương ứng với quy định tại Phụ lục 17 ban hành kèm theo Thông tư này, tiêu chí cần đạt được của từng giai đoạn và các quy trình, hướng dẫn cụ thể để đạt được các tiêu chí đó; các giai đoạn ứng phó sự cố phải đáp ứng các yêu cầu được quy định tại Mục 2 Chương V Thông tư này;

đ) Thiết lập hệ thống thông tin nội bộ, yêu cầu trợ giúp và thông báo cho các cá nhân trong vùng PAZ và UPZ.

7. Các phụ lục kèm theo kế hoạch ứng phó sự cố:

a) Các tài liệu phục vụ cho công tác ứng phó sự cố như: bản đồ, mặt bằng cơ sở, mẫu nội dung thông báo và tiếp nhận thông tin theo quy định tại Phụ lục 18 ban hành kèm theo Thông tư này; xác định mức độ báo động và mức độ ứng phó; mức độ điều động nhân lực và trang thiết bị; bổ nhiệm người chỉ huy hiện trường;

b) Một số chỉ dẫn và hướng dẫn cụ thể về cung cấp thông tin trong ứng phó sự cố; hướng dẫn bảo đảm an toàn cho nhân viên ứng phó sự cố và công chúng khi sự cố xảy ra; khuyến cáo về khoanh vùng an toàn cho sự cố theo quy định tại Phụ lục 18 của Thông tư này;

c) Căn cứ trên quy định về phục hồi môi trường tại Điều 108 Thông tư này, xây dựng quy trình đưa ra quyết định kết thúc hoạt động ứng phó, mục tiêu cần đạt được khi lập kế hoạch khôi phục dài hạn;

d) Căn cứ theo khoản 3 Điều này, xây dựng kịch bản và quy trình ứng phó cụ thể cho các sự cố;

đ) Xây dựng các mẫu báo cáo;

e) Xây dựng nhật ký ứng phó sự cố.

Điều 110. Kế hoạch ứng phó sự cố cấp tỉnh

Bản kế hoạch ứng phó sự cố cấp tỉnh được xây dựng có cấu trúc như sau:

1. Quy định chung:

a) Trình bày phạm vi điều chỉnh và đối tượng áp dụng kế hoạch ứng phó sự cố;

b) Giải thích khái niệm, thuật ngữ được dùng trong kế hoạch ứng phó sự cố;

c) Trình bày thông tin liên quan tới danh sách, địa chỉ, số điện thoại liên lạc của tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố và tổ chức, cá nhân hỗ trợ;

d) Liệt kê các kế hoạch ứng phó sự cố khác có liên quan như kế hoạch phòng thủ dân sự có hiệu lực trên địa bàn tỉnh, thành phố trực thuộc trung ương.

2. Căn cứ pháp lý để lập kế hoạch ứng phó sự cố:

Trình bày danh mục các văn bản quy phạm pháp luật của cơ quan nhà nước có thẩm quyền ở trung ương và địa phương ban hành có liên quan và trích dẫn nội dung liên quan của văn bản đó.

3. Phân tích nguy cơ gây ra sự cố tại địa phương:

a) Căn cứ vào nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố theo quy định tại Phụ lục 11 ban hành kèm theo Thông tư này, phân tích các nguy cơ, các tình huống và hậu quả do sự cố gây ra;

b) Phân tích các nguy cơ liên quan tới mất an ninh đối với nguồn phóng xạ trên địa bàn tỉnh.

4. Cơ cấu tổ chức và trách nhiệm của tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố:

a) Quy định rõ cơ cấu tổ chức và trình bày sơ đồ tổ chức ứng phó sự cố;

b) Quy định chi tiết trách nhiệm của từng tổ chức, cá nhân theo các yêu cầu của việc chuẩn bị và ứng phó sự cố, cụ thể: cơ cấu và thành phần của Ban chỉ huy; trách nhiệm của Ban chỉ huy; trách nhiệm của từng thành viên trong Ban chỉ huy; trách nhiệm của Trưởng Ban chỉ huy; trách nhiệm của tổ chức tham gia và trách nhiệm của tổ chức hỗ trợ. Trách nhiệm của các tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố phải cụ thể hóa các yêu cầu tương ứng được quy định tại Mục 1 và Mục 2 Chương V Thông tư này.

5. Hoạt động ứng phó sự cố:

a) Áp dụng các nguyên tắc ứng phó sự cố theo quy định tại Nghị định số 332/2025/NĐ-CP vào hoạt động ứng phó sự cố;

b) Xây dựng cơ chế điều hành trong quá trình ứng phó sự cố;

c) Xây dựng phương án huy động nhân lực và trang thiết bị ứng phó phù hợp với cấp báo động;

d) Thiết lập các giai đoạn ứng phó cơ bản bao gồm các nội dung theo quy định tại Phụ lục 17 ban hành kèm theo Thông tư này;

đ) Xây dựng cách thức, nội dung thông báo các thông tin liên quan tới tiến trình ứng phó sự cố cho tổ chức tham gia ứng phó sự cố, phương tiện thông tin đại chúng trong quá trình ứng phó sự cố theo hướng dẫn quy định trong Phụ lục 18 ban hành kèm theo Thông tư này;

e) Xây dựng quy định về thông báo, trợ giúp và yêu cầu trợ giúp tới các địa phương khác có liên quan trong ứng phó sự cố.

6. Phụ lục:

a) Danh sách và địa chỉ liên lạc chi tiết của Ban chỉ huy, tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố;

b) Tài liệu phục vụ cho công tác ứng phó sự cố như: mẫu thông báo và tiếp nhận thông tin; xác định mức độ báo động và mức độ điều động lực lượng ứng phó; điều động và bổ nhiệm người chỉ huy hiện trường;

c) Một số chỉ dẫn và hướng dẫn như: chỉ dẫn cung cấp thông tin trong ứng phó sự cố; hướng dẫn bảo đảm an toàn cho công chúng và nhân viên ứng phó sự cố khi sự cố xảy ra; khuyến cáo về khoanh vùng an toàn cho sự cố;

d) Căn cứ theo quy định về phục hồi môi trường tại Điều 108 Thông tư này, xây dựng quy trình đưa ra quyết định kết thúc hoạt động ứng phó, mục tiêu cần đạt được khi lập kế hoạch khôi phục dài hạn;

đ) Xây dựng kịch bản và quy trình ứng phó cụ thể cho các tình huống sự cố trên cơ sở phân tích nguy cơ gây ra sự cố trên địa bàn tỉnh;

e) Xây dựng các mẫu báo cáo;

g) Xây dựng nhật ký ứng phó sự cố.

Điều 111. Thẩm định và phê duyệt kế hoạch ứng phó sự cố

1. Ủy ban nhân dân cấp tỉnh chuẩn bị tài liệu đề nghị thẩm định bao gồm:

a) Công văn gửi Bộ Khoa học và Công nghệ đề nghị thẩm định;

b) Kế hoạch ứng phó sự cố cấp tỉnh được lập có cấu trúc và nội dung theo quy định tại Điều 110 Thông tư này.

2. Bộ Khoa học và Công nghệ thành lập Hội đồng thẩm định Kế hoạch ứng phó sự cố cấp tỉnh. Trong thời hạn 45 ngày kể từ khi có kết quả của Hội đồng thẩm định, Bộ Khoa học và Công nghệ thông báo kết quả thẩm định Kế hoạch ứng phó sự cố cho Ủy ban nhân dân cấp tỉnh.

3. Trên cơ sở kết quả thẩm định của Bộ Khoa học và Công nghệ, Ủy ban nhân dân cấp tỉnh tổ chức tiếp thu ý kiến, chỉnh sửa và ra quyết định phê duyệt Kế hoạch ứng phó sự cố.

Chương VI

ĐIỀU KHOẢN THI HÀNH

Điều 112. Điều khoản chuyển tiếp

1. Địa phương thực hiện hợp nhất đơn vị hành chính theo Nghị quyết số 202/2025/QH15 ngày 12 tháng 6 năm 2025 của Quốc hội khóa XV phải lập và phê duyệt lại kế hoạch ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân cấp tỉnh theo quy định của Thông tư này.

2. Kế hoạch ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân cấp tỉnh đã được phê duyệt theo quy định tại Thông tư số 12/2023/TT-BKHCN ngày 30 tháng 6 năm 2023 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ quy định về việc chuẩn bị ứng phó và ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân, lập và phê duyệt kế hoạch ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân không thuộc trường hợp quy định tại khoản 1 Điều này tiếp tục được áp dụng thực hiện.

3. Kế hoạch ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân cấp tỉnh đã được lập và nộp cho cơ quan có thẩm quyền nhưng chưa được phê duyệt trước ngày Thông tư này có hiệu lực thi hành thì Bộ Khoa học và Công nghệ tiếp tục thực hiện quy trình thẩm định theo quy định tại điểm a khoản 3 Điều 27 Thông tư số 12/2023/TT-BKHCN ngày 30 tháng 6 năm 2023 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ quy định việc chuẩn bị ứng phó và ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân, lập và phê duyệt kế hoạch ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân, Ủy ban nhân dân cấp tỉnh xem xét, phê duyệt sau khi có ý kiến chuyên môn của Bộ Khoa học và Công nghệ theo quy định tại khoản 2 Điều 99 của Nghị định số 332/2025/NĐ-CP.

Điều 113. Hiệu lực thi hành

1. Thông tư này có hiệu lực thi hành kể từ ngày 01 tháng 01 năm 2026.

2. Các thông tư sau đây hết hiệu lực kể từ ngày Thông tư này có hiệu lực thi hành:

a) 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 chiếu xạ nghề nghiệp và chiếu xạ công chúng;

b) Thông tư liên tịch số 13/2014/TTLT-BKHCN-BYT ngày 09 tháng 6 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ và Bộ Y tế quy định về bảo đảm an toàn bức xạ trong y tế;

c) Thông tư số 13/2018/TT-BKHCN ngày 05 tháng 9 năm 2018 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ sửa đổi, bổ sung một số điều của Thông tư liên tịch số 13/2014/TTLT-BKHCN-BYT ngày 09 tháng 6 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ và Bộ trưởng Bộ Y tế quy định về bảo đảm an toàn bức xạ trong y tế;

d) 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;

đ) Thông tư số 22/2014/TT-BKHCN ngày 25 tháng 8 năm 2014 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ quy định về quản lý chất thải phóng xạ và nguồn phóng xạ đã qua sử dụng;

e) Thông tư số 12/2023/TT-BKHCN ngày 30 tháng 6 năm 2023 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ quy định việc chuẩn bị ứng phó và ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân, lập và phê duyệt kế hoạch ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân.

3. Trong quá trình thực hiện, nếu có vướng mắc, các cơ quan, tổ chức, cá nhân kịp thời phản ánh về Bộ Khoa học và Công nghệ để xem xét, giải quyết./.

 


Nơi nhận:
- Thủ tướng, các Phó Thủ tướng Chính phủ;
- Các Bộ, cơ quan
ngang Bộ, cơ quan thuộc Chính phủ;
- Văn phòng Trung ương Đảng;
- Văn phòn
g Tổng Bí thư;
- Văn phòng Chủ tịch nước;
- Văn phòng Chính phủ;
- Văn phòng Quốc hội;
- Tòa án nhân dân tối cao;
- Viện kiểm sát nhân dân tối cao;
-
Kiểm toán Nhà nước;
- Ủy ban Trung ương Mặt trận Tổ Quốc Việt Nam;
- UBND, Sở KHCN các
tỉnh, thành phố trực thuộc TW;
- Cục Kiểm tra văn bản và
Quản lý xử lý vi phạm hành chính (Bộ Tư pháp);
- Cổng thông tin điện tử Chính phủ;
- Công báo;
- Bộ KHCN: Bộ trưởng; các Thứ trưởng, các cơ quan, đơn vị thuộc Bộ, Cổng thông tin điện tử Bộ;
- Lưu: VT, ATBXHN.

BỘ TRƯỞNG




Nguyễn Mạnh Hùng

 

PHỤ LỤC 1

MẪU SỔ THEO DÕI LIỀU CHIẾU XẠ CÁ NHÂN
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

... TÊN TỔ CHỨC, CÁ NHÂN

(Trang bìa)

SỔ THEO DÕI LIỀU CHIẾU XẠ NGHỀ NGHIỆP CÁ NHÂN

Họ và tên nhân viên bức xạ:

Số đăng ký:

(Địa danh), tháng... năm…

I. Thông tin cá nhân

Họ và tên:                                                                 Giới tính: Nam/Nữ

Ngày tháng năm sinh:

Hộ khẩu thường trú:

Số CC/CCCD/Hộ chiếu:                         Ngày cấp:                     Cơ quan cấp:

Số đăng ký:

Nơi đăng ký:

II. Quá trình công tác

Thời gian

Tên cơ quan và địa chỉ

Nghề nghiệp

Loại bức xạ thường tiếp xúc

Từ ..../…../….
đến ..../…../….

 

 

 

Từ ..../…../….
đến ..../…../….

 

 

 

* Khai các cơ quan làm việc chính thức (theo hợp đồng dài hạn, trong biên chế)

Thời gian

Tên cơ quan và địa chỉ

Nghề nghiệp

Loại bức xạ thường tiếp xúc

Từ ..../…../….
đến ..../…../….

 

 

 

Từ ..../…../….
đến ..../…../….

 

 

 

III. Kết quả theo dõi liều bức xạ cá nhân năm ……

Đơn vị công tác:

Cơ quan là dịch vụ đo liều cá nhân:

Thời gian

Hp(10) (mSv)

Hp(3) (mSv)

Hp(0,07) (mSv)

Chiếu trong (mSv)

Liều sự cố bức xạ, hạt nhân (mSv)

Ghi chú

Từ ..../…../….
đến ..../…../….

 

 

 

 

 

 

Từ ..../…../….
đến ..../…../….

 

 

 

 

 

 

Tổng:

 

 

 

 

 

 

Nhận xét, đánh giá: (Ghi rõ các nguyên nhân bị chiếu quá liều, bị chiếu quá giá trị liều khảo sát, các biện pháp khắc phục...).

 

NGƯỜI PHỤ TRÁCH AN TOÀN
(Ký và ghi rõ họ và tên)

XÁC NHẬN CỦA CƠ QUAN
(Ký, đóng dấu)

 

PHỤ LỤC 2

CÁC ĐẠI LƯỢNG LIỀU VÀ MỨC LIỀU THAM CHIẾU TRONG CHIẾU XẠ Y TẾ VÀ BIỂN CẢNH BÁO BỨC XẠ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

I. Các đại lượng liều

1. Liều hấp thụ (ký hiệu là D): Là đại lượng vật lý cơ bản sử dụng cho đánh giá liều bức xạ và được xác định theo công thức sau:

Trong đó, dE là năng lượng trung bình do bức xạ iôn hóa truyền cho một khối vật chất; dm là khối lượng của khối vật chất đó.

Đơn vị của liều hấp thụ là jun trên kilôgam (J/kg) và được gọi là gray (Gy).

1 J/kg = 1 Gy.

2. Liều tương đương (ký hiệu là HT,R): Là đại lượng dùng để đánh giá liều bức xạ trong một tổ chức mô hoặc cơ quan của cơ thể người và được xác định theo công thức sau:

Trong đó, DT,R là liều hấp thụ do loại bức xạ R gây ra, lấy trung bình trên cơ quan hoặc tổ chức mô T; WR là trọng số bức xạ của bức xạ loại R, giá trị của nó đối với các bức xạ khác nhau được cho trong bảng 1.

Khi trường bức xạ gồm nhiều loại bức xạ với các trọng số bức xạ WR khác nhau thì liều tương đương được xác định theo công thức sau, trong đó tổng được lấy cho tất cả các loại bức xạ liên quan:

Đơn vị của liều tương đương là jun trên kilôgam (J/kg) và được gọi là sivơ (Sv).

1 J/kg=1 Sv.

3. Liều hiệu dụng (ký hiệu là E): Là tổng liều tương đương của từng mô nhân với trọng số mô tương ứng tính cho tất cả các mô và cơ quan trong cơ thể, được xác định theo công thức sau:

Trong đó, HT là liều tương đương của mô T, WT là trọng số mô của mô T. Tổng được lấy cho tất cả các mô và cơ quan trong cơ thể. Các mô và cơ quan xác định được dùng trong đánh giá liều hiệu dụng và giá trị trọng số mô của chúng được cho trong bảng 2.

Đơn vị của liều tương đương là jun trên kilôgam (J/kg) và được gọi là sivơ (Sv).

1 J/kg=1 Sv.

4. Liều nhiễm tương đương (ký hiệu là HT(ζ): Là liều tương đương cho một tổ chức mô hoặc cơ quan của cơ thể trong khoảng thời gian ζ kể từ sau khi hấp thụ chất phóng xạ vào cơ thể, được định nghĩa bằng công sau:

Trong đó, to là thời điểm hấp thụ chất phóng xạ vào cơ thể, HT (t) là suất liều tương đương tại thời điểm t trong tổ chức mô hoặc cơ quan T và ζ được lấy là 50 năm đối với người lớn và 70 năm đối với trẻ em.

Đơn vị của liều nhiễm tương đương là jun trên kilôgam (J/kg) và được gọi là sivơ (Sv).

1 J/kg = 1 Sv với với khoảng thời gian tích lũy xác định ζ.

5. Liều nhiễm hiệu dụng (ký hiệu là E(ζ)): Là liều hiệu dụng trong khoảng thời gian ζ kể từ sau khi hấp thụ chất phóng xạ vào cơ thể, được định nghĩa bằng công thức sau:

Trong đó, HT(ζ) là liều nhiễm tương đương đối với mô hoặc cơ quan T, WT là trọng số mô của mô hoặc cơ quan T, còn ζ được lấy là 50 năm đối với người lớn và 70 năm đối với trẻ em.

Đơn vị của liều nhiễm hiệu dụng là jun trên kilôgam (J/kg) và được gọi là sivơ (Sv).

1 J/kg = 1 Sv với khoảng thời gian tích lũy xác định ζ.

6. Tương đương liều cá nhân (ký hiệu là Hp(d)): Là liều tương đương trong mô mềm xác định dưới bề mặt cơ thể ở độ sâu d (đơn vị là milimét). Đối với bức xạ có độ đâm xuyên mạnh, d = 10mm và tương ứng là Hp(10). Đối với bức xạ có độ đâm xuyên yếu, d = 0,07 mm và tương ứng là Hp(0,07).

7. Liều hấp thụ trọng số RBE (ký hiệu là ADT): Là liều hấp thụ có trọng số RBE (relative biological effectiveness) được định nghĩa bằng công sau:

Trong đó, DT,R là liều hấp thụ gây bởi bức xạ R trong cơ quan (hay mô) T, RBET,R là hệ số tác dụng sinh học tương đối (xem bảng 3).

Bảng 1. Trọng số bức xạ

Loại bức xạ

Trọng số bức xạ, WR

Photon với năng lượng bất kỳ

1

Hạt điện tử và các muon

1

Proton và các pion tích điện

2

Các hạt anpha, các mảnh phân hạch và các ion nặng

20

Nơtron

Hàm liên tục của năng lượng nơtron

Biểu thức tính trọng số bức xạ của nơtron theo năng lượng:

Bảng 2. Các mô, cơ quan và trọng số mô WT

Tổ chức mô hoặc cơ quan

Trọng số mô, WT

∑ WT

Tủy sống (đỏ), ruột kết, phổi, dạ dày, vú, các mô còn lại*

0,12

0,72

Cơ quan sinh dục

0,08

0,08

Bàng quang, thực quản, gan, tuyến giáp

0,04

0,16

Bề mặt xương, não, tuyến nước bọt, da

0,01

0,04

Tổng cộng

1

* Các mô còn lại bao gồm tuyến thượng thận, vùng ngoài ngực, túi mật, tim, thận, hạch bạch huyết, cơ, màng nhầy miệng, lá lách, ruột non, tụy, tuyến ức, tuyến tiền liệt (đối với nam), tử cung (đối với nữ).

Bảng 3. Giá trị RBE đối với bức xạ và cơ quan (hay mô)

Hiệu ứng sức khỏe

Cơ quan có nguy cơ

Chiếu xạ

RBET,R

Triệu chứng về máu

Tủy đỏ

Chiếu xạ gamma (ngoài và trong)

1

Chiếu xạ nơtron (ngoài và trong)

3

Chiếu xạ trong beta

1

Chiếu xạ trong anpha

2

Viêm phổi

Phổi

Chiếu xạ gamma (ngoài và trong)

1

Chiếu xạ nơtron (ngoài và trong)

3

Chiếu xạ trong beta

1

Chiếu xạ trong anpha

7

Triệu chứng dạ dày - ruột

Ruột kết

Chiếu xạ gamma (ngoài và trong)

1

Chiếu xạ nơtron (ngoài và trong)

3

Chiếu xạ trong beta

1

Chiếu xạ trong anpha

0

Hoại tử

Mô mềm

Chiếu xạ ngoài (beta, gamma)

1

Chiếu xạ ngoài nơtron

3

Tróc vẩy ướt

Da

Chiếu xạ ngoài beta, gamma

1

Chiếu xạ ngoài nơtron

3

Thiểu năng tuyến giáp

Tuyến giáp

Hấp thu I-ốt

0,2

Hấp thu các tác nhân nhạy tuyến giáp khác

1

II. Mức liều tham chiếu trong chiếu xạ y tế

Bảng 4. Mức liều tham chiếu đối với chụp X-quang chẩn đoána

TT

Kiểu chụp

Liều xâm nhập bề mặt trong 1 lần chụpb (mGy)

(1)

(2)

(3)

1

Chụp sọ

1.1

Tư thế sau - trước

PA

5

1.2

Tư thế nghiêng

LAT

3

2

Chụp ngực

2.1

Tư thế sau - trước

PA

0,4

2.2

Tư thế nghiêng

LAT

1,5

3

Chụp cột sống vùng ngực

3.1

Tư thế trước - sau

AP

7

3.2

Tư thế nghiêng

LAT

20

4

Chụp bụng, chụp tĩnh mạch, chụp đường tiết niệu và chụp túi mật

 

Tư thế trước - sau

AP

10

5

Chụp cột sống thắt lưng

5.1

Tư thế trước - sau

AP

10

5.2

Tư thế nghiêng

LAT

30

5.3

Hướng chụp khớp thắt lưng - đốt sống cùng

LSJ

40

6

Chụp khung chậu

 

Tư thế trước - sau

AP

10

7

Chụp khớp háng

 

Tư thế trước - sau

AP

10

8

Chụp răng

8.1

Chụp răng sử dụng phim đặt sau huyệt ổ răng

7

8.2

Tư thế trước - sau

AP

5

a Áp dụng cho người trưởng thành.

b Đo trong không khí với tia tán xạ ngược. Giá trị này áp dụng đối với tổ hợp phim - bìa tăng quang thông thường có độ nhạy 200. Với tổ hợp phim - bìa tăng quang có độ nhạy cao (400-600) giá trị này sẽ giảm khoảng 2-3 lần.

Bảng 5. Mức liều tham chiếu đối với chụp X-quang vú a

TT

Liều mô trung bình trên một lần chụp theo hướng đỉnh - đáy b

1

Không sử dụng lưới chống tán xạ

1 mGy

2

Sử dụng lưới chống tán xạ

3 mGy

a Áp dụng cho người trưởng thành.

b Được xác định với chiều dày vú ép là 45 mm gồm 50% mô tuyến và 50% mô mỡ đối với thiết bị chụp X-quang vú sử dụng bia Mo, phin lọc Mo và hệ phim-bìa tăng quang.

Bảng 6. Mức liều tham chiếu đối với chụp cắt lớp vi tính CT Scannera

TT

Kiểu chụp

Liều trung bình cho một lần chụp với nhiều lát cắtb (mGy)

1

Chụp đầu

50

2

Chụp cột sống thắt lưng

35

3

Chụp ổ bụng

25

a Áp dụng cho người trưởng thành.

b Đo trên trục quay trong phantom tương đương nước có độ dài 15 cm và đường kính 16 cm (đối với chụp sọ) và đường kính 30 cm (đối với chụp cột sống thắt lưng và chụp ổ bụng).

Bảng 7. Mức suất liều tham chiếu đối với soi chiếu X-quang a

TT

Kiểu soi chiếu

Suất liều bề mặt lối vào b

(mGy/phút)

1

Bình thường

25

2

Mức caoc

100

a Áp dụng cho người trưởng thành.

b Đo trong không khí với tia tán xạ ngược.

c Áp dụng cho thiết bị có lựa chọn chế độ làm việc soi chiếu “mức cao” - “high level” như các thiết bị chụp X-quang can thiệp.

Bảng 8. Hoạt độ phóng xạ trong y học hạt nhân áp dụng cho người trưởng thành

TT

Phép kiểm tra

Hạt nhân phóng xạ

Dạng hóa chất

Hoạt độ lớn nhất thường dùng cho một kiểm tra (MBq)

(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

1

Xương

1.1

Xạ hình xương

Tc-99m

Phosphonat và phosphat hợp chất

600

1.2

Xạ hình xương bằng chụp cắt lớp đơn photon (SPECT)

Tc-99m

Phosphonat và phosphat hợp chất

800

1.3

Xạ hình tủy xương

Tc-99m

Keo đánh dấu

400

2

Não

2.1

Xạ hình não (tĩnh)

Tc-99m

TcO4-

500

Tc-99m

Axit diethylene triamin penta axetic (DTPA), gluconat và glucoheptonat

500

2.2

Xạ hình não (SPECT)

Tc-99m

TcO4-

800

Tc-99m

DTPA, gluconat và glucoheptonat

800

Tc-99m

Exametazin

500

2.3

Lưu thông máu não

Xe-133

Trong dung dịch natri clorua đẳng trương.

400

Tc-99m

Hexametyl propylene amin oxym (HM-PAO).

500

2.4

Xạ hình dịch não tủy

In-111

DTPA

40

3

Tuyến lệ

3.1

Lưu thông tuyến lệ

Tc-99m

TcO4-

4

Tc-99m

Keo đánh dấu

4

4

Tuyến giáp

4.1

Xạ hình tuyến giáp

Tc-99m

TcO4-

200

I-123

I-

20

4.2

Điều trị di căn tuyến giáp (sau cắt p)

I-131

I-

400

4.3

Xạ hình tuyến cận giáp

T1-201

Taliclorua

80

5

Phổi

5.1

Xạ hình thông khí phổi

Kr-81m

Khí

6000

Tc-99m

DTPA sol khí

80

5.2

Nghiên cứu thông khí phổi

Xe-133

Khí

400

Xe-127

Khí

200

5.3

Xạ hình tưới máu phổi

Kr-81m

Dung dịch nước

6000

Tc-99m

Albumin của người (macroagregate hoặc microsphere)

100

5.4

Xạ hình tưới máu phổi (Với tĩnh mạch)

Tc-99m

Albumin của người (macroagregate hoặc microsphere)

160

5.5

Nghiên cứu tưới máu phổi

Xe-133

Dung dịch đẳng trương

200

Xe-127

Dung dịch clorua đẳng trương

200

5.6

Xạ hình phổi (SPECT)

Tc-99

Macroaggregated albumin (MAA)

200

6

Gan và lá lách

6.1

Xạ hình gan và lá lách

Tc-99m

Keo đánh dấu

80

6.2

Chụp hình chức năng hệ bài tiết mật

Tc-99m

Iminodiaxetat và dung môi tương đương

150

6.3

Xạ hình lá lách

Tc-99m

Tế bào hồng cầu biến tính được đánh dấu

100

6.4

Xạ hình gan (SPECT)

Tc-99m

Keo đánh dấu

200

7

Hệ tim mạch

7.1

Nghiên cứu dòng máu qua tim lần đầu.

Tc-99m

TcO4-

800

Tc-99m

DTPA

800

Tc-99m

Macroaggregated Globulin 3

400

7.2

Xạ hình bể máu ở buồng tim

Tc-99m

Phức hợp albumin của người

40

7.3

Xạ hình hệ tim mạch /nghiên cứu thử

Tc-99m

Phức hợp albumin của người

800

Tc-99m

Tế bào hồng cầu lành được đánh dấu

800

7.4

Xạ hình cơ tim/nghiên cứu thử

Tc-99m

Phosphonat và phosphat hợp chất

600

7.5

Xạ hình cơ tim

Tc-99m

Isonitril

300

T1-201

Taliclorua

100

7.6

Xạ hình cơ tim (SPECT)

Tc-99m

Phosphonat và phosphat hợp chất

800

Tc-99m

Isonitril

600

8

Dạ dày, hệ tiêu hóa

8.1

Xạ hình dạ dày và tuyến nước bọt

Tc-99m

TcO4-

40

8.2

Xạ hình chẩn đoán túi thừa Meckel

Tc-99m

TcO4-

400

8.3

Xạ hình chẩn đoán xuất huyết đường tiêu hóa (Chảy máu ruột non)

Tc-99m

Keo đánh dấu

400

Tc-99m

Tế bào hồng cầu lành đánh dấu

400

8.4

Xạ hình chức năng thực quản và trào ngược dạ dày - thực quản

Tc-99m

Keo đánh dấu

40

Tc-99m

Hợp chất không hấp thụ

40

8.5

Xạ hình co bóp làm trống dạ dày

Tc-99m

Hợp chất không hấp thụ

12

In-111

Hợp chất không hấp thụ

12

In-113m

Hợp chất không hấp thụ

12

9

Thận, hệ thống tiết niệu và thượng thận

9.1

Xạ hình chức năng thận

Tc-99m

Acid dimercaptosuccinic

160

9.2

Xạ hình thận/thận đồ đồng vị

Tc-99m

DTPA, gluconat và Glucoheptonat

350

Tc-99m

Macroaggregated Globulin 3

100

I-123

O-iodohippurat

20

9.3

Xạ hình tuyến thượng thận

Se-75

Selenor cholesterol

8

10

Một số phép kiểm tra khác

10.1

Xa hình áp xe và các khối u

Ga-67

xitrat

300

T1-201

Taliclorua

100

10.2

Xạ hình chẩn đoán khối u

Tc-99 m

Acid dimercaptosuccinic

400

10.3

Xạ hình khối u thần kinh

I-123

Meta-iodo-benzyl guanidin

400

I-131

Meta-iodo-benzyl guanidin

20

10.4

Xạ hình bạch mạch

Tc-99m

Keo đánh dấu

80

10.5

Xạ hình áp xe

Tc-99m

Tế bào bạch cầu đánh dấu bởi exametazim

400

In-111

Tế bào bạch cầu đánh dấu

20

10.6

Xạ hình chẩn đoán tắc mạch

In-111

Tiểu huyết cầu đánh dấu

20

III. Biển cảnh báo bức xạ

Hình 1: Biển báo có hình tam giác đều (kích thước tỷ lệ ghi trên hình vẽ)

D - Đường kính vòng tròn giữa ba cạnh. Vòng tròn, ba cạnh và khung viền có mầu đen trên nền vàng. Chữ ghi trong ô ghi chú có mầu đen trên nền trắng (ghi rõ: tia X hay phóng xạ)

 

PHỤ LỤC 3

DANH MỤC HÀNG HÓA NHẬP KHẨU PHẢI KIỂM XẠ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

TT

NHÓM HÀNG HÓA

THÔNG TIN CHI TIẾT

I

Vật liệu chứa các nhân phóng xạ có nguồn gốc tự nhiên (NORM)

1

Khoáng sản phóng xạ, khoáng sản có tính phóng xạ và sản phẩm từ khoáng sản có tính phóng xạ

Khoáng sản urani, khoáng sản thori; đất hiếm, tinh quặng đất hiếm; khoáng vật nặng: monazite, zircon, ilmenite, rutile, titan sa khoáng; khoáng sản khác có mức phóng xạ tự nhiên cao.

II

Hàng hóa có nguy cơ nhiễm bẩn phóng xạ

1

Các loại phế liệu nhập khẩu làm nguyên liệu sản xuất

Phế liệu kim loại nhập khẩu làm nguyên liệu sản xuất; phế liệu thủy tinh nhập khẩu làm nguyên liệu sản xuất; phế liệu nhựa nhập khẩu làm nguyên liệu sản xuất; phế liệu giấy nhập khẩu làm nguyên liệu sản xuất.

III

Hàng hóa có dấu hiệu bất thường qua kiểm soát

1

Công-ten-nơ, kiện hàng phát tín hiệu cảnh báo phóng xạ

Công-ten-nơ, kiện hàng phát tín hiệu vượt ngưỡng tại cổng, hệ thống kiểm soát phóng xạ tại cửa khẩu.

IV

Hàng hóa khác theo cảnh báo

1

Hàng hóa khác theo cảnh báo quốc tế

Hàng hóa có cảnh báo từ Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế và từ các nước khác.

 

PHỤ LỤC 4

MẪU DẤU HIỆU CẢNH BÁO BỨC XẠ VÀ NHÃN CẢNH BÁO DÙNG TRONG VẬN CHUYỂN
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Hình 1. Dấu hiệu cảnh báo bức xạ.

Bán kính tối thiểu X của đường tròn trung tâm là 4 milimét

 

Hình 2. Nhãn I-TRẮNG: nền màu trắng, dấu hiệu cảnh báo bức xạ màu đen, chữ màu đen, chữ I màu đỏ, kích thước mỗi chiều tối thiểu 100 milimét

 

Hình 3. Nhãn II-VÀNG: nửa trên nền màu vàng, nửa dưới nền màu trắng, dấu hiệu cảnh báo bức xạ màu đen, chữ màu đen, chữ II màu đỏ, kích thước mỗi chiều tối thiểu 100 milimét

 

Hình 4. Nhãn III-VÀNG: nửa trên nền màu vàng, nửa dưới nền màu trắng, dấu hiệu cảnh báo bức xạ màu đen, chữ màu đen, chữ III màu đỏ, kích thước mỗi chiều tối thiểu 100 milimét

 

Hình 5. Nhãn cảnh báo phóng xạ: nửa trên nền màu vàng, nửa dưới nền màu trắng, dấu hiệu cảnh báo bức xạ màu đen, chữ màu đen, kích thước mỗi chiều tổi thiểu 250 milimét

 

Hình 6. Nhãn chỉ số an toàn tới hạn: nền màu đen trắng, kích thước mỗi chiều tối thiểu 100 milimét

 

Hình 7. Biển báo dùng để hiển thị riêng số UN. Nền của biển báo phải có màu da cam; đường viền và số UN phải có màu đen. Ký hiệu "★★★★" chỉ vị trí hiển thị số UN tương ứng đối với vật liệu phóng xạ, theo quy định tại Bảng 7 Phụ lục 6 ban hành kèm theo Thông tư này

 

PHỤ LỤC 5

CÁC GIÁ TRỊ NHÂN PHÓNG XẠ CƠ BẢN
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Bảng 1. Các giá trị nhân phóng xạ cơ bản

Hạt nhân phóng xạ (nguyên tử số)

Hoạt độ phóng xạ

A1

Hoạt độ phóng xạ

A2

Giới hạn nồng độ hoạt độ phóng xạ của chất miễn trừ

Giới hạn hoạt độ phóng xạ của chuyến hàng được miễn trừ

(TBq)

(TBq)

(Bq/g)

(Bq)

Actini (89)

 

 

 

 

Ac-225 (a)

4 x 100

7 x 10-4

1 x 101

1 x 101

Ac-226 (a)

6 x 100

2 x 10-3

1 x 102

1 x 105

Ac-227 (a)

4 x 102

5 x 10-4

1 x 10-1

1 x 103

Ac-228

1 x 100

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Bạc (47)

 

 

 

 

Ag-105

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Ag-108m (a)

7 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101(b)

1 x 106 (b)

Ag-110m (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Ag-111

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Nhôm (13)

 

 

 

 

Al-26

4 x 10-1

1 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Americi (95)

 

 

 

 

Am-241

4 x 101

2 x 10-3

1 x 100

1 x 104

Am-242m (a)

4 x 101

2 x 10-3

1 x 100(b)

1 x 104(b)

Am-243 (a)

5 x 100

2 x 10-3

1 x 100(b)

1 x 103(b)

Argon (18)

 

 

 

 

Ar-37

KGH (không bị giới hạn)

KGH

1 x 106

1 x 108

Ar-39

4 x 101

2 x 101

1 x 107

1 x 104

Ar-41

9 x 10-1

3 x 10-1

1 x 102

1 x 109

Asen (33)

 

 

 

 

As-72

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 101

1 x 105

As-73

4 x 101

3 x 101

1 x 103

1 x 107

As-74

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

As-76

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102

1 x 105

As-77

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Astatin (85)

 

 

 

 

At-211(a)

2 x 101

4 x 10-3

1 x 103

1 x 107

Vàng (79)

 

 

 

 

Au-193

8 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 107

Au-194

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Au-195

2 x 101

6 x 100

1 x 102

1 x 107

Au-198

3 x 100

7 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Au-199

1 x 101

7 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Bari (56)

 

 

 

 

Ba-131 (a)

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Ba-133

3 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Ba-133m

2 x 101

7 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Ba-135m

3 x 101

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Ba-140 (a)

4 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101(b)

1 x 105(b)

Berili (4)

 

 

 

 

Be-7

2 x 101

2 x 101

1 x 103

1 x 107

Be-10

4 x 101

6 x 10-1

1 x 104

1 x 106

Bismut (83)

 

 

 

 

Bi-205

7 x 10-1

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Bi-206

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Bi-207

7 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Bi-210(a)

4 x 101

6 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Bi-210m (a)

2x 100

2 x 10-3

1 x 101

1 x 105

Bi-212 (a)

5 x 10-1

1 x 10-3

1 x 101 (b)

1 x 105 (b)

Beckeli (97)

 

 

 

 

Bk-247

8 x 100

8 x 100

1 x 100

1 x 104

Bk-249 (a)

4x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Brôm (35)

 

 

 

 

Br-76

3 x 10-1

3 x 101

1 x 101

1 x 105

Br-77

4 x 100

4 x 100

1 x 102

1 x 106

Br-82

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Cacbon (6)

 

 

 

 

C-11

1 x 100

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

C-14

4 x 101

4x 100

1 x 104

1 x 107

Canxi (20)

 

 

 

 

Ca-41

KGH

KGH

1 x 105

1 x 107

Ca-45

4 x 101

1 x 100

1 x 104

1 x 107

Ca-47 (a)

8 x 10-1

2 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Cadmi (48)

 

 

 

 

Cd-109

4 x 101

3 x 100

1 x 104

1 x 106

Cd-113m

4 x 101

8 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Cd-115(a)

3 x 100

4 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Cd-115m (a)

1 x 100

6 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Ceri (58)

 

 

 

 

Ce-132

5 x 100

5x 100

1 x 101

1 x 104

Ce-133 m (a)

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Ce-134 (a)

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 103

1 x 107

Ce-135

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Ce-137

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 107

Ce-137m (a)

2 x 101

6 x 10-1

1 x 103

1 x 107

Ce-139

9x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Ce-141

2x 101

7 x 10-1

1 x 102

1 x 107

Ce-143

9 x 10-1

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Ce-144 (a)

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102(b)

1 x 105 (b)

Californi (98)

 

 

 

 

Cf-248

4 x 101

8 x 10-3

1 x 101

1 x 104

Cf-249

3 x 100

2 x 10-3

1 x 100

1 x 103

Cf-250

6 x 100

3 x 10-3

1 x 101

1 x 104

Cf-251

1 x 101

2 x 10-3

1 x 100

1 x 103

Cf-252

1 x 10-1

4 x 10-3

1 x 101

1 x 104

Cf-253 (a)

4 x 101

1 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Cf-254

4 x 10-3

2 x 10-3

1 x 100

1 x 103

Clo (17)

 

 

 

 

Cl-36

4 x 101

5 x 10-1

1 x 104

1 x 106

Cl-38

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Curi (96)

 

 

 

 

Cm-240

4 x 101

3 x 10-2

1 x 102

1 x 105

Cm-241

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Cm-242

4 x 101

1 x 10-2

1 x 102

1 x 105

Cm-243

9 x 100

1 x 10-3

1 x 100

1 x 104

Cm-244

4 x 101

3 x 10-3

1 x 101

1 x 104

Cm-245

1 x 101

2 x 10-3

1 x 100

1 x 103

Cm-246

2 x 101

2 x 10-3

1 x 100

1 x 103

Cm-247 (a)

3 x 100

2 x 10-3

1 x 100

1 x 104

Cm-248

7 x 10-2

5 x 10-4

1 x 10°

1 x 103

Coban (27)

 

 

 

 

Co-55

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Co-56

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Co-57

1 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 106

Co-58

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Co-58m

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 107

Co-60

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Crom (24)

 

 

 

 

Cr-51

4 x 101

4 x 10-1

1 x 103

1 x 107

Cesi (55)

 

 

 

 

Cs-129

4 x 100

4 x 100

1 x 102

1 x 105

Cs-131

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 106

Cs-132

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 105

Cs-134

7 x 10-1

7 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Cs-134m

4 x 101

8 x 10-1

1 x 103

1 x 105

Cs-135

4 x 101

1 x 100

1 x 104

1 x 107

Cs-136

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Cs-137 (a)

2 x 100

5 x 10-1

1 x 101(b)

1 x 104 (b)

Đồng (29)

 

 

 

 

Cu-64

6 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 106

Cu-67

1 x 101

8 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Dysprosi (66)

 

 

 

 

Dy-159

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 107

Dy-165

1 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Dy-166 (a)

4 x 10-1

3 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Erbi (68)

 

 

 

 

Er-169

4 x 101

1 x 100

1 x 104

1 x 107

Er-171

3 x 100

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Europi (63)

 

 

 

 

Eu-147

3 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Eu-148

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Eu-149

2 x 101

2 x 101

1 x 102

1 x 107

Eu-150

7 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Eu-150m

2 x 101

8 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Eu-152

1 x 100

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Eu-152m

8 x 10-1

8 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Eu-154

9 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Eu-155

2 x 101

4 x 100

1 x 102

1 x 107

Eu-156

7 x 10-1

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Flo (9)

 

 

 

 

F-18

1 x 100

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Sắt (26)

 

 

 

 

Fe-52 (a)

2 x 101

2 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Fe-53

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Fe-55

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 106

Fe-59

9 x 10-1

9 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Fe-60 (a)

4 x 101

3 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Gali (31)

 

 

 

 

Ga-67

8 x 100

4 x 100

1 x 102

1 x 106

Ga-68

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Ga-72

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Gadolini (64)

 

 

 

 

Gd-146 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Gd-148

4 x 101

4 x 10-3

1 x 101

1 x 104

Gd-153

2 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 107

Gd-159

2 x 100

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Gecmani (32)

 

 

 

 

Ge-68 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Ge-69

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Ge-71

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 108

Ge-77

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Hydro (1)

 

 

 

 

H-3

4 x 101

4 x 101

1 x 106

1 x 109

Hafni (72)

 

 

 

 

Hf-172 (a)

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Hf-175

3 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Hf-181

2 x 100

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Hf-182

5 x 100

5 x 100

1 x 102

1 x 106

Thủy ngân (80)

 

 

 

 

Hg-194 (a)

1 x 100

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Hg-195m (a)

3 x 100

8 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Hg-197

2 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 107

Hg-197m

1 x 101

4 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Hg-203

5 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 105

Holmi (67)

 

 

 

 

Ho-166

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 103

1 x 105

Ho-166m

7 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Iod (53)

 

 

 

 

I-123

8 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 107

I-124

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

I-125

4 x 101

4 x 100

1 x 103

1 x 106

I-126

3 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 106

I-129

4 x 101

5 x 10-1

1 x 102

1 x 105

I-131

3 x 100

8 x 10-1

1 x 102

1 x 106

I-132

5 x 10-1

5 x 101

1 x 101

1 x 105

I-133

2 x 100

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

I-134

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 105

I-135 (a)

7 x 10-1

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Indi (49)

 

 

 

 

In-111 (a)

3 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

In-113m

4 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

In-114m (a)

5 x 10-1

3 x 10-1

1 x 102

1 x 106

In-115m

7 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 106

Iridi (77)

 

 

 

 

Ir-189 (a)

2 x 101

1 x 101

1 x 102

1 x 107

Ir-190

8 x 10-1

8 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Ir-192

1 x 100 (c)

7 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Ir-193m

4 x 101

5 x 100

1 x 104

1 x 107

Ir-194

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Kali (19)

 

 

 

 

K-40

KGH

KGH

1 x 102

1 x 106

K-42

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102

1 x 106

K-43

1 x 100

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Krypton (36)

 

 

 

 

Kr-79

4 x 100

2 x 100

1 x 103

1 x 105

Kr-81

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 107

Kr-85

4 x 101

2 x 101

1 x 105

1 x 104

Kr-85m

8 x 100

3 x 100

1 x 103

1 x 1010

Kr-87

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102

1 x 109

Lantan (57)

 

 

 

 

La-132

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

La-133

8 x 100

7 x 100

1 x 101

1 x 104

La-134

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 104

La-135

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 107

La-137

4 x 101

6 x 100

1 x 103

1 x 107

La-140

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Luteti (71)

 

 

 

 

Lu-172

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Lu-173

8 x 100

8 x 100

1 x 102

1 x 107

Lu-174

1 x 101

9 x 100

1 x 102

1 x 107

Lu-174m

3 x 101

9 x 100

1 x 102

1 x 107

Lu-177

4 x 101

8 x 10-1

1 x 103

1 x 107

Lu-177m

1 x 100

4 x 10-1

1 x 10'

1 x 106

Magiê (12)

 

 

 

 

Mg-28 (a)

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Mangan (25)

 

 

 

 

Mn-51

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Mn-52

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Mn-53

KGH

KGH

1 x 104

1 x 109

Mn-54

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Mn-56

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Molybden (42)

 

 

 

 

Mo-93

4 x 101

6x 100

1 x 103

1 x 108

Mo-99 (a)

4 x 100

6x 10-1

1 x 102

1 x 106

Nitơ (7)

 

 

 

 

N-13

1 x 100

6 x 10-1

1 x 102

1 x 109

Natri (11)

 

 

 

 

Na-22

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Na-24

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Niobi (41)

 

 

 

 

Nb-90

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Nb-92m

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 104

Nb-93m

4 x 101

1 x 101

1 x 104

1 x 107

Nb-94

7 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Nb-95

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Nb-97

2x 100

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Neodym (60)

 

 

 

 

Nd-147

9 x 100

7 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Nd-149

3 x 100

5 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Niken (28)

 

 

 

 

Ni-56

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Ni-57

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Ni-59

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 108

Ni-63

4 x 101

2 x 101

1 x 105

1 x 108

Ni-65

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 10'

1 x 106

Neptun (93)

 

 

 

 

Np-235 (a)

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 107

Np-236 (a)

9 x 100

1 x 10-2

1 x 102

1 x 105

Np-236m

3 x 101

2 x 100

1 x 103

1 x 107

Np-237

4 x 101

2 x 10-3

1 x 100 (b)

1 x 103(b)

Np-239

7x 100

5 x 10-1

1 x 102

1 x 107

Osmi (76)

 

 

 

 

Os-185

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 106

Os-191

2 x 101

2 x 100

1 x 102

1 x 107

Os-191m

4 x 101

1 x 101

1 x 103

1 x 107

Os-193

2 x 101

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Os-194 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Phospho (15)

 

 

 

 

P-32

7 x 10-1

6 x 10-1

1 x 103

1 x 105

P-33

4 x 101

1 x 100

1 x 105

1 x 108

Protacti (91)

 

 

 

 

Pa-230 (a)

2 x 100

2 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Pa-231

3 x 101

5 x 10-4

1 x 100

1 x 103

Pa-233

5 x 100

7 x 10-1

1 x 102

1 x 107

Chì (82)

 

 

 

 

Pb-201

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Pb-202

4 x 101

3 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Pb-203

4 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Pb-205

KGH

KGH

1 x 104

1 x 107

Pb-210 (a)

4 x 101

3 x 10-3

1 x 101(b)

1 x 104(b)

Pb-212 (a)

4 x 10-1

9 x 10-4

1 x 101(b)

1 x 105(b)

Paladi (46)

 

 

 

 

Pd-103 (a)

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 108

Pd-107

KGH

KGH

1 x 105

1 x 108

Pd-109

4 x 101

5 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Prometi (61)

 

 

 

 

Pm-143

4 x 100

4 x 100

1 x 102

1 x 106

Pm-144

7 x 10-1

7 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Pm-145

4 x 101

9 x 100

1 x 103

1 x 107

Pm-147

4 x 101

2 x 100

1 x 104

1 x 107

Pm-148m (a)

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Pm-149

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Pm-151

4 x 100

7 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Poloni (84)

 

 

 

 

Po-210

4 x 101

2 x 10-2

1 x 101

1 x 104

Praseodym (59)

 

 

 

 

Pr-142

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Pr-143

4 x 101

7 x 10-1

1 x 104

1 x 106

Platin (78)

 

 

 

 

Pt-188 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Pt-191

4 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Pt-193

4 x 101

3 x 101

1 x 104

1 x 107

Pt-193m

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 107

Pt-195m

2 x 101

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Pt-197

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Pt-197m

2 x 101

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Pluton (94)

 

 

 

 

Pu-236

4 x 101

3 x 10-3

1 x 101

1 x 104

Pu-237

3 x 101

3 x 101

1 x 103

1 x 107

Pu-238

4 x 101

1 x 10-3

1 x 100

1 x 104

Pu-239 (a)

4 x 101

1 x 10-3

1 x 100

1 x 104

Pu-240

4 x 101

1 x 10-3

1 x 100

1 x 103

Pu-241 (a)

4 x 101

6 x 10-2

1 x 102

1 x 105

Pu-242

4 x 101

1 x 100

1 x 100

1 x 104

Pu-244 (a)

6 x 10-1

1 x 10-3

1 x 100

1 x 104

Radi (88)

 

 

 

 

Ra-223 (a)

2 x 100

2 x 10-3

1 x 102(b)

1 x 105(b)

Ra-224 (a)

4 x 10-1

8 x 10-4

1 x 101 (b)

1 x 105(b)

Ra-225 (a)

1 x 100

2 x 10-4

1 x 102

1 x 105

Ra-226 (a)

6 x 10-1

2 x 10-3

1 x 101(b)

1 x 104(b)

Ra-228 (a)

1 x 100

1 x 10-3

1 x 101(b)

1 x 105(b)

Rubidi (37)

 

 

 

 

Rb-81

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 106

Rb-83 (a)

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Rb-84

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Rb-86

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Rb-87

KGH

KGH

1 x 104

1 x 107

Rb(tự nhiên)

KGH

KGH

1 x 104

1 x 107

Reni (75)

 

 

 

 

Re-184

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Re-184m

3 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 106

Re-186

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Re-187

KGH

KGH

1 x 106

1 x 109

Re-188

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Re-189 (a)

2 x 101

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Re (tự nhiên)

KGH

KGH

1 x 106

1 x 109

Rodi (45)

 

 

 

 

Rh-99

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 106

Rh-101

4 x 100

4 x 100

1 x 102

1 x 107

Rh-102

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 106

Rh-102m

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Rh-103m

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 108

Rh-105

1 x 101

9 x 10-1

1 x 102

1 x 107

Radon (86)

 

 

 

 

Rn-222 (a)

6 x 10-1

2 x 10-3

1 x 101(b)

1 x 108(b)

Ruteni (44)

 

 

 

 

Ru-97

5 x 100

5 x 100

1 x 102

1 x 107

Ru-103 (a)

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Ru-105

1 x 100

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Ru-106 (a)

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102(b)

1 x 105(b)

Lưu huỳnh (16)

 

 

 

 

S-35

4 x 101

4 x 100

1 x 105

1 x 108

Antimon (51)

 

 

 

 

Sb-119

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 107

Sb-120m

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Sb-122

4 x 100

6 x 10-1

1 x 102

1 x 104

Sb-124

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Sb-125

3 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Sb-126

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Scandi (21)

 

 

 

 

Sc-44

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Sc-46

5 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Sc-47

1 x 101

8 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Sc-48

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Sêlen (34)

 

 

 

 

Se-75

3 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Se-79

4 x 101

3 x 100

1 x 104

1 x 107

Silic (14)

 

 

 

 

Si-31

2 x 100

6 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Si-32

4 x 101

2 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Samari (62)

 

 

 

 

Sm-145

4 x 101

3 x 101

1 x 102

1 x 107

Sm-147

KGH

KGH

1 x 101

1 x 104

Sm-151

4 x 101

1 x 101

1 x 104

1 x 108

Sm-153

3 x 101

7 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Thiếc (50)

 

 

 

 

Sn-113(a)

4 x 100

2 x 100

1 x 103

1 x 107

Sn-117m

9 x 100

5 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Sn-119m

4 x 101

2 x 101

1 x 103

1 x 107

Sn-121m (a)

4 x 101

1 x 100

1 x 103

1 x 107

Sn-123

2 x 100

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Sn-125

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Sn-126 (a)

5 x 10-1

9 x 10-2

1 x 101

1 x 105

Stronti (38)

 

 

 

 

Sr-82 (a)

2 x 10-1

2 x 101

1 x 101

1 x 105

Sr-83

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Sr-85

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Sr-85m

5 x 100

5 x 100

1 x 102

1 x 107

Sr-87m

3 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Sr-89

1 x 100

6 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Sr-90 (a)

3 x 10-1

1 x 10-1

1 x 102(b)

1 x 104(b)

Sr-91 (a)

6 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Sr-92

8 x 10-1

8 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Triti (1) (xem Hydro)

 

 

 

 

Tantan (73)

 

 

 

 

Ta-178 (thời gian sống dài)

1 x 100

9 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Ta-179

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 107

Ta-182

9 x 10-1

6 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Terbi (65)

 

 

 

 

Tb-149

8 x 10-1

8 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Tb-157

4 x 101

3 x 101

1 x 104

1 x 107

Tb-158

1 x 100

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Tb-160

1 x 100

6 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Tb-161

4 x 101

8 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Techneti (43)

 

 

 

 

Tc-95

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Tc-95m (a)

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 106

Tc-96

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Tc-96m

3 x 101

3 x 101

1 x 103

1 x 107

Tc-97

KGH

KGH

1 x 103

1 x 108

Tc-97m

4 x 101

2 x 100

1 x 103

1 x 107

Tc-98

8 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Tc-99

4 x 101

1 x 100

1 x 104

1 x 107

Tc-99m

1 x 101

5 x 100

1 x 102

1 x 107

Telu (52)

 

 

 

 

Te-118(a)

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Te-119

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 104

Te-119m (a)

8 x 10-1

8 x 10-1

1 x 101

1 x 104

Te-121

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 106

Te-121m

6 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 105

Te-123m

9 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 107

Te-125m

4 x 101

1 x 100

1 x 103

1 x 107

Te-127

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Te-127m (a)

4 x 101

6 x 10-1

1 x 103

1 x 107

Te-129

2 x 100

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Te-129m (a)

2 x 100

5 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Te-131m (a)

7 x 10-1

5 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Te-132 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 102

1 x 107

Thori (90)

 

 

 

 

Th-227

9 x 100

2 x 10-2

1 x 101

1 x 104

Th-228 (a)

5 x 10-1

9 x 10-4

1 x 100(b)

1 x 104(b)

Th-229

1 x 101

3 x 10-4

1 x 100(b)

1 x 103(b)

Th-230

4 x 101

1 x 10-3

1 x 100

1 x 104

Th-231

4 x 101

1 x 100

1 x 103

1 x 107

Th-232

KGH

KGH

1 x 101

1 x 104

Th-234 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 103(b)

1 x 105(b)

Th (tự nhiên)

KGH

KGH

1 x 100(b)

1 x 103(b)

Titan (22)

 

 

 

 

Ti-44 (a)

5 x 10-1

1 x 10-1

1 x 101

1 x 105

Tali (81)

 

 

 

 

Tl-200

9 x 10-1

9 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Tl-201

2 x 101

5 x 100

1 x 102

1 x 106

Tl-202

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Tl-204

4 x 101

8 x 10-1

1 x 104

1 x 104

Tuli (69)

 

 

 

 

Tm-167

9 x 100

9 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Tm-170

4 x 101

7 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Tm-171

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 108

Uran (92)

 

 

 

 

U-230 (các loại hấp thụ qua phổi) (a)

1 x 101

2 x 10-3

1 x 101(b)

1 x 105(b)

U-232 (hấp thụ qua phổi nhanh) (d)

4 x 101

3 x 10-2

1 x 100(b)

1 x 103 (b)

U-232 (hấp thụ qua phổi giữa nhanh và trung bình) (e)

4 x 101

3 x 10-2

1 x 100

1 x 103

U-232 (hấp thụ qua phổi trung bình) (f)

4 x 101

1 x 10-2

1 x 100

1 x 103

U-232 (hấp thụ qua phổi giữa trung bình và chậm) (g)

4 x 101

1 x 10-3

1 x 100

1 x 103

U-232 (hấp thụ qua phổi chậm) (h)

4x 101

4 x 10-4

1 x 100

1 x 103

U-233 (hấp thụ qua phổi nhanh)(d)

4 x 101

2 x 10-1

1 x 101

1 x 104

U-233 (hấp thụ qua phổi giữa nhanh và trung bình) (e)

4 x 101

8 x 10-2

1 x 101

1 x 104

U-233 (hấp thụ qua phổi trung bình) (f)

4 x 101

2 x 10-2

1 x 101

1 x 104

U-233 (hấp thụ qua phổi giữa trung bình và chậm) (g)

4 x 101

6 x 10-3

1 x 101

1 x 104

U-233 (hấp thụ qua phổi chậm) (h)

4 x 101

2 x 10-3

1 x 101

1 x 104

U-234 (hấp thụ qua phổi nhanh) (d)

4 x 101

2 x 10-1

1 x 101

1 x 104

U-234 (hấp thụ qua phổi giữa nhanh và trung bình) (e)

4 x 101

8 x 10-2

1 x 101

1 x 104

U-234 (hấp thụ qua phổi trung bình) (f)

4 x 101

2 x 10-2

1 x 101

1 x 104

U-234 (hấp thụ qua phổi giữa trung bình và chậm) (g)

4 x 101

6 x 10-3

1 x 101

1 x 104

U-234 (hấp thụ qua phổi chậm) (h)

4 x 101

2 x 10-3

1 x 101

1 x 104

U-235 (các loại hấp thụ qua phổi)

KGH

KGH

1 x 101 (b)

1 x 104 (b)

U-236 (hấp thụ qua phổi nhanh)(d)

KGH

KGH

1 x 101

1 x 104

U-236 (hấp thụ qua phổi giữa nhanh và trung bình)(e)

KGH

KGH

1 x 101

1 x 104

U-236 (hấp thụ qua phổi trung bình) (f)

4 x 101

2 x 10-2

1 x 101

1 x 104

U-236 (hấp thụ qua phổi giữa trung bình và chậm) (g)

4 x 101

6 x 10-3

1 x 101

1 x 104

U-236 (hấp thụ qua phổi chậm) (h)

4 x 101

2 x 10-3

1 x 101

1 x 104

U-238 (các loại hấp thụ qua phổi)

KGH

KGH

1 x 101(b)

1 x 104(b)

U (tự nhiên) (cân bằng thế kỷ) (tất cả các loại hấp thụ qua phổi)

KGH

KGH

1 x 100 (b)

1 x 103(b)

U (tự nhiên) (tinh khiết) (tất cả các loại hấp thụ qua phổi)

KGH

KGH

1 x 101 (j)

1 x 104(j)

U (được làm giàu đến 10% hoặc ít hơn) (các loại hấp thụ qua phổi)

KGH

KGH

1 x 101 (j)

1 x 104(j)

U (được làm giàu đến 20% hoặc ít hơn) (trừ hấp thụ qua phổi chậm) (d) (e)(f)(g)(k)

KGH

KGH

1 x 101 (j)

1 x 104(j)

U (được làm giàu đến 20% hoặc ít hơn) (hấp thụ qua phổi chậm) (h)(k)

1 x 101

2 x 10-3

1 x 101 (j)

1 x 104(j)

U (nghèo) (các loại hấp thụ qua phổi)

KGH

KGH

1 x 101 (j)

1 x 104(j)

Vanađi (23)

 

 

 

 

V-48

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 105

V-49

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 107

Vonfram (74)

 

 

 

 

W-178 (a)

1 x 101

5 x 100

1 x 101

1 x 106

W-181

4 x 101

4 x 101

1 x 103

1 x 107

W-185

4 x 101

9 x 10-1

1 x 104

1 x 107

W-187

2 x 100

7 x 10-1

1 x 102

1 x 106

W-188 (a)

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Xenon (54)

 

 

 

 

Xe-122 (a)

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102

1 x 109

Xe-123

2 x 100

7 x 10-1

1 x 102

1 x 109

Xe-127

5 x 100

2 x 100

1 x 103

1 x 105

Xe-131m

4 x 101

4 x 101

1 x 104

1 x 104

Xe-133

4 x 101

2 x 101

1 x 103

1 x 104

Xe-135

5 x 100

2 x 100

1 x 103

1 x 1010

Ytri (39)

 

 

 

 

Y-87 (a)

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Y-88

4 x 10-1

4 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Y-89m

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 104

Y-90

3 x 10-1

3 x 10-1

1 x 103

1 x 105

Y-91

1 x 100

6 x 10-1

1 x 103

1 x 106

Y-91m

2 x 100

2 x 100

1 x 102

1 x 106

Y-92

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Y-93

2 x 10-1

2 x 10-1

1 x 102

1 x 105

Yterbi (70)

 

 

 

 

Yb-169

4 x 100

1 x 100

1 x 102

1 x 107

Yb-175

3 x 101

1 x 100

1 x 103

1 x 107

Kẽm (30)

 

 

 

 

Zn-65

2 x 100

2 x 100

1 x 101

1 x 106

Zn-69

4 x 101

7 x 10-1

1 x 104

1 x 106

Zn-69m (a)

3 x 100

6 x 10-1

1 x 102

1 x 106

Zirconi (40)

 

 

 

 

Zr-88

3 x 100

3 x 100

1 x 102

1 x 106

Zr-89

9 x 10-1

9 x 10-1

1 x 101

1 x 106

Zr-93

KGH

KGH

1 x 103(b)

1 x 107(b)

Zr-95 (a)

1 x 100

1 x 100

1 x 101

1 x 106

Zr-97 (a)

4 x 10-1

3 x 10-1

1 x 101(b)

1 x 105(b)

Chú thích:

a) Hoạt độ phóng xạ A1 và A2 gồm hoạt độ của các hạt nhân phóng xạ con cháu có chu kỳ bán rã nhỏ hơn 10 ngày được liệt kê dưới đây:

Mg-28

Al-28

Ca-47

Sc-47

Ti-44

Sc-44

Fe-52

Mn-52m

Fe-60

Co-60m

Zn-69m

Zn-69

Ge-68

Ga-68

Rb-81

Kr-81m

Rb-83

Kr-83m

Sr-82

Rb-82

Sr-90

Y-90

Sr-91

Y-91m

Y-87

Sr-87m

Zr-95

Nb-95m

Zr-97

Nb-97

Mo-99

Tc-99m

Tc-95m

Tc-95

Ru-103

Rh-103m

Ru-106

Rh-106

Pd-103

Rh-103m

Ag-108m

Ag-108

Ag-110m

Ag-110

Cd-115

In-115m

Cd-115m

In-115m

In-111

Cd-111m

In-114m

In-114

Sn-113

In-113m

Sn-121m

Sn-121

Sn-126

Sb-126m

Te-118

Sb-118

Te-119m

Sb-119

Te-127m

Te-127

Te-129m

Te-129

Te-131m

Te-131

Te-132

I-132

Xe-122

I-122

Ba-131

Cs-131

Ce-133m

La-133

Ce-134

La-134

Ce-137m

Ce-137

Ce-144

Pr-144m, Pr-144

I-135

Xe-135m

Cs-137

Ba-137m

Ba-140

La-140

Pm-148m

Pm-148

Gd-146

Eu-146

Dy-166

Ho-166

Hf-172

Lu-172, Lu-172m

W-178

Ta-178

W-188

Re-188

Re-189

Os-189m

Ir-189

Os-189m

Pt-188

Ir-188

Os-194

Ir-194

Hg-194

Au-194

Hg-195m

Hg-195

Pb-210

Bi-210, Hg-206, Tl-206

Pb-212

Bi-212, Tl-208, Po-212

Bi-210

Tl-206

Bi-210m

Tl-206

Bi-212

Tl-208, Po-212

At-211

Po-211

Rn-222

Po-218, Pb-214, At-218, Bi-214, Rn-218, Po-214, Tl-210

Ra-223

Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Po-211, Tl-207

Ra-224

Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208, Po-212

Ra-225

Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Tl-209, Po-213, Pb-209

Ra-226

Rn-222, Po-218, Pb-214, At-218, Bi-214, Rn-218, Po-214, Tl-210

Ra-228

Ac-228

Ac-225

Fr-221, At-217, Bi-213, Tl-209, Po-213, Pb-209

Ac-226

Th-226, Fr-222, Ra-222, Rn-218, Po-214

Ac-227

Fr-223, At-219, Bi-215, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207, Po-211

Th-228

Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208, Po-212

Th-234

Pa-234m, Pa-234

Pa-230

Ac-226, Th-226, Fr-222, Ra-222, Rn-218, Po-214

U-230

Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214

U-235

Th-231

Np-235

U-235m

Np-236

Pa-232

Pu-239

U-235m

Pu-241

U-237

Pu-244

U-240, Np-240m, Np-240

Am-242m

Am-242, Np-238

Am-243

Np-239

Cm-247

Pu-243

Bk-249

Am-245

Cf-253

Cm-249

b) Các hạt nhân mẹ và các sản phẩm phân rã của chúng trong trạng thái cân bằng thế kỷ được liệt kê dưới đây, trong đó hoạt độ phóng xạ chỉ tính cho hạt nhân mẹ:

Sr-90 Y-90Zr-93 Nb-93m

Zr-97 Nb-97

Ru-106

Rh-106

Ag-108m

Ag-108

Cs-137

Ce-144

Ba-137m

Pr-144

Ba-140

La-140

Bi-212

Tl-208 (0.36), Po-212 (0.64)

Pb-210

Bi-210, Po-210

Pb-212

Bi-212, Tl-208 (0.36), Po-212 (0.64)

Rn-222

Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214

Ra-223

Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207

Ra-224

Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0.36), Po-212 (0.64)

Ra-226

Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210

Ra-228

Ac-228

Th-228

Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0.36), Po-212 (0.64)

Th-229

Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209

Th-234

Pa-234m

Th (tự nhiên)*

Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0.36), Po-212 (0.64)

U-230

Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214

U-232

Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0.36), Po-212 (0.64)

U-235

Th-231

U-238

Th-234, Pa-234m

U (tự nhiên)*

Th-234, Pa-234m, U-234, Th-230, Ra-226, Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210

Np-237

Pa-233

Am-242m

Am-242

Am-243

Np-239

* Đối với Th (tự nhiên), hạt nhân mẹ là Th-232; đối với U (tự nhiên), hạt nhân mẹ là U-238.

c) Các giá trị này có thể được xác định từ phép đo tốc độ phân rã của nguồn phóng xạ hoặc phép đo suất liều ở khoảng cách xác định tính từ nguồn phóng xạ.

d) Các giá trị này chỉ áp dụng cho hợp chất hóa học của urani có tốc độ hấp thụ vào phổi nhanh, bao gồm UF6, UO2F2 và uranyl tributyl phosphat trong cả điều kiện vận chuyển bình thường và khi xảy ra sự cố.

e) Các giá trị này chỉ áp dụng cho hợp chất hóa học của urani có tốc độ hấp thụ vào phổi từ nhanh đến trung bình, bao gồm uranyl nitrat (UO2(NO3)2), UO4, amoni diuranat và UO3 trong điều kiện vận chuyển bình thường và khi xảy ra sự cố.

g) Các giá trị này chỉ áp dụng cho hợp chất hóa học của urani có tốc độ hấp thụ vào phổi trung bình, bao gồm uranyl acetylacetonat, UF4, UCI4, các hợp chất hóa trị sáu, khí dung urani nghèo phát sinh từ việc sử dụng đạn xuyên động năng và urani kim loại bị bay hơi trong điều kiện vận chuyển bình thường và khi xảy ra sự cố.

h) Các giá trị này chỉ áp dụng cho hợp chất hóa học của urani có tốc độ hấp thụ vào phổi từ trung bình đến chậm, bao gồm U3O8, UO2, urani aluminua (UAlx) và tất cả hợp chất hóa học của urani khác với những hợp chất theo quy định tại điểm d, e, g và i trong điều kiện vận chuyển bình thường và khi xảy ra sự cố.

i) Các giá trị này áp dụng cho hợp chất hóa học của urani có tốc độ hấp thụ vào phổi chậm.

k) Các giá trị này chỉ áp dụng cho urani tự nhiên đã trải qua quá trình tinh chế hóa học sau khi khai thác.

l) Các hạt nhân mẹ và các sản phẩm phân rã của chúng được bao gồm trong trạng thái cân bàng thế tục được liệt kê trong phần sau (hoạt độ được tính đến là tổng hoạt độ của U-234, U-235 và U-238):

U-234

U-235               Th-231

U-238               Th-234, Pa-234m

m) Những giá trị này chỉ áp dụng đối với urani chưa chiếu xạ.

Bảng 2. Hoạt độ nhân phóng xạ cơ bản đối với các nhân phóng xạ không biết tên hoặc hỗn hợp của chúng

Chất phóng xạ

Hoạt độ phóng xạ

A1

Hoạt độ phóng xạ

A2

Giới hạn nồng độ hoạt độ phóng xạ của chất miễn trừ

Giới hạn hoạt độ phóng xạ của chuyến hàng được miễn trừ

 

(TBq)

(TBq)

(Bq/g)

(Bq)

Hạt nhân phóng xạ phát beta và gamma

1 x 10-1

1 x 10-1

1 x 10-1

1 x 104

Hạt nhân phóng xạ phát anpha

1 x 10-3

3 x 10-4

1 x 10-1

1 x 103

Hạt nhân phóng xạ không xác định

4 x 10-3

8 x 10-5

1 x 10-1

1 x 103

 

PHỤ LỤC 6

CÁC BẢNG HƯỚNG DẪN ÁP DỤNG TRONG VẬN CHUYỂN VẬT LIỆU PHÓNG XẠ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Bảng 1. Giới hạn hoạt độ phóng xạ đối với kiện miễn trừ

Trạng thái vật lý của vật liệu phóng xạ trong kiện

Thiết bị hoặc vật phẩm chứa chất phóng xạ (*)

Vật liệu phóng xạ

Giới hạn hoạt độ - phóng xạ (TBq) đối với thiết bị hoặc vật phẩm

Giới hạn hoạt độ phóng xạ (TBq) đối với kiện

Giới hạn hoạt độ phóng xạ (TBq) đối với kiện

Rắn

 

 

 

- Dạng đặc biệt

10-2 A1

A1

10-3 A1

- Dạng khác

10-2 A2

A2

10-3 A2

Lỏng

10-3 A2

10-1 A2

10-4 A2

Khí:

 

 

 

- Triti

2 x 10-2 A2

2 x 10-1 A2

2 x 10-2 A2

- Dạng đặc biệt

10-3 A1

10-2 A1

10-3 A1

- Dạng khác

10-3 A2

10-2 A2

10-3 A2

* Chất phóng xạ được chứa trong thiết bị hoặc vật phẩm hoặc chất phóng xạ là một bộ phận của chúng như đồng hồ đeo tay, thiết bị điện tử...

Bảng 2. Giới hạn khối lượng vật liệu phân hạch đối với kiện miễn trừ

Vật liệu phân hạch

Khối lượng vật liệu phân hạch (g) trộn với chất có mật độ hyđrô trung bình nhỏ hơn hoặc bằng nước

Khối lượng vật liệu phân hạch (g) trộn với chất có mật độ hyđrô trung bình lớn hơn nước

Urani 235 (X)

400

290

Vật liệu phân hạch khác (Y)

250

180

Bảng 3. Quy định đối với kiện công nghiệp chứa LSA và SCO

Vật liệu phóng xạ

Kiện công nghiệp

Sử dụng độc quyền

Không sử dụng độc quyền

LSA-I

 

 

- Rắn(*)

Loại I (IP-1)

Loại I (IP-1)

- Lỏng

Loại I (IP-1)

Loại II (IP-2)

LSA-II

 

 

- Rắn

Loại II (IP-2)

Loại II (IP-2)

- Lỏng và khí

Loại II (IP-2)

Loại III (EP-3)

LSA-III

Loại II (IP-2)

Loại III (IP-3)

SCO-I

Loại I (IP-1)

Loại I (IP-1)

SCO-II

Loại II (IP-2)

Loại II (IP-2)

Bảng 4. Giới hạn hoạt độ của phương tiện vận chuyển vật liệu LSA và SCO chứa trong kiện công nghiệp

Tính chất của vật liệu phóng xạ

Giới hạn hoạt độ phóng xạ (TBq) của phương tiện vận chuyển (trừ tàu thủy nội địa)

Giới hạn hoạt động phóng xạ (TBq) của ngắn tàu thủy

LSA-I

Không bị giới hạn

Không bị giới hạn

LSA-II và LSA-III rắn không cháy được

Không bị giới hạn

100 A2

LSA-II và LSA-III dạng rắn cháy được và tất cả dạng lỏng và khí

100 A2

10 A2

SCO

100 A2

10 A2

Bảng 5. Hệ số để xác định TI đối với công-ten-nơ

Kích thước

Hệ số

Kích thước ≤ 1 (m2)

1

1 (m2) < Kích thước ≤ 5 (m2)

2

5 (m2) < Kích thước ≤ 20 (m2)

3

Kích thước > 20 (m2)

10

(*) Đo ở tiết diện ngang lớn nhất

Bảng 6. Phân hạng kiện và bao bì

Điều kiện

Hạng

Chỉ số vận chuyển (TI)

Suất liều bức xạ tại điểm bất kỳ trên bề mặt ngoài kiện

0(*)

Không lớn hơn 5 (µSv/h)

I-TRẮNG

0 < TI ≤ 1

Lớn hơn 5 (µSv/h) nhưng không lớn hơn 0,5 (mSv/h)

II-VÀNG

1 < TI ≤ 10

Lớn hơn 0,5 (mSv/h) nhưng không lớn hơn 2 (mSv/h)

III-VÀNG

10 <TI

Lớn hơn 2 (mSv/h) nhưng không lớn hơn 10 (mSv/h)

III-VÀNG (**)

(*) Theo quy định tại Điểm c Khoản 1 Điều 24 Thông tư này, nếu TI nhỏ hơn hoặc bằng 0,05 thì được coi như bằng 0

(**) Chỉ đối với sự vận chuyển sử dụng độc quyền.

Bảng 7. Tên dùng trong vận chuyển (trích từ bảng mã số UN)

Số UN

Tên dùng trong vận chuyển và giải thích

Kiện miễn trừ

2908

Vật liệu phóng xạ, kiện miễn trừ - bao bì rỗng

2909

Vật liệu phóng xạ, kiện miễn trừ - vật phẩm sản xuất từ uran tự nhiên hoặc urani nghèo hoặc thori tự nhiên

2910

Vật liệu phóng xạ, kiện miễn trừ - lượng vật liệu phóng xạ bị giới hạn

2911

Vật liệu phóng xạ, kiện miễn trừ - thiết bị hoặc vật phẩm

3507

Urani Hexa florua (UF6), vật liệu phóng xạ, kiện miễn trừ, khối lượng dưới 0,1 kg mỗi kiện, không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

Vật liệu phóng xạ hoạt độ riêng thấp

2912

Vật liệu phóng xạ, hoạt độ riêng thấp (LSA-I), không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3321

Vật liệu phóng xạ, hoạt độ riêng thấp (LSA-II), không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3322

Vật liệu phóng xạ, hoạt độ riêng thấp (LSA-III), không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3324

Vật liệu phóng xạ, hoạt độ riêng thấp (LSA-II), phân hạch

3325

Vật liệu phóng xạ, hoạt độ riêng thấp (LSA-III), phân hạch

Vật nhiễm bẩn bề mặt

2913

Vật liệu phóng xạ, vật nhiễm bẩn bề mặt (SCO-I, SCO-II hoặc SCO-III), không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3326

Vật liệu phóng xạ, vật nhiễm bẩn bề mặt (SCO-I hoặc SCO-II), phân hạch

Kiện loại A

2915

Vật liệu phóng xạ, kiện loại A - không phải dạng đặc biệt, không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3327

Vật liệu phóng xạ, kiện loại A, phân hạch, không phải dạng đặc biệt

3332

Vật liệu phóng xạ, kiện loại A - dạng đặc biệt, không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3333

Vật liệu phóng xạ, kiện loại A, dạng đặc biệt, phân hạch

Kiện loại B

2916

Vật liệu phóng xạ, kiện loại B(U), không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

2917

Vật liệu phóng xạ, kiện loại B(M), không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3328

Vật liệu phóng xạ, kiện loại B(U), phân hạch

3329

Vật liệu phóng xạ, kiện loại B(M), phân hạch

Kiện loại C

3323

Vật liệu phóng xạ, kiện loại C, không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3330

Vật liệu phóng xạ, kiện loại C, phân hạch

Phê duyệt đặc biệt

2919

Vật liệu phóng xạ, phê duyệt đặc biệt, không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3331

Vật liệu phóng xạ, phê duyệt đặc biệt, phân hạch

Vật liệu urani hexa florua

2977

Vật liệu phóng xạ, UF6, phân hạch

2978

Vật liệu phóng xạ, UF6, không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

3507

Urani Hexa florua (UF6), vật liệu phóng xạ, kiện miễn trừ, khối lượng dưới 0,1 kg mỗi kiện, không phân hạch hoặc phân hạch miễn trừ

Bảng 8. Giới hạn TI đối với công-ten-nơ và phương tiện vận chuyển không sử dụng độc quyền

Loại công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển

Giới hạn tổng TI trong công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển

Công-ten-nơ nhỏ

50

Công-ten-nơ lớn

50

Ô tô, tàu hỏa

50

Máy bay

 

- Máy bay chở khách

50

- Máy bay chở hàng

200

Tàu thủy nội địa

50

Tàu biển

 

Hầm tàu, khoang, phần boong được khoanh:

 

- Nhiều kiện, nhiều công-ten-nơ nhỏ

50

- Nhiêu công-ten-nơ lớn

200

Toàn tàu:

 

- Nhiều kiện, nhiều công-ten-nơ nhỏ

200

- Nhiều công-ten-nơ lớn

Không bị giới hạn

Bảng 9. Giới hạn CSI đối với công-ten-nơ và phương tiện vận chuyển chứa vật liệu phân hạch

Loại công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển

Giới hạn tổng CSI đối với công-ten-nơ hoặc phương tiện vận chuyển

Không sử dụng độc quyền

Sử dụng độc quyền

Công-ten-nơ nhỏ

50

Không áp dụng

Công-ten-nơ lớn

50

100

Ô tô, tàu hỏa

50

100

Máy bay

 

 

- Máy bay chở khách

50

Không áp dụng

- Máy bay chở hàng

50

100

Tàu thủy nội địa

50

100

Tàu biển

 

 

Hầm tàu, khoang, phần boong được khoanh:

 

 

- Nhiều kiện, nhiều công-ten-nơ nhỏ

50

100

- Nhiều công-ten-nơ lớn

50

100

Toàn tàu:

 

 

- Nhiều kiện, nhiều công- ten-nơ nhỏ

200

200

- Nhiều công-ten-nơ lớn

Không bị giới hạn (*)

Không bị giới hạn (**)

(*) Lô hàng được sắp xếp sao cho tổng CSI của mỗi nhóm không vượt quá 50 và các nhóm được sắp xếp cách nhau ít nhất 6 mét.

(**) Lô hàng được sắp xếp sao cho tổng CSI của mỗi nhóm không vượt quá 100 và các nhóm được sắp xếp cách nhau ít nhất 6 mét.

 

PHỤ LỤC 7

MỨC CHO PHÉP THẢI RA MÔI TRƯỜNG
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 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 1012

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 8

MỨC NỒNG ĐỘ HOẠT ĐỘ PHÓNG XẠ VÀ NHIỄM BẨN PHÓNG XẠ BỀ MẶT CỦA KIM LOẠI CHO PHÉP ĐƯỢC TÁI CHẾ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 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 9

MẪU BIÊN BẢN, BÁO CÁO
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 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

XXX/2025/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

XXXX/2025/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:

- Còn nguyên vẹn, không rò rỉ phóng xạ

- 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

XXX/2025/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:

- Còn nguyên vẹn, không rò rỉ phóng xạ

- 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:

- Còn nguyên vẹn, không rò rỉ phóng xạ

- 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

XXX/2025/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)

 

PHỤ LỤC 10

GIÁ TRỊ D2
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Giá trị D2 là hoạt độ của một đồng vị phóng xạ nếu bị mất kiểm soát và phát tán ra môi trường sẽ dẫn đến sự cố có khả năng gây ra các hiệu ứng sinh học tất định nghiêm trọng. Giá trị D2 theo quy định tại Phụ lục 3 của Thông tư này. Giá trị D2 trong Phụ lục này được trích từ tài liệu của Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế (IAEA) và được cập nhật khi cần thiết hoặc theo phiên bản mới nhất của IAEA.

Bảng giá trị D2

Nhân phóng xạ

Hoạt độ (TBq)

Am-241

6.E-02

Am-241/Be

6.E-02

Au-198

3.E+01

Cd-109

3.E+01

Cf-252

1.E-02

Cm-244

5.E-02

Co-57

4.E+02

Co-60

3.E+01

Cs-137

6.E+01

Fe-55

8.E+02

Gd-153

8.E+01

Ge-68

2.E+01

H-3

2.E+05

I-123

2.E+01

I-125

2.E+01

I-131

2.E+01

Kr-85

2.E+03

Mo-99

2.E+01

Ni-63

2.E+01

P-32

6.E+01

Pb-210

2.E+01

Po-210

2.E+01

Pu-238

6.E-02

Pu-239/Be

2.E-02

Ra-226

7.E-02

Ru-106(Rh-106)

2.E+01

Sm-153

2.E+01

Sr-90(Y-90)

1.E+00

Tc-99m

1.E+01

Tl-201

2.E+01

Tm-170

2.E+01

Yb-169

3.E+01

Am-241/Be

6.E-02

Am-241

6.E-02

Au-198

2.E-01

Cd-109

2.E-01

Cf-252

2.E-02

Cm-244

5.E-02

Co-57

7.E-01

Co-60

3.E-02

Cs-137

2.E-01

Fe-55

6.E-01

Gd-153

1.E+00

Ge-68

1.E-01

H-3

2.E+03

I-125

1.E+00

Ir-192

2.E-01

Kr-85

3.E+01

Mo-99

8.E-01

Ni-63

6.E+01

Pd-103

9.E+01

Pm-147

2.E+00

Po-210

4.E-02

Pu-238

6.E-02

Pu-239/Be

6.E-02

Ra-226

4.E-02

Ru-106(Rh-106)

3.E-01

Se-75

2.E-01

Sr-90(Y-90)

1.E+00

Tc-99m

7.E-01

Tl-204

2.E+01

Tm-170

2.E+01

Yb-169

3.E-01

 

PHỤ LỤC 11

NHÓM CHUẨN BỊ ỨNG PHÓ SỰ CỐ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I

Định nghĩa: Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I là các cơ sở mà sự cố xảy ra bên trong cơ sở (kể cả sự cố có xác suất xảy ra rất thấp) có khả năng làm gia tăng những hiệu ứng tất định gây ảnh hưởng nghiêm trọng đến sức khỏe của công chúng bên ngoài cơ sở.

Cơ sở điển hình thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I:

- Lò phản ứng với công suất ≥ 100 MW (th) (lò năng lượng, tàu chạy năng lượng hạt nhân và các lò nghiên cứu).

- Bể chứa nhiên liệu đã qua sử dụng có thể chứa các thanh nhiên liệu đã cháy có tổng lượng hoạt độ lớn hơn 1017 Bq Cs-137 (tương đương với khả năng lưu giữ trong lõi lò phản ứng công suất 3000 MW (th)).

- Các cơ sở lưu giữ chất phóng xạ có thể phát tán gây nên hiệu ứng tất định nghiêm trọng ngoài khu vực.

Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố II

Định nghĩa: Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố II là các cơ sở mà sự cố xảy ra bên trong cơ sở có khả năng làm gia tăng liều cho công chúng ở bên ngoài cơ sở và cần phải có hành động bảo vệ khẩn cấp theo các tiêu chuẩn quốc gia hoặc quốc tế. Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố II không bao gồm các cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I.

Cơ sở điển hình thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố II:

- Lò phản ứng với công suất từ 2 MW (th) tới 100 MW (th).

- Bể chứa nhiên liệu đã cháy yêu cầu hoạt động làm lạnh.

- Các cơ sở có khả năng mất kiểm soát giới hạn trong phạm vi 0,5 km từ đường biên ngoài khu vực cơ sở.

- Các cơ sở lưu giữ chất phóng xạ có thể phát tán gây nên liều yêu cầu thực hiện hành động bảo vệ khẩn cấp ngoài khu vực.

Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố III

Định nghĩa: Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố III là các cơ sở mà sự cố xảy ra bên trong cơ sở có khả năng làm gia tăng liều hoặc nhiễm xạ cần phải tiến hành các hành động bảo vệ khẩn cấp bên trong cơ sở.

Cơ sở điển hình thuộc Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố III:

- Cơ sở có khả năng gây suất liều chiếu ngoài trực tiếp ≥ 100 mGy/h tại khoảng cách 1m nếu che chắn bị mất.

- Cơ sở có khả năng mất kiểm soát giới hạn từ 0,5 km trở lên tính từ biên ngoài khu vực cơ sở.

- Lò phản ứng với công suất ≤ 2 MW (th).

- Cơ sở có lượng lưu giữ chất phóng xạ có thể phát tán gây nên liều yêu cầu thực hiện hành động bảo vệ khẩn cấp trong khu vực của cơ sở.

Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố IV

Định nghĩa: Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố IV là các hoạt động và hành động có thể gây ra sự cố bức xạ, hạt nhân mà cần thực hiện hành động bảo vệ tại một khu vực bất kỳ.

Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố IV có thể bao gồm:

- Các hoạt động tiến hành công việc bức xạ được cấp phép;

- Các hoạt động trái phép như việc buôn bán, tàng trữ bất hợp pháp nguồn phóng xạ, hành động phá hoại, khủng bố;

- Các nguồn phóng xạ nằm ngoài kiểm soát;

- Phát hiện mức tăng bức xạ từ một nguồn chưa biết hoặc hàng hóa bị nhiễm xạ;

- Xác định triệu chứng lâm sàng do chiếu xạ;

- Sự cố xuyên quốc gia không nằm trong nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố V phát sinh từ một sự cố bức xạ hoặc hạt nhân tại quốc gia khác.

Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố V

Định nghĩa: Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố V là các khu vực nằm trong vùng và khu vực chuẩn bị ứng phó sự cố (PAZ, UPZ, EPD, ICPD) của một quốc gia đối với một cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I hoặc II của một quốc gia khác.

 

PHỤ LỤC 12

MỨC TIÊU CHÍ CHUNG
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

1. Mức tiêu chí chung đối với các hành động bảo vệ để tránh hoặc giảm các liệu ứng tất định nghiêm trọng

Chiếu xạ ngoài cấp tính (<10 giờ)

AD[1] tủy đỏ

1 Gy

Nếu là mức liều bức xạ dự báo:

- Thực hiện các hành động bảo vệ khẩn cấp ngay lập tức (thậm chí trong những điều kiện khó khăn) để giữ liều thấp hơn mức tiêu chí chung;

- Cung cấp thông tin và cảnh báo công chúng;

- Thực hiện tẩy xạ khẩn cấp.

AD bào thai

0,1 Gy

AD mô

25 Gy at 0,5 cm

AD da

10 Gy to 100 cm2

Chiếu xạ trong cấp tính do ăn uống (Δ = 30 ngày)

AD(Δ) tủy đỏ

0,2 Gy đối với nguyên tử có số hiệu nguyên tử Z ≥ 90

2 Gy đối với nguyên tử có số hiệu nguyên tử Z ≤ 89

Nếu là mức liều bức xạ đã nhận được:

- Thực hiện ngay khám bệnh, tư vấn y tế và điều trị theo chỉ định;

- Thực hiện kiểm soát nhiễm xạ;

- Tiến hành khử xạ (tẩy xạ trong) ngay lập tức (nếu có thể);

- Đăng ký theo dõi sức khỏe dài hạn;

- Cung cấp dịch vụ tư vấn tâm lý.

AD(Δ) tuyến giáp

2 Gy

AD(Δ) phổi

30 Gy

AD(Δ) đại tràng

20 Gy

AD(Δ) bào thai

0,1 Gy

2. Mức tiêu chí chung cho hành động bảo vệ để giảm rủi ro của hiệu ứng ngẫu nhiên

Tiêu chí chung

(áp dụng đối với liều bức xạ dự báo)

Hành động bảo vệ

H[2] tuyến giáp

50 mSv trong 7 ngày đầu tiên

Sử dụng thuốc lot

E

100 mSv trong 7 ngày đầu tiên

Trú ẩn; sơ tán; phòng ngừa ăn uống vô ý; hạn chế thực phẩm, sữa và nước uống; hạn chế chuỗi thực phẩm và nguồn cung cấp nước; hạn chế hàng hóa khác; kiểm soát nhiễm bẩn phóng xạ; tẩy xạ; đăng ký thông tin; trấn an công chúng

H bào thai

100 mSv trong 7 ngày đầu tiên

E[3]

100 mSv trong vòng 1 năm đầu tiên

Sơ tán tạm thời; phòng ngừa ăn uống vô ý; hạn chế thực phẩm, sữa và nước uống; hạn chế chuỗi thực phẩm và nguồn cung cấp nước; hạn chế hàng hóa khác; kiểm soát nhiễm bẩn phóng xạ; tẩy xạ; đăng ký thông tin; trấn an công chúng

H bào thai

100 mSv cho giai đoạn phát triển đầy đủ trong tử cung

Tiêu chí chung

(áp dụng đối với liều nhận được)

Hành động bảo vệ

E

100 mSv trong 1 tháng

Kiểm tra sức khỏe dựa trên liều tương đương đến các cơ quan nhạy cảm với bức xạ (làm cơ sở cho việc theo dõi y tế lâu dài hơn), đăng ký thông tin, tư vấn sức khỏe

H bào thai

100 mSv cho toàn bộ giai đoạn phát triển trong tử cung

Tư vấn để đưa ra quyết định trong trường hợp cụ thể

3. Mức tiêu chí chung cho thực phẩm, sữa, nước uống và các loại hàng hóa

Tiêu chí chung (đối với liều bức xạ dự báo từ ăn uống và sử dụng các hàng hóa khác)

Hành động bảo vệ

E

10 mSv trong năm đầu tiên

Hạn chế tiêu thụ, phân phối và bán thực phẩm không thiết yếu, sữa và nước uống và hạn chế sử dụng và phân phối các mặt hàng khác.

Thay thế thực phẩm thiết yếu, sữa và nước uống càng sớm càng tốt hoặc sơ tán công chúng bị ảnh hưởng nếu không có lương thực, thực phẩm thay thế. Ước tính liều lượng của những người có thể đã tiêu thụ thực phẩm, sữa và nước uống hoặc sử dụng các mặt hàng khác để thực hiện chăm sóc y tế theo Bảng 2 nếu cần thiết.

H bào thai

10 mSv cho giai đoạn phát triển đầy đủ trong tử cung

4. Mức tiêu chí chung cho phương tiện, thiết bị và các vật dụng khác để giảm nguy cơ của hiệu ứng ngẫu nhiên

Tiêu chí chung (đối với liều bức xạ dự báo việc sử dụng các phương tiện, thiết bị hoặc các vật dụng khác từ khu vực bị ảnh hưởng)

Hành động bảo vệ

E

10 mSv trong năm đầu tiên

Hạn chế sử dụng khi không cần thiết.

Chỉ sử dụng các phương tiện, thiết bị thiết yếu và các vật dụng khác từ khu vực bị ảnh hưởng cho đến khi có các thiết bị thay thế với điều kiện:

H bào thai

10 mSv cho giai đoạn phát triển đầy đủ trong tử cung

(a) Việc sử dụng không dẫn đến liều vượt quá tiêu chí chung đưa ra trong Bảng 2;

(b) Kiểm soát liều cho người tham gia ứng phó sự cố, nếu thích hợp. Ước tính liều lượng của những người có thể đã sử dụng phương tiện, thiết bị hoặc các vật dụng khác từ một khu vực bị ảnh hưởng để thực hiện chăm sóc y tế theo Bảng 2 nếu cần thiết.

5. Mức tiêu chí chung đối với thực phẩm và hàng hóa thương mại quốc tế

Tiêu chí chung

(đối với liều bức xạ dự báo từ thực phẩm và các mặt hàng khác)

Hành động bảo vệ

E

1 mSv mỗi năm

Hạn chế thương mại quốc tế không thiết yếu. Buôn bán thực phẩm thiết yếu và các mặt hàng khác cho đến khi có hàng thay thế nếu:

(a) Được chấp thuận với quốc gia tiếp nhận;

(b) Không dẫn đến liều công chúng vượt quá tiêu chí chung cho trong Bảng 2 và Bảng 3

(c) Thực hiện quản lý và kiểm soát liều lượng trong quá trình vận chuyển;

(d) Kiểm soát tiêu thụ, sử dụng thực phẩm và các hàng hóa khác và giảm chiếu xạ công chúng.

H bào thai

1 mSv cho giai đoạn phát triển đầy đủ trong tử cung

 

PHỤ LỤC 13

CẤP BÁO ĐỘNG
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

1. Cấp báo động đối với cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I và II

Cấp báo động đối với cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I và II bao gồm mức A, mức B và mức C tương ứng với mức độ nghiêm trọng tăng dần.

Đặc điểm cụ thể từng mức như sau:

Cấp báo động

Mô tả

Tình huống sự cố điển hình của cấp báo động

Mức A

Cấp báo động A (mức cảnh báo - Alert) được tuyên bố khi có những trục trặc kỹ thuật được phát hiện trong nhà máy, sự suy giảm mức bảo vệ được ghi nhận nhưng không cần tiến hành các hành động bảo vệ bên ngoài cơ sở (nhà máy điện hạt nhân).

- Xảy ra các điều kiện bất thường không có khả năng dẫn tới sự cố lớn.

- Xảy ra các điều kiện bất thường và không có khả năng ảnh hưởng ra ngoài cơ sở.

Mức B

Cấp báo động B (mức khẩn cấp xung quanh nhà máy - Site Area Emergency) được tuyên bố khi công chúng bên ngoài cơ sở được báo động chuẩn bị thực hiện các hành động bảo vệ; các hành động ứng phó khác và công tác quan trắc phóng xạ cần được tiến hành xung quanh cơ sở.

- Xảy ra các điều kiện bất thường có thể dẫn tới sự cố lớn.

- Xảy ra các điều kiện bất thường có khả năng làm gián đoạn tính năng an toàn cần thiết cho việc bảo vệ nhiên liệu trong bể nhiên liệu đã qua sử dụng.

- Có phát tán chất phóng xạ nhưng không liên quan tới hư hỏng nhiên liệu trong vùng hoạt hoặc nhiên liệu đã qua sử dụng.

Mức C

Cấp báo động C (mức khẩn cấp chung - General Emergency) được tuyên bố khi các hành động bảo vệ và các hành động ứng phó khác cần được thực hiện ngay lập tức để bảo vệ công chúng bên ngoài cơ sở.

- Hư hại nghiêm trọng hoặc dự kiến hư hại nghiêm trọng nhiên liệu trong vùng hoạt lò phản ứng hoặc bể chứa nhiên liệu đã qua sử dụng.

- Mất các tính năng an toàn có khả năng gây ra hư hỏng nghiêm trọng nhiên liệu trong vùng hoạt lò phản ứng hoặc bể nhiên liệu đã qua sử dụng, bao gồm mất khả năng thực hiện các tính năng an toàn sau:

+ Dừng lò phản ứng (thiết lập kiểm soát tới hạn lò phản ứng);

+ Giữ vùng hoạt được che chắn (làm lạnh thanh nhiên liệu);

+ Tải nhiệt từ lò phản ứng và nhà lò phản ứng;

+ Duy trì hệ thống phụ trợ quan trọng (ví dụ như điện AC/DC và hệ thống điều khiển, hệ thống thiết bị).

- Có hư hại hoặc sắp xảy ra hư hại đối với nhiên liệu trong vùng hoạt lò phản ứng hoặc bể nhiên liệu đã qua sử dụng.

- Mất khả năng kiểm soát các tính năng an toàn cần thiết nhằm bảo vệ nhiên liệu trong vùng hoạt lò phản ứng hoặc bể nhiên liệu đã qua sử dụng.

- Hư hỏng nhiên liệu làm xuất hiện mức phóng xạ ngoài cơ sở lớn hơn 100 µSv/h.

2. Cấp báo động đối với nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố III, IV và V

Cấp báo động đối với nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố III, IV và V bao gồm mức 1, 2 và 3 tương ứng với mức độ nghiêm trọng tăng dần.

Cấp báo động

Tình huống sự cố điển hình của cấp báo động

Cấp 1

- Sự cố xảy ra trong cơ sở với nguồn phóng xạ kín thuộc nhóm 3, 4 và 5.

- Sự cố xảy ra với nguồn phóng xạ nhóm 3, 4 và 5 nằm ngoài kiểm soát.

- Sự cố xảy ra và có thể gây suất liều chiếu xạ không quá 50 mSv/h.

- Sự cố xảy ra và không có chất phóng xạ bị phát tán, không có nhiễm bẩn phóng xạ.

- Sự cố xảy ra và không có khả năng xuất hiện hiệu ứng tất định.

- Sự cố xảy ra và không có công chúng bị chiếu xạ quá liều.

- Sự cố xảy ra tại hai tỉnh trở lên không có nhiễm bẩn phóng xạ, không gây thiệt hại đối với con người và môi trường.

- Sự cố xảy ra ngoài biên giới có ảnh hưởng không đáng kể tới Việt Nam.

Cấp 2

- Sự cố chưa có thông tin rõ ràng.

- Sự cố xảy ra trong cơ sở với nguồn phóng xạ thuộc nhóm 2 và nhóm 3 hoặc nguồn phóng xạ hở.

- Sự cố xảy ra với nguồn phóng xạ nhóm 1 và nhóm 2 nằm ngoài kiểm soát.

- Sự cố xảy ra và có thể gây suất liều chiếu xạ không quá 1 Sv/h.

- Sự cố xảy ra và có chất phóng xạ bị phát tán, có nhiễm bẩn phóng xạ trên phạm vi nhỏ.

- Sự cố xảy ra và có khả năng xuất hiện hiệu ứng tất định.

- Sự cố liên quan đến vận chuyển nguồn phóng xạ, sự cố bạo động, khủng bố bằng chất phóng xạ;

- Sự cố xảy ra và có công chúng bị chiếu xạ liều cao.

- Sự cố xảy ra ngoài biên giới nhưng ảnh hưởng tới môi trường, lương thực, thực phẩm tiêu thụ ở Việt Nam.

Cấp 3

- Sự cố xảy ra trong cơ sở với nguồn phóng xạ thuộc nguồn phóng xạ nhóm 1.

- Sự cố xảy ra và có thể gây suất liều chiếu xạ trên 1 Sv/h.

- Sự cố xảy ra và có chất phóng xạ bị phát tán, có nhiễm bẩn phóng xạ trên phạm vi rộng.

- Sự cố xảy ra và có xuất hiện hiệu ứng tất định.

- Sự cố bạo động, khủng bố, phá hoại cơ sở bức xạ sử dụng nguồn phóng xạ nhóm 1 gây nhiễm bẩn phóng xạ trên diện rộng.

- Sự cố xảy ra tại tỉnh khác nhưng ảnh hưởng nghiêm trọng tới địa phương gây nhiễm bẩn trên diện rộng.

Ghi chú: Phân nhóm nguồn phóng xạ theo Quy chuẩn kỹ thuật quốc gia về phân nhóm và phân loại nguồn phóng xạ.

 

PHỤ LỤC 14

KÍCH THƯỚC VÙNG BẢO VỆ VÀ KHU VỰC LẬP KẾ HOẠCH
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

I. KÍCH THƯỚC VÙNG BẢO VỆ

Kích thước các vùng UPZ và PAZ trong bảng dưới được sử dụng để tham khảo đối với các loại lò phản ứng và nguồn phóng xạ.

Công suất lò phản ứng (LPƯ)/
Mức độ nguy hiểm của nguồn phóng xạ (A/Da)

Bán kính vùng bảo vệ khẩn cấp

(PAZ)

Bán kính vùng lập kế hoạch bảo vệ khẩn cấp

(UPZ)

Cơ sở thuộc Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I

LPƯ > 1000 MW (th)

3-5 km

5-30 km

100 < LPƯ ≤ 1000 MW (th)

0,5-3 km

5-30 km

A/D ≥ 105

3-5 km

5-30 km

104 ≤ A/D < 105

0,5-3 km

5-30 km

Cơ sở thuộc Nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố II

10 ≤ LPƯ ≤ 100 MW (th)

Không

0,5-5 km

2 < LPƯ < 10 MW (th)

Không

0,5 km

103 ≤ A/D < 104

Không

0,5-5 km

102 ≤ A/D < 103

Không

0,5 km

Xuất hiện vật liệu phân hạch trong phạm vi 500 m từ biên Cơ sở

Không

0,5-1 km

II. KÍCH THƯỚC KHU VỰC LẬP KẾ HOẠCH

Kích thước các khu vực EPD và ICPD trong bảng dưới được sử dụng để tham chảo đối với các loại lò phản ứng.

Công suất lò phản ứng (LPƯ)/

Bán kính khu vực lập kế hoạch mở rộng (EPD)

Bán kính khu vực lập kế hoạch kiểm soát lương thực, thực phẩm (ICPD)

LPƯ > 1000 MW(th)

100 km

300 km

100 <LPƯ ≤ 1000 MW (th)

50 km

100 km

Ghi chú:

- Tâm các đường tròn được lấy tại điểm có nguồn phát tán chất phóng xạ hoặc phân hạch.

- Đường biên thực tế của các vùng có thể được thiết lập phù hợp với đặc trưng địa hình khu vực đó như đường giao thông, sông, biên giới quốc gia.

- Giá trị A/D quy định tại Quy chuẩn kỹ thuật quốc gia về phân nhóm và phân loại nguồn phóng xạ.

 

PHỤ LỤC 15

DANH MỤC THIẾT BỊ THAM KHẢO CHO ỨNG PHÓ SỰ CỐ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

I. THIẾT BỊ KIỂM SOÁT BỨC XẠ

- Thiết bị khảo sát bức xạ suất liều cao.

- Thiết bị nhận diện nguồn phóng xạ.

- Thiết bị kiểm soát nhiễm bẩn phóng xạ (do nhiễm bẩn phóng xạ anpha, beta, gamma, neutron).

- Thiết bị đo phóng phóng xạ môi trường.

- Liều kế có báo động (đo suất liều tức thời và liều tích lũy).

- Liều kế cá nhân.

- Thiết bị thu thập và phân tích, đo đạc nồng độ phóng xạ hiện trường và trong phòng thí nghiệm.

II. TRANG THIẾT BỊ BẢO HỘ CÁ NHÂN

- Quần áo không thấm nước (che kín hoàn toàn da và đầu tóc).

- Mặt nạ bảo vệ hô hấp nửa mặt.

- Mặt nạ bảo vệ hô hấp kín mặt.

- Mũ bảo hiểm an toàn.

- Áo có màu sắc dễ nhận diện.

- Giầy hoặc ủng không thấm nước.

- Găng tay không thấm nước và chống ăn mòn.

- Áo bảo hộ lao động.

III. TRANG THIẾT BỊ TẨY XẠ

- Thảm dính dùng 1 lần.

- Nhãn dính.

- Chăn hoặc tấm gói mỏng nhẹ.

- Khăn ướt hoặc khăn lau dùng 1 lần.

- Khăn tắm.

- Túi nhựa nhiều kích thước.

- Thùng nhựa nhiều kích thước (có nắp).

- Xà phòng tẩy rửa, dầu gội đầu.

- Bàn chải.

- Quần áo thay thế (nhiều kích cỡ từ rất lớn đến kích thước của trẻ em).

- Nước muối/Băng y tế/Gạc/Tăm bông.

- Cuộn dải băng sạch và có màu sắc.

- Bình tiêu tẩy đa năng.

- Vật liệu hút nước.

- Lều tẩy xạ (người, vật dụng, thiết bị).

IV. THIẾT BỊ PHỤ TRỢ

- Tay gắp.

- Bình chì, thùng chì.

- Túi đựng hạt chì.

- Tấm chì.

- Bản đồ chi tiết khu vực.

- Hệ thống rào chắn (phương tiện, nón, bảng hiệu, dây chăng/dây thừng hoặc sơn cho đường/mặt đất/sàn) với các điểm ra vào xác định.

- Biển cảnh báo phóng xạ.

- Decal cảnh báo phóng xạ.

- Dây chăng.

- Máy tính xách tay.

- Phương tiện thông tin liên lạc 2 chiều với Trụ sở Ban chỉ huy và hiện trường.

- Bộ đàm.

- Thiết bị GPS.

- Điện thoại và máy Fax.

- Thiết bị kết nối Internet.

- Máy photocopy hoặc máy scan.

- Thước Laser.

- Loa cầm tay, còi.

- Sổ ghi chép, phiếu ghi chép thông tin liên quan đến sự cố.

- Pin theo thiết bị đo bức xạ.

- Các thiết bị hỗ trợ khác (xẻng, cuốc, xà beng, xe đẩy, xe nâng, xe vận chuyển...) theo tình huống sự cố.

 

PHỤ LỤC 16

QUY ĐỊNH VỀ THỜI GIAN XÁC NHẬN SỰ CỐ, THÔNG BÁO VÀ KHỞI ĐỘNG HỆ THỐNG ỨNG PHÓ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

Hành động cụ thể cần thực hiện

Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố I

Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố II

Cơ sở thuộc nhóm chuẩn bị ứng phó sự cố III và IV

Cơ sở

Địa phương

Cơ sở

Địa phương

Cơ sở

Địa phương

Phân loại sự cố

< 15 phút

 

< 15 phút

 

< 15 phút

 

Thông báo đến cơ quan có thẩm quyền đối với vùng PAZ và UPZ sau khi phân loại sự cố

< 30 phút

 

< 30 phút

 

 

 

Khởi động tất cả các tổ chức ứng phó sự cố

< 2 giờ

< 6 giờ

< 2 giờ

< 6 giờ

< 2 giờ

 

 

PHỤ LỤC 17

CÁC GIAI ĐOẠN ỨNG PHÓ SỰ CỐ CƠ BẢN
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

1. Tiếp nhận và xử lý thông tin sự cố: Quy trình tiếp nhận và xử lý thông tin; hướng dẫn bảo vệ công chúng và hạn chế sự lan rộng của sự cố, xác định mức độ huy động nguồn lực ứng phó ban đầu.

2. Thông báo cho các tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố: Quy trình thông báo tới các tổ chức, cá nhân tham gia ứng phó sự cố; quy định người chịu trách nhiệm chỉ huy ứng phó sự cố tại hiện trường.

3. Huy động nguồn lực và triển khai ứng phó: Quy định trách nhiệm huy động và triển khai nguồn lực ứng phó sự cố.

4. Tiến hành các biện pháp can thiệp tại hiện trường: Sơ tán công chúng khi cần thiết, tiến hành phân loại người nhiễm bẩn phóng xạ và tiến hành tẩy xạ tại chỗ, thu hồi nguồn phóng xạ hoặc tẩy xạ, bảo vệ nhân viên ứng phó và công chúng, cấp cứu và điều trị cho nạn nhân...; yêu cầu hỗ trợ ứng phó.

5. Kết thúc hoạt động ứng phó và chuẩn bị kế hoạch khắc phục dài hạn: Cách thức ra quyết định kết thúc sự cố và thông báo cho công chúng về quyết định đó; xác định tiêu chí và lập kế hoạch về kiểm soát phóng xạ, khắc phục hậu quả môi trường, theo dõi và điều trị nạn nhân.

6. Báo cáo kết thúc sự cố: Nơi nhận, thời gian gửi, nội dung của báo cáo (hoạt động ứng phó sự cố, các biện pháp khắc phục sự cố đã được tiến hành, hậu quả với con người, hậu quả với môi trường, đánh giá liều bức xạ, kết luận và kiến nghị).

 

PHỤ LỤC 18

MỘT SỐ HƯỚNG DẪN TRONG HOẠT ĐỘNG ỨNG PHÓ SỰ CỐ
(Kèm theo Thông tư số 59/2025/TT-BKHCN ngày 31 tháng 12 năm 2025 của Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ)

I. MẪU THÔNG BÁO VÀ TIẾP NHẬN THÔNG TIN

A. THÔNG TIN CHUNG

Họ tên người nhận điện thoại:

Địa chỉ công tác:

Sở KH&CN: …………………………………………………….□

Cảnh sát 113: …………………………………………………….□

Cứu thương 115: ……………………………………………..….□

Phòng cháy chữa cháy 114: …………………………………….□

Công an khu vực: ………………………………………..……….□

UBND Phường: ……………………………………………….….□

Đơn vị khác: ……………………………………………………………..

Số điện thoại liên hệ:

B. THÔNG TIN ĐẾN

Tên người gọi:

Thuộc đối tượng: Công chúng □ Nhân viên cơ sở □ Lực lượng ứng phó □

Cơ quan hoặc địa chỉ:

Số điện thoại người gọi:                              Giờ gọi:

Vị trí xảy ra sự cố:

(Địa chỉ cơ sở hoặc khu vực)

Mô tả sự cố: …………………………………………………………………………………………

…………………………………………………….…………………………………………………….

…………………………………………………….…………………………………………………….

Có ảnh hưởng tới công chúng:                       Có □    Không □

Tình huống có yêu cầu trợ giúp không?         Có □    Không □

Yêu cầu trợ giúp gì?

…………………………………………………….…………………………………………………….

…………………………………………………….…………………………………………………….

Đưa lời khuyên/khuyến cáo ngay cho người gọi (qua điện thoại):

…………………………………………………….…………………………………………………….

…………………………………………………….…………………………………………………….

Xác minh cuộc gọi:

Có □

Không □

Gửi bản sao cho:

Ban chỉ huy UPSC □

Sở KHCN □

 

 

Người nhận điện thoại
(Ký, ghi rõ họ tên)

 

II. MỘT SỐ HƯỚNG DẪN VỀ CUNG CẤP THÔNG TIN TRONG ỨNG PHÓ SỰ CỐ BỨC XẠ, HẠT NHÂN

Lưu ý:

- Các hướng dẫn này phải được xem xét cẩn thận và sửa lại cho phù hợp với tình huống sự cố cụ thể.

- Nội dung của mẫu thông tin này phải được người chỉ huy ứng phó sự cố phê duyệt.

Các mẫu tin truyền thông được cung cấp trong các trường hợp:

- Sử dụng trước khi có các thông tin cụ thể.

- Tình huống khẩn cấp phóng xạ bao gồm thiết bị phát tán phóng xạ và các tình huống khẩn cấp khi vận chuyển.

- Nguồn có mức độ nguy hiểm cao bị mất hoặc lấy cắp.

- Phát hiện ra nguồn nguy hiểm ở nơi công cộng (ví dụ, cửa khẩu hoặc bưu điện).

A. Cung cấp thông tin ban đầu

Ngày:

Thời gian:

Số thứ tự bản tin phát ra:

[Tên tổ chức/cơ quan] xác nhận đã nhận được một báo cáo về [nguồn gốc sự cố]. Theo thông tin nhận được ở thời gian này, [sự cố] đã xảy ra tại [địa điểm] và vào lúc [thời gian]. Các báo cáo chỉ ra rằng [các thông tin về sự cố đã được xác nhận] và các biện pháp [các biện pháp ứng phó ban đầu] đã được thực hiện để bảo vệ [công chúng, những người ứng phó, sản phẩm, thương mại, hoặc nói rõ mục khác phù hợp]. Kế hoạch ứng phó sự cố hiện tại đã được kích hoạt [và chúng tôi vừa mới khởi động trung tâm thông tin truyền thông].

[Tên tổ chức/cơ quan] đang phối hợp hoạt động của mình với những người ứng phó tại hiện trường và các tổ chức liên quan khác [nói rõ các cơ quan liên quan]. Chúng tôi sẽ cung cấp các thông tin chi tiết hơn sớm nhất khi mọi việc rõ ràng. [Cung cấp chi tiết về thời gian có báo cáo hoặc cập nhật mới]. Thông báo tiếp theo sẽ được cung cấp tại [địa điểm] vào lúc [thời gian].

Để có thêm thông tin xin liên hệ:

Họ và tên [tên của người có trách nhiệm cung cấp thông tin]:

Cơ quan:

Điện thoại:

Di động:

Email:                                             Website:

B. Một số hướng dẫn cho một số tình huống cụ thể

1. Tình huống sự cố liên quan đến thiết bị phát tán chất phóng xạ và vận chuyển

Ngày:

Thời gian:

Số thứ tự bản tin phát ra:

[Tên tổ chức/cơ quan] xác nhận rằng có một sự có thể liên quan đến vật liệu phóng xạ [nguồn gốc của sự cố]. Theo thông tin nhận được cho đến thời điểm này, [sự cố] đã xảy ra tại [địa điểm] vào lúc [thời gian]. Các báo cáo cho biết rằng [các thông tin về sự cố đã được xác nhận] và các biện pháp [các biện pháp ứng phó ban đầu] đã được thực hiện để bảo vệ [công chúng, những người ứng phó, sản phẩm, thương mại, hoặc nói rõ mục khác phù hợp]. Kế hoạch ứng phó sự cố hiện tại đã được kích hoạt [và chúng tôi vừa mới khởi động trung tâm thông tin truyền thông].

Để bảo đảm an toàn, mọi người cần tuân theo những khuyến cáo sau:

- Không cầm nắm, nhận diện [chỉ rõ] các vật có khả năng (ví dụ là mảnh bom hoặc các vật được lấy từ hiện trường) và cách ly khỏi các vật này.

- Những người rời hiện trường mà không được đánh giá bởi [chỉ rõ cá nhân/đơn vị] cần phải thay quần áo, tắm (nếu có thể), rửa tay trước khi ăn và đi đến [chỉ rõ địa điểm] để được đánh giá và nghe các hướng dẫn tiếp theo.

- Những người vận chuyển những người khác (ví dụ là nạn nhân) phải đi tới [chỉ rõ địa điểm] để kiểm soát cá nhân và kiểm soát phương tiện nếu có khả năng nhiễm bẩn phóng xạ.

* [Nếu nghi ngờ có phát thải vào không khí (chỉ rõ, phụ thuộc vào tình huống)] thì công chúng trong phạm vi 1 km từ [mô tả rõ khu vực - đường phố, quận huyện - để công chúng có thể hiểu được] cần tuân theo những khuyến cáo sau:

- Vẫn ở nguyên bên trong các tòa nhà cho đến khi [nói rõ khi nào sự phát thải có thể có hoặc thực tế sẽ kết thúc].

- Không ăn uống những thứ có thể bị nhiễm bẩn phóng xạ (ví dụ như rau củ trồng bên ngoài hoặc uống nước mưa) cho đến khi có thông báo khác.

- Không cho trẻ em ra chơi đùa ở các sân chơi.

- Rửa tay trước khi ăn.

- Tránh các khu vực có nhiều bụi và các hành động gây ra bụi bặm.

- Không được tự ý đi đến hiện trường để giúp đỡ hoặc tình nguyện.

Nếu cần sự hỗ trợ sẽ có thông báo cụ thể.

* Nếu bạn có vấn đề về sức khỏe thì đi đến [một khu vực xác định ở xa bệnh viện địa phương để kiểm xạ và điều tra thông tin].

Các nhân viên y tế phải được cảnh báo đối với các bệnh nhân có triệu chứng bị chiếu xạ (bỏng da mà không có nguyên nhân biểu kiến - cá nhân không nhớ tại sao bị bỏng).

* Nếu bạn có câu hỏi gì đề nghị gọi vào số [cho số điện thoại nóng có thể xử lý được nhiều cuộc gọi một lúc mà không làm ảnh hưởng đến đáp ứng].

Chúng tôi sẽ cung cấp thêm thông tin sớm nhất có thể. [Cung cấp chi tiết về thời gian có báo cáo hoặc cập nhật mới]. Thông báo tiếp theo sẽ được cung cấp tại [địa điểm] vào lúc [thời gian].

Để có thêm thông tin xin liên hệ:

Họ và tên [tên của người có trách nhiệm cung cấp thông tin]:

Cơ quan:

Điện thoại:

Di động:

Email:                                          Website:

2. Tình huống sự cố nguồn phóng xạ bị mất hoặc lấy cắp

Ngày:

Thời gian:

Số thứ tự bản tin phát ra:

[Tên tổ chức/cơ quan] xác nhận rằng có một vật chứa chất phóng xạ bị mất/lấy cắp [nói rõ]. Theo thông tin nhận được cho đến thời điểm này, vật này đã bị mất/lấy cắp tại [địa điểm] vào lúc [thời gian]. [Nói rõ tổ chức chính quyền chỉ đạo ứng phó] đã thực hiện [các biện pháp ban đầu, ví dụ như tìm kiếm] và lấy thông tin từ công chúng trong việc giúp đỡ tìm kiếm vật nguy hiểm này. Kế hoạch ứng phó sự cố hiện tại đã được kích hoạt [và chúng tôi vừa mới khởi động trung tâm thông tin truyền thông].

Vật bị mất trông như [mô tả và cung cấp tranh ảnh nếu có thể].

Để bảo đảm an toàn công chúng cần tuân theo những khuyến cáo sau:

- Vật này là rất nguy hiểm và nếu tìm thấy thì không được chạm vào và mọi người phải giữ khoảng cách ít nhất là 10m từ vật đó.

- Những người có thể nhìn thấy vật này phải ngay lập tức thông báo cho [nói rõ cơ quan/tổ chức sẽ nhận thông tin].

- Nếu chạm vào hoặc gần vật này bạn phải liên hệ với [cho một số điện thoại để liên lạc].

Các nhân viên y tế phải được cảnh báo đối với các bệnh nhân có triệu chứng bị chiếu xạ (bỏng da mà không có nguyên nhân biểu hiện - cá nhân không nhớ tại sao bị bỏng).

Cảnh báo cho những người thu mua kim loại phế liệu.

Nếu bạn nghĩ rằng bạn có thông tin hữu ích, xin hãy gọi theo số [số điện thoại nóng].

Chúng tôi sẽ cung cấp thêm thông tin sớm nhất có thể. [Cung cấp chi tiết về thời gian có báo cáo hoặc cập nhật mới]. Thông báo tiếp theo sẽ được cung cấp tại [địa điểm] vào lúc [thời gian].

Để có thêm thông tin xin liên hệ:

Họ và tên [tên của người có trách nhiệm cung cấp thông tin]:

Cơ quan:

Điện thoại:

Di động:

Email:                                               Website:

3. Tình huống phát hiện thấy nguồn phóng xạ ở nơi công cộng

Ngày:

Thời gian:

Số thứ tự bản tin phát ra:

[Tên tổ chức/cơ quan] xác nhận rằng vật liệu phóng xạ nguy hiểm được phát hiện vào lúc [thời gian]. Theo thông tin nhận được vào lúc này, chất này được phát hiện tại [địa điểm] vào lúc [thời gian]. Các báo cáo cho thấy [thông tin được xác nhận còn ảnh hưởng] và đã thực hiện [mô tả các biện pháp ban đầu] để bảo vệ [công chúng hoặc những cá nhân/tổ chức thích hợp]. Kế hoạch ứng phó sự cố hiện tại đã được kích hoạt [và chúng tôi vừa mới khởi động trung tâm thông tin truyền thông].

Để bảo đảm an toàn công chúng cần tuân theo những khuyến cáo sau:

- Những người có thể ở gần vật liệu được tìm thấy trong khoảng thời gian [nói rõ khoảng thời gian] và/hoặc có thể gần vật liệu trong khi nó đang được khuân vác và vận chuyển [nói rõ] phải liên hệ với [cơ quan/tổ chức liên quan] để được đánh giá và nhận thông báo.

Các nhân viên y tế phải được cảnh báo đối với các bệnh nhân có triệu chứng bị chiếu xạ (bỏng da mà không có nguyên nhân biểu hiện - cá nhân không nhớ tại sao bị bỏng).

Nếu bạn nghĩ rằng bạn có thông tin hữu ích, xin hãy gọi theo số [số điện thoại nóng].

Chúng tôi sẽ cung cấp thêm thông tin sớm nhất có thể. [Cung cấp chi tiết về thời gian có báo cáo hoặc cập nhật mới]. Thông báo tiếp theo sẽ được cung cấp tại [địa điểm] vào lúc [thời gian].

Để có thêm thông tin xin liên hệ:

Họ và tên [tên của người có trách nhiệm cung cấp thông tin]:

Cơ quan:

Điện thoại:

Di động:

Email:                                              Website:

III. MỘT SỐ HƯỚNG DẪN BẢO ĐẢM AN TOÀN CHO CÔNG CHÚNG KHI SỰ CỐ XẢY RA

1. Di tản mọi người ra ngay ngoài khu vực hàng rào bán kính 30m.

2. Không cho phép ai được vào khu vực hàng rào.

3. Không cầm nắm và thông báo cho người ứng phó những vật có khả năng là chất phóng xạ ở bên trong khu vực khi lập hàng rào.

4. Yêu cầu mọi người không hút thuốc, ăn uống xung quanh khu vực hàng rào an toàn.

5. Yêu cầu mọi người hợp tác với công an để giữ gìn trật tự trị an, tạo điều kiện để ứng phó sự cố nhanh gọn, hiệu quả.

6. Yêu cầu mọi người không có nhiệm vụ đi ra khỏi khu vực, tránh bị ảnh hưởng của nhiễm bẩn phóng xạ (nếu có).

7. Những người lo lắng về sức khỏe hoặc những người liên quan (nhân viên của cơ sở, cơ sở bên cạnh, công chúng vô tình liên quan...) phải tập hợp lại, không gây hỗn loạn. Lập danh sách và chờ đợi thông tin cụ thể sau.

8. Mọi người theo dõi thông tin và tuân theo hướng dẫn chính thức qua các phương tiện thông tin của Phường/Quận/TP và người phụ trách ứng phó.

IV. KHUYẾN CÁO VỀ KHOANH VÙNG AN TOÀN CHO SỰ CỐ BỨC XẠ, HẠT NHÂN

Tình huống

Khu vực hàng rào bên trong ban đầu
(Bán kính vành đai an toàn)

Xác định ban đầu - Bên ngoài môi trường

Nguồn nguy hiểm tiềm tàng không có che chắn hoặc bị phá vỡ

30 m

Tràn đổ lượng lớn nguồn nguy hiểm tiềm tàng

100 m

Cháy nổ hoặc bị phun khói liên quan đến nguồn nguy hiểm tiềm tàng

300 m

Nghi ngờ có bom, đã nổ hoặc chưa nổ

400 m trở lên để tránh ảnh hưởng do bom nổ.

Xác định ban đầu - Bên trong các khu nhà

Nguồn nguy hiểm tiềm tàng không có che chắn hoặc bị phá vỡ hoặc bị tràn đổ

Các khu vực bị ảnh hưởng và khu vực lân cận (bao gồm các sàn nhà trên và dưới).

Hỏa hoạn hoặc các sự cố khác liên quan đến nguồn nguy hiểm tiềm tàng có thể phát tán chất phóng xạ khắp tòa nhà (ví dụ qua hệ thống thông khí)

Toàn bộ tòa nhà và khoảng cách bên ngoài thích hợp như đã chỉ ra ở trên.

Mở rộng vành đai dựa trên việc khảo sát bức xạ

Suất liều xung quanh 100 µSv/h

Bất cứ khu vực nào đo được giá trị này.

 

 



[1] AD: liều hấp thụ

[2] H: Liều tương đương

[3] E: Liều hiệu dụng

MINISTRY OF SCIENCE AND TECHNOLOGY OF VIETNAM
-------

SOCIALIST REPUBLIC OF VIETNAM
Independence - Freedom - Happiness
---------------

No. 59/2025/TT-BKHCN

Hanoi, December 31, 2025

 

CIRCULAR

ASSURANCE OF RADIATION SAFETY AND RESPONSE TO RADIATION AND NUCLEAR INCIDENTS;

Pursuant to the Law on Atomic Energy No. 94/2025/QH15;

Pursuant to Decree No. 332/2025/ND-CP dated December 18, 2025 of the Government of Vietnam on the elaboration on and implementation measures of certain articles of the Law on Atomic Energy concerning assurance of radiation safety, nuclear safety, nuclear security, nuclear inspection, notification, declaration, licensing, inspection and examination of radiation and nuclear safety, response to radiation incidents, and compensation for nuclear damage;

Pursuant to Decree No. 55/2025/ND-CP dated March 2, 2025 of the Government of Vietnam on functions, tasks, entitlements, and organizational structure of the Ministry of Science and Technology of Vietnam;

At the request of the Director of the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the Director of the Department of Legal Affairs;

The Minister of Science and Technology of Vietnam hereby promulgates the Circular on assurance of radiation safety and response to radiation and nuclear incidents.

Chapter I

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 1. Scope

This Circular elaborates on certain articles of Decree No. 332/2025/ND-CP dated December 18, 2025 of the Government of Vietnam on the elaboration on and implementation measures of certain articles of the Law on Atomic Energy concerning assurance of radiation safety, nuclear safety, nuclear security, nuclear inspection, notification, declaration, licensing, inspection and examination of radiation and nuclear safety, response to radiation incidents, and compensation for nuclear damage (hereinafter referred to as “Decree No. 332/2025/ND-CP”), regarding:

1. Measures for control of occupational exposure and control of public exposure; and radiation control for establishments using scrap iron and steel as production materials, as prescribed in Point a Clause 7 Article 5;

2. Assurance of radiation safety in the health sector and reference dose levels for patients in medical diagnosis, as prescribed in Clause 6 Article 6;

3. Safe transport of radioactive materials, as prescribed in Clause 9 Article 15; control of imported goods showing signs of containing radioactive substances or radioactive contamination, as prescribed in Clause 3 Article 17;

4. Management of radioactive waste and spent radioactive sources before disposal; transfer of radioactive waste and spent radioactive sources, as prescribed in Point b Clause 2 Article 18 and Point a Clause 1 Article 20;

5. Contents of the incident response plan of a nuclear establishment and the provincial incident response plan; preparation and response to radiation and nuclear incidents (hereinafter referred to as “incident response”); and detailed guidelines on the D2 value, as prescribed in Clause 4 Article 99, Clause 4 Article 100, and Clause 3 Article 102.

Article 2. Regulated entities

This Circular applies to organizations and individuals conducting radiation work; organizations and individuals using scrap iron and steel as production materials; organizations and individuals participating in the design, fabrication, testing, packaging, transport, and receipt of radioactive materials; organizations and individuals having activities in Vietnam that generate radioactive waste and spent radioactive sources, and conducting related activities in the management of radioactive waste and spent radioactive sources before disposal; organizations and individuals participating in the preparation and response to radiation and nuclear incidents; competent state management authorities and other organizations and individuals engaged in activities related to the scope of this Circular.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



For the purpose of this Circular, the following terms shall be construed as follows:

1. Packaging refers to a structural system consisting of components necessary to completely enclose radioactive materials, prevent harm caused by radioactive materials, and be compatible with the characteristics of the radioactive materials being transported. Packaging may include one or more containment vessels, absorbent materials, separation structures, radiation shielding, and devices for filling, emptying, venting, relieving pressure, cooling, absorbing shock, providing thermal insulation, and handling. Packaging may take the form of a box, drum, container, or tank.

2. Alarm level refers to an indicator of the severity or urgency of an incident situation that is occurring or about to occur.

3. Low-toxicity alpha emitter refers to natural uranium, depleted uranium, natural thorium, uranium-235, uranium-238, thorium-232, ore or concentrate containing thorium-228 and thorium-230, or an alpha emitter with a half-life of less than 10 days.

4. Criticality safety index (CSI) refers to the index of a package or container containing fissile materials, used to control the quantity of fissile materials and the arrangement conditions during transport, ensuring that such fissile materials remain below the criticality level.

5. Transport index (TI) refers to the index of a package, overpack, or container containing radioactive materials, or of unpackaged LSA-I, SCO-I, SCO-II, or SCO-III materials, used to control exposure during transport to ensure radiation safety.

6. Radioactive waste storage establishment refers to an establishment licensed by the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety to conduct radiation work (treatment and storage of radioactive waste or spent radioactive source).

7. Container refers to a device designed to facilitate the transport of goods by different transport vehicles without requiring the unloading or reloading of the goods when changing transport vehicles. A container is characterized by being enclosed, durable, reusable, and fitted with necessary devices to facilitate transfer from one transport vehicle to another. A small container has a maximum external dimension of 1,5 meters or an internal volume of less than 3 cubic meters. A large container has dimensions greater than those of a small container.

8. Initial response team refers to members of the incident response force responsible for conducting the initial response at the scene.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



10. Stochastic effect refers to a biological impact of radiation on humans in which the probability of occurrence increases with radiation dose. The severity of the effect is independent of the dose. Examples include leukemia and cancer.

11. Deterministic effect refers to a biological impact of radiation on humans that occurs when the radiation dose exceeds a threshold level. The severity of the effect is proportional to the radiation dose. Examples include vomiting, skin burns, necrosis, and death.

12. Specific activity of radioactive materials refers to the activity per unit mass of the material in which radionuclides are uniformly distributed. The unit is Bq/g.

13. Radioactive package (hereinafter referred to as “package”) refers to a system consisting of the packaging and the radioactive material contained within the packaging prepared for transport.

14. Overpack refers to an enclosing structure used by a consignor to contain one or more packages, forming a single unit to facilitate loading/unloading and stowage during transport.

15. Radioactive consignment (hereinafter referred to as “consignment”) refers to one or more radioactive packages transported in the same shipment.

16. Incident response force refers to the core force participating in incident preparation and response.

17. United Nations number (UN number) refers to a four-digit number assigned by the United Nations Committee of Experts on the Transport of Dangerous Goods to identify a specific substance or a group of substances.

18. Investigation level refers to the value of a specified quantity, including effective dose, personal dose equivalent, or contamination level, at or above which an establishment must investigate the cause.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



20. Head of an organization or individual using radioactive devices, radioactive sources, or radiopharmaceuticals in the health sector (hereinafter referred to as “organizations or individuals conducting radiation work in the health sector”) refers to the owner, the legal representative of the owner, or a person authorized by the legal representative to manage the medical establishment.

21. Emergency preparation category refers to a grouping of establishments, radioactive sources, radioactive devices, nuclear devices, activities capable of causing incidents, and areas affected by incidents with equivalent levels of potential damage.

22. Radioactive contamination refers to the presence of radioactive substances on a surface in quantities exceeding 0,4 Bq/cm² for beta emitters, gamma emitters, and low-toxicity alpha emitters, or exceeding 0,04 Bq/cm² for other alpha emitters.

23. Fixed radioactive contamination refers to radioactive contamination other than that specified in Clause 27 of this Article.

24. Non-fixed radioactive contamination refers to radioactive contamination in which the radioactive substances may be released from the surface under normal transport conditions.

25. Special approval refers to approval granted by the competent authority permitting the application of alternative guidelines where the transport of a radioactive package does not fully comply with this Circular.

26. Exclusive use refers to the sole use of a transport vehicle or a large container by the consignor, where all loading and unloading operations during transport are carried out in accordance with the instructions of the consignor or the consignee.

27. Tank refers to a container in the form of a tank or reservoir used in transport to contain liquids, powders, granules, slurries, or solids with a capacity of not less than 450 liters, and to contain gases with a capacity of not less than 1000 liters.

28. Devices used in nuclear medicine include gamma cameras, SPECT, SPECT/CT, PET, PET/CT, radiopharmaceutical dose calibrators, whole-body radioactivity measuring devices (including renography systems and devices for measuring radioactivity concentration), and other devices used in nuclear medicine.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



30. Radiotherapy devices refer to devices emitting ionizing radiation used in the health sector for disease treatment, including linear accelerators, cobalt-60 radiotherapy units, ion beam therapy devices (including proton beam therapy), gamma knife radiosurgery devices (Gamma Knife), CyberKnife, remotely controlled afterloading brachytherapy devices, and other devices used in radiotherapy.

31. Design refers to a description of a special-form radioactive material, a low-dispersible radioactive material, and a package or packaging, enabling them to be precisely identified. The design includes technical specifications, engineering drawings, and analyses that demonstrate compliance with applicable regulations, national standards, and other relevant regulations.

32. Unirradiated thorium refers to thorium containing not more than 10-7 grams of uranium-233 per gram of thorium-232.

33. Organizations and individuals generating radioactive waste refer to those licensed to conduct radiation work that generate radioactive waste due to the nature of their radiation work or as a result of an incident occurring during radiation work or incident response.

34. Organizations and individuals generating spent radioactive sources refer to those possessing spent radioactive sources arising from licensed radiation work.

35. Unirradiated uranium refers to uranium containing not more than 2 x 103 Bq of plutonium, not more than 9 x 106 Bq of fission products, and not more than 5 x 10-3 grams of uranium-236 per gram of uranium-235.

36. Enriched uranium refers to uranium containing more than 0,72% uranium-235 by mass.

37. Depleted uranium refers to uranium containing less than 0,72% uranium-235 by mass.

38. Natural uranium refers to uranium with a mass composition of 99,28% uranium-238 and 0,72% uranium-235.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



40. Low specific activity radioactive materials (LSA) refer to radioactive materials that, by their nature, have a low specific activity, or radioactive materials whose average specific activity is below the limits specified in Article 38 of this Circular. Shielding materials surrounding LSA materials shall not be taken into account when determining the average specific activity.

41. Low-dispersible radioactive materials refer to radioactive materials in solid form that are not in powder form, or solid radioactive materials encapsulated in a sealed casing to limit dispersion.

42. Surface contaminated object (SCO) refers to a solid object that is not radioactive material but has radioactive substances distributed on its surface.

Chapter II

RADIATION CONTROL AND RADIATION SAFETY ASSURANCE IN OCCUPATIONAL EXPOSURE, PUBLIC EXPOSURE, AND MEDICAL EXPOSURE

Section 1. REQUIREMENTS FOR RADIATION CONTROL AND RADIATION SAFETY ASSURANCE IN OCCUPATIONAL EXPOSURE AND PUBLIC EXPOSURE

Article 4. Principles of control of occupational exposure and public exposure

1. Organizations and individuals conducting radiation work shall ensure that the personal radiation dose for radiation workers and the public does not exceed the dose limits specified in Appendix I of Decree No. 332/2025/ND-CP.

2. Organizations and individuals conducting radiation work shall implement technical and administrative measures as prescribed in this Circular to restrict personal radiation doses for radiation workers and the public to the lowest level reasonably achievable.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Organizations and individuals conducting radiation work are responsible for employing and assigning workers to perform radiation work in accordance with health conditions, age, job characteristics, and radiation safety requirements as follows:

1. Arrange and adjust working conditions appropriately for radiation workers classified as Health Category IV or V according to health classification standards issued by the Minister of Health of Vietnam during recruitment health examinations or periodic health examinations;

2. Refrain from employing persons under 18 years of age to care for patients treated with radioisotopes or to work in areas where there is a risk of exposure exceeding 1 mSv/year or in areas where there is a risk of radioactive contamination;

3. Assign work not related to radiation to female radiation workers who are pregnant or breastfeeding if they so request;

4. In cases where the organization conducting radiation work has apprentices or interns operating radioactive devices, working with radioactive sources, caring for patients treated with radioactive sources or radiopharmaceuticals, or working in areas where there is a risk of exposure exceeding 1 mSv/year or in areas where there is a risk of radioactive contamination, the organization shall:

a) Provide training for the above persons based on basic radiation safety requirements and the establishment’s radiation safety rules and regulations;

b) Assign professional officers to guide, monitor, and supervise during the working process;

c) Apply dose control measures to ensure that their exposure doses do not exceed the prescribed dose limits;

d) Provide personal dosimeters and monitor radiation doses for apprentices and interns working for 3 months or more.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Organizations and individuals conducting radiation work shall:

1. Organize the updating and supplementation of specialized knowledge and new information on radiation safety for radiation workers periodically at least once every 3 years; such updating and supplementation must be conducted by an organization holding a certificate of registration of services supporting the application of atomic energy in radiation safety training;

2. Annually organize training for radiation workers on radiation safety rules, establishment regulations related to radiation safety assurance, radiation incident response procedures, or disseminate new regulations and information on radiation safety assurance.

Article 7. Control of radiation sources

1. Organizations and individuals conducting radiation shall be responsible for organizing, managing, and ensuring the control of radiation sources at the establishment, including:

a) Ensuring that the number of radiation sources is kept to a minimum and the activity of radioactive sources is the lowest necessary to perform radiation work in accordance with the optimization principle of radiation safety;

b) Arranging the storage of radioactive sources in safe areas with adequate shielding and applying exposure control and radioactive contamination control measures;

c) Carrying out or arranging the transport of radioactive sources inside and outside the establishment in accordance with the law;

d) Carrying out the collection, treatment, storage, conditioning, transfer, disposal, and control of discharge levels of radioactive waste into the environment in accordance with Chapter IV of this Circular;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Radiation workers shall be responsible for complying with the establishment’s procedures and regulations and for directly implementing radiation safety control measures, including regularly checking for leakage of radioactive sources and promptly reporting any signs of unsafe conditions.

Article 8. Radiation shielding design

1. When calculating radiation shielding design for radiation establishments, the organizations and individuals conducting radiation work shall apply dose constraints as prescribed in Decree No. 332/2025/ND-CP, taking into account the following factors:

a) Dose contributions from other radiation sources and radiation work, including sources and radiation work that may arise in the future according to plans (if any);

b) Potential changes that may affect exposure doses, such as changes in characteristics or operating modes of radiation sources;

c) Good operating experience for similar radiation sources or radiation work.

2. For nuclear establishments that process or store radioactive waste, the establishment design documentation must include data on foundation conditions, groundwater, surface water, and domestic water; assessment of radionuclide infiltration and transport in soil and water; and demonstration that the design is capable of preventing leakage of radioactive substances into soil, water, and air.

Article 9. Control of access to radiation sources and entry into and exit from controlled areas and supervised areas

Organizations and individuals conducting radiation work shall be responsible for implementing the following control measures:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Install interlock systems or key lock systems at locations where Group 1 and Group 2 radioactive sources are stored or used in accordance with the National Technical Regulation on categorization and classification of radioactive sources; locations where accelerators are used; locations where radioactive substances or radiopharmaceuticals are processed; and radioactive waste storage areas;

b) Install warning signs and use appropriate barriers to prevent unauthorized access to radiation sources;

c) Establish entry and exit authorization procedures, use identification cards, or assign supervisors to control access to radiation sources.

2. Control of entry into and exit from controlled areas and supervised areas

a) Define and clearly post the boundaries of controlled areas and supervised areas; specify persons permitted to enter and exit each area;

b) Develop, issue, and post rules for entry into and exit from controlled areas and supervised areas;

c) Install warning signs, use barriers, and apply appropriate administrative measures to restrict and control entry into and exit from controlled areas and supervised areas.

Article 10. Control of surface radioactive contamination and airborne radioactive contamination

Organizations and individuals conducting radiation work using unsealed radioactive sources shall control surface radioactive contamination and airborne radioactive contamination by the following measures:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Use materials that are easy to decontaminate for walls, floors, and surfaces that are susceptible to radioactive contamination;

3. Apply measures to prevent the spread of radioactive contamination;

4. Use ventilation systems equipped with radioactive filters;

5. Use dose rate measuring devices and radioactive contamination measuring devices with energy measurement ranges suitable for the type of radiation emitted from radioactive devices and radioactive sources used at the establishment, and conduct other tests to inspect and monitor environmental background radiation, assess radioactive contamination levels, and control radiation levels when entering areas where radioactive contamination may occur.

Article 11. Personal protective equipment and radiation monitoring devices

1. Organizations and individuals conducting radiation work shall provide radiation workers with the following personal protective equipment:

a) Protective clothing, gloves, shoes, boots/shoe covers, head covers, and masks for workers performing radiation work that may cause radioactive contamination;

b) Source handling tools and gloves for workers using radioactive sources in borehole geophysical exploration;

c) Lead-rubber aprons and rubber thyroid shields for workers operating mobile X-ray devices;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



dd) Protective clothing, lead-rubber aprons, gloves, head covers, masks, safety shoes, or shoe covers for medical radiation workers who handle unsealed radioactive sources (radiopharmaceuticals, contaminated objects, radioactive waste);

e) Lead shielding screens for radiation workers when in contact with hospitalized patients who have been administered radiopharmaceuticals or implanted with radioactive sources.

2. For controlled areas where radioactive contamination may occur, at the entrance to the area, organizations and individuals conducting radiation work shall provide radiation workers with appropriate dose monitoring devices; at the exit of the area, there shall be showers, hand-washing facilities, storage for contaminated items, and devices for checking contamination of the body, clothing, and items taken out of the area.

3. Personal protective equipment, dose monitoring devices, and body contamination monitoring devices must meet the quality and specifications prescribed in national technical regulations or recognized international standards, and be properly stored, periodically inspected, and maintained.

4. Radiation workers shall be fully instructed on the use and inspection of personal protective equipment, dose monitoring devices, and body contamination monitoring devices.

5. Radiation workers shall use personal protective equipment, dose monitoring devices, and body contamination monitoring devices in accordance with instructions.

Article 12. Radiation safety rules and working procedures

1. Organizations and individuals conducting radiation work shall develop appropriate radiation safety rules and working procedures. Radiation safety rules shall include the following contents:

a) Requirements for compliance with working procedures and safety instructions;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Requirements for the use of personal protective equipment, radiation monitoring devices, and personal dosimeters;

d) Responsibility to promptly report abnormalities that may cause radiation safety incidents;

dd) Other specific requirements appropriate to the radiation work.

2. Radiation workers shall comply with radiation safety rules and working procedures.

Article 13. Requirements for radiation monitoring

1. Organizations and individuals conducting radiation work shall conduct radiation monitoring of working areas and establish investigation levels when preparing the dossier for a radiation work license.

2. Radiation monitoring of working areas shall be carried out systematically and periodically, commensurate with the level and potential for radiation exposure from the radiation work, and shall ensure the following requirements:

a) Comply with predetermined measured quantities, measurement methods, measurement procedures, measurement locations, measurement times, and monitoring frequency;

b) Ensure that investigation levels at measurement locations specified in Point a of this Clause are established based on actual assessment data of the establishment or good operational experience at establishments conducting similar radiation work;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



d) Conduct annual monitoring of radiation levels at locations where radiation workers work; at entrances and exits; and in areas surrounding rooms where radioactive devices are installed and areas where radioactive sources and radioactive waste are stored;

dd) Ensure that nuclear medicine establishments using radiopharmaceuticals for diagnosis and treatment conduct enhanced radiation monitoring, including: daily measurement and assessment of radioactive contamination levels in dose preparation and administration areas; weekly measurement and assessment of radiation dose rates in working areas and the surrounding environment of the nuclear medicine department;

e) Ensure that radiation monitoring devices comply with national technical regulations, national standards, or recognized international standards, and are periodically maintained and calibrated.

3. Organizations and individuals conducting radiation work shall prepare and retain records of radiation monitoring results of working areas, including the requirements specified in Clause 2 of this Article; monitoring results shall be notified to radiation workers and their direct supervisors.

4. Radiation monitoring requirements for imported goods

a) Organizations and individuals importing goods that show signs of containing radioactive substances or radioactive contamination shall carry out radiation monitoring to detect and prevent radiation safety risks to humans and the environment before such goods are circulated or used within the territory of Vietnam;

b) The list of imported goods subject to radiation monitoring specified in Point a of this Clause is provided in Appendix III, promulgated together with this Circular;

c) Customs authorities shall take charge and cooperate with the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and other competent authorities in inspecting and supervising the implementation of radiation monitoring for goods listed in Point b of this Clause in accordance with the law on atomic energy, customs law, and other relevant laws;

d) Where imported goods are found to exceed permitted levels or fail to meet radiation safety requirements, relevant organizations, individuals, and competent authorities shall immediately apply measures to handle, control, and respond to radiation incidents in accordance with the law.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Organizations and individuals conducting radiation work shall provide personal dosimeters to all personnel working in controlled areas and supervised areas.

2. Organizations and individuals conducting radiation work shall use personal radiation dosimetry services at establishments licensed for the operation of services supporting the application of atomic energy.

3. Organizations and individuals conducting radiation work shall develop and ensure proper implementation of procedures for the use of personal dosimeters and handling of abnormal cases related to personal dosimeters, including the following contents:

a) Assessment of the total individual exposure dose for personnel working with open radioactive sources by summing external exposure dose and internal exposure dose;

b) For radiation workers provided with lead-rubber aprons as prescribed in Clause 1 Article 11 of this Circular, each radiation worker shall be provided with 2 personal dosimeters (one placed under the lead apron at the abdomen position and one placed outside at the neck position). The effective dose shall be calculated according to the following formula:

Effective dose = 0,5 HW + 0,025 HN

Where HW is the dosimeter reading inside the lead apron, and HN is the dosimeter reading outside the lead apron;

c) If the measured effective dose (external exposure) for radiation workers, or the total effective dose for workers exposed to open radioactive sources, exceeds the investigation level, working procedures and protective measures shall be reviewed, and remedial measures shall be applied;

d) Radiation workers shall properly and appropriately use radiation monitoring devices and personal dosimeters and immediately report to the radiation safety officer when a personal dosimeter is dropped into a radiation field, contaminated with radioactive substances, damaged, or lost;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



e) Radiation workers shall be notified of their individual exposure dose results; individual radiation dose records shall be prepared, retained, and managed in accordance with regulations, especially for radiation workers in the health sector.

4. In cases where radiation workers work simultaneously for multiple establishments, each establishment shall provide dosimeters to monitor and assess the individual exposure dose for the radiation work performed at that establishment in accordance with Clause 3 of this Article. Radiation workers shall ensure that the total occupational exposure dose from radiation work at all establishments does not exceed the occupational dose limits prescribed for radiation workers.

5. Organizations and individuals conducting radiation work shall ensure that, in cases of internal exposure, radiation workers, in addition to being provided with personal dosimeters, shall have internal dose assessment conducted by direct or indirect methods based on results of background radiation monitoring, radioactive substance concentration at the workplace, protective equipment used, and information on the location and duration of exposure.

Article 15. Health examination for radiation workers

Organizations and individuals conducting radiation work shall:

1. Organize health examinations for radiation workers upon recruitment, periodically every year, and upon termination of radiation-related work in accordance with the regulations on health examinations, occupational hygiene, and occupational diseases;

2. Establish, retain, and manage health records of radiation workers in accordance with Point d Article 16 of this Circular.

Article 16. Radiation safety records

1. Organizations and individuals conducting radiation work shall establish, regularly update, and retain radiation safety records, including the following contents:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) Records of workplace radiation monitoring, measurement records, and records of maintenance, inspection, and calibration;

c) Logs and records of radiation and nuclear incidents occurring during radiation work;

d) Training records of radiation workers;

dd) Health records of radiation workers, including annual and unscheduled health examination results for each worker;

e) Radiation dose records of radiation workers established according to the form in Appendix I promulgated together with this Circular. Radiation dose records shall be updated at least once per year and immediately after any case where radiation dose exceeds the investigation level, dose limit, or upon request;

g) Inspection and examination conclusions and documents on the implementation of the requirements of the competent authorities;

h) Radiation monitoring records for the public, including radiation monitoring results and calibration results of radiation monitoring devices.

2. Organizations and individuals conducting radiation work shall submit the records specified in Clause 1 of this Article to competent state management authorities upon request.

3. Transfer of radiation safety records shall be carried out as follows:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) When radioactive sources, nuclear materials, radioactive devices, or nuclear devices are transferred, the organization or individual conducting radiation work shall transfer the records specified in Points a and b Clause 1 of this Article to the receiving organization or individual; and transfer the records specified in Points c and dd Clause 1 of this Article to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety;

c) When radiation workers move to work for another organization, the organization or individual conducting radiation work shall transfer copies of the records specified in Point e Clause 1 of this Article to the receiving organization or individual.

4. Health records and radiation dose records of radiation workers shall be retained for 30 years from the date the worker ceases to perform radiation work.

Article 17. Internal inspection and supervision of occupational exposure control requirements

1. Organizations and individuals conducting radiation work shall develop plans and organize the internal inspection and supervision of the implementation of radiation safety regulations, rules, and working procedures.

2. Organizations and individuals conducting radiation work shall review, assess, and apply remedial measures for deficiencies in radiation safety management identified through internal inspection and supervision activities.

3. During internal inspection and supervision, organizations and individuals conducting radiation work shall periodically review the following contents:

a) Radiation safety rules and working procedures;

b) Workplace radiation monitoring;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



d) Preparation, retention, and management of radiation safety records;

dd) Boundaries of controlled areas and supervised areas.

4. The results of internal inspection and supervision shall be documented in written records and retained in radiation safety records.

Article 18. Public exposure control

1. Organizations and individuals conducting radiation work shall conduct environmental radiation monitoring in areas surrounding their workplaces to ensure that public exposure from radiation sources of such organizations and individuals is systematically and periodically assessed, at least once a year.

2. Organizations and individuals conducting radiation work in the health sector shall implement the following requirements to ensure public safety:

a) Implement control measures to allow only medical radiation workers and volunteers assisting and caring for patients to remain in the room when patients are being diagnosed or treated using ionizing radiation;

b) Implement measures to prevent unauthorized persons from entering radioactive device control rooms, areas containing radioactive substances, rooms for patients undergoing treatment with radiopharmaceuticals, or rooms for patients implanted with radioactive sources;

c) Allow patients treated with I-131 radiopharmaceuticals to be discharged only when the remaining radioactivity in the patient’s body does not exceed 1100 MBq; upon discharge, the treating physician shall directly provide consultation and written instructions on radiation safety measures for family members and the community;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 19. Radiation control for scrap iron and steel used as production materials

Establishments using scrap iron and steel as production materials shall:

1. Provide radiation detection devices appropriate to the scale, capacity, and operational characteristics of the establishment; organize training and instructions for relevant employees on recognizing abnormal signs and using radiation detection devices;

2. In cases where scrap iron and steel show signs of radioactive contamination or contain uncontrolled radioactive sources or nuclear materials, the establishment shall:

a) Immediately stop introducing that scrap iron and steel consignment into production;

b) Notify in writing the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety or the local Department of Science and Technology within 48 hours from the time the contaminated scrap or materials containing uncontrolled radioactive sources or nuclear materials are detected;

c) Collect, store, and preserve scrap iron and steel contaminated with radioactive substances or containing uncontrolled radioactive sources or nuclear materials in accordance with regulations on radioactive waste management;

d) Apply technical and administrative measures to isolate and restrict access to areas containing contaminated scrap iron and steel or materials containing uncontrolled radioactive sources or nuclear materials.

Article 20. Control and assurance of radiation safety for workers working in environments with high radon-222 concentration

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Employers at workplaces where radon-222 concentration exceeds the level specified in Clause 1 of this Article shall, depending on specific conditions, apply measures to reduce radon-222 concentration such as increasing ventilation, diluting indoor air with outdoor air, conducting air purification using activated carbon, or other appropriate methods.

Article 21. Personal dosimetry devices used in personal dosimetry services

1. Personal dosimeters shall be appropriate for the type of radiation work and shall ensure that the measured values on the dosimeter cannot be arbitrarily altered.

2. Measurement and calibration of personal dosimetry devices shall be performed according to operational quantities of personal dose equivalent specified in Section 1 Appendix II promulgated together with this Circular, specifically:

a) Hp (10) for whole-body effective dose;

b) Hp (3) for equivalent dose to the eye;

c) Hp (0,07) for equivalent dose to the skin.

Article 22. Responsibilities of organizations and individuals providing personal dosimetry services

Organizations and individuals providing personal dosimetry services shall:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Develop and implement a quality assurance program;

3. Provide guidance to organizations and individuals using personal dosimeters in accordance with proper procedures;

4. Ensure that personal dose reports include the following main information: the name of the organization or individual conducting radiation work, the address of the organization, the monitoring period, a list of radiation workers with dose values, measured quantities, and confirmation of the service provider.

5. Immediately report to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and local Departments of Science and Technology cases where radiation workers receive doses exceeding limits;

6. Update personal occupational radiation dose data into the national occupational exposure database in accordance with the guidance of the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety.

Section 2. RADIATION SAFETY IN HEALTH SECTOR

Article 23. General requirements for safety assurance for radioactive devices and devices used in nuclear medicine

1. Radioactive devices used for medical diagnosis and treatment, and devices used in nuclear medicine, shall have quality certificates demonstrating compliance with safety assurance requirements in national standards and national technical regulations. Where national standards or national technical regulations are not available, equivalent international standards of the International Electrotechnical Commission (IEC) or the International Organization for Standardization (ISO) shall be applied.

2. Devices shall be accompanied by documentation including technical specifications, operation and maintenance manuals, and safety instructions. Operation manuals and safety instructions shall be translated into Vietnamese.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



4. Radioactive devices shall have beam control mechanisms that ensure a clear and reliable indication of whether the radiation beam is in the “off” or “on” state.

5. Radioactive devices shall have beam collimation mechanisms to ensure the radiation beam is directed only at the part of the patient’s body requiring diagnosis or treatment.

6. The radiation field used for the diagnosis or treatment of patients shall be uniform; the degree of non-uniformity of the radiation field shall be specified by the supplier in the technical documentation of the devices.

Article 24. Safety requirements for medical diagnostic X-ray devices

Medical diagnostic X-ray devices, aside from complying with the requirements specified in Article 23 of this Circular, shall satisfy the following requirements:

1. Leakage radiation from the X-ray tube head shall not exceed 1 mGy/hour at a distance of 1 meter from the tube housing surface, averaged over an area not exceeding 100 cm2, for all operating modes recommended by the manufacturer;

2. The inherent filtration value of the X-ray tube assembly, expressed in millimeters of aluminum equivalent (mm Al), shall be clearly indicated on the tube housing;

3. A light field beam size indicator shall be provided, except for intraoral dental X-ray devices and mammography X-ray devices;

4. Exposure parameters, including tube voltage (kV), tube current (mA), exposure time (s), or tube current-time product (mAs), shall be displayed on the control panel when setting operating modes and during exposure;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



6. For X-ray devices operating in fluoroscopy and radiography modes, the device shall be equipped with an automatic exposure control (AEC) system or a dead-man switch type exposure control, ensuring that radiation is emitted only when the switch is pressed and held, and emission stops when the switch is released;

7. Mobile X-ray devices shall have connecting cables long enough to ensure that the distance between the device operator and the X-ray tube is at least 2 meters. For other radioactive devices, this minimum distance shall be 3 meters.

8. Image-intensifier fluoroscopy devices used in interventional procedures shall be equipped with lead-rubber shielding curtains installed at the patient table to shield the staff from radiation, and ceiling-suspended shielding to shield the eyes and thyroid of staff during patient monitoring. Lead-rubber shielding curtains shall have a shielding thickness of not less than 0,5 millimeters lead equivalent.

Article 25. Safety requirements for radiotherapy devices

Radiotherapy devices, aside from complying with the requirements specified in Article 23 of this Circular, shall satisfy the following requirements:

1. Irradiation shall be able to be terminated from the control console; resumption of irradiation after interruption shall only be possible from the control console;

2. Radiotherapy devices using radioactive sources shall have at least 2 control mechanisms that automatically return the source to the safe position and terminate irradiation in the event of an incident; in case of power failure, the device shall automatically return the source to the shielded position and keep the source in that position until the device is restarted from the control console;

3. Remote radiotherapy devices using radioactive sources and high-dose-rate (HDR) brachytherapy devices shall be designed so that the source can be manually returned to the shielded position in emergency situations. Gamma knife devices shall have a mechanism for manually closing the source shielding shutter in the event of emergencies;

4. Source housings of remote radiotherapy devices using radioactive sources and source containers of high-dose-rate (HDR) brachytherapy devices shall bear radiation warning signs in accordance with national technical regulations on radiation warning signs.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Sealed radioactive sources used for remote radiotherapy or high-dose-rate (HDR) brachytherapy devices shall comply with ISO 2919:2012 or the National Technical Standard TCVN 6853:2001 on Radiation protection - Sealed radioactive sources - General requirements and classification. In cases of continued use of sealed radioactive sources beyond the service life recommended by the manufacturer, the organization or individual using the source shall conduct leakage tests to confirm that the source remains intact as designed.

2. Radiopharmaceuticals used in nuclear medicine shall be legally authorized for circulation in Vietnam in accordance with pharmaceutical laws, shall only be used for disease prevention, treatment, and functional regulation of the human body, and shall comply with recognized international standards for the following parameters:

a) Radionuclide purity (the percentage of radioactivity of the labeled radionuclide compared to the total radioactivity of radionuclides present in the radiopharmaceutical);

b) Radiochemical purity (the percentage of radionuclides in the desired chemical binding form of the labeled compound compared to the total radionuclides present in the radiopharmaceutical, i.e., radionuclides separated from the labeled compound are considered impurities);

c) Chemical purity (the proportion of the main labeled compound, regardless of radioactivity, compared to the entire radiopharmaceutical preparation. A radiopharmaceutical preparation is the quantity of radiopharmaceutical, prepared and ready for administration to patients);

d) pH value;

dd) Other required parameters in accordance with pharmaceutical laws.

3. All radiopharmaceutical preparations shall be labeled with the following information:

a) Radioisotope and chemical form (drug name and chemical formula);

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Date of radioactivity measurement;

d) Radiochemical impurity measurement results;

dd) Name and address of the manufacturer and date of manufacture;

e) Expiry date;

g) Batch or production lot number;

h) Volume of the radiopharmaceutical preparation (for liquid form);

i) Other labelling information in accordance with pharmaceutical laws.

Article 27. Safety requirements for radiation measuring devices and radiation safety protection devices and tools

1. Organizations and individuals conducting radiation work in the health sector using remote radiotherapy or brachytherapy devices shall be equipped with radiation dose rate measuring devices. Organizations and individuals conducting radiation work in nuclear medicine using radiopharmaceuticals (nuclear medicine establishments) shall be equipped with radiation dose rate measuring devices and surface contamination measuring devices with energy ranges appropriate to the types of radiation emitted from radioactive devices and radioactive sources used at the establishment to regularly monitor environmental background radiation, radioactive contamination, and to control radiation levels when entering areas containing radioactive sources.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Fume hoods with appropriate volume and airflow capacity for the preparation and dispensing of radiopharmaceuticals;

b) Work benches for preparation and dispensing of radiopharmaceuticals equipped with lead shielding screens combined with L-shaped beta radiation shielding materials and lead glass viewing screens;

c) Remote handling tools and source handling tongs for manipulating radioactive sources from a distance;

d) Shielded containers for radiopharmaceuticals with lead shielding and an outer protective casing against breakage;

dd) Specially designed trays for the preparation and dispensing of liquid radiopharmaceuticals;

e) Shielded syringes specially designed for use in nuclear medicine;

g) Disposable automatic pipettes;

h) Tools for handling spilled radioactive substances.

3. Organizations and individuals conducting radiation work in the health sector using radioactive sources in brachytherapy shall be equipped with the following radiation safety protection devices and tools:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) Source handling tools and long-handled tongs;

c) Source storage cabinets with separate compartments for sources of different activities;

d) Source transport containers.

Article 28. Inspection of radioactive devices and calibration of radiation measuring devices

1. Organizations and individuals conducting radiation work in the health sector shall inspect radioactive devices and calibrate radiation measuring devices used at their establishments in accordance with Article 8 of Decree No. 332/2025/ND-CP.

2. Inspection of radioactive devices and calibration of radiation measuring devices shall be performed by organizations or individuals licensed to provide inspection and calibration services.

Article 29. Rooms housing radioactive devices, rooms for working with radioactive sources and radiopharmaceuticals, storage facilities for radioactive sources or radioactive waste, and patient isolation rooms for radiotherapy

1. Rooms housing radioactive devices, rooms for working with radioactive sources and radiopharmaceuticals, storage facilities for radioactive sources or radioactive waste, and patient isolation rooms for radiotherapy shall not be located adjacent to obstetrics departments or pediatric departments.

2. Shielding thickness of walls, floors, ceilings, doors of radioactive device rooms, and observation windows of control rooms shall be calculated and designed in accordance with regulations to ensure that the potential radiation dose in the actual working environment (excluding natural background radiation) does not exceed the following limits:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) At any location outside radiotherapy rooms where the public may pass or where patients wait: not exceeding 1 mSv/year;

c) In control rooms or locations where control consoles of diagnostic medical X-ray devices are installed (except mobile X-ray devices, image-intensifier fluoroscopy devices for interventional radiology and angiography): not exceeding 10 μSv/hour;

d) At any location outside diagnostic X-ray rooms where the public may pass, patients wait, or adjacent working rooms: not exceeding 0,5 μSv/hour.

In cases where diagnostic X-ray rooms are located within residential areas, adjacent to houses or workplaces, the radiation dose rate at all measurement points outside the room shall not exceed the natural background radiation level of the surrounding residential area.

3. Design of remote radiotherapy and high-dose-rate brachytherapy rooms, in addition to shielding requirements, shall include interlock systems for room doors to ensure that the radiotherapy device can only be operated when the door is fully closed and that irradiation is automatically terminated if the door is opened unexpectedly; radiation level monitoring and warning systems and at least one emergency irradiation termination system shall be installed inside the room.

4. Nuclear medicine establishments shall have radiopharmaceutical storage and preparation rooms (dispensing rooms), rooms for administration of radiopharmaceuticals to patients, radioactive waste storage rooms, separate toilets for patients who have received radiopharmaceuticals, gamma camera rooms, patient isolation rooms for treatment of hyperthyroidism or thyroid cancer (if applicable), and washing and decontamination areas for staff after working with radiopharmaceuticals. These rooms and areas shall be designed to provide protection against external exposure and radioactive contamination, specifically as follows:

a) Radiation shielding shall be designed so that the dose rate in public areas, patient waiting areas, and adjacent working rooms does not exceed 0,5 μSv/hour;

b) Floors and walls of rooms with potential radioactive contamination shall be covered with smooth, waterproof, and easily decontaminated materials;

c) Wash basins for staff after handling radiopharmaceuticals shall be equipped with automatic faucets or lever-operated faucets that can be operated by foot or elbow;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



5. Rooms housing radioactive devices, rooms for working with radioactive sources and radiopharmaceuticals, patient isolation rooms for radiotherapy in nuclear medicine or brachytherapy source implantation rooms, and radiotherapy control rooms shall be classified as controlled areas, and the following measures shall be implemented:

a) Radiation warning signs in accordance with the form specified in Appendix II promulgated together with this Circular shall be placed above entrances to controlled areas;

b) Warning lights shall be installed at entrances of radioactive device rooms, brachytherapy source implantation rooms, and radiopharmaceutical preparation rooms, and shall remain illuminated during radiation work;

c) Radiation safety rules shall be posted at entrances to controlled areas; simplified emergency procedures and device operating procedures shall be posted in control rooms;

d) For remote radiotherapy rooms, high dose rate brachytherapy rooms, and patient isolation rooms for radionuclide therapy or source implantation, additional access control measures shall be applied such as barriers, door locks, or direct supervision by staff.

6. Storage facilities for radioactive sources or radioactive waste shall be arranged and designed in accordance with the requirements specified in Article 78 of this Circular.

Article 30. Installation of radioactive devices

The installation of radioactive devices shall satisfy the following requirements:

1. Only one radioactive device shall be installed in each room. For medical diagnostic X-ray devices, 2 devices may be installed in one room, provided that only one device is operated at any given time.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



3. The control console of a radioactive device shall be located outside and adjacent to the device room. It shall be equipped with means for observing the patient and for communication between the operator and the patient.

In cases where a diagnostic medical X-ray device operates at a voltage lower than 150 kV, the control console may be placed inside the device room, provided that it is shielded by a lead screen and the radiation dose rate at the operator position does not exceed 10 μSv/hour.

Article 31. Radiation safety rules and safe operation of radioactive devices

1. Organizations and individuals conducting radiation work in the health sector shall develop procedures for working with radioactive devices and radioactive sources, and radiation safety rules that satisfy the following requirements:

a) Work procedures shall specify the steps for operating radioactive devices, working with radioactive sources, working in areas with risk of exposure or radioactive contamination, caring for patients receiving radiopharmaceuticals or implanted radioactive sources; operating procedures for each device; and treatment protocols for each type of disease;

b) Radiation safety rules shall specify radiation safety protection requirements for medical radiation workers, other employees working at the organizations, individuals conducting radiation work in the health sector, patients, caregivers or assistants to patients, and the public.

2. Operators of radioactive devices shall strictly follow the work procedures, including:

a) Checking device safety before starting and after completing work;

b) Keeping doors closed during device operation;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



d) Paying attention to abnormal signals from radioactive devices and monitoring devices to promptly detect incidents and prevent accidents;

dd) Refraining from removing damaged components in the device protection system or bypassing safety systems to operate the device, including bypassing door interlock systems of radiotherapy rooms.

Article 32. Control of medical exposure

1. The treating physician shall be responsible for ensuring radiation safety for patients and shall have the following responsibilities:

a) Prescribing diagnosis or treatment using ionizing radiation only when the expected benefit to the patient significantly outweighs the potential harm;

b) Refraining from prescribing the method using ionizing radiation where two diagnostic or treatment methods provide the same result;

c) Avoiding prescription of ionizing radiation for examination or treatment of pregnant women, women suspected of being pregnant, or breastfeeding women unless there is a mandatory clinical indication. In such cases, medical staff and device operators must be informed so that appropriate protective measures can be applied for the patient;

d) Ensuring that radiopharmaceuticals are only used for examination and treatment of children when there is a mandatory clinical indication, and the prescribed radioactivity is reduced;

dd) Reviewing previous examination information to avoid unnecessary additional examinations;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Medical staff and radioactive device operators shall be responsible for ensuring radiation safety for patients in the course of their work as follows:

a) Ensuring that all medical exposure is performed only upon prescription by the treating physician and in accordance with the physician’s prescription;

b) Ensuring that the radioactive device used is appropriate.

3. Operators of diagnostic medical X-ray devices, in addition to the general responsibilities for patient protection specified in Clause 2 of this Article, shall implement the following patient protection measures:

a) Ensure that irradiation and imaging are performed in accordance with established device operating procedures;

b) Properly use beam collimation devices so that the minimum exposure dose is delivered to the patient while maintaining image quality suitable for diagnosis;

c) Avoid irradiating radiosensitive organs of the patient, such as gonads, eye lenses, breasts, and thyroid, and appropriate shielding must be used when exposure cannot be avoided;

d) Avoid imaging the abdominal and pelvic areas of pregnant women or women suspected of being pregnant unless there is a mandatory clinical reason, and measures must be applied to minimize the dose to the fetus when such imaging is necessary;

dd) Ensure that patients and unauthorized persons are allowed to remain in the X-ray room while the imaging of another patient is being performed.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



5. Medical staff and technicians responsible for dispensing radiopharmaceutical doses in nuclear medicine shall ensure accurate radiopharmaceutical dose preparation in accordance with the physician’s prescription.

6. Organizations and individuals conducting radiation work in the health sector using radiopharmaceuticals for treatment and accommodating patients who have received radiopharmaceuticals shall ensure that only one patient is accommodated per room. In cases where multiple patients must be accommodated in the same room, mobile lead shields shall be used to ensure that one patient is not exposed to radiation from another patient.

Article 33. Control of exposure for caregivers, assistants, and visitors of patients

Organizations and individuals conducting radiation work in the health sector shall be responsible for:

1. Assigning a person knowledgeable in radiation safety and protection measures to accompany and guide caregivers, assistants, and visitors entering controlled areas;

2. Providing full information and radiation safety instructions to caregivers, assistants, and visitors before they enter controlled areas;

3. Providing appropriate protective equipment to reduce radiation exposure;

4. Ensuring that radiation doses received by caregivers and assistants during the entire period in which the patient undergoes diagnosis, testing, or treatment using ionizing radiation or radiopharmaceuticals do not exceed the following dose constraints:

a) For persons aged 18 years or older: 5 mSv;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Chapter III

SAFE TRANSPORT OF RADIOACTIVE MATERIALS

Section 1. GENERAL REGULATIONS ON TRANSPORT OF RADIOACTIVE MATERIALS

Article 34. Safety assurance plans

Organizations and individuals involved in the transport of radioactive materials shall establish and implement a safety assurance plan. This plan shall include the following requirements:

1. Optimization of radiation safety measures during transport so that the radiation dose received by any individual is lower than the dose limits specified in Appendix I promulgated together with Decree No. 332/2025/ND-CP, and measures shall be implemented to minimize radiation dose and the number of exposed persons.

2. Radiation protection plans for individuals, monitoring of radioactive contamination of packages, radioactive material preparation areas, storage areas, and transport vehicles; inspection records shall be prepared and retained.

3. Personnel involved in the transport process shall be trained in radiation safety at an organization licensed to provide radiation safety training services. They must also understand the fire prevention and firefighting rules and regulations on the safe transport of radioactive materials.

4. Radioactive packages shall be isolated from transport personnel and the public. Separation distance shall be calculated based on the following dose criteria:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) For members of the public passing through areas containing radioactive materials: 1 mSv/year.

5. Radioactive packages shall be kept away from undeveloped film, and the separation distance shall be calculated based on the following dose criterion: 0,1 mSv per consignment of film.

Article 35. Security assurance plans

Organizations and individuals involved in the transport of radioactive materials shall establish and implement a security assurance plan in accordance with the guidance in Appendices III, IV, and V promulgated together with Decree No. 332/2025/ND-CP.

Article 36. Emergency response plans for transport

Organizations and individuals involved in the transport of radioactive materials shall establish and implement an establishment-level emergency response plan in accordance with the guidance in Appendix VI promulgated together with Decree No. 332/2025/ND-CP.

Article 37. Quality assurance

Organizations and individuals involved in transport activities shall establish and implement a quality assurance program in accordance with the guidance of the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety.

Section 2. CLASSIFICATION OF RADIOACTIVE MATERIALS

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Low specific activity radioactive materials include: LSA-I, LSA-II, and LSA-III.

1. LSA-I includes:

a) Uranium ore, thorium ore, or concentrates thereof, and other ores containing naturally occurring radionuclides used for producing those radionuclides;

b) Natural uranium, depleted uranium, natural thorium, or their compounds or mixtures, provided they are unirradiated and in solid or liquid form;

c) Radioactive materials for which the A2 value is unlimited, except fissile materials that are not exempted as specified in Clause 1 Article 42 of this Circular;

d) Other radioactive materials in which activity is uniformly distributed and the average specific activity does not exceed 30 times the activity concentration values specified in Column 4 Table 1 Appendix 5 promulgated together with this Circular, except fissile materials not exempted as specified in Clause 1 Article 42 of this Circular.

2. LSA-II includes:

a) Water with tritium concentration up to 0,8 TBq/L;

b) Other radioactive materials in which activity is uniformly distributed and the average specific activity does not exceed 10-4 A2 TBq/g for solids and gases, and 10-5 A2 TBq/g for liquids.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Radioactive materials distributed in a solid or radioactive materials distributed in a solidifying agent (such as concrete, asphalt, ceramic, etc.);

b) Radioactive materials in solid form with average specific activity (excluding shielding materials) not exceeding 2 x 10-3 A2 TBq/g.

4. A single package containing LSA-II or LSA-III materials in non-combustible solid form transported by air shall ensure that the activity of the transported radioactive source does not exceed 3000 A2.

5. The radioactivity contained in a single package of LSA material shall not exceed the dose rate limits specified in Clause 4 Article 52, and the activity in a single package shall also not exceed the activity limits per transport vehicle specified in Table 4 Appendix 6 promulgated together with this Circular.

Article 39. Surface contaminated objects

Surface contaminated objects include: SCO-I, SCO-II, and SCO-III.

1. SCO-I is a solid object with the following characteristics:

a) Non-fixed radioactive contamination on accessible surfaces, averaged over an area of 300 cm2 (or the entire surface area if less than 300 cm2), not exceeding 4 Bq/cm2 for beta emitters, gamma emitters, and low-toxicity alpha emitters, or 0,4 Bq/cm2 for other alpha emitters;

b) Fixed radioactive contamination on accessible surfaces, averaged over an area of 300 cm2 (or the entire surface area if less than 300 cm2), not exceeding 4 x 104 Bq/cm2 for beta emitters, gamma emitters, and low-toxicity alpha emitters, or 4 x 103 Bq/cm2 for other alpha emitters;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. SCO-II is a solid object that may have fixed or non-fixed contamination exceeding the limits for SCO-I and with the following characteristics:

a) Non-fixed contamination on accessible surfaces averaged over 300 cm2 (or the entire surface area if less than 300 cm2), not exceeding 400 Bq/cm2 for beta, gamma, and low-toxicity alpha emitters, or 40 Bq/cm2 for other alpha emitters;

b) Fixed contamination on accessible surfaces averaged over 300 cm2 (or the entire surface area if less than 300 cm2), not exceeding 8 x 105 Bq/cm2 for beta, gamma, and low-toxicity alpha emitters, or 8 x 104 Bq/cm2  for other alpha emitters;

c) Non-fixed contamination plus fixed contamination on inaccessible surfaces averaged over 300 cm2 (or the entire surface area if less than 300 cm2), not exceeding 8 x 1 o5 Bq/cm2 for beta, gamma and low-toxicity alpha emitters, or 8 x 104 Bq/cm2 for other alpha emitters.

3. SCO-III is a large solid object that cannot be transported in any package type specified in this Circular and has the following characteristics:

a) All openings and gaps are sealed to prevent the release of radioactive materials and transport conditions comply with Article 52 of this Circular;

b) The object shall be transported in a dry condition;

c) Non-fixed contamination on the external surface shall not exceed the limits specified in Clause 1 Article 51 of this Circular;

d) Non-fixed contamination plus fixed contamination on inaccessible surfaces averaged over 300 cm2 (or the entire surface area if less than 300 cm2), not exceeding 8 x 105 Bq/cm2  for beta, gamma, and low-toxicity alpha emitters, or 8 x 104 Bq/cm2 for other alpha emitters.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Special-form radioactive materials are radioactive materials in solid form or contained in a sealed capsule that prevents the dispersion of radioactive materials into the surrounding environment. The sealed capsule constituting special-form radioactive materials shall be fabricated so that it can only be opened by destroying it. Special-form radioactive materials shall have at least one dimension not less than 5 millimeters.

2. The design (if any) of special- form radioactive materials shall be approved by the competent authority of the country of origin of the design.

Article 41. Low-dispersible radioactive materials

1. A low-dispersible radioactive material is a radioactive material for which the total quantity contained in a package results in an unshielded radiation dose rate at a distance of 3 meters from the material not exceeding 10 mSv/h.

2. The design (if any) of low-dispersible radioactive materials shall be approved by the competent authorities of the country of design origin, the country of destination, and any transit countries.

Article 42. Fissile materials

1. Packages containing fissile materials shall be classified in accordance with Table 7 Appendix 6 promulgated together with this Circular, except in cases meeting one of the following conditions:

a) Limits on the mass of fissile materials in a consignment where the smallest external dimension of each package is not less than 10 centimeters:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



M2 is the mass of other fissile materials (g);

X and Y are values determined in Table 2 Appendix 6 promulgated together with this Circular;

and meeting one of the following conditions: each package contains no more than 15 g of fissile materials; the fissile material is a homogeneous hydrogenous solution or mixture with a mass ratio of fissile nuclides to hydrogen less than 5%; there is no more than 5 g of fissile materials in any 10 liters of volume;

b) Uranium-235 enriched to a maximum of 1% by mass, and the total mass of plutonium and uranium-233 does not exceed 1% of the mass of uranium-235, provided that fissile nuclides are distributed essentially uniformly. Stacking is not permitted if uranium-235 is in plate, oxide, or carbide form;

c) Uranyl nitrate solution in which uranium-235 enrichment does not exceed 2% by mass, with the total mass of plutonium and uranium-233 not exceeding 0,002% of the uranium mass, and the atomic ratio of nitrogen to uranium is at least 2;

d) In a consignment, the mass of plutonium does not exceed 20% of the mass of fissile nuclides, and the total plutonium mass does not exceed 1 kg. In other cases, transport shall be under exclusive use.

2. Packages containing fissile materials shall not contain:

a) A mass of fissile materials different from the value approved for the package design;

b) Radionuclides or fissile materials different from those approved for the package design;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



3. Package designs for fissile materials must be approved by the competent authorities of the country of design origin, the country of destination, and any transit countries.

Article 43. Uranium hexafluoride (UF6)

1. Uranium hexafluoride shall be classified in accordance with Table 7 Appendix 6 promulgated together with this Circular, and packages containing uranium hexafluoride shall not contain:

a) A mass of UF6 different from the value approved by the competent authority for the package design;

b) A mass of UF6 exceeding the value that would result in a loss of more than 5% at the maximum allowable temperature of the package;

c) UF6 not in solid form or with internal pressure greater than atmospheric pressure at the start of transport.

2. Package designs containing 0,1 kg or more of UF6 shall be approved by the competent authority of the country of design origin. Package designs containing 9.000 kg or more of UF6 shall also be approved by the competent authorities of the country of design origin, the country of destination, and any transit countries.

Section 3. CLASSIFICATION OF RADIOACTIVE PACKAGES

Article 44. Excepted packages

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Packages containing instruments, articles, or radioactive materials with radioactivity not exceeding the values specified in Table 1 Appendix 6 promulgated together with this Circular;

3. Packages containing articles produced from natural uranium, depleted uranium, or natural thorium;

4. Designs of excepted packages do not require approval by the competent authorities of the country of design origin, the country of destination, or any transit countries.

Article 45. Industrial packages

Industrial packages are packages containing LSA and SCO. The quantity of radioactive materials in a package shall be limited so that the activity per transport vehicle does not exceed the values specified in Table 4 Appendix 6 promulgated together with this Circular. Industrial packages include:

1. Industrial Package Type 1 (IP-1) containing:

a) LSA-I in solid form;

b) LSA-I in liquid form transported under exclusive use;

c) SCO-I.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) LSA-I in liquid form transported not under exclusive use;

b) LSA-II in solid form;

c) LSA-II in liquid and gas form transported under exclusive use;

d) LSA-III transported under exclusive use;

dd) SCO-II.

3. Industrial Package Type 3 (IP-3) containing:

a) LSA-II in gas and liquid form transported not under exclusive use;

b) LSA-III transported not under exclusive use.

4. Designs of industrial packages do not require approval by the competent authorities of the country of design origin, the country of destination, or any transit countries.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. A package containing special-form radioactive materials with activity not exceeding A1 TBq, where A1 is the value used to determine the activity limit for special-form radioactive materials permitted for transport in a radioactive package. A1 values are specified in Column 2 Table 1 and Column 2 Table 2 Appendix 5 promulgated together with this Circular.

2. A package containing other radioactive materials with activity not exceeding A2 TBq, where A2 is the value used to determine the activity limit for radioactive materials not in special-form permitted for transport in a radioactive package. A2 values are specified in Column 3 Table 1 and Column 3 Table 2 Appendix 5 promulgated together with this Circular.

3. For packages containing mixtures of radionuclides with known names and radioactivities, the activities shall satisfy:

Where:

A1(i) is the A1 value for radionuclide i;

A2(j) is the A2 value for radionuclide j;

B(i) is the activity of radionuclide i in special-form radioactive materials;

C(j) is the activity of radionuclide j in radioactive materials not in special form.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 47. Type B packages

1. A Type B package shall not contain:

a) Radioactive materials with activity greater than the value approved for the package design;

b) Radionuclides other than those approved for the package design;

c) Radioactive materials with a physical or chemical form different from that approved for the package design.

2. If a Type B package is transported by aircraft, it shall comply with Clause 1 of this Article and the following conditions:

a) For a package containing special-form radioactive materials: the activity shall not exceed 3.000A1 TBq or 100.000A2 TBq;

b) For a package containing other radioactive materials: the activity shall not exceed 3.000A2 TBq.

3. Type B packages include B(U) and B(M):

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) The design of a Type B(M) package shall be approved by the competent authorities of the country of design origin, the country of destination, and transit countries.

Article 48. Type C packages

1. A Type C package shall not contain:

a) Radioactive materials with activity greater than the value approved for the package design;

b) Radionuclides other than those approved for the package design;

c) Radioactive materials with a physical or chemical form different from that approved for the package design.

2. The design of a Type C package shall be approved by the competent authority of the country of design origin. If the Type C package contains fissile materials, the design shall be approved by the competent authorities of the country of design origin, the country of destination, and any transit countries.

Section 4. REGULATIONS ON TRANSPORT

Article 49. Requirements before transport

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. For packages that have been approved and certified by the competent authority, the requirements specified in the certificate shall be complied with.

3. For special-form radioactive materials and low-dispersible radioactive materials approved by the competent authority, the requirements specified in the certificate shall be complied with.

4. Type B(U), B(M), and C packages must be maintained under stable temperature and pressure conditions before transport, unless exemption from these requirements is granted by the competent authority approving the design.

5. Type B(U), B(M), and C packages, as well as packages containing fissile materials, must be inspected before transport to ensure that no radioactive leakage occurs to the outside.

Article 50. Transport with other goods

1. A package shall not contain any items other than those necessary for the use of the radioactive materials, and such items shall not affect the safety of the package.

2. If a container previously used for transport of radioactive materials is used for temporary storage or transport of other goods, the container shall be decontaminated to levels lower than 0,4 Bq/cm2 for beta emitters, gamma emitters, and low-toxicity alpha emitters; or 0,04 Bq/cm2 for other alpha emitters.

3. While being transported, packages shall be separated from food, pharmaceuticals, and other dangerous goods.

Article 51. Control of radioactive contamination

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) 4 Bq/cm2 for beta emitters, gamma emitters, and low-toxicity alpha emitters;

b) 0,4 Bq/cm2 for other alpha emitters.

These limits shall be averaged over an area of 300 cm2  or over the entire surface if the surface area is less than 300 cm2.

2. Non-fixed radioactive contamination on the external and internal surfaces of packaging, containers, tanks, and transport vehicles shall not exceed the limits specified in Clause 1 of this Article.

3. If a package is damaged, leaking radioactive materials, or suspected to be damaged or leaking, it shall be isolated, and the affected area shall be cordoned off. Radioactive contamination shall be assessed for the package, transport vehicle, and loading/unloading area. If necessary, radioactive contamination shall be assessed for all other items transported on the same vehicle.

Packages damaged or leaking radioactive materials exceeding the permissible limits specified in Articles 50 and 51 of this Circular shall be transported to an appropriate location for repair and decontamination until the original conditions are restored before further transport.

4. Vehicles and equipment used in transport shall be inspected to determine radioactive contamination levels. The inspection frequency shall depend on the level of use, but shall not be less than once per year.

Vehicles and equipment contaminated beyond the limits specified in Clause 1 of this Article or with a radiation dose rate at the surface greater than 5 μSv/h shall be decontaminated, and may only be reused when contamination levels and radiation dose rate comply with the limits specified in this Article.

5. For exclusive use, the requirements in Clauses 1 and 4 of this Article shall not apply to the control of contamination on internal surfaces of containers, tanks, and vehicles used for transport of unpackaged radioactive materials.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. The TI for each package, overpack, container, or unpackaged LSA-I, SCO-I, or SCO-III shall be determined as follows:

a) For packages containing radioactive materials other than fissile materials, measure the maximum radiation dose rate (mSv/h) at 1 meter from the external surface of the package. Multiply the measured value by 100; the result is the TI;

b) For packages containing fissile materials, the maximum radiation dose rate at 1 meter from the external surface of the package shall be taken as follows: 0,4 mSv/h for uranium and thorium ore and physical concentrates; 0,3 mSv/h for thorium chemical concentrates; 0,02 mSv/h for uranium chemical concentrates except uranium hexafluoride. Multiply this value by 100 to obtain the TI;

c) For containers and unpackaged LSA-I and SCO-I, measure the maximum radiation dose rate at 1 meter from the external surface of the container or materials. Multiply the measured value by the corresponding factor specified in Table 5 Appendix 6 of this Circular; the result is the TI;

d) TI values obtained in Points a, b, and c shall be rounded up to the first decimal place, except values equal to or less than 0,05, which shall be considered 0.

2. The TI for a container or transport vehicle containing multiple packages shall be determined as the sum of the TI of all packages or by direct measurement of radiation dose rate in accordance with Clause 1 of this Article.

3. The TI for an overpack shall be determined as the sum of the TI of all packages inside. Direct measurement of radiation dose rate shall not be applied to overpacks.

4. Allowable TI:

a) TI of each package shall not exceed 10, except for exclusive use transport;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) For transport of LSA-I materials, no limit is specified for total TI;

d) For exclusive use, no limit is specified for total TI.

Article 52. Radiation dose rate conditions during transport

1. For excepted packages, the radiation dose rate at the package surface shall not exceed 5 μSv/h.

2. For other package types, the radiation dose rate on the external surface of the package shall not exceed 2 mSv/h.

3. For unpackaged devices or articles, the radiation dose rate at 10 cm from the external surface shall not exceed 0,1 mSv/h.

4. For LSA or SCO contained in each industrial package type IP-1, IP-2, or IP-3, the dose rate at 3 meters from the unshielded LSA or SCO shall not exceed 10 mSv/h.

5. For exclusive use transport:

a) By road or railway: the radiation dose rate on the external surface of each package may exceed 2 mSv/h but shall not exceed 10 mSv/h provided that the transport vehicle is protected or enclosed so that no person other than authorized persons can enter during transport; the package is secured in a fixed position inside the vehicle; the package is not loaded or unloaded during transport;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



6. For transport vehicles carrying packages or containers, the radiation dose rate at any point on the vehicle surface (including top and underside) shall not exceed 2 mSv/h, and the radiation dose rate at 2 meters from the external surface of the vehicle shall not exceed 0,1 mSv/h.

7. At the location where personnel sit in the transport vehicle, the radiation dose rate shall not exceed 0,02 mSv/h if they are not shielded from radiation.

Article 54. Determination of Criticality Safety Index (CSI) and allowable CSI for transport

1. The CSI for a package containing fissile materials shall be determined by dividing 50 by N, where N is the smaller value determined under the following two conditions:

a) Under normal transport conditions, “N” is determined by taking 5N packages arranged and packaged in a configuration that allows maximum neutron production while remaining subcritical under the following conditions:

No spacing between packages, and packages arranged so that all surfaces are reflected by a water wall at least 20 cm thick;

b) Under hypothetical accident conditions, “N” is determined by taking 2N packages arranged and packaged in a configuration that allows maximum neutron production while remaining subcritical under the following conditions:

Hydrogen-containing moderator between packages, and packages arranged so that all surfaces are reflected by a water wall at least 20 cm thick.

2. The CSI for packaging or containers containing multiple packages shall be equal to the sum of the CSI of all packages. A CSI of 0 for packaging or containers means the number of subcritical packages in that packaging or container is unlimited.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) CSI of a package, packaging, or container shall not exceed 50, except for exclusive use transport. Consignments containing multiple packages or containers shall be arranged and stored in groups, with a minimum distance of 6 meters between groups;

b) The total CSI for containers or transport vehicles under exclusive use or non-exclusive use shall comply with Table 9 Appendix 6 of this Circular.

Article 55. Package marking

1. The external surface of the package shall clearly display the following information:

a) Name of the consignor and consignee;

b) UN number in accordance with Table 7 Appendix 6 promulgated together with this Circular;

c) Package mass if greater than 50 kg;

d) Package type designation corresponding to the approved design:

Industrial packages: IP-1, IP-2, IP-3 (or IF for packages containing fissile materials); Type A packages: Type A (or AF for packages containing fissile materials); Type B packages: Type B(U) or Type B(M) (or B(U)F or B(M)F for packages containing fissile materials); Type C packages: Type C (or CF for packages containing fissile materials);

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. For LSA-I or SCO-I materials with surface radioactive contamination not exceeding 10 times the limits specified in Article 51 of this Circular and transported under exclusive use, the external surface of the container or packaging shall be marked: “PHÓNG XẠ LSA-I” (RADIOACTIVE LSA-I) or “PHÓNG XẠ SCO-I” (RADIOACTIVE SCO-I).

3. For import or export packages, explanatory words may be written in Vietnamese or English.

Article 56. Package labelling

1. Packages shall be categorized for labelling in accordance with Table 6 Appendix 6 promulgated together with this Circular, and according to the following principles:

a) If the TI meets the conditions for one category but the surface radiation dose rate meets another category, the package shall be assigned to the higher category;

b) Packages shall be labelled according to their category;

c) Labels shall comply with Figures 2, 3, and 4 Appendix 4 promulgated together with this Circular. Packages containing fissile materials shall additionally bear the label specified in Figure 6 Appendix 4;

d) For import or export packages, label contents may be written in Vietnamese or English.

2. Labels not related to the contents of the package shall be removed or covered.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



4. Labels shall contain the following information:

a) Name of the radionuclide (using symbols as specified in Table 1 Appendix 5 promulgated together with this Circular), except for LSA-I. For mixtures of radionuclides, the most significant radionuclide shall be indicated on the label. For LSA-I, it is sufficient to indicate “LSA-I”;

b) Activity: maximum activity of radionuclides in Bq with appropriate prefixes (kBq, MBq, etc.). For fissile materials, the mass shall be indicated in grams;

c) TI: not required for Category I-WHITE labels. For fissile materials, CSI shall also be indicated.

Article 57. Warning labels for containers and transport vehicles

1. Containers or tanks containing packages other than excepted packages shall bear four yellow warning labels in accordance with Figure 5 Appendix 4 promulgated together with this Circular. For import or export packages, the word “PHÓNG XẠ” may be written in English as “RADIOACTIVE”. Warning labels shall be affixed vertically on each side and at the edges of the container or tank. Labels specified in Figures 2, 3, and 4 Appendix 4, with a minimum size as specified in Figure 5 Appendix 4, may be used instead of the warning label.

2. Transport vehicles carrying radioactive materials shall bear three yellow labels in accordance with Figure 5 Appendix 4 promulgated together with this Circular on both sides and the rear of the transport vehicle.

3. Containers or tanks containing consignments of LSA-I or SCO-I transported unpackaged, consignments of packaged radioactive materials transported under exclusive use, or consignments of SCO-III, shall display the UN number corresponding to the radioactive materials in black digits at least 65 millimeters high by one of the following methods:

a) Placed in the lower half of the label specified in Figure 5 Appendix 4 promulgated together with this Circular;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



When using the method specified in Point b, the supplementary placard shall be placed immediately adjacent to the main placard, specified in Figure 5 Appendix 4, on all four sides of the container or tank containing the consignment or SCO-III object.

Article 58. Segregation during transport and transit storage

1. During transport and transit storage, packages and containers containing radioactive materials shall be segregated from:

a) Persons and undeveloped photographic films in accordance with Clauses 4 and 5 Article 34 of this Circular;

b) Other dangerous goods: flammable, explosive, or toxic substances.

2. Packages or consignments classified as Category II-YELLOW or III-YELLOW shall not be carried in passenger compartments unless the compartment is reserved exclusively for specially authorized accompanying persons.

3. During storage of fissile materials, groups of packages or containers with CSI exceeding 50 shall be placed at least 6 meters apart.

4. The carrier shall be responsible for ensuring that the required segregation is maintained throughout transport and transit storage.

Article 59. Arrangement of packages during transport and transit storage

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. The arrangement of packages shall ensure that the average heat flux on the surface of the package does not exceed 15 W/m2.

3. Packages shall be loaded into containers or transport vehicles so that the surface radiation dose rate, Transport Index (TI), and Criticality Safety Index (CSI) do not exceed the limits specified in Clause 6 Article 52, Clause 3 Article 53, and Clause 3 Article 54 of this Circular.

Article 60. Regulations on transport of empty packaging

Empty packaging that previously contained radioactive materials shall be transported in the same manner as excepted packages under the following conditions:

1. Empty packaging shall be properly maintained and leak-tight.

2. Packaging made of uranium or thorium shall be covered with metal cladding or other strong materials.

3. Non-fixed radioactive contamination inside the packaging shall not exceed 100 times the limit specified in Point a Clause 1 Article 39 of this Circular.

4. Previously used labels shall be removed or covered.

Article 61. Regulations on transport by road

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Only automobiles may be used for the transport of radioactive materials. Vehicles used for the transport of radioactive materials shall have a high level of safety;

2. Transport of passengers in vehicles carrying radioactive materials is prohibited, except in the case of transport of excepted packages;

3. Vehicles with covered bodies shall be used when transporting packages susceptible to water penetration;

4. Vehicles with trailers shall not be used for the transport of radioactive materials;

5. Vehicles shall bear labels in accordance with Article 57 of this Circular, and the consignor shall be responsible for correct labelling;

6. When the vehicle is parked, it shall be guarded, except where the radiation dose rate at all points around the vehicle is less than 5 µSv/h, and the package compartment is locked to prevent unauthorized removal of packages. The vehicle shall be parked at least 50 meters away from residential areas, except when unloading into a warehouse;

7. The driver shall hold a radiation safety training certificate, be trained in incident response during transport, and be equipped with an appropriate dose-measuring device. If the driver does not meet these requirements, each consignment shall be accompanied by an escort (except for the transport of excepted packages). The escort shall meet the above requirements.

Article 62. Regulations on transport by railway

Organizations and individuals involved in the transport of radioactive materials by railway, aside from complying with Articles 49 through 59 of this Circular, shall also comply with the following regulations:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Railcars transporting radioactive materials shall bear labels in accordance with Article 57 of this Circular on the outside of both sides of the railcar. If the railcar has no side walls and carries containers, the labels on the containers shall be sufficient. The consignor shall be responsible for correct labelling;

3. During transport (except for transport of excepted packages), an escort shall be required. The escort shall hold a radiation safety training certificate, be trained in incident response during transport, and be equipped with an appropriate dose-measuring device.

Article 63. Regulations on transport by air

Organizations and individuals involved in the transport of radioactive materials by air, aside from complying with Articles 49 through 59 of this Circular, shall also comply with the following regulations:

Packages or containers containing radioactive materials with any of the following characteristics shall not be transported by air:

1. Type B(M) packages under exclusive use;

2. Type B(M) packages that require external cooling during transport, or packages containing flammable liquids;

3. Packages with surface radiation dose rate greater than 2 mSv/h, except where specially approved.

Section 5. RESPONSIBILITIES FOR ENSURING RADIATION SAFETY

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. The consignor shall be responsible for ensuring radiation safety during transport from the stages of packaging inspection, package preparation, surface decontamination (if necessary), sealing, and labelling until the package is handed over to the carrier. The consignor shall prepare packages in accordance with this Circular, national technical regulations, and other regulations on the transport of goods.

2. The consignor shall attach transport documents containing the following information:

a) Proper shipping name as specified in Table 6  Appendix 6 promulgated together with this Circular;

b) United Nations hazard class number: “7”;

c) UN number of the radioactive material as specified in Table 7 Appendix 6 promulgated together with this Circular, written after the letters “UN”;

d) Name or symbol of the radionuclide; for mixtures of radionuclides, use an appropriate general description or list the most significant radionuclides;

dd) Description of the chemical and physical form of the radioactive material, or alternatively the words “vật liệu phóng xạ dạng đặc biệt” (special-form radioactive material) or “vật liệu phóng xạ phát tán thấp” (low-dispersible radioactive material) as appropriate;

e) Maximum activity of the radionuclide in Bq with appropriate prefix (kBq, MBq, etc.). For fissile materials, the mass in g shall be stated;

g) Package category: I-WHITE, II-YELLOW, or III-YELLOW;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



i) Identification number issued by the national competent authority in the approval certificate (for special-form radioactive materials, low-dispersible radioactive materials, special approval, package design);

k) For consignments consisting of packages within a container, a detailed description of the contents of each package inside the container shall be provided. If packages are to be removed from the container at an intermediate unloading point, appropriate transport documents shall be prepared in advance;

l) If the consignment is transported under exclusive use, the words “VẬN CHUYỂN SỬ DỤNG ĐỘC QUYỀN” (EXCLUSIVE USE SHIPMENT) shall be included;

m) Total activity of the consignment expressed as multiples of A2 for LSA-II, LSA-III, SCO-I, and SCO-II. For radioactive materials with an unlimited A2 value, the activity value shall be recorded as 0.

3. The consignor shall certify that the contents of the consignment are fully and accurately described, properly classified, packaged, marked, and labelled, as well as in compliance with transport conditions according to applicable laws and international regulations (if the consignment passes through another country). The date must be clearly stated, and the document signed.

4. The consignor shall notify the carrier in writing, included in the transport documents, of the necessary requirements, including at least the following:

a) Additional requirements for stowage, storage, and loading and unloading of packages, including special storage for heat dissipation safety;

b) Restrictions on modes of transport or transport vehicles and necessary instructions during transport;

c) Procedures for handling incidents or accidents involving the consignment.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. In addition to current regulations on the transport of goods, the carrier shall only accept the consignment when:

a) All required declarations, approval certificates issued by the competent authority, transport permits as required by law, and transport instructions are available;

b) Packages, consignments, and containers are carefully checked to ensure consistency with the declaration and compliance with this Circular. If any non-compliance is detected, the carrier may refuse transport, prepare a written report, and send copies to the relevant parties (consignor, consignee), as well as the competent authority.

2. Ensure radiation safety throughout the entire transport process, including transit storage, and maintain a logbook of radiation dose rate readings during transport.

3. Notify the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the Department of Science and Technology in the local area along the transport route of the transport plan and route for radioactive materials.

Article 66. Responsibilities of consignees

1. Cooperate with the consignor and carrier in receiving the consignment safely and on time, and promptly removing packages from the receiving location.

2. Participate in remediation and consequence mitigation with relevant organizations and individuals when an incident occurs.

3. Immediately report to the consignor and the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety if the received goods do not match the transport contract in terms of type, quantity, or if packages show signs of damage, tampering, or radioactive leakage.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Cooperate with the carrier and consignee in ensuring the safe receipt and prompt release of radioactive packages at the receiving location.

2. Participate in incident response and remediation with relevant parties when an incident occurs.

3. Immediately report to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety when radioactive packages show signs of damage, tampering, radioactive leakage, or when radioactive packages are unclaimed.

Article 68. Inspection, supervision and management by customs authorities

1. If there is suspicion that a package contains illegal goods, the customs authority shall suspend customs procedures or clearance and notify the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the local Department of Science and Technology for cooperation in inspection and handling.

2. Inspection of packages shall be conducted in the presence of representatives of the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the local Department of Science and Technology, at a location that ensures radiation safety and is equipped with appropriate radiation monitoring equipment.

3. If a package must be opened for inspection, it shall be repacked as originally before being handed back to the carrier or consignee.

4. Unclaimed radioactive consignments shall be reported by the customs authority and handled in cooperation with the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety.

Article 69. Handling incidents and accidents during transport of radioactive materials

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Immediately notify: the authority issuing the transport permit for radioactive materials; the police authority and the local Department of Science and Technology where the incident has occurred; the vehicle owner; the consignor; and the consignee;

b) Move victims (if any) away from the accident area (downwind direction) for first aid and transport them to the nearest organization or individual that performs medical radiation work;

c) Check for fire or explosion hazards (if any) and take remedial measures;

d) Isolate the public from the accident area within a distance of 50 meters to 200 meters, and prevent unauthorized persons from entering the area.

2. Upon receiving notification of the incident or accident, the relevant parties specified in Point a Clause 1 of this Article shall immediately send personnel with necessary equipment to the scene to respond and mitigate consequences according to the emergency plan prepared in advance in accordance with Article 36 of this Circular. Depending on the severity of the incident or accident, the following measures may be taken:

a) Establish an incident/accident remediation team;

b) Conduct radiation monitoring, establish boundaries of the incident area, and carry out recovery work;

c) Decontaminate the incident/accident area, transport vehicles, packages, persons, clothing, and protective devices;

d) Inspect water sources and food;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



e) Identify individuals exposed to excessive radiation doses for health monitoring;

g) Determine the cause and prepare incident and accident records.

3. Immediately after the accident, the carrier shall submit a detailed written report on the accident to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety, the local Department of Science and Technology, and the local police authority.

4. In case of loss of a radioactive consignment, immediate notification shall be made to:

a) The Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety;

b) The local police authority;

c) The local Department of Science and Technology;

d) The consignor.

The carrier shall provide necessary information to facilitate the search and recovery of the lost package.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Chapter IV

MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTE AND SPENT RADIOACTIVE SOURCES BEFORE DISPOSAL

SECTION 1. GENERAL REGULATIONS ON MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTE AND SPENT RADIOACTIVE SOURCES BEFORE DISPOSAL

Article 70. General requirements

1. The management of radioactive waste and spent radioactive sources shall comply with the principles prescribed in Clause 3 Article 36 of the Law on Atomic Energy.

2. Radioactive waste shall be managed to ensure safety for humans and the environment from the time it is generated until it is authorized for disposal as non-hazardous waste, disposed of in accordance with regulations, or recycled in the case of radioactively contaminated metal objects. Spent radioactive sources shall be managed to ensure safety for humans and the environment until they are returned to the foreign manufacturer or supplier, or disposed of in accordance with regulations.

3. Propriety shall be given to management strategies in the following order:

a) Minimize the generation of radioactive waste to the lowest level reasonably achievable;

b) Reuse and recycle radioactive waste where radiation safety requirements are met and consistent with the intended use;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



4. Radioactive waste and spent radioactive sources shall be strictly managed to ensure that the total radiation dose to radiation workers and the public does not exceed the dose limits specified in Appendix I promulgated together with Decree No. 332/2025/ND-CP.

5. In cases where radioactive waste contains hazardous non-radioactive components, aside from complying with this Circular, it shall also comply with regulations on hazardous waste management.

6. Waste containing radionuclides generated during radiation work may only be discharged directly into the environment when the radioactivity concentration in the waste does not exceed the disposal level, or the total activity of radionuclides in gaseous or liquid waste does not exceed the permitted discharge radioactivity level prescribed by the state management authority, and such discharge activities must be authorized in the radiation work license.

7. Radioactively contaminated metal objects, including iron, copper, lead, aluminum, and products obtained from melting such metals, may be recycled if the activity concentration of radionuclides in the metal and the surface contamination level are less than or equal to the recycling clearance levels specified in Appendix 8 promulgated together with this Circular.

8. It is strictly prohibited to add non-radioactive materials to radioactive waste for the purpose of reducing radioactivity concentration to meet clearance levels for environmental discharge or recycling clearance levels.

Article 71. Classification of radioactive waste

1. Classification based on radionuclide characteristics in radioactive waste

a) Radioactive waste exempt from declaration and radiation work license is waste with activity concentration or total activity of radionuclides less than or equal to disposal levels.

b) Very short-lived low-level radioactive waste is waste containing only radionuclides with half-lives less than 100 days and capable of decaying to below disposal levels within 5 years from generation.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



d) Long-lived low- and intermediate-level radioactive waste is radioactive waste containing radionuclides with half-lives greater than 30 years or alpha-emitting radionuclides with an average activity concentration greater than 400 Bq/g but not exceeding 104 TBq/m3.

dd) High-level radioactive waste is radioactive waste containing radionuclides with activity concentration greater than 104 TBq/m3.

2. Classification based on physical, chemical, and biological characteristics

Based on physical, chemical, and biological characteristics, radioactive waste is classified as follows:

a) Solid, liquid, or gaseous waste;

b) Combustible waste;

c) Compressible waste;

d) Biological waste;

dd) Metal waste.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Acceptance criteria for radioactive waste packages are a set of conditions and technical requirements specifying the characteristics of packaged and unpackaged radioactive waste corresponding to each treatment and storage activity.

2. Organizations and individuals licensed to conduct radiation work involving the treatment and storage of radioactive waste shall develop acceptance criteria for radioactive waste packages. These acceptance criteria shall be included in the dossier for a radiation work license and shall be appraised by the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety.

3. Organizations and individuals licensed for treatment and storage of radioactive waste shall establish and maintain an appropriate control system to ensure radioactive waste under their management meets the acceptance criteria.

4. Organizations and individuals transferring radioactive waste may only transfer such waste when the waste packages meet the acceptance criteria of the receiving organization.

5. Organizations receiving radioactive waste shall establish regulations concerning the safe management of radioactive waste that does not meet acceptance criteria, including applying one or more remedial measures or requiring the transferring organization to take back the radioactive waste in accordance with regulations.

Section 2. REQUIREMENTS FOR MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTE AND SPENT RADIOACTIVE SOURCES BEFORE DISPOSAL

Article 73. Control of radioactive waste generation

Organizations and individuals generating radioactive waste shall apply appropriate measures to minimize the generation of radioactive waste, including:

1. Minimizing the radioactivity of radionuclides and the volume of radioactive waste by limiting the use of radioactive substances;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



3. Applying recycling and reuse of radioactive materials where feasible and consistent with radiation safety requirements;

4. Discharging radioactive waste when discharge limits are met and carrying out disposal of radioactive waste after treatment or storage for a sufficient period to reach disposal levels;

5. Applying a management system for all activities that may generate radioactive waste;

6. Ensuring consistency in policies and strategies for radioactive waste management.

Article 74. Pretreatment of radioactive waste

1. Pretreatment is one or a series of activities, including collection, segregation, and decontamination of radioactive waste.

2. Solid radioactive waste shall be collected and segregated from non-radioactive waste and classified based on radionuclide characteristics and physical, chemical, and biological characteristics in accordance with Article 71 of this Circular, ensuring proper management in subsequent stages.

3. The collection and segregation of solid radioactive waste shall meet the following requirements:

a) Solid radioactive waste shall be collected and segregated by each specific type;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Containers, bags, and sacks containing solid radioactive waste after collection shall be carefully packaged and labelled with identification information before being transferred to storage. Labels shall include the following information: identification number of the container, bag, or sack; radionuclides contained in the waste; waste classification; place of origin of the waste; other potential hazards including chemical hazards, infection risks, and fire or explosion hazards; radiation dose rate measured at the surface of the container, bag, or sack and the date of measurement;

d) Solid radioactive waste after collection shall be documented in management records, including the following information: quantity of solid radioactive waste; identification information of each container, bag, or sack; date of transfer to storage.

4. Liquid radioactive waste (hereinafter referred to as “radioactive wastewater”) shall be collected and separated from non-radioactive wastewater into appropriate tanks or containers. The collection of radioactive wastewater shall meet the following requirements:

a) Where radioactive wastewater is collected in containers, the containers shall be designed with appropriate shielding to protect personnel from external exposure and to prevent leakage of radioactive wastewater into the environment; the container shall be placed inside a metal drum, and absorbent material shall be placed between the metal drum and the container to absorb any leakage; both the container and the outer metal drum shall have tightly sealed lids and radiation warning signs attached;

b) Containers of radioactive wastewater shall be labelled with identification information in accordance with requirements applicable to containers, bags, and sacks used for the collection of solid radioactive waste before being transferred to storage;

c) Radioactive wastewater collection tanks shall be arranged and designed in accordance with the requirements specified in Clause 7 Article 78 of this Circular;

d) After collection, radioactive wastewater shall be documented and stored with records, including the following information: number of radioactive wastewater containers and identification information of each container; volume of radioactive wastewater in cubic meters and date of collection into tanks; main radionuclides present in the wastewater and place of origin.

5. Decontamination of radioactive waste:

a) Decontamination activities shall be considered and carried out where appropriate to minimize radioactivity and radioactive waste volume before subsequent treatment steps;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



6. Radioactive waste, after collection, shall be treated, conditioned, stored, discharged into the environment, or transferred in accordance with Articles 75, 76, 77, 78, and 81 of this Circular.

Article 75. Discharge of radioactive waste into environment

1. Gaseous waste containing radionuclides generated from establishments using radioactive substances in medical, industrial, and research activities shall be filtered and controlled to ensure that the radionuclide content in gases discharged into the environment under normal operating conditions does not exceed the permissible levels specified in Table 1 of Appendix 7 promulgated together with this Circular. The discharge of gases into the environment from these establishments must be authorized in the radiation work license.

2. Gaseous waste containing radionuclides generated from nuclear power plants and research reactor establishments must be treated to remove radioactive components, ensuring that the exposure dose to the public resulting from gaseous and liquid discharges into the environment from each establishment does not exceed 100 µSv/year. The discharge of gases into the environment from these establishments must be authorized in the radiation work license, and the quantity of discharged gases and radioactivity in the discharged gases must be measured, inspected, and recorded in accordance with regulations.

3. Solid radioactive waste of low level, very short-lived shall be stored at the establishment for decay until the activity concentration is less than or equal to the clearance level specified in Appendix XII promulgated together with Decree No. 332/2025/ND-CP, and may then be disposed of as non-hazardous waste.

4. Radioactive wastewater from organizations and individuals conducting radiation work in medical, industrial, and research activities using radioactive substances must be stored at the establishment for decay or treated to remove radioactive components to ensure that radionuclide content in wastewater discharged into the environment does not exceed the permissible levels specified in Table 2 of Appendix 7 promulgated together with this Circular.

5. Radioactive wastewater from nuclear power plants and research reactor establishments must be treated to remove radioactive components, ensuring that wastewater discharge into the environment from each establishment complies with regulations on public exposure dose as specified in Clause 2 of this Article.

6. The discharge of solid waste and wastewater containing radionuclides into the environment must be authorized in the radiation work license, and records must be prepared for each discharge, including the following information:

a) Form (solid or liquid) and quantity of waste and wastewater (kg or m3) discharged into the environment;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Discharge procedure and discharge point;

d) Method and results of measurement and inspection of radioactivity in the waste at the time of discharge into the environment.

7. In cases where the discharge of waste containing radionuclides into the environment exceeds the permissible levels, the organization or individual generating radioactive waste shall:

a) Investigate the cause and apply remedial measures;

b) Within no more than 5 working days from the detection of the excessive discharge, submit a written report to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the local Department of Science and Technology where the radiation work generating radioactive waste is conducted.

Article 76. Treatment of radioactive waste

1. Solid radioactive waste that is not very short-lived low-level waste, after collection and segregation, shall be treated according to waste characteristics using the following methods:

a) Compaction or pressing of solid radioactive waste to reduce volume if the waste is determined to be compressible, ensuring that: the waste does not contain components that may cause chemical reactions or damage the waste package during conditioning; no radioactive sources are mixed in the waste; infectious components have been removed or sterilized; no pressurized containers are present in the waste; the waste has been dried before compaction or pressing.

b) Incineration of solid radioactive waste if the waste is determined to be combustible, ensuring that: no radioactive sources are mixed in the waste; no pressurized containers are present in the waste; the incineration technology ensures complete combustion of moist components and treatment of exhaust gases to meet permitted discharge levels; measures are in place to manage radioactive ash generated.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



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

b) Secondary waste generated from the treatment process is treated and conditioned in accordance with requirements applicable to solid radioactive waste.

3. Biological radioactive waste

a) Biological radioactive waste is biological waste containing or contaminated with radionuclides with radioactivity levels greater than disposal levels, including biodegradable waste and medical biological waste.

Biodegradable waste is waste that can decompose over time into basic compounds through the action of microorganisms. This type includes household solid waste from plants, food, biodegradable paper and plastics, as well as waste from humans and animals.

Medical biological waste is waste capable of decomposition or causing disease generated from medical examination and treatment activities at establishments conducting radiation work in the health sector, medical laboratories, and morgues. This type includes discarded materials and items such as cotton, bandages, gauze, clothing, gloves, needles, syringes, human tissue, and animal tissue.

b) Biological radioactive waste must be sterilized by steam, radiation, chemical disinfection, or dry heat treatment before applying treatment methods specified in Clauses 1 and 2 of this Article.

Article 77. Conditioning of radioactive waste and spent radioactive sources

1. Solid radioactive waste after treatment must be conditioned to form conditioned radioactive waste packages. Spent radioactive sources must be conditioned into conditioned spent radioactive source blocks or stored in source containers to facilitate transport and long-term storage, minimize radioactive leakage into the environment, and reduce hazards to humans. Different types of radioactive waste must be conditioned into separate conditioned blocks.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



3. Conditioned radioactive waste packages must meet the following requirements:

a) The maximum radiation dose rate at the surface of the package must not exceed 2 mSv/h (200 mrem/h) and at 1 meter from the surface must not exceed 0,1 mSv/h (10 mrem/h); the average surface radioactive contamination over the entire package surface must not exceed 4 Bq/cm2 for beta emitters, gamma emitters, and low-toxicity alpha emitters and 0,4 Bq/cm2 for other alpha emitters;

b) Each conditioned radioactive waste package must bear a radiation warning sign, be labeled, and recorded in storage records to ensure long-term management and easy access. The label must include: package identification number; package weight; maximum radiation dose rate at the surface and at 1 meter; surface contamination level; date of measurement;

c) Storage records for conditioned radioactive waste packages must include, in addition to label information, the following: origin of the radioactive waste in the package; form and design details of the package; external dimensions and volume of the package; radionuclides and radioactivity concentration in the package; quantity of fissile materials in the package; other potential hazards of the package.

4. Spent radioactive sources that are leaking radiation must be conditioned in the same manner as radioactive waste to form conditioned spent radioactive source blocks. Intact spent radioactive sources that are not leaking may be stored in source containers or conditioned like radioactive waste, depending on the source characteristics and the storage establishment's choice. Conditioned spent radioactive source blocks and source containers must meet the following requirements:

a) Comply with the requirements applicable to conditioned radioactive waste packages specified in Point a Clause 3 of this Article;

b) Source containers must have security locks to prevent unauthorized removal of sources and protect sources from mechanical impacts, fire, and explosion;

c) Each conditioned spent radioactive source block or source container must bear a radiation warning sign, be labeled, and recorded in storage records for long-term management and easy access. The label must include: identification number of the conditioned spent radioactive source block or source container; maximum radiation dose rate at the surface and at 1 meter; surface contamination level; date of measurement;

d) Storage records, in addition to the information on the label of the conditioned spent radioactive source block or source container, must additionally include: name, serial number, and radioactivity of sources in the conditioned spent radioactive source block or source container; supplier or manufacturer of the sources; owner of each spent radioactive source.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 78. Storage of radioactive waste and spent radioactive sources

1. After being collected into containers, solid radioactive waste and radioactive wastewater must be stored in storage facilities at the establishment where the waste is generated for decay before discharge into the environment or pending transfer for treatment, conditioning, or transfer to a radioactive waste storage establishment.

2. Radioactive wastewater that is not collected in containers must be gathered and stored in storage tanks pending treatment or decay.

3. Radioactive sources after termination of use must be stored in storage facilities until they are transferred to another user, transferred to a radioactive waste storage establishment, or returned to the foreign manufacturer or supplier.

4. Storage facilities for radioactive waste and spent radioactive sources must be arranged and designed to meet the following requirements:

a) The storage area must be large enough to arrange drums, packages, bags, and waste containers in an orderly manner, allowing easy placement and removal when necessary, and ensuring maintenance of a subcritical state if nuclear materials are stored; the storage facility must have only one entrance door, no windows, and must be solidly constructed; wall and floor surfaces must be made of materials that are easy to decontaminate;

b) The storage facility must be located in an area with low traffic and must not be adjacent to maternity or pediatric departments for storage facilities of organizations and individuals conducting radiation work in the health sector; located far from hazardous materials storage areas, including explosives and flammable substances, and far from domestic water sources;

c) The storage facility must be capable of flood prevention and protection against natural impacts (heat, humidity, rain);

d) Radiation shielding design of the storage facility must ensure that the radiation dose rate at the outer surface of the door and walls does not exceed 0,5 µSv/h;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



5. Conditioned radioactive waste packages, conditioned spent radioactive source blocks, and containers containing spent radioactive sources must be stored in storage facilities at radioactive waste storage establishments.

6. Storage facilities for conditioned radioactive waste packages, conditioned spent radioactive source blocks, and containers containing spent radioactive sources at radioactive waste storage establishments must be arranged and designed to ensure:

a) Requirements applicable to radioactive waste storage facilities as specified in Clause 4 of this Article;

b) Ventilation systems for treatment of radioactive gases and heat released from stored radioactive waste packages;

c) Fire and explosion protection systems;

d) Appropriate devices for collecting leaked radioactive substances;

dd) Appropriate loading and unloading devices;

e) Protective fencing and radiation warning signs;

g) Appropriate security systems.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) The tank must be located in areas with low traffic and protected from natural conditions such as rain and flooding;

b) The tank capacity must be appropriate for the volume of radioactive wastewater to be collected and the expected storage duration;

c) The tank design must ensure that the radiation dose rate at accessible outer surfaces does not exceed 0,5 µSv/h, and prevent leakage of radioactive wastewater into the environment and groundwater.

8. Radioactive waste storage establishments must regularly inspect the safety conditions of storage facilities and radioactive wastewater storage tanks, specifically:

a) Radiation levels inside and outside storage facilities and around radioactive wastewater storage tanks must be checked quarterly;

b) Leakage of radionuclides into the environment must be checked every 6 months.

Article 79. Radioactive waste storage establishment

1. Radioactive waste storage establishments must be designed and operated to meet the following general requirements:

a) Ensure that radiation dose rates and leakage of radioactive substances into the environment are kept as low as reasonably achievable; ensure that the effective dose received by a radiation worker in one year does not exceed 3/10 of the dose limit for radiation workers and that the effective dose received by a member of the public in one year does not exceed 3/10 of the dose limit for the public;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Adopt operating procedures for the establishment that include the following contents: operating conditions and limits; management system; internal inspection regulations; training regulations for personnel; radiation safety program, radiation establishment security, and monitoring of radioactive releases into the environment; acceptance criteria for radioactive waste packages; regulations on establishment and retention of radioactive waste management records;

d) Have an emergency response plan in place to minimize damage in case of incidents.

2. The design of radioactive waste storage establishments must meet the following specific requirements:

a) Ensure that areas for treatment and storage of radioactive waste and spent radioactive sources are located far from working areas, crowded areas, and storage areas for other hazardous materials;

b) Ensure that the design includes reception areas, radioactive waste storage facilities, radioactive waste treatment areas, radioactive waste conditioning areas, and storage facilities for conditioned radioactive waste packages, conditioned blocks, or containers containing spent radioactive sources;

c) Ensure that storage facilities for radioactive waste, spent radioactive sources, and storage facilities for conditioned radioactive waste packages, conditioned spent radioactive source blocks, and containers containing spent radioactive sources are designed to meet the requirements specified in Article 78 of this Circular;

d) Ensure sufficient equipment and technical capacity to carry out radioactive waste treatment and conditioning in accordance with Articles 76 and 77 of this Circular.

Article 80. Management records of radioactive waste and spent radioactive sources

1. Management records of radioactive waste must be prepared, updated, and retained from the time of collection until disposal, recycling, or storage at a radioactive waste storage establishment.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



3. Management records of radioactive waste and spent radioactive sources must include the following information:

a) Radioactive waste inventory, including: information on collected waste, information on discharge of waste into the environment, information on the transfer and receipt of radioactive waste, and information on conditioned radioactive waste packages being stored;

b) Spent radioactive source inventory, including: identification information of radioactive sources, information on the transfer and receipt of spent radioactive sources, and information on conditioned spent radioactive source blocks and containers containing spent radioactive sources being stored;

c) Safety assessment reports, prepared for dossiers for radiation work licenses;

d) Design dossiers for storage tanks, storage facilities, and treatment systems for radioactive waste;

dd) Results of measurements, inspections, and assessments of environmental releases, and results of environmental radiation monitoring;

e) Reports on incidents related to the management of radioactive waste and spent radioactive sources.

Article 81. Transfer of radioactive waste and spent radioactive sources

1. Transfer of radioactive waste to a radioactive waste storage establishment must meet the following requirements:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) The transferor must fulfill financial obligations for treatment and storage fees payable to the radioactive waste storage establishment;

c) Compliance with the law on licensing for transport of radioactive materials;

d) Delivery and receipt of radioactive waste must be documented in a record (3 copies) according to Form No. 1 of Appendix 9 issued together with this Circular, signed by representatives of the transferor, the carrier, and the recipient; each party retains 1 copy for record;

dd) Delivery and receipt must be inspected and confirmed by the relevant parties to ensure that radioactive waste is transferred in the correct quantity, type, and delivered to the correct address of the receiving establishment according to the contract;

e) Within 5 working days from the date of completion of radioactive waste transfer, the organization or individual generating radioactive waste must send a copy of the delivery and receipt record to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the local Department of Science and Technology where the radiation work generating radioactive waste is conducted.

2. Transfer of contaminated metal to recycling establishments must be documented and retained with the following information:

a) Type of metal;

b) Transferred mass;

c) Transfer consignment code;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



dd) Date of transfer and names and addresses of the transferor and recipient.

3. Return of spent radioactive sources to foreign manufacturers or suppliers must meet the following requirements:

a) A contract must be signed between the Vietnamese transferor and the foreign recipient, specifying names and addresses of the transferor and recipient, and information on source name, radioactivity, model code, and serial number of the radioactive source;

b) Compliance with the law on licensing for transport and export of radioactive sources;

c) Within 5 working days from the date of completion of customs procedures for export of spent radioactive sources, the organization or individual generating spent radioactive sources must submit a report on export results of spent radioactive sources according to Form No. 2 of Appendix 9 issued together with this Circular and a copy of the customs document confirming actual export of the radioactive sources to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the local Department of Science and Technology where the radioactive source has been used, for fixed-use sources, or where the organization or individual generating the spent radioactive source is headquartered, for mobile-use sources.

4. Transfer of spent radioactive sources to other organizations or individuals or to a radioactive waste storage establishment must meet the following requirements:

a) A radioactive source transfer contract must be signed, specifying names and addresses of the transferor and recipient, and information on source name, radioactivity, model code, and serial number of the radioactive source, and specifying the organization or individual responsible for safety and security management of the radioactive source after completion of the transfer;

b) In cases where spent radioactive sources are transferred to a radioactive waste storage establishment, the transferor must fulfill financial obligations for treatment and storage fees payable to the radioactive waste storage establishment;

c) Delivery and receipt of spent radioactive sources must be documented in a record (3 copies) according to Form No. 3 of Appendix 9 issued together with this Circular, signed by representatives of the transferor, the carrier, and the recipient; each party retains 1 copy for record;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



dd) Within 5 working days from the date of completion of the transfer of spent radioactive sources, the organization or individual generating the spent radioactive sources must send a copy of the delivery and receipt record to the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety and the local Department of Science and Technology in accordance with Point c Clause 3 of this Article.

Section 3. RESPONSIBILITIES FOR MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTE AND SPENT RADIOACTIVE SOURCES BEFORE DISPOSAL

Article 82. Responsibilities of organizations and individuals generating radioactive waste

1. Bear all costs for radioactive waste management activities in accordance with Point c Clause 1 Article 37 of the Law on Atomic Energy.

2. Assume responsibility for the safe and secure management of radioactive waste from the time of generation until it is authorized for disposal as non-hazardous waste, transferred to a radioactive waste storage establishment, or transferred to a recycling establishment in the case of contaminated metals.

3. Carry out initial treatment of solid radioactive waste and radioactive wastewater in accordance with Article 74 of this Circular.

4. Apply measures to filter and control gaseous radioactive waste in accordance with Clauses 1 and 2 Article 75 before discharge into the environment.

5. Apply appropriate management measures for solid radioactive waste and radioactive wastewater after collection, based on the characteristics, type of waste, and specific conditions of the establishment:

a) Store very low-level short-lived radioactive waste at the establishment for decay and dispose of it as non-hazardous waste in accordance with Clause 3 Article 75.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Store radioactive wastewater for decay and treat it before discharge in accordance with Clauses 4 and 5 Article 75.

6. Ensure the availability of a storage facility for radioactive waste in accordance with Clause 4 Article 78.

Where organizations or individuals perform treatment, conditioning, and long-term storage at their own establishments, they must meet the requirements and capacity of a radioactive waste storage establishment as specified in Article 79 and obtain a radiation work license for the treatment and storage of radioactive waste issued by the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety. When transferring radioactive waste, compliance with Clause 1 Article 81 is required.

7. Prepare and retain management records of radioactive waste in accordance with Article 80 of this Circular.

8. Comply with the law on radiation safety and the safe transport of radioactive materials.

9. In case of bankruptcy, dissolution, or termination of operation, where the organization or individual generating radioactive waste falls under Clause 3 Article 16 of the Law on Atomic Energy, such organization or individual shall:

a) Comply with Article 21 of the Law on Atomic Energy;

b) Fulfill financial obligations for radioactive waste as decided by the court or competent authorities deciding the operational termination.

10. In case of bankruptcy, dissolution, or termination of operation, where the organization or individual generating radioactive waste does not fall under Clause 9 of this Article, such organization or individual shall

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) Implement measures to ensure safety for radioactive waste and transfer radioactive waste to another organization or individual with capacity and conditions for management under the guidance of the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety;

c) Fulfill financial obligations for radioactive waste as decided by the court or competent authorities deciding the operational termination.

Article 83. Responsibilities of organizations and individuals generating spent radioactive sources

1. Bear all costs for spent radioactive source management activities in accordance with Point c Clause 1 Article 37 of the Law on Atomic Energy.

2. Select and implement one of the management plans under Article 19 of Decree No. 332/2025/ND-CP.

3. Inspect and assess leakage immediately after ceasing the use, and place the source into storage before applying one of the management plans specified in Clause 1 of this Article.

4. Assume responsibility for managing spent radioactive sources, ensuring safety and security from generation to implementation of one of the management plans specified in Clause 1 of this Article.

5. Upon transfer of spent radioactive sources, comply with the requirements specified in Clause 4 Article 81 of this Circular; during the storage of spent radioactive sources at the establishment, ensure that such sources are stored in storage facilities with a design that ensures safety as prescribed in Clause 4 Article 78 of this Circular, and obtain a radiation work license for the storage of spent radioactive sources in accordance with regulations.

6. Prepare and retain management records of spent radioactive sources in accordance with Article 80 of this Circular.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Comply with Article 21 of the Law on Atomic Energy;

b) Fulfill financial obligations for spent radioactive sources as decided by the court or competent authorities deciding the operational termination.

8. In case of bankruptcy, dissolution, or termination of operation, where the organization or individual generating spent radioactive sources does not fall under Clause 7 of this Article, such organization or individual shall

a) Notify the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety of the reasons and expected operational termination time;

b) Implement measures to ensure safety for spent radioactive sources and transfer spent radioactive sources to another organization or individual with capacity and conditions for management under the guidance of the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety;

c) Fulfill financial obligations for spent radioactive sources as decided by the court or competent authorities deciding the operational termination.

Article 84. Responsibilities of organizations and individuals transporting radioactive waste and spent radioactive sources

1. Fulfill the responsibilities prescribed in Article 15 of Decree No. 332/2025/ND-CP and Article 65 of this Circular.

2. Transfer radioactive waste and spent radioactive sources fully to the recipient under contract, and ensure proper signing of the delivery and receipt records of radioactive waste and spent radioactive sources in accordance with Article 81 of this Circular.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Comply with the requirements for radioactive waste storage establishments as prescribed in Article 79 of this Circular.

2. Receive radioactive waste and spent radioactive sources only after obtaining a radiation work license for the treatment and storage of radioactive waste and spent radioactive sources.

3. Notify the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety upon receipt of radioactive waste or spent radioactive sources according to Form No. 4 of Appendix 9 issued together with this Circular.

4. Prepare and retain records for radioactive waste and spent radioactive sources stored at the establishment in accordance with Article 80 of this Circular.

5. Comply with the law on radiation safety, nuclear security, and the safe transport of radioactive materials.

6. State-invested radioactive waste storage establishments shall unconditionally receive, treat, and store uncontrolled radioactive sources, radioactive waste for which the responsible organization or individual cannot be identified, and other special cases under state management requirements.  

7. In case of bankruptcy, dissolution, or termination of operation, where the radioactive waste storage establishment falls under Clause 4 Article 16 of the Law on Atomic Energy, the owner of the establishment shall:

a) Comply with Article 21 of the Law on Atomic Energy;

b) Fulfill financial obligations for radioactive waste and spent radioactive sources as decided by the court or competent authorities deciding the operational termination.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 86. Responsibilities of state management authorities for radiation and nuclear safety

1. The Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety shall:

a) Organize and supervise the collection of radioactive waste whose source owner cannot be identified, and uncontrolled radioactive sources whose source owner cannot be identified;

b) Provide guidance to organizations and individuals on the measures to manage radioactive waste and spent radioactive sources before disposal;

c) Provide guidance to organizations and individuals on the disposal of spent radioactive sources and radioactively contaminated objects that are metals such as iron, copper, lead, and aluminum;

d) Conduct safety assessment and issue radiation work licenses for radiation work that generates radioactive waste and for radioactive waste storage establishments;

dd) Inspect compliance with the law on management of radioactive waste and spent radioactive sources before disposal, nationwide, and handle violations in accordance with regulations.

2. Departments of Science and Technology shall:

a) Organize and cooperate with the Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety in collecting radioactive waste and radioactive sources discovered within their management areas whose owners cannot be identified;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Organize inspections, cooperate with competent inspectorates in inspecting compliance with the law on management of radioactive waste and spent radioactive sources before disposal within their management areas, and handle violations in accordance with regulations.

Chapter V

PREPAREDNESS FOR AND RESPONSE TO RADIATION AND NUCLEAR INCIDENTS; DEVELOPMENT AND APPROVAL OF RADIATION AND NUCLEAR INCIDENT RESPONSE PLANS

Section 1. GENERAL REGULATIONS ON INCIDENT RESPONSE

Article 87. Emergency preparedness categories, general criteria levels, emergency classes, precautionary action zone, urgent protective action planning zone, extended planning distance, and ingestion control planning distance

1. Emergency preparedness categories are used as grounds for emergency preparedness and incident response activities. Emergency preparedness categories are divided into five categories: I, II, III, IV, and V as prescribed in Appendix 11 issued together with this Circular.

2. Organizations and individuals participating in incident response shall, based on the general criteria levels, implement corresponding protective actions. The general criteria levels are specified in Appendix 12 issued together with this Circular.

3. Emergency classes are applied as grounds for mobilizing resources to carry out incident response activities. Emergency classes are specified in Appendix 13 issued together with this Circular.

4. The Precautionary Action Zone (PAZ) refers to the entire area surrounding an establishment for which plans shall be made to implement urgent protective actions to minimize the risk of deterministic effects to the public outside the establishment.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



6. The Extended Planning Distance (EPD) refers to the area surrounding an establishment for which plans shall be made to conduct monitoring after notification of Emergency Class C (general emergency), as prescribed in Appendix 13 issued together with this Circular, to determine areas where off-site response actions are required in case of radioactive release to minimize the risk of stochastic effects to the public.

7. The Ingestion Control Planning Distance (ICPD) refers to the area surrounding an establishment for which plans shall be made to implement response actions after notification of Emergency Class C, as prescribed in Appendix 13 issued together with this Circular, to minimize the risk of stochastic effects to the public and to minimize non-radiological consequences resulting from the distribution and consumption of food, foodstuffs, drinking water, and other goods that may be radioactively contaminated due to radioactive release from that establishment in the event of an incident.

Article 88. Responsibilities of organizations and individuals participating in emergency preparedness and incident response activities

1. The head of an organization or individual licensed to conduct radiation work shall bear the primary responsibility for emergency preparedness and incident response at the establishment.

2. Where heads of organizations or individuals have a radiation incident or nuclear incident response plan (hereinafter referred to as the “incident response plan”) that must be approved in accordance with Decree No. 332/2025/ND-CP, establishments in emergency preparedness categories I, II, III, and provincial People’s Committees shall be responsible for:

a) Establishing an Incident Response Command (hereinafter referred to as the “Command”) or integrating it into the Civil Defense Command at the same level, ensuring that the responsibilities prescribed in Clause 5 of this Article are fully performed;

b) Developing human resources, vehicles, and necessary infrastructure and investing in equipment, as prescribed in Appendix 15 issued together with this Circular, for emergency preparedness and incident response suitable to specific conditions; organizing emergency drills in accordance with the approved incident response plan;

3. Organizations and individuals participating in emergency preparedness and incident response shall perform their functions and tasks according to their assigned jurisdiction as specified in the incident response plan, develop resources, and cooperate with other organizations and individuals as prescribed by regulations.

4. The Head of the Command shall:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) Notify of the incident, and initiate and terminate the incident response;

c) Command and mobilize forces participating in incident response activities; direct the implementation of protective actions with advice from organizations and individuals assigned tasks under the approved incident response plan;

d) Appoint or designate the on-scene commander appropriate to each specific situation;

dd) Summarize and assess the incident situation to report to competent authorities;

e) Appoint or designate a spokesperson to provide information to the public in accordance with the law;

g) Upon changes affecting the implementation of the incident response plan, update and supplement the incident response plan, as well as notify the competent authority approving the incident response plan.

5. Provincial and establishment-level Commands shall:

a) Assess incident response capacity and coordinate the provision of human resources, equipment, vehicles, and necessary infrastructure based on requirements for emergency preparedness and incident response, suitable to specific conditions;

b) Establish an initial on-scene response team;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



d) Organize emergency drills in accordance with the issued incident response plan.

6. The on-scene incident response commander shall:

a) Mobilize resources and command forces participating in on-scene incident response;

b) Act as the focal point for receiving, processing, and providing information at the scene;

c) Comply with the direction of the Head of the Command.

7. The Vietnam Agency for Radiation and Nuclear Safety shall:

a) Develop capacity, cooperate in the receipt and processing of incident information 24/7, and participate in incident response support within its jurisdiction;

b) Ensure the capacity to maintain connection and data transmission from the National Environmental Radiation Monitoring and Warning Operations Center.

Article 89. Emergency response center

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. The off-site Emergency Response Center for emergency preparedness categories I and II shall be constructed and fully equipped with necessary response equipment and facilities, and its safety shall be ensured. The headquarters of the off-site Emergency Response Center and the initial response forces shall be established and maintained in accordance with the national incident response plan.

Section 2. EMERGENCY PREPAREDNESS AND INCIDENT RESPONSE

Article 90. Organization and management in emergency preparedness

1. Establishments in emergency preparedness categories I, II, and III shall be responsible for prescribing the transition from the normal operating condition of the establishment to the emergency condition, ensuring that the safety and security functions of the establishment are not reduced.

2. Establishments in emergency preparedness categories I and II, and competent authorities in areas belonging to emergency preparedness category V, shall be responsible for developing cooperation plans for incident response with relevant organizations and individuals within the UPZ, PAZ, EPD, and ICPD. The sizes of the UPZ, PAZ, EPD, and ICPD are specified in Appendix 14 issued together with this Circular.

Article 91. Preparations for incident confirmation, notification, and activation of incident response systems

1. Commands at all levels shall:

a) Issue procedures for receiving and processing incident information 24/7, including recommendations on response measures and assistance activities;

b) Organize training for initial response teams capable of recognizing radiation warning signs and issuing appropriate notifications and timely warnings when an incident occurs.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 92. Preparations for consequence mitigation

1. Commands at all levels shall:

a) Develop technical advisory plans and provide radiation protection resources for persons participating in incident response;

b) Organize training for incident response forces on measures to mitigate potential consequences of incidents and to protect workers and the public in areas surrounding the incident location.

2. Establishments using radioactive sources of Category 1 and Category 2, in accordance with the National Technical Regulation on categorization and classification of radioactive sources, shall establish relationships and communication methods with organizations and individuals capable of supporting incident response as specified in the incident response plan.

3. Establishments in emergency preparedness categories I, II, and III shall be responsible for preparing to implement consequence mitigation actions to achieve the following objectives:

a) Prevent escalation of the incident;

b) Return the establishment to a safe state;

c) Minimize the possibility of radioactive release;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 93. Preparations for implementation of urgent protective actions

1. Commands at all levels shall notify initial response teams to be ready to implement life-saving measures and prevent the effects of radioactive materials that may be present at the scene.

2. Establishments in emergency preparedness categories I and II shall be responsible for preparing for decision-making and implementation of urgent protective actions within the establishment, including:

a) Describing the characteristics of emergency response zones (UPZ for establishments in emergency preparedness category I and PAZ for establishments in emergency preparedness categories I and II);

b) Based on emergency classes and actual conditions in and around the establishment, proposing the implementation of off-site urgent protective actions to competent authorities as specified in the provincial incident response plan;

3. Establishments in emergency preparedness categories I, II, and III shall be responsible for ensuring safety for all persons within the establishment when an incident occurs, including:

a) Notifying the incident throughout the establishment;

b) Accounting for all persons within the establishments;

c) Identifying and searching for missing persons;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



dd) Providing timely first aid.

4. The provincial Command where the PAZ and UPZ are located shall prepare and cooperate with other response forces in implementing off-site urgent protective actions, including:

a) Protecting emergency workers;

b) Notifying the public within the PAZ and UPZ;

c) Implementing urgent protective actions;

d) Protecting food and water supplies;

dd) Requesting restriction of food consumption in areas affected by radioactive contamination;

e) Conducting radiation monitoring, decontamination, and care of evacuated persons;

g) Controlling entry into and exit from evacuation assembly areas.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



1. Establishments in emergency preparedness categories I and II shall prepare to provide incident information to the provincial information contact point. Competent authorities for the emergency preparedness category V shall prepare to provide incident information to the national information contact point. The information shall include:

a) The nature and hazard status of the incident;

b) Warning methods, notification, and actions that the public has to take when an incident occurs.

2. Establishments in emergency preparedness categories I and II, and competent authorities for the emergency preparedness category V, shall proactively monitor and update population information in areas likely to be affected to provide timely notification and guidance in the event of an Emergency Class C incident as prescribed in Appendix 13 issued together with this Circular.

3. Commands at all levels shall:

a) Assign agencies, organizations, and individuals to provide information on the incident, response measures, and other information to relevant parties;

b) Prepare resources to ensure information provision;

c) Develop plans for advising and supporting the public, promptly explaining health risks, and advising the public on protective actions to be taken and actions to be avoided to minimize consequences caused by the incident.

Article 95. Preparations for emergency class assessment

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Abnormal conditions within the establishment;

b) Exposure situations or radioactive release;

c) Radiation conditions inside and outside the establishment;

d) Potential exposure situations and actual exposure situations.

2. Establishments in emergency preparedness categories I and II, competent authorities in areas of emergency preparedness category V, and Commands at all levels shall be responsible for preparing:

a) Assessment of radioactive contamination, radioactive release, and radiation dose to make decisions on protective actions within the PAZ, UPZ, EPD, and ICPD;

b) Trained personnel and equipment to perform the activities specified in Point a of this Clause;

c) Retention of information related to emergency class assessment for incident response activities.

3. Establishments in the emergency preparedness category IV shall be responsible for preparing:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



b) Determination of the number of people at risk of exposure;

c) Notification of hazard levels and proposal of consequence mitigation measures and protective actions in the incident area to competent authorities.

Article 96. Preparations for medical response

1. Forces participating in medical response shall be trained in:

a) Radiation safety;

b) Clinical symptoms caused by radiation exposure;

c) Notification procedures and procedures for first aid and treatment of victims in an incident.

2. Establishments in emergency preparedness categories I, II, and III shall prepare for the treatment of workers who are overexposed or contaminated, including first aid, dose assessment, transport, and initial medical treatment.

3. For the UPZ and PAZ of establishments in the emergency preparedness category I, Commands at all levels shall develop plans for triage and transfer of persons exposed to high doses to specialized hospitals.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Human resources and emergency and treatment equipment;

b) Treatment protocols for early diagnosis and treatment of radiation diseases;

c) Consultation with other specialized organizations regarding serious injuries affecting the health and life of emergency workers and the public.

Article 97. Preparations for food control and long-term protection

1. Commands in areas belonging to emergency preparedness categories IV and V shall develop plans to protect agricultural production and control the distribution and consumption of food and foodstuffs in areas suffering from radioactive contamination.

2. Commands at all levels shall prepare for the management of radioactive waste generated by incidents, including assessment and classification of radioactive waste, as well as communication with competent authorities regarding processing and storage.

3. Provincial Commands shall prepare temporary evacuation plans for persons in areas affected by radiation exceeding the general criteria levels; conduct radiation monitoring of persons, property, and vehicles entering and exiting contaminated areas.

Article 98. Preparations for termination of protective actions and environmental remediation

1. Commands at all levels shall develop plans to terminate incident response activities, including establishing criteria for terminating protective actions based on radiation safety conditions at the scene.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Responsibilities of relevant agencies and organizations;

b) Information provision and assessment of radiological and non-radiological consequences;

c) Measures to ensure radiation safety and control occupational exposure and public exposure.

Article 99. Organization and management in incident response activities

Commands at all levels shall:

1. Ensure synchronous cooperation among organizations and individuals participating in incident response, inside and outside the establishment.

2. Assess necessary information to issue decisions on the mobilization of resources throughout the incident.

Article 100. Incident confirmation, notification, and activation of response systems

1. Upon receipt of information related to an incident, contact points receiving and processing information at all levels shall confirm the incident, determine the emergency class, and notify the corresponding Command to consider and activate incident response.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 101. Implementation of consequence mitigation measures

1. Initial response teams shall, based on the specific situation and general criteria levels, implement appropriate response measures to mitigate the consequences of incidents caused by emergency preparedness category IV situations.

2. Establishments in emergency preparedness categories I, II, III, and IV shall implement timely and appropriate response measures to mitigate the consequences of the incident.

3. Incident response support resources at all levels, including technical equipment, communication systems, prophylactic medicines, evacuation locations, and other essential supplies, shall be sufficient to support incident response for establishments and incidents in emergency preparedness categories I, II, and III.

Article 102. Implementation of urgent protective actions

Organizations and individuals participating in incident response shall:

1. Give priority to implementing all appropriate measures to save lives.

2. Implement urgent protective actions in accordance with Appendix 12 issued together with this Circular.

3. Adjust protective actions in accordance with incident developments.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 103. Information provision and public guidance

Commands at all levels shall:

1. Based on emergency classes, as well as specific conditions and monitoring data at the scene, issue timely warnings and guidance on protective actions for the public within their authority.

2. Provide timely, accurate, and clear information to minimize the spread of misinformation.

Article 104. Protection of emergency workers

Organizations and individuals participating in emergency preparedness and incident response activities shall implement measures to protect emergency workers and control doses in accordance with procedures established in the Incident Response Plan, as well as in accordance with Appendix I issued together with Decree No. 332/2025/ND-CP.

Article 105. Emergency class assessment

Organizations and individuals assigned to assess emergency classes shall:

1. Determine the emergency class based on the severity and potential consequences of the incident in accordance with Appendix 13 issued together with this Circular.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



3. Provide information on incident status and recommend appropriate protective actions.

Article 106. Medical response

1. Organizations and individuals detecting symptoms of radiation-induced illness shall notify the information receiving contact point.

2. Medical organizations shall provide initial first aid measures and notify the information receiving contact point upon the detection of symptoms of radiation-induced illness.

3. Individuals who are exposed or contaminated shall be monitored and treated at organizations and individuals licensed to conduct radiation work in the health sector, with the capacity to diagnose and treat radiation diseases.

Article 107. Food control and long-term protection

1. Provincial Commands shall implement measures to protect agricultural production and control the distribution and consumption of food and foodstuffs in accordance with Appendix 12 issued together with this Circular.

2. Commands at all levels shall organize the management of radioactive waste generated by incidents.

Article 108. Termination of protective actions, notification of incident level, and environmental remediation

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Determine the time and announce the termination of protective actions;

b) Assess the incident level in accordance with Article 102 of Decree No. 332/2025/ND-CP and Appendix 10 issued together with this Circular; notify the public within their jurisdiction;

c) Organize occupational radiation dose assessment for workers involved in environmental remediation activities.

2. The Command shall decide to terminate environmental remediation when the following conditions are met:

a) The potential effective dose does not exceed 10 mSv/year;

b) Environmental remediation measures have been implemented to minimize the potential effective dose.

Section 3. PREPARATION AND APPROVAL OF INCIDENT RESPONSE PLANS

Article 109. Establishment-level incident response plans for emergency preparedness categories i, ii, and iii

The establishment-level incident response plan for emergency preparedness categories I, II, and III shall have the following structure:

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Present the scope and subjects of application of the incident response plan;

b) Explain the concepts and terminology used in the incident response plan;

c) Present information related to the list, addresses, and contact phone numbers of organizations and individuals participating in incident response and supporting organizations and individuals;

d) List other relevant incident response plans, such as civil defense plans and fire prevention, firefighting, and rescue plans.

2. Legal grounds for the preparation of the incident response plan:

Present the list of legislative documents issued by competent state authorities at the central and local levels that are relevant, and cite the relevant contents of those documents.

3. Analysis of risks that may cause incidents at the establishment:

a) Analyze risks, scenarios, and the most severe consequences caused by incidents;

b) Analyze risks related to security loss for the establishment or radioactive sources.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Clearly stipulate the organizational structure and organizational chart for incident response of the establishment;

b) Specify the responsibilities of each organization and individual in the establishment related to emergency preparedness and incident response, including: the head of the establishment; the Incident Response Command; members of the Command; departments and individuals participating in incident response; other departments and individuals providing support for incident response. The responsibilities of organizations and individuals participating in incident response shall specify the corresponding requirements specified in Sections 1 and 2 of Chapter V of this Circular.

5. Emergency preparedness and readiness:

a) Specify the human resources and equipment of the establishment to ensure the implementation of the responsibilities specified in Point b Clause 4 of this Article;

b) Determine the PAZ and UPZ for establishments in emergency preparedness category I or II in accordance with Appendix 14 issued together with this Circular;

c) Develop training and drill plans (scenarios, time, frequency) for organizations and individuals participating in incident response;

d) Stipulate the updating and supplementation of the incident response plan.

6. Incident response activities:

a) Apply incident response principles in accordance with Decree No. 332/2025/ND-CP;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



c) Develop plans for mobilizing human resources and equipment suitable to the emergency level;

d) Establish incident response phases in accordance with Appendix 17 issued together with this Circular, the criteria to be achieved for each phase, and specific procedures and guidelines to achieve those criteria; incident response phases must meet the requirements specified in Section 2 Chapter V of this Circular;

dd) Establish an internal communication system, request assistance, and notify individuals within PAZ and UPZ.

7. Appendices attached to the incident response plan:

a) Documents serving incident response, such as maps, site layout of the establishment, and templates for notification and information receipt in accordance with Appendix 18 issued together with this Circular; determination of emergency level and response level; level of mobilization of human resources and equipment; appointment of the on-site commander;

b) Specific instructions and guidelines on information provision during incident response; guidelines for ensuring safety for emergency workers and the public when an incident occurs; recommendations on safety zoning for incidents in accordance with Appendix 18 of this Circular;

c) Based on environmental remediation regulations in Article 108 of this Circular, develop procedures for decision-making to terminate incident response activities and objectives to be achieved for long-term recovery planning;

d) Based on Clause 3 of this Article, develop scenarios and specific response procedures for incidents;

dd) Develop report templates;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 110. Provincial incident response plans

The provincial incident response plan shall be developed with the following structure:

1. General regulations:

a) Present the scope and subjects of application of the incident response plan;

b) Explain the concepts and terminology used in the incident response plan;

c) Present information related to the list, addresses, and contact phone numbers of organizations and individuals participating in incident response and supporting organizations and individuals;

d) List other relevant incident response plans, such as civil defense plans effective within the province or the centrally affiliated city.

2. Legal grounds for the preparation of the incident response plan:

Present the list of legislative documents issued by competent state authorities at the central and local levels that are relevant, and cite the relevant contents of those documents.

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



a) Based on emergency preparedness categories specified in Appendix 11 issued together with this Circular, analyze risks, scenarios, and consequences caused by incidents;

b) Analyze risks related to security loss for radioactive sources within the province.

4. Organizational structure and responsibilities of organizations and individuals participating in incident response:

a) Clearly stipulate the organizational structure and present the organizational chart for incident response;

b) Elaborate on the responsibilities of each organization and individual according to the requirements of emergency preparedness and incident response, specifically: structure and composition of the Command; responsibilities of the Command; responsibilities of each member of the Command; responsibilities of the Head of the Command; responsibilities of participating organizations and supporting organizations.

5. Incident response activities:

a) Apply incident response principles in accordance with Decree No. 332/2025/ND-CP to incident response activities;

b) Develop an administrative mechanism during incident response;

c) Develop plans for mobilizing human resources and equipment suitable to the emergency level;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



dd) Develop methods and contents for notifying information related to the incident response process to participating organizations and mass media during incident response in accordance with the guidelines in Appendix 18 issued together with this Circular;

e) Develop regulations on notification, assistance, and requests for assistance to other relevant local areas during incident response.

6. Appendices:

a) Detailed list and contact addresses of the Command, organizations, and individuals participating in incident response;

b) Documents serving incident response such as notification and information receipt templates; determination of emergency level and level of mobilization of response forces; mobilization and appointment of the on-site commander;

c) Instructions and guidelines on information provision during incident response; guidelines for ensuring safety for emergency workers and the public when an incident occurs; recommendations on safety zoning for incidents;

d) Based on environmental remediation regulations in Article 108 of this Circular, develop procedures for decision-making to terminate incident response activities and objectives to be achieved for long-term recovery planning;

dd) Develop scenarios and specific response procedures for incident situations based on risk analysis within the province;

e) Develop report templates;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



Article 111. Appraisal and approval of incident response plans

1. The provincial People’s Committee shall prepare documents requesting appraisal, including:

a) An official letter sent to the Ministry of Science and Technology of Vietnam requesting appraisal;

b) The provincial incident response plan prepared with structure and content in accordance with Article 110 of this Circular.

2. The Ministry of Science and Technology of Vietnam shall establish an Appraisal Council for the provincial incident response plan. Within 45 days from the date of receiving the appraisal results from the Appraisal Council, the Ministry of Science and Technology of Vietnam shall notify the appraisal results to the provincial People’s Committee.

3. Based on the appraisal results of the Ministry of Science and Technology of Vietnam, the provincial People’s Committee shall incorporate opinions, revise, and issue the decision approving the incident response plan.

Chapter VI

IMPLEMENTATION

Article 112. Transitional provisions

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



2. Provincial radiation and nuclear incident response plans that have been approved in accordance with Circular No. 12/2023/TT-BKHCN dated June 30, 2023 of the Minister of Science and Technology of Vietnam, which do not fall under the cases specified in Clause 1 of this Article, shall continue to be implemented.

3. Provincial radiation and nuclear incident response plans that have been prepared and submitted to competent authorities but have not yet been approved before the effective date of this Circular shall continue to be appraised by the Ministry of Science and Technology of Vietnam in accordance with Point a Clause 3 Article 27 of Circular No. 12/2023/TT-BKHCN dated June 30, 2023 of the Minister of Science and Technology of Vietnam. The provincial People’s Committee shall review and approve the plans after receiving the professional opinion of the Ministry of Science and Technology of Vietnam in accordance with Clause 2 Article 99 of Decree No. 332/2025/ND-CP.

Article 113. Entry into force

1. This Circular comes into force as of January 1, 2026.

2. From the effective date of this Circular, the following Circulars shall cease to have effect:

a) Circular No. 19/2012/TT-BKHCN dated November 8, 2012 of the Minister of Science and Technology of Vietnam;

b) Joint Circular No. 13/2014/TTLT-BKHCN-BYT dated June 9, 2014 of the Minister of Science and Technology of Vietnam and the Ministry of Health of Vietnam;

c) Circular No. 13/2018/TT-BKHCN dated September 5, 2018 of the Minister of Science and Technology of Vietnam;

d) Circular No. 23/2012/TT-BKHCN dated November 23, 2012 of the Minister of Science and Technology of Vietnam;

...

...

...

Hãy đăng nhập hoặc đăng ký Thành viên Pro tại đây để xem toàn bộ văn bản tiếng Anh.



e) Circular No. 12/2023/TT-BKHCN dated June 30, 2023 of the Minister of Science and Technology of Vietnam.

3. During the implementation of this Circular, any difficulty shall be promptly reported to the Ministry of Science and Technology of Vietnam for consideration and resolution./.

 



MINISTER




Nguyen Manh Hung

 

Bạn Chưa Đăng Nhập Thành Viên!


Vì chưa Đăng Nhập nên Bạn chỉ xem được Thuộc tính của văn bản.
Bạn chưa xem được Hiệu lực của Văn bản, Văn bản liên quan, Văn bản thay thế, Văn bản gốc, Văn bản tiếng Anh,...


Nếu chưa là Thành Viên, mời Bạn Đăng ký Thành viên tại đây


Bạn Chưa Đăng Nhập Thành Viên!


Vì chưa Đăng Nhập nên Bạn chỉ xem được Thuộc tính của văn bản.
Bạn chưa xem được Hiệu lực của Văn bản, Văn bản liên quan, Văn bản thay thế, Văn bản gốc, Văn bản tiếng Anh,...


Nếu chưa là Thành Viên, mời Bạn Đăng ký Thành viên tại đây


Bạn Chưa Đăng Nhập Thành Viên!


Vì chưa Đăng Nhập nên Bạn chỉ xem được Thuộc tính của văn bản.
Bạn chưa xem được Hiệu lực của Văn bản, Văn bản liên quan, Văn bản thay thế, Văn bản gốc, Văn bản tiếng Anh,...


Nếu chưa là Thành Viên, mời Bạn Đăng ký Thành viên tại đây


Bạn Chưa Đăng Nhập Thành Viên!


Vì chưa Đăng Nhập nên Bạn chỉ xem được Thuộc tính của văn bản.
Bạn chưa xem được Hiệu lực của Văn bản, Văn bản liên quan, Văn bản thay thế, Văn bản gốc, Văn bản tiếng Anh,...


Nếu chưa là Thành Viên, mời Bạn Đăng ký Thành viên tại đây


Thông tư 59/2025/TT-BKHCN ngày 31/12/2025 quy định về bảo đảm an toàn bức xạ và ứng phó sự cố bức xạ và hạt nhân do Bộ trưởng Bộ Khoa học và Công nghệ ban hành

Bạn Chưa Đăng Nhập Thành Viên!


Vì chưa Đăng Nhập nên Bạn chỉ xem được Thuộc tính của văn bản.
Bạn chưa xem được Hiệu lực của Văn bản, Văn bản liên quan, Văn bản thay thế, Văn bản gốc, Văn bản tiếng Anh,...


Nếu chưa là Thành Viên, mời Bạn Đăng ký Thành viên tại đây


Văn bản liên quan

Ban hành: 27/06/2025

Hiệu lực: Đã biết

Tình trạng: Đã biết

Cập nhật: 16/07/2025

Ban hành: 12/06/2025

Hiệu lực: Đã biết

Tình trạng: Đã biết

Cập nhật: 12/06/2025

9.530

DMCA.com Protection Status
IP: 113.160.150.154