ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ

(Справочный материал к Правилам безопасности при транспортировании радиоактивных материалов, НП-053-04)

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору

РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ

Утверждено постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 19 ноября 2007 г. №3

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ

(Справочный материал к Правилам безопасности при транспортировании радиоактивных материалов, НП-053-04)

РБ-039-07

Введено в действие с 3 декабря 2007 г.

Москва 2007

8.    Категория

8- С1. В Правилах МАГАТЭ-96 не дается определения понятия “категория”, хотя это понятие используется там полностью в том же самом значении.

9.    Контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов (КСГМГ)

9- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 224.

9- С2. Информация об использовании КСГМГ до настоящего времени отсутствует.

10.    Максимальное нормальное рабочее давление (МНРД)

10- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 228.

10-С2. МНРД представляет собой разность между максимальным внутренним давлением в системе герметизации ТУК и средним атмосферным давлением на уровне моря для условий, которые определены ниже (п. 228.1 TS-G-1.1).

10-СЗ. Условия, внешней среды, которые следует использовать для определения МНРД упаковки, определены в пп. 653 и 654 Правил МАГАТЭ-96 (п. 2.9.11 НП-053-04) или для случая воздушного транспорта в п. 618 Правил МАГАТЭ-96 (п. 2.4.11 НП-053-04). Другие условия, которые нужно учитывать при определении МНРД, состоят в том, что упаковка предполагается необслуживаемой в течение одного года и подвергается воздействию максимальных внутренних тепловых нагрузок (п. 228.2 TS-G-1.1).

10- С4. Период длительностью один год превышает предполагаемое время перевозки упаковки, содержащей РМ, обеспечивая тем самым существенный запас безопасности для проведения транспортных операций, даже в случае потери упаковки при перевозке. Длительность равная одному году, произвольная, но такой период был согласован как верхний предел для времени, в течение которого упаковка может оставаться не обслуживаемой при транзите. Поскольку принято, что упаковка не обслуживается в течение одного года, следует принимать во внимание все химические и физические изменения с упаковкой или с ее содержимым, которые являются изменяющимися по своей природе и могут приводить к существенному повышению внутреннего давления в системе герметизации. Среди изменяющихся условий, которые должны приниматься во внимание, следует учитывать изменение в способности рассеивания тепла, газообразование вследствие радиолиза, коррозию, химические реакции, выход газа из-под оболочек топлива или других капсульных элементов в систему герметизации. Некоторые изменяющиеся условия могут приводить к снижению МНРД (например, снижение давления вследствие уменьшения выделения тепла благодаря радиоактивному распаду содержимого). Такие условия могут приниматься во внимание в случае их адекватного обоснования (п. 228.3 TS-G-1.1).

11.    Материал с низкой удельной активностью (материал НУА)

11- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 226.

11-С2. Понятие “материал НУА* впервые введено в российские правила безопасности при транспортировании РМ.

11 -СЗ. Общая цель введения понятия и классификации материалов НУА заключается в обеспечении возможности использования промышленных упаковок, к которым предъявляются менее жесткие требования, чем к упаковкам типа А, для перевозки РМ активностью более Аг. При этом уровень безопасности не становится ниже вследствие установления особых требований к физико-химическим и другим свойствам материалов НУА (средняя удельная активность, способность к рассеянию), ограничивающим их радиологическое воздействие при аварии.

11-С4. Причиной для введения категории материалов с НУА в Правила МАГАТЭ было существование определенных твердых материалов со столь низкой удельной активностью, что крайне маловероятно, чтобы при обстоятельствах, возникающих при перевозке, значительное количество этих материалов попало в тело человека, вызвав повышенную радиационную опасность. Урановые и ториевые руды, их физические и химические концентраты представляют собой материалы, относящиеся к указанной категории. Эта концепция была расширена для включения других твердых материалов на основе модели, которая предполагает крайне маловероятным нахождение человека в пыльной атмосфере столь долго, чтобы вдохнуть более чем 10 мг материала. Если удельная активность материала такова, что поглощенная масса эквивалентна поглощенной активности, предполагаемой для человека, вовлеченного в среднюю аварию с упаковкой типа А, а именно 10'⁶Л2, то считается, что этот материал при перевозке не будет представлять опасность больше, чем опасность при перевозке упаковки типа А. Это дает предельное значение 10’⁴ Аг/г для материалов с НУА (п. 226.1 TS-G-1.1).

11-С5. В Правилах учтена возможность перевозки твердых материалов НУА без какого-либо упаковочного комплекта. Вопрос возникал относительно бетонных блоков (с активностью по всей массе), облученных объектов и объектов с фиксированным загрязнением. Если удельная активность относительно низкая и активность остается внутри или фиксируется на поверхности материала НУА, то его можно рассматривать как упаковку. С целью обеспечения соответствия и безопасности, пределы излучения на поверхности неупакованных материалов НУА не должны превышать пределы, установленные для упакованных материалов. Поэтому было установлено, что в случае превышения уровней излучения на поверхности неупакованных материалов НУА, допусти-

10

мых для упаковок (2 мЗв/ч для неисключительного использования и 10 мЗв/ч для исключительного использования), объект должен быть упакован в промышленную упаковку, которая обеспечивает защиту при обычной перевозке. Аналогичные аргументы принимались при установлении пределов для загрязненных поверхностей неупакованных ОПРЗ (п. 226.2 TS-G-1.1).

11-С6. Преамбула к определению материалов с НУА не содержит значения предельного уровня излучения для незащищенного материала 10 мЗв/ч на расстоянии 3 м (см. п. 521 Правил МАГАТЭ-96 и п. 5.6.1 НП-053-04), поскольку это в значительно большей степени свойство количества материала, помещенного в отдельную упаковку, чем свойство самого материала (хотя в случае твердых объектов, которые не могут быть разделены, это свойство самого твердого объекта) (п. 226.3 TS-G-1.1).

11-С7. Преамбула также не содержит сведений о равномерном распределении радионуклидов в материалах с НУА. Однако установлено, что материал должен быть в такой форме, чтобы он мог характеризоваться величиной средней удельной активности. Относительно реальных материалов, перевозимых как НУА, было решено, что степень неравномерности должна варьироваться в зависимости от категории НУА. Таким образом, степень неравномерности распределения обязательно определяется для каждой категории НУА (см. например, п. 226.c)(i) Правил МАГАТЭ-96 и термин 11 НП-053-04) (п. 226.4 TS-G-1.1).

11-С8. До настоящего времени методы оценки средней удельной активности материалов НУА для условий перевозки не стандартизированы, поэтому используемые методы должны быть одобрены ГКО при выдаче сертификатов-разрешений на конструкции промышленных упаковок. Это, в частности, служит одной из причин введения в НП-053-04, в отличие от Правил МАГАТЭ-96, требования о выдаче ГКО сертификатов (сертификатов-разрешений) на перевозки промышленных упаковок типа ПУ-2 и типа ПУ-3.

11-С9. Материал НУА-1 был введен в Правилах МАГАТЭ издания 1985 для описания материалов с очень низкой удельной активностью. Такие материалы могут перевозиться неупакованными либо могут быть упакованы в промышленные упаковки типа 1 (тип ПУ-1), спроектированные в соответствии с минимальными требованиями (п. 621 Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.6.1 НП-053-04). Согласно требованиям п. 226.a)(i) Правил МАГАТЭ-96 (термин 11 НП-053-04), материалы НУА-1 не могут состоять из концентратов руд, отличных от концентратов урана или тория (например, концентрат руды радия не может быть материалом НУА-1), если они не удовлетворяют требованиям п. 226.a)(iv) Правил МАГАТЭ-96 (термин 11 НП-053-04). В Правилах МАГАТЭ-96 категория НУА-1 была пересмотрена для того, чтобы учитывать:

■    уточнение сферы применения правил относительно руд, отличных от урановых и то-риевых в соответствии с п. 107(e) Правил МАГАТЭ-96 (п. 1.1.3 НП-053-04);

•    исключение делящихся материалов в количествах, освобожденных от требований к упаковкам с делящимися материалами в соответствии сп. 672 Правил МАГАТЭ-96 (п. 2.12.2 НП-053-04);

•    введение новых уровней изъятия в соответствии с п. 236 Правил МАГАТЭ-96 (термин 25 НП-053-04).

Определение НУА-1 было соответственно изменено, с целью:

•    включить только содержащие природные радионуклиды руды, которые предполагается перерабатывать для использования этих радионуклидов (п. 226.a)(i) Правил МАГАТЭ-96 и термин 11 НП-053-04);

•    исключить делящиеся материалы в количествах, не подпадающих под освобождение согласно п. 672 Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.12.2 НП-053-04 (п. 226.а)(ш) Правил МАГАТЭ-96 и термин 11 НП-053-04);

■    добавить РМ, в которых активность распределена в пределах, до 30 раз превышающих уровень изъятия (п. 226.a)(iv) Правил МАГАТЭ-96 и термин 11 НП-053-04).

Материалы, содержащие радионуклиды с концентрациями выше, чем уровни изъятия, должны регулироваться. Целесообразно, чтобы материалы с содержанием радионуклидов, не более чем в 30 раз превышающим уровень изъятия, могли быть освобождены от части требований Правил и могли быть отнесены к категории материалов НУА-1. Коэффициент 30 был выбран для учета процедуры округления, использованной в Основных нормах безопасности [3] при определении уровней изъятия, и предоставления разумной гарантии того, что перевозка таких материалов не приводит к росту доз выше приемлемых (п. 226.5 TS-G-1.1).

11-С 10. Уран с обогащением до 20% и менее может транспортироваться либо как материал НУА-1, либо в упаковке типа ПУ-1, либо неупакованным в количествах, освобожденных от требований к упаковкам с делящимися материалами. Однако количество материала, превышающее уровни освобождения (см. п. 672 Правил МАГАТЭ-96), будет предметом применения требований к упаковкам, содержащим делящийся материал, исключая, таким образом, перевозку не утверждаемых компетентным органом материалов неупакованными либо в упаковках (п. 226.6 TS-G-1.1).

11-С11. Материалы, предполагаемые к перевозке в качестве НУА-ll, могут включать ядерные отходы, такие как низкоактивные смолы, отфильтрованные осадки, абсорбированные жид-

11

кости и другие подобные материалы получаемые от эксплуатации реактора, а также аналогичные материалы получаемые от других операций топливного цикла. Кроме того, НУА-11 могут включать в себя многие элементы активированного оборудования выведенных из эксплуатации атомных станций. Поскольку материалы НУА-Н могут поступать в организм человека после аварии, их предельная удельная активность основана на предполагаемом поглощении индивидуумом 10 мг материала. Очевидно, что материалы НУА-И распределены неравномерно (сцинтилляционные емкости, госпитальные и биологические отходы, отходы после вывода из эксплуатации атомной станции), поэтому их допустимая удельная активность существенно ниже, чем установленная для НУА-Ш. В 20 раз более низкая разрешенная удельная активность по сравнению с предельным значением для НУА-Ш компенсирует эффекты локальной концентрации для неравномерно распределенных материалов (п. 226.7 TS-G-1.1).

11-С12. Одни материалы, считающиеся пригодными для включения в категорию НУА-Ш, могут быть отнесены к равномерно распределенным материалам (концентрированные жидкости в бетонной матрице), другие (отвержденные смолы и кассетные фильтры) распределены в матрице, но не столь равномерно. Отверждение этих материалов в монолитное твердое тело, не растворимое в воде и невоспламеняемое, делает крайне маловероятным попадание какой-либо существенной их части в организм человека. Рекомендуемые нормы преследуют цель регламентировать меньшую степень равномерности распределения активности (п. 226.8 TS-G-1.1).

11-С13. Положения для НУА-Ш предназначены главным образом для определенных грузов с РАО, имеющими среднюю удельную активность выше предела Аг/г, установленного для материалов НУА-И. Более высокий предел удельной активности 2 -10'³^/r для материалов НУА-Ш обосновывается:

•    ограничением указанных материалов твердыми материалами в недисперсной форме, следовательно, поэтому полностью исключены порошки, а также жидкости или растворы;

•    необходимостью в испытании на выщелачивание для обоснования достаточной нерастворимости указанных материалов в случае воздействия таких природных условий, как ливень (см. п. 601.2 TS-G-1.1);

■ более высоким уровнем требований к промышленным упаковкам типа 3 (ПУ-3) в условиях неисключительного использования, который представляет собой то же, что и требования для упаковок типа А для твердых материалов; в случае промышленной упаковки типа 2 (ПУ-2) (п. 524 Правил МАГАТЭ-96 и 5.6.3 НП-053-04) отсутствие испытания на опрыскивание водой и испытания на глубину разрушения компенсируется испытанием на выщелачивание и эксплуатационным контролем при исключительном использовании соответственно (п. 226.9 TS-G-1.1).

11-С14. Предел удельной активности для жидкостей НУА-И 10"⁵ Лг/г, являющийся в 10 раз более строгим ограничением, чем для твердых материалов, учитывает возможность увеличения концентрации жидкости при перевозке (п. 226.10 TS-G-1.1).

11-С15. Твердый компактный связующий материал, такой бетон, битум и т.д., перемешанный с материалом НУА, не может рассматриваться в качестве внешней защиты материала НУА. Этот материал может снизить уровень поверхностного излучения и может быть принят во внимание при определении средней удельной активности. Однако если РМ окружен внешней защитой из материала, который сам не является радиоактивным, как это показано на рисунке, то он не должен приниматься во внимание при определении удельной активности материала НУА (п. 226.11 TS-G-1.1).

Материал с низкой удельной активностью, окруженный оболочкой из нерадиоактивного защитного материала

12

11-C16. Для твердых материалов НУА-II и для материалов НУА-Ш, не связанных твердым компактным агентом, в соответствии с Правилами требуется распределение активности по всему материалу. Это положение Правил не определяет требования к тому, как должна быть распределена активность. Однако важно признать, что концепция ограничения оцененной удельной активности теряет смысл для случая, когда активность определенно локализована в малой доле большого объема (п. 226.12 TS-G-1.1).

11-С17. Целесообразно предусматривать метод, с помощью которого можно судить о значимости оцененной средней активности по тому, как она была определена. Существует несколько методов, которые могут быть пригодными для этой конкретной цели (п. 226.13 TS-G-1.1).

11-С18. Простой метод оценки средней активности состоит в делении объема, занятого материалом НУА, на определенные части для последующей оценки и сравнения удельной активности каждой из этих частей. Предложено, что различие значений удельной активности частей менее чем в 10 раз считается допустимым (п. 226.14 TS-G-1.1).

11-С19. Должно быть принято решение о выборе размера частей нужных для оценки. Представленный в п. 226.14 TS-G-1.1 метод не следует использовать для объемов менее чем 0,2 м³. Для объемов между 0,2 и 1,0 м³ объем должен быть разделен на пять, а для объема больше чем 1,0 м³, - на десять частей приблизительно эквивалентного размера (п. 226.15 TS-G-1.1).

11-С20. Для материалов НУА-Ш, состоящих из РМ, связанного компактным твердым агентом, требование состоит в том, чтобы они были равномерно распределены в этом агенте. Поскольку требование “в основном равномерно распределены” для материалов НУА-Ш является качественным, следует устанавливать методы, с помощью которых можно оценивать соответствие требованиям (п. 226.16 TS-G-1.1).

11-С21. Следующий метод приводится как пример для материалов НУА-Ш, в основном равномерно распределеннных в компактном твердом связывающем агенте. В соответствии с этим методом объем НУА вместе со связывающим агентом должен быть поделен на несколько частей. Для объема больше чем 0,1 м³ должно быть выбрано, по крайней мере, 10 частей. Затем следует оценивать удельную активность каждой части (используя измерения, расчеты или комбинацию этих методов). Различие удельной активности между частями не должно вызывать беспокойства, если значения отличаются не более чем в 3 раза. Коэффициент 3 в этом методе гораздо более ограничителен, чем коэффициент 10, предложенный в справке 11-С18 настоящего Руководства, поскольку требование “в основном равномерно распределен” в отношении материалов НУА-Ш по своему замыслу должно быть более ограничивающим, чем требование ‘распределен по всему объему” (п. 226.17 TS-G-1.1).

11-С22. Как следствие определения материала НУА, сформулированы дополнительные требования:

а)    для количества материала НУА в одной упаковке по отношению к уровню внешнего излучения незащищенного материала (п. 521 Правил МАГАТЭ-96 и п. 5.6.1 НП-053-04);

б)    для общей активности материала НУА на любом транспортном средстве (п. 525 и табл. V Правил МАГАТЭ-96 и п. 5.6.5 и табл. 5.6 НП-053-04).

Оба требования могут оказаться более строгими, чем основные требования, приведенные в п. 226 Правил МАГАТЭ-96 для материала НУА. Это можно увидеть из следующего теоретического примера: если принято, что емкость 200 л заполнена твердым горючим материалом со средней удельной активностью 2-10~*Агк, то полагается, что этот материал может перевозиться как НУА-Ш. Тем не менее, например, если плотность материала составляет 1 г/см³, общая активность в баке будет 4004г [(2-10'³4г/г)(1 г/см³)(2-10⁵ см³) = 4004г] и перевозка материала в качестве НУА-Ш должна быть запрещена из-за предела 10Аг, установленного для внутренних водных путей, и 100Аг - для других видов транспорта (см. табл. V Правил МАГАТЭ-96 и табл. 5.6 НП-053-04), а также п. 525.2 TS-G-1.1 (п. 226.18 TS-G-1.1).

11-С23. Объекты, активированные, или другим образом радиоактивные и загрязненные, не могут рассматриваться, как ОПРЗ. Однако такие объекты могут быть квалифицированы как материалы НУА, поскольку объекты, имеющие распределенную активность внутри и загрязнение на поверхности, могут считаться отвечающими требованию о распределении активности по всему объему. Чтобы квалифицировать такие материалы как НУА, следует устанавливать для них предел средней удельной активности, которому они должны удовлетворять. При оценке средней удельной активности таких материалов должна приниматься во внимание вся активность, связанная с этим объектом, как распределенная внутри, так и находящаяся на загрязненной поверхности. По применимости дополнительные требования, применимые к НУА, также должны удовлетворяться (п. 226.19 TS-G-1.1).

11-С24. Уплотнение материала не должно изменять его классификацию. Для обеспечения этого масса любого контейнера, уплотняемого вместе с материалом, не должна приниматься во внимание при определении средней удельной активности уплотненного материала (п. 226.20 TS-G-1.1).

11-С25. См. также приложение I к настоящему Руководству.

13

12.    Необлученный торий

12-С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 244.

12- С2. Термин “необлученный торий” в определении материалов НУА предназначен для того, чтобы исключать из рассмотрения любой торий облучаемый в ядерном реакторе для превращения Th-232 в U-233 и являющимся делящимся материалом. Определение могло бы запрещать присутствие любого U-233, но природный торий может содержать следы U-233. Предел 10'⁷ г U-233 на 1 г Th-232 однозначно исключает из рассмотрения любой облученный торий, при этом не исключена возможность содержания следов присутствия U-233 в природном тории (п. 244.1 TS-G-1.1).

13.    Необлученный уран

13- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 245.

13-С2. Термин “необлученный уран” введен для исключения из рассмотрения любого облученного в реакторе урана, как с целью превращения U-238 в Ри-239, так и с целью деления U-235. Такое определение могло бы исключать присутствие любого плутония или продуктов деления, но природный уран может содержать следы плутония и продуктов деления. В Правилах МАГАТЭ редакции 1985 пределы для содержания 10"⁶ г плутония на 1 г U-235 и 9 МБк продуктов деления на 1 г U-235 были введены для однозначного исключения из рассмотрения любого облученного урана, признавая в то же время присутствие следов плутония и продуктов деления в природном уране (п. 245.1 TS-G-1.1).

13- C3. Присутствие U-236 - более существенный показатель облучения нейтронным потоком. Величина 5 Ю'³ г U-236 на 1 г U-235 была выбрана как представляющая согласованную позицию Комитета С-26 ASTM (Американское общество по материалам и испытаниям) в спецификации С-996 для обогащенного коммерческого урана. Эта величина включена в Правила МАГАТЭ издания 1996 и признает возможность следов загрязнения облученным ураном, но дает гарантии, что материал может все еще рассматриваться как необлученный. Эта спецификация представляет композицию с максимальной величиной для радионуклидов урана, для которой может быть продемонстрировано, что значение Аг для гексафторида урана не неограниченно. Полагается, что отличие значения Аг для двуокиси урана будет незначительным [5] (п. 245.2 TS-G-1.1).

14.    Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности

14- С1. Определение, по сути, соответствует приведенному в ОСПОРБ [2], п. 22.

14-С2. Радиоактивные загрязнения включают в себя два типа РМ, распределенных на поверхности или внедренных в поверхность, а именно фиксированные и нефиксированные загрязнения. Принципиальных различий между фиксированными и нефиксированными загрязнениями не существует, и для их различия использовались разные условия. Для практических целей делают различия между загрязнениями, которые в обычных условиях перевозки остаются связанными (т.е. фиксированное загрязнение) и, таким образом, не могут увеличивать опасность вследствие попадания внутрь организма пероральным, ингаляционным путем или в результате рассеяния и нефиксированными загрязнениями, которые могут быть источником такой опасности. Фиксированные загрязнения представляют собой опасность только в связи с внешним облучением, в то время как нефиксированные загрязнения обладают потенциальной опасностью как внутреннего облучения ингаляционным или пероральным путем, так и внешнего облучения при загрязнении кожи, если такое загрязнение выходит с поверхности. В аварийных условиях и при определенных условиях эксплуатации, таких как некоторые погодные условия, например, выветривание, фиксированные загрязнения могут стать нефиксированными (п. 214.1 TS-G-1.1).

14-СЗ. Загрязнения ниже уровней 0,4 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и альфа-излучателей низкой токсичности, а также других альфа-излучателей с уровнем загрязнения ниже 0,04 Бк/см² (см. также п. 508 Правил МАГАТЭ-96) могут приводить только к незначительному облучению указанными путями (п. 214.2 TS-G-1.1).

14- С4. Любые поверхности с уровнем загрязнения менее чем 0,4 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и альфа-излучателей низкой токсичности или менее чем 0,04 Бк/см² для всех других альфа-излучателей, в соответствии с Правилами считаются незагрязненными поверхностями. Например, нерадиоактивный твердый предмет с уровнем загрязнения поверхности ниже упомянутых выше значений будет вне сферы действия Правил, и к его перевозке не предъявляются никакие требования (п. 214.3 TS-G-1.1).

15.    Обедненный уран

15- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 246.

16.    Обогащенный уран

16- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 246.

17.    Объект с поверхностным радиоактивным загрязнением (ОПРЗ)

17- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 241.

17-С2. Понятие ОПРЗ впервые введено в российские правила безопасности при транспортировании РМ.

17-СЗ. Общей целью введения понятия и классификации ОПРЗ, так же, как и материалов НУА, служат обеспечение возможности использования промышленных упаковок, к которым предъ-

14

являются менее жесткие требования, чем к упаковкам типа А, для перевозок объектов, загрязненных РМ активностью более Аг в неупакованном виде и в промышленных упаковках. При этом уровень безопасности не становится ниже вследствие того, что РМ на ОПРЗ распределен по большой площади, а главное находится в связанном состоянии, что ограничивает его рассеяние при аварии и соответствующие радиологические последствия.

17-С4. Различие между двумя категориями ОПРЗ сделано в зависимости от уровня загрязнения их поверхностей. Это определяет тип упаковочного комплекта, который нужно использовать для перевозки указанных объектов. Правила обеспечивают соответствующую гибкость для перевозки неупакованных объектов ОПРЗ-1 или в промышленных упаковках типа 1 (ПУ-1). Более высокий уровень нефиксированных загрязнений установлен для объектов, классифицируемых как ОПРЗ-ll; он нуждается в более совершенной системе герметизации, обеспечиваемой промышленными упаковками (ПУ-2) (п. 241.1 TS-G-1.1).

17-С5. Модель для ОПРЗ-1, использованная как обоснование пределов для фиксированного и нефиксированного загрязнений, основана на следующем сценарии. Объекты из категории объектов с поверхностным радиоактивным загрязнением могут включать те части объектов ядерных реакторов или другого оборудования объектов ядерного топливного цикла, которые находились в контакте с теплоносителем первого или второго контура, или при процессах, связанных с РАО, в результате которых произошло загрязнение их поверхности смешанными продуктами деления. На основе допустимых уровней загрязнения для бета- и гамма-излучателей объект с поверхностью 10 м² может иметь фиксированное загрязнение до 4 ГБк и нефиксированное до 0,4 МБк. В ходе обычной перевозки объект может быть в неупакованном виде при перевозке на условиях исключительного использования, но при этом необходимо его закрепление (п. 523.а) Правил МАГАТЭ-96 и п. 5.6.4 НП-053-04), чтобы гарантировать отсутствие распространения РМ из транспортного средства. Предполагается, что объект ОПРЗ-1 и другой груз попадают в аварийные условия, где 20% поверхности подвергается соскабливанию и 20% фиксированных загрязнений с соскобленной поверхности освобождается. Кроме того, предполагается, что с поверхности освобождаются все нефиксированные загрязнения. Общий выход активности может быть 160 МБк для фиксированного загрязнения и 0,4 МБк - для нефиксированного. При использовании величины Аг, равной 0,02 ТБк для смешанных бета- и гамма-излучателей продуктов деления, активность выхода будет равна 8-10'³ Аг. Предполагается, что такая авария может возникнать только снаружи, поэтому согласно основному предположению системы Q, разработанной для упаковок типа А (см. приложение I к настоящему Руководству), поглощение составит 10"⁴ от очищенных радионуклидов на индивидуума вблизи места аварии. Это приводит к общему поглощению О.в-Ю^Лг и, следовательно, обеспечивает уровень безопасности, эквивалентный уровню безопасности для упаковок типа А (п. 241.2 TS-G-1.1).

17-С6. Модель для объекта ОПРЗ-ll подобна модели для объекта ОПРЗ-1, хотя они могут быть загрязнены в 20 раз больше фиксированными загрязнениями и в 100 больше нефиксированными. Однако для перевозки объектов ОПРЗ-ll требуется промышленная упаковка (ПУ-2). Наличие такой упаковки приведет при аварии к такому же выходу, что и для упаковки типа А. Использование доли выхода, равной Ю'² спровоцирует общий выход бета- и гамма-излучающих радионуклидов, равный 32 МБк для фиксированного загрязнения и 8 МБк для нефиксированного, что равно 2-10"³ Аг. Применение того же самого коэффициента поступления (поглощения), что и в п. 17-С5 настоящего Руководства, приведет к поглощению 0,2-КГ⁶^, обеспечивая таким образом тот же уровень безопасности, что и для упаковок типа А (п. 241.3 TS-G-1.1).

17-С7. Если общая активность ОПРЗ столь низка, что удовлетворяются пределы, установленные для освобожденных упаковок в соответствии с положениями п. 408 Правил МАГАТЭ-96, то при условии выполнения всех требований и условий контроля, применимых к перевозке освобожденных упаковок (см. пп. 515-519 Правил МАГАТЭ-96 и пп. 5.5.1-5.5.6 НП-053-04), ОПРЗ может перевозиться как освобожденная упаковка (п. 241.4 TS-G-1.1).

17-С8. ОПРЗ - объекты, которые сами не являются радиоактивными, но на поверхности которых распределены РМ. Как следствие этого определения, объекты, радиоактивные сами по себе, не могут классифицироваться как ОПРЗ. Такие объекты могут рассматриваться в качестве объектов с низкой удельной активностью, если все требования, определенные для объектов с низкой удельной активностью, удовлетворены. См. также справку 11-С23 настоящего Руководства (п. 241.5 TS-G-1.1).

17-С9. Примерами недоступных поверхностей являются:

■    внутренние поверхности труб, концы которых могут быть надежно закрыты с помощью простых методов;

• внутренние поверхности эксплуатационного оборудования для ядерных установок, которые заглушены или формально закрыты;

■    защитные камеры с заглушенными входами (п. 241.6 TS-G-1.1).

17-С10. Методы измерения фиксированного и нефиксированного загрязнений упаковок и транспортных средств указаны в справках 5.3.11-С2 и 5.3.11-С7 - 5.3.11-С12 настоящего Руково-

15

детва. Эти методы применимы к ОПРЗ. Однако для того, чтобы применять эти методы правильно, грузоотправителю нужно знать состав загрязнения (п. 241.7 TS-G-1.1).

18.    Природный уран

18- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 246.

19.    Программа радиационной защиты

19- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 234.

20.    Радиоактивное вещество

20- С1. Определение соответствует Федеральному закону “Об использовании атомной энергии”.

21.    Радиоактивный материал особого вида (РМОВ)

21- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 239.

21-С2. Правила основаны на предпосылке, что потенциальный риск, связанный с перевозкой неделящегося РМ, зависит от четырех важных параметров:

■    дозы на единичное поступление радионуклида (пероральным или ингаляционным путем);

•    общей активности, содержащейся в упаковке;

•    физической формы радионуклида;

■    потенциальных внешних уровней излучения (п. 239.1 TS-G-1.1).

21-СЗ. Правила признают, что РМ в нерассеиваемом виде или заключенный в прочную металлическую капсулу представляет минимальную опасность загрязнения, хотя опасность прямого радиационного воздействия все же существует. Материал, защищенный таким образом от риска рассеяния в аварийных условиях, отнесен к “радиоактивным материалам особого вида”. Радиоактивный материал, сам по себе являющийся дисперсным, может быть адсорбирован, абсорбирован или соединен с инертным твердым телом таким образом, что он ведет себя как нерассеиваемое твердое тело, например металлическая фольга. См. справки 2.2.2-С2, 2.2.2-С4 - 2.2.2-С6 и 2.2.3-С2 и 2.2.3-С4 настоящего Руководства (п. 239.2 TS-G-1.1).

21- С4. Если радиоактивное содержимое упаковки не является материалом особого вида, то количество РМ, которое может быть перевезено в освобожденной упаковке или в упаковке типа А, будет ограничено величиной Аг или значением, кратным ей. Например, для упаковки типа А количество будет ограничено величиной Аг, а для освобожденных упаковок эта величина будет изменяться от Аг до 10~*Аг - 10'⁵Аг, если перевозка осуществляется почтой, и будет зависеть от того, является ли материал твердым, жидким или это газ, и входит ли он в состав какого-либо изделия или прибора. Однако если материал является материалом особого вида, то пределы для упаковки изменяются от Аг до А\ или величины, кратной ей. В зависимости от радионуклидов А\ может отличаться от Аг в 1 ч-10 ООО раз (см. табл. I Правил МАГАТЭ-96 и табл. 1 приложения 1 НП-053-04). Возможность перевозить повышенное количество РМ в упаковке, если он является РМОВ, относится только к упаковкам типа А и освобожденным упаковкам (п. 239.3 TS-G-1.1).

22.    Радиоактивный материал с низкой способностью к рассеянию (РМНР)

22- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 225.

22-С2. Понятие впервые введено в российские правила безопасности при перевозке РМ.

22-СЗ. Концепция РМНР применяется только для установления исключений из требований к упаковкам типа С при перевозках воздушным транспортом (п. 225.1 TS-G-1.1).

22-С4. РМНР обладают такими свойствами, что они не могут приводить к существенному потенциальному выходу радиоактивности или облучению. Даже когда такие материалы подвергаются удару на высокой скорости или тепловому воздействию, только очень незначительная часть их может переходить в воздух. Потенциальное облучение от вдыхания распыленных материалов вблизиместа аварии будет весьма ограниченным (п. 225.2 TS-G-1.1).

22-С5. Критерии для РМНР разработаны в соответствии с другими критериями безопасности, установленными в Правилах, и на основе представленных методов демонстрации приемлемых радиологических последствий. Правила требуют, чтобы характеристики РМНР были продемонстрированы без учета свойства упаковочного комплекта типа В, в котором они перевозятся (п. 225.3 TS-G-1.1).

22- С6. Радиоактивным материалом с низкой способностью к рассеянию может быть РМ сам по себе, в твердой нерассеиваемой форме либо высокопрочная герметичная капсула, содержащая РМ, ведущая себя как нерассеиваемое твердое тело. Порошки и порошкообразные материалы не могут быть квалифицированы как материалы с низкой способностью к рассеянию (п. 225.4 TS-G-1.1).

23.    Радиоактивное загрязнение поверхности

23- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 214.

23-С2. Нижний уровень поверхностного радиоактивного загрязнения, ниже которого поверхность считается незагрязненной, впервые введен в российские правила безопасности при транспортировании РМ.

23-C3. См. справку 14-С2 настоящего Руководства.

23-C4. См. справку 14-СЗ настоящего Руководства.

23- С5. См. справку 14-С4 настоящего Руководства.

24.    Радиоактивное содержимое

24- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 235.

24- С2. Понятие “радиоактивное содержимое" включает в себя не только так называемые полезные РМ, перевозимые в упаковке, но и те материалы, которые сопровождают полезные РМ (радиоактивное загрязнение внутренних поверхностей упаковки и ее элементов, оставшиеся, например, в результате загрузки или предыдущих перевозок РМ в упаковке, загрязненная газовая среда в упаковке, активированные элементы упаковочного комплекта и т.д.). Все эти материалы следует учитывать при расчетах радиационной защиты и потерь активности из упаковки.

25.    Радиоактивный материал

25- С1. Формально определение отличается от определения РМ согласно Правилам МАГАТЭ-96, п. 236.

25-С2. Главная задача данного определения заключается в объединении понятия РВ и ЯМ, принятые в Федеральном законе “Об использовании атомной энергии”, в единое понятие РМ, как это принято в Правилах МАГАТЭ-96 и в российских и международных правилах перевозки опасных грузов на различных видах транспорта. Радиоактивные отходы также подпадают под определение радиоактивных материалов.

25- СЗ. В предшествующих изданиях Правил, единственной величиной, которая использовалась в качестве уровня изъятия при определении для целей перевозки, было значение удельной активности 70 Бк/г. Следуя публикации Основных норм безопасности (BSS) [3] и НРБ-99 [1], было признано, что эта величина не имела под собой радиологической основы. Поэтому для установления величины уровня изъятия в зависимости от вида радионуклида для целей перевозки (см. п. 401.3 или справку 1.1.3-С15 настоящего Руководства) были использованы критерии радиационной защиты, определенные в [3] и в [1] (п. 236.1 TS-G-1.1).

26.    Резервуар

26- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 242.

26-С2. Понятие впервые введено в российские правила безопасности при перевозке РМ.

26-СЗ. Нижний предел емкости 450 л (1000 л для газов) включен для достижения согласованности с Рекомендациями по перевозке опасных грузов ООН (п. 242.1 TS-G-1.1).

26-С4. В п. 242 Правил МАГАТЭ-96 и термине 26 НП-053-04 рассматривается твердое содержимое в резервуаре, куда оно помещается в жидкой или газообразной форме и впоследствии отверждается еще до начала перевозки (например, гексафторид урана UFe).

28.    Система герметизации (упаковки)

28-С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 213.

28-С2. Система герметизации может представлять собой всю упаковку, однако чаще это лишь ее часть. Например, для упаковки типа А система герметизации может быть в виде емкости с радиоактивным содержимым. Емкость, образующий ее свинцовый защитный контейнер и картонный ящик составляют упаковочный комплект. Система герметизации не обязательно включает в себя защиту. В случае РМОВ и радиоактивных материалов с низкой способностью к рассеянию такой РМ сам может быть частью системы герметизации (см. п. 640 Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.8.7 НП-053-04) (п. 213.1 TS-G-1.1).

28- СЗ. Требования к герметичности системы защитной оболочки для упаковок типаВ(и), типа В(М), типа С зависят от радиотоксичности радиоактивного содержимого; например, упаковки типа B(U) или типа С в аварийных условиях должны иметь выход радиоактивности, ограниченный значением Аг в неделю. Эта привязанность к величине Аг означает, что для самых высокотоксичных радионуклидов, таких как плутоний и америций, объемная скорость утечки должна быть значительно ниже, чем для низкообогащенного урана. Однако если делящийся материал способен выходить из системы герметизации в условиях аварии, то должно быть продемонстрировано, что вышедшее количество соответствует тем значениям, которые принимались при оценке безопасности по критичности (см. п. 628.С) Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.6.7 НП-053-04).

29.    Снимаемое (нефиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности

29- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 215 и ОСПОРБ [2]. п. 23.

29- С2. См. 14-С2-14-С4 настоящего Руководства.

30.    Специально выделенная часть палубы

30- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, но термин немного отличается от принятого в этих Правилах, л. 219.

31.    Специальные условия

31- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 238.

31-С2. Специальные условия перевозки разрабатывает эксплуатирующая организация (грузоотправитель). Утверждение специальных условий осуществляет в настоящее время Росатом в порядке выполнения им функций ГКО.

31-C3. Этот тип перевозки предназначен для тех ситуаций, когда соответствие всем необ-

ходимым для данного груза РМ требованиям Правил не может быть обеспечено (например, удаление старого оборудования, содержащего РМ, когда не существует разумного способа его перевозить в утвержденной упаковке). Опасность, связанная с распаковкой и обращением с РМ может перевешивать преимущество использования утвержденной упаковки, предполагая даже, что такая приемлемая упаковка имеется.

Положения специальных условий должны компенсировать отступления от нормальных требований Правил, обеспечивая эквивалентный уровень безопасности. В соответствии с основной философией транспортных правил при разработке компенсирующих мер доверие к административным мерам следует сводить к минимуму (п. 238.1 TS-G-1.1).

32.    Транспортный пакет

32-С1. Определение соответствует понятию “пакет”, принятому в российских правилах перевозки грузов, в том числе правилах перевозки опасных грузов. При использовании в Правилах термин полностью соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 229.

32-С2. Понятие впервые введено в российские правила безопасности при перевозке РМ,

32-C3. Перевозка груза от одного грузоотправителя до одного грузополучателя может быть облегчена помещением различных упаковок или единственной упаковки, каждая из которых полностью соответствует требованиям Правил, в один транспортный пакет. Нет необходимости в специальных требованиях к конструкции, испытаниям или утверждению для транспортного пакета, поскольку не он, а упаковочный комплект выполняет защитную функцию. Однако следует принимать во внимание взаимодействие транспортного пакета с упаковками (п. 229.1 TS-G-1.1).

32- С4. Жесткое огораживание или объединение упаковок для удобства обращения с целью чтобы этикетки на каждой упаковке оставались видимыми, рассматривать в качестве транспортного пакета не следует, если только грузоотправитель не определяет ТИ такого транспортного пакета путем прямого измерения уровня излучения (п. 229.2 TS-G-1.1).

33.    Транспортный индекс (ТИ)

33- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 243.

33-С2. ТИ имеет в Правилах многофункциональное назначение, включая его использование перевозчиком в качестве основы при отделении РМ от людей, непроявленных фотопленок и других грузов, содержащих РМ, а также ограничения уровня воздействия излучения на лиц из населения и транспортных рабочих при перевозке и транзитном хранении (п. 243.1 TS-G-1.1). .

ЗЗ-СЗ. В Правилах МАГАТЭ-96 и в НП-053-04 транспортный индекс не играет больше никакой роли в регулировании безопасности по критичности упаковок, содержащих делящиеся материалы. Контроль за безопасностью по критичности в настоящее время обеспечивается с помощью ИБК (см. п. 218.1 и 218.2 TS-G-1.1 и 6-С2 и 6-СЗ настоящего Руководства). Хотя предыдущий подход, использующий единственный индекс как для радиологической защиты, так и для безопасности по критичности, обеспечивал его простое применение на практике, современный подход с использованием отдельных ТИ и ИБК позволяет снимать существенные ограничения по разделению при перевозке и транзитном хранении упаковок, не содержащих делящиеся материалы. Причина сохранения обозначения ТИ в том, что подавляющее большинство радиоактивных грузов не содержат делящиеся материалы, и, следовательно, новое обозначение для ТИ, введенное Только для радиоактивных” материалов, могло бы создать путаницу, из-за чего пришлось бы вводить и объяснять два новых названия. Следует проявлять осторожность, чтобы не использовать неправильно величину ТИ и рассматривать величину ИБК как единственный критерий для контроля за накоплением упаковок (п. 243.2 TS-G-1.1).

33- С4. Смотри справки 5.3.5-С1 - 5.3.5-С2 настоящего Руководства.

34.    Удельная активность изотопа

34- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 240.

34-С2. Определение удельной активности на практике охватывает две различные ситуации. В первом случае определение удельной активности радионуклидов, подобно определению Международной комиссии радиологических единиц (ICRU) для удельной активности элемента. Второе определение удельной активности в Правилах более точно и является массовой концентрацией активности. Таким образом, определение удельной активности дано для двух случаев и зависит от конкретного применения к тем или иным требованиям Правил. Термин “концентрация активности” также использован в некоторых пунктах Правил (например, см. п. 401 и табл. I Правил МАГАТЭ-96 и п. 1 приложения 1 НП-053-04) (п. 240.1 TS-G-1.1).

34-C3. Период полураспада и удельная активность для каждого радионуклида, приведенного в табл. I Правил МАГАТЭ-96 и в приложении 1 НП-053-04, указаны в таблице II приложения IV к настоящему Руководству. Эти величины удельной активности были вычислены с использованием следующего уравнения:

(число Авогадро) • X    4,18 1 о²³

Удельная активность (Бк/г) -- =—-,

атомная масса а • т_х/2

18

где: А - атомный вес радионуклида;

Гю - период полураспада, с;

X - постоянная распада радионуклида = In 21Т-\п, с¹ (п. 240.2 TS-G-1.1).

34-С4. Удельная активность для любого радионуклида, не указанного в табл. I Правил МАГАТЭ-96 и в приложении 1 к НП-053-04, может быть вычислена с использованием уравнения, приведенного в справке 34-C3 настоящего Руководства (п. 240.3 TS-G-1.1).

34-С5. Удельная активность урана для различных уровней обогащения показана в табл. 11.3 приложения IV к настоящему Руководству (п. 240.4 TS-G-1.1).

34- С6. При определении удельной активности материала, в котором распределены радионуклиды, вся масса этого материала или его части, т. е. масса радионуклида и масса всех других материалов, должны быть включены в массовый компонент. Следует отметить различные интерпретации удельной активности в определении материала НУА (п. 226 Правил МАГАТЭ-96 и термин 11 НП-053-04) и в табл. II приложения IV к настоящему Руководству.

35.    Удельная активность материала

35- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 240.

35- С2. См. справки 34-С2 - 34-С6 настоящего Руководства.

36.    Упаковка

36- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 230.

36-С2.Термины “упаковка” и “упаковочный комплект” достаточно близки, и во многих случаях в Правилах требования к упаковке фактически означают требования к упаковочному комплекту, т.е. только к части упаковки (см., например, раздел 2 Правил). Тем не менее, когда следует подчеркнуть требования именно к грузу РМ, то следует использовать термин “упаковка".

36-СЗ.Требования Правил, предъявляемые к упаковке, относятся к упаковке в том виде, в котором она отправляется с территории грузоотправителя.

36-С4. Для исключения ошибок в понимании термина “упаковка” в связи с принятым в других отраслях понятием “упаковка” как предмета, аналогичного таре (т. е. без содержимого), рекомендуется в транспортных документах в особо важных случаях использовать термин “радиационная упаковка”.

36-С5. Термины “упаковка” и “упаковочный” комплект используются, чтобы различать совокупность компонентов для размещения РМ (упаковочный комплект) от этой совокупности компонентов плюс радиоактивное содержимое (упаковка) (п. 230.1 TS-G-1.1).

36-С6. Упаковка представляет собой упаковочный комплект вместе с радиоактивным содержимым в том виде, как они должны быть представлены для перевозки. Для обеспечения соот-ветсвия требованиям упаковка может частично или полностью включать оборудование, необходимое для обращения с упаковкой или для ее крепления на транспортном средстве, постоянно прикрепленное к упаковке или входящее в ее конструкцию (п. 230.2 TS-G-1.1).

36-С7. Для определения, какие конструктивные элементы следует считать частью упаковки, необходимо устанавливать их использование и назначение при перевозке. Если упаковка может перевозиться только при наличии этого конструктивного элемента, то разумно предполагать его частью упаковки. Это не означает, что трейлер или транспортное средство следует считать частью упаковки (п. 230.3 TS-G-1.1).

36-С8. Поскольку упаковка может перевозиться как при наличии, так и при отсутствии определенного оборудования, может возникать ситуация, когда пригодность упаковочного комплекта и его соответствие правилам потребуется оценивать для обеих ситуаций (п. 230.4 TS-G-1.1).

36-С9. В случае, если определенное оборудование прикрепляется в процессе перевозки для обслуживания, может потребоваться анализ влияния этого оборудования в нормальных и в аварийных условиях перевозки. Для упаковок типа B(U), типа В(М) типа С, спроектированных для перевозки делящихся материалов, разработчик должен достичь согласования компетентного органа для сертификации (п. 230.5 TS-G-1.1).

36- С 10. Резервуар, грузовой контейнер или контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов с радиоактивным содержимым могут быть использованы как один из типов упаковки в соответствии с Правилами при условии, что они соответствуют требованиям, относящихся к конструкции, испытаниям и утверждению для этого типа упаковки. В качестве альтернативы резервуар, грузовой контейнер или контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов с радиоактивным содержимым могут быть использованы как промышленная упаковка типа ПУ-2 или типа ПУ-3, если они отвечают требованиям к упаковкам типа ПУ-1, а также другим требованиям, которые особо указаны в пп. 625-628 Правил МАГАТЭ-96 и пп. 2.6.4-2.6.7 НП-053-04 (п. 230.6 TS-G-1.1).

37.    Упаковочный комплект (транспортный упаковочный комплект)

37- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 231.

37- С2. См. справки 36-С5 и 36-С6 настоящего Руководства.

38.    Уровень излучения

38- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 233.

38-С2. Одна из ограничивающих количественных характеристик в радиационной защите от

19

УДК

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ (справочный материал к Правилам безопасности при транспортировании радиоактивных материалов, НП-053-04). РБ-039-07

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору Москва, 2007

Положения настоящего руководства по безопасности (далее - Руководство) разъясняют требования безопасности, сформулированные в Правилах безопасности при транспортировании радиоактивных материалов (НП-053-04), а также дают рекомендации по способам выполнения этих требований. Настоящее Руководство является российским аналогом документа “Справочный материал к правилам МАГАТЭ по безопасной перевозке радиоактивных материалов. Руководство по безопасности”, №TS-G-1.1 (далее -TS-G-1.1), изданного МАГАТЭ в Серии норм по безопасности в качестве руководства по безопасности. Основные положения настоящего Руководства аналогичны положениям этого документа МАГАТЭ, так как в НП-053-04 в основном приняты те же подходы и требования, что и в документе МАГАТЭ “Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов. Издание 1996. № ST-Г (далее - Правила МАГАТЭ-96). В случаях расхождения требований НП-053-04 и Правил МАГАТЭ-96 в документе даются пояснения причин такого расхождения и обоснование российских требований. В настоящем Руководстве, по аналогии с TS-G-1.1 нумерация пунктов соответствует нумерации пунктов НП-053-04. В конце каждого номера добавлена буква “С”, от первой буквы названия документа - “Справочный", поэтому пункты руководства могут рассматриваться как справки к соответствующим пунктам НП-053-04. Например, номер пункта с обозначением 2.3.4-С1 дает пояснения (справку 1) по п. 2.3.4 НП-053-04, а номер 2.3.4-С2 - справку 2 по этому же пункту НП-053-04. Для удобства пользователей НП-053-04, настоящего Руководства, Правил МАГАТЭ-96 и TS-G-1.1 в настоящем Руководстве приведены номера соответствующих (по мере применимости и соответствия) пунктов Правил МАГАТЭ-96 и TS-G-1.1. Таблица соответствия пунктов НП-053-04 и Правил МАГАТЭ-96 приведена в Приложении VII, а таблица обратного соответствия - в Приложении VIII к настоящему Руководству. Многие пункты (справки) настоящего Руководства взяты с небольшими редакционными корректировками или без них из TS-G-1.1. В этом случае в конце пункта в скобках дается указание на TS-G-1.1 и соответствующий пункт. Например, в конце справки 4-С2 указано (п. 227.1 TS-G-1.1). Это означает, что содержание справки 4-С2 полностью или с небольшими редакционными корректировками, или дополнениями для связи с настоящим Руководством соответствует п. 227.1 МАГАТЭ TS-G-1.1. При использовании приложений из TS-G-1.1 с редакционными корректировками или без в качестве приложений к настоящему Руководству ссылка дается после заголовка приложения. В пунктах МАГАТЭ TS-G-1.1 часто даются ссылки на Правила, имея в виду Правила МАГАТЭ-96. При использовании этих пунктов в настоящем Руководстве под “Правилами", если специально не оговорено, понимаются и Правила МАГАТЭ-96, и НП-053-04. В заимствованных из TS-G-1.1 приложениях, по мере возможности (но не в ущерб содержанию), удалялись ссылки на библиографические источники, однако нумерация ссылок оригинала сохранялась. При наличии источников, переведенных на русский язык, название документа также представлено и на русском языке.

Выпускается впервые.*’

*’ Разработано в Институте проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН) с участием специалистов Росатома и Ростехнадзора: Ершова В.Н., Тебина В.Ф., Уланова С.А., Кислова А.И., Колесникова А.С., Андросюка В.Н., Попова С.А.

облучения людей - эффективная доза (другими характеристиками служат эквивалентные дозы на хрусталик глаза и на кожу (см. например, раздел 11-8 в [3]). Поскольку эффективная доза не является непосредственно измеряемой величиной, то следовало создать характеристики, которые были бы измеряемыми. Этими характеристиками служат “эквивалент внешней (амбиентной) дозы” для жесткого проникающего излучения и “эквивалент направленной дозы” для слабо проникающего излучения. Уровень излучения следует принимать в зависимости от обстоятельств как значение “эквивалента внешней дозы” либо “эквивалента направленной дозы” (п. 233.1 TS-G-1.1).

38-C3. В некоторых случаях следует рассматривать возможность увеличения уровня излучения за счет накопления дочерних радионуклидов в ходе перевозки. Максимальное значение уровня излучения, предполагаемое при перевозке, следует корректировать (п. 233.2 TS-G-1.1).

38-С4. В смешанных гамма - и нейтронных полях может возникать необходимость выполнения раздельных измерений. Следует обеспечивать выбор аппаратуры, подходящей для мониторинга излучаемой энергии, а также удостовериться в том, что срок поверки приборов еще не истек. Следует принимать во внимание неопределенности, связанные с калибровкой приборов, при проведении как начальных, так и контрольных измерений (п. 233.3 TS-G-1.1).

38-С5. Для нейтронных дозиметров очень часто существует явная зависимость показания прибора от уровня энергии нейтронов. Спектральное распределение нейтронов, которое использовалось для калибровки прибора, и спектральное распределение нейтронов, которое нужно измерять, могут значительно повлиять на точность определения дозы. Если зависимость показания прибора от энергии и спектральное распределение нейтронов, которое нужно измерять, известны, то следует использовать соответствующий корректирующий коэффициент (п. 233.4 TS-G-1.1).

38-С6. Правила требуют, чтобы на поверхностях упаковок и транспортных пакетов не превышались установленные уровни излучения. В большинстве случаев измерение, выполняемое с помощью ручного прибора, удерживаемого на поверхности упаковки, определяет значения на некотором расстоянии от поверхности из-за размеров самого детектора. Для измерения уровня излучения следует (по возможности) использовать прибор, размеры которого малы по сравнению с размерами упаковки или транспортного пакета. Относительно большие по сравнению с размерами упаковки приборы не следует использовать для измерения, так как это может привести к занижению измеренных значений уровня излучения. Там, где расстояние от источника до измерительного прибора велико по сравнению с объемом детектора (например, в 5 раз больше), влияние размера детектора незначительно и им можно пренебречь; в противном случае следует использовать величины, приведенные в табл. 1, для корректировки измеренных значений. Для радиографических устройств, где расстояние от источника до поверхности сохраняется минимальным, этим эффектом пренебречь нельзя, и следует делать поправку на объем детектора (п. 233.5 TS-G-1.1).

Таблица 1 Поправочные коэффициенты на размеры упаковки и детектора

Расстояние между центром детектора и поверхностью упаковки, см Половинный линейный размер упаковки, см Поправочный коэффициент а 1 >10 1 2 10-20 1.4 >20 1.0 5 10-20 2,3 20-50 1,6 >50 1.0 10 10-20 4,0 20-50 2,3 50-100 1.4 >100 1,0

^а Показание прибора следует умножить на поправочный коэффициент чтобы получить действительное значение уровня излучения на поверхности упаковки.

38-С7. При мониторинге оребрённых контейнеров или других транспортных упаковок следует уделять внимание возможности пересечения узких пучков излучения. Измеритель мощности дозы излучения с площадью поверхности детектора, значительно большей, чем поперечная пло-

20

СОДЕРЖАНИЕ

ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ......................................................................6

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ, ПРИНЯТЫЕ В НП-053-04................................................7

1.    ВВЕДЕНИЕ...........................................................................................................21

1.1.    Назначение и область применения........................................................................21

1.2. Основные положения обеспечения безопасности перевозок....................................24

1.3.    Классификация и пределы загрузки упаковок.........................................................31

2.    ТРЕБОВАНИЯ К РАДИОАКТИВНЫМ МАТЕРИАЛАМ, ТРАНСПОРТНЫМ

УПАКОВОЧНЫМ КОМПЛЕКТАМ И УПАКОВКАМ.......................................................35

2.1.    Требования к радиоактивным материалам НУА-111..................................................35

2.2.    Требования к радиоактивным материалам особого вида.........................................36

2.3.    Требования к радиоактивным материалам с низкой способностью к рассеянию.........37

2.4.    Общие требования к упаковкам и транспортным упаковочным комплектам................38

2.5.    Требования к освобояаденным упаковкам...............................................................41

2.6.    Требования к промышленным упаковкам...............................................................41

2.7.    Требования к упаковкам, содержащим гексафторид урана.......................................46

2.8.    Требования к упаковкам типа А............................................................................47

2.9.    Требования к упаковкам типа B(U).......................................................................51

2.10.    Требования к упаковкам типа В(М).....................................................................61

2.11.    Требования к упаковкам типа С..........................................................................62

2.12.    Требования к упаковкам, содержащим делящиеся материалы...............................63

3.    ИСПЫТАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ, УПАКОВОЧНЫХ

КОМПЛЕКТОВ И УПАКОВОК.................................................................................70

3.1.    Общие положения................................................. 70

3.3.    Испытания радиоактивного материала особого вида и радиоактивного

материала с низкой способностью к рассеянию.....................................................74

3.4.    Испытания транспортных упаковочных комплектов и упаковок.................................76

3.4.1.    Общие положения................................................................... 76

3.4.2.    Испытания для подтверждения способности выдерживать нормальные

условия перевозки..........................................................................................79

3.4.3.    Дополнительные испытания упаковок типа А, предназначенных для

жидкого радиоактивного материала...................................................................82

3.4.4.    Испытания для проверки способности упаковок выдерживать аварийные

условия перевозки...........................................................................................82

3.4.5.    Испытания на водопроницаемость упаковок, содержащих делящийся

ядерный материал...........................................................................................92

3.4.6.    Испытания упаковок типа С..............................................................................93

3.5.    Испытания упаковок с гексафторидом урана.........................................................95

4.    АДМИНИСТРАТИВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ...................................................................96

4.1.    Общие положения..............................................................................................96

4.2.    Типы и обозначения сертификатов (сертификатов-разрешений).............................102

4.3.    Порядок использования ранее разработанных или изготовленных радиоактивных

материалов особого вида и упаковочных комплектов............................................104

5.    ТРЕБОВАНИЯ К ПЕРЕВОЗКЕ И ТРАНЗИТНОМУ ХРАНЕНИЮ..................................107

5.1.    Общие положения............................................................................................107

5.2.    Проверка груза перед перевозкой......................................................................110

5.3.    Пределы значений транспортного индекса, индекса безопасности по критичности,

уровня излучений и радиоактивного загрязнения.................................................112

5.4.    Маркировка, этикетки, знаки опасности и предупредительные знаки.......................117

5.5.    Требования к перевозке освобожденных упаковок................................................121

5.6.    Требования к перевозке материалов НУА и ОПРЗ................................................123

5.7.    Временное (транзитное) хранение......................................................................123

5.8.    Перевозка порожних транспортных упаковочных комплектов.................................127

5.9.    Требования к перевозке радиоактивных материалов автомобильным

Транспортом...................................................................................................127

5.10.    Требования к перевозке радиоактивных материалов железнодорожным

Транспортом..................................................................................................129

5.11.    Требования к перевозке радиоактивных материалов на судах морского

и речного флота.............................................................................................130

5.12.    Требования к перевозке радиоактивных материалов воздушным

Транспортом..................................................................................................132

3

5.13.    Требования к перевозке радиоактивных материалов предприятиями

почтовой связи...............................................................................................133

5.14.    Особенности оформления транспортных документов при перевозке

радиоактивных материалов............................................................................133

6.    РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ.............................................................................134

7.    МЕРОПРИЯТИЯ ПРИ АВАРИЯХ ПРИ ПЕРЕВОЗКЕ РАДИОАКТИВНЫХ

МАТЕРИАЛОВ......................:.............................................................................134

7.1.    Общие положения и требования........................................................................134

7.2.    Классификация аварий и основные требования к мероприятиям

в случае аварии...............................................................................................135

7.3.    Дополнительные требования к мероприятиям на случай аварии при перевозке

водным транспортом........................................................................................136

8.    ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ РАДИОАКТИВНЫХ

МАТЕРИАЛОВ....................................................................................................137

Литература............................................................................................................137

Приложение I. СИСТЕМА Q ДЛЯ РАСЧЕТА И ПРИМЕНЕНИЯ ЗНАЧЕНИЙ А_л и Аг...........143

ВВЕДЕНИЕ............................................................................................................143

ПРЕДПОСЫЛКИ.....................................................................................................143

ОСНОВЫ СИСТЕМЫ Q...........................................................................................144

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ И ДОПУЩЕНИЯ........................................................145

2л-доза внешнего фотонного облучения.................................................................145

Q_B-доза внешнего облучения бета-излучателями.....................................................146

б_с-доза внутреннего облучения ингаляционным путем.............................................148

Q_d - дозы от загрязнения кожи и перорального поступления......................................150

Q_e- доза вследствие погружения в облако газообразных изотопов..............................151

ОСОБЫЕ СООБРАЖЕНИЯ.....................................................................................152

Рассмотрение материнских и дочерних радионуклидов..............................................152

Альфа-излучатели.................................................................................................153

Нейтронные излучатели..........................................................................................153

Тормозное излучение.............................................................................................153

Тритий и его соединения.........................................................................................153

Радон и его дочерние продукты...............................................................................154

ПРИМЕНЕНИЕ......................................................................................................154

Материалы с низкой удельной активностью с‘неограниченными” значениями

А\ или Аг...............................................................................................................154

Скорости утечки в нормальных условиях перевозки...................................................155

Скорости утечки для аварийных условий..................................................................155

ТАБЛИЦЫ ЗНАЧЕНИЙ Q.........................................................................................156

Рассмотрение физических и химических свойств.......................................................165

Облучение несколькими путями...............................................................................165

Смеси радионуклидов.............................................................................................166

ЦЕПОЧКИ РАСПАДА, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В СИСТЕМЕ Q.............................................166

ВЫВОДЫ..............................................................................................................166

Литература к приложению I.....................................................................................168

Приложение II. УКЛАДКА И КРЕПЛЕНИЕ УПАКОВОК ПРИ ПЕРЕВОЗКЕ........................169

ВВЕДЕНИЕ............................................................................................................169

ТИПЫ СИСТЕМ КРЕПЛЕНИЯ..................................................................................170

РАССМОТРЕНИЕ КОЭФФИЦИЕНТА ПЕРЕГРУЗОК УПАКОВКИ....................................171

ДЕМОНСТРАЦИЯ СООТВЕТСТВИЯ ПУТЕМ ИСПЫТАНИЙ.........................................172

ПРИМЕРЫ КОНСТРУКЦИЙ СИСТЕМ КРЕПЛЕНИЯ И ИХ ОЦЕНКИ...............................172

Система натянутых стяжек с башмаками...................................................................173

Прямоугольная упаковка с фланцем на днище, крепящимся болтами к

транспортному средству..........................................................................................174

ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕРМИНОВ, ИСПОЛЬЗОВАННЫХ В ПРИЛОЖЕНИИ..........................176

Литература к приложению II.....................................................................................176

Приложение III. РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОЙ КОНСТРУКЦИИ ТРАНСПОРТНЫХ

УПАКОВОК В ОТНОШЕНИИ ХРУПКОГО РАЗРУШЕНИЯ.............................................178

ВВЕДЕНИЕ............................................................................................................178

ОБЩЕЕ РАССМОТРЕНИЕ МЕТОДОВ ОЦЕНКИ.........................................................178

Метод 1 ................................................................................................................179

Метод 2..........................:.....................................................................................179

Метод 3................................................................................................................180

РАССМОТРЕНИЕ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ...........................................................181

4

КОЭФФИЦИЕНТЫ БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ МЕТОДА 3.................................................183

Процедура оценки для Метода 3..............................................................................184

Рассмотрение дефектов..........................................................................................185

Рассмотрение обеспечения качества и неразрушающего контроля..............................186

Рассмотрение вязкости разрушения.........................................................................186

Рассмотрение напряжений......................................................................................187

Литература к приложению III....................................................................................188

Приложение IV. ПЕРИОД ПОЛУРАСПАДА И УДЕЛЬНАЯ АКТИВНОСТЬ РАДИОНУКЛИДОВ, ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ И КОЭФФИЦИЕНТЫ МОЩНОСТИ

ДОЗЫ ДЛЯ РАДИОНУКЛИДОВ И УДЕЛЬНАЯ АКТИВНОСТЬ УРАНА............................189

Литература к приложению IV....................................................................................214

Приложение V. ОЦЕНКИ БЕЗОПАСНОСТИ ПО КРИТИЧНОСТИ...................................214

ВВЕДЕНИЕ............................................................................................................214

ОПИСАНИЕ УПАКОВКИ..........................................................................................215

МОДЕЛИ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ ПО КРИТИЧНОСТИ.........................................215

МЕТОД АНАЛИЗА..................................................................................................216

ВАЛИДАЦИЯ РАСЧЕТНОГО МЕТОДА......................................................................218

РАСЧЕТЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ.....................................................................................221

Общие аспекты....................................................... 221

Анализ отдельной единичной упаковки.....................................................................222

Оценка партий упаковок..........................................................................................223

СПЕЦИАЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ....................................................................................225

Учет истории облучения (учет выгорания).................................................................226

ВОПРОСЫ КОНСТРУКЦИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ.........................................................228

Использование поглотителей нейтронов...................................................................228

Предперевозочные измерения.................................................................................228

Литература к приложению V....................................................................................229

Приложение VI. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА БЕЗОПАСНОЙ ПЕРЕВОЗКИ

РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ...........................................................................231

ВВЕДЕНИЕ............................................................................................................231

Общие аспекты......................................................................................................231

Область применения..............................................................................................232

Ответственность....................................................................................................232

Обеспечение качества - Базовые элементы..............................................................232

ПРОГРАММЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ КАЧЕСТВА...............................................................233

Организация и структура программы обеспечения качества........................................233

Документирование программы обеспечения качества................................................233

Анализ и оценка программы обеспечения качества....................................................233

ОРГАНИЗАЦИЯ.....................................................................................................234

Ответственность и полномочия...............................................................................234

Анализ контрактов.................................................................................................234

Организационное взаимодействие...........................................................................234

КОНТРОЛЬ ДОКУМЕНТОВ......................................................................................234

Подготовка, анализ и утверждение документов.........................................................234

Выпуск и распространение документов.....................................................................234

Контроль за изменениями в документах....................................................................235

КОНТРОЛЬ ЗА ПРОЕКТОМ.....................................................................................235

Общие положения.................................................................................................235

Планирование проекта...........................................................................................235

Входные проектные данные....................................................................................235

Выходные проектные данные..................................................................................235

Верификация и валидация проекта..........................................................................235

Изменения проекта................................................................................................236

КОНТРОЛЬ ЗА ПОСТАВКАМИ.................................................................................236

Общие положения..................................................................................................236

Оценка и выбор поставщика....................................................................................236

Данные по закупкам................................................................................................236

Верификация закупок.............................................................................................236

Материалы, поставляемые покупателем...................................................................236

КОНТРОЛЬ МАТЕРИАЛОВ......................................................................................237

КОНТРОЛЬ ПРОЦЕССОВ.......................................................................................237

Общие положения..................................................................................................237

Контроль процессов - перевозка..............................................................................237

5

Специальные процессы..........................................................................................237

КОНТРОЛЬ ИНСПЕКЦИЙ И ИСПЫТАНИЙ.................................................................237

Общие положения................................... 237

Программа инспекции.............................................................................................238

Программа испытаний............................................................................................238

Калибровка и контроль измерительного и испытательного оборудования.....................238

КОНТРОЛЬ НЕСООТВЕТСТВИЯ..............................................................................238

КОРРЕКТИРУЮЩИЕ ДЕЙСТВИЯ.............................................................................238

ЗАПИСИ...............................................................................................................239

ПЕРСОНАЛ И ОБУЧЕНИЕ.......................................................................................239

ОБСЛУЖИВАНИЕ..................................................................................................239

АУДИТ..................................................................................................................239

ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕРМИНОВ, ИСПОЛЬЗОВАННЫХ В ПРИЛОЖЕНИИ..........................239

Литература к приложению VI...................................................................................240

Приложение VII. Таблица соответствия пунктов Правил НП-053-04

и МАГАТЭ-96 (ST-1)......................................................................241

Приложение VIII. Таблица соответствия пунктов Правил МАГАТЭ-96 (ST-1)

и НП-053-04.................................................................................243

ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ

В настоящем Руководстве приняты следующие сокращения, используемые в НП-053-04, а также дополнительные сокращения.

-    аварийно-спасательное формирование

-    аэродинамически эквивалентный диаметр

-    американское общество по материалам и испытаниям

-    Государственный компетентный орган

-    Европейское соглашение по международной дорожной перевозке опасных грузов

-    закрытое административно-территориальное образование

-    Международная ассоциация воздушного транспорта

-    индекс безопасности по критичности

-    Международная организация гражданской авиации

-    Международная морская организация

-    Международная организация по стандартизации

-    Международная конвенция по охране человеческой жизни на море

-    контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов

-    Международное агентство по атомной энергии

-    Международный кодекс морской перевозки опасных грузов

-    максимальное нормальное рабочее давление

-    Министерство Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий

-    Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) [1]

-    неразрушающий контроль

-    низкая удельная активность

-    опасные грузы

-    отчет обоснования безопасности

-    Организация Объединенных Наций

-    Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке делящихся ядерных материалов (ОПБЗ-83) [65]

-    объект с поверхностным радиоактивным загрязнением

-    Организация сотрудничества железных дорог

-    функциональная подсистема предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций в организациях (на объектах), находящихся в ведении и входящих в сферу деятельности Росатома

-    Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) [2]

-    отработавшее ядерное топливо

-    Правила безопасности при транспортировании радиоактивных веществ (ПБТРВ-73)

-    Положение о порядке перевозок в Российской Федерации делящихся ядерных материалов воздушным транспортом

-    Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов.

6

МАГАТЭ-96 (ST-1)    -    Издание 1996 ST-1, МАГАТЭ, 1996 [11]

Правила МАГАТЭ - Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов.

Издание 1996 (исправленное). TS-R-1 (ST-1, исправленное), МАГАТЭ, 2000

-    программа радиационной защиты

-    радиоактивные отходы

-    радиоактивное вещество

-    радиоактивный материал

-    радиоактивный материал с низкой способностью к рассеиванию

-    радиоактивный материал особого вида

-    Агентство по атомной энергии

-    Единая государственная система предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций

-    стандартные температура и давление

-    само поддержи вающаяся цепная ядерная реакция

-    транспортный индекс

-    транспортный упаковочный комплект

-    уровень раскрытия вершины трещины

-    Федеральный закон

-    ядерный делящийся материал

-    ядерный материал

-    международные Основные нормы безопасности [3]

-    Справочный материал к правилам МАГАТЭ по безопасной перевозке радиоактивных материалов. Серия норм МАГАТЭ по безопасности. Руководство по безопасности Ns TS-G-1.1 (ST-2). МАГАТЭ, 2005

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ, ПРИНЯТЫЕ В НП-053-04

Общие пояснения

Принятые в НП-053-04 термины и определения соответствуют аналогичным терминам и определениям НРБ-99 [1], ОСПОРБ-99 [2], других федеральных норм и правил, а также Правил МАГАТЭ-96. В некоторых случаях, при наличии в указанных документах различных определений одних и тех же терминов, в настоящем Руководстве дается дополнительное пояснение причин принятия данного определения. Пояснения приводятся также при отклонении принятых в настоящем Руководстве определений от определений, принятых в других документах.

Пояснения к терминам и определениям

1. Ai

1-С1, Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 201.

1- С2. Термины Ai и Аг используются в Правилах для различных целей, в том числе для определения допустимой активности радиоактивного содержимого упаковок типа А, освобожденных упаковок, промышленных упаковок и упаковок типа B(U) для воздушных перевозок, определения допустимой потери активности из упаковок типа В и типа С, допустимого выщелачивания РМОВ и материалов НУА и др. Конкретные пояснения по применению терминов А_л и Л₂ даются в соответствующих пунктах настоящего Руководства. Общие пояснения по концепции использования системы значений At и Аг, а также расчетам их конкретных значений для различных радионуклидов приведены в приложении I настоящего Руководства.

2.    Аг

2- С1. См. nn.l-CI и 1-С2.

3.    Активность

3- С1. Определение соответствует НРБ-99 [1] и международным Основным нормам безопасности [3].

4.    Альфа-излучатели низкой активности

4- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 227.

4-С2. Определение альфа-излучателей низкой токсичности основано на удельной активности радионуклида (или радионуклида в состоянии, в котором он перевозится). Для нуклидов с очень низкой удельной активностью необосновано, из-за их объема, ожидать, что их попадание в организм приведет к дозам облучения, приближающимся к предельным. Такие нуклиды, как U-235, U-238 и Th-232, имеют удельную активность на 4 - 8 порядков ниже, чем Ри-238 или Ри-239 (410³ -8'10⁴ Бк/г по сравнению с 2-10⁹ - 6-10¹¹ Бк/г). Хотя Th-228 и Th-230 имеют удельную активность, сравнимую по величине с Ри-238 и Ри-239, разрешается их относить к “альфа-излучателям низкой токсичности’’ только тогда когда они содержатся в рудах и физических и химических концентратах, что само по себе обеспечивает требуемую низкую концентрацию активности (п. 227.1 TS-G-1.1).

7

5.    Делящиеся материалы

5-С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 222.

5-С2. Цепочка деления поддерживается нейтронами. Поскольку цепная реакция зависит от поведения нейтронов, делящиеся материалы упаковываются и транспортируются в соответствии с требованиями, назначение которых - обеспечивать подкритичность и, таким образом, безопасность по критичности при перевозке. В Правилах термин “делящиеся материалы” время от времени используется то к делящимся радионуклидам, то по отношению к материалам, содержащим такие радионуклиды. Пользователи Правил должны быть внимательны по отношению к контексту, в котором используется термин “делящиеся материалы" (п. 222.1 TS-G-1.1).

5-СЗ. В большинстве случаев радионуклиды способны к делению, но многие из них делятся с трудом и только при наличии специального оборудования и особых условий. Отличительная особенность делящихся нуклидов, вытекающая из их определения, - способность их к СЦР под воздействием тепловых нейтронов (энергия нейтронов менее ~ 0,3 эВ) при условии накопления достаточной массы. Никаких других специальных действий, механизмов или условий не требуется. Например, Ри-238 не причисляется более к ним, потому, что, хотя он и способен поддерживать цепную реакцию деления на быстрых нейтронах в специальных лабораторных условиях, в той форме, в которой он транспортируется, но он не обладает такими свойствами. Ни при каких обстоятельствах Ри-238 не может поддерживать СЦР на тепловых нейтронах. Скорее он “делимый”, чем “делящийся” (п. 222.2 TS-G-1.1).

5- С4. Как отмечено в п. 5-СЗ, основной принцип, использованный в Правилах при выборе нуклидов, определенных как делящийся материал, основан на легком аккумулировании достаточной массы для потенциальной критичности. Другие актиниды, имеющие возможность создать критичность, обсуждаются в ANSI/ANS-8.15-1981 [4], где представлены предельные подкритические массы для изолированных Np-237, Ри-238, Ри-240, Ри-242, Ат-241, Ат-242т, Ат-243, Ст-243, Ст-244, Ст-245, Ст-247, Cf-249 и Cf-251. Предсказанные предельные значения подкритических масс находятся в диапазоне от нескольких граммов для Cf-251 до десятков килограммов. Отсутствие результатов критических экспериментов ограничивает знания о поведении этих нуклидов в условиях различных замедлителей и отражателей. Неопределенность данных о сечениях для многих из этих нуклидов требует, чтобы достаточное внимание (и соответствующий запас подкритичности) были обеспечены в рамках тех операций, в которых может участвовать достаточное количество этих нуклидов (или оно может быть получено при распаде до или в процессе перевозки). Рекомендации компетентного органа о необходимости и средствах выполнения оценки безопасности по критичности можно найти в требованиях, изложенных в пп. 671-682 Правил МАГАТЭ-96 для случаев, когда могут перевозиться значительные количества этих материалов (п. 222.3 TS-G-1.1).

6.    Индекс безопасности по критичности (ИБК)

6- С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 218.

6-С2. ИБК представляет собой новый термин, впервые введенный в Правила МАГАТЭ (и в НП-053-04). В изданиях Правил МАГАТЭ 1975 и 1985 годов (так же, как в ПБТРВ-73 и ОПБЗ-83) термин “транспортный индекс” использовался как для радиационного контроля, так и для контроля безопасности по критичности упаковок, содержащих делящиеся материалы. В этих изданиях Правил ТИ определялся как единое число, применяемое одновременно при рассмотрении вопросов радиационной безопасности и безопасности по критичности. Поскольку средства эксплуатационного контроля, необходимые для радиационной защиты и безопасности по критичности, существенно независимы, то настоящее издание Правил отделило ИБК от ТИ, который теперь определяется только из целей радиологического контроля (см. п. 243 Правил МАГАТЭ-96 и термин 33 НП-053-04). Такое разделение на два индекса дает ясное понимание основы эксплуатационного контроля упаковок с делящимися материалами и исключает потенциальные ненужные ограничения, вызванные использованием одного индекса. Однако при таком новом контроле необходимо быть осторожным, чтобы не спутать “новый ТИ” и ‘старый ТИ", используемый в предыдущем издании Правил. Осведомленность об этих изменениях необходима для обеспечения правильного использования этикеток для безопасности по критичности (см. пп. 544 и 545 Правил МАГАТЭ-96) и контроля критичности упаковок, транспортных пакетов и грузовых контейнеров, содержащих делящиеся материалы с использованием вновь введенного ИБК (п. 218.1 TS-G-1.1).

6-СЗ. ИБК представляет собой число, используемое для контроля безопасности по критичности при перевозке делящихся материалов и получаемое путем деления числа 50 на число N (см. п. 528 Правил МАГАТЭ-96 и п. 5.3.5 НП-053-04). Накопление упаковок, содержащих делящиеся материалы, требует контроля за отдельными грузами, транспортными средствами, грузовыми контейнерами и транспортными пакетами (см. пп. 566.d), 567 Правил МАГАТЭ-96), и при транзитном хранении (см. пп. 568, 569 Правил МАГАТЭ-96 и пп. 5.7.3 и 5.7.4 НП-053-04). Для осуществления такого контроля необходимо, чтобы ИБК был указан на этикетке (см. пп. 544 и 545 Правил МАГАТЭ-96), специально предусмотренной для индикации наличия делящихся материалов в упаковках, транспортных пакетах и грузовых контейнерах, содержимое которых состоит из делящихся материалов,

8

не освобожденных из сферы действия требований согласно п. 672 Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.12.2 НП-053-04 (п. 218.2 TS-G-1.1).

7. Исключительное использование

7-С1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 221.

7-С2. Выполнение начальных, промежуточных и окончательных операций по погрузке и выгрузке по указаниям грузоотправителей или грузополучателей означает либо непосредственные указания представителей грузоотправителя (грузополучателя), либо их соответствующие инструкции.

7-СЗ. Специфика исключительного использования, согласно определению, состоит, во-первых, в том, что перевозку должен осуществлять один грузоотправитель, который посредством достигнутых договоренностей с перевозчиком должен иметь право на единоличное использование транспортного средства или большого грузового контейнера, и, во-вторых, все начальные, промежуточные и конечные погрузочные и разгрузочные операции с грузом проводятся в строгом соответствии с указаниями грузоотправителя или грузополучателя (п. 221.1 TS-G-1.1).

7-С4. Поскольку, обычно в рамках исключительного использования отсутствуют транзитные операции с грузом, некоторые из требований, применяемых к обычным перевозкам, могут быть ослаблены. Ввиду дополнительного контроля, который практикуемого для партий груза при исключительном использовании, к ним следует применять особые положения, которые разрешают:

■ использование промышленных упаковок пониженной прочности для материалов с НУА;

•    перевозку упаковок, уровень излучения на поверхности которых превышает 2 мЗв/час (но не более 10 мЗв/ч), либо ТИ которых большею;

•    в ряде случаев - увеличение в 2 раза общего числа ИБК для упаковок с делящимися материалами.

Многие грузоотправители находят целесообразным добиться необходимой договоренности с перевозчиком для выполнения перевозки в условиях исключительного использования, чтобы грузоотправитель мог воспользоваться одним или несколькими из указанных выше положений (п. 218.2 TS-G-1.1).

7-С5. Для случаев с упакованными материалами с НУА в Правилах принимаются во внимание контролируемые условия погрузки и разгрузки, которые возможны при перевозке в условиях исключительного использования. Дополнительные меры контроля, применяемые при исключительном использовании должны приниматься в соответствии с инструкциями, подготовленными грузоотправителем или грузополучателем или (оба имеют полную информацию о грузе и о его потенциальной опасности) позволяющими некоторое ослабление прочности упаковки. В связи с тем,что неконтролируемое обращение с упаковками отсутствует в случаях исключительного использования, консерватизм, налагаемый в требованиях к обращению с обычными упаковками с материалами с НУА, снижен, однако эквивалентные уровни безопасности поддерживаются.

7-С6. Упаковки, с которыми возможно обращение в ходе перевозки, должны обязательно иметь допустимые уровни излучения, ограниченные для защиты работников, выполняющих операции с ними. Применение условий исключительного использования и контроль за обращением с упаковками в ходе перевозки обеспечивают уверенность в том, что предприняты необходимые меры радиационной защиты. Путем введения ограничений и пределов для допустимых уровней излучения вокруг транспортного средства допустимый уровень излучения для упаковки может быть увеличен без существенного увеличения риска.

7-С7. Поскольку в случае исключительного использования меры контроля эффективно предотвращают несанкционированное добавление РМ к партии груза и обеспечивают высокий уровень контроля за грузом со стороны грузоотправителя, в Правилах сделаны некоторые послабления, чтобы разрешить повышенное количество упаковок с делящимися материалами по сравнению с обычными грузами.

7-С8. Для исключительного использования транспортного средства или большого грузового контейнера определяющим фактором служит требование единоличного использования и требование единоличного контроля. Несмотря на то, что транспортное средство может быть использовано для перевозки только РМ, это не может быть автоматически квалифицировано как исключительное использование. Чтобы соответствовать определению исключительного использования, вся партия груза должна исходить от одного грузоотправителя или контролироваться одним грузоотправителем. Такой подход исключает практику накопления перевозчиком грузов от разных грузоотправителей на одном транспортном средстве. Даже в случае объединения перевозчиком многочисленных грузов на одном транспортном средстве это не будет исключительным использованием, так как вовлечен более чем один грузоотправитель. Однако это не препятствует квалифицированному перевозчику или грузополучателю, который объединяет перевозки более чем от одного источника, должным образом принять на себя ответственность грузоотправителя этих перевозок и быть назначенным таковым.

9