Федеральное бюджетное учреждение
«Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности»

 

Труды НТЦ ЯРБ

 

Справочные материалы к Федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии
«Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов». НП-053-16

 

А. В. Курындин, А. А. Строганов, А. М. Киркин, С. В. Синегрибов, С. В. Маковский, И. Г. Новаков (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), А. А. Лавринович, А. И. Кислов (Ростехнадзор).

 

© Москва, 2019

УДК 621.039.58

ББК 3.39.18

С 74

 

Справочные материалы к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП-053-16). — М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2019. — 331 с.

 

Настоящие «Справочные материалы к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП-053-16)» (далее — Справочные материалы) содержат разъяснения по выполнению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП-053-16), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 15 сентября 2016 г. № 388 (зарегистрирован Минюстом России 24 января 2017 г., регистрационный № 45375), в которые внесены значительные изменения, по сравнению с предыдущей редакцией «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП-053-04), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 4 октября 2004 г. № 5, связанные с пересмотром в 2012 г. аналогичного документа МАГАТЭ «Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов» SSR-6.

Учитывают положения документов МАГАТЭ: «Справочные материалы к правилам МАГАТЭ по безопасной перевозке радиоактивных материалов» SSG-26 и «Перечни положений к правилам МАГАТЭ по безопасной перевозке радиоактивных материалов» SSG-33.

Могут быть использованы специалистами Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (далее — Ростехнадзор), а также юридическими и физическими лицами, осуществляющими деятельность в области транспортирования радиоактивных материалов, в том числе принимающими участие в проектировании, изготовлении, испытаниях, эксплуатации упаковочных комплектов и упаковок, выдаче сертификатов-разрешений и временном (транзитном) хранении радиоактивных материалов (упаковок) в процессе перевозки.

Рекомендуются к использованию при решении вопросов, связанных с обеспечением безопасности при транспортировании радиоактивных материалов.

Адрес для запросов: 107140, Москва, ул. Малая Красносельская, д. 2/8, корп. 5. ФБУ «НТЦ ЯРБ».

 

УДК 621.039.58

ББК 3.39.18

ISBN 978-5-907011-22-9

© ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2019

 

Оглавление

Перечень принятых сокращений. 6

Предисловие. 8

I. Введение. 14

1.1. Назначение и область применения. 14

1.2. Основные положения обеспечения безопасности транспортирования. 16

1.3. Классификация и пределы загрузки упаковок. 25

II. Требования к радиоактивным материалам, транспортным упаковочным комплектам и упаковкам.. 33

2.1. Требования к радиоактивным материалам НУА-III 33

2.2. Требования к радиоактивным материалам особого вида. 34

2.3. Требования к радиоактивным материалам с низкой способностью к рассеянию.. 35

2.4. Общие требования к упаковкам и транспортным упаковочным комплектам.. 36

2.5. Требования к освобожденным 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. 49

2.9. Требования к упаковкам типа B(U) 55

2.10. Требования к упаковкам типа В(М) 66

2.11. Требования к упаковкам типа С. 68

2.12. Требования к упаковкам, содержащим делящиеся материалы.. 69

III. Испытания радиоактивных материалов, транспортных упаковочных комплектов и упаковок. 86

3.1. Общие положения. 86

3.2. Испытания радиоактивного материала НУА-III 91

3.3. Испытания радиоактивного материала особого вида и радиоактивного материала с низкой способностью к рассеянию.. 92

3.4. Испытания транспортных упаковочных комплектов и упаковок. 96

3.5. Испытания упаковок с гексафторидом урана. 114

IV. Классификация и утверждение сертификатов-разрешений. 116

4.1. Общие положения. 116

4.2. Типы и обозначения сертификатов-разрешений. 122

4.3. Порядок использования ранее разработанных или изготовленных радиоактивных материалов особого вида и упаковочных комплектов. 129

V. Требования к перевозке и временному (транзитному) хранению радиоактивных материалов. 134

5.1. Общие положения. 134

5.2. Проверка груза перед перевозкой. 140

5.3. Пределы значений транспортного индекса, индекса безопасности по критичности, уровня излучения и радиоактивного загрязнения. 143

5.4. Маркировка, этикетки, знаки опасности и информационные табло. 148

5.5. Требования к перевозке освобожденных упаковок. 155

5.6. Требования к перевозке материалов НУА и ОПРЗ. 158

5.7. Размещение грузов при перевозке и транзитном хранении. 160

5.8. Перевозка порожних транспортных упаковочных комплектов. 164

5.9. Требования к перевозке радиоактивных материалов автомобильным транспортом.. 166

5.10. Требования к перевозке радиоактивных материалов железнодорожным транспортом.. 169

5.11. Требования к перевозке радиоактивных материалов на судах морского и речного флота. 174

5.12. Требования к перевозке радиоактивных материалов воздушным транспортом.. 177

5.13. Особенности оформления транспортных документов при перевозке радиоактивных материалов. 182

VI. Радиационный контроль. 187

VII. Мероприятия при авариях при перевозке радиоактивных материалов. 189

7.1. Классификация аварий и общие положения. 189

7.2. Основные требования по проведению работ в случае аварии. 192

7.3. Дополнительные требования на случай аварии при перевозке водным транспортом.. 196

Список использованных источников. 197

Приложение № 1. Комментарии к определениям, используемым в НП-053-16. 204

Список литературы, используемой в приложении № 1. 214

Приложение № 2. Q-система для расчета и применения значений A₁ и А₂ 215

Введение. 215

Предпосылки. 215

Основы Q-системы.. 215

Дозиметрические модели и допущения. 216

Список литературы, используемой в приложении № 2. 249

Приложение № 3. 252

Размещение и крепление упаковок при перевозке. 252

Введение. 252

Типы систем крепления. 252

Учет возможных напряжений при транспортировании. 253

Примеры конструкций систем крепления и их оценки. 254

Термины, использованные в приложении № 3. 260

Список литературы, используемой в приложении № 3. 261

Приложение № 4. Примеры расчетов для определения минимальных разделяющих расстояний. 263

Введение. 263

Список литературы, используемой в приложении № 4. 269

Приложение № 5. Характеристики основных радионуклидов. 270

Приложение № 6. Рекомендации по условиям перевозки крупногабаритных грузов. 306

Общие сведения о крупногабаритных грузах радиоактивных материалов. 306

Критерии приемлемости транспортирования крупногабаритных грузов радиоактивных материалов. 309

Список литературы, используемой в приложении № 6. 310

Приложение № 7. Особые ситуации при транспортировании радиоактивных материалов. 312

Транспортирование радиоактивных материалов неопределенного вида. 312

Транспортирование поврежденной упаковки. 312

Транспортирование по территории государств, в которых отсутствуют требования безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. 313

Список литературы, используемой в приложении № 7. 313

Приложение № 8. Таблица соответствия пунктов НП‑053‑16^* и SSR‑6^** 314

Приложение № 9. Блок-схема классификации радиоактивных материалов, определения номера оон и типа упаковки. 321

Приложение № 10. Матрица требований НП-053-16* и SSR-6** в зависимости от типа упаковки. 323

 

АД                                 —           аэродинамический диаметр

АСФ                              —           аварийно-спасательное формирование

АОМИ (ASTM)              —           Американское общество по материалам и испытаниям

АЭС                               —           атомная электростанция

ГКО                               —           Государственный компетентный орган

ГК Росатом                   —           Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»

ДОПОГ                          —           Европейское соглашение по международной дорожной перевозке опасных грузов

ДМ                                —           делящийся материал

ИАТА                            —           Международная ассоциация воздушного транспорта

ИБК                               —           индекс безопасности по критичности

ИКАО (ICAO)                 —           Международная организация гражданской авиации

ИСО (ISO)                      —           Международная организация по стандартизации

Конвенция СОЛАС      —           Международная конвенция по охране человеческой жизни на море

КПРМ                            —           коэффициент перевозок радиоактивного материала

КСГМГ                          —           контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов

МАГАТЭ                        —           Международное агентство по атомной энергии

МГВГ                             —           максимальное годовое время грузоперевозки

МГВО                            —           максимальное годовое время облучения

МГВП                            —           максимальное годовое время нахождения в пути

МКРЗ                            —           Международная комиссия по радиационной защите

ММОГ                           —           Международный кодекс морской перевозки опасных грузов

МНРД                           —           максимальное нормальное рабочее давление

МЧС России                 —           Министерство Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий

НРБ                               —           Нормы радиационной безопасности

НУА (LSA)                      —           низкая удельная активность

ОГ                                 —           опасные грузы

ОИАЭ                            —           объект использования атомной энергии

ОМД                             —           опорная мощность дозы

ООН                              —           Организация Объединенных Наций

ОПБЗ                             —           Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке делящихся ядерных материалов

ОПРЗ (SCO)                   —           объект с поверхностным радиоактивным загрязнением

ОЯТ                               —           отработавшее ядерное топливо

ПБТРВ                           —           Правила безопасности при транспортировании радиоактивных веществ

ПРЗ                               —           программа радиационной защиты

ПС                                 —           программное средство

ПЭЛ                               —           поглощающий элемент

РАО                               —           радиоактивные отходы

РВ                                  —           радиоактивное вещество

РМ                                —           радиоактивный материал

РМНР                            —           радиоактивный материал с низкой способностью к рассеиванию

РМОВ                            —           радиоактивный материал особого вида

РСЧС                             —           Единая государственная система предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций

СТД                               —           стандартные температура и давление

СЦР                               —           самоподдерживающаяся цепная реакция деления

ТВС                               —           тепловыделяющая сборка

ТИ                                 —           транспортный индекс

ТИ ИКАО                       —           технические инструкции по безопасной перевозке опасных грузов по воздуху

ТТО                               —           транспортно-технологические операции

ТУК                               —           транспортный упаковочный комплект

ФМР                              —           фактическое минимальное расстояние

ФНП                              —           федеральные нормы и правила

ЯМ                                —           ядерный материал

ЯТ                                  —           ядерное топливо

Транспортирование опасных грузов, в том числе РМ, на различных видах транспорта регламентируется рядом международных документов, таких как «Технические инструкции по безопасной перевозке опасных грузов по воздуху» (ТИ ИКАО) [1], «Международный морской кодекс по опасным грузам» (ММОГ) [2], «Соглашение о международном железнодорожном грузовом сообщении» (СМГС) [3], «Европейское соглашение о международной дорожной перевозке опасных грузов» (ДОПОГ) [4] и другие (рис. 1).

Рис. 1. Основные международные нормативные документы, регламентирующие безопасность транспортирования опасных грузов

Перечисленные документы основаны на типовых правилах ООН «Рекомендации по перевозке опасных грузов» [5], которые также принято называть «Оранжевой книгой». Рекомендации ООН по перевозке опасных грузов 7 класса, то есть РМ, основаны на требованиях документа МАГАТЭ «Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов» (далее – Правила МАГАТЭ), практически все положения которых включены в указанные международные документы.

В связи с тем, что вышеупомянутые документы (за исключением Европейского соглашения RID для железнодорожного транспорта [6]) действуют на территории Российской Федерации, выполнение рекомендаций ООН по безопасности при транспортировании РМ необходимо и может быть реализовано посредством гармонизации федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП-053-04), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 4 октября 2004 г. № 5 (далее — НП-053-04), с Правилами МАГАТЭ.

Редакция федеральных норм и правил, устанавливающих требования безопасности при транспортировании РМ (НП-053-04), разрабатывалась на основе Правил МАГАТЭ редакции 1996 г. с учетом изменений, принятых в 2000 г. [7]. Изменения, внесенные в Правила МАГАТЭ в ходе их пересмотра в 2004, 2005 и 2009 гг. носили редакционный или уточняющий характер и не требовали немедленного изменения национальных нормативных документов, однако в 2012 г. Правила МАГАТЭ [8] претерпели существенные изменения. С целью учета данных изменений разработана новая редакция федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» (НП-053-16), утвержденных приказом Ростехнадзора от 15 сентября 2016 г. № 388 (зарегистрирован Минюстом России 24 января 2017 г., регистрационный № 45375) (далее — НП-053-16). В результате пересмотра изменениям подверглись более 270 пунктов, часть из которых поменялась принципиально, а часть изменений носила лишь редакционный или уточняющий характер. Ниже представлены наиболее значимые изменения требований НП-053-16, а также связанные с ними аспекты транспортирования РМ. Хронология разработки НП-053-16 и измене
ний Правил МАГАТЭ представлена на рис. 2.

(изд. 2003 г.)

(изд. 2005 г.)

(изд. 2009 г.)

(изд. 2012 г.)

(изд. 2018 г.)

Рис. 2. Хронология разработки НП-053-16 и изменений Правил МАГАТЭ

С целью конкретизации требований к упаковкам, содержащим незначительное количество (образцы) гексафторида урана, или к порожним упаковкам, содержащим неизвлекаемые остатки гексафторида урана, выделена новая категория освобожденных упаковок «упаковки, содержащие менее 0,1 кг гексафторида урана» с отдельным номером ООН 3507.

Также изменениям подверглись пределы активности для грузов РМ, на которые не распространяются требования НП-053-16. Например, уточнен предел активности для груза с изотопами теллура ^121mTe, добавлены данные по изотопу свинца ²⁰¹Pb, а также введена принципиально новая возможность расчета альтернативных пределов активности для груза с РМ, содержащимися в приборе или являющимися частью прибора или другого промышленного изделия, такого, как часы или электронная аппаратура. Такие альтернативные пределы активности для груза должны рассчитываться в соответствии с положениями документа МАГАТЭ «Радиационная защита и безопасность источников излучения: Международные основные нормы безопасности» GSR Part 3 [9], а также утверждаться государственным компетентным органом при транспортировании РМ (ГКО). В связи с этим в НП-053-16 внесены соответствующие изменения, предусматривающие необходимость получения сертификата-разрешения нового образца на альтернативные пределы активности для груза приборов или изделий (код сертификата «AL»). Стоит отметить, что в случае осуществления международных перевозок РМ, то есть когда груз должен перевозиться через территорию или на территорию любой другой страны, необходимо аналогичное утверждение ГКО этой страны.

На основе международного опыта осуществления перевозок в Правилах МАГАТЭ значительно изменилась концепция транспортирования ДМ, что также учтено при разработке НП-053-16. Во‑первых, изменено определение ДМ. В соответствии с новым определением к неделящимся материалам, помимо необлученного и облученного в реакторе на тепловых нейтронах природного или обедненного урана, также относится материал, в котором общее содержание делящихся нуклидов (²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu) меньше 0,25 г, и любая комбинация из перечисленных материалов. Новый критерий по содержанию делящихся нуклидов основан на том, что для накопления критической массы необходимо собрать в одном месте около десяти тысяч упаковок, что крайне маловероятно.

В то же время существенно уменьшены предельные значения количества ДМ в упаковках, которые освобождаются от выполнения требований НП-053-16 к транспортированию ДМ. Так, в новой редакции НП-053-16 от требований, относящихся к транспортированию ДМ, освобождаются упаковки с материалами, которые подходят под одно из следующих описаний:

·       уран с обогащением не более 1 % по ²³⁵U при условии, что делящиеся нуклиды распределены равномерно по всему материалу и отсутствуют упорядоченные решетки из ДМ;

·       жидкие растворы азотнокислого урана с обогащением не более 2 % по ²³⁵U и отношением числа атомов азота к числу атомов урана не менее 2;

·       уран с обогащением до 5 % по ²³⁵U при условии, что упаковка содержит не более 3,5 г ²³⁵U и масса делящихся нуклидов в грузе составляет не более 45 г;

·       делящиеся нуклиды с общей массой не более 2,0 г на упаковку при условии, что масса делящихся нуклидов в грузе составляет не более 15 г;

·       делящиеся нуклиды с общей массой не более 45 г, упакованные или неупакованные при условии, что транспортирование осуществляется на условиях исключительного использования на одном транспортном средстве;

·       ДМ, на который распространяется освобождение, согласно подпункту «е» пункта 2.12.2 НП-053-16, и получен соответствующий сертификат-разрешение.

Следует отметить, что, помимо приведенных выше требований, необходимо также выполнение дополнительных требований по содержанию других делящихся нуклидов в материале, параметрам упаковки и условиям транспортирования, которые в полном объеме представлены в подпунктах «а»—«е» пункта 2.12.2 НП-053-16.

Как видно из представленных данных, максимальные значения содержания делящихся нуклидов в упаковках, освобожденных от требований к ДМ, уменьшены приблизительно в 10 раз по сравнению с предыдущей редакцией [10]. Данные изменения вызваны возможным риском неконтролируемого накопления упаковок с такими материалами на транспортном средстве.

Однако добавление новой возможности получения сертификата-разрешения на конструкцию РМ, упаковки с которым освобождаются от требований к ДМ, позволяет упростить процедуру транспортирования материалов с небольшим содержанием делящихся нуклидов, но не подходящих под критерии освобождения, приведенные в подпунктах «а»—«д» пункта 2.12.2 НП‑053‑16. В таком случае потребуется обоснование подкритичности ДМ при обычных, нормальных и аварийных условиях транспортирования. Данная возможность особенно актуальна при транспортировании продуктов переработки ОЯТ, когда приходится иметь дело с большими количествами материалов, содержащих делящиеся нуклиды, но не представляющих опасности с точки зрения ядерной безопасности.

Наряду с ужесточением критериев освобождения упаковок от требований к ДМ в новую редакцию НП-053-16 добавлена возможность транспортирования ДМ в упаковках, сертификат-разрешение на которые не предусматривает возможность транспортирования ДМ. Ядерная безопасность при этом обеспечивается выполнением ряда условий для упаковок и контролем ИБК груза. Для введения ограничения по допустимой массе ДМ в таких упаковках в пункте 2.12.13 НП-053-16 приведены дополнительные формулы для расчета ИБК упаковок в зависимости от их параметров, а также введены дополнительные ограничения на ИБК одной упаковки. Формулы для определения ИБК достаточно просты, и для их использования необходимо знать только массу и общие данные по составу ДМ в упаковке. Контроль накопления ДМ по ИБК груза производится по тем же критериям, как и для упаковок с полученными сертификатами-разрешениями на транспортирование ДМ. Также одним из важных условий являются ограничения по минимальному габаритному размеру упаковки от 10 до 30 см, которые обеспечивают необходимое дистанционирование и низкую удельную плотность ядерных ДМ в системе из нескольких упаковок. Кроме того, общая масса бериллия, водородсодержащего материала, обогащенного дейтерием, графита и других аллотропных форм углерода в отдельной упаковке не должна превышать массу делящихся нуклидов. Для некоторых случаев необходимо дополнительное подтверждение сохранения геометрических характеристик упаковки при испытаниях для проверки способности выдерживать нормальные условия перевозки.

Аналогично, в соответствии с пунктом 2.12.14 НП-053-16, упаковки, содержащие не более 1 кг плутония с суммарным содержанием изотопов ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu не более 20 %, освобождаются от требований, предъявляемых к ДМ, а их ядерная безопасность обеспечивается контролем накопления по ИБК.

Представленные выше критерии основаны на исследованиях стран-участниц МАГАТЭ, которые подтвердили обеспечение ядерной безопасности упаковок, удовлетворяющих требованиям пунктов 2.12.13 и 2.12.14 НП-053-16, при обычных, нормальных и аварийных условиях перевозки.

Продемонстрируем применение данных критериев на примере транспортирования небольшого количества необлученных топливных таблеток из урана с обогащением 5 % по ²³⁵U упаковками типа ПУ-2. Так, если грузоотправитель может показать, что при нормальных условиях перевозки минимальный габаритный размер упаковки составляет не менее 30 см, то, в соответствии с подпунктом «б» пункта 2.12.13 НП-053-16, исходя из предела по ИБК, максимальное содержание изотопов ²³⁵U в одной упаковке может достигать 85 г, а в одном грузе может перевозиться до 11 таких упаковок с суммарной массой 425 г ²³⁵U. Для сравнения, в предыдущей редакции федеральных норм и правил [10] допускалось транспортирование не более 15 г ²³⁵U в одной упаковке и не более 290 г в одном грузе без соблюдения требований к ДМ. Однако, если грузоотправитель не может подтвердить отсутствие потери радиоактивного содержимого и минимального габаритного размера не менее 30 см при нормальных условиях перевозки (или отказывается от подтверждения), то в этом случае груз может перевозиться в соответствии с подпунктом «а» пункта 2.12.13 НП-053-16. В таком случае, исходя из допустимого ИБК, масса ²³⁵U может составлять до 34 г в одной упаковке и не более 170 г в одном грузе. Если же грузоотправитель может продемонстрировать отсутствие потери радиоактивного содержимого, но минимальный габаритный размер после испытаний на нормальные условия перевозки составляет от 10 до 30 см, то груз с содержанием до 225 г ²³⁵U может перевозиться в соответствии с подпунктом «в» пункта 2.12.13 НП-053-16. В зависимости от обогащения по ²³⁵U и содержания других делящихся нуклидов в материале, приведенные выше значения могут изменяться как в большую, так и в меньшую сторону.

Одним из основных способов подтверждения соответствия РМ и упаковок с ними требованиям по безопасности при транспортировании, приведенным в НП-053-16, является выполнение расчетов с использованием специализированных ПС. В связи с этим новая редакция Правил [11] дополнена требованием о необходимости верификации ПС и методов расчета, применяемых для расчетного подтверждения соответствия упаковок требованиям Правил [11]. Данное требование позволяет исключить возможность использования ПС, не предназначенных для проведения расчетов в обоснование безопасности, а также позволяет корректно учесть погрешности расчета. Однако после утверждения НП-053-16 в 2018 г. вступили в силу изменения в Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» от 21.11.1995 № 170-ФЗ [12], согласно которым программы для ЭВМ, используемые для построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии, должны пройти экспертизу в организации научно-технической поддержки Ростехнадзора. Порядок проведения такой экспертизы утвержден приказом Ростехнадзора от 30.07.2018 № 325 [13]. По результатам проведения экспертизы оформляется соответствующий аттестационный паспорт программы для ЭВМ, который подтвердит выполнение требований пункта 3.1.1 НП-053-16.

Безусловно, НП-053-16 является основополагающим документом в области обеспечения безопасности при транспортировании РМ, однако далеко не единственным. Так, обеспечение безопасности при транспортировании РМ также регламентируется следующими нормативными и рекомендательными документами НП-074-06 [14], РБ‑127-17 [15] и РБ‑110-16 [16], разработанными с учетом положений документов МАГАТЭ TS-G-1.2 [17], TS-G-1.1 [18], TS-G-1.3 [19] и TS‑G‑1.4 [20]. Схематично сравнение структуры нормативной правовой базы Российской Федерации в области обеспечения безопасности при транспортировании РМ и аналогичных документов МАГАТЭ представлено на рис. 3.

Рис. 3. Сравнение структуры документов в области обеспечения безопасности при транспортировании радиоактивных материалов

Стоит отметить, что на рис. 3 не представлен документ МАГАТЭ «Обеспечение соблюдения правил безопасной перевозки радиоактивных материалов» TS‑G‑1.5 [21], так как он содержит в себе рекомендации для заявителей, лицензиатов и эксплуатирующих организаций по их взаимодействию с регулирующим органом. В Российской Федерации аналогичные положения отражаются в административных регламентах соответствующих федеральных органов исполнительной власти по оказанию государственных услуг. Например, лицензирование деятельности по обращению с РМ при их транспортировании и соответствующее взаимодействие заявителя и Ростехнадзора осуществляется в соответствии с Административным регламентом предоставления Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору государственной услуги по лицензированию деятельности в области использования атомной энергии [22].

Представленные в НП-053-16 подходы к обеспечению безопасности при транспортировании РМ гармонизированы с правилами МАГАТЭ SSR-6 [8] и соответствуют международным соглашениям для различных видов транспорта [1—5]. Однако практика пересмотра международных документов показывает, что изменения в них могут вноситься чаще, чем осуществляется пересмотр федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, в связи с чем в НП-053-16 установлен его приоритет над другими документами, регламентирующими обеспечение безопасности при транспортировании РМ.

Следует отметить, что на момент разработки настоящих Справочных материалов в Правила МАГАТЭ SSR-6 [8] редакции 2012 г. в 2018 г. внесены изменения, которые не отражены в настоящих Справочных материалах. Изменения, внесенные в Правила МАГАТЭ в ходе их пересмотра, по большей части носили редакционный или уточняющий характер.

Настоящие Справочные материалы представляют собой информацию в виде комментариев к пунктам НП-053-16 и основаны на положениях документов МАГАТЭ SSG-26 [23] и SSG-33 [24].

1.1. Назначение и область применения

В данном разделе устанавливаются общие цели, на выполнение которых направлены положения НП-053-16. Так, основной целью НП-053-16 является установление требований безопасности, которые должны выполняться для обеспечения безопасности транспортирования РМ на территории Российской Федерации.

Комментарий

Требованиями НП-053-16 установлены жесткие критерии к конструкции упаковок, выполнение которых направлено на обеспечение безопасности транспортирования РМ. В связи с этим необходимость в осуществлении каких-либо специальных действий в процессе транспортирования сводится к минимуму.

Комментарий

Требования по обеспечению физической защиты при транспортировании РМ исключены из НП-053-16 в связи с тем, что данные требования уже содержатся в Постановлении Правительства РФ от 19.06.2007 № 456 «Об утверждении правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов» [25] и федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии «Правила физической защиты радиоактивных веществ и радиационных источников при их транспортировании» (НП-073-11) [26].

Комментарий

Выполнение требований НП-053-16 обеспечивает постоянный и адекватный уровень защищенности в соответствии с опасностью, представляемой транспортируемыми РМ. При этом необходимо также учитывать положения иных документов, регламентирующих транспортирование опасных грузов, в частности, ТИ ИКАО [1], ММОГ [2], СМГС [3], ДОПОГ [4] и другие. Правила перевозок опасных грузов (ОГ), действующие в России на различных видах транспорта, в части перевозок РМ должны полностью учитывать требования безопасности, содержащиеся в НП-053-16.

Комментарий

НП-053-16 не распространяются на РМ, которые являются неотъемлемой частью транспортного средства, например, вмонтированные в транспортные средства соединения природного урана, приспособления, использующие тритиевую подсветку, применяемые в авиации, РМ, содержащиеся в тепловыделяющих сборках в ядерном реакторе на атомном ледоколе. Решение о том, является ли РМ неотъемлемой частью транспортного средства, следует принимать в ходе соответствующих лицензионных процедур.

НП-053-16 также не распространяются на транспортирование РМ, находящихся (имплантированных) в организмах людей или животных в медицинских или ветеринарных целях, таких как кардиостимуляторы или РМ, введенные в организм людей или животных с целью диагностики или проведения исследований. Для подтверждения наличия кардиостимулятора или других РМ в организме, введенных с целью лечения или диагностики, в соответствующих случаях должно иметься письменное подтверждение, выдаваемое федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять санитарно-эпидемиологический надзор. В то же время НП-053-16 должны применяться при перевозке мертвых животных с имплантированными РМ (например, при перевозках животных на захоронение и др.) с учетом уровня активности в организме.

Кроме того, требования НП-053-16 не распространяются на транспортирование потребительских товаров, под которыми понимаются предметы, доступные широкой публике как конечному пользователю без последующего контроля или ограничения. Примерами таких товаров являются детекторы дыма, или светящиеся циферблаты, которые содержат малые количества РМ. Потребительские товары находятся вне действия НП-053-16 только после продажи конечному пользователю. Любые перевозки, в том числе между производителями, дистрибьюторами и розничными продавцами, находятся в сфере действия НП-053-16, для гарантии того, что при перевозке большого количества таких товаров соблюдаются требования безопасности.

Пределы активности для грузов РМ, на которые не распространяются действия НП-053-16, приведены в таблице № 1 приложения № 2 к НП-053-16.

Комментарий

НП-053-16 не распространяются на перевозки ядерных боеприпасов и ядерных зарядов в составе готовых изделий. При этом НП-053-16 также не распространяются на перевозки РМ в виде сырья, из которого будут изготавливаться ядерные боеприпасы или заряды, либо ЯМ, получаемые в результате утилизации ядерного оружия.

Комментарий

НП-053-16 не распространяются на транспортно-технологические операции (ТТО) с РМ на объектах использования атомной энергии, включая внутриобъектовые перевозки РМ и упаковок с РМ на территории предприятий. Таким образом, НП-053-16 распространяются на перевозки от момента выезда с промплощадки грузоотправителя до момента заезда на промплощадку грузополучателя.

При неопределенности в отнесении перевозок к внутренним или внешним (относящимся к области применения НП-053-16) необходимо обращаться в органы государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии для получения соответствующих разъяснений.

1.2. Основные положения обеспечения безопасности транспортирования

Комментарий

В данном пункте НП-053-16 перечислены в общем виде основные положения и принципы обеспечения безопасности перевозок РМ, которые более детально, качественно и (или) количественно представлены в виде соответствующих требований в других разделах НП-053-16. Эти положения и принципы относятся как к техническим, так и к организационным мерам при перевозках РМ.

Следование указанным в данном пункте НП-053-16 положениям и принципам является необходимым, однако они могут быть недостаточными в ряде случаев перевозок РМ. Дополнительно к ним могут предусматриваться меры согласно другим нормативным правовым актам. Например, для грузов РМ, обладающих повышенной токсичностью, могут предусматриваться особые условия перевозки.

Комментарий

Требования к допустимым уровням излучения от РМ, упаковок и транспортных средств для различных условий перевозок представлены в разделе 5.3 НП-053-16. Требования к допустимому уровню загрязненности поверхности упаковок приведены в пункте 5.3.9 НП-053-16. Требования к допустимым уровням выхода радиоактивного содержимого из упаковок приведены в разделе 5.3 НП-053-16.

Допустимые уровни излучения и выхода радиоактивного содержимого из упаковок, предназначенных для перевозки РМ со значительными уровнями активности, различаются для нормальных и аварийных условий.

При конструировании могут не устанавливаться ограничения на уровни излучения и выход радиоактивного содержимого из упаковок при условии, если максимальный возможный выход радиоактивного содержимого (например, при полном разрушении упаковки) не превышает установленных в НП-053-16 уровней выхода радиоактивного содержимого.

Комментарий

Ограничение допустимого количества РМ для различных типов упаковок зависит от степени потенциальной опасности материалов, которая, в свою очередь, определяется активностью материалов, радионуклидным составом и другими физико-химическими свойствами, способствующими или не способствующими выходу РМ из упаковок в различных условиях перевозок. Так, при транспортировании РМ с более опасными свойствами применяются более жесткие требования к упаковке, чем при транспортировании РМ с менее опасными свойствами.

Комментарий

В результате СЦР значительно увеличивается уровень ионизирующего излучения, а также выделяется большое количество тепла. Поэтому для обеспечения безопасности перевозок ДМ требуется принятие мер, предотвращающих возникновение СЦР в условиях перевозки, а также проведение анализа ядерной безопасности транспортирования, требования к которому приведены в пункте 2.12 НП-053-16.

Комментарий

Одним из основных принципов обеспечения безопасности при перевозках РМ служит осуществление перевозок РМ в упаковочном комплекте, конструкция которого способна обеспечивать безопасность без принятия дополнительных организационных и технических мер. То есть безопасность перевозки РМ должна обеспечиваться конструкцией упаковочного комплекта. При этом данный принцип не снимает ответственности с грузоотправителя, так как именно грузоотправитель отвечает за выбор той или иной конструкции упаковки и правильную подготовку упаковки к перевозке. Грузоотправитель должен соответствующим образом выбирать упаковочный комплект для перевозки РМ, обеспечивать правильную загрузку РМ в данный комплект, проводить подготовку упаковочного комплекта к перевозке, а также осуществлять периодическое техническое обслуживание упаковочного комплекта.

Комментарий

Кроме ограничения опасных свойств отдельных упаковок с РМ при перевозках, необходимо ограничивать опасные свойства (воздействия) всего груза в целом, размещаемого на одном транспортном средстве. Так, например, СЦР может возникать при близком размещении нескольких однотипных упаковок с делящимися РМ, в то время как каждая такая упаковка в отдельности может являться подкритичной. Поэтому для упаковок с ДМ, кроме ограничения их количества на транспортном средстве с точки зрения ограничения радиационного воздействия от всего груза, требуется ограничение их количества для предотвращения СЦР.

Комментарий

Опасность при перевозках РМ в соответствии с принципом оптимизации радиационной защиты не может быть сведена к нулю. Поэтому один из принципов обеспечения безопасности перевозок РМ – максимальная прозрачность и наглядное информирование об опасных свойствах груза путем использования маркировки, знаков опасности и др.

Предполагается, что посторонние люди смогут определять по знакам и другим надписям опасный характер груза РМ и не будут предпринимать действий по вскрытию упаковок, будут стараться удалиться от упаковок с РМ.

Использование надписей, этикеток, знаков должно также облегчать выполнение соответствующих функций персоналом, транспортными рабочими, представителями органов внутренних дел, таможенных органов, органов государственного регулирования безопасности и т. д.

Комментарий

Подтверждение соответствия выполнения требований НП-053-16 в отношении конструкций РМ и упаковок, а также условий перевозок, осуществляется путем выдачи сертификатов (сертификатов-разрешений) ГКО. В соответствии с постановлением Правительства от 19.03.2001 № 204 в настоящее время функции ГКО возложены на ГК «Росатом».

Комментарий

НП-053-16 требует, чтобы при перевозках РМ не были превышены основные дозовые пределы для персонала и населения, которые установлены в соответствующих нормативных документах органов, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор. Выполнение требований НП-053-16 обеспечивает непревышение основных дозовых пределов при обычных, нормальных и аварийных условиях перевозки.

Для оптимизации защиты и обеспечения безопасности требуется принимать во внимание как нормальное, так и потенциальное облучение. К нормальному облучению относится облучение, ожидаемое в обычных и нормальных условиях перевозки. К потенциальному облучению относится облучение, которое может являться результатом либо аварии, либо иного события, либо последовательности вероятных событий, включая поломки оборудования и ошибки персонала. Для оптимизации нормального облучения требуется учет индивидуальных доз и количества людей, подвергающихся облучению. Для оптимизации потенциального облучения следует принимать во внимание вероятность возникновения аварий, либо событий/последовательности событий, которые приводят к повышенному облучению.

Информацию о дозах облучения персонала и населения следует систематизировать и анализировать по мере необходимости. В частности, такой анализ следует выполнять, если происходят значительные изменения в организации перевозок или внедрены новые технологии, относящиеся к РМ. Сбор необходимой информации может быть обеспечен путем комбинации дозиметрических измерений и расчетных оценок. В дополнение к обычным условиям необходимо анализировать и аварийные условия перевозки. Рекомендации по содержанию программы радиационной защиты представлены в руководстве по безопасности при использовании атомной энергии «Состав и содержание программы радиационной защиты при транспортировании радиоактивных материалов» РБ-127-17 (далее – РБ-127-17) [15].

Комментарий

Медицинское освидетельствование персонала, связанного с обращением с источниками излучения, в том числе при транспортировании упаковок с РМ, требуется соответствующими документами органов, осуществляющих санитарно-эпидемиологический надзор.

Обеспечение информацией и обучение — составная часть любой системы радиационной защиты. Работники, привлекаемые к перевозке РМ, должны знать радиационные риски своей работы и уметь сводить их к минимуму при всех обстоятельствах. Требования к обучению персонала и проверке его знаний следует устанавливать для всех радиационно-опасных работ, выполняемых персоналом на предприятии.

Конкретные требования к медицинскому освидетельствованию и обучению персонала могут быть детализированы в ПРЗ, рекомендации к составу и содержанию которых представлены в РБ-127-17 [15].

Обучение персонала должно осуществляться с учетом конкретных обязанностей, возлагаемых на персонал, а также с учетом операций, которые планируется проводить с привлечением обучаемого персонала. При обучении также следует учитывать конкретные защитные меры, которые необходимо принимать в случае аварии, и планируемое к использованию персоналом оборудование. В программу обучения следует включать общую информацию о радиационных рисках, сведения о природе ионизирующих излучений, влиянии ионизирующих излучений на здоровье человека и методах их детектирования. Следует проводить как первоначальное обучение при поступлении работников на должность, так и курсы переподготовки с необходимой периодичностью. Следует периодически проверять эффективность обучения.

Комментарий

Для мониторинга и оценки доз облучения в НП-053-16 установлены три дозовых диапазона (три категории работников в зависимости от прогнозируемого уровня облучения). В отношении рабочих, которые задействованы в транспортировании и относятся к первой категории (подпункт «а» настоящего пункта), не требуется специальных мер по контролю их облучения. Для персонала, относящегося ко второй категории (подпункт «б» настоящего пункта), необходимо разрабатывать программы оценки доз, которые могут быть основаны как на индивидуальном дозиметрическом контроле, так и на дозиметрическом контроле рабочих мест. Мониторинг рабочих мест может выполняться посредством измерения уровня излучения в производственных зонах в начале и в конце каждого этапа перевозки. При необходимости дополнительно следует проводить мониторинг активности воздуха и проверку загрязнения поверхностей. Для третьей категории (подпункт «в» настоящего пункта) индивидуальный дозиметрический контроль обязателен. Его следует выполнять с применением специальных приборов, таких как термолюминесцентные дозиметры и при необходимости нейтронные дозиметры.

Следует уделять особое внимание проведению дозиметрического контроля при перевозках на условиях исключительного использования, так как в данном случае допускаются относительно высокие уровни излучения. Для правильной оценки категории облучения следует учитывать облучение, полученное на всех этапах транспортирования, включая перевозку, погрузку и выгрузку.

Комментарий

Кроме предотвращения переобучения персонала и населения, НП-053-16 предусматривают меры по предотвращению недопустимого радиационного воздействия на фоточувствительные материалы путем обеспечения необходимых расстояний между грузами РМ и такими материалами.

В ходе оценки влияния ионизирующего излучения на рентгеновские пластинки [27] определено, что после проявления на них может появляться легкая вуаль, если они были подвержены гамма-облучению дозой, превышающей 0,15 мЗв. Учитывая результаты данного исследования, а также его возможные неопределенности, ограничения на облучение фоточувствительных материалов установлены на уровне 0,1 мЗв.

Время перевозки может варьироваться от нескольких часов (например, при воздушных перевозках) до нескольких недель (например, при морских перевозках). Необходимо обеспечивать различные расстояния между РМ и фоточувствительными материалами в зависимости от продолжительности перевозки, чтобы суммарное облучение партии фоточувствительных материалов в течение перевозки не превышало пределов, установленных в данном пункте. При определении разделяющих расстояний необходимо учитывать особенности транспортного средства, в частности его геометрическую конфигурацию, а также применяемые конструкционные материалы.

Установление разделяющих расстояний не освобождает от необходимости проведения расчетных оценок дозовых нагрузок.

Следует также обеспечивать достаточные разделяющие расстояния между грузами РМ и любыми неидентифицируемыми грузами (например, почтовые отправления), которые могут содержать фоточувствительные материалы. Необходимо также учитывать возможное наличие фоточувствительных материалов в соседних транспортных средствах, не занятых в транспортировании РМ (например, в соседнем автомобиле при наземных перевозках).

Комментарий

Требования, установленные в НП-053-16, при условии их выполнения проектантом упаковки, грузоотправителем, грузоперевозчиком и грузополучателем, обеспечивают высокий уровень безопасности при перевозке РМ. Тем не менее выполнение в полном объеме данных требований не исключает возможность возникновения аварии. В связи с этим требуются заблаговременное планирование и подготовка мероприятий аварийного реагирования. Аварийное реагирование при транспортировании РМ в большинстве случаев аналогично аварийному реагированию при радиационных авариях на стационарных объектах. Необходимо, чтобы организации, осуществляющие транспортирование РМ, с участием грузоотправителей и грузополучателей устанавливали аварийные процедуры по предупреждению транспортных происшествий и аварий и по ликвидации их последствий.

Указанные процедуры устанавливаются в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии «Требования к планированию и обеспечению готовности к ликвидации последствий аварий при транспортировании ядерных материалов и радиоактивных веществ» (НП-074-06) [14].

Комментарий

НП-053-16 устанавливают требования, которые должны выполняться на соответствующих этапах подготовки, организации и непосредственного осуществления перевозок РМ. Программа обеспечения качества служит одним из механизмов эффективного контроля выполнения требований НП-053-16 со стороны участников транспортирования. Программы обеспечения качества, требуемые НП-053-16, должны охватывать все работы, влияющие на безопасность перевозки.

Под обеспечением качества понимается систематический и документированный подход к контролю выполнения требований безопасности, гарантирующий, что требуемые условия или уровень безопасности постоянно достигаются. При осуществлении деятельности по транспортированию РМ следует развивать культуру безопасности, а также документировать, например, посредством специальных актов выполнение транспортных операций. Для обеспечения качества в случае неудовлетворительного выполнения операций следует предусматривать необходимые корректирующие меры.

Уровень системы обеспечения качества в организации должен быть достаточным для поддержания состояния упаковочных комплектов в соответствии с требованиями НП-053-16 даже после многократного использования. С этой целью должны быть разработаны соответствующие процедуры технического обслуживания, ремонта и продления ресурса упаковочных комплектов. Управление надежностью упаковочных комплектов должно осуществляться путем разработки и выполнения программы управления ресурсом.

В НП-053-16 не содержатся конкретные требования к программам обеспечения качества при транспортировании РМ, однако рекомендации по структуре и содержанию данных программ представлены в РБ-110-16 [16].

Под компенсирующими положениями для упаковочных комплектов, разработанных и (или) изготовленных до 5 января 2005 г. в данном пункте понимаются мероприятия по обеспечению качества, выполняемые при эксплуатации упаковочных комплектов и учитывающие возможное отсутствие надлежащих мероприятий по обеспечению качества при изготовлении данных упаковочных комплектов.

Комментарий

Концепция специальных условий призвана дать возможность гибкого выбора альтернативных мер безопасности, эквивалентных тем, которые фактически предписаны НП-053-16. При транспортировании в специальных условиях возможно осуществлять тестирование новых технологических решений, а также мер контроля и обеспечения безопасности. Кроме того, в специальных условиях следует перевозить грузы РМ, параметры которых не соответствуют требованиям НП-053-16.

Транспортирование в специальных условиях может применяться в случае небольшого повреждения упаковок, при которых не возникает значительного влияния на безопасность транспортирования РМ. При этом специальные условия не распространяются на перевозку упаковок со значительными повреждениями (после аварий), которые осуществляются в соответствии с положениями Планов работ по ликвидации последствий аварий.

При перевозке в специальных условиях должен обеспечиваться не меньший уровень безопасности, чем при выполнении всех установленных требований НП-053-16 для конкретного груза РМ. Для этих целей целесообразно учитывать защитные свойства транспортного средства, ограничивать скорость движения и (или) исключать всякое другое движение при перевозке груза РМ, а также выбрать специальный маршрут. Каждый случай транспортирования в специальных условиях следует согласовывать с органом регулирования при использовании атомной энергии и ГКО. Рекомендации по обеспечению безопасности при транспортировании крупногабаритных грузов (частный случай специальных условий) приведены в приложении № 6 к настоящим Справочным материалам.

К дополнительным мерам, которые могут использоваться для обеспечения безопасности при перевозках в специальных условиях, можно отнести:

·       перевозку на условиях исключительного использования;

·       выделение квалифицированного сопровождающего персонала. Сопровождающими могут быть специалисты по радиационной безопасности, снабженные приборами контроля и обученные процедурам противоаварийного реагирования. В случае аварии или иного нештатного события сопровождающий персонал должен быстро определять наличие угрозы радиационного облучения или загрязнения и оказывать соответствующие консультации прибывшим АСФ. При перевозке автомобильным транспортом сопровождающему персоналу по мере возможности следует находиться в отдельном транспорте, чтобы не оказаться недееспособным в результате самой аварии. Сопровождающий персонал также должен быть снабжен всем оборудованием, необходимым для ликвидации последствий аварии, и знаками для обозначения границ опасной зоны и зоны ограниченного доступа, а также средствами связи. Кроме специалистов по радиационной безопасности, в состав сопровождающего персонала могут включаться представители силовых структур и пожарные;

·       при составлении маршрута перевозки следует выбирать наименее опасные дороги и по возможности избегать густонаселенные районы и потенциально опасные места (например, крутые уклоны и железнодорожные переезды);

·       при планировании графика перевозки следует избегать периодов интенсивного движения (например, часов пик);

·       по возможности перевозки следует делать без остановок и перегрузок в пути;

·       по возможности следует ограничить скорость передвижения транспортного средства. Пониженная скорость транспортного средства не должна вызывать дополнительных опасностей, таких, как столкновения с транспортными средствами, движущимися быстрее;

·       следует предварительно оповещать службы противоаварийного реагирования (АСФ, МЧС, полицию и др.);

·       по мере необходимости следует использовать вспомогательное оборудование, например, особую систему крепления упаковки к перевозочному средству или системы амортизаторов и иные защитные устройства и конструкции.

Комментарий

Соблюдение положений НП-053-16 не исключает необходимости учитывать опасные свойства РМ, которые не связаны с ионизирующим излучением. Данные опасные свойства должны быть учтены при организации перевозки, а ГКО должен принимать во внимание такие свойства РМ при выдаче сертификатов-разрешений.

Примерами таких опасных свойств РМ могут являться повышенная склонность к коррозии, взрывоопасность, токсичность. Кроме того, в случае выхода содержимое может реагировать с окружающей средой (воздухом, водой и т. п.), создавая в свою очередь опасные вещества. В частности, гексафторид урана (UF₆) реагирует при определенных условиях как с влагой в воздухе, так и с водой с образованием токсичных веществ.

При повреждении системы герметизации упаковки в условиях аварии воздух и (или) вода могут проникать внутрь и в некоторых случаях вступать в химическую реакцию с содержимым. Для отдельных РМ эти химические реакции могут производить щелочи, кислоты, а также отравляющие вещества, потенциально опасные для окружающей среды и людей. Данное обстоятельство следует учитывать в конструкции упаковок и при планировании мероприятий аварийного реагирования. Следует принимать во внимание количество вовлеченных материалов, возможную кинетику реакций, смягчающее влияние продуктов реакций (самогашение, самозакупоривание, нерастворимость и т. п.) и возможное повышение концентрации или разбавление в окружающей среде. Ограничения на конструкцию или применение упаковки, связанные с другими опасными свойствами РМ, могут быть более жесткими, чем ограничения, связанные с радиоактивной природой содержимого.

При транспортировании РМ, обладающих другими опасными свойствами, необходимо соблюдать требования соответствующих нормативных документов, регулирующих безопасность обращения с такими опасными грузами, в том числе в части требований к конструкции упаковки и нанесения соответствующей маркировки.

В связи с большим объемом перевозок гексафторида урана в НП-053-16 отдельно учтены требования к упаковкам, содержащим UF₆, с целью учета присущих ему опасностей. Данные требования представлены в пунктах 2.7.1–2.7.3 НП-053-16.

1.3. Классификация и пределы загрузки упаковок

Комментарий

В данном пункте указаны три различных вида условий перевозок и три уровня степени тяжести возможных воздействий на груз РМ при перевозках. Это необходимо для дальнейшей классификации по методам испытаний упаковок.

Обычные условия определяются теми воздействиями на груз, которые всегда имеют место на транспорте (ускорения, вибрация, колебания температуры окружающей среды, изменение влажности и т. д.). В НП-053-16, за исключением некоторых положений по температуре, ускорениям и вибрации, не установлены требования к испытаниям для обычных условий перевозки. Необходимо следовать общему требованию об использовании соответствующих норм и стандартов для конструктивного исполнения и изготовления упаковок, установленному в пункте 2.8.14 НП-053-16.

В общем виде нормальные условия или испытания на нормальные условия определяют те ситуации и воздействия при перевозке, после которых перевозка продолжается без принятия каких-либо специальных дополнительных мер.

Под аварийными условиями понимаются ситуации, которые характеризуются существенными отклонениями от обычных условий транспортирования и которые требуют реализации специальных мероприятий по ликвидации их последствий.

Комментарий

Требования НП-053-16 в отношении типов упаковок существенно отличаются в зависимости от характеристик радиоактивного содержимого, что является своего рода дифференцированным подходом. При увеличении опасных свойств радиоактивного содержимого ужесточаются и требования к конструкции упаковки, ее испытаниям и эксплуатации. Например, для освобожденных упаковок нет необходимости в проведении испытаний целостности системы герметизации или биологической защиты в связи с небольшой опасностью содержимого таких упаковок. Напротив, упаковки типа С должны быть способны выдерживать условия тяжелых аварий при перевозке воздушным транспортом, так как их содержимое обладает большой радиоактивностью.

Комментарий

Общим требованием к пределам загрузки упаковок служит требование о загрузке только того РМ, для которого упаковка была сконструирована (модернизирована) и прошла соответствующее согласование (утверждение).

Комментарий

Допустимые пределы загрузки освобожденных упаковок сильно различаются (в сотни и тысячи раз) в зависимости от физических свойств перевозимого РМ. Увеличение допустимой активности при перевозках приборов и инструментов с РМ обосновано тем, что прибор сам служит дополнительным барьером от опасного воздействия РМ.

В случае перевозки воздушным транспортом упаковок, содержащих негорючие твердые материалы НУА-II или НУА-III, их активность не должна превышать 3000А₂.

Комментарий

В случае аварий при транспортировании упаковок с материалами НУА и ОПРЗ предполагается, что наличие незащищенного РМ не приведет к превышению уровня излучения в 10 мЗв/ч на расстоянии 3 м от него, что обеспечивается ограничениями по активности данных материалов, приведенными в НП-053-16. Данные пределы определены с учетом повышенной опасности жидкостей и газов.

Комментарий

В технических условиях на упаковку должны содержаться требования, которым должна соответствовать данная упаковка, в том числе требования к допустимому радиоактивному содержимому упаковки. Как правило, в технических условиях указываются свойства радиоактивного содержимого, включая его активность, агрегатное состояние и другие характеристики.

,

 

Комментарий

Ограничения активности содержимого упаковок типа А (А₁ для материалов особого вида и А₂ для остальных материалов) для любого радионуклида или комбинации радионуклидов устанавливаются на основе оцененных радиационных последствий разрушения упаковки в результате аварии. Величины А₁ и А₂ для одного и того же радионуклида могут существенно различаться. То есть предел активности в упаковке типа А может быть различным в зависимости от того, относится или нет данный РМ по физико-химическим свойствам к РМОВ.

Комментарий

Предел 3 000 А₂ является пороговым значением, при превышении которого упаковка должна относиться к упаковке типа B(M). Данный предел установлен на основании данных работы [27], в которой рассматривались аварии при транспортировании упаковок типа В воздушным транспортом. Он же является пороговым значением, для которого требуется утверждение перевозки упаковок типа В(М).

Комментарий

Конструкция упаковки типа С должна обеспечивать приемлемый уровень радиационного воздействия при попадании упаковки в тяжелую авиакатастрофу. В пределах активности содержимого упаковки типа С, указываемых в сертификате-разрешении, следует учитывать результаты испытаний упаковок типа С, отражающие серьезные аварийные нагрузки, которые возможны при тяжелой авиакатастрофе. Конструктивные свойства упаковки должны также обеспечивать сохранение необходимой формы РМ, его физическое или химическое состояние, а также совместимость с системой герметизации.

Комментарий

Кроме соответствующих ограничений по величине активности, упаковки с ДМ имеют ограничения по загрузке (количеству и конфигурации размещаемых ДМ), которые обусловлены необходимостью обеспечения ядерной безопасности.

Важно, чтобы содержание ДМ в упаковке соответствовало утвержденному описанию ее содержимого, поскольку обеспечение ядерной безопасности транспортирования существенно зависит от количества, типа, формы и конфигурации ДМ, наличия фиксированных поглотителей нейтронов и (или) иных неделящихся материалов, перевозящихся в упаковке.

В описание разрешенного содержимого упаковки с ДМ следует включать, в том числе, максимальное количество содержимого, не являющегося ДМ (например, элементы упаковки, внутренние резервуары и т. п.). Следует также приводить максимальное содержание возможных примесей к разрешенному содержимому.

При анализе безопасности следует тщательно учитывать весь диапазон изменения параметров, характеризующих содержимое упаковки. Важно обеспечить точное соответствие фактически загружаемого количества ДМ количеству, определенному в сертификате-разрешении. Любые несоответствия в количестве ДМ могут привести к увеличению коэффициента размножения нейтронов. Кроме того, в случае уменьшения количества ДМ возможна ситуация, при которой возникает оптимальное соотношение ядер ДМ и ядер замедлителя, что также может привести к увеличению коэффициента размножения нейтронов. Кроме того, должен быть обеспечен контроль за нуклидным составом ДМ, загружаемого в упаковку (например, замена ²³⁵U на ²³³U может привести к увеличению коэффициента размножения нейтронов).

Комментарий

Кроме соответствующих ограничений по величине активности, упаковки с гексафторидом урана имеют дополнительные ограничения в соответствии с требованиями пункта 1.3.3.8 НП-053-16.

Предел массы гексафторида урана в загруженной упаковке определен так, чтобы предотвращать переопрессовку как при заполнении, так и при опорожнении. Этот предел следует определять на основе значений максимальной рабочей температуры контейнера с гексафторидом урана, минимального запаса внутреннего объема контейнера (5 %) и чистоты гексафторида урана в 99,5 %.

Требование, чтобы гексафторид урана был в твердой форме, а внутреннее давление в контейнере с гексафторидом урана было ниже атмосферного при представлении для перевозки, необходимо для безопасного выполнения ТТО и при перевозке. В общем случае контейнеры заполняют гексафторидом урана при давлениях выше атмосферного в газообразном или жидком состоянии. При данных условиях вероятно нарушение системы герметизации как контейнера, так и системы заполнения на предприятии, что может приводить к выходу гексафторида урана из упаковки сверх установленных пределов. Однако в случае, если гексафторид урана находится в термически стабильном состоянии при нормальных условиях перевозки, нагрев выше его тройной точки (64°С) при нормальном атмосферном давлении (1,013×10⁵ Па) маловероятен.

Гексафторид урана расширяется на 47 % (от 0,19 см³/г до 0,28 см³/г) при фазовом переходе из твердого состояния (при 20°С) в жидкое (при 64°С). Кроме того, жидкий гексафторид урана будет расширяться дополнительно на 10 % по отношению к объему в твердом состоянии (от 0,28 см³/г в тройной точке до 0,3 см³/г) при нагреве от 64°С до 113°С. В результате может наблюдаться дополнительный существенный рост объема гексафторида урана. Поэтому при заполнении контейнера гексафторидом урана, следует уделять особое внимание обеспечению соблюдения предела заполнения контейнеров.

Например, контейнер объемом 3 964 л может принять до 14 257 кг гексафторида урана. При нагреве жидкий гексафторид урана может целиком заполнить контейнер и за счет гидравлических сил деформировать его, а также разорвать контейнер при нагревании выше 113°С. Разрыв за счет гидравлических усилий должен быть исключен путем соблюдения установленных пределов заполнения, основанных на сертифицированном минимальном объеме контейнера и плотности гексафторида урана для всех контейнеров при максимальной температуре, определяемой конструкцией контейнера [28].

При установлении пределов заполнения контейнеров с гексафторидом урана следует учитывать внутренний объем гексафторида урана в разогретом и жидком состоянии, а также незаполненный объем в контейнере. Анализ, устанавливающий предел заполнения и величину этого предела, следует включать в документацию, обосновывающую безопасность конструкции упаковки и направляемую в ГКО в рамках получения соответствующих сертификатов-разрешений.

Перед перевозкой контейнера с гексафторидом урана грузоотправителю следует убедиться, что его внутреннее давление ниже атмосферного путем соответствующих измерений. Так, в соответствии со стандартом ISO 7195 [29], контейнер с гексафторидом урана следует перевозить только после подтверждения того, что давление внутри контейнера меньше атмосферного и равно 6,9×10⁴ Па. Результаты данных измерений следует оформлять соответствующими актами.

Комментарий

Дополнение к сертификату-разрешению на упаковку может выдаваться, например, в случае замены РМ, предполагаемого к транспортированию в данной упаковке, которая влияет на различные параметры упаковки (уровень излучения за защитой, К_эфф и т. д.), однако не приводит к нарушению требований НП-053-16. Срок действия дополнения обычно не превышает срока действия самого сертификата. Кроме того, дополнение действительно только совместно с оригинальным сертификатом-разрешением.

2.1. Требования к радиоактивным материалам НУА-III

Комментарий

Несмотря на достаточно большую активность РМ типа НУА-III данные материалы представляются относительно безопасными в связи с тем, что их активность практически равномерно распределена и тяжело рассеивается, а удельная активность этих материалов ограничена. Однако необходимо максимально снизить рассеиваимость (выщелачивание) данных РМ. Способность РМ типа НУА-III к рассеянию проверяется испытанием на выщелачивание в соответствии с требованиями пункта 3.2 НП-053-16.

В основном к РМ типа НУА-III относятся РАО. Требования данного пункта распространяются на материалы НУА-III, имеющие среднюю удельную активность 2×10^-3 A₂/г, что выше предела 10^-4 A₂/г, установленного для материалов НУА-II. Безопасность транспортирования РМ типа НУА-III с повышенной удельной активностью обеспечивается за счет:

·       твердой недисперсной формы таких материалов, что исключает образование порошков, а также жидкостей или растворов;

·       проведения испытаний на выщелачивание для обоснования достаточной нерастворимости указанных материалов в случае воздействия различных природных условий (например, ливня);

·       более высоким уровнем требований к упаковкам типа ПУ-3, которые аналогичны требованиям к упаковкам типа А в случае перевозки твердых материалов;

·       при исключительном использовании упаковки типа ПУ-2 отсутствие испытаний на опрыскивание водой и на глубину разрушения компенсируется испытанием на выщелачивание и эксплуатационным контролем, соответственно.

Предельная скорость выщелачивания 0,1 A₂ за неделю рассчитана для случая с РМ в контейнере, который подвергается воздействию погодных условий так, чтобы наружная поверхность РМ в течение одной недели была покрыта водяной пленкой. В случае попадания данной упаковки в аварию в процессе перевозки, часть жидкости, образовавшейся на поверхности РМ, может испаряться. При этом основываясь на стандартной модели определения величины A₂, предполагается, что от 10^-4 до 10^-3 активности жидкости поступает в организм человека (приложение № 2 к настоящим Справочным материалам). В связи с тем, что, в соответствии с требованиями пунктов 3.4.2.4 и 3.4.2.5 НП-053-16, данная упаковка должна выдерживать испытания на свободное падение и штабелирование, представляется возможность сделать предположение о том, что упаковка способна сохранять свое содержимое. При этом предполагается, что максимальный выход радиоактивного содержимого из упаковки не превосходит 10^-2 от его общей активности. Учитывая вышеотмеченные предположения, а также тот факт, что суммарное поступление в организм человека должно быть ограничено величиной 10^-6 A₂, чтобы соответствовать уровню безопасности, предусмотренному для упаковок типа А (пункта 2.9.4 НП-053-16), активность рассеиваемого содержимого упаковки (то есть жидкости) не должна превышать 0,1 A₂.

2.2. Требования к радиоактивным материалам особого вида

Комментарий

Введенное в данном пункте НП-053-16 ограничение минимального размера РМОВ значением 5 мм обуславливается необходимостью облегчения обнаружения данного материала при авариях.

Комментарий

Для перевозки РМОВ в основном используются упаковки типа А. НП-053-16 не требуют от таких упаковок способности выдерживать аварийные условия перевозок, а безопасность перевозки РМ в таких упаковках достигается за счет требований к самим РМ. В частности, при нарушении целостности упаковки типа А при транспортной аварии предотвращение рассеяния РМ должно обеспечиваться физическими свойствами самого материала. В связи с этим РМОВ должны быть способны выдерживать серьезные механические и тепловые испытания без неприемлемой потери или рассеяния РМ в любое время в течение срока службы.

Результатами испытаний должно быть показано, что выщелачивание испытуемого материала равно или превосходит выщелачивание РМОВ, который планируется перевозить в упаковке. При использовании нерадиоактивного материала в качестве образца измерение утечки материала должно быть связано с пределом активности, определенным в пункте 2.9.2 НП-053-16. При этом могут применяться соответствующие обоснованные масштабные модели. Для закрытого РМ масштабная экстраполяция затруднена, и в этом случае могут использоваться подходящие методы оценки объемной утечки (вакуумный, пузырьковый, гелиевый).

НП-053-16 допускают применение альтернативных методов испытаний оценки утечки для закрытых источников. Когда испытания конструкции капсулы проводятся с нерадиоактивным содержимым, оценка утечки может проводиться методом объемной утечки.

Скорость утечки гелия составляет 10 мкПа·м³·с^-1 для невыщелачиваемого твердого вещества и 0,1 мкПа·м³·с^-1 для выщелачиваемого твердого, жидкого или газообразного вещества и в большинстве случаев должна рассматриваться как эквивалентная предельной утечке активности радионуклида до 2 кБк [30]. Скорость утечки 1·10^-2 мкПа·м³·с^-1 или меньше с использованием сухого воздуха при температуре 298°К и разности давлений от 10³ до 10⁵ Па является доказательством герметичности источника независимо от физической природы содержимого [30].

Методы проведения испытаний на объемную утечку приведены в ГОСТ 51919-2002 [31]. Данный стандарт содержит порядок проведения испытаний с погружением в жидкость, испытаний методом мазка, испытаний пузырьковым методом и т. д.

Комментарий

Под разрушением герметичной капсулы понимаются такие методы, как резка (механическая, тепловая), сверление, распиливание и т. д. Капсулы с завинчивающимися пробками (крышками) не отвечают указанным требованиям. Невозможность открытия герметичной капсулы должна быть подтверждена перед ее эксплуатацией.

2.3. Требования к радиоактивным материалам с низкой способностью к рассеянию

Комментарий

Ограничение уровня внешнего излучения на расстоянии 3 м от незащищенного РМ с низкой способностью к рассеянию гарантирует, что потенциальная доза при серьезной аварии с промышленными упаковками останется на достаточно низком уровне.

В соответствии с требованиями данного пункта выброс РМ с низкой способностью к рассеянию при механических и тепловых испытаниях не должен превышать 100 A₂. Данный предел установлен для частиц с АД 100 мкм. Выход РМ в виде частиц, переносимых по воздуху, может приводить к облучению лиц, находящихся с подветренной стороны от места аварии. При этом наибольшую опасность представляет ингаляция РМ в течение короткого промежутка времени после аварии.

Основной вклад в данный процесс вносят частицы с АД менее 10 мкм, так как вероятность их поглощения достаточно велика. Частицы с АД около 10 мкм могут попадать в организм человека при дыхании и достигать глубокой области легких, а время их выведения может быть значительным.

Однако с целью заведомого обеспечения радиационной безопасности персонала и населения ограничение на АД установлено на уровне 100 мкм, что позволяет исключить переоблучение за счет ингаляции и других способов воздействия РМ с низкой способностью к рассеянию. Частицы с АД от 10 мкм до 100 мкм не оказывают существенного влияния на уровень внутреннего облучения, однако оказывают влияние на уровень внешнего облучения. Частицы с большим АД быстро осаждаются, что может приводить к локальному загрязнению в непосредственной близости от места аварии, но не оказывает влияния на уровень внутреннего облучения.

В случае аварии, связанной с увеличением температуры (например, пожара), необходимо учитывать возможность возникновения химических реакций, которые могут приводить к образованию аэрозолей, например, продуктов горения или взрыва.

При проведении испытания на столкновение (пункт 3.4.6.4 НП-053-16) следует рассматривать возможность физического взаимодействия между отдельными составляющими РМ с низкой способностью к рассеянию, которое может приводить к значительному изменению формы материала с низкой способностью к рассеянию.

Для РМ с низкой способностью к рассеянию устанавливается также предел по выщелачиванию РМ с целью ограничения растворения и миграции РМ, которые могут вызвать значительное загрязнение почвы и водных источников. Основываясь на предположениях, указанных выше, предел для выщелачивания выбран аналогичным пределу для выброса РМ с низкой способностью к рассеянию.

Образцы, используемые в испытаниях на выщелачивание, предварительно должны подвергаться тепловому испытанию и испытанию на столкновение. В соответствии с требованиями пункта 3.4.6.1 НП-053-16 для проведения каждой из серий вышеуказанных испытаний могут быть использованы отдельные образцы, при этом оба образца следует подвергать испытанию на выщелачивание. В частности, при испытании на выщелачивание возможно использовать части РМ с низкой способностью к рассеянию, которые образовались в ходе испытания на столкновения (отделились от основного материала).

2.4. Общие требования к упаковкам и транспортным упаковочным комплектам

Комментарий

Крепление упаковок внутри транспортного средства или на нем необходимо для исключения падения упаковок во время движения и связанных с этим повреждений. Кроме того, в результате падения упаковок вероятна их потеря. Тяжелые незакрепленные упаковки своими самопроизвольными перемещениями могут оказывать влияние на устойчивость транспортного средства.

Падение упаковок с транспортного средства и их потеря, кроме непосредственно нанесения повреждения транспортному средству и нанесения травм людям, могут также представлять радиационную опасность.

Под «закреплением» в НП-053-16 подразумевается применение (при необходимости) различных устройств, ограничивающих перемещение упаковки внутри транспортного средства (например, тросы, строповки и другие устройства). Особое внимание на закрепление следует обращать при транспортировании грузового контейнера или транспортного пакета, содержащих несколько упаковок.

Комментарий

При выборе материалов и конструкций подъемных приспособлений должны учитываться нагрузки, возникающие при нормальных и обычных условиях транспортирования. В случае превышения обычных нагрузок, действующих на упаковку при перевозке, или при поломке подъемных приспособлений упаковка после получения таких повреждений должна продолжать соответствовать другим требованиям НП-053-16 и обеспечивать ее дальнейшую безопасную перевозку.

При выборе материалов для элементов крепления следует рассматривать материалы, которые не испытывают пластических деформаций в диапазоне нагрузок, характерных для нормальных и обычных условий транспортирования. Кроме того, следует учитывать усталостную прочность и износ элементов крепления.

Места предполагаемого возможного усталостного разрушения должны проверяться методами неразрушающего контроля, а в эксплуатационную документацию следует включать соответствующие положения.

Комментарий

Требование направлено на предотвращение случайного использования элементов упаковки, которые не предназначены для операций по обращению с ней.

Комментарий

Введение данного требования вызвано необходимостью учета воздействий, возникающих при обычных условиях транспортирования, включая удары, трение, разрывы и другие виды воздействий на выступающие части на внешней поверхности упаковки. Такие воздействия могут являться причиной разрушения системы герметизации упаковки.

В случае если в конструкции упаковки предусматриваются элементы, предназначенные для обеспечения безопасности при обслуживании, эксплуатации или хранении, необходимо предусмотреть возможность как выполнения данными элементами своих функций, так и свести к минимуму конструктивные выступы и места, затрудненные для дезактивации, не нарушая при этом требования НП-053-16.

С целью исключения скапливания воды на поверхности упаковочного комплекта, а также снижения уровней загрязнения следует обеспечить, в том числе, качественную обработку поверхности и максимально снизить пористость поверхности. В случае невозмозможности или нецелесообразности полного исключения скапливания жидкостей на поверхности упаковки, в процессе транспортирования необходимо предусмотреть организационные мероприятия, направленные на очистку поверхностей упаковки.

Скопление и удержание воды (от дождя или других источников) на внешней поверхности упаковки могут приводить к нарушению целостности упаковки в результате образования ржавчины, а также к вымыванию поверхностного загрязнения и его распространению в окружающей среде. Кроме того, вода на поверхности может быть ошибочно идентифицироваться как утечка из упаковки.

Комментарий

Данным требованием запрещается добавление не предусмотренных конструкцией упаковки вспомогательных устройств (элементов), наличие которых может привести к нарушению выполнения основными элементами упаковки своих функций, в нормальных, обычных и аварийных условиях перевозки.

Комментарий

Воздействие любого ускорения или вибрации может оказывать существенное негативное влияние на элементы упаковки.

В конструкции упаковки следует предусматривать устройства и (или) механизмы, обеспечивающие надежное закрепление элементов упаковки, уязвимых к вышеуказанным воздействиям. При выборе крепления необходимо учитывать величины ускорений или вибраций, возможных при нормальных, обычных и аварийных условиях перевозки.

Комментарий

При анализе химической совместимости между радиоактивным содержимым и различными материалами элементов упаковочного комплекта следует принимать во внимание такие эффекты, как коррозия, охрупчивание, ускоренное старение и растворение эластомеров и изделий из резины, полимеризация, пиролиз и другие эффекты, которые могут привести к газообразованию и изменениям химической структуры.

При анализе совместимости следует учитывать материалы, являющиеся побочными продуктами процесса производства, очистки или ремонта упаковочного комплекта, например, чистящие вещества, жир, нефть и т. п. Кроме того, следует учитывать остатки прежнего содержимого упаковки.

При проведении анализа физической совместимости следует принимать во внимание термическое расширение материалов и радиоактивного содержимого в представляющем интерес температурном диапазоне, учитывать изменения размеров, прочностных характеристик и физического состояния материалов и радиоактивного содержимого. В частности, следует обеспечивать достаточный свободный объем с целью исключения разрушения вследствие различных скоростей расширения содержимого и системы герметизации в рассматриваемом температурном диапазоне.

Комментарий

К несанкционированным могут быть отнесены как действия посторонних лиц, так и персонала. Конструкция упаковки должна предусматривать замки, запоры, защитные крышки, препятствующие открытию клапанов, вентилей без предварительного снятия таких устройств специальным инструментом. Целесообразно также опечатывать клапана или замки.

Комментарий

Радиационная опасность может быть не единственной опасностью, связанной с содержимым упаковки РМ. Возможны и другие виды опасности, в том числе пирофорность, окисляющие свойства.

При повреждении системы герметизации упаковки в условиях аварии, воздух и (или) вода могут проникать внутрь и в некоторых случаях химически реагировать с содержимым. Для отдельных РМ эти химические реакции могут производить щелочи, кислоты, отравляющие вещества, потенциально опасные для окружающей среды и человека. Данный факт следует учитывать в конструкции упаковок и при планировании процедур аварийного реагирования с целью снижения последствий таких реакций. Следует принимать во внимание количество вовлеченных материалов, возможную кинетику реакций и возможное повышение концентрации или разбавление в окружающей среде, что может накладывать более жесткие ограничения на конструкцию или применение упаковки, чем ограничения, связанные с радиоактивной природой содержимого.

Комментарий

Материал упаковки должен выдерживать изменения атмосферного давления и температуры, типичные для обычных условий перевозки, без повреждения элементов упаковки.

Диапазоны атмосферного давления 60–101 кПа и температур от -40 до +38°C приемлемы для наземных видов перевозки. Для наземного транспортирования освобожденных упаковок, упаковок типа ПУ-1, ПУ-2, ПУ-3 и упаковок типа В(М) в пределах конкретных территорий возможно применять другие значения диапазонов температур окружающей среды и давления при условии обоснованности данных диапазонов, а также принятия достаточных мер административного контроля, исключающих применение упаковок за пределами указанных территорий.

Комментарий

Экспериментальными или расчетными методами, выполненными с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке, необходимо продемонстрировать, что упаковка обеспечивает непревышение максимальных уровней излучения, установленных в правилах пределов.

Экспертиза ПС проводится в порядке, установленном в приказе Ростехнадзора от 30.07.2018 № 325 [13].

Комментарий

Ограничения температуры поверхности необходимы при перевозке воздушным транспортом ввиду трудности обеспечения достаточного свободного пространства вокруг упаковки и ограниченной вентиляции грузовых отсеков воздушных судов.

При расчетах температурных режимов, выполненных с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке, могут учитываться барьеры или экраны, предназначенные для защиты людей, без проведения испытаний этих барьеров или экранов.

Требуемый ИКАО (ICAO) [32] диапазон изменения температуры окружающей среды от – 40 до + 55°С охватывает значения, характерные для воздушного транспортирования.

При конструировании системы герметизации следует анализировать влияние максимальных значений температуры окружающей среды на результирующую температуру поверхности, на содержимое, на термические напряжения и изменение давления для обеспечения удержания РМ. Перепад давления, который возникает при увеличении высоты, также следует принимать во внимание при конструировании упаковки.

Устойчивость упаковки к МНРД, а также дополнительному перепаду давления в 95 кПа позволит со значительным консервативным запасом исключить утечку или рассеяние радиоактивного содержимого при разгерметизации самолета на максимальной высоте полета гражданской авиации с учетом любого внутреннего давления упаковки.

2.5. Требования к освобожденным упаковкам

Комментарий

Разрешенное радиоактивное содержимое освобожденных упаковок ограничено крайне низкими уровнями. В связи с этим потенциальный риск незначителен и нет необходимости в испытаниях целостности системы герметизации или биологической защиты. Освобожденные упаковки должны отвечать только общим требованиям к упаковкам.

2.6. Требования к промышленным упаковкам

Упаковки типа ПУ-1 предназначены только для удержания своего радиоактивного содержимого в обычных условиях перевозки. Упаковки типа ПУ-2 и типа ПУ-3 предотвращают выход и распространение их содержимого и потерю защиты при нормальных условиях перевозки, которые включают незначительные происшествия. Кроме того, упаковки типа ПУ-3 обеспечивают ту же целостность, что и упаковки типа А, предназначенные для перевозки твердых материалов.

Комментарий

Промышленные упаковки типа ПУ-1 должны отвечать только общим требованиям к упаковкам и упаковочным комплектам. Конкретных количественных требований к промышленным упаковкам типа ПУ-1 не предъявляется, за исключением ограничений по их радиоактивному содержимому.

Комментарий

С целью предотвращения выхода радиоактивного содержимого упаковки типа ПУ-2 должны быть снабжены системой герметизации, функционирующей при обычных и нормальных условиях перевозки. При этом в ходе обоснования выхода и распространения РМ рекомендуется учитывать низкую способность к рассеянию некоторых материалов НУА и ОПРЗ, а также их ограниченную удельную активность и возможность образования поверхностного загрязнения.

В случае если упаковка предназначена для твердого, гранулированного или жидкого содержимого, рекомендуется проводить ее испытания с использованием нерадиоактивных материалов с последующим определением отсутствия выхода содержимого. В случае если планируется транспортирование жидких РМ, при испытаниях может быть применен абсорбирующий материал. Тщательная визуальная инспекция упаковки может подтвердить, что целостность упаковки сохранена. При достаточной точности измерительных приборов возможно также проведение взвешивания упаковки до и после испытания, подтверждающего отсутствие выхода РМ.

В случае транспортирования газообразного содержимого могут использоваться метод определения всасывания или метод опрессовки с легко индентифицируемым газом (или летучей жидкостью, моделирующей присутствие газообразного вещества).

Потерю защиты следует оценивать на основе измерений, сделанных до и после испытаний. По результатам измерений должен быть сделан вывод о соответствии (несоответствии) упаковки требованиям НП-053-16.

Правилами допускается использование испытаний, классифицируемых в соответствии с Рекомендациями ООН [33], которые содержат общие положения, касающиеся конструкции упаковки и испытаний на ее работоспособность. При этом, в соответствии с Рекомендациями ООН, герметичность не относится к критериям, на соответствие которым следует оценивать защитные свойства упаковки, что необходимо принимать во внимание при использовании данных рекомендаций.

В связи с тем, что Рекомендации ООН в части испытаний на работоспособность упаковки аналогичны соответствующим требованиям НП-053-16, для испытаний упаковок типа ПУ-2 данные требования автоматически удовлетворяются всеми упаковочными комплектами ООН групп I и II. Данное обстоятельство означает, что упаковочные комплекты, маркированные знаками X или Y, в соответствии с Рекомендациями ООН, потенциально пригодны для перевозки материалов НУА (LSA) и ОПРЗ (SCO), требующих использования упаковки типа ПУ-2, в случае отсутствия необходимости в специальной защите. Для этих упаковок следует обеспечивать соответствие между перевозимым радиоактивным содержимым и содержимым, использованным при испытаниях упаковочных комплектов ООН, включая рассмотрение максимальной относительной плотности, массы брутто, максимального общего давления, давления пара и формы содержимого.

Упаковочные комплекты ООН групп I и II, то есть упаковочные комплекты, соответствующие спецификациям, приведенным в главе 9 Рекомендаций ООН, могут быть использованы как упаковки типа ПУ-2 при условии отсутствия потерь или рассеяния содержимого в течение и после испытаний. При условии соответствия содержимого, планируемого к перевозке, содержимому, разрешенному для конкретного упаковочного комплекта, особые требования к защите не предъявляются. Накладываемые на перевозку ограничения могут быть определены из маркировки, которая должна быть указана на упаковочных комплектах, классифицируемых в соответствии с Рекомендациями ООН. Однако в соответствии с Рекомендациями ООН допустима некоторая утечка из-под запирающих устройств при ударе. Данное допущение не соответствует требованиям пункта 2.6.2 НП-053-16 о полном отсутствии утечки или рассеяния содержимого и должно быть подтверждено дополнительно.

Комментарий

В общем случае требования к упаковкам типа ПУ-3 соответствуют требованиям к упаковкам типа А для твердого РМ. При перевозке в упаковке ПУ-3 жидкого РМ (жидкие материалы НУА) не требуется выполнение дополнительных требований для упаковок типа А с жидким содержимым, что обусловлено ограничением удельной активности жидких РМ.

Исключение выхода содержимого из упаковок типа ПУ-3 предполагает такое же функционирование системы герметизации упаковки типа ПУ-3, как упаковок типа А с твердыми РМ. При этом следует принимать во внимание более высокие значения удельной активности РМ, которые могут перевозиться в упаковке типа ПУ-3, и отсутствие оперативного контроля. В случае перевозки жидкого материала НУА дополнительно следует предусматривать достаточное свободное пространство с целью исключения разрушения системы герметизации.

Комментарий

Безопасность цистерн, предназначенных для перевозки опасных грузов, обеспечивается за счет их конструкции и транспортирования в соответствии с международными правилами перевозки опасных грузов.

 Общие конструкционные критерии для цистерн в части безопасного обращения с ними, штабелирования и транспортирования могут быть выполнены, если опорная конструкция (рама) данных цистерн разработана в соответствии со стандартом ГОСТ 31314.3-2006 (ИСО 1496-3:1995) [34], в соответствии с которым все статические усилия, возникающие в процессе обслуживания, складирования и транспортирования, не должны приводить к возникновению избыточных напряжений в оболочке цистерны.

Требования стандарта ГОСТ 31314.3-2006 (ИСО 1496-3:1995) [34], предъявляемые к цистернам, эквивалентны положениям главы «Рекомендации по смешанной перевозке опасных грузов в контейнерах-цистернах» Рекомендаций ООН по перевозке опасных грузов [33].

Требования о сохранении защиты выполняются в случае, если после испытаний на защитном материале не образуются существенные трещины, защитный материал остается устойчивым и надежно закрепленным, а уровень излучения на внешней поверхности увеличивается не более чем на 20 %. Если цистерна оборудована каркасом, изготовленным в соответствии со стандартом ГОСТ 31314.3-2006 (ИСО 1496-3:1995) [34], расчеты (измерения) уровня излучения, выполненные с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке, могут учитывать поверхности каркаса как соответствующие внешние поверхности для расчетов (измерений).

Комментарий

При выборе норм, эквивалентных требованиям пунктов 2.6.4 а) и в) НП-053-16, для цистерн, не являющихся переносными, рекомендуется использовать либо приложение В.1А к ДОПОГ [4] в части требований к безопасному транспортированию автоцистерн, либо приложения X и XI RID [6] в части требований к безопасному транспортированию железнодорожных цистерн.

Комментарий

Грузовые контейнеры, разработанные и испытанные в соответствии с ГОСТ 31314.3-2006 (ИСО 1496-3:1995) [34], считаются не пригодными для жидкостей. Система герметизации данных контейнеров должна соответствовать требованиям, установленным в НП-053-16. Только закрытые грузовые контейнеры (либо контейнеры с отверстиями наверху, при условии, что в течение транспортирования данные отверстия надежно закрыты) могут быть использованы для демонстрации соответствия требованиям, предъявляемым к системам герметизации упаковочных комплектов типа ПУ-3 и типа ПУ-2 в части отсутствия утечки и рассеяния содержимого. Для демонстрации этого необходим мониторинг в процессе и после испытаний.

 Для грузовых контейнеров должны дополнительно проводиться испытания, подтверждающие сохранение и удержание содержимого при ускорениях в обычных условиях перевозки, поскольку стандарт ГОСТ 31314.3-2006 (ИСО 1496-3:1995) [34] не включает динамических испытаний. Данные испытания должны подтвердить способность элементов крепления, использованных внутри грузового контейнера для фиксации содержимого, выдерживать нагрузки, типичные для обычных условий транспортирования. Кроме того, данными испытаниями должно быть подтверждено, что повреждения радиационной защиты при обычных условиях не приводят к увеличению более чем на 20 % уровня излучения на внешней поверхности грузового контейнера. Целостность радиационной защиты следует оценивать на основе измерений, выполненных до и после испытаний.

Комментарий

КСГМГ, конструкция и параметры которых соответствуют рекомендациям главы «Требования к изготовлению и испытаниям контейнеров средней грузоподъемности для массовых грузов» Рекомендаций ООН по перевозке опасных грузов [33], считаются эквивалентными упаковкам, разработанным и испытанным в соответствии с требованиями к упаковкам типа ПУ-2 и типа ПУ-3, за исключением требований к радиационной защите.

При этом для КСГМГ объемом более 0,45 м³ дополнительно необходимо выполнить испытание на свободное падение, при котором упаковке наносится максимальное повреждение. После проведения данного испытания КСГМГ должен предотвращать: выход или рассеяние радиоактивного содержимого; нарушение целостности радиационной защиты, которое приводило бы к увеличению более чем на 20 % уровня излучения на любой внешней поверхности контейнера средней грузоподъемности для массивных грузов.

Использование КСГМГ для транспортирования РМ возможно только при использовании металлических конструкций, поскольку они обеспечивают соответствие требованиям к упаковкам типа ПУ-2 и типа ПУ-3.

2.7. Требования к упаковкам, содержащим гексафторид урана

Гексафторид урана представляет собой РМ, обладающий значительной химической опасностью. Однако Рекомендации ООН требуют, чтобы основное внимание уделялось радиоактивной природе вещества, а химическая опасность рассматривалась как дополнительная к радиационному риску.

Комментарий

В зависимости от степени обогащения и общего количества делящегося ²³⁵U с точки зрения радиационной защиты гексафторид урана может транспортироваться в освобожденных, промышленных упаковках, упаковках типа А или типа В. Таким образом, радиационные и ядерные свойства гексафторида урана регламентированы соответствующими пунктами НП-053-16. Однако многие требования к гексафториду урана, предъявляемые стандартом ISO 7195 [29], относятся также к физическим свойствам и химической токсической опасности материала, если он выйдет в атмосферу и прореагирует с водой или водяным паром. Кроме того, поскольку эти упаковочные комплекты находятся под давлением в период погрузки и разгрузки, они должны подчиняться требованиям, применяемым к сосудам, работающим под давлением. Требования пунктов 2.7.1–2.7.4 НП-053-16 направлены на предотвращение опасности, обусловленной особыми физическими и химическими свойствами гексафторида урана, а не на обеспечение ядерной и радиационной безопасности.

При перевозке порожних упаковок (после извлечения гексафторида урана) также следует учитывать, что в упаковке остаются «нелетучие остатки» (твердые оксиды, оксифториды и фториды урана), а также некоторое количество гексафторида урана. В целях обеспечения безопасности при транспортировании необходимо определить остаточное количество гексафторида урана (меньше 0,1 кг или 0,1 кг и больше), а также должен быть обоснован надежный способ обеспечения полноты извлечения гексафторида урана из упаковки до содержания менее 0,1 кг.

Комментарий

В НП-053-16 не предъявляется особых требований к упаковкам, содержащим менее 0,1 кг гексафторида урана, так как данное количество гексафторида урана значительно ниже предела токсической опасности и взрывоопасности, который равен 10 кг [35, 36].

Методы оценки состояния системы герметизации могут различаться в зависимости от типа испытаний. Так, при гидравлическом испытании (пункт 3.5.1 НП-053-16) упаковка может быть заполнена водой, а фактическая утечка может определяться посредством идентификации наличия воды за пределами упаковки.

Выполнение критерия приемлемости после испытания на свободное падение (пункт 3.4.2.4. НП-053-16) может быть подтверждено посредством проверки упаковки на утечку из нее газа. При организации процедуры проведения данной проверки, а также выборе параметров давления следует руководствоваться требованиями стандарта ISO 7195 [29].

В ходе теплового испытания упаковки, содержащей гексафторид урана (пункт 3.4.4.3. НП-053-16), необходимо не допускать разрыва оболочки. Должна быть подтверждена надежность системы герметизации при проведении данного испытания.

Для демонстрации соответствия упаковок, содержащих гексафторид урана, требованиям пункта 2.7.2 в) НП-053-16 следует принимать во внимание влияние параметров, способных изменять теплофизические свойства гексафторида урана и упаковочного комплекта, возможные при тепловом испытании. Следует как минимум учитывать следующее:

·       наиболее неблагоприятную ориентацию упаковки;

·       изменение агрегатного состояния гексафторида урана и его влияние на изменение давления в упаковке [37,38];

·       весь ряд допустимых значений коэффициентов заполнения объема (давление в упаковке может сложным образом зависеть от степени, до которой он заполнен). Например, при очень малых коэффициентах заполнения твердый гексафторид урана может плавиться и испариться быстрее, ускоряя тем самым рост давления в упаковке [39]);

·       фактические свойства конструкционных материалов при высоких температурах (например, значительное снижение прочности стали на разрыв происходит при температурах выше 500 °С [40]);

·       наличие дефектов в конструкционных материалах может приводить к разрыву упаковки (максимальный размер дефекта в конструкции следует обосновывать на основании результатов анализа конструкции и процесса производства, а также приемочных критериев).

Утончение стенки упаковки или других элементов упаковочного комплекта, вызванное коррозией, может приводить к снижению их работоспособности. Следует устанавливать приемлемую минимальную толщину стенки, а также разрабатывать и применять методы для определения толщины стенки как для незаполненной, так и для заполненной упаковки с гексафторидом [41, 42].

Проведение испытаний упаковочных комплектов с гексафторидом урана с целью демонстрации соответствия требованиям НП-053-16 может быть значительно затруднено в связи с угрозой для окружающей среды, персонала и населения. В ряде случаев демонстрация соответствия может быть выполнена с использованием заменителя гексафторида урана, проведением лабораторных испытаний, а также использованием результатов расчетов, выполненных с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке.

Комментарий

Представляется маловероятным наличие устройства для сброса давления, которое бы было достаточно надежным для обеспечения необходимого уровня утечки и соответствующим образом закрывалось при снижении давления до приемлемого уровня.

Комментарий

В соответствии с требованиями данного пункта, ГКО может выдать сертификат-разрешение на конструкцию упаковки, сконструированную для перевозки 0,1 кг или более гексафторида урана и которая не рассчитана на внешнее давление 2,76 МПа, но рассчитана на внутреннее давление не менее 1,38 МПа. Наличие данного требования позволяет использовать старые конструкции упаковок и обеспечивает достаточный период времени для перехода на новые стандарты для всех упаковок.

Проведенные к настоящему времени испытания и расчетные обоснования не могут однозначно гарантировать устойчивость системы герметизации упаковки при тепловом испытании. Например, ряд испытаний и расчетов показывают, что такая упаковка выдерживает испытание на пожар в течение 29, а не 30 мин. При этом к настоящему времени произведено большое количество таких упаковок. Данный пункт НП-053-16 позволяет ГКО выдавать сертификат-разрешение на конструкцию такой упаковки. При международной перевозке необходимо многостороннее утверждение такой конструкции.

2.8. Требования к упаковкам типа А

Комментарий

Упаковки типа А должны отвечать общим требованиям к упаковкам и дополнительно специальным требованиям к упаковкам типа А.

Комментарий

Минимальный размер 10 см был принят по ряду причин. Так, очень маленькая упаковка может быть утеряна. Кроме того, в соответствии с международной практикой транспортирования опасных грузов, этикетки на упаковках должны быть в форме квадрата, размером 10 см. Для нанесения такой этикетки требуется, чтобы размеры упаковки были по крайней мере 10 см.

Комментарий

Данное требование обеспечивает получателя упаковки гарантированной информацией о том, был ли несанкционированный доступ к содержимому и (или) извлекалось ли оно в процессе перевозки.

Тип и масса упаковки будут определять тип подходящего для данной упаковки устройства, повреждение которого будет сигнализировать о несанкционированном доступе. Необходимо показать, что выбранное устройство не будет испорчено при нормальных условиях перевозки. Примерами таких устройств являются:

а) липкая или самоклеящаяся лента, которая не может быть использована повторно;

б) пломбы на конце шнура или проволоки, на которые наносится фирменный знак установленного образца.

Комментарий

Система крепления не должна влиять на безопасность упаковки в нормальных и аварийных условиях перевозки. Для выполнения данного требования элементы системы крепления упаковки могут быть сконструированы так, чтобы они разрушались в первую очередь.

Подъемные приспособления могут быть использованы и как элементы системы крепления, при этом необходимо обеспечивать техническую возможность их двойного использования. Подъемные элементы и элементы системы крепления следует маркировать, чтобы обозначать их назначение, за исключением случаев, когда невозможно их альтернативное использование (например, подъемное приспособление крюкового типа не может быть нормально использовано для крепления).

Разрушаемость систем крепления обеспечит также защиту работников (персонала) в случае лобовых столкновений, а также защиту упаковок от чрезмерных нагрузок при боковых ударах [43]. Подробности относительно рекомендуемых конструктивных соображений по упаковкам и системам их крепления приведены в приложении № 3 к настоящим Справочным материалам.

Комментарий

Компоненты упаковки типа А следует разрабатывать для температурного диапазона от -40 до +70°С, который соответствует возможным колебаниям температуры окружающей среды в транспортном средстве или ином помещении, либо температурам упаковки, находящейся под воздействием прямых солнечных лучей. Этот диапазон охватывает условия, вероятные при обычной перевозке и транзитном хранении. При конструировании следует учитывать возможный более широкий диапазон изменения внешней температуры в ходе перевозки или обращения с упаковкой, если имеется значительное внутреннее тепловыделение. При обосновании температурных режимов необходимо учитывать следующие аспекты:

·       расширение (сжатие) конструкционных элементов и элементов уплотнения;

·       разложение материалов или изменение их фазового состояния в экстремальных условиях;

·       пластичность материалов упаковки.

Ограничение условий эксплуатации упаковки в более узком диапазоне температур согласовывается с ГКО при выдаче сертификата-разрешения на конструкцию упаковки.

Необходимо также предусматривать ряд специальных мер, обеспечивающих работоспособность упаковки при пониженных температурах.

Комментарий

В качестве способов крепления могут использоваться, в том числе:

·       сварные швы;

·       винтовая резьба;

·       защелкивающиеся крышки;

·       обжатие;

·       вальцовка;

·       зачеканивание;

·       термоусадочные материалы;

·       липкие ленты или клеи.

Комментарий

Данное условие практически позволяет перевозить РМОВ в упаковках без серьезных требований к системе герметизации упаковки.

Комментарий

Целью данного требования является обеспечение выполнения основной функции системы герметизации при нормальных и аварийных условиях перевозки и удержания радиоактивного содержимого, даже если наружные компоненты упаковки повреждены или потеряны.

Комментарий

Определенные материалы конструкции упаковки могут вступать в химические реакции и радиолитическое взаимодействие с некоторыми из РМ, предназначенных для перевозки в упаковках типа А. Для подтверждения отсутствия влияния таких реакций на безопасность транспортирования может возникать необходимость в проведении специфических испытаний, чтобы гарантировать невозможность повреждения системы герметизации как от самих реакций, так и от повышения давления вследствие этих реакций.

Комментарий

Это требование направлено на предотвращение чрезмерного перепада давления, возникающего в упаковке, которая была заполнена при атмосферном давлении на уровне моря (или ниже) и затем была перевезена на более высокую отметку. Уменьшение давления окружающей среды до 60 кПа соответствует перемещению упаковки с поверхности на уровне моря на высоту около 4 000 м. Если упаковка была закрыта на поверхности на уровне моря или ниже и затем перевезена наземным транспортом на эту высоту, то она должна выдерживать избыточное внутреннее давление, вызванное изменением высоты, а также выдерживать изменение давления, вызванное расширением ее содержимого.

Комментарий

Данное требование направлено на предотвращение поступления РМ в окружающую среду, вызванного утечкой содержимого через клапаны. В зависимости от специфики конструкции устройства для предотвращения утечек могут позволять помочь предотвратить несанкционированное открытие клапана или, в случае открытия, выход содержимого. Примерами таких устройств могут быть, в том числе:

·       пустые заглушки на резьбовых клапанах с использованием прокладки;

·       пустые фланцы на фланцевых клапанах с прокладками;

·       специально разработанные крышки или камеры для клапана на прокладках, предназначенные для предотвращения утечки.

Комментарий

Для упаковок типа А, также как для упаковок типа ПУ-2 и типа ПУ-3, не указывается количественно допустимая утечка или рассеяние радиоактивного содержимого в нормальных условиях перевозки. При этом не предполагается абсолютная герметичность упаковки. Методы проверки и степень герметичности могут быть различными в зависимости от конструкции упаковки и радиоактивного содержимого.

Для твердого и жидкого содержимого соответствие данному требованию может быть обосновано с использованием упаковки, содержащей образцы нерадиоактивного материала. При этом возможно применять вакуумный метод или другие методы, совмещаемые с визуальной оценкой состояния упаковки и выхода содержимого. Для жидкостей в качестве индикатора могут использоваться поглощающие материалы. Оценка также может проводиться взвешиванием упаковки до и после вакуумирования.

В случае газообразного радиоактивного содержимого визуальный осмотр недостаточен. В этом случае могут использоваться метод всасывания воздуха, компрессионные методы с идентифицируемым пробным газом или пузырьковые методы.

Подтверждение неизменности уровня излучения на поверхности упаковок, характеризующихся отсутствием деформаций, смещения радиоактивного содержимого внутри упаковки или смещения радиационной защиты, может быть осуществлено косвенными методами посредством визуального обследования. В ходе данного обследования необходимо убедиться в отсутствии дефектов и каких-либо повреждений радиационной защиты.

Если результаты визуального осмотра свидетельствуют о деформации упаковок или смещениях РМ внутри упаковок, необходимы замеры уровней ионизирующего излучения.

Методы оценки потери (ослабления) защитных свойств могут быть различными, что может приводить к расхождениям в результатах. С целью компенсации данной проблемы возможно определить часть площади поверхности упаковки, обладающей наихудшими радиационными характеристиками, на которой оценивается уровень излучения. Данная часть поверхности упаковки может быть отмечена с целью выделения конкретных областей поверхности, предназначенных для проведения оценки, а также для определения положения тестовых источников, пригодных для упаковки (⁶⁰Со или ²⁴Na для упаковок общего использования или специфических нуклидов для иных конструкций упаковки). Кроме того, разделение поверхности на области может потребоваться для учета влияния повышенных локальных уровней излучения при оценке потери защиты.

Комментарий

Данное требование направлено на обеспечение постоянного присутствия радиационной защиты вокруг РМ для минимизации любого повышения уровня излучения на поверхности упаковки. Если радиационная защита основана на отдельном устройстве, правильное крепление данного устройства обеспечивает невозможность непреднамеренного выхода системы герметизации из строя.

Для закрепления радиационной защиты могут быть использованы, в том числе:

·       шарнирные блокировочные устройства на крышках;

·       рама, окружающая радиационную защиту и присоединенная болтами, сваркой или с помощью замков;

·       резьбовые защитные пробки.

Комментарий

Данное требование направлено на установление достаточного контроля за конструкцией и процессом изготовления упаковок. Проектантам и изготовителям следует соблюдать требования соответствующих международных и российских документов в области стандартизации (ГОСТ, стандартов ISO и др.).

Внедрение конструкций упаковок, либо методов изготовления или испытания упаковок, несоответствующих положениям документов по стандартизации, не допускается. Для этих целей необходимо разработать соответствующий стандарт, охватывающий любую новую конструкторскую концепцию, технологию изготовления или испытания, или материала, планируемого к применению.

Комментарий

К упаковкам типа А, предназначенным для жидкостей, предъявляются дополнительные требования в части способности сохранять герметичность и удерживать содержимое, учитывающие способность жидкого содержимого к выходу и рассеянию из упаковки.

Незаполняемый объем – это пространство упаковки, заполненное газом, которое может быть занято жидким содержимым, расширяющимся из-за изменений в окружающей среде в условиях транспортирования. Достаточный незаполняемый объем гарантирует, что система герметизации не подвергнется чрезмерному давлению вследствие расширения жидкого содержимого упаковки.

При определении достаточного незаполняемого объема необходимо учитывать предельные значения температуры, при которой эксплуатируется упаковка (пункт 2.8.5 НП-053-16). Может потребоваться анализ для обеспечения того, чтобы не оставался чрезмерный незаполняемый объем, так как это может вызвать неприемлемые динамические нагрузки в упаковке в ходе ее перевозки. Кроме того, волны или всплески могут происходить в ходе операций по наполнению при работе с большими количествами жидкости, и проектанту определенных конструкций упаковок следует рассматривать и эти аспекты.

Комментарий

Данное требование направлено на обеспечение дополнительного барьера безопасности на случай утечки жидкого радиоактивного содержимого из упаковки типа А. При конструировании упаковок типа А, предназначенных для жидкого РМ, необходимо либо обеспечить повышенную (по сравнению с упаковками для твердого содержимого) способность упаковки к удержанию радиоактивного содержимого, либо предусмотреть дополнительную систему герметизации, уменьшающую вероятность выхода жидкости из упаковки.

Комментарий

Выполнение данного требования предполагает наличие у упаковок типа А, предназначенных для газообразных РМ, системы герметизации, достаточной для полного предотвращения рассеяния его содержимого после испытаний на удар и (или) глубину разрушения. Исключение, сделанное для упаковок, содержащих тритий или благородные газы, основано на дозиметрических моделях для этих материалов (Q-система, см. приложение № 2 к настоящим Справочным материалам).

2.9. Требования к упаковкам типа B(U)

Комментарий

Основным требованием к упаковкам типа B(U) должно быть способность выдерживать наиболее серьезные аварийные условия при перевозке без потери системы герметизации или увеличения внешнего излучения до уровней, представляющих угрозу населению или лицам, привлеченным к ликвидации последствий аварий. Данная упаковка должна обеспечивать безопасную ликвидацию последствий аварий (комментарии к пункту 5.3.9 НП-053-16), однако к ней не предъявляются требования по обеспечению возможности последующего использования по прямому назначению.

В соответствии с требованиями НП-053-16 к РМ для транспортирования РМ с активностью более А₂ (А₁ для РМОВ) (за исключением материалов НУА и ОПРЗ) должны использоваться упаковки либо типа B(U), либо типа В(М), которые сохраняют в одних и тех же заданных пределах герметичность и защитные свойства как в нормальных, так и в аварийных условиях перевозки. Различие между этими типами упаковок в общем виде сводится к способам исполнения и степени надежности обеспечения заданных свойств по герметичности и защите. Упаковки типа B(U) обеспечивают заданные свойства практически полностью за счет своей конструкции, а для упаковок типа В(М) в целях компенсации меньшей конструктивной надежности требуется проведение некоторых дополнительных организационно-технических мероприятий при подготовке к осуществлению перевозки и (или) в ходе перевозки.

В соответствии с требованиями НП-053-16, предъявляемыми к упаковкам типа B(U), при международных перевозках требуется утверждение их конструкции только компетентным органом страны происхождения упаковки. Для упаковок типа В(М) требуется утверждение компетентными органами всех стран, участвующих в перевозках. Это различие следует учитывать при разработке упаковок для международных перевозок.

Комментарий

Для упаковок типа B(U) требуется дополнительный анализ температур элементов упаковочного комплекта применительно к конкретной конструкции. В основном это предусматривается потому, что упаковки типа В (U) могут быть разработаны для содержимого, которое выделяет значительное количество тепла, и температуры элементов такой упаковки могут превышать установленное для упаковок типа А значение 70°С. Цель задания конкретного максимального значения температуры окружающей среды 38°С (пункт 2.9.10 НП-053-16) состоит в том, чтобы гарантировать, что разработчик правильно оценивает температуры компонентов упаковки и учитывает влияние этих температур на геометрию, защиту, работоспособность, коррозию и температуру поверхности. Кроме того, требование о возможности упаковки находиться в течение недели необслуживаемой при температуре 38°С и под воздействием солнечных лучей направлено на то, чтобы гарантировать, что упаковка будет находиться в равновесном или близком к нему состоянии и в этом состоянии будет способна выдерживать условия нормальной перевозки, имитируемые испытаниями в соответствии с требованиями пунктов 3.4.2.1 и 3.4.2.6 НП-053-16, без потери содержимого или снижения радиационной защиты.

Комментарий

Покрытия для тепловой защиты делятся на две группы: подвергаемые химическим изменениям под воздействием тепла (например, аблятивные материалы и вспучивающиеся покрытия) и устойчивые к данному воздействию (включая керамические материалы).

Обе группы подвержены механическим повреждениям. Аблятивные и вспучивающиеся материалы, как правило, мягкие и могут быть повреждены скольжением по грубым поверхностям (таким как бетон или гравий). Керамические материалы обычно хрупкие и не в состоянии выдерживать удар без разрушения.

Инциденты, которые могли бы вызывать повреждение материалов тепловой защиты, могут включать: взаимодействие с другими упаковками и поверхностями транспортного средства в процессе перевозки; взаимодействие с поверхностью дороги; соскальзывание по поврежденному рельсовому пути или по краю металлического предмета; подъем и опускание упаковок с зацеплением соседних конструкций или оборудования; удары других упаковок (не обязательно содержащих РМ) в процессе складирования или транспортирования и другие ситуации, которые не входят в условия испытаний, установленных требованиями в пунктов 3.4.2.4–3.4.4.2 НП-053-16. Упаковки при испытании на свободное падение не получают повреждений поверхности, возможные при перекатывающих и скользящих движениях, то есть видов движения, обычно связанных с авариями транспортных средств. Таким образом, упаковки, испытываемые впоследствии на тепловое воздействие, могут иметь покрытие, которое при аварии может быть повреждено.

Повреждение тепловой защиты может уменьшать эффективность по крайней мере части ее поверхности. Разработчику упаковки следует оценивать влияние повреждений такого типа.

Необходимо учитывать старение защитных материалов и воздействие на них условий окружающей среды. Также следует учитывать то, что свойства некоторых материалов изменяются со временем от воздействия температуры, влажности или других условий.

Покрытие может быть защищено применением дополнительных направляющих или буферов, предотвращающих истирающее воздействие на материал при скольжении. Прочный внешний кожух из металла может обеспечивать хорошую защиту, однако при его использовании необходимо учитывать возможное изменение тепловых характеристик упаковки. Наружная поверхность упаковки может быть сконструирована так, чтобы тепловая защита была установлена в углублениях.

Комментарий

В связи с тем, что абсолютную герметичность упаковки обеспечить невозможно, необходимо определить максимально допустимую скорость утечки радиоактивного содержимого. Предел скорости выхода не более чем 10^-6 А₂ в час для упаковок типа B(U) после испытаний, имитирующих нормальные условия перевозки, обуславливается параметрами наиболее неблагоприятных ожидаемых условий, соответствующих ситуациям, при которых персонал подвергается радиоактивному воздействию вследствие утечки РМ из упаковки в ходе перевозки автомобильным транспортом. Описание моделей, использованных для вывода этой и других скоростей утечки, приведено в приложении № 2 к настоящим Справочным материалам.

НП-053-16 требуют, чтобы упаковки типа B(U) конструировались так, чтобы ограничивать потерю радиоактивного содержимого до приемлемого низкого уровня. Указанные в данном пункте критерии определяют требуемую работоспособность системы герметизации через потенциальную опасность конкретного радионуклида в упаковке. Однако прямое измерение зачастую невозможно, в связи с чем необходимо рассматривать каждый радионуклид в отдельности в той физической и химической форме, которая ожидается после механических, тепловых испытаний и испытания на погружение в воду. С целью количественного определения утечки могут использоваться методы, изложенные в стандартах ANSI N14.5 [44] и ISO 12807 [45]. В испытаниях на утечку измеряется поток вещества, пересекающего границы системы герметизации. Поток может содержать газ, жидкость, порошок, реальное радиоактивное содержимое или его имитатор. Следует применять средства для корреляции измеренного потока с утечкой РМ при определенных условиях. Утечка этого РМ может сравниваться с максимальной скоростью утечки, регламентируемой НП-053-16. В случае использования газа в качестве реперного скорость утечки может быть определена как массовая скорость потока. В случае использования жидкости может быть определена либо скорость утечки как объемная скорость потока, либо общая объемная утечка. В случае использования порошка общая утечка может быть выражена в виде массы. В случае использования РМ утечка может быть также выражена в виде активности.

Основной метод вычислений предполагает знание двух параметров концентрации радиоактивного содержимого в упаковке и его объемной утечки. Необходимо, чтобы результат расчетов с использованием данных параметров был ниже, чем разрешенная скорость утечки.

Для упаковок, содержащих РМ в жидкой или газообразной форме, скорость утечки активности (Бк/ч) должна быть переведена в объемную скорость утечки (м³/с). Когда содержимое состоит из смеси радионуклидов (R₁, R₂, R₃, и т. д.), может быть использовано следующее соотношение:

. (1)

Учитывая данное выражение, а также предположение о том, что скорость утечки в рассматриваемом интервале времени постоянна, требуется, чтобы активность газа или жидкости в упаковке и объемная скорость утечки удовлетворяли следующим условиям:

для условий, отмеченных в пункте 2.9.4 а) НП-053-16:

(2)

для условий, отмеченных в пункте 2.9.4 б) НП-053-16:

 (3)

где:

 — удельная активность каждого радионуклида (в ТБк/м³) в жидкости или газе при СТД;

значения пределов активности i-го радионуклида, приведенное в таблице № 1 приложения № 2 к НП-053-16 в ТБк для этого нуклида;

L — допустимая скорость утечки в м³/с жидкости или газа при СТД.

Значение  может также быть определено как:

 = ··10⁹, (4)

где:

 — концентрация i-го радионуклида (в кг/м³) в жидкости или газе при СТД;

 — удельная (в Бк/г) активность чистого i-го радионуклида, приведенная в таблице № 5.1 приложения № 5 к настоящим Справочным материалам.

Отметим, что если известен изотопный (в % весовых) состав РМ, то:

 = g, (5)

где:

 — доля i-го радионуклида в химическом элементе (весовой процент/100);

g — концентрация химического элемента (в кг/м³) в жидкости или газе, т. е.:

 = g··10⁹. (6)

Допустимая скорость утечки после испытаний для нормальных условий перевозки приведена в размерности ТБк/ч, а для аварийных условий – ТБк/неделю, так как вероятность постоянной скорости утечки после аварии крайне мала (то есть скорость утечки из упаковки может быть очень высокой в короткий период времени, следующий непосредственно после аварии, но при этом впоследствии скорость может существенно снизиться).

Рассчитанная допустимая утечка радиоактивной жидкости или газа может быть преобразована в эквивалентную утечку газа в испытании при определенных условиях с учетом перепада давления, температуры и вязкости посредством уравнений для ламинарных и (или) молекулярных условий течения потока, примеры которых приведены в ANSI N14.5-1977 [44] или ISO 12807 [45]. В конкретных случаях, если высокий перепад давления может приводить к высокой расчетной скорости газа, турбулентный поток может быть ограничивающим обстоятельством, и это следует принимать во внимание.

Утечка газа, определенная указанным выше методом, может варьироваться от 1 Па×м³/с до менее чем 10^-10 Па×м³/с в зависимости от величин А₂ радионуклидов и их концентрации в упаковке. На практике обычно нет необходимости в том, чтобы средства измерений обладали чувствительностью большей, чем 10^-8 Па×м³/с.

На поверхности системы герметизации следует предусматривать вентиляционные или дренажные системы, а также отверстия, которые смогут обеспечить сброс жидкости из системы герметизации в случае увеличенного давления. Необходимо подтверждать работоспособность всех элементов данной системы. При этом можно использовать либо результаты испытаний, либо расчетный анализ для различных условий перевозки, выполненный с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке. При этом необходимо учитывать различные воздействия на упаковку, включая механическое и тепловое воздействие.

Если упаковка предназначена для дисперсных материалов, могут быть использованы экспериментальные данные о переносе твердых частиц через дискретные каналы утечки или через уплотнения.

Упаковки, предназначенные для перевозки ОЯТ, следует рассматривать особо. В ОЯТ активность сосредоточена в твэлах, уровень герметичности которых оценивается пределами их безопасной эксплуатации (НП-082-07). В аварийных условиях перевозки облученные твэлы могут быть повреждены с последующим выходом радиоактивности в объем системы герметизации упаковки. Поэтому для оценки герметичности упаковки как при нормальных условиях, так и в аварийных условиях перевозки необходимы данные о нуклидном составе ОЯТ, возможной степени повреждения оболочки твэла и механизме выхода радиоактивности из твэла в систему герметизации упаковки.

Описанные выше методы оценки требований к герметичности упаковки обычно применяются в двух вариантах:

a) если упаковка конструируется для конкретной цели, ее радиоактивное содержимое точно определено, и норма герметичности может быть установлена на этапе конструирования;

б) если требуется, чтобы существующая упаковка с известной нормой по герметичности была использована не по назначению, для которого она была разработана, и необходимо определять максимально допустимое количество радиоактивного содержимого.

В случае утечки смеси радионуклидов из упаковки типа B(U) эффективное значение А₂ может быть вычислено методом, описанным в пункте 5 приложения № 2 к НП-053-16, путем использования долей активности составляющих радионуклидов f(i), соответствующих форме смеси, которые реально могут проходить через уплотнения. Необходимо учитывать, что часть содержимого может быть в виде твердых частиц, слишком больших для прохода через каналы в уплотнении. В случае утечки жидкостей и газов их фракционные доли соответствуют долям газообразных или растворенных радионуклидов.

Если упаковка имеет уплотнение из эластичных материалов, то проницаемость газов и паров может приводить к сравнительно высоким скоростям утечки. Проницаемость – это прохождение жидкости или газа через твердый барьер (не имеющий прямых каналов для утечки) за счет процессов молекулярной диффузии. Если РМ является газообразным (например, газообразный продукт деления), то скорость утечки за счет проницаемости определяется парциальным давлением газа, а не общим давлением в системе герметизации. Способность эластичных материалов к абсорбции газов также может быть принята во внимание.

В случае использования некоторых крупных упаковок очень малая утечка РМ в течение длительного периода времени может приводить к загрязнению внешней поверхности, что может потребовать применения средств по снижению утечки при нормальных условиях перевозки для непревышения допустимого предела загрязнения поверхности (пункты 5.3.9 и 33 приложения № 1 к НП-053-16).

В конструкции упаковок максимальные уровни излучения устанавливаются как для поверхностей (пункты 5.3.3 и 5.3.4 НП-053-16), так и на расстоянии 1 м от поверхности (как определено в пункте 5.3.1 НП-053-16). После выполнения испытаний для аварийных условий допускается увеличение уровня излучения при условии, что предел 10 мЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности не превышается, если упаковка содержит максимально допустимое количество активности.

Когда для упаковки типа B(U) необходима защита, она может состоять из ряда материалов, отдельные из которых могут быть потеряны в процессе испытаний на аварийные условия. Это приемлемо при условии, что оставшейся защиты достаточно для обеспечения уровня излучения на расстоянии 1 м от «новой» (после испытания) поверхности не более чем 10 мЗв/ч.

Демонстрация соответствия приемочному критерию не более чем 10 мЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности упаковки типа B(U) после испытаний может быть проведена несколькими способами: расчетами, выполненными с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке, испытаниями на моделях, частях или компонентах упаковки, испытаниями на прототипах и т. п. или путем комбинации испытаний. При проверке соблюдения требований следует уделять внимание возможным локальным повышенным уровням излучения в местах образования трещин или зазоров, которые могут являться дефектом конструкции или возникать в процессе испытаний.

Когда проверка соблюдения НП-053-16 основана на полномасштабном испытании, оценка потери защиты может быть сделана путем установки подходящего радиоактивного источника в образец и мониторинга всей внешней поверхности с помощью соответствующего детектора. Для толстостенной защиты обычно применяется сцинтилляционный детектор, (например, NaI, активизированный таллием, небольшого диаметра (около 50 мм), потому что он допускает использование низкоактивных источников (например, ⁶⁰Со) и его высокая чувствительность и небольшой эффективный диаметр позволяют легко и эффективно обнаруживать повышенные локальные уровни излучения). Если измерения сделаны около поверхности упаковочного комплекта, следует уделять внимание обеспечению правильного измерения уровня излучения и усреднению результатов. Если радиоактивное содержимое, для которого разработана упаковка, не используется в испытании, необходимы дополнительные расчеты для пересчета измеренного уровня на тот, который имел бы место в случае использования в испытании содержимого конструкции упаковки (комментарии к пункту 23 приложения № 1 к настоящим Справочным материалам).

Использование свинца в качестве защитного материала требует особого внимания. Свинец имеет низкую температуру плавления и высокий коэффициент расширения, поэтому его следует защищать от воздействия тепла. Если он содержится в относительно тонкой стальной оболочке, которая может быть пробита в процессе механических испытаний на удар, то, если свинец расплавится при пожаре, защита будет потеряна. Также из-за своего высокого коэффициента расширения свинец может порвать оболочку в ходе тепловых испытаний. В обоих случаях после теплового испытания может возникать чрезмерно повышенный уровень излучения. Чтобы преодолеть проблему расширения, можно оставлять свободные объемы, позволяющие свинцу расширяться, однако следует признать, что при охлаждении свинца появляется пустота, положение которой будет трудно определять. Также необходимо учитывать, что свинец не всегда плавится однородно вследствие неоднородности конструкции упаковочного комплекта и внешних условий. При этом локальное расширение свинца может приводить к повреждению оболочки и соответствующей его утечке и, следовательно, к снижению защитной способности упаковки.

Комментарий

Данное требование введено с целью исключения воздействия фильтров и систем охлаждения на выход радиоактивного содержимого из упаковок. Усложнение конструкции, дополнительная неопределенность и недостаточная надежность, обусловленные использованием в конструкции фильтров и механических систем охлаждения, могут оказать существенное негативное влияние на радиационное воздействие упаковки.

Тем не менее, требование данного пункта НП-053-16 не исключает наличия в упаковках типа B(U) фильтров и механических систем охлаждения.

Комментарий

Данное требование не исключает наличия системы сброса давления в упаковке типа B(U). Тем не менее, необходимо, чтобы сброс давления не осуществлялся при нормальных и аварийных условиях перевозки.

Комментарий

Данное требование введено в связи с тем, что внутреннее давление в упаковке может возрастать после ее герметизации. Причинами этого могут быть воздействие на упаковку высокой окружающей температуры, инсоляция, радиоактивный распад, химические реакции, радиолиз в упаковках, заполненных водой, или комбинация вышеперечисленных механизмов. Для описания данных механизмов используют понятие максимального нормального рабочего давления (МНРД) — давления, которое можно ожидать в результате действия перечисленных факторов в нормальных условиях перевозки (пункт 16 приложения № 1 к НП-053-16).

Превышение МНРД может неблагоприятно влиять на работоспособность упаковки, поэтому его необходимо учитывать при оценке работоспособности в нормальных и аварийных условиях, а также при проведении соответствующих испытаний.

При конструировании упаковки следует определять степень, при которой напряжения в различных элементах деформируют систему герметизации и нарушают целостность ее уплотнения. Рекомендуется также оценивать снижение сжатия уплотнений, вызываемое, например, растяжением болтов и локальным повреждением вследствие механического воздействия. Деформация упаковки вследствие удара может быть определена непосредственно по результатам испытания на свободное падение. Деформация упаковки вследствие теплового воздействия может быть определена с использованием расчетов, выполненных при помощи ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке.

Рекомендуется, чтобы напряжения в системе герметизации в нормальных условиях перевозки при МНРД находились в пределах упругой области.

При проектировании упаковки необходимо обеспечить такие значения напряжения, которые не приведут в аварийных условиях перевозки к значительной утечке радиоактивного содержимого, превышающей значения, установленные в пункте 2.9.4 НП-053-16. Уровень внешнего излучения в результате аварии не должен превышать уровней, установленных в пункте 2.9.4 НП-053-16.

При использовании расчетных методов для оценки эксплуатационных характеристик упаковки МНРД рекомендуется рассматривать в качестве параметра, при превышении которого нормальные условия перевозки переходят в аварийные.

Комментарий

Максимальное значение МНРД, установленное на уровне 700 кПа, является пределом для упаковок типа B(U). Данная величина выбрана в соответствии с требованиями SSR-6 [8].

Комментарий

Температуры поверхности упаковок, содержащих РМ, генерирующие тепло, будут выше температуры окружающей среды. Данное требование введено с целью установления ограничений для температуры поверхности, защиты соседних упаковок от возможного повреждения, а также защиты персонала, обслуживающего упаковки.

Предел температуры поверхности упаковки, установленный на уровне 50°С, исключает перегревание соседних упаковок, а также заведомо исключает получение ожогов персоналом при прикосновении к поверхности упаковки.

При перевозках на условиях исключительного использования обеспечивается более тщательный контроль за возможным повреждением соседних упаковок. Максимальная температура поверхности упаковки на уровне 85°С обеспечивает достаточный уровень защиты персонала при случайном соприкосновении с упаковками с учетом использования защитных ограждений. Данные защитные ограждения не являются частью конструкции упаковки, поэтому они исключены из любых испытаний, проводимых с упаковкой.

Понятие «легкодоступная поверхность» используется для обозначения тех поверхностей, которых может коснуться человек. Например, поверхности, для доступа к которым необходимо использовать дополнительные инструменты, не являются легкодоступными. Кроме того, не следует считать легкодоступными поверхности между тесно расположенными ребрами. При этом, если данные ребра расположены широко (например, на ширину ладони человека или более), то поверхность между ними может считаться легкодоступной.

Барьеры или экраны могут быть использованы для защиты от высоких температур поверхности. Защита может обеспечиваться путем установки металлического экрана или кожуха, эффективно предохраняющего от доступа или контакта с упаковкой при обычных условиях перевозки. Барьеры должны рассматриваться как легкодоступные поверхности, и поэтому к ним применяются соответствующие температурные пределы. Использование барьеров или экранов не должно снижать способность упаковки удовлетворять требованиям к теплообмену и ее безопасности. Сохранение такого экрана или иного устройства не требуется при проведении испытаний на соответствие нормативным требованиям для утверждения конструкции упаковки.

Комментарий

Учет пониженных температур важен из-за увеличения давления вследствие расширения при замерзании (например, воды), из-за возможного хрупкого разрушения многих металлов (включая некоторые стали) при пониженной температуре и из-за возможной потери эластичности уплотняющих материалов. Некоторые материалы, обеспечивающие хорошие характеристики при высоких температурах, теряют эластичность при температурах -20°С или ниже. Это может приводить к узким зазорам шириной в несколько микронов, возникающих из-за различного теплового расширения металлических деталей и эластомера. Нижний температурный предел -40°С и верхний температурный предел +38°С являются разумными граничными величинами для температур окружающей среды, которые могут встречаться в большинстве географических районов в течение года, в том числе в России.

В процессе перевозки упаковка может быть нагрета солнечными лучами. Предполагается, что упаковки находятся под прямым воздействием солнечных лучей. В таблице № 2 приложения № 4 к НП-053-16 приведены консервативные величины теплового потока, воздействиям которого может подвергаться упаковка. Максимальная величина теплового потока достигается для обращенной вверх горизонтальной поверхности, получающей максимальное тепловое воздействие. При определении данных значений также принято, что вертикальная поверхность нагревается только 12 ч и с половинной эффективностью (по сравнению с горизонтальной поверхностью, обращенной вверх), поэтому табличная величина инсоляции вертикальной поверхности составляет одну четверть от максимальной величины для обращенной вверх плоской поверхности. Для искривленных поверхностей, меняющих ориентацию от горизонтального до вертикального положения, допускается принимать предположение о том, что их максимальный нагрев составляет половину от аналогичной величины для плоских поверхностей, обращенных вверх.

Для поверхностей, не расположенных горизонтально, может быть использована более точная зависимость теплового потока от времени, описывающая инсоляцию в течение дня для плоских и искривленных поверхностей.

При проведении расчетных оценок температурных режимов ТУК с РМ необходимо использовать ПС, прошедшие экспертизу в установленном порядке, и удовлетворяющие следующим условиям:

·       ПС позволяет учитывать или консервативно оценивать особенности пространственного распределения тепла в упаковке, обусловленные параметрами окружающей среды, геометрией упаковки и источника тепла;

·       ПС позволяет создавать расчетные модели с уровнем масштабируемости, обеспечивающим возможность определения температурных режимов как на поверхности ТУК, так и, например, на поверхности оболочки твэла или закрытого радионуклидного источника с достаточной точностью;

·       ПС позволяет учитывать нестационарные граничные условия;

·       ПС позволяет учитывать зависимость теплофизических свойств материалов от температуры в диапазоне температур конструкционных материалов, соответствующем нормальным и аварийным условиям перевозки;

·       ПС позволяет учитывать анизотропию теплофизических свойств материалов в случае применения в конструкции упаковки материалов с такими свойствами.

Кроме того, при проведении расчетных оценок необходимо принять во внимание элементы упаковки, уменьшающие инсоляцию любой поверхности (то есть затеняющие поверхность упаковки). Однако, если эффективность подобных элементов может быть уменьшена в результате любых воздействий на упаковку, возможных в ходе испытаний, соответствующих нормальным условиям перевозки, данные элементы не следует учитывать при проведении расчетных оценок.

Оценка температурных режимов упаковки при перевозке РМ может быть выполнена посредством как расчетов, выполненных с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке, так и испытаний. Испытания следует выполнять на полномасштабных моделях. Если источником излучения является не солнечный свет, следует принимать во внимание различия между длиной волны солнечного излучения и длиной волны источника. Испытание следует продолжать до тех пор, пока не установится тепловое равновесие. При необходимости следует делать поправку на температуру окружающей среды и другие параметры.

При оценке работоспособности конструкции упаковки при низких температурах следует не учитывать нагрев от радиоактивного содержимого, так как он не является постоянным. При этом в ходе оценки работоспособности конструкции упаковки при высоких температурах следует учитывать влияние максимально возможного тепловыделения радиоактивного содержимого.

Следует учитывать, что под нормативным предельным значением температуры 38°С понимается именно температура окружающей среды, а не температура в закрытом вагоне или в другом закрытом транспортном средстве, где размещается упаковка и где температура воздуха может превышать 38°С. В связи с вышесказанным при конструировании упаковки необходимо учитывать температуры в реальных условиях транспортирования.

Комментарий

Представленные в НП-053-16 сценарии аварий предусматривают возможное затопление упаковки.

При попадании упаковки в воду радиационное воздействие на население может проявляться через пищевые цепочки и потребление воды.

С целью сохранения радиационного воздействия на разумно достижимом низком уровне при данных ситуациях в НП-053-16 введено требование о проведении испытаний погружением упаковок с облученным топливом, содержащих активность, кратную А₂, в воду на глубину 200 м. Глубина 200 м приблизительно соответствует глубине континентального шельфа.

Комментарий

Следует уделять особое внимание взаимодействию между РМ с низкой способностью к рассеянию и упаковочным комплектом в нормальных и аварийных условиях перевозки. Это взаимодействие не должно повреждать герметичную оболочку или другую матрицу, в которой заключен материал с низкой способностью к рассеянию, а также не должно способствовать разрушению самого материала в такой степени, которая приводила бы к изменениям свойств РМ выше пределов, установленных требованиями пункта 2.3.1 НП-053-16.

2.10. Требования к упаковкам типа В(М)

Комментарий

Компенсация невыполнения отдельных технических требований для упаковок типа В(М) должна осуществляться за счет специальных технических и организационных мер.

Основная цель данного требования заключается в том, чтобы нормы безопасности для упаковок типа В(М), в соответствии с которыми они конструируются и эксплуатируются, обеспечивали уровень безопасности, эквивалентный тому, который предусматривается для упаковок типа B(U).

Комментарий

Данное требование введено с целью регулирования перевозки упаковок, давление в которых возрастает в результате различных процессов (комментарии к пункту 2.9.7 НП-053-16), что может в конечном счете вызвать разрушение упаковки или сократить срок ее службы. Для исключения данного обстоятельства пункт 2.10.2 НП-053-16 разрешает включать в конструкцию упаковки устройства для периодического сброса давления. В соответствии с требованиями НП-053-16 такие упаковки являются упаковками типа В(М).

Для обеспечения уровня безопасности, эквивалентного тому, который должен быть обеспечен упаковкой типа B(U), в конструкции упаковки должны быть предусмотрены фильтры или альтернативные ограничители. При этом сброс давления должен проводиться только в присутствии квалифицированного дозиметриста.

Поскольку не существует определенного нормативного предела выхода радиоактивности при периодическом сбросе давления в случае наличия эксплуатационного контроля, проектанту необходимо обосновать, что при данной операции не произойдет превышения установленных доз облучения персонала и населения.

При данном обосновании необходимо учитывать:

а) облучение вследствие радиоактивной утечки и внешнего излучения от упаковки в нормальных условиях перевозки;

б) расположение и ориентацию клапана сброса давления по отношению к рабочему месту оператора и находящемуся поблизости персоналу;

в) продолжительность пребывания персонала в непосредственной близости от упаковки;

г) физическую и химическую природу сбрасываемого материала;

 д) дозы облучения персонала и населения, вызванные облучением от других источников.

Выход радиоактивности при нормальных и аварийных условиях перевозки в отсутствии эксплуатационного контроля не должен превышать пределов, установленных в пункте 2.9.4 НП-053-16.

2.11. Требования к упаковкам типа С

Комментарий

Упаковки типа С должны быть способны выдерживать условия тяжелых аварий при перевозке воздушным транспортом без потери радиоактивного содержимого или повышения уровня внешнего излучения в таких масштабах, которые могли бы представлять опасность для населения или лиц, участвующих в аварийном реагировании. При этом упаковка не обязательно должна быть пригодна для повторного использования.

Комментарий

После авиакатастрофы и (или) выпадения упаковок из воздушного судна данные упаковки могут быть завалены обломками или слоем грунта. Данное обстоятельство может приводить к росту температуры и внутреннего давления.

Для демонстрации соответствия упаковки типа С нормам безопасности могут использоваться аналитические методы, эксперименты или ПС, прошедшие экспертизу в установленном порядке.

Комментарий

Упаковка типа С должна обеспечивать такой же уровень защиты при воздушных перевозках, как и упаковки типа B(U) и типа В(М) при перевозках наземным и морским транспортом. Для достижения этой цели необходимо обеспечивать, чтобы при испытаниях упаковок типа С на способность выдерживать аварийные условия транспортирования уровни внешнего излучения и пределы потери активности были такие же, как у упаковок типа B(U).

Комментарий

При авиакатастрофе над поверхностью воды упаковка типа С может быть погружена в воду. На нее может воздействовать большое гидростатическое давление, зависящее от глубины погружения.

Указанная глубина 200 м приблизительно соответствует максимальной глубине континентального шельфа.

2.12. Требования к упаковкам, содержащим делящиеся материалы

Комментарий

Требования к упаковкам, содержащим ДМ, являются дополнительными требованиями, предъявляемыми для обеспечения подкритичности упаковок с ДМ в нормальных и аварийных условиях перевозки. Все другие применимые требования НН-053-16 должны быть также удовлетворены.

Комментарий

Упаковки, содержащие ДМ, которые отвечают любому из требований подпунктов а) – е) пункта 2.12.2 НП-053-16, освобождаются от требований по обеспечению ядерной безопасности, указанных в пунктах 2.12.4 – 2.12.12 НП-053-16.

Упаковки с РМ, характеристики которых соответствуют условиям, приведенным в данном пункте, остаются подкритическими при любых условиях перевозки, даже с учетом возможного наличия материалов, повышающих размножающую способность упаковки, в частности, воды.

Данные пределы выбраны в соответствии с рядом публикаций, в частности, [46–48].

Комментарий

Ядерная безопасность в отношении освобожденного ДМ должна обеспечиваться без осуществления каких-либо дополнительных организационных мер со стороны грузоотправителя, грузоперевозчика и грузополучателя.

Упаковка, содержащая ДМ, освобожденный от выполнения требований НП-053-16 к ДМ, должна оставаться подкритичной при обычных, нормальных и аварийных условиях перевозки с учетом изменения количества, плотности и распределения воды или других замедлителей в упаковке, перераспределения РМ внутри упаковки, изменения расположения упаковок при транспортировании и изменения внутренней конфигурации упаковки. Кроме того, следует учитывать возможное попадание упаковок в воду или снег, а также эффекты изменения температуры.

При анализе ядерной безопасности следует учитывать состояние упаковки, в котором она находится после испытаний на нормальные (пункт 3.4.2 НП-053-16) и аварийные условия перевозки (испытания, указанные в пункте 3.4.4 НП-053-16).

При транспортировании воздушным транспортом данная упаковка должна быть подкритичной после испытаний, предусмотренных для упаковок типа С (пункт 3.4.6 НП-053-16).

Комментарий

Конструкция упаковок, содержащих ДМ, должна исключать возникновение критичности (критичность достигается, когда цепная реакция деления становится самоподдерживающейся вследствие баланса между рождающимися нейтронами и теряемыми нейтронами за счет поглощения и утечки из системы). При анализе безопасности следует учитывать параметры, которые влияют на взаимодействие нейтронов. Должен быть организован контроль за массой делящегося вещества в упаковке. Дополнительно следует учитывать следующее:

а) выбор формы системы локализации для упаковочного комплекта влияет на утечку нейтронов вследствие изменения соотношения поверхности и объема. Например, тонкие цилиндры, характеризующиеся большей утечкой по сравнению со сферами и цилиндрами, с соотношением высоты к диаметру, близким к 1;

б) выбор материала упаковочного комплекта влияет на утечку нейтронов за счет обратного отражения;

в) нейтроны, покидающие упаковку, содержащую ДМ, могут войти в другую упаковку с ДМ и произвести акт деления. Взаимодействие нейтронов зависит от размеров упаковок и их пространственного расположения. Взаимодействие между различными упаковками должно быть ограничено;

г) в конструкции упаковки могут использоваться фиксированные нейтронные поглотители;

д) в конструкции упаковки должно быть максимально снижено количество пустот для ограничения количества воды, которая может попасть в упаковку.

В случаях, когда ядерная безопасность зависит от присутствия поглотителей нейтронов, необходимо, чтобы поглотитель был твердым и являлся неотъемлемой частью контейнера. Испытаниями следует подтверждать, что после их выполнения количество и распределение поглотителей нейтронов в элементах упаковочного комплекта изменились так же несущественно, как и аналогичные параметры, принятые при анализе ядерной безопасности. При проверке на соответствие оценкам ядерной безопасности следует учитывать неопределенности методов расчетов.

В зависимости от конструкции упаковки и особых условий, предусматриваемых при перевозке и обращении с упаковками, может возникать необходимость учета при анализе ядерной безопасности других возможных факторов. Например, если результаты испытаний показывают перемещение ДМ или поглотителя в упаковке, при проведении анализа ядерной безопасности следует рассматривать неопределенности, связанные с такими перемещениями. Необходимо учитывать различия между испытанными образцами и реальными упаковками.

Особое внимание при анализе ядерной безопасности следует уделять воде, которая влияет на ядерную безопасность несколькими способами. Когда она смешана с ДМ, результирующее замедление нейтронов может значительно увеличивать размножающие свойства системы. Как отражатель нейтронов, вода так же увеличивает коэффициент размножения нейтронов. Если водный отражатель расположен за пределами системы локализации, он менее эффективен. Также, он менее эффективен, находясь за пределами упаковки. Толстые слои воды (~30 см), плотность которой составляет 1 кг/м³, между упаковками могут снижать нейтронное взаимодействие упаковок до несущественных значений [49, 50].

При проведении анализа ядерной безопасности следует учитывать изменения геометрии упаковки. Следует рассматривать все состояния воды, включая снег, лед и пар, если это может приводить к увеличению К_эфф.

Поглотители нейтронов иногда применяются в упаковках для уменьшения эффекта взаимодействия между упаковками. Потеря эффективности поглотителей нейтронов, например, за счет коррозии и перераспределения может заметно влиять на коэффициент размножения нейтронов.

В сертификатах-разрешениях на конструкцию упаковок, содержащих ДМ, указывается разрешенное содержимое упаковки. Перед каждой перевозкой следует проверять, что делящееся содержимое имеет характеристики, представленные в перечне разрешенного содержимого. Если сменные поглотители нейтронов или другие сменные устройства специально разрешены сертификатом-разрешением, то проверками и (или) испытаниями следует подтвердить присутствие, правильное положение и (или) концентрацию этих поглотителей нейтронов или устройств, обеспечивающих подкритичность. Процедурой подтверждения или испытаниями следует гарантировать, что наличие, правильное положение и (или) концентрация нейтронного поглотителя или контролирующих устройств в пределах упаковки соответствуют принятым в оценке ядерной безопасности.

При установлении запаса подкритичности следует рассматривать возможные изменения расположения упаковочного комплекта или содержимого. При появлении признаков изменения размеров во время испытания на аварийные условия перевозки следует проводить анализ чувствительности коэффициента размножения упаковки к этим изменениям. Потеря ДМ из упаковок должна быть ограничена таким количеством, которое заведомо не может быть критичным с учетом оптимального водного замедлителя и отражателя в виде слоя воды толщиной более 20 см. Следует также учитывать уменьшение расстояний между упаковками, вероятное вследствие возможных повреждений упаковки при перевозке. Допуски на размеры и состав материалов следует учитывать таким образом, чтобы они приводили к увеличению К_эфф.

Комментарий

К_эфф не должен превышать 0,95 с учетом всех погрешностей и неопределенностей, возникающих при проведении расчетов.

Запас подкритичности ΔК_эфф/К_эфф < 0,05 выбран с целью компенсации возможных ошибок при анализе ядерной безопасности.

Для проведения расчетов К_эфф необходимо использовать ПС, прошедшие экспертизу в установленном порядке и удовлетворяющие следующим условиям:

·       параметры анализируемой системы входят в область допустимых параметров согласно паспорту ПС;

·       ПС позволяет моделировать ЯТ (конструкцию ТВС, нуклидный состав топлива, распределение нуклидного состава по ТВС), а также систему хранения и транспортирования ЯТ (стеллажей для хранения ТВС, ТУК и т. д.) с достаточной и известной точностью;

·       ПС включает в себя соответствующие библиотеки оцененных ядерных данных, содержащие информацию о нейтронных сечениях взаимодействия нейтронов с нуклидами;

·       ПС включает в себя библиотеки термализации для замедлителей, которые присутствуют или могут присутствовать в рассматриваемой системе хранения и транспортирования.

Комментарий

При испытаниях должно исключаться уменьшение габаритных размеров упаковки до величин менее 10 см.

Предотвращение проникновения куба с ребром 10 см позволяет обеспечивать достаточную защиту РМ от внешних воздействий.

Комментарий

Выход за пределы температурного диапазона от – 40 до + 38°С может быть приемлемым при условии соответствующего обоснования. Если температура окружающей среды может оказывать влияние на ядерную безопасность упаковки при нормальных и аварийных условиях перевозки, то в сертификате-разрешении следует указать область температур, в которой обеспечивается ядерная безопасность перевозки.

Комментарий

Значение К_эфф при максимальном сближении упаковок как правило увеличивается по сравнению со штатной расстановкой упаковок за счет нейтронного взаимодействия между упаковками.

ПС и (или) методики, используемые при анализе, должны иметь возможность учета изменения расстояния между упаковками, а также возможность моделирования изменения геометрических параметров упаковок при нормальных и аварийных условиях транспортирования.

Комментарий

Из-за существенного влияния, которое может оказывать вода на размножение нейтронов, анализ ядерной безопасности упаковки требует учета присутствия воды во всех полостях упаковки в той степени, которая вызывает максимальное размножение нейтронов. Присутствие воды может быть исключено только для полостей, защищенных специальными устройствами, которые остаются водонепроницаемыми в аварийных условиях перевозки. Следует рассматривать вероятные условия перевозки, которые могут приводить к затоплению полостей упаковок, приводящему к увеличению значения К_эфф.

Размножающие свойства упаковок, содержащих гексафторид урана, крайне сильно зависят от количества водорода в упаковке. В связи с этим следует уделять внимание ограничению возможности проникновения воды в упаковки. Лицам, ответственным за испытание, подготовку, эксплуатацию и перевозку этих упаковок, следует быть осведомленными о данной особенности упаковок и гарантировать, что попадание водородосодержащих веществ в упаковку исключено или их количество минимизировано.

Комментарий

Следует учитывать проникновение замедлителей в упаковку и пространство между упаковками в аварийных условиях перевозки.

Изменение плотности воды приводит к изменению замедляющей и поглощающей способностей, что, в свою очередь, изменяет К_эфф всей рассматриваемой системы. Плотность воды, соответствующая максимальной размножающей способности ДМ, различается в зависимости от геометрической конфигурации системы, а также свойств самих ДМ. В связи с вышесказанным, необходимо проведение анализа всего возможного диапазона изменения плотности замедлителей в упаковке и между упаковками.

При учете распределения воды в упаковке следует учесть возможную разницу уровня между различными элементами упаковки (разноуровневость). Такая ситуация может возникать, например, в упаковках, предназначенных для транспортирования ЯТ, в которых ТВС размещаются в металлических чехлах (трубах). Превышение уровня воды в данных чехлах над уровнем воды между чехлами (трубами), связанное с быстрым заполнением (осушением) упаковки, может привести к увеличению К_эфф системы.

 В качестве замедлителей могут выступать элементы упаковки, например, нейтронная защита упаковок с ОЯТ, в составе которых используются водородсодержащие материалы. Следует учитывать возможное расплавление таких материалов и проникновение их во внутреннее пространство упаковки, если это гарантированно не исключено.

Комментарий

Вода выбрана в качестве наиболее вероятного отражателя, благодаря своему широкому распространению в природе и относительно благоприятным свойствам, увеличивающим К_эфф системы. Добавление отражателя в систему уменьшает утечку нейтронов и, следовательно, увеличивает К_эфф системы. Полный отражатель практически полностью предотвращает утечку нейтронов из системы. Толщина данного отражателя составляет около трех длин диффузии нейтронов в материале отражателя, что для воды составляет приблизительно 10 см. При этом в расчетах консервативно предполагают наличие отражателя из воды толщиной не менее 20 см.

Комментарий

Значения неизвестных или неопределенных параметров следует выбирать так, чтобы они приводили к максимальному значению коэффициента размножения нейтронов при выполнении оценок, описанных в пунктах 2.12.1–2.12.12 НП-053-16. На практике это требование может быть удовлетворено путем учета этих неопределенностей соответствующими допущениями. Важно определять комбинацию параметров, которая приводит к максимальному размножению нейтронов. Таким образом, оценка ядерной безопасности должна включать как определение неизвестных параметров, так и анализ взаимосвязи параметров и их влияния на размножение нейтронов. Диапазон возможных величин (основанный на доступной информации и соответствующий природе вовлеченного материала) следует определять для каждого параметра, и для любой возможной комбинации параметров следует показывать, что коэффициент размножения нейтронов не превышает 0,95.

Комментарий

Нуклидный состав, использованный для анализа ядерной безопасности транспортирования ЯТ, должен быть выбран на основе консервативных оценок. Облучение обычно уменьшает содержание делящихся нуклидов (изотопов урана, тория и плутония), но приводит к образованию трансурановых актинидов, которые могут как делиться под действием нейтронов, так и поглощать их без деления. Кроме того, при облучении в топливе накапливаются продукты деления, как правило, характеризующиеся большим сечением поглощения нейтронов без деления, вне зависимости от того, являются ли эти продукты деления радиоактивными или стабильными. Комбинированное влияние таких изменений на нуклидный состав, как правило, приводит к снижению К_эфф по сравнению со «свежим» ЯТ. Однако К_эфф может увеличиваться при облучении за счет наличия выгорающих поглотителей, если прирост К_эфф из-за выгорания данных поглотителей больше, чем потеря К_эфф за счет изменения изотопного состава топлива. Кроме того, в ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах возможно накопление делящихся изотопов актинидов в количестве, не большем, чем содержалось в исходном ЯТ. При анализе ядерной безопасности следует принимать глубину выгорания топлива, соответствующую максимальному К_эфф, за исключением случаев, когда значение глубины выгорания ОЯТ допускается рассматривать как параметр ядерной безопасности.

Если обосновывать ядерную безопасность в приближении «свежего топлива», не представляется возможным и требуется использовать значение глубины выгорания как параметра ядерной безопасности, необходимо проведение измерений, подтверждающих, что консервативно определенное значение глубины выгорания не меньше, чем значение, принимаемое при обосновании ядерной безопасности. При проведении данных измерений следует учитывать распределение глубины выгорания по высоте.

При обосновании ядерной безопасности транспортирования ЯТ с использованием глубины выгорания в качестве параметра ядерной безопасности следует учитывать изменение в процессе выгорания ЯТ концентраций следующих основных нуклидов: ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu. Другие нуклиды рекомендуется учитывать при обосновании ядерной безопасности только в случае, если их содержание в ОЯТ может быть достоверно определено (с учетом погрешности методов определения), а также выполняются следующие условия:

·       нуклид обладает существенным сечением взаимодействия с нейтронами;

·       нуклид содержится в ОЯТ в значимых количествах;

·       нуклид и его основные соединения являются нелетучими при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

·       нуклид является стабильным, или период его полураспада значительно превышает интервал времени с момента выгрузки ОЯТ из реактора до окончания обращения с ним в анализируемой системе.

В ходе подготовки к проведению расчетов изменения нуклидного состава ЯТ в процессе выгорания при обосновании ядерной безопасности следует провести сбор необходимых исходных данных, включая:

·       среднее за кампанию удельное энерговыделение в ТВС, либо его изменение в течение кампании;

·       геометрические параметры и материальный состав ТВС и активной зоны реактора;

·       температуру и плотность топлива, теплоносителя, замедлителя и отражателя;

·       данные по изменению содержания борной кислоты в теплоносителе в течение кампании;

·       движение и расположение органов регулирования системы управления и защиты реактора, включая движение ТВС в составе органов регулирования (например, для реакторов типа ВВЭР-440), с целью учета возможных эффектов неравномерности глубины выгорания ТВС по высоте;

·       остановы на планово-предупредительный ремонт и перегрузки.

В ходе подготовки к проведению расчетов К_эфф в процессе выгорания при обосновании ядерной безопасности необходимо провести сбор исходных данных, включая:

·       геометрические параметры и материальный состав ОЯТ и конструкционных элементов системы хранения и транспортирования ОЯТ;

·       шаг расположения твэлов, ТВС и упаковок с ними при хранении и транспортировании, а также возможное изменение шага при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

·       возможные изменения распределения (например, изменение уровня воды) и плотности замедлителя при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

·       наличие поглотителей нейтронов (за исключением извлекаемых поглотителей).

При анализе ядерной безопасности с учетом глубины выгорания должно быть продемонстрировано, что состав и распределение радионуклидов обеспечат консервативную оценку К_эфф после учета всех неопределенностей. Консерватизм можно продемонстрировать, игнорируя все или часть актинидов, поглощающих нейтроны, и (или) продуктов деления. Аксиальное распределение радионуклидов в топливной сборке очень важно, так как области с пониженным выгоранием на концах сборки могут вызвать увеличение К_эфф по сравнению со сборкой, для которой предполагается среднее выгорание по всей высоте [51–53].

Для проведения расчетов изменения нуклидного состава ЯТ в процессе выгорания должны использоваться ПС, прошедшие экспертизу в установленном порядке и удовлетворяющие следующим условиям:

·       параметры анализируемой системы входят в область допустимых параметров согласно паспорту ПС;

·       ПС позволяет рассчитывать с необходимой точностью изменение содержания нуклидов, которые будут учитываться при проведении расчетов К_эфф;

·       ПС позволяет учитывать в расчетах условия облучения ЯТ в реакторе и, при необходимости, изменение данных условий в ходе кампании (например, учитывать температуру топлива, теплоносителя и замедлителя, распределение плотности теплоносителя по высоте активной зоны, изменение концентрации выгорающего поглотителя и т. д.);

·       ПС позволяет учитывать или консервативно оценивать неравномерность выгорания топлива по радиусу и высоте ТВС;

·       ПС включает в себя соответствующие библиотеки оцененных ядерных данных, содержащие информацию о нейтронных сечениях взаимодействия нейтронов с нуклидами для рассматриваемого спектра нейтронов в реакторе;

·       ПС включает в себя библиотеки термализации для присутствующих в реакторе замедлителей нейтронов;

·       ПС включает в себя библиотеки, содержащие данные по образованию продуктов деления в процессе выгорания ЯТ для рассматриваемого спектра нейтронов в реакторе;

·       ПС позволяет моделировать ЯТ, а также активную зону реактора с достаточной и известной точностью.

Комментарий

Зачастую в ТВС ядерных реакторов содержатся твэлы, в состав которых входит выгорающий поглотитель (твэги). Наличие твэгов в ТВС допускается учитывать при анализе ядерной безопасности упаковки, предназначенной для транспортирования «свежих» ТВС. Однако при анализе ядерной безопасности транспортирования ОЯТ учет твэгов затруднителен, так как поглотитель, содержавшийся в твэгах, частично или полностью выгорает во время работы в реакторе.

Помимо этого, в ТВС могут содержаться поглощающие элементы (ПЭЛ), снижающие К_эфф. При учете ПЭЛ при анализе ядерной безопасности их сохранность в нормальных и аварийных условиях перевозки должна быть обоснована. Дополнительно необходимо обосновывать эффективность поглощающих свойств ПЭЛ в случае, если ПЭЛ облучались в активной зоне реактора.

Комментарий

Непрерывное присутствие поглотителей в виде растворов или поглотителей, растворимых в воде, не может быть гарантировано, и, следовательно, безопасность при использовании таких поглотителей не обеспечивается.

Комментарий

В случае если при аварии возможен выход ДМ за пределы упаковки, следует анализировать их наиболее консервативную с точки зрения ядерной безопасности конфигурацию. В большинстве случаев наихудшей конфигурацией является сфера из ДМ с оптимальным разбавлением водой, которая окружена полным отражателем.

Комментарий

В нормальных и аварийных условиях перевозки возможно изменение конфигурации ДМ в упаковке. Например, при падениях упаковки, предназначенной для транспортирования ЯТ, возможно смещение твэлов в ТВС, а также ТВС в целом, что может привести к увеличению К_эфф. Следует также учитывать влияние возможной деформации элементов упаковки на величину К_эфф.

В случае если точный материальный состав ДМ не определен, при анализе ядерной безопасности следует предполагать такой материальный состав, который соответствует максимальному значению К_эфф.

Комментарий

ПС, используемые при анализе ядерной безопасности, должны иметь возможность учета температур ЯМ и материалов упаковки.

При изменении температуры ДМ, содержащих резонансный поглотитель, возможно возникновение эффекта Доплера, заключающегося в увеличении К_эфф при понижении температуры за счет изменения величин сечений взаимодействия ДМ. При незначительном содержании резонансного поглотителя в ДМ возможен обратный эффект, заключающийся в увеличении К_эфф при увеличении температуры.

Кроме того, изменение плотности водородсодержащих веществ (в частности, воды), которым сопровождается изменение их температуры, может также приводить к изменению К_эфф.

Комментарий

При использовании для анализа ядерной безопасности аттестованных ПС следует учитывать погрешности данных ПС, указанные в аттестационных паспортах. В случае использования для проведения расчетов аналитических методик погрешность использования данных методик должна быть обоснована.

Комментарий

Для учета допусков при проведении расчетов К_эфф следует изменять значения исходных размеров элементов упаковок на величину допуска таким образом, чтобы это приводило к увеличению К_эфф всей системы в целом. Следует, в частности, учитывать допуски на размеры чехлов для ТВС, размеры нейтронной защиты и других элементов.

Следует также учитывать допуски на нуклидный состав ДМ, а также допуски на содержание поглотителей в поглощающих элементах упаковки.

Комментарий

ПС или методики, используемые при анализе ядерной безопасности транспортирования ДМ, должны позволять учитывать повреждения упаковок, возможные при нормальных и аварийных условиях перевозки. При анализе следует предполагать, что упаковки получили такие повреждения, которые соответствуют наибольшему К_эфф.

Комментарий

Проверку эффективности поглотителей нейтронов следует осуществлять преимущественно перед отправкой упаковки посредством ее сравнения с требованиями, установленными в эксплуатационной документации. В случае если в упаковке предусмотрены гомогенные поглотители нейтронов (например, борированная вода), должен быть предусмотрен контроль концентрации данных поглотителей.

Комментарий

Данный пункт устанавливает процедуру определения ИБК упаковки. Величина N, использованная для определения ИБК, должна быть такой, чтобы партия упаковок, основанная на этой величине, была подкритичной в условиях, определенных как в пунктах 2.12.12.1, 2.12.12.2 и 2.12.12.3, так и в пункте 2.12.5 НП-053-16. Необходимо осуществлять проверку обоих условий для определения ИБК, установленных в данном пункте. Результаты любого из указанных испытаний могут вызывать изменения в упаковочном комплекте или содержимом, которые могли бы повлиять на замедление в системе и (или) на нейтронное взаимодействие между упаковками, вызывая, таким образом, изменение К_эфф.

Следует анализировать всевозможные конфигурации из 5N упаковок, каждая из которых находится в условиях, определенных в пункте 2.12.12.1 б) НП-053-16, и всевозможные конфигурации из 2N упаковок, каждая из которых находится в условиях, определенных в пункте 2.12.12.2 НП-053-16. Если оба условия при выбранном количестве упаковок выполняются, число N может быть использовано для определения ИБК упаковки. Если оценка указывает, что выбранная величина N не дает подкритического значения для партии при всех необходимых условиях, тогда значение N следует уменьшить и повторить оценки.

ИБК для упаковки, транспортного пакета или грузового контейнера следует округлять в большую сторону до первого десятичного знака. Например, если величина N равна 11, тогда 50/N = 4,5454, и это число следует округлять в большую сторону, чтобы получить ИБК = 4,6.

Всем упаковкам, содержащим ДМ (за исключением упаковок, соответствующих требованиям пункта 2.12.2 НП-053-16), предписан соответствующий ИБК, и значение ИБК следует отражать на этикетке, как показано на рис. 5 приложения № 5 к НП-053-16. Перед началом перевозки количество транспортируемых упаковок должно проверяться на соответствие ИБК.

Комментарий

Данное требование введено с целью установления более жестких ограничений к перевозке упаковок, содержащих ДМ, воздушным транспортом, так как последствия аварий на воздушном транспорте могут быть значительно тяжелее последствий аварий при транспортировании другими видами транспорта.

Пункт 2.12.11 а) НП-053-16 требует, чтобы единичная упаковка при отсутствии воды внутри была подкритичной после испытания для упаковки типа C в соответствии с требованиями пункта 3.4.6.1 НП-053-16. Это требование предусмотрено, чтобы предотвращать образование критичной конфигурации, которая может возникнуть из-за возможных геометрических изменений в единичной упаковке. Приняты условия отражения не менее чем 20 см воды (комментарии к пункту 2.12.8.4 НП-053-16). Необходимо, чтобы анализируемые условия были консервативными. Если состояние упаковки после испытаний не может быть продемонстрировано, следует делать предположения о наихудшем расположении упаковки и ее содержимого, принимая во внимание все замедлители и конструктивные элементы упаковочного комплекта. Следует обеспечить, чтобы принятые допущения соответствовали возможным наихудшим вариантам механических и тепловых испытаний, и чтобы все возможные положения упаковки были рассмотрены при проведении анализа.

Следует учитывать эффективность замедлителя, возможность потери нейтронных поглотителей, перегруппировку компонентов упаковки и содержимого, геометрические изменения и температурные эффекты. В случае если работоспособность специальных средств, предотвращающих проникновение воды в упаковку, не подтверждена после испытаний, предусмотренными требованиями пунктов 3.4.6.1 и 3.4.5.3 НП-053-16, при анализе ядерной безопасности следует предполагать, что данные средства не эффективны.

Комментарий

Используемые ПС должны пройти экспертизу в установленном порядке и позволять моделировать состояние упаковок, в котором они находятся после испытаний на удар, штабелирование и глубину разрушения. Допускается использовать упрощающие приближения вместо моделирования реальных повреждений упаковок при условии обоснования их консервативности. При проведении расчетов, моделирующих нормальные условия перевозки, допускается использовать предположение о том, что вода в промежутках между упаковками отсутствует.

Моделирование слоя воды толщиной 20 см обосновано в комментариях к пункту 2.12.8.4 НП-053-16.

Комментарий

Пункт 2.12.12.3 в) НП-053-16 накладывает серьезное ограничение на любой ДМ, для которого возможен выход из упаковки при аварийных условиях. Следует принимать все меры предосторожности для предотвращения выхода ДМ за пределы системы герметизации. Множество возможных конфигураций для ДМ, выходящего из системы герметизации, и возможность последующих химических или физических изменений обуславливают необходимость того, чтобы суммарное количество ДМ, который выходит из партии упаковок, было меньше, чем минимальная критическая масса для данного типа ДМ при оптимальных условиях замедления и отражения в виде 20 см слоя воды при ее плотности равной 1 000 кг/м³. Следует принимать, что из каждой упаковки в партии выходит равное количество материала.

Моделирование слоя воды толщиной 20 см обосновано в комментариях к пункту 2.12.8.4 НП-053-16.

Комментарий

В отличие от условий, которые моделируются для нормальных условий перевозки (пункт 2.12.12.1 НП-053-16), при анализе ядерной безопасности в аварийных условиях перевозки необходимо предполагать, что все промежутки между упаковками заполнены водой. Для упрощения моделирования при анализе допускается рассматривать бесконечный массив упаковок с одинаковой конфигурацией, так как это допущение является консервативным.

При анализе ядерной безопасности в случае выхода ДМ за пределы системы герметизации следует предполагать, что ДМ приняли такую конфигурацию, которая соответствует максимальному значению К_эфф. В большинстве случаев наихудшей конфигурацией является сфера из ДМ с оптимальным разбавлением водой, которая окружена полным отражателем.

Используемые ПС должны пройти экспертизу в установленном порядке и позволять моделировать состояние упаковок, в котором они находятся после испытаний на аварийные условия перевозки. Допускается использовать упрощающие приближения вместо моделирования реальных повреждений упаковок при условии обоснования их консервативности.

Моделирование слоя воды толщиной 20 см обосновано в комментариях к пункту 2.12.8.4 НП-053-16.

Комментарий

Представленные в настоящем пункте формулы показывают зависимость ИБК от массы ДМ в упаковке. Масса, соответствующая максимальным значениям ИБК, полученным по данным формулам, существенно меньше минимальной критической массы.

Формулу, представленную в подпункте а), следует применять в случае, если ДМ предполагается транспортировать в упаковке, не имеющей системы герметизации, либо упаковке, эффективность системы герметизации которой в нормальных условиях не доказана. Максимальная масса ДМ в группе таких упаковок (N) составляет менее 20 % от минимальной критической массы. Таким образом, пятикратное количество данных упаковок (5N) также остается подкритичным при любых условиях перевозки.

Формулу, указанную в подпункте б), следует применять в случае, если в нормальных условиях перевозки не происходит выхода ДМ за пределы системы герметизации. Минимальный габаритный размер упаковки при этом не должен быть меньше 30 см при обычных и нормальных условиях перевозки. Максимальная масса ДМ в группе таких упаковок (N) составляет менее 50 % от минимальной критической массы. Таким образом, двукратное количество данных упаковок (2N) также остается подкритичным при любых условиях перевозки.

Значения Z, представленные в таблице № 3 приложения № 4 к НП-053-16, представляют собой 0,85 от минимальной критической массы для соответствующего обогащения урана.

Формулу, указанную в подпункте в), следует использовать в случае, если в нормальных условиях перевозки не происходит выхода ДМ за пределы системы герметизации. Минимальный габаритный размер упаковки при этом не должен быть меньше 10 см при обычных и нормальных условиях перевозки. Положения данного подпункта могут также применяться к упаковкам, габаритные размеры которых больше 10 см, однако их минимальные габаритные размеры уменьшаются менее чем до 30 см после соответствующих испытаний. Максимальная масса ДМ в группе таких упаковок (N) составляет менее 50 % от минимальной критической массы. Таким образом, двукратное (2N) количество данных упаковок также остается подкритичным при любых условиях перевозки.

Комментарий

Предельная масса плутония в группе упаковок при выполнении требований данного пункта не превысит минимальную критическую массу сферы плутония в воде (6,8 кг). Однако в случае транспортирования более 0,5 кг плутония в упаковке и при использовании указанной в пункте формулы значение ИБК может превысить 50. В этом случае, в соответствии с требованиями пункта 5.3.5 НП-053-16, груз РМ следует транспортировать только на условиях исключительного использования или в специальных условиях.

3.1. Общие положения

Комментарий

Подтверждать соответствие РМ и упаковок требованиям НП-053-16 можно любым из методов, приведенных в подпунктах а)–г), или их сочетанием. Поэтому в тексте НП-053-16 и в настоящих Справочных материалах, если не указано иное, под испытанием понимается любой из указанных методов или их сочетание.

Решение о выборе метода доказательства соответствия РМ или упаковки НП-053-16 рекомендуется принимать на основе таких факторов, как сложность конструкции, наличие необходимого оборудования, возможность создания макетов и расчетных моделей.

При выборе метода испытаний РМ и упаковок рекомендуется выполнять оценки параметров радиационной безопасности. В случае если применение РМ в ходе проведения испытаний представляется нецелесообразным и (или) представляет потенциальную опасность, выполнение требований НП-053-16 целесообразно подтверждать с использованием иных способов/методов (в частности, с использованием имитаторов РМ).

При необходимости проведения проверки непревышения установленных пределов по уровню утечки радиоактивного содержимого рекомендуется предусмотреть специальные средства, предназначенные для демонстрации/контроля степени герметичности.

При создании макетов для проведения испытаний следует предельно точно имитировать заданную конструкцию с использованием методов изготовления, идентичных методам, предназначенным для изготовления конечного продукта. Следует также обеспечить соответствие содержимого макета реальному содержимому по массе, плотности, химическому составу, объему и любым другим важным характеристикам. Необходимо обеспечить соответствующий уровень контроля качества изготовления макета, а также проверку идентичности испытуемого макета и проектируемой упаковки. Если используется имитация радиоактивного содержимого, то следует обеспечить нагрузки (имитацию нагрузок) радиоактивного содержимого на внутреннюю поверхность упаковки и на закрывающие крышки или клапаны. Любые неточности и отличия макета следует документировать перед испытаниями, кроме того, следует проводить оценку влияния выявленных отличий на результаты испытаний.

Число образцов, использованных в испытаниях, рекомендуется выбирать в зависимости от характерных особенностей конструкции, которую необходимо испытать, и от требуемой надежности оценок. Рекомендуется проводить несколько испытаний с целью учета влияния различных значений допусков при изготовлении оборудования, а также вариаций в свойствах материалов. Применение методов расчетного моделирования с целью сокращения числа испытаний должно быть обосновано. При этом допускается использовать только ПС, прошедшие экспертизу в установленном порядке.

Если для оценки поведения упаковки при ударе используются датчики ускорения, следует учитывать частоту среза. Эту частоту следует выбирать в соответствии со структурой (формой и размерами) упаковки. Для упаковки массой 100 тонн с ограничителем удара частота среза будет между 100 и 200 Гц, а для меньших упаковок с массой m тонн значение частоты среза следует умножать на коэффициент (100/m)^1/3. Если упаковка включает в себя элементы, необходимые для обеспечения безопасности при ударах и имеющие резонанс на основной частоте или частоте первой моды колебаний, превышающей упомянутую выше частоту среза, может потребоваться корректировка значения частоты среза, с тем чтобы отсеченная часть сигнала не имела существенного влияния на оценку механического поведения указанных элементов. В этих случаях может потребоваться проведение модального анализа. При использовании расчетных методов оценки необходимо, чтобы методы расчета и моделирования позволяли выполнять оценки таких динамических эффектов.

Подтверждение конструкции может быть выполнено путем проведения испытаний моделей подходящего масштаба, включающих особенности, важные для проводимого исследования. Применение масштабных моделей вместо полномасштабных должно быть обосновано. Следует обосновывать эквивалентность проводимых испытаний, нагрузок на упаковку и другие аспекты. Следует принимать во внимание необходимость корректировки определенных параметров эксперимента, таких как величины нагрузок.

При использовании масштабных моделей следует особое внимание уделять механизмам, влияющим на поглощение энергии. Трение, разрыв, раздавливание, упругость, пластичность могут иметь различные масштабные факторы. Поскольку демонстрация соответствия требует комбинации трех типов испытаний (испытание на проникновение, испытание на удар и тепловое испытание для упаковок типа B(U) и типа В(М)), противоречивые требования к параметрам эксперимента могут приводить к результатам, требующим учета масштабного фактора.

Расчет теплопередачи или определение физических и химических изменений полномасштабной упаковки, основанные на экстраполяции результатов теплового испытания масштабной модели, могут быть невозможными без большого количества других испытаний. Программа моделирования каждого процесса отдельно в широком диапазоне требует всестороннего исследования с помощью теоретической модели. Может быть полезно использование полномасштабных моделей элементов упаковки, если расчет для данного элемента оказывается затруднен. Например, эффективность тепловой защиты или амортизатора может быть легко продемонстрирована путем испытания этого компонента с относительно простым объектом, размещенным под ним.

Отказ от учета части элементов упаковки при проведении испытаний с уменьшенной копией упаковки должен быть обоснован. Например, при испытании на удар исключение боковых ребер охлаждения из масштабной модели может приводить к ее более серьезному повреждению. Такого типа рассмотрение может значительно упростить конструкцию модели и при этом повысить консерватизм анализа.

Необходимо чтобы для модели и полномасштабной упаковки использовались одинаковые материалы, а также схожие технологии конструирования и изготовления. Следует использовать методы конструирования и изготовления, которые будут воспроизводить механическое поведение конструкции полномасштабной упаковки, учитывая такие процессы, как обработка на металлорежущих станках, сварка, тепловая обработка, а также методы крепления. Характеристики зависимости деформации от напряжения для конструкционных материалов не должны зависеть от скорости деформации в такой степени, при которой результаты испытаний на модели становятся непригодными. Это необходимо учитывать ввиду того, что скорости деформаций в модели могут быть выше, чем в полномасштабной упаковке.

Следует уделять значительное внимание выбору коэффициента масштабирования в связи с его существенным влиянием на вносимую ошибку.

Под коэффициентом масштабирования (М) понимается отношение размера модели к размеру прототипа. С целью минимизации влияния деформации на механические свойства материалов коэффициент М должен быть не менее чем 1 : 4.

При масштабных испытаниях на падение следует придерживаться представленных ниже зависимостей величин от М, которые верны для случаев, когда сохраняется высота падения:

Ускорение: a_модель = (a_{оригинал})/М;

Сила: F_модель = (F_{оригинал})М²;

Напряжение: s_модель = s_{оригинал;}

Деформация: e_модель = e_{оригинал.}

При обосновании достоверности масштабных испытаний следует:

·       определять коэффициент масштабирования;

·       обосновывать, что сконструированная модель достаточно точно воспроизводит детали упаковки или части упаковочного комплекта, которые должны быть испытаны;

·       учитывать детали и элементы, не воспроизведенные в модели;

·       обосновывать исключения деталей или элементов из модели.

При оценке результатов испытаний масштабных моделей следует анализировать повреждение не только самой упаковки, но в некоторых случаях и повреждение содержимого упаковки. В частности, повреждение содержимого упаковки следует рассматривать, когда оно приводит к:

·       потенциальному увеличению скорости выхода радиоактивного содержимого;

·       ухудшению параметров, влияющих на ядерную безопасность;

·       снижению эффективности радиационной защиты;

·       ухудшению теплового режима.

При использовании результатов предыдущих удовлетворительных испытаний, по характеру близких к требуемым, следует анализировать все сходства и отличия между этими испытаниями и испытуемыми упаковками. Следует пересмотреть результаты испытаний в случае, если влияние выявленных различий значимо.

При проведении расчетного обоснования следует придерживаться консервативного подхода. Используемые для расчетов программы должны пройти экспертизу в установленном порядке и позволять рассчитывать требуемые параметры в необходимом диапазоне значений. При выполнении расчетного обоснования радиационной безопасности необходимо учитывать:

а) используемые характеристики источника ионизирующего излучения (интенсивность излучения, энергетическое распределение, пространственное распределение) должны быть выбраны таким образом, чтобы они приводили к наибольшей возможной мощности дозы. Так, например, при обосновании радиационной безопасности ТУК, предназначенных для перевозок ОЯТ, необходимо предполагать, что все загруженное ОЯТ обладает наименьшим допустимым временем выдержки, что приводит к наибольшим значениям мощности дозы излучения. Кроме того, необходимо учитывать зависимость характеристик источника ионизирующего излучения от начального содержания делящихся нуклидов в ЯТ. Также необходимо учитывать ионизирующее излучение, обусловленное активацией конструкционных элементов ЯТ, которое может быть определяющим в ряде случаев;

б) расчетные модели должны учитывать возможные ухудшения свойств радиационной защиты в результате изменения ее параметров, например, уменьшения плотности защитного материала или его размеров в пределах технологических допусков. Кроме того, при расчетах должны быть ​учтены особенности конструкционных элементов упаковки, которые могут приводить к ухудшению радиационной обстановки, в частности, соединительные элементы (болты, цапфы), элементы системы герметизации и др.;

в) погрешности и неопределенности исходных данных необходимо учитывать таким образом, чтобы они приводили к увеличению рассчитываемой мощности дозы излучения;

г) при переходе от плотности потока к мощности дозы излучения должны использоваться корректные величины коэффициентов перевода, которые выбираются в зависимости от геометрии облучения (изотропная, передне-задняя) в соответствии с нормативными документами. 

 Расчетное обоснование радиационной безопасности дополнительно рекомендуется подтверждать экспериментальным обоснованием с использованием головного образца упаковки. При проведении подобного эксперимента необходимо использовать источник ионизирующего излучения, характеристики которого с достаточной степенью точности имитируют реальное радиоактивное содержимое, которое планируется перевозить в упаковке. Кроме того, необходимо использовать детектирующие устройства, которые позволяют проводить измерения соответствующего вида ионизирующего излучения в определенном энергетическом диапазоне и с определенной интенсивностью. Результаты проведенных измерений должны учитывать погрешности вышеуказанных устройств.

Комментарий

Под действующей нормативной документацией понимаются федеральные нормы и правила, документы по стандартизации и прочая нормативно-техническая документация, применяемая при подтверждении соответствия РМ, упаковочных комплектов и упаковок требованиям раздела 2 НП-053-16, которые не охватываются испытаниями, приведенными в настоящем разделе.

Рекомендуется чтобы любые методы оценок состояния упаковок после испытаний включали в зависимости от типа упаковки следующее:

·       визуальное обследование;

·       определение величины деформации конструкционных элементов;

·       измерение зазоров уплотнений для всех закрывающих устройств;

·       проверку утечки через уплотнения;

·       разрушающие и неразрушающие методы анализа.

При оценке повреждений упаковки после испытания на падение следует также оценивать все повреждения от вторичных ударов. Вторичные удары включают в себя все дополнительные ударные взаимодействия упаковки, следующие за начальным ударом. Вторичные удары также требуется учитывать при моделировании испытаний с использованием ПС.

Положение упаковки, которое приведет к максимальному повреждению, следует определять с учетом как первичного, так и вторичных ударов. Эффект вторичных ударов часто более значителен для длинных упаковок жесткой конструкции, включая упаковки с отношением размеров (длина к диаметру) более пяти. Возникновение данных ударов необходимо учитывать также при испытаниях больших упаковок.

Комментарий

Объем и порядок испытаний при эксплуатации могут быть определены как в отдельных программах, так и входить в программы обеспечения качества. Испытания по прямому назначению должны включать в себя проверку возможности загрузки-выгрузки ОЯТ на объектах, на которых планируется проводить эти операции, с определением фактических параметров упаковки.

Комментарий

Мишень, описанная в пункте 3.1.4 НП-053-16, представляет собой практически абсолютно жесткую, недеформируемую поверхность по отношению к испытуемым упаковкам. В подавляющем большинстве случаев для реальных конструкций упаковок их деформации при ударе о такую поверхность будут больше, чем при ударе с той же скоростью о реальные поверхности (асфальт, бетон, скальная порода, песок и др.) при транспортных авариях.

Мишень для испытаний на падение определена как практически недеформируемая поверхность, предназначенная для того, чтобы вызвать повреждения упаковки, которые были бы эквивалентными или большими, чем ожидаемые от ударов о реальные поверхности или конструкции, которые могут происходить при перевозке. Данная мишень служит также средством, обеспечивающим возможности сравнивать результаты испытаний и аналитических методов, и в случае необходимости воспроизводить испытания. Так называемые естественные мишени, такие как грунт, мягкие скальные породы и некоторые бетонные конструкции имеют меньшую жесткость и могут вызывать меньшие повреждения упаковки при заданной скорости удара [54].

Один из примеров недеформируемой мишени, соответствующей нормативным требованиям, — стальная плита толщиной 4 см, установленная на бетонном блоке, укрепленном на жестком грунте или на скальной породе. Рекомендуется чтобы суммарная масса стали и бетона была больше, чем масса образца, по крайней мере в 10 раз для испытаний, указанных в пунктах 3.3.4, 3.4.2.4, 3.4.3.1 (a), 3.4.4.2 и 3.4.6.2 НП-053-16, и в 100 раз для испытаний, указанных в пункте 3.4.6.4 НП-053-16, если не могут быть обоснованы другие значения. Следует оборудовать стальную плиту выступающими стальными конструкциями на нижней поверхности для того, чтобы обеспечивать плотный контакт с бетоном. Если испытываемые упаковки имеют твердое покрытие, следует предусматривать нужную прочность стали. Для того чтобы минимизировать изгиб, бетон должен быть достаточно толстым и соразмерным испытуемому образцу. Другие варианты мишеней описаны в [55, 56]. Рекомендуется чтобы форма мишени была близка к кубической.

Использование при испытаниях абсолютно жесткой мишени позволяет обеспечивать повторяемость результатов, возможность моделирования и облегчает сравнение результатов с расчетными данными.

3.2. Испытания радиоактивного материала НУА-III

Комментарий

Материалы с НУА представляются относительно безопасными с точки зрения радиационного воздействия. Единственным испытанием, предусмотренным НП-053-16 для данных РМ, является испытание на погружение в воду на неделю. Для данных материалов необходимо показать, что активность воды после проведения вышеуказанного испытания не превышает значения 0,1 A₂ для данного РМ.

3.3. Испытания радиоактивного материала особого вида и радиоактивного материала с низкой способностью к рассеянию

Комментарий

Испытания РМОВ имитируют возможные воздействия на этот материал при транспортных авариях в случае его выпадения из упаковки при разрушении.

Для испытаний РМОВ и материалов РМНР в НП-053-16 предусмотрено четыре вида испытаний (на столкновение, на удар, на изгиб и тепловое испытание), предназначенных для имитации механических и тепловых воздействий, которым РМ могут подвергнуться в случае выхода из упаковочного комплекта.

Комментарий

При испытаниях РМОВ в виде капсулы содержимое капсулы может быть заменено другим материалом с такими же механическими свойствами. Содержимое капсулы также может быть заменено другим, менее опасным РМ, имеющим схожие физические, химические и механические свойства. По возможности следует использовать короткоживущие изотопы химического элемента, из которого состоит РМ. По завершению испытаний РМ его утечка может быть оценена выщелачиванием.

Комментарий

По завершению испытаний утечка из образца может быть оценена выщелачиванием. При этом данный материал должен быть растворим в веществе, используемом для выщелачивания, а капсула, наоборот, должна быть устойчива к данному веществу. По возможности следует использовать короткоживущие изотопы химического элемента, из которого состоит РМ. При проведении оценки утечки посредством выщелачивания следует учитывать эффекты, связанные с отличием физических свойств используемого материала от свойств РМ, которое реально планируется транспортировать. Данные эффекты зависят от максимальной активности, которая содержится в капсуле, а также от физической формы содержимого капсулы, включая отличие растворимости содержимого по сравнению с РМ, предполагаемым к транспортированию.

Комментарий

При проведении данного испытания образец должен падать таким образом, чтобы получить максимальные повреждения.

Комментарий

Для получения максимального повреждения следует уделять особое внимание условиям испытания на удар. Свинцовая пластина не должна терять свою твердость или перегреваться в результате воздействий повышенного тепловыделения от испытуемого образца.

Комментарий

Данное испытание нецелесообразно для РМОВ длиной менее 10 см. В качестве стальной болванки в данном испытании может использоваться, например, молот. После проведения данного испытания следует провести проверку материала посредством испытания на выщелачивание в соответствии с требованиями пунктов 3.3.9 и 3.3.10 НП-053-16.

Комментарий

Цель теплового испытания — демонстрация устойчивости РМОВ к высоким температурам. Для проведения теплового испытания можно использовать электропечь, позволяющую осуществлять нагрев до температуры не менее 800°С.

Комментарий

Предполагается что испытания, указанные в пунктах 3.3.4, 3.3.5, 3.3.7 НП-053-16, могут быть заменены другими аналогичными испытаниями. В качестве достаточной альтернативы возможны испытания, рекомендуемые Международной организацией по стандартизации.

Испытание, альтернативное предложенному в пункте 3.3.8 а) НП-053-16, является испытанием на удар класса 4 в соответствии со стандартом ГОСТ Р 52241-2004 (ИСО 2919:1999) [57] для образцов с массой менее 200 г и состоит в следующем: молот массой 2 кг, с плоской ударной поверхностью, имеющей диаметр 25 мм со скругленной кромкой радиусом 3 мм, падает на образец с высоты 1 м; образец размещается на стальной наковальне, которая имеет массу не менее 20 кг. Требуется, чтобы наковальня была жестко закреплена и имела достаточно большую плоскую поверхность, чтобы вместить весь образец. Это испытание может быть проведено как вместо испытания на столкновение (пункт 3.3.4 НП-053-16), так и вместо испытания на удар (пункт 3.3.5 НП-053-16).

Испытание, альтернативное предложенному в пункте 3.3.8 6) НП-053-16, является тепловым испытанием класса 6 в соответствии со стандартом ГОСТ Р 52241-2004 (ИСО 2919:1999) [57] и состоит в следующем: образец подвергается воздействию температуры -40°С в течение 20 мин и нагревается за период времени, не превышающий 70 мин, от температуры окружающей среды до 800°С; после этого образец выдерживается в течение 1 ч при температуре 800°С, за которым следует тепловой удар при погружении в воду, температура которой 20°С.

Комментарий

Под выщелачиваемым материалом понимается РМОВ, активность которого в 100 мл воды при 50°С, в течение 4 ч составляет 0,01% от его общей активности в соответствии с пунктом 5.1.1 ГОСТ Р 51919-2002 (ИСО 9978-92) [31].

Под невыщелачиваемым материалом понимается РМОВ, активность которого в 100 мл воды при 50°С, в течение 4 ч составляет менее чем 0,01 % от его общей активности в соответствии с пунктом 5.1.1 ГОСТ Р 51919-2002 (ИСО 9978-92) [31].

Комментарий

Для образцов, содержащих либо имитирующих содержание РМ в закрытой капсуле, следует проводить испытание на выщелачивание, либо использовать один из методов оценки объемной утечки, определенных в соответствии со стандартом ГОСТ Р 51919-2002 (ИСО 9978-92) [31]. Оценка на выщелачивание аналогична методу, применяемому к нерассеиваемым РМОВ (пункт 3.3.9 НП-053-16), за исключением того, что образец не помещается первоначально в воду на семь дней. Другие этапы остаются неизменными.

Альтернативный метод оценки объемной утечки может состоять из испытаний, описанных в стандарте ГОСТ Р 51919-2002 (ИСО 9978-92) [31].

Комментарий

Условием освобождения РМНР от требований к упаковкам типа С (пункты 3.4.6.3 и 3.4.6.4 НП-053-16) является соблюдение критериев работоспособности при ударах и огнестойкости, предъявляемых к упаковкам типа С, без рассеивания значительного количества РМ.

При отнесении РМ к классу РМНР необходимо путем испытаний подтвердить, что данный РМ обладает определенными свойствами. Должно быть показано, что выполнен критерий работоспособности, указанный в пункте 2.3.1 НП-053-16 после испытаний. Требуется проведение трех испытаний: испытание на столкновение со скоростью 90 м/с о жесткую мишень, усиленное тепловое испытание и испытание на выщелачивание. Испытание на столкновение и тепловое испытание могут проводится для разных образцов. Для испытания на выщелачивание материал должен обладать свойствами, характерными для данного материала либо после испытания на столкновение, либо после теплового испытания. Испытания, проводимые для демонстрации необходимых для РМНР свойств, не требуется проводить с полным содержимым упаковки, если результаты, полученные с представительной долей содержимого, могут быть надежным образом экстраполированы на полное содержимое упаковки, например, в случае, если содержимое упаковки представляет собой несколько идентичных составляющих, и при этом обосновано, что умножение выхода, установленного для одной составляющей, на общее число компонентов в упаковке даст верхний предел оценки выхода для целого содержимого упаковки. Для больших предметов также можно проводить испытания с их представительной частью или с уменьшенной моделью, если обосновано, что результаты испытаний, полученные таким путем, могут быть экстраполированы на поведение всего содержимого упаковки.

Для испытаний на столкновение при скорости 90 м/с должно быть продемонстрировано, что удар всего содержимого упаковки, не защищенного упаковкой, о жесткую мишень со скоростью 90 м/с не приводит к выходу летучих РМ в газообразной форме или в форме частиц с АД до 100 мкм в количестве большем, чем 100 А₂. АД аэрозольных частиц РМ определяется как диаметр сферы аэрозольных частиц из материала плотностью 1 г/см³, которые имеют те же характеристики осаждения в воздухе. Он может определяться с помощью оптических счетчиков частиц, центробежных сепараторов (циклонов) и других устройств. Могут использоваться различные процедуры проведения экспериментов. Один из возможных подходов – удар горизонтально летящего образца о вертикальную стену, имитирующую абсолютно жесткую мишень. Все частицы с АД менее 100 мкм переносятся воздухом. С помощью установленной измерительной техники для аэрозолей может быть проведен анализ их размера. Воздушный поток с восходящей скоростью около 30 см/с может служить в качестве сепаратора, в котором частицы с АД менее 100 мкм будут оставаться в потоке, в то время как более крупные частицы будут удаляться из потока, поскольку скорость их осаждения превышает 30 см/с.

3.4. Испытания транспортных упаковочных комплектов и упаковок

Комментарий

Данные требования введены с целью заблаговременной проверки реального состояния образца до проведения испытаний. При невыполнении данных требований вероятно возникновение трудностей с определением достоверности результатов испытаний (проверки того, действительно ли дефект получен в процессе испытания).

Комментарий

Необходимо учитывать, что при испытаниях, целью которых является определение выхода активности, оцениваются только характеристики системы герметизации, а не всей упаковки в целом.

При проведении испытаний упаковочных комплектов необходимо достоверно определить методы сборки упаковки и системы герметизации с целью учета влияния данных методов на проектные характеристики.

Комментарий

Данное требование позволяет подтвердить соответствие упаковки требованиям НП-053-16 после каждого из испытаний. При этом в случае, если после каждого из последующих испытаний эксплуатационные характеристики упаковки только ухудшаются, проверка соблюдения требований НП-053-16 может проводиться после всей совокупности испытаний при наличии письменного согласия ГКО. Однако необходимо учитывать, что при последующих испытаниях ряд характеристик упаковки может улучшиться (например, может уменьшаться утечка радиоактивного содержимого).

Определение эксплуатационных характеристик может проводиться посредством технического освидетельствования, а также вспомогательных испытаний (например, испытаний на герметичность). Необходимо также проводить визуальное обследование испытуемого образца.

При оценке характеристик образца необходимо удостовериться в том, что система герметизации и система радиационной защиты сохранили свою целостность, а перераспределение ДМ в упаковке (при его наличии) не может привести к возникновению СЦР.

Проверка утечки радиоактивного содержимого может проводиться посредством взятия мазков с поверхностей образца, а целостность радиационной защиты – применением радиоактивных изотопов и источников ионизирующего излучения, помещаемых внутрь упаковки.

После проверки внешней целостности упаковку следует разобрать для проверки внутреннего состояния, включающей оценку:

·       целостности капсул, контейнеров и других элементов;

·       стабильности геометрических объемов, в которых содержатся ДМ;

·       распределения поглощающего материала;

·       целостности радиационной защиты;

·       функционирования механических частей.

Целостность системы герметизации можно оценивать, например, посредством объемного выхода газов из упаковки. В случае испытания полноразмерной системы возможно проведение прямых измерений утечки из упаковки. Использование различных методов для конкретной системы герметизации должно быть обосновано.

Методы, которые могут быть использованы при проведении оценки, изложены в стандарте ISO 12807 [45].

Этот стандарт основан на следующих допущениях:

·       РМ могут выйти из упаковки в форме жидкости, газа, твердого тела, жидкости с частицами твердого тела (суспензии) или твердых частиц в газе (аэрозолей) или в любой комбинации таких форм;

·       радиоактивный выход или утечка может произойти одним из следующих путей: вязкое течение, молекулярное течение и молекулярная диффузия;

·       скорость выхода радиоактивного содержимого измеряется непрямым методом испытания на эквивалентную газовую утечку, где она измеряется в единицах скоростей потока газа (нерадиоактивного);

·       скорости могут быть выражены математически через диаметр единичного прямого капилляра, который в большинстве случаев считается консервативным представлением утечки или утечек.

Основными шагами, предусмотренными стандартом [45] для определения утечки как для нормальных, так и для аварийных условий перевозки, являются следующие:

·       определение допустимой скорости выхода радиоактивности;

·       определение стандартизированной скорости утечки;

·       определение допустимой скорости утечки в испытаниях для каждой стадии проверки;

·       выбор подходящих методов испытаний;

·       выполнение испытаний и запись результатов.

При проведении испытаний с образцами уменьшенных размеров необходимо определять целесообразность прямых измерений утечки радиоактивного содержимого, которые могут быть нецелесообразны в связи с наличием эффектов масштабирования. В таких случаях рекомендуется проводить детальные метрологические исследования, направленные на определение деформаций и растяжений различных элементов упаковки, которые влияют на работоспособность системы герметизации, а также оценивать влияние данных явлений на работоспособность системы герметизации.

При проведении оценки эксплуатационных характеристик упаковки после проведения испытаний необходимо исключить влияние различных факторов, не связанных непосредственно с проведением испытаний, на данные характеристики (например, случайные падения упаковки).

Для оценки целостности радиационной защиты можно использовать источник ионизирующего излучения, помещенный внутрь упаковки, параметры которого аналогичны или близки к параметрам реального радиоактивного содержимого. Далее всю поверхность образца следует исследовать с целью определения потерь защиты и проводить замеры уровней излучения.

Кроме того, при оценке параметров радиационной защиты следует определять размеры компонентов радиационной защиты и их положение в упаковке для подтверждения того, что данные компоненты при испытаниях не подверглись деформациям и не переместились.

При проведении испытаний необходимо также подтверждать корректность анализа ядерной безопасности в различных условиях перевозки в части принятых допущений по расположению ДМ внутри упаковки сравнением их с реальным расположением данных материалов (их имитаторов) после проведения испытаний.

При испытании образцов, содержащих имитаторы радиоактивного содержимого, необходимо учитывать различие в механических свойствах имитатора и реального содержимого, а также оценивать влияние данных различий на результаты испытаний. Аналогичную оценку следует проводить при использовании в конструкции образцов элементов, имитирующих реальные элементы упаковки.

Комментарий

Цель испытаний, имитирующих нормальные условия перевозки, заключается в моделировании воздействий на упаковки в результате некорректного обращения с ними при перевозке, воздействия повышенной влажности, попадания под дождь, нагрузок при складировании упаковок в транспортном средстве и при маневрировании транспортных средств, то есть воздействий не обязательно присутствующих, но довольно часто имеющих место при любой перевозке.

При нормальных условиях перевозки упаковка может подвергаться как динамическим, так и статическим нагрузкам. Первый вид воздействия может включать ограниченные удары, повторяющиеся толчки и (или) вибрацию, второй — сжатие и растяжение.

Упаковка также может подвергаться воздействиям ударов при свободном падении при обычных условиях перевозки. Грубое обращение, в частности, перекатывание цилиндрических упаковок и кантование прямоугольных упаковок также могут являться причиной механических воздействий.

При перевозке наземным транспортом возможна тряска. Все виды транспорта создают вибрационные нагрузки, которые могут вызывать усталость металла и (или) ослаблять крепежные элементы. Штабелирование упаковок для перевозки и нагрузки в результате быстрого изменения скорости в ходе перевозки могут подвергать упаковки значительному сжатию. Увеличение и снижение окружающего давления вследствие изменения высоты над уровнем моря также могут вызывать напряжения в упаковке.

Маловероятно чтобы одна упаковка столкнулась со всеми вариантами грубого обращения или небольшими происшествиями, которые моделируются посредством испытаний, указанных в пункте 3.4.2.1 НП-053-16. Таким образом, для испытаний, указанных в данном пункте, можно использовать как один и тот же образец, так и по одному образцу для каждого испытания.

Климатические условия окружающей среды, в которых может находиться упаковка, включают изменения влажности, окружающей температуры и давления, а также нагрев в результате солнечной инсоляции и изменения погодных условий.

Относительно низкая влажность, особенно, когда она проявляется в совокупности с высокой температурой, вызывает структурные изменения в материалах упаковки, такие как высыхание, усадка, растрескивание и охрупчивание. Прямое солнечное облучение упаковки может приводить к повышению температуры поверхности упаковки по сравнению с температурой окружающей среды. Холод отверждает и охрупчивает определенные материалы, особенно используемые в качестве соединений или амортизаторов. Изменения температуры и давления могут вызывать постепенное возрастание влажности внутри некоторых частей упаковочного комплекта, и, если температура падает достаточно низко, это может приводить к конденсации воды.

Комментарий

Если обрызгивание водой осуществляется с четырех сторон одновременно, следует предусматривать приблизительно двухчасовой перерыв между испытанием на обрызгивание водой и последующими испытаниями. Данный интервал соответствует времени, которое необходимо, чтобы вода постепенно впиталась. Если упаковка подвергается последующему испытанию на свободное падение, укладку штабелем или на глубину разрушения после этого перерыва, это приводит к максимальному повреждению. Однако если обрызгивание водой осуществлялось по четырем направлениям последовательно, впитывание воды по каждому направлению и высыхание воды снаружи будут происходить с изменяющейся интенсивностью в течение 2 ч. Соответственно в этом случае не следует предусматривать интервал между завершением испытания на обрызгивание водой и последующими испытаниями.

Комментарий

Ниже описан примерный порядок проведения испытания на обрызгивание водой.

Образец помещается на плоскую горизонтальную поверхность в положение, в котором наиболее вероятно максимальное проникновение воды внутрь упаковки. Равномерно распределенная струя воды направляется на поверхность упаковки в течение 15 мин с каждого из четырех направлений под прямыми углами, при этом смену направления обрызгивания следует выполнять так быстро, как это возможно. Может потребоваться испытание более чем в одном положении упаковки.

При проведении испытания рекомендуется учитывать следующие дополнительные условия:

·       угол при вершине конуса расширения струи должен быть достаточен для охвата всего образца;

·       расстояние от места испускания воды до ближайшей точки образца должно составлять не менее 3 м;

·       расход воды должен быть эквивалентен дождю с интенсивностью 5 см/ч, усредненной по площади воздействия на образец;

·       скорость подачи воды должна быть одинакова в течение испытания.

·       Для обеспечения максимальной поверхности смачивания струя воды должна быть наклонена под углом 45° к горизонтали образца:

·       для прямоугольных образцов струя может быть направлена на каждый из четырех углов;

·       для цилиндрических образцов струя может быть направлена с каждого из четырех направлений с интервалом 90°.

Для учета воздействия воды, скапливающейся у основания упаковки, следует размещать упаковку прижатой к поверхности.

Комментарий

Испытание на свободное падение имитирует воздействия, которым может подвергаться упаковка при падении с платформы, кузова автомобиля или при неаккуратном обращении. После таких инцидентов состояние упаковки не должно влиять на условия ее дальнейшей перевозки.

Для тяжелых упаковок высота падения при испытании уменьшается, так как вероятность их падения при перевозке с больших высот меньше, чем для малых упаковок. Например, при падении большегрузной упаковки (несколько десятков тонн) с высоты 1 м вопрос о дальнейшей ее перевозке может решаться только после тщательного обследования состояния упаковки. Такое падение можно относить к испытаниям не на нормальные, а на аварийные условия.

Любые испытания на свободное падение следует проводить с содержимым упаковки, имитирующим максимальную массу. Может потребоваться более одного испытания на свободное падение для оценки всех возможных вариантов падения. Может возникать необходимость испытания специфических устройств упаковки, таких как петли и замки, для гарантии сохранения системы герметизации, защиты и обеспечения безопасности после падения.

При испытаниях следует подтвердить работоспособность элементов конструкции, материалов и механизмов, предусмотренных в конструкции, для предотвращения потери или распространения РВ, или потери защитных материалов (то есть системы герметизации в целом, клапанов, крышек и уплотнений). Для упаковок, содержащих ДМ, необходимо подтвердить также работоспособность фиксирующих устройств для ДМ и поглотителей нейтронов.

Максимальное повреждение подразумевает максимальное нарушение целостности упаковки. Для большинства упаковок с целью нанесения максимального повреждения образец следует подвергать свободному падению в одном или более положениях таким образом, чтобы ускорение и (или) деформация рассматриваемых элементов были максимальны. Большинство контейнеров имеют некоторую асимметрию, определяющую различное сопротивление удару. В любом исследовании следует корректно учитывать конструкционные элементы, обеспечивающие возможное поглощение кинетической энергии.

Следует предусматривать средства для удержания упаковки в требуемом для удара положении. Для данных целей можно использовать спусковой механизм, подвешенный за находящуюся на определенной высоте конструкцию, а также кран или башню, сконструированные специально для испытаний на свободное падение. Конструкция специализированной установки для испытаний на падение должна иметь четыре главных элемента: опору, спусковое устройство, направляющее устройство (не используется при прямых падениях) и мишень, параметры которой определены в пункте 3.1.4 НП-053-16. В тех случаях, когда упаковка оборудована ограничителями удара (демпфирующими устройствами), высоту падения следует отсчитывать от нижней точки ограничителя. Спусковой механизм для испытаний на свободное падение должен позволять легко закреплять и мгновенно отпускать образец, но он не должен нежелательным образом влиять на положение образца и не должен наносить образцу дополнительные механические повреждения. Ряд примеров испытательных стендов описан в IAEA-TECDOC-295 [58].

Если в нормальных условиях перевозки невозможно падение упаковки в определенных положениях, данные положения могут не рассматриваться при испытаниях на свободное падение. Исключение данных положений упаковки из испытаний должно быть обосновано.

Комментарий

Испытания на укладку штабелем предусмотрены для имитации эффекта давления на упаковку в течение длительного периода времени, для подтверждения того, что эффективность защиты и системы герметизации не будет снижена, а также не возникнет неблагоприятной конфигурации упаковок в случае перевозок ДМ. Продолжительность этого испытания выбрана в соответствии с Рекомендациями ООН [33].

Следует учитывать, что укладка штабелем возможна для любой упаковки, у которой верхняя поверхность, то есть сторона, противоположная той, на которой она обычно стоит, является плоской. Следует также учитывать возможность использования дополнительных подставок и опор или рамы для упаковок с искривленной поверхностью с целью укладки их штабелем.

При проведении испытания образец следует размещать нижним основанием на плоской поверхности (бетонный пол или стальная плита). При необходимости с целью равномерного распределения нагрузки на верхней поверхности образца следует размещать плоскую плиту, имеющую достаточную площадь для покрытия этой поверхности. Массу плиты следует включать в суммарную массу, используемую в испытании. Наиболее простой метод состоит в построении штабеля из ряда упаковок на верхней поверхности испытываемого образца. На упаковку также могут помещаться материалы, масса которых превышает массу упаковки на величину, соответствующую максимальному количеству упаковок в штабеле.

Комментарий

Испытание на глубину разрушения предназначено для подтверждения того, что содержимое упаковки не выйдет из системы герметизации или что радиационная защита или система герметизации не будут повреждены в случае, если тонкий объект (например, часть стальной трубы) проникнет через внешний слой упаковочного комплекта.

Комментарий

Данные дополнительные требования для упаковок типа А, предназначенных для перевозки жидкостей или газов, обусловлены тем, что жидкие и газообразные вещества обладают более высокой способностью к утечке, чем твердые материалы. Испытания не требуют предварительного обрызгивания водой.

Комментарий

Испытания для проверки способности упаковки выдерживать аварийные условия перевозки направлены на выполнение следующих двух основных задач:

·       имитация воздействий на упаковку, которые будут не меньше, чем она может испытать при серьезных транспортных авариях;

·       обеспечение универсальности испытаний для различных конструкций упаковок, аварийных условий на различных видах транспорта, обеспечение воспроизводимости результатов испытаний и их математического моделирования.

Последовательность испытаний для каждой упаковки (механические воздействия с последующим тепловым воздействием) соответствует сценариям наиболее серьезных аварий. Следует однако отметить, что вероятность данных аварий достаточно невысока. Например, на железных дорогах 90 % всех пожаров сопровождаются механическими воздействиями, а при столкновениях и других воздействиях пожары имеют место только в 1 – 3 % таких аварий.

Испытание на погружение в воду может проводиться на упаковках, которые не были подвергнуты механическому и тепловому воздействию, поскольку вероятность аварии с погружением на глубину после серьезного механического и теплового воздействия мала.

Комментарий

Испытания на механическое повреждение имитируют возможные аварийные механические воздействия (падение упаковки, раздавливание, пробивание поверхности упаковки). Большинство упаковок должны испытываться на падение. При этом легкие упаковки с малой плотностью и большой активностью РМ не должны подвергаться испытанию на падение, так как для них раздавливание и пробивание поверхности являются более жесткими воздействиями, чем падение.

Падение упаковки с высоты 9 м в наиболее уязвимом положении на недеформируемую мишень обеспечивает максимальное поглощение кинетической энергии в структурах упаковки. В реальных условиях аварии поверхность падения является деформируемой, за счет чего часть энергии поглощается в этой поверхности. В случае использования деформированной поверхности в качестве мишени для проведения испытания следует обеспечить более высокую скорость удара. Принятое значение скорости должно быть обосновано.

Испытание на падение на сплошной штырь круглого сечения предназначено для демонстрации устойчивости упаковки к пробивающим нагрузкам. Такие нагрузки могут приводить к повреждению системы герметизации упаковок или потере тепловой защиты. Особо чувствительными к пробивающим нагрузкам являются тонкостенные упаковки, однако необходимо также учитывать, что в конструкции упаковок с достаточно толстыми внешними стенками могут иметься слабые места (например, крышки или клапаны).

Динамические раздавливающие нагрузки в ряде случаев могут вызывать более серьезные повреждения, чем падения с высоты 9 м (например, в случае упаковок малой массы). Кроме того, вероятность динамических раздавливающих нагрузок при авариях на наземном транспорте может быть выше, чем вероятность возникновения ударных нагрузок вследствие того, что упаковки зачастую перевозятся в больших количествах или вместе с другими грузами, что с большой вероятностью приведет к раздавливающим нагрузкам. Помимо этого, ошибки при обращении и складировании также могут приводить к значительным нагрузкам.

Требованиями НП-053-16 предусмотрена необходимость обеспечения таких положений упаковки при испытаниях на падение или динамическое раздавливание, которые соответствуют максимальному повреждению при последующем тепловом испытании. При оценке максимального повреждения следует определять способность упаковки к удержанию РМ внутри упаковки, сохранность радиационной защиты и уровни внешнего излучения. Необходимо учитывать все повреждения, приводящие к повышению уровня излучения, потере герметичности или к повреждению системы герметизации после теплового испытания. Следует учитывать, что наличие после испытаний любых повреждений, которые не приводят к нарушению требований безопасности, является критерием, по которому упаковка признается выдержавшей данные испытания (даже в случае, если повреждения приводят к непригодности данной упаковки для повторного использования).

С целью определения положения упаковки при испытаниях на падение, которые приводят к максимальному повреждению при последующем тепловом испытании, возможно выполнение многократных падений образца при одном и том же испытании. Однако осуществление данных падений может приводить к существенным повреждениям, которые являются маловероятными при реальных авариях. В связи с вышесказанным, для определения наихудшей конфигурации упаковки для проведения испытаний следует использовать более чем один образец. Кроме того, наихудшая конфигурация упаковки может быть выбрана на основании расчетного анализа. При выборе наихудшей конфигурации упаковки после проведения испытания следует принимать во внимание, что выступающие части упаковки могут быть весьма чувствительны к повреждениям (например, тепловые ребра). Кроме того, подъемные и вспомогательные устройства, а также узлы крепления могут иметь прочность или жесткость, меньшую по сравнению с другими частями упаковки, что может являться причиной их большей уязвимости при внешних воздействиях.

Следует также учитывать неоднородности на поверхности упаковки (например, цапфы, крышки и другие элементы), которые могут быть более уязвимы при внешних воздействиях.

При аналитическом определении наиболее уязвимой конфигурации следует также учитывать воздействие содержимого упаковки на саму упаковку при возникновении нагрузок (например, при резком торможении).

Пункт 2.12.8 НП-053-16 содержит требование о выполнении для ДМ анализа ядерной безопасности с учетом суммарных повреждений, полученных в результате механических и тепловых испытаний. Следует рассматривать такие аспекты, как эффективность замедлителя, потеря поглотителей нейтронов, перегруппировка содержимого упаковки, геометрические изменения и температурные эффекты. Кроме того, при проведении анализа следует учитывать все положения упаковки.

Требованиями НП-053-16 подразумевается, что упаковка при испытаниях падает под действием силы тяжести. Однако НП-053-16 не запрещают использовать любые технические средства для имитации такого падения. При этом необходимо обеспечить, чтобы сила удара при проведении испытания была не меньше, чем сила удара при свободном падении с соответствующей высоты.

При проведении испытания на падение на штырь требуемая высота штыря должна быть не менее 20 см. Тем не менее, в соответствии с требованиями НП-053-16, высота штыря должна быть увеличена в случае, если при большей высоте наносится большее повреждение, что может возникнуть, например, при условии, что расстояние между внешней поверхностью упаковки и любым внутренним компонентом, важным для ее безопасности, больше чем 20 см. Длина штыря, которая приводит к максимальному повреждению упаковки, должна быть обоснована. В качестве материала для конструкции штыря следует использовать мягкую сталь. Следует обеспечивать минимальное значение предела текучести для материала штыря (не менее 150 МПа и не более 280 МПа). Отношение предела текучести к пределу прочности должно быть не более 0,6.

При проведении испытания на падение на штырь следует учитывать, что максимальное повреждение не обязательно возникает при падении под прямым углом на верхнюю поверхность стержня.

При испытаниях на динамическое раздавливание положение упаковки должно быть устойчивым и неизменным. Для этих целей может применяться специальная опора, наличие которой не должно оказывать влияния на нанесение упаковке максимального повреждения.

После проведения испытаний следует проводить оценку нанесенных упаковке повреждений. Данные оценки следует использовать, в том числе для проверки правильности допущений, принятых при проведении анализа безопасности. Кроме того, для оценки повреждений может использоваться специальная электронная аппаратура, регистрирующая данные в момент падения. Наличие данных устройств не должно оказывать влияния на процесс проведения испытания и на оказываемые повреждения. При использовании данных, полученных с помощью электронных устройств, следует учитывать неопределенности результатов, а также возможные искажения сигналов, поступающих с измерительных блоков аппаратуры.

Комментарий

Работы [59–65] показывают, что тепловые испытания, определенные в пункте 3.4.4.3 НП-053-16, охватывают большую часть из возможных внешних воздействий, сопровождающих аварии на транспорте, связанных с пожарами. НП-053-16 определяют условия испытаний на основе горения жидкого углеводородного топлива на воздухе в течение 30 мин. Другие параметры, относящиеся к геометрии пламени и характеристикам теплопередачи, даны для определения поступления тепла к упаковке.

Тепловое испытание предполагает горение бассейна с жидким углеводородным топливом, которое воспроизводит повреждающие воздействия от пожаров, включая горение твердых, жидких и газообразных горючих материалов. Интенсивное горение таких жидкостей, как жидкий природный газ и жидкий водород обычно происходит в течение небольшого промежутка времени. Продолжительность испытания может регулироваться путем изменения подачи топлива, рассчитанного таким образом, чтобы обеспечивать требуемые 30 мин отключением подачи топлива в определенное заранее время путем откачивания топлива из бассейна в конце испытания, или путем осторожного гашения пламени без воздействия реагентами на поверхность упаковки. Продолжительность испытания – это время между достижением хорошего охвата пламенем и требуемой температуры пламени и временем, когда эти условия перестают выполняться.

Температура и коэффициент эмиссии пламени (800°С и 0,9) определяют временные и пространственно усредненные условия для горения топлива в бассейне. Локально, внутри пламени, температуры и потоки тепла могут превышать эти значения. Однако неидеальное расположение упаковки внутри пожара, перемещение со временем источника пожара относительно упаковки, экранированной другими материалами или транспортными средствами, влияние ветра и массивные конструкции многих упаковок типа B(U) и типа В(М) будут усреднять реальные условия пожаров до условий, соответствующих испытанию, или до менее серьезных условий, чем при испытании [64, 65]. Присутствие упаковки и удаленность от источника кислорода (воздух проходит вглубь пламени примерно на 1 м) могут приводить к снижению температуры пламени, примыкающего к упаковке. Естественный ветер может приносить дополнительный кислород, однако также может и удалять пламя с отдельных частей упаковки, что может нарушить выполнение требований о постоянстве условий внешней среды. Использование вертикальных направляющих для пламени ниже упаковки будет снижать эффект ветра и увеличивать охват пламенем [66].

Для стабилизации пламени могут использоваться защитные ширмы или экраны. Испытания на открытом воздухе следует проводить только в том случае, если до окончания испытания не ожидаются осадки, либо используются специальные приспособления для ограничения воздействия осадков (временные укрытия, защитные экраны).

Продолжительность большого нефтяного пожара зависит от количества вовлеченного в пожар топлива и от доступности средств борьбы с пожаром. Жидкое топливо перевозится в больших количествах, но для того, чтобы сформировать бассейн, необходимо поступление протечки в хорошо огороженную площадь вокруг упаковки. Не все содержимое отдельной емкости с топливом будет вовлечено в такой сценарий, поскольку достаточно много топлива либо останется в самой емкости, либо перетечет в другие места. Длительность пожара 30 мин была выбрана исходя из рассмотрения этих факторов и учитывает низкую вероятность пожара с большим объемом топлива. Маловероятный пожар значительной продолжительности наиболее правдоподобен в сочетании с геометрическими условиями, которые обеспечивают эффективное снижение подвода тепла к упаковке, остающейся на земле и (или) защищенной конструкциями перевозочного средства. Подвод тепла при проведении тепловых испытаний соответствует реалистическим условиям тяжелой аварии.

Подъем упаковки на отметку 0,6¸1 м обеспечивает хорошее развитие пламени в месте расположения упаковки с достаточным пространством для бокового подвода воздуха. Это улучшает равномерность пламени без изменения тепловых потоков. Размещение источника топлива за границами упаковки гарантирует минимальную толщину пламени около 1 м, обеспечивая его разумно высокую излучательную способность. Размер бассейна должен на 1¸3 м выходить за внешнюю поверхность испытываемого образца для улучшения охвата пламенем. При выборе размера бассейна более трех метров возможен недостаток кислорода в центре пламени и, соответственно, более низкие температуры около упаковки [67].

Образец упаковки должен поддерживаться таким образом, чтобы поток тепла и пламя получали минимальные возмущения за счет опор, поддерживающих образец. Например, большое количество малых опор предпочтительнее одной опоры, закрывающей большую площадь упаковки. Транспортное средство и некоторое вспомогательное оборудование, которое может защищать упаковку на практике, следует не учитывать в ходе испытания.

Последствиями тепловых испытаний будут являться увеличение температуры упаковки, высокое внутреннее давление и другие эффекты. Данные последствия могут в некоторой степени зависеть от начальной температуры упаковки, которую также следует определять, а также учитывать внутреннее тепловыделение, инсоляцию и температуру окружающей среды.

Условия пожара, определенные в НП-053-16, и требование о полном охвате пламенем в течение всего испытания представляют собой очень серьезное испытание для упаковки. Не ставится задача определения наихудшего потенциального пожара. На практике некоторые параметры пламени могут быть более тяжелыми, чем указанные в НП-053-16, однако другие могут быть менее тяжелыми. Например, практически невозможна ситуация, при которой все поверхности упаковки испытывают на себе все воздействие пламени, так как можно предполагать, что существенная часть площади поверхности защищена либо грунтом, либо обломками, образующимися при аварии. При выборе условий испытаний упор сделан в большей степени на тепловой поток, чем на выбор отдельных параметров.

В ряде случаев последствия теплового испытания следует определять также и расчетным путем с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке, так как НП-053-16 устанавливают определенные параметры горения, которые в целом при проведении практических испытаний не контролируемы.

При проведении испытаний следует учитывать, что некоторые защитные материалы имеют температуру плавления ниже 800°С, которая используется при тепловом испытании. Поэтому следует проанализировать способность данных материалов к сохранению. Такие защитные материалы, как пластик или твердый парафин могут испаряться, создавая давление, которое может разорвать оболочку, которая, в свою очередь, могла быть ослаблена повреждениями, полученными в ходе механических воздействий. Может потребоваться термодинамический анализ для определения данных воздействий.

Следует уделить особое внимание выбору измерительной техники. Тип и расположение измерительных приборов зависят от данных, которые необходимо получить, например, могут понадобиться измерения внутреннего давления и температуры, и, если предполагается возникновение значительных напряжений, следует устанавливать датчики напряжений. Во всех случаях следует обеспечивать защиту кабелей, передающих сигналы через пламя. В качестве альтернативы непрерывным измерениям упаковка может быть оборудована таким образом, чтобы приборы могли быть подсоединены непосредственно после окончания горения. Измерить утечку можно путем предварительной опрессовки и повторных измерений после теплового испытания с обеспечением (при необходимости) соответствующих поправок на температуру.

Измерения следует продолжать после прекращения горения, в период охлаждения, продолжающийся до тех пор, пока все температуры продолжают снижаться до стабилизации температуры.

Результаты измерений, полученные в ходе испытания, должны быть откорректированы для нестандартных начальных условий температуры окружающей среды, инсоляции, внутреннего тепловыделения, давления и т. д. Следует оценивать влияние частичной загрузки на изменение теплоемкости и теплопередачи.

Требованиями НП-053-16 допускается проведение альтернативных испытаний при условии их соответствия условиям требований пункта 3.4.4.3 НП-053-16. Так, испытания с нагревом в печи зачастую более удобны, чем испытания при горении бассейна с топливом. Другими возможными внешними условиями испытаний может быть применение системы горелок на открытом воздухе [68].

При проведении альтернативных испытаний следует обеспечивать источник с высокой излучательной способностью, например, выбирая печь с внутренней поверхностью, значительно превышающей огибающую поверхность упаковки, либо с высоким коэффициентом эмиссии (0,9 или выше). Многие печи не способны воспроизводить или требуемую излучательную способность, или поступление конвективного тепла, соответствующих горению бассейна, что может потребовать увеличения продолжительности испытаний или увеличения температуры в печи.

Использование масштабной модели для проведения теплового испытания может быть затруднено, а зачастую может потребовать и дополнительного анализа применимости результатов. Программа моделирования каждого процесса отдельно в широком диапазоне требует всестороннего исследования с помощью теоретической модели. Любое масштабное испытание и интерпретация полученных результатов требуют демонстрации достоверности. Полезным может быть использование полномасштабных моделей частей упаковки, если анализ для данных частей (например, оребренная поверхность) затруднен.

Тепловое испытание уменьшенных моделей, удовлетворяющее определенным условиям теплового испытания, может проводиться и давать консервативные результаты для температур при условии, если отсутствуют фундаментальные изменения в тепловом поведении компонентов.

Требуемая НП-053-16 поглощающая способность (коэффициент поглощения) поверхности упаковки должен быть равен 0,8. При этом может быть выбрано альтернативное значение. Например, для сложных оребренных поверхностей данное значение может составлять 1, что обуславливается многократным отражением и соответствующим повышением поглощающей способности.

Необходимо проводить расчетные оценки устойчивости упаковки к тепловым испытаниям. ПС, используемые для такого анализа, должны пройти экспертизу в установленном порядке и иметь возможность учета детального распределения температур внутри упаковки, а также температуры окружающей среды. Должны также учитываться начальные условия испытаний.

При проведении расчетов должны учитываться внешние граничные условия горения. В общем случае для источника излучения и для конвективной теплопередачи следует использовать равномерную среднюю температуру 800°С.

В ходе расчетов должны учитываться геометрические особенности упаковки. Геометрия должна моделироваться с максимальной точностью, либо должны использоваться обоснованные консервативные приближения.

Расчет переходного процесса теплового испытания должен включать начальные условия, воздействие внешних условий горения в течение 30 мин и период охлаждения, продолжающийся до тех пор, пока все температуры продолжают снижаться до стабилизации температуры.

При проведении расчетов должны учитываться допуски на параметры упаковки, а также неопределенности в исходных данных.

Комментарий

В результате транспортных аварий на воде, либо вблизи нее, упаковка может быть подвергнута воздействию внешнего давления при погружении в воду. НП-053-16 требуют, чтобы упаковочный комплект мог противостоять внешнему давлению, эквивалентному погружению на глубину. Наиболее вероятно, что глубина рядом с большинством крупных мостов, дорог или портов будет меньше 15 м, которые установлены требованиями НП-053-16 для данного испытания. Период времени, равный 8 ч, позволяет обеспечить стационарное состояние упаковки после воздействий, зависящих от скорости погружения (например, от затопления ее внешних компонентов).

Испытание на погружение может быть проведено погружением упаковки под воду, испытанием внешним давлением не менее 150 кПа или испытанием на давление критических элементов упаковки.

Комментарий

См. комментарии к пункту 3.4.4.4 НП-053-16.

Испытание на погружение в воду может быть проведено погружением упаковки под воду, испытанием на давление не менее 2 МПа или испытанием на давление критических элементов упаковки.

В случае испытания с погружением на глубину 200 м в течение не менее чем 1 ч допускается деформация, если конечное состояние упаковки соответствует требованиям пункта 2.9.11 НП-053-16.

Комментарий

Освобождение от испытания на водопроницаемость (погружение в воду на глубину 1 м) упаковок, освобожденных от требований по ядерной безопасности, не означает отмену необходимости испытаний таких упаковок на аварийные условия погружением в воду на глубину 15 м или 200 м (по применимости), если они относятся к типу В или типу С.

Комментарий

Последовательность испытаний выбирается таким образом, чтобы обеспечивать условия свободного поступления воды в упаковку вместе с повреждениями, которые могут приводить к перегруппированию делящегося содержимого и нарушению условий ядерной безопасности.

Комментарий

По результатам данного испытания должна быть определена степень проникновения воды в упаковку, данные о которой затем должны быть использованы при анализе ядерной безопасности.

Комментарий

НП-053-16 не требуют подвергать один и тот же образец всем предписанным испытаниям, так как реальные аварии не включают в себя все наихудшие условия испытаний [69].

После завершения каждой серии испытаний должна оцениваться целостность упаковки.

Комментарий

Важно возможное появление проколов и разрывов. Однако окружающая среда плохо поддается количественному и качественному описанию. Повреждение от прокола может быть вызвано различными механическими воздействиями, например, падением других грузов или частей транспортного средства.

Последствиями прокола могут быть утечка из системы герметизации упаковки, а также повреждение теплоизоляции упаковки, что приводит к неудовлетворительному функционированию в случае возникновения возгорания после удара упаковки.

Подготовка испытания требует определения длины, диаметра и массы штыря, недеформируемой мишени и скорости удара. Штырь в форме прямого кругового конуса причинит наибольшее повреждение.

В подпункте а) данного пункта не определены общая длина проникающего штыря и детали его конструкции вне усеченного конуса, однако масса штыря не должна быть меньше 250 кг. В соответствии с требованиями подпункта б) данного пункта необходимо обеспечивать достаточную длину и массу проникающего штыря для его проникновения через поглощающие энергию теплоизоляционные материалы, окружающие внутренний сосуд системы герметизации, а также достаточную твердость для обеспечения проникающего усилия без собственного разрушения и смятия. В обоих случаях центры тяжести образца и упаковочного комплекта следует располагать на одной вертикали.

Дополнительная информация по данным испытаниям указана в [69–72].

Комментарий

На основе статистических данных о пожарах был сделан вывод о том, что длительность пожара в 60 мин охватывает с избытком самые серьезные условия пожаров, в которых может оказаться упаковка в случае воздушной аварии [70, 71]. Данное испытание имеет те же характеристики, что и испытание, определенное в пункте 3.4.4.3 НП-053-16.

Образец, подвергающийся данному испытанию, не обязательно должен подвергаться испытанию на столкновение со скоростью 90 м/с, которое описано в пункте 3.4.6.4 б) НП-053-16. В тяжелых авариях не предполагается одновременное воздействие высоких скоростей и длительных пожаров, поскольку высокие скорости приводят к обширным пожарам с менее тяжелыми последствиями за счет рассеяния горючих материалов.

При проведении испытаний следует имитировать процессы плавления, горения и другие процессы, которые могут привести к ухудшению теплоизоляционных свойств конструкционных материалов, от которых зависит эффективность защиты упаковки. Интенсивность данных процессов должна быть выше, чем при испытании, которое проводится для упаковок типа B(U) и B(M).

Комментарий

Условия данного испытания эквивалентны условиям, которые возникают при авиакатастрофе. Ситуация, при которой упаковка сталкивается с мишенью на скорости 90 м/с может возникнуть вследствие столкновения в воздухе или вследствие разрушения конструкций самолета в полете.

Данные, на которых необходимо основывать анализ аварий, были получены из отчетов с подробным описанием аварий [72–74]. Данные основаны на реальных измерениях, либо выведены путем анализа и предположений, основанных на представлениях о вероятном развитии аварии.

Скорость столкновения при испытании получена на основании данных документов [69, 72–74].

Значение 90 м/с является наиболее вероятной скоростью при авиакатастрофе. Следует отметить, что вероятность воздушных аварий любого типа низка. Процент аварий, включающих столкновение в воздухе или разрушение самолета в воздухе, также мал. Если такая авария происходит с самолетом, перевозящим упаковку типа С, повреждение упаковки может быть уменьшено, если при падении она останется связанной с обломками самолета, что приводит к снижению скорости удара упаковки о землю.

Обеспечение условий для столкновения упаковки с недеформируемой поверхностью со скоростью 90 м/с весьма сложно. Данная скорость соответствует скорости свободного падения с высоты 420 м, без учета сопротивления воздуха. Это означает, что для обеспечения столкновения с поверхностью в нужном месте и в нужном положении обычно будут нужны специальные направляющие тросы. Могут также применяться другие методы, использующие другие источники энергии, для достижения нужной скорости и ориентации упаковки.

Для упаковок, содержащих ДМ в количествах, не превышающих критерии освобождения, указанные в пункте 2.12.2 НП-053-16, термин «максимальное повреждение» означает поврежденное состояние, которое приводит к максимальному коэффициенту размножения нейтронов.

3.5. Испытания упаковок с гексафторидом урана

Комментарий

Гидравлическим испытаниям подвергаются только конструкционные материалы непосредственно контейнера. Работоспособность клапанов и другого вспомогательного оборудования следует проверять в соответствии со стандартом ISO 7195 [75].

4.1. Общие положения

Комментарий

Утверждение и выдача сертификатов-разрешений осуществляются ГКО в соответствии с порядком, установленным в Административном регламенте ГК «Росатом» [76].

Если требуется утверждение перевозки (в НП-053-16 утверждение требуется всегда, кроме перевозок освобожденных упаковок и упаковок типа IP-1 (ПУ-1)), то такое утверждение должно охватывать весь процесс перемещения груза от исходного пункта до пункта назначения. Если груз пересекает национальную границу, то утверждение перевозки должно быть многосторонним, то есть перевозка должна быть согласована компетентным органом страны, из которой груз вывозится, и компетентными органами стран, через которые или в которые груз перемещается. Цель требования многостороннего утверждения состоит в том, чтобы давать возможность заинтересованным компетентным органам определять необходимость особого контроля в процессе перевозки.

Утверждение конструкции требуется для определенных конструкций упаковок. Некоторые из этих упаковок могут перевозиться по территории иных государств без утверждения сертификатов-разрешений компетентными органами (ГКО) этих стран, в то время как для других такое утверждение необходимо в соответствии с пунктом 825 SSR-6 [8]. В отдельных случаях многостороннее утверждение перевозки необходимо в связи с применением организационных мер по компенсации несоответствий конструкции упаковки требованиям НП-053-16 или SSR-6 [8], которые могут зависеть от содержимого упаковки. В тех ситуациях, когда необходимость контроля в процессе перевозки может быть определена на стадии рассмотрения и утверждения конструкции, рассматривать перевозку отдельно от конструкции нецелесообразно. В таких случаях имеет смысл утверждение конструкции и перевозки упаковки в рамках одной процедуры утверждения. Также возможны ситуации, в которых необходимость такого утверждения определяется содержимым упаковки, подлежащей перевозке (более 3 000 А₁ или 3 000 А₂ либо 1 000 ТБк). Однако, например, если упаковочный комплект типа В(М), для которого сертификат-разрешение об утверждении конструкции допускает содержание ⁶⁰Со в пределах 1 600 ТБк, а используется для перевозки всего 400 ТБк ⁶⁰Со, то многостороннего утверждения перевозки не требуется, поскольку 400 ТБк меньше, чем 1 000 ТБк.

В случае если требуется утверждение, то ГКО следует выполнять независимую оценку в отношении: РМОВ или РМ с низкой способностью к рассеянию; упаковок, содержащих 0,1 или более килограммов UF₆; упаковок, содержащих ДМ, или ДМ, освобожденные от требований по пункту 2.12.2 е) НП-053-16; упаковок типа B(U) и В(М); упаковок типа С; специальных условий; определенных перевозок; программ радиационной защиты для судов специального назначения; а также не указанных величин A₁ и А₂, концентраций активности материалов и пределов активности грузов, на которые распространяется изъятие.

Рассматривая требование о выдаче сертификатов-разрешений ГКО для упаковок, предназначенных для ДМ, следует отметить, что в пунктах 2.12.2, 2.12.13, 2.12.14 НП-053-16 указаны упаковки, которые освобождаются от требований к ДМ. Однако при этом должны выполняться все остальные требования к РМ.

В обязанности заявителя входит демонстрация соблюдения соответствующих требований НП-053-16. В обязанности ГКО входит оценка достаточности обосновывающих материалов для подтверждения соблюдения требований ФНП и законодательства в области использования атомной энергии. Все полномочия ГКО определены в постановлении Правительства РФ от 19.03.2001 № 204.

Положения, изложенные в данном разделе НП-053-16, относятся к порядку согласования и получения разрешения на конструкции и перевозки с точки зрения соответствия требованиям НП-053-16. Необходимость других согласований, утверждений, получения разрешений и т. д. определяется правилами перевозки опасных грузов. Однако при этих согласованиях, утверждениях и т. д. не должны предъявляться дополнительные по сравнению с НП-053-16 требования по обеспечению ядерной и радиационной безопасности.

Согласование и утверждение конструкций упаковок, перевозок РМ и других вопросов в соответствии с НП-053-16 не снимает ответственности с грузоотправителей и перевозчиков за обеспечение безопасности перевозок РМ в соответствии с действующим законодательством.

Комментарий

Для выполнения различных функций в НП-053-16 указаны несколько федеральных органов исполнительной власти. Это органы государственного управления использованием атомной энергии, органы государственного регулирования безопасности, федеральные органы исполнительной власти в области транспорта. Постановлением Правительства Российской Федерации от 19.03.2001 г. № 204 утверждено постановление «О государственном компетентном органе по ядерной и радиационной безопасности при перевозках ядерных материалов, радиоактивных веществ и изделий из них» [77]. В этом постановлении приведен перечень функций ГКО.

При осуществлении международных перевозок форма (агрегатное состояние, материальный и изотопный состав, химические свойства и т. д.) РМОВ может быть утверждена (посредством выдачи сертификата-разрешения) только одним компетентным органом до перевозки, в то время как форма материалов с низкой способностью к рассеянию требует многостороннего утверждения компетентных органов всех стран, по территории которых осуществляется транспортирование таких РМ.

Для получения сертификата-разрешения на материал особого вида должна быть представлена информация о всех особенностях формы РМ, которые зависят от времени и в будущем могут повлиять на ее способность удовлетворять требованиям к РМОВ, указанным в пунктах 2.2.1 – 2.2.3 НП-053-16.

При разработке капсулы для материала специальной формы следует учитывать возможные процессы, влияющие на целостность капсулы. Например, возможно увеличение давления в капсуле, обусловленное появлением газообразных продуктов радиоактивного распада, например, накопление гелия, образующегося при α-распаде актинидов.

Предоставляемая заявителем информация должна позволить оценить последствия несоответствия конструкции типа В(М) требованиям к упаковкам типа B(U), а также определять, достаточно ли предложенных дополнительных мер для обеспечения безопасности при транспортировании. Дополнительные меры должны компенсировать несоответствия конструкции упаковки требованиям НП-053-16. При международных перевозках необходимо многостороннее утверждение конструкции упаковки типа В(М) компетентными органами всех стран, через которые или в которые такие упаковки перемещаются.

Особое внимание следует уделять анализу того, каким требованиям к упаковкам типа B(U) из пунктов 2.8.5 и 2.9.5 – 2.9.12 НП-053-16 конструкция упаковки не удовлетворяет. Предложенные дополнительные технические средства, меры эксплуатационного контроля или ограничения (иные, чем те, которые требуются в НП-053-16), применяемые для компенсации несоответствия вышеупомянутым требованиям, должны быть определены, описаны и обоснованы в полном объеме. Максимальные и минимальные условия окружающей среды по температуре и инсоляции, ожидаемые в ходе перевозки, должны быть определены и обоснованы с учетом регионов или стран, через которые планируется осуществлять перевозку, и соответствующих метеорологических данных. Дополнительные рекомендации можно найти в комментариях к пункту 2.10.1 НП-053-16.

Если для упаковок типа В(М) требуется производить периодический сброс давления, то при соответствующем обосновании должно быть представлено полное описание процедур и методов контроля за сбросом давления. Дополнительные рекомендации можно найти в комментариях к пункту 2.10.2 НП-053-16.

Для всех конструкций упаковок, предназначенных для транспортирования ДМ (IF, AF, B(U)F, B(M)F и CF), при осуществлении международных перевозок многостороннее утверждение требуется главным образом из-за опасности возникновения критичности и вследствие необходимости поддержания подкритичности на всех этапах (участках) перевозки.

Необходимо чтобы конструкция упаковки для ДМ удовлетворяла требованиям как в отношении радиоактивных свойств, так и размножающих свойств содержимого упаковки. В отношении радиоактивных свойств упаковки классифицируются согласно определению упаковки (пункт 48 приложения № 1 к НП-053-16). Требуется утверждение конструкции упаковки, основанное в первую очередь на свойствах радиоактивности, а затем дополнительно необходимо обосновать возможность транспортирования содержимого упаковок с учетом его размножающих свойств. Упаковки и радиоактивное содержимое, которое полностью или частично освобождается от выполнения требований к ДМ, определены в пунктах 2.12.2, 2.12.13 и 2.12.14 НП-053-16.

При подготовке сертификата-разрешения следует учитывать возможное влияние массы, формы, физического состояния, химической формы или пространственного распределения содержимого каждой упаковки на ядерную безопасность (значение К_эфф). В сертификате-разрешении следует определять необходимые специальные методы контроля или испытания содержимого для подтверждения его характеристик до перевозки. Такие меры необходимы для контроля наличия и состояния извлекаемых поглотителей нейтронов или иных устройств, влияющих на критичность, которые будут загружены в упаковку перед отправкой (пункт 5.2.2 НП-053-16). В сертификате-разрешении следует определять или давать в виде ссылки критерий, которому должны удовлетворять результаты испытаний.

В сертификате-разрешении следует указывать все специальные условия размещения груза, которым необходимо следовать или которые не следует применять.

При осуществлении международных перевозок и необходимости многостороннего утверждения сертификатов-разрешений, как правило, в первую очередь сертификат-разрешение выдается компетентным органом страны-отправителя груза РМ. Компетентные органы иных стран могут либо выполнять отдельную оценку и экспертизу безопасности, либо использовать оценку, уже выполненную компетентным органом страны-отправителя груза РМ, и провести упрощенную процедуру утверждения сертификата-разрешения.

Последующие сертификаты-разрешения могут принимать одну из двух форм. Компетентный орган последующей страны может согласовывать и подтверждать первоначальный сертификат, включая определенный в этом сертификате контроль (многостороннее утверждение путем подтверждения первоначального сертификата). Утверждение путем подтверждения не потребует каких-либо дополнительных опознавательных знаков компетентных органов как для идентификации сертификата-разрешения, так и для маркировки упаковок. Компетентный орган может также выпускать сертификат-разрешение, связанный с первоначальным сертификатом, но отдельный от него, причем этот последующий сертификат-разрешение будет иметь опознавательный знак, отличный от первоначального. В этом случае упаковки, используемые в рамках такого многостороннего утверждения, должны быть помечены опознавательными знаками как первоначального, так и последующего сертификатов-разрешений.

Комментарий

Заявления на выдачу сертификатов-разрешений, а также на их пересмотр и (или) внесение дополнений, должны включать всю необходимую информацию, на основании которой ГКО и другие федеральные органы исполнительной власти, согласующие сертификат, могут убедиться, что форма РМ или конструкция упаковки и условия их перевозок соответствуют требованиям НП-053-16. Практически вся требуемая информация обычно входит в состав конструкторской документации. В то же время по некоторым вопросам при разработке упаковочных комплектов полноте представляемой документации уделяется недостаточное внимание.

При разработке упаковочных комплектов в соответствующей документации могут недостаточно рассматриваться и оцениваться данные о свойствах и параметрах радиоактивного содержимого, для которого разрабатывается упаковочный комплект. Может быть не приведена информация об источниках получения этих данных и степени их надежности (отчеты об исследованиях и испытаниях). В то же время радиоактивное содержимое является неотъемлемой частью конструкции упаковки и в значительной мере определяет ее безопасность. Без подробной информации о свойствах и параметрах радиоактивного содержимого и надежности этих данных не может быть уверенности в безопасности конструкции упаковки.

С заявлением на получение сертификата-разрешения необходимо предоставить документы, обосновывающие соответствие требованиям безопасности, и всесторонне оценивать соответствие конструкции требованиям НП-053-16. В документах должен быть приведен полный перечень требований к конструкции в соответствии с НП-053-16 и по каждому пункту описаны способы обоснования безопасности и основные результаты проведенных испытаний и расчетов, выполненных с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке. При разработке упаковочных комплектов зачастую недостаточно внимания уделяется разработке программ обеспечения качества в ходе изготовления и эксплуатации упаковки. В то же время без таких программ не может быть уверенности в том, что изготовленные и эксплуатируемые упаковки соответствуют требованиям НП-053-16.

Принятая при разработке упаковочных комплектов система указания контрольных операций, проверок и т. д. на чертежах зачастую не дает возможности всесторонней и системной оценки степени надежности обеспечения качества. В частности, при этом не выделяются вопросы по степени их важности для безопасности.

Полный перечень нормативно-технической документации, требованиям которой должна соответствовать конструкция, позволяет всесторонне оценивать назначение конструкции и ее элементов.

С заявкой на утверждение необходимо предоставлять информацию, в которой продемонстрировано соответствие каждому требованию пунктов 2.12.1 и 2.12.4–2.12.12 НП-053-16. В частности, должна быть представлена информация об экспериментах, расчетах или иных обосновывающих материалах, используемых для обоснования безопасности отдельной упаковки или партии упаковок.

Пункт 4.1.3 НП-053-16 определяет минимальный объем информации, который должен быть включен в заявление на утверждение, однако с заявлением следует направлять обосновывающие материалы в объеме, достаточном для проверки соответствия упаковки всем применимым требованиям НП-053-16.

Более подробно процедура выдачи сертификатов-разрешений описана в Административном регламенте предоставления государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом» государственной услуги по выдаче сертификатов-разрешений на транспортирование (перевозку) ядерных материалов, РВ и изделий из них, на использование определенной конструкции ТУК радиоактивного вещества особого вида [76].

В конструкторской документации на упаковку необходимо также отражать вопросы управления ресурсом упаковки и предоставлять соответствующие рекомендации по управлению ресурсом. В состав эксплуатационной документации на упаковку рекомендуется также включать программу управления ресурсом упаковки и ее элементов в течение всего срока службы.

Комментарий

В НП-053-16 можно выделить случаи, когда требуется получение сертификатов-разрешений на конструкцию упаковки, и случаи, когда получение такого сертификата-разрешения не обязательно и достаточно получения сертификата-разрешения на осуществление перевозки РМ. Во всех случаях в НП-053-16 основная ответственность за соблюдение требований ФНП возлагается на перевозчика и грузоотправителя. Грузоотправителю следует обеспечить документацию, демонстрирующую соблюдение требований НП-053-16 путем выполнения расчетов с использованием ПС, прошедших экспертизу в установленном порядке, или проведением соответствующих испытаний.

 При международных перевозках аналогичную информацию о конструкции упаковки необходимо предоставлять в компетентные органы стран по маршруту перевозки.

НП-053-16 не предусматривают централизованного согласования и утверждения конструкций и перевозок РМ в освобожденных упаковках и промышленных упаковках типа ПУ-1 в связи с малой потенциальной опасностью перевозок таких упаковок. Считается, что достаточно той ответственности за обеспечение выполнения требований НП-053-16, которую несут разработчики, изготовители, пользователи упаковочных комплектов, а в конечном счете грузоотправители и перевозчики, и контроля со стороны надзорных и других государственных органов за выполнением соответствующих требований НП-053-16 и других документов (например, условий действия соответствующих лицензий).

В качестве документального подтверждения соответствия упаковки требованиям НП‑053-16 в случае, если получение сертификата-разрешения не требуется, может использоваться некая форма «сертификата соответствия», в которой может содержаться следующая информация:

·       тип упаковки;

·       тип груза РМ;

·       дата составления сертификата и его срок действия;

·       ограничения, касающиеся транспортного средства (при необходимости);

·       перечень нормативных документов, в соответствии с которыми осуществляется перевозка;

·       чертеж упаковки с кратким описанием ее основных конструкционных материалов, указанием основных размеров и массы;

·       описание радиоактивного содержимого, включая ограничения по его составу и количеству;

·       ссылки на инструкции по эксплуатации упаковки, а также иную, необходимую грузоперевозчику документацию;

·       дополнительные эксплуатационные требования к погрузке, укладке, перевозке, обращению, выгрузке упаковки или уведомление том, что таких требований не имеется;

·       информацию о применении системы обеспечения качества;

·       особые меры по противоаварийному реагированию (при необходимости);

·       указания о том, что наличие данного документа не освобождает грузоперевозчика от выполнения любого требования правительства любой страны, в которую или через территорию которой будет перемещаться упаковка;

·       подпись ответственного лица.

4.2. Типы и обозначения сертификатов-разрешений

Комментарий

В НП-053-16 есть концептуальное различие между утверждением конструкции упаковки и утверждением перевозки в ней груза РМ. Однако существует возможность выдачи объединенного сертификата-разрешения на конструкцию и перевозку упаковки. В таком случае сертификатам-разрешениям необходимо присваивать соответствующий код.

Следует отметить, что оформление сертификатов-разрешений на конструкцию и перевозку рекомендуется осуществлять в случае, если в течение времени эксплуатации упаковки не планируется изменений грузоотправителя, грузополучателя, грузоперевозчика, типа транспортных средств и других параметров перевозки. Однако если вышеупомянутые параметры не известны заранее, рекомендуется оформлять отдельные сертификаты-разрешения на конструкцию и перевозку.

Комментарий

В НП-053-16 установлено, какую основную информацию должен содержать сертификат-разрешение. Наряду со ссылкой на необходимые национальные и международные правила, в каждом сертификате-разрешении следует ссылаться на соответствующее издание Правил безопасной перевозки РМ, поскольку они являются международно-признанными нормами. В таблице ниже представлены международные опознавательные коды регистрации транспортных средств (VRI [23]), используемые в опознавательном знаке компетентного органа.

Таблица. Опознавательные коды регистрации транспортных средств (VRI-коды)

Страна	Код	Страна	Код
Австралия	AUS	Гана	GH
Австрия	A	Гватемала	GCA
Албания	AL	Германия	D
Алжир	DZ	Греция	GR
Ангола	AO	Грузия	GEa
Аргентина	RA	Дания	DK
Армения	AMa	Демократическая Кампучия	KHб
Афганистан	AFG	Демократическая Республика Конго	RCB
Бангладеш	BD	Доминиканская Республика	DOM
Беларусь	BEL	Египет	ET
Бельгия	B	Замбия	Z
Бенин	DY	Зимбабве	ZW
Болгария	BG	Израиль	IL
Боливия	BOL	Индия	IND
Босния и Герцеговина	BIH	Индонезия	RI
Бразилия	BR	Иордания	HKJ
Буркина-Фасо	BF	Ирак	IRQ
Ватикан	VA	Ирландия	IRL
Великобритания	GB	Исламская Республика Иран	IR
Венгрия	H	Исландия	IS
Венесуэла	YV	Испания	E
Вьетнам	VN	Италия	I
Габон	GA	Йемен	YE
Гаити	RH	Казахстан	KK
Камбоджа	K	Нидерланды	NL
Камерун	CM	Никарагуа	NIC
Канада	CDN	Новая Зеландия	NZ
Катар	QA	Норвегия	N
Кения	EAK	ОАЭ	SV
Кипр	CY	Пакистан	PAK
Китай	CN	Панама	PA
Колумбия	CO	Парагвай	PY
Корейская Народная Демократическая Республика	KP	Перу	PE
Коста-Рика	CR	Польша	PL
Кот-д'Ивуар	CI	Португалия	P
Куба	C	Республика Корея	ROK
Кувейт	KWT	Республика Молдова	MOL
Латвия	LV	Российская Федерация	RUS
Либерия	LB	Румыния	R
Ливан	RL	Сальвадор	ES
Ливийская Арабская Джамахирия	LAR	Саудовская Аравия	SA
Литва	LT	Сенегал	SN
Лихтенштейн	FL	Сингапур	SGP
Люксембург	L	Сирийская Арабская Республика	SYR
Маврикий	MS	Словакия	SK
Мадагаскар	RM	Словения	SLO
Македония, Бывшая Югославская Республика	MK	Судан	SUD
Малайзия	MAL	США	USA
Мали	RMM	Сьерра-Леоне	WAL
Мальта	M	Таиланд	T
Марокко	MA	Танзания	EAT
Маршалловы острова	PC	Тунис	TN
Мексика	MEX	Турция	TR
Монако	MC	Уганда	EA
Монголия	MN	Узбекистан	US
Мьянма	BUR	Украина	UA
Намибия	SWA	Уругвай	U
Нигер	RN	Федеративная Республика Югославия	YU
Нигерия	WAN	Филиппины	RP
Финляндия	FIN	Шри-Ланка	CL
Франция	F	Эквадор	EC
Хорватия	HR	Эстония	EW
Чешская Республика	CZ	Эфиопия	ETH
Чили	RCH	ЮАР	ZA
Швейцария	CH	Ямайка	JA
Швеция	S

Примечания

a) при отсутствии кода VRI приведен код ISO;

б) Камбоджа ранее была известна как Демократическая Кампучия.

Важно, чтобы по опознавательному знаку было легко определять, на основе какого издания НП-053-16 было выдано первоначальное утверждение конструкции упаковки. Это может быть достигнуто добавлением символа «-96».

Пример:

Издание НП-053-16	Опознавательный знак конструкции упаковки
1967	А/132/В
1973	А/132/B(U) или А/132/В(М)
1985	А/132/B(U)-85 или А/132/В(М)-85
1996	A/132/B(U)-96 или А/132/В(М)-96

Эта технология добавления символа может продолжать использоваться, если последующие издания Правил будут поддерживать существующие коды типов упаковок.

Серийные номера упаковочных комплектов должны однозначно определять каждый изготовленный упаковочный комплект. Компетентные органы следующих стран должны быть осведомлены об этом серийном номере:

·       страна, где конструкция упаковки была первоначально разработана;

·       страна, где упаковочный комплект был изготовлен;

·       страна или страны, где упаковка используется.

Кроме того, всем компетентным органам, вовлеченным в процесс многостороннего утверждения, должна направляться информация о серийных номерах упаковочных комплектов.

Комментарий

Для обозначения сертификатов-разрешений используется латинский алфавит с целью гармонизации с международными требованиями.

Применяя и интерпретируя коды сертификатов-разрешений, необходимо учитывать, что код основан на использовании различных символов, предназначенных для быстрого предоставления информации о типе рассматриваемой упаковки или перевозки. Символы предоставляют информацию о характеристиках конструкции упаковки (например, тип B(U), тип В(М) или тип С) либо о возможном присутствии ДМ в упаковке, либо о других конкретных аспектах сертификата-разрешения (например, для специальных условий, для перевозки, для содержимого в виде РМОВ, РМ с низкой способностью к рассеянию, или неделящегося либо делящегося освобожденного гексафторида урана). Конкретно появление в коде, например, B(U)F, не означает обязательного наличия ДМ в данной упаковке, а лишь то, что они там могут присутствовать.

Применение кодов H(U) и Н(М) для упаковок с гексафторидом урана не относящегося к ДМ в количествах, превышающих 0,1 кг, обусловлено тем, что классификация таких упаковок была введена в Правила безопасной перевозки МАГАТЭ на три года раньше, чем введены специальные требования к конструкции и испытаниям таких упаковок. Так, изначально новая категория упаковок требовала многостороннего утверждения конструкции таких упаковок, в то время как сейчас достаточно одностороннего утверждения таких упаковок. Этот шаг был предпринят для гарантии выявления в процессе выдачи сертификатов-разрешений конструкций, которые не удовлетворяют всем новым требованиям.

Тем не менее в настоящее время для упаковок, которые удовлетворяют требованиям к упаковкам, содержащим больше 0,1 кг гексафторида урана, может потребоваться многостороннее утверждение по иным причинам, в том числе в случае перевозки гексафторида урана, не освобожденного от требований к ДМ.

Примеры опознавательных знаков

·       RUS/139/IF-96 — сертификат-разрешение, выданный в Российской Федерации, на конструкцию промышленной упаковки для ДМ, которой присвоен номер конструкции 139 (опознавательный знак проставляется как на упаковке, так и в сертификате-разрешении на конструкцию упаковки);

·       RUS/145/H(U)-96 — сертификат-разрешение, выданный в Российской Федерации, на конструкцию упаковки для освобожденного ДМ в виде гексафторида урана, которой присвоен номер конструкции 145 (опознавательный знак проставляется как на упаковке, так и в сертификате-разрешении на конструкцию упаковки).

Комментарий

Маркировка с серийным номером требуется для обеспечения качества при эксплуатации и обслуживании каждого упаковочного комплекта, а также для организации контроля выполнения необходимых действий для каждого упаковочного комплекта.

Коды Т и Х относятся к условиям перевозки, которые могут меняться при каждом транспортировании.

Примеры опознавательных знаков

RUS/100/B(M)-96 — сертификат-разрешение, выданный в Российской Федерации, на конструкцию упаковки типа В(М), которой присвоен номер конструкции 100 (опознавательный знак проставляется как на упаковке, так и в сертификате-разрешении на конструкцию упаковки);

RUS/100/B(M)-96T — сертификат-разрешение, выданный в Российской Федерации, на перевозку упаковки, имеющей опознавательный знак, описанный выше (опознавательный знак проставляется только в сертификате-разрешении на перевозку упаковки или в объединенном сертификате-разрешении);

RUS/100/X — утверждение перевозки упаковки в специальных условиях (опознавательный знак проставляется только в сертификате-разрешении на перевозку упаковки или в объединенном сертификате-разрешении).

Комментарий

В качестве примера опозновательного знака упаковки, которая первоначально была утверждена Республикой Австрия, а затем утверждена ГКО Российской Федерации посредством выдачи отдельного сертификата-разрешения можно привести:

·       A/132/B(M)F-96;

·       RUS/28/B(M)F-96.

На упаковку помещаются оба вышеуказанных опозновательных знака.

Комментарий

При выпуске дополнения к сертификату-разрешению обязательно указывается обозначение основного сертификата-разрешения.

Срок действия дополнения не может превышать срок действия основного сертификата-разрешения. Например, опознавательный знак RUS/100/В(M)-96(Add.1) обозначает первое дополнение к сертификату-разрешению на конструкцию упаковки.

Комментарий

В качестве дополнительных символов могут быть символы, обозначающие другие опасные свойства РМ, например, токсичность, спецсимволы эксплуатирующей организации и др., например:

RUS/132/В(М)F-96(SР503).

Комментарий

Срок 5 лет – это максимальный срок для наиболее надежных, рассчитанных наиболее консервативными методами упаковок и наименее потенциально опасных перевозок. Для новых конструкций обычно должен устанавливаться меньший срок действия сертификатов-разрешений, который по мере накопления опыта может быть увеличен до пяти лет при пересмотре.

Комментарий

При продлении срока действия сертификата-разрешения к опознавательному знаку добавляется пометка в скобках. Например, опознавательный знак RUS/100/В(M)-96(Rev.1) обозначает первый пересмотр сертификата-разрешения на конструкцию упаковки типа В(М).

4.3. Порядок использования ранее разработанных или изготовленных радиоактивных материалов особого вида и упаковочных комплектов

Комментарий

Пункт 4.3.1 НП-053-16 устанавливает переходные положения для РМОВ, на который сертификат-разрешение был выдан до 5 января 2005 г. Проведение мероприятий по программам обеспечения качества необходимо для подтверждения использования РМОВ только при условии выполнения требований НП-053-16. В первую очередь необходимо обеспечить применение мер по обеспечению качества к деятельности после изготовления материала (обслуживание, обращение, модификация и использование РМОВ). Область переходных положений НП-053-16 распространяется только на требования для некоторых РМОВ. Во всех других аспектах, например, в отношении общих положений, требований к контролю перевозки, включая пределы для груза и перевозочного средства, утверждения (сертификации) и требований к документации, применяются соответствующие положения НП-053-16.

Комментарий

Упаковки, не требующие утверждения конструкции ГКО, основанные на ранее действовавших НП-053-04, также могут продолжать оставаться в эксплуатации в Российской Федерации при условии принятия в отношении них систем обеспечения качества и соблюдения пределов активности согласно НП-053-16.

Пункт 4.3.2 введен в НП-053-16 для возможности эксплуатации существующих упаковок в ограниченный период времени после публикации, в течение которого конструкция упаковок может быть проверена и (при необходимости) модернизирована для обеспечения полного соответствия требованиям НП‑053‑16. В тех случаях, когда такие проверки и (или) модификации оказывались неэффективными, переходный период обеспечивал время для вывода из эксплуатации старых упаковок и введения в эксплуатацию новых, конструкция которых удовлетворяет требованиям новых правил. Упаковки, подготовленные в соответствии со старыми требованиями, в некоторых случаях находятся на хранении в течение многих лет перед дальнейшей перевозкой. Это, в частности, может касаться промышленных упаковок, содержащих РАО и ожидающих перевозки в пунктах временного хранения.

Пункт 4.3.2 НП-053-16 придает особое значение требованию о применении мер по обеспечению качества. В первую очередь необходимо обеспечить применение мер по обеспечению качества на этапах эксплуатации упаковок после их изготовления, таких как техническое обслуживание, текущий ремонт, модернизация и эксплуатация упаковок.

Область действия мер переходного характера в НП-053-16 распространяется только на требования к определенным упаковочным комплектам и упаковкам. Во всех других аспектах, например, в отношении общих положений, требований к контролю перевозки, включая пределы для груза и транспортного средства, а также утверждения (сертификации) и требований к документации, применяются соответствующие положения НП-053-16.

В отличие от SSR-6 [8] в НП-053-16 не установлены крайние сроки использования упаковок, сконструированных до введения в действие НП-053-16. В общем случае полагается, что такие упаковки могут использоваться до окончания срока их службы. Продление срока эксплуатации упаковок должно осуществляться в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Требования к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии» (НП-024-2000) [78]. Для международных перевозок такие упаковки должны проходить многостороннее утверждение согласно Правилам МАГАТЭ.

Комментарий

После принятия Правил МАГАТЭ издания 1985 г. упаковки, требующие утверждения компетентного органа (упаковки типа B(U), В(М) и конструкции упаковок для ДМ) и разработанные на основе Правил МАГАТЭ издания 1967, 1973 и издания 1973 г. (исправленного), были разрешены к использованию при условии введения определенных ограничений на изготовление новых упаковок, дополнительных требований к маркировке таких упаковок серийными номерами и многостороннего утверждения их конструкций. Это позволило использовать упаковки до окончания срока их эксплуатации, определенного проектантом, при условии правильного содержания и использования, а также обеспечило период времени после публикации, в течение которого конструкция упаковок должна быть проверена и (при необходимости) модернизирована для обеспечения полного соответствия требованиям Правил МАГАТЭ издания 1985 г. В тех случаях, когда такая проверка и (или) модификация оказывалась невозможной, переходный период обеспечивал время для вывода из эксплуатации старых упаковок и введения в эксплуатацию новых, конструкция которых удовлетворяла требованиям Правил МАГАТЭ 1985 г. издания. Аналогичный подход принят и в НП-053-16.

Область действия положений переходного периода в НП-053-16 распространяется только на требования к конструкции упаковочных комплектов и упаковок. Во всех других аспектах, например, в отношении общих положений, требований к контролю перевозки, включая пределы для груза и транспортного средства, а также утверждения (сертификации) и административных требований, применяются соответствующие положения НП-053-16.

Условием продолжения использования упаковок, утвержденных на основе требований ПБТРВ-73 (Правил МАГАТЭ-73), начиная с момента ввода в действие НП‑053‑04 (Правил МАГАТЭ-96), и введенных взамен них НП-053-16 (SSR-6 [8]), для международных перевозок служит многостороннее утверждение конструкции для предоставления компетентным органам возможности установления рамок, в пределах которых возможно использование существующих упаковок. При этом не допускается изготовление новых упаковочных комплектов такой конструкции.

Любые изменения первоначальной конструкции упаковки, увеличение активности содержимого или перевозка РМ других типов, которые могут значительно и отрицательно повлиять на безопасность, должны быть согласованы с проектантом упаковки и требуют повторной оценки конструкции ГКО. К существующим изменениям можно также отнести увеличение массы содержимого, изменения конструкции крышки упаковки, изменения конструкции демпферов, изменения тепловой и радиационной защиты, а также изменения физической формы радиоактивного содержимого и его фазового состояния.

При применении пунктов по использованию старых упаковок первоначальный опознавательный знак и код, первоначально присвоенные компетентным органом страны происхождения конструкции, согласно Правилам МАГАТЭ-96, должны оставаться как на упаковках, так и в сертификатах-разрешениях об утверждении конструкции, несмотря на то что эти упаковки становятся объектом многостороннего утверждения. Это значит, что упаковки, первоначально маркированные как тип B(U) или тип B(U)F, согласно ПБТРВ-73 или ОПБЗ-83 или Правилам МАГАТЭ издания 1973 г., (аналогично B(U)-85 или тип B(U)F-85 согласно Правилам МАГАТЭ издания 1985 г.), не должны перемаркировываться ни на тип В(М)-96, ни на тип B(M)F-96 при их использовании согласно положениям пункта 4.3.3 НП-053-16. Такая мера принята для того, чтобы подобные упаковки были отчетливо идентифицированы как старые.

Комментарий

Требования пункта 2.12.11 НП-053-16 устанавливают требования к конструкции упаковки с ДМ при перевозке воздушным транспортом, согласно которым упаковка должна оставаться подкритичной после испытаний для упаковок типа С, включая испытание на столкновение с мишенью при скорости не менее 90 м/с. Данное требование отсутствовало в предыдущих редакциях Правил (ПБТРВ-73 или ОПБЗ-83), в связи с чем для использования старых упаковок, имеющих сертификаты-разрешения на перевозку воздушным транспортом, необходимо дополнительное подтверждение выполнения требований пункта 2.12.11 НП-053-16.

Комментарий

В первую очередь данное требование относится к упаковкам, предназначенным для перевозки небольших количеств ДМ, так как в НП-053-16 в значительной мере пересмотрены положения по освобождению упаковок от требований к упаковкам с ДМ. В связи с этим для ряда упаковок, которые освобождались от требований к ДМ, может потребоваться получение или изменение сертификата-разрешения. Также может потребоваться утверждение конструкции или перевозки в связи с изменением пределов по активности отдельных нуклидов в упаковке. Для предоставления достаточного времени, необходимого для учета новых положений, в НП-053-16 установлен срок, в течение которого необходимо привести документацию на перевозку ДМ в соответствие с требованиями действующих ФНП.

Комментарий

Модернизация упаковки с целью приведения в соответствие с действующими ФНП, а также изменение свойств перевозимых РМ, не должны приводить к увеличению возможного радиационного воздействия на персонал и население, увеличению температуры поверхности упаковки или увеличению К_эфф, которые приводят к невыполнению положений НП-053-16 для обычных, нормальных и аварийных условий перевозки. Таким образом, изменение активности возможно только в сторону ее уменьшения, а любые изменения в конструкции упаковки следует согласовывать с проектантом упаковки.

Комментарий

Введенные в НП-053-16 ограничения содержания делящихся нуклидов в упаковках, освобожденных от требований к ДМ, уменьшены приблизительно в десять раз по сравнению с предыдущей редакцией. Данные изменения вызваны необходимостью учета возможного риска неконтролируемого накопления упаковок с такими материалами на транспортном средстве. Для компенсации несоответствия указанным требованиям в пункте 4.3.7 НП-053-16 приведены дополнительные меры для упаковок, освобожденных от требований к ДМ, в соответствии со старой редакцией НП-053-04. Параметры X и Y существенно меньше минимальных критических масс ДМ, смешанного с любыми водородсодержащими веществами, что заведомо обеспечивает подкритичность груза.

5.1. Общие положения

Комментарий

При международных перевозках РМ необходимо руководствоваться соответствующими разделами сводов правил перевозок опасных грузов на каждом из видов транспорта, в частности:

·       морской транспорт: «Международный кодекс морской перевозки опасных грузов» [2], разработанный Международной морской организацией на основании предписаний Конвенции о спасении человеческой жизни на море (Конвенции СОЛАС);

·       воздушный транспорт: «Технические инструкции по безопасной перевозке опасных грузов по воздуху», разработанные Международной организацией гражданской авиации (ИКАО) (Технические инструкции ИКАО) [1];

·       автомобильный транспорт: «Европейское соглашение о дорожной перевозке опасных грузов в международном сообщении (ADR)», к которому приложены Правила ДОПОГ [4];

·       железнодорожный транспорт: «Правила перевозок опасных грузов» (приложение 2 к Соглашению о международном железнодорожном грузовом сообщении), разработанные под эгидой Организации сотрудничества железных дорог (ОСЖД);

·       внутренний водный транспорт: «Европейское соглашение о перевозке опасных грузов по внутренним водным путям (ANDR)» (Европейское соглашение ANDR) [79].

В России вышеуказанные правила действуют в следующем виде:

·       для морского транспорта: положения ММОГ [2] практически полностью включаются в «Правила морской перевозки», издаваемые Министерством транспорта России, и распространяются на внутренние и международные перевозки российских судов;

·       для воздушного транспорта: «Технические инструкции ИКАО» [1] распространяются как на внутренние, так и на международные перевозки;

·       для автомобильного транспорта: для внутренних перевозок действуют национальные правила перевозки опасных грузов автомобильным транспортом, а для международных перевозок по территории России — Правила ДОПОГ [4];

·       для перевозок по внутренним водам (рекам и озерам): действует Европейское соглашение ANDR [79].

Комментарий

Цель этого требования состоит в том, чтобы предотвращать радиоактивное загрязнение других грузов. Требование данного пункта НП-053-16 не распространяется на транспортные пакеты, грузовые контейнеры, резервуары и контейнеры средней грузоподъемности для массовых грузов, если они не имеют радиоактивного загрязнения.

См. также комментарии к пунктам 5.3.10 и 5.3.11 НП-053-16.

Комментарий

Общий подход к по выбору транспортных средств (пассажирских, грузовых, специальных) основан, помимо факторов производственного и экономического характера, на степени потенциальной опасности груза, которая выражается в величинах уровня излучения, ТИ упаковок и группы упаковок, а также в уровне их радиоактивного загрязнения.

При предоставлении для перевозки РМ транспортных средств общего пользования необходима строгая регламентация операций радиационного контроля и дезактивации (при необходимости) транспортных средств после завершения перевозки с документированием результатов с целью абсолютного исключения возврата в общее пользование загрязненных транспортных средств.

Комментарий

При транспортировании РМ в специальных условиях возникают повышенные риски для населения по сравнению с обычными перевозками. Данное обстоятельство требует выделения специально обученного персонала для наблюдения за состоянием груза РМ и контроля правильности перевозки.

Комментарий

Персонал, сопровождающий груз РМ, должен действовать в соответствии с заранее разработанной инструкцией для сопровождающего персонала. Кроме того, персонал, сопровождающий груз РМ, должен быть снабжен средствами индивидуальной защиты, а также средствами устранения неисправностей специального оборудования транспортного средства и средствами тушения пожара, дезактивации и дегазации (в случае необходимости). Помимо этого, следует обеспечить наличие работоспособных средств связи.

Комментарий

Посторонние предметы, находящиеся в упаковке при транспортировании РМ типа НУА или ОПРЗ, должны быть отделены от РМ, так как поверхностное загрязнение от РМ может передаться предметам, которые не являются РМ. Выполнение данного требования позволит исключить контакт между РМ и другими предметами в упаковке, который мог бы привести к образованию в упаковке РАО.

Комментарий

Выполнение данного требования исключает загрязнение нерадиоактивных грузов в случае их транспортирования в упаковке для РМ.

5.1.8. На перевозочных средствах могут перевозиться упаковки с радиоактивными материалами совместно с другими грузами в соответствии с правилами перевозки опасных грузов, действующими на соответствующих видах транспорта.

Комментарий

НП-053-16 в целом не запрещают совместную перевозку упаковок с РМ и других грузов (в том числе опасных) на одном транспортном средстве. При совместной перевозке РМ и других опасных грузов должны дополнительно выполняться требования правил перевозок опасных грузов, действующих на различных видах транспорта.

Опасные грузы могут вступать в реакцию друг с другом. Это может произойти, например, в результате утечки коррозионного вещества или взрыва. Чтобы сводить к минимуму возможность нарушения целостности системы герметизации упаковок с РМ вследствие их взаимодействия с другими опасными грузами, во время перевозки и хранения они должны отделяться от других опасных грузов.

См. также комментарии к пункту 1.2.9 НП-053-16.

Комментарий

В руководстве по эксплуатации упаковки могут содержаться требования к кантованию, закреплению и установке упаковки в транспортном средстве, а также другие положения, выполнение которых должно обеспечивать выполнение требований НП-053-16.

Комментарий

Перегрузка упаковки с одного транспортного средства на другое без временного хранения освобождает от необходимости выполнения требований к транзитному хранению, установленных в пункте 5.7 НП-053-16, а также минимизировать количество ТТО.

Комментарий

Данный пункт НП-053-16 относится только к работам со специальными транспортными средствами и при перевозках на условиях исключительного использования или в специальных условиях, когда перевозка связана с повышенной опасностью. При перевозках в обычных условиях загрузка и разгрузка осуществляются в соответствии с правилами перевозок опасных грузов, действующими на различных видах транспорта.

Комментарий

Организация, утверждающая сертификаты-разрешения, является также органом, ответственным за обеспечение ядерной и радиационной безопасности при транспортировании (ГКО). В связи с вышесказанным ГКО должен быть в курсе начала перевозок новых типов упаковок, содержащих большое количество РМ, которыми являются упаковки типа B и С, а также новых упаковок с ДМ. Также следует каждый раз уведомлять ГКО о перевозках в специальных условиях.

Грузоотправитель не обязан ждать подтверждения от ГКО о получении уведомлений.

Комментарий

Указанная в данном пункте информация позволит ГКО подготовиться на случай возможных аварийных ситуаций при транспортировании большого количества РМ в новой упаковке либо при перевозках в специальных условиях.

Комментарий

При возникновении нарушений необходимо также руководствоваться требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе объектов ядерного топливного цикла» (НП-047-11) [80], так как они содержат положения о порядке расследования нарушений при транспортировании РМ.

Для своевременного информирования всех участников транспортирования о нарушении между ними следует установить устойчивую и надежную систему связи. Аналогичная система связи должна быть установлена между участниками транспортирования и ГКО, а также органом регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

Комментарий

В качестве примера порядка обращения с такими грузами можно использовать порядок обращения с РМ неопределенного вида, который представлен в приложении № 7 к настоящим Справочным материалам.

Комментарий

Рекомендации по составу и содержанию программы радиационной защиты при транспортировании РМ приведены в РБ-127-17 [15].

Комментарий

Требования к маркировке груза РМ представлены в пункте 5.4 НП-053-16. Требования к маркировке грузов РМ, представленные в НП-053-16, не распространяются на специальные перевозки РМ.

Комментарий

Под специальными перевозками в НП-053-16 понимаются перевозки ДМ, подпадающих под действие положений постановления Правительства РФ от 19.06.2007 г. № 456 «Об утверждении правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов» [25].

5.2. Проверка груза перед перевозкой

Комментарий

Соответствие упаковочного комплекта техническим условиям позволяет подтвердить выполнение требований НП-053-16. Технические условия должны быть разработаны на этапе проектирования упаковок.

Если давление системы герметизации превышает 35 кПа, следует обосновать, что система герметизации в изготовленном состоянии функционирует должным образом. Это может быть выполнено, например, посредством испытания. Для упаковочных комплектов с клапанами для заполнения (сброса) давления отверстия гнезд для клапанов могут быть использованы для создания в системе герметизации проектного давления. Если система герметизации не имеет таких отверстий, то упаковка и ее крышка могут потребовать отдельных испытаний с использованием специальных приспособлений. В процессе этих испытаний следует проверять целостность уплотнений, применяя процедуры, установленные для нормального использования упаковки.

Для оценки эффективности защиты упаковок после изготовления, в соответствии с требованиями пункта 5.2.1 б) НП-053-16, компоненты защиты могут быть проверены путем использования калиброванных источников излучения. Источник излучения помещается за защиту и при этом измеряется уровень излучения за защитой упаковки. В качестве источника излучения могут использоваться имитаторы (например, закрытый источник излучения), радиационное воздействие которых эквивалентно воздействию реальных РМ, планируемых к перевозке. Критерии эквивалентности должны быть обоснованы.

При оценке эффективности защиты следует особое внимание уделять локальным увеличениям уровней излучения в различных местах упаковки.

Следует оценивать целостность системы герметизации, используя подходящие испытания на соответствие скорости утечки требованиям пункта 5.2.1.6 НП-053-16.

На этапе испытаний контейнера следует также проводить проверки размеров элементов контейнера и их конструкционных материалов на соответствие проекту.

Дополнительная информация по данным вопросам изложена в [81, 82].

Комментарий

Грузоотправителем должен быть разработан порядок проверки выполнения требований сертификатов-разрешений, а также иных необходимых требований перед началом перевозки. Следует составлять акт о соответствии транспортного средства, упаковочного комплекта и груза РМ нормативным требованиям.

Для проверки работоспособности системы герметизации упаковки может потребоваться проведение испытания под давлением. В ходе такого испытания следует обеспечить давление, соответствующее нормальным и аварийным условиям перевозки.

Для упаковки со значительным тепловыделением содержимого характеристики теплопередачи оказывают большое влияние на температурные режимы упаковки и соответствие ее требованиям по герметичности и радиационной защите.

Для определения равновесных условий по температуре и давлению следует осуществлять периодические замеры данных параметров, а также определять их изменение со временем. Следует учитывать возможность повышения давления в упаковках не только за счет роста температуры, но и вследствие радиолиза.

Комментарий

Грузоотправитель должен обеспечить выполнение требований НП-053-16 при подготовке упаковочных комплектов на ОИАЭ. При контроле содержимого упаковки следует руководствоваться положениями инструкций, действующих на предприятии грузоотправителя.

Для обеспечения соответствия требованиям пункта 5.2.3 НП-053-16 следует разработать и перед каждой перевозкой выполнять испытания, подтверждающие достижение стабильного состояния содержимого, которые должны включать в себя проведение измерений давления и температуры в течение достаточного промежутка времени. При выполнении любого испытания должно быть гарантировано, что выбранный метод обеспечивает необходимую чувствительность и не приводит к нарушению целостности упаковки. Факт несоответствия упаковки требованиям к конструкции, указанным в сертификате-разрешении, должен быть задокументирован, а ГКО должен быть проинформирован о данном несоответствии.

5.3. Пределы значений транспортного индекса, индекса безопасности по критичности, уровня излучения и радиоактивного загрязнения

Комментарий

ТИ определяется по результатам измерений или расчетов уровня мощности дозы на расстоянии 1 м от всех поверхностей упаковки, включая крышку и днище. По значению максимальной мощности дозы, полученному при проведении измерений или выполнении расчетов, устанавливается значение ТИ.

Предельно допустимые значения уровня излучения на поверхности упаковки, транспортных средств и на расстоянии 1 м от упаковки были выбраны на основе предполагаемой технологии обращения с упаковками, времени пребывания работников (персонала) вблизи упаковок и допустимых величин облучения непроявленных фотоматериалов. В отношении ТИ упаковки или транспортного пакета допустимое значение выведено исходя из среднего времени транзитного хранения 24 ч и условного расстояния 4,5 м между партиями грузов.

Поскольку для крупногабаритных грузов ослабление излучения с увеличением расстояния от груза происходит в существенно меньшей степени, чем для небольших упаковок, вводится коэффициент пересчета для ТИ крупногабаритных грузов согласно таблице № 5 приложения № 4 к НП-053-16. Данный коэффициент учитывает тот факт, что крупногабаритные грузы не могут рассматриваться как точечный источник, ослабление мощности дозы от которого обратно пропорционально квадрату расстояния. Для определения размера груза следует использовать значение наибольшей площади поперечного сечения груза.

Комментарий

Значение ТИ более 10 допускается при транспортировании на условиях исключительного использования. При таком транспортировании применяются дополнительные меры, позволяющие снизить радиационное воздействие от упаковки до допустимого.

Комментарий

При выборе предельного значения мощности дозы излучения на поверхности упаковки использовано предположение о том, что работники (персонал) находятся в непосредственном контакте с упаковками в течение 30 мин в день. Такой подход можно считать как недостаточным, так и консервативным. Например, о недостаточности могут говорить случаи, если персонал занят работами с упаковками, содержащими РМ, постоянно, о консервативности – предположение полного контакта с поверхностью упаковки и предположение, что обслуживаемые упаковки на всей поверхности имеют уровень излучения 2 мЗв/ч.

Таким образом, в связи с большими неопределенностями в условиях транспортирования РМ, требованиями НП-053-16 установлена необходимость периодических оценок уровней облучения лиц, связанных с перевозкой РМ.

Определение уровней излучения на поверхности упаковки путем прямого измерения требует учета размеров упаковки и расстояния от измерительного прибора до поверхности упаковки. В комментариях к пункту 23 приложения № 1 к настоящим Справочным материалам приведены поправочные коэффициенты, учитывающие размеры упаковки и размеры детектора.

Комментарий

Радиационная защита при увеличении допустимого уровня излучения на поверхности упаковки до 10 мЗв/ч при перевозке на условиях исключительного использования обеспечивается проведением дополнительных организационных мероприятий и применением технических мер при этих перевозках, ограничивающих доступ работников (персонала) к таким упаковкам и снижающих уровень излучения на поверхности транспортного средства и на расстоянии 2 м от него.

Комментарий

Значение ИБК упаковки, превышающее 50, в соответствии с требованиями пункта 2.12.10 НП-053-16, означает следующее: менее пяти упаковок с таким ИБК являются подкритичными в нормальных условиях транспортирования при любом их расположении; менее двух таких упаковок остаются подкритичными в аварийных условиях. При данных условиях необходимы дополнительные организационные меры, исключающие скопление упаковок при транспортировании, включая временное хранение, либо меры, обеспечивающие безопасное взаимное расположение упаковок.

Комментарий

Требованиями данного пункта запрещается одновременное транспортирование более чем одного типа РМ, которые соответствуют разным подпунктам пункта 2.12.2, а также двух различных РМ, соответствующих требованиям пункта 2.12.2 е), так как для таких РМ не подтверждена ядерная безопасность в аварийных условиях перевозки.

Предел массы делящихся нуклидов (15 г), указанный в подпункте г) настоящего пункта, выбран исходя из простоты обеспечения физической защиты груза РМ.

Масса делящихся нуклидов (45 г), указанная в подпунктах в) и д) настоящего пункта, составляет не более 25 % от минимальных критических масс различных ДМ, в соответствии с таблицей № 12 приложения № 4 к НП-053-16, что заведомо обеспечивает ядерную безопасность груза РМ при нормальных и аварийных условиях перевозки.

Если упаковки в грузе содержат ДМ, освобожденные на основе пределов для упаковки, следует предусмотреть процедуры контроля соблюдения установленных пределов для груза. Для этого грузоотправитель должен точно указать количество ДМ в каждой упаковке или консервативно принять, что в каждой упаковке содержится максимально допустимое количество ДМ.

Комментарий

Всем упаковкам, транспортным пакетам, грузовым контейнерам и резервуарам, кроме состоящих полностью из освобожденных упаковок, должна быть назначена категория. К упаковкам различных категорий могут применяться различные процедуры по их обслуживанию.

Соответствующая категория определяется ТИ и уровнем излучения в любой точке на внешней поверхности упаковки или транспортного пакета. В определенных случаях величины ТИ и уровня излучения на поверхности могут превышать те значения, которые разрешены для упаковок и транспортных пакетов самой высокой категории, то есть «III – ЖЕЛТАЯ». В таких случаях НП-053-16 требуют, чтобы груз транспортировался в условиях исключительного использования.

Предельные значения уровня излучения, заложенные в определение категорий, были получены на основании предполагаемых процедур обслуживания упаковки/груза, времени облучения работников (персонала) и времени облучения для фоточувствительных материалов (таблица № 8 приложения № 4 к НП-053-16).

Комментарий

Суда специального назначения предназначены для перевозки только РМ. Для транспортирования груза РМ, ТИ которого превышает 200, необходимо обеспечить выполнение требования пункта 5.11.3 НП-053-16.

Комментарий

Пределы для поверхностного загрязнения были установлены на основании [82]. Путями облучения были определены: внешнее бета-облучение кожи, пероральное поступление и ингаляция РМ. Были рассмотрены наиболее опасные из распространенных радионуклидов, а именно: ²³⁹Рu, ²²⁶Ra и ⁹⁰Sr. Полученные пределы активности соответствуют малым дозам при перевозке.

В случае упаковок, загрязненных альфа-излучателями, основным путем облучения является ингаляция РМ с поверхности упаковок в воздух в виде аэрозолей. Пределы активности учитывают, что только часть активности поверхностного загрязнения может быть во вдыхаемой форме, а также то, что только часть таких РМ попадают непосредственно внутрь организма.

Приведенные в данном пункте пределы для нефиксированных загрязнений применимы к среднему уровню на площади не менее 300 см² или к упаковке в целом, если общая поверхность ее менее чем 300 см².

Следует разрабатывать специальные методы измерения загрязнения поверхности, соответствующие специфике условий измерения. Приборы и детекторы следует выбирать с учетом характеристик радионуклидов, которые могут находиться на поверхности упаковки.

Уровень нефиксированных загрязнений может быть определен путем взятия мазков. Следует обеспечивать, чтобы число мазков, взятых с большой упаковки, было представительным для всей поверхности. Следует особое внимание уделять тем областям поверхности, о которых известно или предполагается, что они загрязнены больше, чем остальные.

При измерении активности мазка следует учитывать ряд параметров, таких как эффективность счета детектора, геометрические факторы, калибровка и доля загрязнения, удаленная с поверхности за один мазок, которая может составлять некоторую долю от реального загрязнения участка поверхности упаковки. Доля загрязнения, удаленного при взятии мазка, на практике может изменяться в широком диапазоне в зависимости от природы поверхности, природы загрязняющего вещества, давления, применяемого при мазке, площади контакта использованного материала с поверхностью, метода стирания и других факторов. Консервативно следует полагать, что доля загрязнения, удаленная при осуществлении мазка, составляет не более 10 % от реального нефиксированного поверхностного загрязнения участка упаковки.

Во всех случаях уровни загрязнения на внешних поверхностях упаковок следует сохранять на разумно достижимом низком уровне. По возможности следует предотвращать сам факт возникновения загрязнения при различных ТТО, включая разгрузку, погрузку и другие операции. При невозможности полного исключения загрязнения при ТТО (например, при загрузке ОЯТ в бассейнах выдержки) следует свести к минимуму время таких ТТО и разрабатывать эффективные методы дезактивации.

Если все упаковки имеют загрязнения, близкие к предельным, то обслуживание и хранение таких упаковок в транзитных зонах, терминалах аэропортов, на сортировочных станциях и т. д. может приводить к загрязнению рабочих площадей, что может потребовать дезактивации.

Следует отметить, что в НП-053-16 не установлены специальные пределы для уровней фиксированного загрязнения упаковок, так как внешнее излучение с их поверхности будет объединяться с излучением от содержимого упаковок, а уровни результирующего излучения от упаковок регламентируются другими требованиями.

Комментарий

Перевозочные средства могут загрязняться в процессе перевозки РМ за счет, например, загрязнения поверхностей нерадиоактивными материалами, в частности, ржавчиной, грязью и частями облупившейся краски. Подобные материалы при контакте с РМ могут увеличить уровень нефиксированного загрязнения.

Уровень излучения, являющийся следствием фиксированного загрязнения поверхностей, может быть измерен с использованием портативного прибора подходящего диапазона с удержанием его около поверхности транспортного средства.

Комментарий

Обычной практикой является дезактивация упаковки, грузового контейнера, резервуара, транспортного средства после окончания перевозки с целью их использования для транспортирования других материалов. Тем не менее возможны ситуации, например, перевозка урановых или ториевых руд, когда используемые транспортные средства и грузовые контейнеры не применяются для перевозок других, в том числе нерадиоактивных грузов, и, следовательно, постоянно загрязнены. Для данных случаев требованиями НП-053-16 допускается не проводить дезактивацию внутренних поверхностей контейнеров и транспортных средств. Очистка внутренних поверхностей после каждого использования может приводить к нежелательному облучению работников (персонала). Тем не менее наружные поверхности, которые легче дезактивировать, следует очищать до установленных НП-053-16 пределов после каждого использования.

5.4. Маркировка, этикетки, знаки опасности и информационные табло

Комментарий

Номера ООН, каждый из которых связан с собственным уникальным транспортным наименованием, имеют функцию идентификации опасных грузов как для конкретно обозначаемых веществ, так и для партий грузов общего назначения. Номера ООН для РМ были согласованы в рамках международного сотрудничества между Комитетом экспертов ООН по перевозке опасных грузов и МАГАТЭ. Система идентификации с помощью чисел предпочтительнее других форм идентификации, использующих символы или язык ввиду относительной простоты для международного опознавания. Эта идентификация может быть использована для многих целей. Гармонизированные с другими опасными грузами номера ООН позволяют обеспечивать быстрое и надежное определение радиоактивных грузов в общем потоке транспорта опасных грузов. Другой пример – использование номеров ООН в качестве уникальной идентификации для операций аварийного реагирования. Каждый номер ООН может быть связан с уникальной таблицей рекомендаций по аварийному реагированию, которая обеспечивает для участников аварийного реагирования получение общих указаний при неизбежном отсутствии специалистов на первом этапе аварийного реагирования.

Комментарий

Изображение номера ООН предоставляет информацию о типе перевозимого РМ, включая сведения о том, делящийся это материал или нет, и информацию о типе упаковки. Эта информация важна в случае инцидентов или аварий, приводящих к утечке РМ, помогает лицам, ответственным за аварийное реагирование, выбирать надлежащие противоаварийные действия.

Комментарий

Указание массы груза на упаковке необходимо для использования соответствующего оборудования при погрузочно-разгрузочных работах и соответствующих транспортных средств при перевозке, что в конечном счете влияет на безопасность перевозки.

Обращение с упаковками, масса брутто которых превышает 50 кг, следует осуществлять с помощью механизмов, а не вручную, что требует соответствующей маркировки массы для указания на возможную необходимость механизированного обслуживания.

В части обеспечения четкости и несмываемости маркировки см. комментарии к пункту 5.4.4 НП-053-16.

Комментарий

Чтобы сохранять возможность опознавать грузополучателя или грузоотправителя упаковки (например, в случае если упаковка потеряна при выполнении транзитных операций или ошибочно перемещена в другое место), на упаковке необходима идентификационная маркировка. Эта маркировка может состоять из названия или адреса как грузоотправителя, так и грузополучателя.

Следует обеспечивать чтобы маркировка на упаковках была четко напечатана, имела достаточный размер и была разумно расположена с учетом возможного загораживания обзора другими грузами. Маркировка упаковок, характеризующихся существенным радиационным воздействием, должна быть читаемой на определенном расстоянии с целью минимизации облучения работников (персонала).

Маркировку следует располагать на контрастном фоне для удобства ее прочтения (например, черные символы на белом фоне). Если упаковки имеют неровные внешние поверхности, может возникнуть необходимость в плоской панели или пластине, на которые наносится маркировка.

Маркировки должны быть долговечными и устойчивыми к условиям нормальной перевозки, включая воздействие внешних погодных условий и изнашивание, без существенного снижения читаемости, а также к аварийным условиям.

В запланированные проверки и программы обслуживания упаковочных комплектов следует включать положения по проверке всех маркировок и их восстановлению при любых повреждениях или дефектах.

Комментарий

Крайне важно указывать не только само обозначение упаковки, но и указывать слово «тип» перед данным обозначением, так как данные сокращения могут использоваться с другой целью в других транспортных правилах. Например, технические инструкции ИКАО (ICAO) используют сокращение IP для обозначения термина «внутренний упаковочный комплект» (Inner Packaging); например, «TYPE IP-3» обозначает один из десяти конкретных типов внутренних упаковочных комплектов.

В части обеспечения четкости и несмываемости маркировки см. комментарии к пункту 5.4.4 НП-053-16.

Комментарий

Конструкции упаковок типа B(U), В(М), С и упаковок с ДМ требуют утверждения компетентным органом. Маркировка на такие упаковки наносится с целью предоставления информации об основных документах, на основании которых осуществляется транспортирование РМ (посредством идентификационной метки). Кроме того, маркировка упаковки предоставляет ценную информацию при аварии.

В части обеспечения четкости и несмываемости маркировки см. комментарии к пункту 5.4.4 НП-053-16.

Комментарий

Маркировка упаковок типа B(U), В(М) или С посредством нанесения символа радиационной опасности (стойкая к воздействию огня и воды) позволяет гарантировать возможность идентификации таких упаковок после серьезной аварии.

Комментарий

В соответствии с требованиями пункта 5.6.4 НП-053-16 материалы НУА-I и ОПРЗ-I могут перевозиться неупакованными при перевозках на условиях исключительного использования. При этом должно быть гарантировано отсутствие потери содержимого в нормальных условиях перевозки. Для этих целей для материалов НУА-I или ОПРЗ-I могут использоваться дополнительные упаковочные материалы (обертка). Важно отметить, что положения НП-053-16 однозначно не требуют нанесения маркировки на упаковочные материалы, однако указывают, что при транспортировании может возникнуть необходимость нанесения такой маркировки. В тех случаях, когда следует четко идентифицировать груз, НП-053-16 допускают, чтобы маркировка была расположена непосредственно на упаковочных материалах.

Комментарий

Необходимо чтобы работники (персонал) были осведомлены о содержимом упаковок с РМ и знали о существовании потенциальной радиационной опасности или о необходимости соблюдения условий ядерной безопасности. Данная информация обозначается на этикетке цветом и категорией («I – БЕЛАЯ», «II – ЖЕЛТАЯ» или «III – ЖЕЛТАЯ») и этикеткой с обозначением ИБК.

Содержимое упаковки может, помимо радиоактивных свойств, обладать также и другими опасными свойствами (например, коррозионные или легковоспламеняющиеся вещества). В этих случаях необходимо дополнительно наносить такие знаки опасности, которые позволяют однозначно идентифицировать данные опасные свойства таких веществ. Вид и форма дополнительных знаков опасности установлены в соответствующих нормативных документах, устанавливающих правила перевозки опасных грузов.

Комментарий

Для резервуаров или грузовых контейнеров из-за возможности загораживания одного контейнера другими грузовыми контейнерами и резервуарами этикетки необходимо помещать со всех четырех сторон, чтобы обеспечить видимость этикетки без необходимости ее поиска и сведения к минимуму возможности ее загораживания другими грузами.

Комментарий

Помимо идентификации радиоактивных свойств содержимого, этикетки также включают специфическую информацию о содержимом, например, наименование нуклида или наиболее важных с радиационной точки зрения нуклидов (в случае смеси нуклидов), а также суммарную активность. В случае ДМ значение его массы может являться более показательным, чем значение активности. Для определения наиболее ограничивающего с радиационной точки зрения радионуклида при перевозке смеси радионуклидов рекомендуется воспользоваться соотношением, максимальное значение которого будет соответствовать наиболее опасному радионуклиду:

 (7)

где: f_i — активность i-го радионуклида;

A_i = А₁ или А₂ для i-го радионуклида (по применимости).

Материалы НУА-1 характеризуются низкой радиационной опасностью, в связи с чем указание их свойств на этикетках не требуется.

Указание информации о ТИ существенно для временного хранения, так как она используется для контроля накопления упаковок и обеспечения правильного разделения грузовых единиц.

Информация, указанная на этикетке, может использоваться в случае аварии при проведении оценок опасности для персонала и населения.

Комментарий

Этикетки, содержащие информацию о ИБК, следует размещать на упаковках, содержащих ДМ. Этикетка ИБК по определению также идентифицирует упаковку и ДМ в упаковке. ИБК предоставляет информацию, необходимую для организации хранения упаковки, для контроля накопления и обеспечения правильного разделения упаковок с ДМ.

Комментарий

Этикетка, размещаемая на пакете либо грузовом контейнере, позволяет визуально определить ИБК всех упаковок без необходимости рассмотрения этикетки каждой из упаковок в отдельности.

Комментарий

Размещение предупредительных знаков со всех четырех сторон грузовых контейнеров и резервуаров обеспечивает их распознавание со всех направлений. Размер предупредительного знака следует делать таким, чтобы он легко читался даже на расстоянии. Также см. комментарии к пункту 5.4.4 НП-053-16.

Комментарий

См. комментарии к пункту 5.4.2 НП-053-16.

Комментарий

Выполнение данного требования позволяет гармонизировать вид и форму маркировки и этикеток с требованиями общепризнанных Правил МАГАТЭ при международных перевозках.

Комментарий

Под специальными перевозками в НП-053-16 понимаются перевозки ДМ, попадающие под действие положений постановления Правительства РФ от 19.06.2007 г. № 456 «Об утверждении правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов» [25]. В соответствии с пунктом 55 данного постановления перевозка должна осуществляться в сопровождении охраны. Кроме того, в соответствии с пунктом 57 данного постановления, на транспортном средстве не должно быть нанесено знаков и надписей, свидетельствующих о характере груза, к которым относятся знаки опасности, этикетки с обозначением типа РМ и другая маркировка.

5.5. Требования к перевозке освобожденных упаковок

Комментарий

Освобожденные упаковки — это упаковки, в которых допустимое радиоактивное содержимое ограничено столь низкими уровнями, что его потенциальная опасность незначительна, и поэтому никакое испытание их систем герметизации или целостности ограждения не требуется.

Общий подход к регулированию безопасности перевозки освобожденных упаковок основан на том, что количество и характер их радиоактивного содержимого должны быть таковы, что при выходе из упаковки даже этого содержимого радиационная опасность не превышает опасности при разрушении упаковок типа А и выходе из них части твердого и жидкого содержимого.

При перевозке освобожденных упаковок применяются только требования, перечисленные в данном пункте НП-053-16. Например, на этих упаковках не обязательно указывать массу упаковки, не устанавливаются этикетки радиационной опасности и другие.

Комментарий

Данный уровень излучения соответствует категории «I - БЕЛАЯ». Тем не менее освобожденные упаковки не имеют этикетки со знаком радиационной опасности, поскольку такой уровень излучения практически не может приводить к переоблучению работников (персонала) и населения, а также к повреждению фоточувствительных материалов. Кроме того, с учетом чрезвычайно малой потенциальной опасности содержимого при авариях контроль обращения с упаковками в ходе перевозки не требуется.

Комментарий

В упаковке могут содержаться ДМ, удовлетворяющие требованиям одного из подпунктов пункта 2.12.2 НП-053-16. При этом в упаковке, в соответствии с требованиями пункта 5.3.6 НП-053-16, не допускается перевозить разные РМ, удовлетворяющие требованиям разных подпунктов пункта 2.12.2 НП-053-16. Необходимо также учитывать другие требования, указанные в пункте 5.3.6 НП-053-16, в том числе требования к пределам массы ДМ в грузе РМ.

Комментарий

Упаковочный комплект уменьшает вероятность как повреждения содержимого, так и выхода из упаковки РМ в твердой или жидкой форме. Соответственно пределы для освобожденной упаковки с приборами и промышленными изделиями, содержащими твердые или жидкие источники, установлены в 100 раз выше, чем для отдельного прибора или изделия. Для упаковок с приборами и изделиями, содержащими газообразные РМ, упаковочный комплект может обеспечивать определенную защиту от разрушения, однако не может существенно снизить утечку газов, которые могут выйти внутри него. Поэтому пределы для освобожденных упаковок с приборами и изделиями, содержащими газообразные РМ, были установлены только в 10 раз выше, чем пределы для отдельного прибора или изделия.

Комментарий

Представленные в таблице № 9 приложения № 4 к НП-053-16 пределы активности выбраны исходя из консервативных предположений.

Газообразный тритий приведен отдельно, поскольку фактическая величина A₂ для трития значительно превышает значение 40 ТБк, представляющее собой обычно максимум для величин A₂. Значение 2×10^-2 A₂ консервативно по сравнению с другими газами, даже с учетом перехода трития в тяжелую воду. В случае жидкостей предел активности дополнительно сокращен в 10 раз, поскольку считается, что при аварии существует большая вероятность их утечки.

Комментарий

РМ, указанные в данном пункте, не оказывают существенного влияния на ядерную и радиационную безопасность транспортирования (за исключением альфа-излучения и образования загрязнения), а также на соблюдение температурных режимов упаковки, в связи с чем для упаковок с такими РМ не требуется сложных мер обеспечения безопасности. С целью полного исключения необходимости принятия каких-либо мер обеспечения безопасности такие РМ должны быть помещены в оболочку из плотного материала. Данная оболочка обеспечивает защиту от альфа-излучения, практически исключает загрязнение поверхностей упаковки, а также предотвращает механическое повреждение РМ.

5.6. Требования к перевозке материалов НУА и ОПРЗ

Предметами промышленного изготовления из природного или обедненного урана, которые могут перевозиться как промышленные упаковки, являются разнообразные детали, изготовленные из обедненного урана (например, урановая защита в металлических оболочках, используемая в медицинских приборах).

Назначение неактивной оболочки состоит в том, чтобы покрывать внешние поверхности урана или тория и защищать их от изнашивания, поглощать исходящее альфа-излучение и уменьшать уровень бета-излучения на доступных поверхностях изделия. Оболочка может также использоваться ввиду потенциально возможного окисления урана или тория и возможного последующего появления нефиксированного загрязнения на наружных поверхностях таких изделий.

В случае, когда защита из обедненного урана включена в упаковочный комплект, уран следует покрывать стальной оболочкой, и сплошность покрытия должна быть обеспечена качественной сваркой. Например, национальные нормы в Соединенных Штатах Америки оговаривают, что стальная оболочка должна иметь толщину не менее 3,2 мм, и снаружи упаковочного комплекта должна быть этикетка, показывающая, что он содержит уран и предохраняющая его от случайной утилизации в качестве металлолома.

Комментарий

Поскольку промышленные упаковки, используемые для перевозки материалов НУА и ОПРЗ, не проходят испытания на аварийные условия перевозки, в НП-053-16 введены положения, ограничивающие содержимое упаковок до количества, которое позволяет удерживать уровень излучения на расстоянии 3 м от незащищенного материала или объекта в пределах 10 мЗв/ч. Предполагается, что геометрические изменения материалов НУА и ОПРЗ в результате аварии не приведут к значительному повышению этого уровня внешнего излучения.

Комментарий

Уровни загрязнения на внешних поверхностях упаковок следует сохранять на разумно достижимом низком уровне. Следует по возможности предотвращать загрязнение поверхности. Особое внимание следует уделять удалению загрязнения в областях соединений и уплотнителей.

Следует также удалять загрязнение с поверхностей, с которыми упаковки регулярно контактируют, например, поверхности транспортного средства.

Следует проводить регулярные измерения уровня поверхностного загрязнения с целью подтверждения выполнения требований пунктов 5.3.9 и 5.3.10 НП-053-16.

Комментарий

Использование для перевозки материалов НУА и ОПРЗ различных типов промышленных упаковок осуществляется по следующему общему принципу: чем выше потенциальный риск от материалов НУА и ОПРЗ, тем более высокую целостность упаковки следует обеспечивать. При оценке потенциальной опасности следует принимать во внимание физическую форму материала НУА.

Комментарий

В качестве неупакованных материалов, содержащих РМ, могут выступать, например, элементы ОИАЭ, выведенных из эксплуатации, например, трубопроводы.

Комментарий

При определении пределов активности материалов НУА и ОПРЗ для перевозочных средств учитывалась повышенная опасность, представляемая жидкостями и газами, горючими твердыми веществами и уровнями загрязнения в условиях аварий.

Термин «Горючие твердые вещества» в таблице № 11 приложения № 4 к НП-053-16 означает все НУА-II и НУА-III в твердой форме, способные поддерживать горение или сами по себе, или в пламени.

Комментарий

В пунктах 5.7.6 и 5.7.7 НП-053-16 для упаковок, содержащих ДМ, установлены требования по их размещению при временном хранении, при выполнении которых заведомо обеспечивается ядерная безопасность временного хранения таких упаковок.

Комментарий

При транспортировании ДМ необходимо проводить анализ ядерной безопасности транспортирования. При этом необходимо учитывать все положения раздела 2.12 НП-053-16.

5.7. Размещение грузов при перевозке и транзитном хранении

Комментарий

Крепление упаковок внутри транспортного средства или на нем необходимо для исключения падения упаковок во время движения и связанных с этим повреждений. Кроме того, в результате падения упаковок вероятна их потеря. Тяжелые незакрепленные упаковки своими произвольными перемещениями могут оказывать влияние на устойчивость транспортного средства.

Падение упаковок с транспортного средства и их потеря, кроме непосредственного нанесения повреждения людям и транспортному средству, может также представлять радиационную опасность, так как упаковка может быть найдена и вскрыта неквалифицированным персоналом или населением.

Для закрепления могут быть использованы подстилки, башмаки, блоки или швартовочные тросы. Дополнительные рекомендации по закреплению упаковок приведены в приложении № 3 к настоящим Справочным материалам.

Комментарий

Следует уделять внимание материалам, находящимся рядом с упаковками, для подтверждения того, что в любом отсеке, содержащем упаковки, циркуляция воздуха не ограничена настолько, чтобы вызывать существенное повышение температуры окружающего воздуха в непосредственной близости от упаковок. Если упаковки с РМ выделяют значительное количество тепла, то необходимо разработать инструкцию по складированию упаковок с целью исключения их перегрева.

Комментарий

Имеется ряд причин для ограничения накопления пакетов в группах или в транспортных средствах и грузовых контейнерах. В частности, необходимо предотвращать превышение уровней излучения. Для партий грузов это достигается установкой ограничения на значение ТИ. Кроме того, необходимо предотвращать риск возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления ограничением нейтронного взаимодействия между упаковками, содержащими ДМ.

Комментарий

Временное (транзитное) хранение груза РМ является этапом (составной частью) транспортирования, которое подлежит лицензированию в качестве вида деятельности, а объекты на которых эта деятельность осуществляется (склады железнодорожных станций, портов, аэропортов, грузовых автостанций и прочее), рассматриваются при лицензировании этого вида деятельности. В случае непредвиденных остановок в процессе транспортирования ответственность за безопасность, включая сохранность груза, в местах временного (транзитного) хранения, как правило, без осуществления разгрузки транспортного средства, остается на перевозчике, который при необходимости, может согласовать условия хранения с грузоотправителем (грузополучателем), который несет всю полноту ответственности как эксплуатирующая организация.

Целесообразно в программе радиационной защиты при транспортировании рассмотреть и обосновать безопасность условий временного (транзитного) хранения в местах предполагаемой перегрузки груза РМ или в местах вынужденных остановок, если такое не исключается.

Комментарий

Эффективным путем ограничения уровней излучения в ходе перевозки является установление надлежащих разделяющих расстояний между РМ и местами, где могут присутствовать люди.

Вычисления разделяющих расстояний должны быть основаны на консервативных предположениях.

При расчете разделяющих расстояний для зон транзитного хранения следует принимать во внимание ТИ упаковок и максимальное время нахождения персонала вблизи грузов РМ. Корректность выбора разделяющих расстояний следует проверять посредством измерений.

Комментарий

Требование об удалении групп упаковок друг от друга не менее чем на 6 м необходимо для исключения риска возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления. В случае если две зоны хранения разделены стеной, полом или аналогичной границей, хранение упаковок на противоположных сторонах разделяющей физической границы также должно удовлетворять требованию сохранения расстояния 6 м.

Комментарий

Значение ИБК упаковки, превышающее 50, в соответствии с требованиями пункта 2.12.10 НП-053-16, означает следующее: менее пяти упаковок с таким ИБК являются подкритичными в нормальных условиях транспортирования при любом их расположении; менее двух таких упаковок остаются подкритичными в аварийных условиях. При данных условиях необходимы дополнительные организационные меры, исключающие скопление упаковок при транспортировании, включая временное хранение, либо меры, обеспечивающие безопасное взаимное расположение упаковок.

Комментарий

При совместном транспортировании упаковок с различными РМ необходимо, чтобы значения их суммарных ТИ и ИБК не превышали пределов, установленных в таблицах № 6 и № 7 приложения № 4 к НП-053-16 для соответствующих грузовых контейнеров и транспортных средств.

В специальных условиях перевозятся грузы, обладающие существенно более опасными свойствами, по сравнению с грузами, перевозимыми в других условиях. В связи с вышесказанным возможность их транспортирования с другими РМ должна быть обоснована отдельно.

Комментарий

Требования в области пожарной безопасности регулируются Федеральным законом Российской Федерации от 22.07.2008 г. № 122-ФЗ «Технический регламент о требованиях пожарной безопасности» [83] и Федеральным законом Российской Федерации от 30.12.2009 г. № 384-ФЗ «Технический регламент о безопасности зданий и сооружений» [84]. Кроме того, необходимо учитывать требования к системам противопожарной защиты, отраженные, в частности, в документе СП 5.13130.2009 «Свод правил. Системы противопожарной защиты. Установки пожарной сигнализации и пожаротушения автоматические» [85].

На складах временного хранения РМ следует устанавливать оповещатели о возникновении пожара, оборудование мониторинга пожарной обстановки, а также первичные средства пожаротушения, например, огнетушители и пожарные рукава.

В случае если на складе планируется хранение ДМ, применение средств пожаротушения не должно приводить к увеличению значения К_эфф.

5.8. Перевозка порожних транспортных упаковочных комплектов

Комментарий

Порожние упаковочные комплекты, ранее содержавшие РМ и имеющие вследствие этого радиоактивное загрязнение или остатки перевозимого РМ, могут перевозиться:

·       либо как освобожденная упаковка без использования этикеток и других знаков радиационной опасности, если порожняя упаковка не содержит остатков РМ и не имеет радиоактивного загрязнения;

·       либо, исходя из количества и характера радиоактивного загрязнения и остатков РМ, как упаковка соответствующего типа, соответствующей категории с этикетками и знаками радиационной опасности и выполнением других соответствующих требований.

Полагается, что если упаковочный комплект использовался для перевозки РМ, то он отвечает общим требованиям к конструкции всех упаковочных комплектов, то есть по конструкции отвечает требованиям к освобожденным упаковкам и упаковкам типа ПУ-1.

Если порожняя упаковка не содержит РМ, ее перевозка не подпадает под действие НП-053-16. Нужно отметить, что правила ИАТА требуют в сопроводительных документах указывать: «Радиоактивный материал. Освобожденная упаковка UN2909 или UN2908».

Порожние упаковочные комплекты, которые когда-то содержали РМ, представляют собой малую опасность при условии, если они были тщательно очищены для снижения уровней нефиксированных загрязнений до значений, определенных в пункте 5.3.9 НП-053-16, имеют уровень излучения от внешней поверхности ниже 5 мкЗв/ч и находятся в работоспособном состоянии. При этих условиях порожние упаковочные комплекты могут перевозиться как освобожденные упаковки.

В некоторых случаях, например, при возврате порожних упаковок в упаковках типа В, может перевозиться активность до А₂, и в документации такая перевозка обозначается как перевозка упаковки типа А. С учетом более жестких требований к упаковкам типа В, требования к упаковкам типа А при таких же перевозках выполняются автоматически.

Определение остаточной активности РМ внутри порожнего упаковочного комплекта может быть осуществлено посредством взятия мазков или ряда других методов, включая:

·       измерение общей активности и удельной активности;

·       определение радионуклидного состава;

·       определение материального баланса, например, путем расчета разницы известной активности или массы содержимого заполненной упаковки и активности или массы удаленной при опорожнении упаковки.

Независимо от того, какой метод или комбинация методов были использованы, следует позаботиться о предотвращении чрезмерного облучения персонала в процессе измерения. Особое внимание следует обращать на возможность высоких уровней излучения, когда система герметизации порожнего упаковочного комплекта открыта.

Комментарий

Порожняя упаковка, соответствующая требованиям пункта 5.8.1 НП-053-16, не представляет серьезной опасности для персонала и населения. Наличие знаков опасности, нанесенных на такую упаковку при ее прошлой эксплуатации, приведет к неправильному определению содержимого упаковки и его опасности, а также к реализации излишних мер защиты при обращении с данной упаковкой.

Комментарий

Следующие примеры описывают ситуации, где положения пункта 5.8.1 НП-053-16 не применимы:

а) порожний упаковочный комплект, который не может быть надежно закрыт из-за повреждений или других механических дефектов, может быть перевезен, например, в специальных условиях;

б) порожний упаковочный комплект, содержащий остатки РМ или внутренние загрязнения сверх пределов, установленных для нефиксированных загрязнений, в соответствии с пунктом 5.8.1 б) НП-053-16, следует перевозить только как категорию упаковок, которые соответствует количеству, форме остатка РМ и загрязнения.

Комментарий

Во всех случаях уровни загрязнения на внешних поверхностях упаковок следует сохранять на минимальном разумно достижимом уровне. Пределы, установленные в пункте 5.3.9 НП-053-16, применяются для всех упаковочных комплектов, в том числе порожних. Для соблюдения данных пределов следует проводить дезактивацию порожней упаковки перед ее перевозкой.

Комментарий

Для документального подтверждения отсутствия РМ и радиоактивного загрязнения следует оформить акт обследования упаковки.

5.9. Требования к перевозке радиоактивных материалов автомобильным транспортом

Комментарий

В большинстве случаев уровень излучения в любой точке внешней поверхности упаковки ограничен значением 2 мЗв/ч. В случае транспортирования упаковок и транспортных пакетов автомобильным транспортом на условиях исключительного использования разрешается превышение предела 2 мЗв/ч, если доступ к закрытым областям транспортного средства ограничен. Ограничение может быть достигнуто путем использования запирающегося транспортного средства.

При выполнении транзитных операций не следует проводить выгрузку или входить в закрытые для доступа зоны транспортного средства. Если транспортное средство на какое-либо время помещается на огороженную территорию перевозчика, его следует парковать в месте, доступ к которому контролируется и рядом с которым маловероятно нахождение людей в течение продолжительного времени. Если необходимо выполнение работ по обслуживанию на транспортном средстве в течение продолжительного времени, грузоотправителю или грузополучателю следует обеспечивать требуемую защиту от излучения, например, за счет дополнительной защиты и мониторинга уровня излучения.

В случае перевозки автомобильным транспортом упаковку или транспортный пакет следует закреплять с учетом воздействия сил, возникающих в результате ускорения, торможения, поворотов, которые возможны в нормальных условиях перевозки.

При определении мощности дозы для транспортного средства следует учитывать дополнительную защиту внутри перевозочного средства.

Комментарий

Ограничения на тех, кому может быть разрешено присутствовать в машинах, перевозящих радиоактивные упаковки со значительным уровнем излучения, предназначены для предотвращения неконтролируемого облучения.

Термин «сопровождающее лицо» следует интерпретировать как работник, в чьи задачи на транспортном средстве входит обслуживание как транспортного средства, так и радиоактивного груза. Сопровождающими лицами, например, не могут быть население или пассажиры, которые находятся на транспортном средстве. Однако сопровождающими лицами могут быть специалисты по радиационной безопасности, присутствующие для выполнения своих обязанностей, или материально ответственное лицо, назначенное для сдачи (приемки) груза.

Транспортные средства следует загружать таким образом, чтобы сводить к минимуму уровни облучения в местах, занятых работниками (персоналом). Этого можно достичь, помещая упаковки с более высокими уровнями излучения в отдалении от зоны, занятой людьми, а упаковки с низкими уровнями излучения – ближе к этой зоне. В период загрузки и выгрузки время ручного обслуживания следует сводить к минимуму и предусматривать вспомогательные устройства, такие как сети или поддоны для увеличения расстояния до упаковки. Следует предотвращать длительное пребывание персонала в зонах, где имеются значительные уровни излучения.

Комментарий

См. комментарии к пункту 5.13.1 НП-053-16.

Комментарий

Водитель или ответственный за сопровождение груза должны контролировать правильность осуществления транспортных операций в соответствии с инструкциями и (или) разметкой внутри транспортного средства.

Комментарий

Дополнительные меры ограничения доступа посторонних лиц к транспортному средству требуются преимущественно при остановках. Под посторонними лицами понимается в первую очередь население, случайные прохожие и другие лица, не имеющие отношения к процессу транспортирования РМ.

Комментарий

Наличие информационного табло на боковых и задних стенках автомобиля (модуля, несущего груз, крупногабаритного груза) позволяет предупредить окружающих об опасности груза на всех возможных направлениях приближения к нему. Следует обеспечивать, чтобы информационные табло были четко напечатаны и были устойчивыми к воздействиям погодных условий. Не следует устанавливать на транспортное средство дополнительные знаки, затрудняющие корректную идентификацию груза.

Комментарий

Размещение номера ООН на транспортном средстве позволяет однозначно определить ряд свойств РМ и упаковки. Данная информация является существенной, в частности, при выборе стратегии ликвидации последствий возможной аварии силами аварийно-спасательного формирования, прибывшего на место аварии.

Комментарий

Для внутренних перевозок РМ по территории Российской Федерации (то есть, не экспортно-импортных или транзитных перевозок) действуют российские правила перевозки опасных грузов на соответствующих видах транспорта или международные правила, если они приняты в Российской Федерации для таких перевозок.

Международные перевозки автомобильным транспортом по территории Российской Федерации регламентируются Европейским соглашением о дорожной перевозке опасных грузов в международном сообщении (ADR), к которому приложены «Правила перевозок опасных грузов (ДОПОГ)» [4]. Данный документ обновляется под эгидой Комитета по внутреннему транспорту Европейской экономической комиссии ООН и принят в Российской Федерации соответствующим постановлением правительства.

5.10. Требования к перевозке радиоактивных материалов железнодорожным транспортом

Комментарий

Возможный вид отправки груза РМ зависит от массы партии груза и ее ТИ.

При достаточном размере партии груз РМ может быть отправлен повагонной отправкой (что практически эквивалентно понятию «исключительное использование»). Независимо от массы, повагонными отправками должны перевозиться упаковки, требующие перевозки на условиях исключительного использования, а также группы упаковок любой категории, сумма ТИ которых выше 50.

Мелкими отправками принимаются упаковки с РМ массой не более 500 кг в одном месте. Упаковки с большей массой могут быть приняты к перевозке с согласия начальников железнодорожных станций отправления и назначения груза.

Грузоотправитель обязан предъявлять к перевозке упаковки с РМ, следующие в один адрес, в пакетированном виде в соответствии с требованиями правил перевозок грузов в транспортных пакетах. Масса пакета, отправляемого мелкой отправкой, не должна превышать 1 т.

Учитывая возможные задержки отправки грузовых составов, упаковки с короткоживущими нуклидами (с периодом полураспада до 15 сут) рекомендуется отправлять только в скорых пассажирских поездах.

Это же условие «Правила перевозок опасных грузов по железным дорогам» относят к упаковкам, требующим соблюдения определенного температурного режима. Однако возможность, условия и способ перевозки таких упаковок должны в каждом отдельном случае определяться грузоотправителем по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, в область ответственности которого входит обеспечение безопасности на железнодорожном транспорте.

К перевозке в почтово-багажных и пассажирских поездах радиационные упаковки принимаются при соблюдении следующих условий:

·       перевозка осуществляется без перегрузки в пути следования;

·       количество одновременно перевозимых в багажном вагоне упаковок категории «I - БЕЛАЯ» не ограничивается;

·       общее количество упаковок категорий «II - ЖЕЛТАЯ» и «III - ЖЕЛТАЯ» таково, что сумма ТИ не превышает 10;

·       мощность эквивалентной дозы излучения в местах постоянного пребывания работников в багажном вагоне не превышает 0,01 мЗв/ч;

·       максимальная масса одной упаковки не более 165 кг при погрузке и выгрузке средствами грузоотправителя и грузополучателя механизированным способом и не более 50 кг при ручной погрузке;

·       минимальная масса брутто одной упаковки 10 кг, а размер не менее 0,2´0,2´0,2 м;

·       грузы массой более 50 кг принимаются к перевозке при условии, что на станции назначения пассажирский поезд имеет стоянку не менее 5 мин;

·       грузополучатель обязан явиться за прибывшим в его адрес радиационным грузом к приходу пассажирского поезда.

Правила перевозок опасных грузов по железным дорогам предусматривают, что перевозка радиационных упаковок должна осуществляться только в закрытых транспортных средствах – крытых вагонах и контейнерах.

При включении в состав грузового поезда вагона с радиационными упаковками этот вагон отделяется не менее чем одним вагоном (порожним вагоном или с вагоном с неопасным грузом) от пассажирских вагонов, грузовых вагонов с людьми, вагонов, имеющих тормозную площадку, и вагонов с другими опасными грузами.

Комментарий

Перевозка в поездах прямого назначения минимизирует необходимость временного (транзитного) хранения РМ в пути, а также проведения перегрузок РМ с одного поезда на другой. Часть РМ, например, ДМ, на которые распространяется действие постановления Правительства РФ от 19.06.2007 г. № 456 «Об утверждении правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов» [25], должна находиться под усиленной охраной (включая места транзитного хранения), а наличие вагонов, не связанных с транспортированием РМ (например, вагонов с другими грузами), должно быть исключено.

Комментарий

Выполнение данного требования позволяет ограничить токсическое воздействие урана и тория на персонал и население при обычных условиях перевозки.

Комментарий

Под мелкой отправкой в данном пункте подразумевается транспортирование РМ, при котором в вагоне, предназначенном для транспортирования, могут находиться другие, в том числе нерадиоактивные, грузы.

Комментарий

В качестве дополнительных мер защиты персонала и населения от излучения могут применяться блокировки (замки), ограничивающие проникновение посторонних лиц внутрь вагона при стоянках. Кроме того, следует закрепить груз РМ таким образом, чтобы он находился на как можно большем удалении от боковых поверхностей вагона.

Комментарий

В протоколах измерений радиационных характеристик ТУК следует подтвердить соблюдение соответствующих требований НП-053-16 в части ограничения уровней излучения и поверхностного загрязнения.

Комментарий

Способы погрузки, размещения и крепления упаковок должны учитывать все опасные свойства перевозимого груза.

Комментарий

Знаки опасности наносятся на обе боковые стенки вагона с РМ.

Сопровождающий персонал, обязательно направляемый для сопровождения грузов РМ в вагонах, на которых не устанавливаются знаки радиационной опасности (например, при специальных перевозках), фактически должен обеспечивать функции, возлагаемые на такие знаки, а именно предупреждение о потенциальной опасности и недопущение нахождения посторонних лиц вблизи вагона.

Этот персонал должен предупреждать о потенциальной опасности транспортных рабочих, обслуживающих вагоны, и обеспечивать, чтобы они без необходимости не находились вблизи вагонов с грузом РМ.

Комментарий

Грузоотправителю (грузополучателю) следует заблаговременно определить лиц, ответственных за выполнение перегрузок груза из неисправного железнодорожного состава.

Комментарий

Грузоотправитель (грузополучатель) ставится в известность о неисправности вагона и необходимости перегрузки груза специалистом, сопровождающим груз, начальником железнодорожной станции или соответствующим органом федерального органа исполнительной власти, которому подведомственен конкретный грузоотправитель (грузополучатель).

Передача такой информации осуществляется в соответствии с порядком, установленным нормативными документами.

Комментарий

Перевозки РМ в купе пассажирских поездов регламентируются санитарно-эпидемиологическими правилами и нормативами «Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ)» СанПиН 2.6.1.1281-03 [86].

Комментарий

При транспортировании РМ железнодорожным транспортом должен быть максимально снижен риск повреждения упаковки в результате возможных толчков, поворотов и других воздействий. Дополнительные рекомендации по закреплению упаковок приведены в приложении № 3 к настоящим Справочным материалам.

Комментарий

Перевозка опасных грузов по железным дорогам регламентируется документом «Правила безопасности при перевозке опасных грузов железнодорожным транспортом» (РД 15-73-94) [87].

5.11. Требования к перевозке радиоактивных материалов на судах морского и речного флота

Комментарий

В случае перевозки морским транспортом длительность перевозки может составлять от нескольких недель до нескольких месяцев, а необходимость в постоянной штатной проверке в течение всей перевозки может приводить к значительному облучению за время перевозки РМ. Для упаковок, имеющих уровень излучения на поверхности больше, чем 2 мЗв/ч, вводятся дополнительные ограничения. Так, перевозить морем любую упаковку, уровень излучения на поверхности которой превышает 2 мЗв/ч, необходимо только на условиях исключительного использования, за исключением тех случаев, когда упаковки размещены в вагоне или автотранспортном средстве, перевозимом на условиях исключительного использования. В данном случае желательно выделять специальную площадь для размещения таких вагонов или автотранспортных средств на судне. Выделение данной площади может быть целесообразно, в частности, на судах, выполняющих регулярные рейсы с грузами РМ, размещенными в других транспортных средствах (например, на паромах).

Более подробно требования к перевозке опасных грузов морским транспортом описаны в Кодексе ММОГ [2] и Кодексе ОЯТ [88] для соответствующих видов РМ. Так, например, в соответствии с положениями Кодекса ОЯТ [88] суда классов ОЯТ 1 – 3 должны иметь Международное свидетельство о годности судна к перевозке груза ОЯТ (пункт 1.3.2 Кодекса ОЯТ [88]), а также должны предусматривать вентиляцию или охлаждение закрытых грузовых помещений с целью непревышения температуры воздуха в помещениях + 55 ⁰С (пункт 4.1 Кодекса ОЯТ [88]).

Комментарий

Под судами специального назначения понимаются суда, спроектированные или переоборудованные специально для перевозки РМ. Другие грузы на подобных судах не перевозятся. При определении порядка размещения РМ на судне специального назначения следует учитывать уровни радиоактивного излучения от упаковок, характеристики судна, длительность рейса и количество РМ. Дополнительно при размещении РМ следует учитывать уровни тепловыделения от упаковок, а также ИБК. В ходе рейса следует организовать радиационный контроль. При транспортировании за пределы Российской Федерации необходимо учитывать требования законодательства страны назначения.

Программа радиационной защиты может быть согласована с органом государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии после организации необходимой экспертизы в соответствии с положениями пункта 6.2 постановления Правительства Российской Федерации «О Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору» от 30.07.2004 г. № 401 [89].

При транспортировании РМ следует руководствоваться, в том числе, приложением к Кодексу ММОГ [2], в котором содержатся рекомендации по перевозке таких грузов морским транспортом (Кодекс ОЯТ [88]).

Комментарий

Запрет на размещение между грузами с ДМ других грузов связан с необходимостью обеспечения ядерной безопасности. Хотя это и крайне маловероятно, но другие грузы могут иметь характеристики замедления нейтронов более эффективные, чем у воды, наличие которой между упаковками принимается в расчетах ядерной безопасности.

Комментарий

В отличие от требований к перевозке РМ другими видами транспорта, при перевозке морским транспортом в транспортный документ (ордер) необходимо дополнительно включать сведения о массе всех РМ (а не только ДМ), ТИ (вне зависимости от категории упаковок), а также ИБК (вне зависимости от того, является ли РМ освобожденным от требований к ДМ).

Комментарий

Два часа позволяют в большинстве случаев обеспечить достаточно времени для погрузки большого числа упаковок с РМ на борт судна.

Комментарий

В протоколе дозиметрических измерений следует указать средства измерений, сведения о их поверке, результаты измерений уровня излучения в контрольных точках, заключение по результатам измерений и другие необходимые сведения.

Комментарий

Грузополучателю следует заблаговременно определить лиц, ответственных за своевременный вывоз РМ с территории порта прибытия.

Лицо, сопровождающее упаковки, обязано заблаговременно явиться к капитану порта и предъявить документы, подтверждающие, что предъявителю поручена перевозка упаковок. В документах также должны быть указаны пункты отправления и назначения, категория упаковок, число мест и масса упаковок.

Комментарий

Дополнительные требования могут быть введены санитарными или санитарно-гигиеническими правилами, регламентирующими перевозки РМ.

Комментарий

В технологической карте следует привести технические средства и организационные мероприятия, обеспечивающие выполнение требований международных документов.

Комментарий

Дополнительные требования к регламентации условий перевозки РМ на судах морского и речного транспорта устанавливаются Правилами морской перевозки опасных грузов (РД 31.15.01-89) [90] и требованиями Кодекса ММОГ [2].

5.12. Требования к перевозке радиоактивных материалов воздушным транспортом

Комментарий

При транспортировании РМ по воздуху вводятся дополнительные ограничения, которые запрещают перевозить РМ пассажирским воздушным транспортом на условиях исключительного использования, а также запрещают перевозить упаковки типа B(M).

Комментарий

Данное требование распространяется и на багаж пассажиров, размещаемый в пассажирском салоне, и на багаж пассажиров в багажных отсеках. Данный багаж может не соответствовать требованиям НП-053-16 и других документов.

Требование не запрещает перевозку в багажных отсеках грузов РМ, представленных грузоотправителем в установленном порядке, а не перевозимых в багаже пассажиров.

Комментарий

Грузы РМ, перевозимые на условиях исключительного использования, характеризуются большим уровнем ионизирующего излучения и требуют особых условий обращения с ними. Безопасность пассажиров, совершающих перелет совместно с такими грузами, зачастую не может быть обеспечена.

Следует отметить, что требованиями данного пункта не запрещается перевозить упаковки типа В(М) или грузы РМ на условиях исключительного использования в самолетах, приспособленных для перевозки пассажиров, но не перевозящих никаких пассажиров в данном полете.

Комментарий

При транспортировании по воздуху вероятно значительное снижение давления окружающего воздуха на высоте. Для некоторых воздушных судов это частично компенсируется системой герметизации, однако такая система не является абсолютно надежной. Системы сброса давления в упаковках типа В(М) рассчитаны на уровень внешнего давления, равный атмосферному, и могут не быть работоспособными при существенном снижении давления окружающего воздуха.

Обоснование работоспособности других вспомогательных систем упаковки, включая систему охлаждения, во время перелетов также затруднено.

Комментарий

Требование о минимизации количества посадок введено с целью снижения облучения персонала и населения в ходе стоянок и при временном хранении РМ в самолете.

Комментарий

Воздушное судно следует загружать таким образом, чтобы сводить к минимуму уровни облучения в местах, занятых персоналом. Этого можно достичь, помещая упаковки с более высокими уровнями излучения дальше от зоны, занятой персоналом, а тяжелые упаковки с низкими уровнями излучения - ближе к этой зоне.

При выборе минимальных разделяющих расстояний следует руководствоваться Техническими инструкциями по безопасной перевозке опасных грузов по воздуху (документ ИКАО, 9284‑AN/905) [32]. Пример определения разделяющих расстояний также приведен в приложении № 4 к настоящим Справочным материалам.

Комментарий

Выполнение данного требования позволяет исключить воздействие ионизирующего излучения на фоточувствительные материалы, которые могут находиться в ручной клади.

Комментарий

Воздушное судно имеет определенный предел грузоподъемности, который необходимо учитывать при выборе максимальной массы транспортируемого груза.

Комментарий

Выполнение данного требования позволяет равномерно распределить вес упаковки по внутренней площади самолета.

Комментарий

При обращении с массивными упаковками следует применять вспомогательные средства, облегчающие их погрузку и выгрузку. У части перевозчиков может не оказаться таких дополнительных средств, в связи с чем введено требование о необходимости согласования порядка погрузки и выгрузки упаковок.

Комментарий

Данное требование обусловлено тем, что грузовые отсеки воздушных судов зачастую не герметичны. В зависимости от высоты полета значения давления и температуры в негерметизированных грузовых отсеках могут выйти за допустимые пределы для перевозимых упаковок. Данное обстоятельство необходимо учитывать при планировании перелета.

Комментарий

Заявки на перевозку РМ следует оформлять заблаговременно с целью своевременной подготовки воздушного транспорта и персонала.

Комментарий

При завозе РМ в аэропорт необходим запас времени для загрузки упаковок на самолет. При этом необходимо учитывать, что в части аэропортов отсутствуют специализированные пункты хранения РМ. Хранение РМ на территории таких аэропортов может быть сопряжено с повышенным радиационным воздействием на персонал и население.

Комментарий

Оповещение грузоотправителя необходимо проводить по возможности сразу после выявления факта невозможности отправки груза РМ.

Комментарий

Требование пункта не освобождает от необходимости оформления других транспортных документов с приведением в них информации, не указываемой в грузовой накладной (пункт 5.13.1 НП-053-16).

Комментарий

Администрацией аэропорта, в котором осуществляется обращение с упаковками III категории, должны быть разработаны должностные инструкции, содержащие подробные указания по действиям работников в ходе различных операций с РМ, включая их погрузку на воздушное судно, выгрузку из него и другие. Требования данных инструкций могут быть основаны на требованиях инструкций грузоотправителя.

Комментарий

В соответствии с требованиями пункта 5.7.3 в) НП-053-16 мощность дозы излучения не должна превышать 2 мЗв/ч на поверхности транспортного средства, в том числе самолета, а также не должна превышать 0,1 мЗв/ч на расстоянии 2 м от этой поверхности.

Комментарий

При определении мер радиационного контроля следует учитывать количество, тип и категорию упаковок, транспортирование которых осуществляется через аэропорт, длительность транспортно-технологических операций, а также их особенности. В аэропорту должны быть определены ответственные за проведение мероприятий по радиационному контролю, а лица, задействованные в данных мероприятиях, должны пройти соответствующее обучение.

Комментарий

Требования для грузов, которые следует перевозить в специальных условиях, предусматривают участие компетентного органа и допускают разработку специальных мер предосторожности при обращении во время загрузки, в полете или в любых промежуточных точках перевозки.

Разрешение на специальные условия должно включать рассмотрение условий по обслуживанию, загрузке и размещению в полете для обеспечения контроля дозы облучения экипажа, персонала наземной поддержки и населения. Это может потребовать специальных инструкций для членов экипажа, оповещения соответствующих лиц, таких как персонал терминала в месте назначения и в промежуточных точках, и специального рассмотрения процедур перегрузки на другие виды транспорта.

Комментарий

В ТИ ИКАО [32] установлены более подробные требования к перевозке опасных грузов (в том числе РМ) по воздуху. Хотя в части РМ требования ИКАО [32] в целом основаны на положениях Правил МАГАТЭ, существуют отдельные общие требования, которые необходимо выполнять при перевозке РМ по воздуху, например, по оформлению дополнительной документации (авиационной накладной) и маркировке места размещения груза.

5.13. Особенности оформления транспортных документов при перевозке радиоактивных материалов

Комментарий

Перечень информации, предоставляемой грузоотправителем, предназначен для информирования перевозчика, грузополучателя и других заинтересованных сторон о точной природе груза и организации необходимых действий. При подготовке этой информации грузоотправитель также получает напоминание об основных нормативных требованиях, применимых к грузу в ходе его подготовки к перевозке и при отправке.

Перечень надлежащих транспортных наименований и соответствующие номера ООН приведены в приложении № 7 к НП-053-16.

Следующие примеры иллюстрируют выбор надлежащего транспортного наименования груза для номеров ООН 2909, 2915 и 3332:

ООН № 2909 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА — ИЗДЕЛИЯ, ИЗГОТОВЛЕННЫЕ ИЗ ПРИРОДНОГО УРАНА или ОБЕДНЕННОГО УРАНА, или ПРИРОДНОГО ТОРИЯ.

Примерами надлежащего транспортного наименования могут являться:

·       ООН № 2909 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА — ИЗДЕЛИЯ, ИЗГОТОВЛЕННЫЕ ИЗ ПРИРОДНОГО УРАНА;

·       ООН № 2909 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА — ИЗДЕЛИЯ, ИЗГОТОВЛЕННЫЕ ИЗ ОБЕДНЕННОГО УРАНА;

·       ООН № 2909 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА — ИЗДЕЛИЯ, ИЗГОТОВЛЕННЫЕ ИЗ ПРИРОДНОГО ТОРИЯ;

·       ООН № 2915 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, УПАКОВКА ТИПА А, не особого вида, неделящийся или делящийся освобожденный;

·       ООН № 2915 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, УПАКОВКА ТИПА А;

·       ООН № 3332 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, УПАКОВКА ТИПА А, ОСОБОГО ВИДА, неделящийся или делящийся освобожденный;

·       ООН № 3332 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, УПАКОВКА ТИПА А, ОСОБОГО ВИДА.

Если в упаковочном комплекте есть остатки РМ, упаковочный комплект не следует называть «порожним упаковочным комплектом» и его следует транспортировать как упаковку с РМ. Количество остатка будет определять категорию упаковки.

Необходимо чтобы максимальная активность содержимого во время перевозки была указана в транспортных документах. В некоторых случаях активность может возрастать в результате накопления дочерних нуклидов в ходе перевозки. В таких случаях следует определять максимальную активность.

Комментарий

В грузовую накладную на груз следует включать только информацию, которой достаточно для однозначной идентификации РМ.

Комментарий

В сертификатах-разрешениях и инструкциях по перевозке и эксплуатации упаковочных комплектов могут быть описаны особые положения, которые необходимо учитывать при транспортировании, в частности, порядок организации временного хранения.

Комментарий

В процессе перевозки возможно осуществление проверок, в ходе которых перевозчик должен предъявлять проверяющим лицам копии лицензий на перевозку соответствующих РМ, грузовую накладную (в соответствии с требованиями пунктов 5.12.16 и 5.13.2 НП-053-16), акт (протокол) радиационного контроля (в соответствии с требованиями пункта 6.5 НП-053-16), копию сертификата-разрешения (в соответствии с требованиями пункта 5.13.5 НП-053-16), копию разрешения Ростехнадзора на право ведения работ в области использования атомной энергии у работников надлежащих должностей, участвующих в транспортировании (на практике у капитанов морских и воздушных судов), или разрешения ДОПОГ у водителей автотранспорта, а также копию страхового полиса об ответственности за ущерб, причиненный радиационным воздействием при транспортировании РМ юридическим и физическим лицам, здоровью граждан, в соответствии с требованиями главы XII 46 Федерального закона «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ [12].

Комментарий

Наличие у перевозчика заверенной копии сертификата-разрешения позволяет достоверно подтвердить все особые условия, выполнение которых необходимо при перевозке. Копия сертификата-разрешения должна быть заверена ГКО.

Комментарий

В дополнение к требованиям НП-053-16 необходимо выполнять требования других документов, в том числе международных. В частности, при транспортировании РМ морским транспортом необходимо соблюдать требования Кодекса ММОГ [2] в части требований к перевозке опасных грузов, наличия свидетельства о загрузке контейнера и выполнения соответствующих процедур загрузки.

Комментарий

Гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при всех видах обращения с РМ при транспортировании с момента отгрузки их грузоотправителем до момента получения грузополучателем устанавливают санитарные правила при транспортировании РМ, в том числе «Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ)» (СанПиН 2.6.1.1281-03) [86].

Комментарий

Программа радиационного контроля разрабатывается в соответствии с санитарными правилами при транспортировании, в том числе «Санитарными правилами по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ)» (СанПиН 2.6.1.1281-03 [86]), и может включаться в программу радиационной защиты, разрабатываемую грузоотправителем, грузополучателем и перевозчиком в соответствии с требованиями пункта 5.1.16 НП-053-16.

Комментарий

Проведенные в рамках обоснования безопасности транспортирования расчетные оценки уровней ионизирующего излучения могут не учитывать ряд факторов, что может приводить к занижению или завышению реального радиационного воздействия на персонал. Проведение проверки уровней ионизирующего излучения посредством радиационного контроля позволяет откорректировать полученные ранее значения дозовых нагрузок.

Комментарий

Радиационный контроль должен осуществляться на всех этапах транспортирования. При этом должно быть четкое разграничение полномочий по осуществлению радиационного контроля на данных этапах. При транспортировании не должно возникать ситуаций, при которых не определены ответственные за осуществление радиационного контроля.

Комментарий

Персонал, задействованный в проведении радиационного контроля, должен обладать достаточной подготовкой в области радиационной безопасности. Грузоотправителем (грузополучателем) должны быть разработаны внутренние документы, определяющие состав и структуру службы радиационной безопасности, либо документально определено лицо, осуществляющее радиационный контроль.

Результаты радиационного контроля оформляются в виде актов (протоколов) радиационного контроля.

7.1. Классификация аварий и общие положения

Комментарий

В НП-053-16 достаточно кратко представлены основные положения по мероприятиям, которые должны выполняться при подготовке и проведении работ в случае аварий при перевозке РМ.

В отличие от других требований НП-053-16, в частности, требований к конструкциям упаковок или к перевозкам, которые являются самодостаточными и практически не требуют детализации в других нормативных документах, многие требования к аварийным мероприятиям детализируются или должны детализироваться в других нормативных и организационно-распорядительных документах общей системы аварийного реагирования в области использования атомной энергии и(или) в документах системы аварийного реагирования при транспортировании РМ. Так, основные требования к планированию и обеспечению готовности при транспортировании РМ приведены в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии «Требования к планированию и обеспечению готовности к ликвидации последствий аварий при транспортировании ядерных материалов и радиоактивных веществ» (НП-074-06) [14].

Действия по ликвидации последствий аварий, в том числе при транспортировании РМ, координируются Единой государственной системой предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций [91], а также приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 августа 2015 г. № 318 «О функциональной подсистеме контроля за ядерно и радиационно опасными объектами ядерной государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций» [92].

Неисправности и поломки транспортных средств, не вызывающие воздействия на груз, то есть не изменяющие его радиационные характеристики, не являются аварией (радиационной аварией). Тем не менее ремонтные работы с таким поврежденным транспортным средством следует проводить с соблюдением установленных требований к обеспечению радиационной безопасности. В частности, должен быть установлен соответствующий уровень радиационного контроля при таких работах.

Для проведения радиационного контроля и обеспечения радиационной безопасности ремонтных работ перевозчик должен заранее проводить оценки возможных доз для работников (персонала) и отражать их в общих положениях по таким работам в аварийных инструкциях (планах) и в программе радиационной защиты.

Комментарий

Радиационная опасность при авариях категории I не превышает уровней, допустимых для нормальных условий перевозки.

Максимальная степень аварии для освобожденных, промышленных и упаковок типа А — это аварии категории II, поскольку для таких упаковок имеется серьезное ограничение радиоактивного содержимого. Для упаковок типа В и С радиационная опасность при авариях такой категории не превышает допустимых уровней для аварийных условий.

Аварии категории III возможны только для упаковок типа В, С и упаковок с ДМ. Теоретически последствия таких аварий могут иметь самый серьезный катастрофический характер. Однако проведенные многочисленные оценки риска самых серьезных аварийных условий на транспорте, а также анализ поведения упаковок в запроектных авариях показывают, что вероятность таких аварий крайне мала (менее 10^-8 в год). В мировой практике аварий с такими последствиями не зафиксировано. Тем не менее необходимо чтобы организации, участвующие в транспортировании РМ, были готовы к ликвидации последствий таких аварий.

Комментарий

При осуществлении мероприятий аварийного реагирования крайне важно обеспечить безопасность при обращении с РМ. Любые операции с РМ должны выполняться обученным персоналом под руководством ответственного лица, обеспечивающего контроль правильности выполнения данных операций и контроль за выполнением требований безопасности.

Комментарий

Примерами других опасных свойств РМ могут являться повышенная склонность к коррозии, взрывоопасность, токсичность и другие. Кроме того, в случае выхода содержимое может реагировать с окружающей средой (воздухом, водой и т. п.), создавая, в свою очередь, опасные вещества. В частности, гексафторид урана (UF₆) реагирует при определенных условиях как с влагой в воздухе, так и с водой с образованием токсичных веществ.

При повреждении системы герметизации упаковки в условиях аварии воздух и(или) вода могут проникать внутрь и в некоторых случаях химически реагировать с содержимым. Для отдельных РМ эти химические реакции могут производить щелочи, кислоты, а также отравляющие вещества, потенциально опасные для окружающей среды и населения. Данное обстоятельство следует учитывать при планировании мероприятий аварийного реагирования.

Комментарий

НП-053-16 не устанавливают конкретные требования к системе контроля за движением грузов РМ, включая периодичность контроля. Меры контроля и его периодичность зависят как от степени потенциальной опасности груза РМ, так и от условий перевозки. Основной задачей такого контроля, как следует из данного пункта, является обеспечение своевременного принятия аварийных мер.

В качестве примера контроля за движением грузов может являться оповещение об отправке и приемке груза РМ в конечных пунктах.

Описание системы контроля за движением грузов РМ, используемой участниками перевозки, должно быть представлено в заявке на получение сертификата-разрешения на перевозку.

Комментарий

Основным документом, регламентирующим требования к планированию и обеспечению готовности к ликвидации последствий аварий при транспортировании РМ, являются федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Требования к планированию и обеспечению готовности к ликвидации последствий аварий при транспортировании ядерных материалов и радиоактивных веществ» (НП-074-06) [Ошибка! Закладка не определена.].

7.2. Основные требования по проведению работ в случае аварии

Комментарий

Сопровождающий персонал должен быть соответствующим образом подготовлен к осуществлению противоаварийных мероприятий и оснащен необходимыми документами, оборудованием, а также инструментами.

Сопровождающий персонал при аварийных работах действует в соответствии с имеющимися у него инструкциями, учитывающими конкретные радиационные, прочностные и другие характеристики конкретного груза, а также аварийными карточками.

Если сопровождающий персонал в результате аварии оказался недееспособным, первичные работы выполняются по аварийным карточкам другими должностными лицами, оказавшимися на месте аварии. Эти лица обычно не имеют специальной подготовки в области радиационной безопасности. В связи с вышеотмеченным указания, приводимые в аварийных карточках, должны быть максимально простыми и сформулированными в общепринятых понятиях и терминах.

При ликвидации последствий аварий следует качественно определить степень опасности состояния груза РМ (нахождение в пожаре, незначительное повреждение, разрушение, нахождение вне транспортного средства и т. п.), а также передать данную информацию АСФ и другим подразделениям, осуществляющим аварийное реагирование.

Комментарий

Основная организационная специфика проведения аварийных работ с грузами РМ - осуществление работы непосредственно с грузами РМ (их перемещение и прочее) только специально подготовленным персоналом или по его указаниям. В то же время такие указания могут быть даны и по средствам связи при отсутствии специального персонала на месте аварии.

Комментарий

Аварийно-спасательные формирования должны быть оснащены специальной техникой, оборудованием, инструментами и материалами, необходимыми для ликвидации последствий аварий, а также для проведения спасательных работ.

Комментарий

В плане работ по ликвидации последствий аварий предусматривается распределение обязанностей и ответственности между грузоотправителем, грузополучателем, перевозчиком и другими организациями и ведомствами, участвующими в транспортировании РМ, а также координация их действий по всему маршруту транспортирования РМ с учетом степени опасности возникновения аварийной ситуации. Требования к плану ликвидации последствий аварий при транспортировании РМ установлены в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии «Требования к планированию и обеспечению готовности к ликвидации последствий аварий при транспортировании ядерных материалов и радиоактивных веществ» (НП-074-06) [14].

Комментарий

Состав и содержание аварийных карточек для работ при аварии при транспортировании грузов РМ на различных видах транспорта установлены в соответствии с приказом ГК «Росатом» от 14.03.2011 г. № 1/183-П [93].

Комментарий

При принятии решения о дальнейшей перевозке груза РМ необходимо принимать во внимание состояние упаковок и РМ, а также влияние данного состояния на безопасность транспортирования. Следует принять меры по минимизации радиационного воздействия на персонал и население при транспортировании РМ после аварии.

Комментарий

Выполнение действий по спасению людей, жизнь которых подвергается опасности, оказание первой медицинской помощи и тушение пожара (при наличии) являются первоочередными действиями. Указание о таких первоочередных действиях должны быть особо подчеркнуты в аварийных карточках, инструкциях сопровождающего персонала и других документах.

Комментарий

При принятии решения о дальнейшей перевозке груза РМ необходимо принимать во внимание состояние упаковок и РМ, а также влияние данного состояния на безопасность транспортирования. Следует принять меры по минимизации радиационного воздействия на персонал и население при транспортировании РМ после аварии. Условия перевозки груза после аварий могут быть согласованы с органом государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии после организации необходимой экспертизы в соответствии с положениями пункта 6.2 Постановления Правительства Российской Федерации от 30.07.2004 г. № 401 [89].

Комментарий

Промежуточный объект должен быть оборудован техническими средствами, необходимыми для ликвидации утечки радиоактивного содержимого и (или) устранения повреждений упаковки. Радиационное воздействие на персонал и население при работах с поврежденными упаковками на данном объекте должно ограничиваться в соответствии с требованиями нормативных документов. Предпочтение должно отдаваться объектам, имеющим лицензии Ростехнадзора на осуществление соответствующего вида деятельности.

Комментарий

В соответствии со статьей 46 Федерального закона № 170-ФЗ [12] при транспортировании ЯМ или РВ транспортные организации (перевозчики) с участием грузоотправителя и грузополучателя РМ осуществляют мероприятия по предупреждению транспортных происшествий и аварий и по ликвидации их последствий, а также мероприятия по защите работников ОИАЭ, населения, окружающей среды и материальных ценностей.

Для осуществления данных мероприятий привлекаются специализированные АСФ и другие организации (при необходимости).

7.3. Дополнительные требования на случай аварии при перевозке водным транспортом

Комментарий

Учитывая, что организация аварийных работ на судне осуществляется по инструкциям перевозчика (пункт 7.3.3 НП-053-16), аварийная карточка, предъявляемая капитану или представителю порта, может включать в себя описание только первичных работ по ликвидации последствий аварий.

Комментарий

Лица, привлекаемые для проведения работ в случае аварии с грузом РМ, должны обладать профессиональной и технической подготовкой в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности, оказания первой доврачебной помощи и использования средств индивидуальной защиты.

Комментарий

Для разработки аварийной инструкции перевозчика от грузоотправителя могут потребоваться дополнительные (по сравнению с аварийной карточкой) сведения о характеристиках груза РМ и обращении с ним при авариях. Целесообразно тесное взаимодействие перевозчика и грузоотправителя при разработке документов перевозчика по действиям в случае аварии.

1.     Технические инструкции по безопасной перевозке опасных грузов по воздуху. Международная организация гражданской авиации (ИКАО). Doc 9284. Издание 2017 – 2018 гг.

2.     IMDG Code. International Maritime Dangerous Goods Code. 2014 edition. Volume 1 and Volume 2. Incorporating amendment 37–14. International Maritime Organization Publishing, London, 2014.

3.     Соглашение о международном железнодорожном грузовом сообщении (СМГС) (с изменениями на 1 июля 2017 года). Организация сотрудничества железных дорог (ОСЖД), 2017.

4.     Европейское соглашение о международной дорожной перевозке опасных грузов (ДОПОГ/ADR). Организация объединенных наций, Нью-Йорк и Женева, 2016.

5.     Recommendations on the Transport of Dangerous Goods. Model regulations. Volumes I and II. Nineteenth revised edition, United Nations, 2015.

6.     Regulations concerning the International Carriage of Dangerous Goods by Rail (RID), UNECE. United Nations Economic Commission for Europe, Inland Transport Committee, Geneva (1995).

7.     Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, 1996 Edition (Revised) № TS-R-1 (ST‑1, Revised). International Atomic Energy Agency, Vienna, 1996.

8.     Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, 2012 Edition № SSR-6. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012.

9.     Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards № GSR Part 3. General Safety Requirements Part 3. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2014.

10.  Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053-04: утверждены постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 4 октября 2004 г. № 5.

11.  Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053-16: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 сентября 2016 г. № 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный № 45375).

12.  Об использовании атомной энергии: Федеральный закон от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ.

13.  Об утверждении порядка проведения экспертизы программ для электронных вычислительных машин, используемых в целях построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии: приказ Ростехнадзора от 30 июля 2018 г. № 325.

14.  Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Требования к планированию и обеспечению готовности к ликвидации последствий аварий при транспортировании ядерных материалов и радиоактивных веществ. НП-074-06: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 12 декабря 2006 г. № 8.

15.  Руководство по безопасности при использовании атомной энергии. Состав и содержание программы радиационной защиты при транспортировании радиоактивных материалов. РБ-127-17: утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 24 августа 2017 г. № 330.

16.  Руководство по безопасности при использовании атомной энергии. Рекомендации по разработке программ обеспечения качества при транспортировании радиоактивных материалов. РБ-110-16: утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 27 января 2016 г. № 30.

17.  Planning and Preparing for Emergency Response to Transport Accidents Involving Radioactive Material. Safety Guide № TS-G-1.2 (ST-3). International Atomic Energy Agency, Vienna, 2002.

18.  Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material. Safety Guide № TS-G-1.1 (ST-2). International Atomic Energy Agency, Vienna, 2002.

19.  Radiation Protection Programmes for the Transport of Radioactive Material. Safety Guide № TS‑G-1.3. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2007.

20.  The Management System for the Safe Transport of Radioactive Material. Safety Guide № TS‑G-1.4. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008.

21.  Compliance Assurance for the Safe Transport of Radioactive Material. Safety Guide № TS‑G‑1.5. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2009.

22.  Об утверждении административного регламента предоставления федеральной службой по экологическому и атомному надзору государственной услуги по лицензированию деятельности в области использования атомной энергии: приказ Ростехнадзора от 8 октября 2014 г. № 453.

23.  Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material (2012 Edition). Specific Safety Guide SSG-26. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012.

24.  Schedules of Provisions of the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material (2012 Edition). Specific Safety Guide № SSG-33. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012.

25.  Об утверждении правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов: постановление Правительства РФ от 19.06.2007 г. № 456.

26.  Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила физической защиты радиоактивных веществ и радиационных источников при их транспортировании. НП-073-11: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 27 декабря 2011 г. № 747 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 20 января 2012 г., регистрационный № 22984).

27.  Fairbairn, A., The development of the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Materials, At. Energ. Rev. 11, 4 (1973).

28.  United States Enrichment Corporation, Reference USEC-651, USEC, Washington, DC (1998).

29.  ISO 7195 : 2005. Specifies requirements for packaging of uranium hexafluoride (UF6) for transport.

30.  Aston D., Bodimeade A. H., Hall E. G., Taylor C. B. G. The Specification and Testing of Radioactive Sources Designated as “Special Form” Under the IAEA Transport Regulations, CEC Study Contract XVII/322/80.6, Rep. EUR 8053, CEC, Luxembourg (1982).

31.  ГОСТ Р 51919-2002 (ИСО 9978-92). Государственный стандарт Российской Федерации. Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Методы испытания на утечку.

32.  Technical Instructions for the Safe Transport of Dangerous Goods by Air. 1998-1999 edition, ICAO. International Civil Aviation Organization, Montreal (1996).

33.  Recommendations on the Transport of Dangerous Goods, Ninth Revised Edition, ST/SG/AC.10/1/Rev. 9, UN. United Nations, New York and Geneva (1995).

34.  ГОСТ 31314.3-2006 (ИСО 1496-3:1995). Межгосударственный стандарт. Контейнеры грузовые серии 1. Технические требования и методы испытаний. Часть 3. Контейнеры-цистерны для жидкостей, газов и сыпучих грузов под давлением: введен в действие приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 17 июля 2007 г. № 178-ст.

35.  Ringot C., Hamard J. The toxic and radiological risk equivalence approach in UF6 transport, UF6 – Safe Handling, Processing and Transporting (Proc. Conf. Oak Ridge, 1988), Oak Ridge Gaseous Diffusion Plant, Oak Ridge, TN (1988).

36.  Biaggio A., Lopez-Vietri J. UF6 in transport accidents, Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 86 (Proc. Symp. Davos, 1986), IAEA, Vienna (1986).

37.  Saroul J., et al. UF6 transport container under fire conditions, experimental results, Uranium Hexafluoride: Processing, Handling, Packaging, Transporting (Proc. 3rd Int. Conf. Paducah, KY, 1995), Institute of Nuclear Materials Management, Northbrook, IL (1995).

38.  Pinton E., Duret В., Rancillac F. Interpretation of TEN2 experiments, Uranium Hexafluoride: Processing, Handling, Packaging, Transporting (Proc. 3rd Int. Conf. Paducah, KY, 1995), Institute of Nuclear Materials Management, Northbrook, IL (1995).

39.  Williams W. R., Anderson J. C., Estimation of time to rupture in a fire using 6FIRE, a lumped parameter UF6 cylinder transient heat transfer/stress analysis model, Uranium Hexafluoride: Processing, Handling, Packaging, Transporting (Proc. 3rd Int. Conf. Paducah, KY, 1995), Institute of Nuclear Materials Management, Northbrook, IL (1995).

40.  Wataru M., et. al. Safety analysis on the natural UF6 transport container, Uranium Hexafluoride: Processing, Handling, Packaging, Transporting (Proc. 3rd Int. Conf. Paducah, KY, 1995), Institute of Nuclear Materials Management, Northbrook, IL (1995).

41.  Lykins M. L. Types of corrosion found on 10- and 14-ton mild steel depleted uranium UF6 storage cylinders, Uranium Hexafluoride: Processing, Handling, Packaging, Transporting (Proc. 3rd Int. Conf. Paducah, KY, 1995). Institute of Nuclear Materials Management, Northbrook, IL (1995).

42.  Blue S. C. Corrosion control of UF6 cylinders. Uranium Hexafluoride: Processing, Handling, Packaging, Transporting (Proc. 3rd Int. Conf. Paducah, KY, 1995). Institute of Nuclear Materials Management, Northbrook, IL (1995).

43.  Chevalier G., et. al. L'arrimage de colis de matieres radioactives en conditions accidentelles, Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 86 (Proc. Symp. Davos, 1986), IAEA, Vienna (1986).

44.  American National Standard for Leakage Tests on Packages for Shipment of Radioactive Material, ANSI N.14.5-1977, ANSI. American National Standards Institute, New York (1977).

45.  Safe Transport of Radioactive Material – Leakage Testing of Packages, ISO 12807:1996(E), first edition 1996-9-15, ISO. International Organization For Standardization, Geneva (1996).

46.  Clark H. K. Sub-critical limits for plutonium systems. Nucl. Sci. Eng. 79 (1981).

47.  Clark H. K. Sub-critical limits for uranium-235 systems. Nucl. Sci. Eng. 81 (1981).

48.  Clark H. K. Sub-critical limits for uranium-233 systems. Nucl. Sci. Eng. 81 (1981).

49.  Nuclear Criticality Safety Handbook, Nihon Shibou, Science and Technology Agency (1988) (на японском языке). Japan Atomic Energy Research Institute. [Перевод на английский язык: JAERI‑Review 95–13, JAERI, Tokyo (1995)].

50.  Guide de Criticite, Rep. CEA-R-3114, CEA. Commissariat A L'energie Atomique, Paris (1967).

51.  Takano M., Okuno H. OECD/NEA Burnup Credit Criticality Benchmark, Result of Phase MA, Rep. NEA/NSC/DOC(96)01, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokyo (1996).

52.  Dehart M. D., Parks C. V. Issues related to criticality safety analysis for burnup credit applications, Nuclear Criticality Safety (ICNC'95, Proc. 5th Int. Conf. Albuquerque, 1995), Univ. of New Mexico, Albuquerque, NM (1995).

53.  Bowden R. L., Thorne P. R., Strafford P. I. The methodology adopted by British Nuclear Fuels pic in claiming credit for reactor fuel burnup in criticality safety assessments, ibid (1995).

54.  Droste В., et al. Evaluation of safety of casks impacting different types of targets, Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 98 (Proc. Symp. Paris, 1998), Institut de Protection et de Surete Nucleaire (IPSN), Paris (1998).

55.  Transport Packaging for Radioactive Materials (Proc. Sem. Vienna, 1976), IAEA, International Atomic Energy Agency, Vienna (1976).

56.  Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM), Proc. Symp. Albuquerque, 1965: Sandia Laboratories, Albuquerque, NM (1965); Gatlinburg, 1968: United States Atomic Energy Commission, Oak Ridge, TN (1968); Richland, 1971: United States Atomic Energy Commission, Oak Ridge, TN (1971); Miami Beach, 1974: Union Carbide Corp., Nuclear Div., Oak Ridge, TN (1975); Las Vegas, 1978: Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1978); Berlin (West), 1980: Bundesanstalt fur Materialprufung, Berlin (1980); New Orleans, 1983: Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (1983); Davos, 1986: International Atomic Energy Agency, Vienna (1987).

57.  ГОСТ Р 52241-2004 (ИСО 2919:1999). Национальный стандарт Российской Федерации. Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Классы прочности и методы испытаний: утвержден постановлением Госстандарта России от 9 марта 2004 г. № 106-ст.

58.  Directory of Transport Packaging Test Facilities, IAEA-TECDOC-295, IAEA, International Atomic Energy Agency, Vienna (1983).

59.  Clarke R. K., Foley J. T., Hartman W. F., Larson D. W. Severities of Transportation Accidents, Rep. SLA-74-0001, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1976).

60.  Dennis A. W., Foley J. T., Hartman W. F., Larson D. W. Seventies of Transportation Accidents Involving Large Packages, Rep. SLA‑77‑0001, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1978).

61.  McСlure J. D. An Analysis of the Qualification Criteria for Small Radioactive Material Shipping Packages, Rep. SAND-76-708, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1977).

62.  McClure J. D. The Probability of Spent Fuel Transportation Accidents, Rep. SAND-80-1721, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1981).

63.  Wilmot E. L., McClure J. D., Luna R. E. Report on a Workshop on Transportation Accident Scenarios Involving Spent Fuel, Rep. SAND‑80-2012, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1981).

64.  R. B., Yoshimura H. R., Hamann J. E., Klein D. E. An Assessment of Accident Thermal Testing and Analysis Procedures for a RAM Shipping Package, ASME Paper 80-HT-38, American Society for Testing and Materials, Philadelphia, PA (1980).

65.  Jefferson R. M., McClure J. D., Regulation versus reality. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 83 (Proc. Symp. New Orleans, 1983), Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (1983).

66.  Fry C. J. The use of CFD for modelling pool fires. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 92 (Proc. Symp. Yokohama City, 1992), Science & Technology Agency, Tokyo (1992).

67.  Fry C. J. An experimental examination of the IAEA fire test parameters. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 92 (Proc. Symp. Yokohama City, 1992), Science & Technology Agency, Tokyo (1992).

68.  Wieser G., Droste В. Thermal test requirements and their verification by different test methods. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 92 (Proc. Symp. Yokohama City, 1992), Science & Technology Agency, Tokyo (1992).

69.  The Air Transport of Radioactive Material in Large Quantities or with High Activity. IAEA-TECDOC-702, IAEA, International Atomic Energy Agency, Vienna (1993).

70.  McSweeney T. I., Johnson J. F. An Assessment of the Risk of Transporting Plutonium Dioxide by Cargo Aircraft. BNWL-2-30 UC‑71, Battelle Pacific Northwest Laboratory, Richland, WA (1977).

71.  McClure J. D., Von Riesemann W. A. Crush Environment for Small Containers Carried on US Commercial Jet Aircraft, Report letter, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1976).

72.  Qualification Criteria to Certify a Package for Air Transport of Plutonium. Rep. NUREG/0360, USNRC, United States Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC (1978).

73.  Wilkinson H. L. A study of severe aircraft crash environments with particular reference to the carriage of radioactive material. SARSS 89 (Proc. Symp. Bath, UK, 1989), Elsevier, Amsterdam and New York (1989).

74.  Bonson L. L. Final Report on Special Impact Tests of Plutonium Shipping Containers: Description of Test Results, Rep. SAND-76-437, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (1977).

75.  ISO 7195-2005 Nuclear energy – Packaging of uranium hexafluoride (UF6) for transport (2005).

76.  Административный регламент предоставления Государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом» государственной услуги по выдаче сертификатов-разрешений на транспортирование (перевозку) ядерных материалов, радиоактивных веществ и изделий из них, на использование определенной конструкции транспортного упаковочного комплекта радиоактивного вещества особого вида: утвержден приказом ГК «Росатом» от 22.12.2017 № 1/60-НПА.

77.  О государственном компетентном органе по ядерной и радиационной безопасности при перевозках ядерных материалов, радиоактивных веществ и изделий из них: постановление Правительства Российской Федерации от 19 марта 2004 г. № 204 с изменениями № 5 от 08 декабря 2015.

78.  Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Требования к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии. НП-024-2000: утверждены Госатомнадзором России от 28 декабря 2000 г. № 16.

79.  Европейское соглашение о международной перевозке опасных грузов по внутренним водным путям (ВОПОГ/ANDR). Организация объединенных наций, Нью-Йорк и Женева, 2010.

80.  Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе объектов ядерного топливного цикла. НП-047-11: утверждены приказом Ростехнадзора от 23 декабря 2011 № 736 (зарегистрирован в Минюсте России от 19 января 2012 г. № 22965).

81.  Guide to the Design, Testing and Use of Packaging for the Safe Transport of Radioactive Materials, BS 3895:1976, GR 9, BSI, British Standards Institute, London (1976).

82.  Fairbairn A. The derivation of maximum permissible levels of radioactive surface contamination of transport containers and vehicles. Regulations for the Safe Transport of Radioactive Materials – Notes on Certain Aspects of the Regulations, Safety Series No. 7, IAEA, Vienna (1961).

83.  Технический регламент о требованиях пожарной безопасности: Федеральный закон от 22.07.2008 № 122-ФЗ.

84.  Технический регламент о безопасности зданий и сооружений: Федеральный закон от 30.12.2009 № 384-ФЗ.

85.  Системы противопожарной защиты. Установки пожарной сигнализации и пожаротушения автоматические. Нормы и правила проектирования: свод правил от 25.03.2009 № 175.

86.  Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ) (СанПиН 2.6.1.1.1281-03): утверждены Главным государственным санитарным врачом РФ от 16.04.2003.

87.  Правила безопасности при перевозке опасных грузов железнодорожным транспортом. РД 15-73-94: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 июля 2017 г. № 254.

88.  Международный кодекс безопасной перевозки облученного ядерного топлива, плутония и радиоактивных отходов высокого уровня активности в упаковке на судах (Кодекс ОЯТ), 2008.

89.  О Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору: постановление Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. № 401.

90.  Правила морской перевозки опасных грузов (Правила МОПОГ). РД 31.15.01-89: утверждены приказом Минморфлота СССР от 3 мая 1989 г. № 56.

91.  Положение о единой государственной системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций: утверждено постановлением Правительства Российской Федерации от 30 декабря 2003 г. № 794.

92.  Положение о функциональной подсистеме контроля за ядерно и радиационно опасными объектами единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций: утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17.08.2015 г. № 318.

93.  О введении в действие аварийных карточек № 701 и № 702 для первичных работ при аварии с грузами радиоактивных материалов на автомобильном, железнодорожном, воздушном и водном транспорте взамен действующих аварийных карточек: приказ ГК «Росатом» от 14 марта 2011 г. № 1/183-П.

В данном приложении к настоящим Справочным материалам приведены комментарии к части определений, используемых по тексту НП-053-16.

Комментарий

Ограничения активности содержимого для любого радионуклида или комбинации радионуклидов определяются исходя из вероятных радиационных последствий после разрушения упаковки в результате аварии с учетом основных принципов обеспечения радиационной безопасности (приложение № 2 к настоящим Справочным материалам).

Комментарий

Альфа-излучатели низкой токсичности имеют сравнительно небольшое значение удельной активности. Маловероятно, что попадание таких радионуклидов в организм в малых количествах (в форме концентратов или руды) приведет к существенным дозам облучения.

Комментарий

Данные нуклиды обладают способностью поддерживать реакцию деления на тепловых нейтронах при условии накопления достаточно большой массы (критической массы). Приведенный в определении перечень нуклидов содержит только те элементы, которые могут перевозиться в достаточно большом количестве (300 г и более). Существует ряд других нуклидов (например, ²³⁸Pu), которые также могут поддерживать цепную реакцию деления, однако для такой реакции необходимы дополнительные условия (например, наличие металлического отражателя вокруг цельного объема, содержащего только данный нуклид). Возникновение критичности при транспортировании таких материалов практически невозможно. Кроме того, крайне маловероятно, что данные нуклиды будут перевозиться в чистом виде, а также что их масса будет близка к критической.

Тем не менее в случае маловероятной перевозки других нуклидов, которые потенциально могут поддерживать реакцию деления (²⁴⁰Pu, ²⁴¹Am и т. д.) в количестве, приблизительно соответствующем их критической массе, следует выполнять требования НП-053-16 в части обеспечения ядерной безопасности.

Комментарий

Выполнение начальных, промежуточных и окончательных операций по погрузке и выгрузке по указаниям грузоотправителей или грузополучателей означает либо непосредственные указания представителей грузоотправителя (грузополучателя), либо выполнение письменных инструкций, полученных от грузоотправителя (грузополучателя).

При перевозках на условиях исключительного использования организуется дополнительный контроль со стороны грузоотправителя (грузополучателя), что позволяет компенсировать несоответствия требованиям части пунктов НП-053-16. В частности, в соответствии с требованиями НП-053-16, при таких перевозках допускается:

·       использование промышленных упаковок для материалов с НУА;

·       перевозка упаковок, уровень излучения на поверхности которых превышает 2 мЗв/час (но не более 10 мЗв/ч), либо ТИ которых больше 10.

Комментарий

МНРД представляет собой разность между максимальным внутренним давлением в системе герметизации ТУК и средним атмосферным давлением на уровне моря.

Условия внешней среды, которые следует использовать для определения МНРД упаковки, определены в пункте 2.9.10 НП-053-16 или для случая воздушного транспорта в пункте 2.4.12 НП-053-16. Другие условия, которые нужно учитывать при определении МНРД, состоят в предположении о том, что упаковка не обслуживается в течение одного года и подвергается воздействию максимальных внутренних тепловых нагрузок.

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. 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 могут приводить к существенному повышению внутреннего давления в системе герметизации. Следует учитывать изменение способности рассеивания тепла, образования газов вследствие радиолиза, коррозию, химические реакции, выход газа из-под оболочек топлива в систему герметизации. Некоторые процессы могут приводить к снижению МНРД (например, снижение давления вследствие уменьшения выделения тепла благодаря радиоактивному распаду содержимого).

Комментарий

Материалы НУА обладают 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. К указанной категории, в частности, относятся урановые и ториевые руды.

При определении конкретной категории РМ типа НУА необходимо определить его удельную активность посредством, например, последовательного измерения активностей различных частей данного РМ с одинаковым объемом. При этом необходимо учитывать возможные различия в значениях активностей. В качестве удельной активности РМ типа НУА в целом может быть выбрано максимальное из значений активности различных частей РМ с одинаковым объемом, либо их среднее значение, при условии незначительных отличий.

Ограничения на уровни активности установлены исходя из предположения, что нахождение человека в атмосфере, содержащей значимое количество материала типа НУА, в течение долгого времени крайне маловероятно.

Требованиями НП-053-16 допускается возможность перевозки твердых материалов НУА без какого-либо упаковочного комплекта. Если удельная активность относительно низкая и активность остается внутри или фиксируется на поверхности материала НУА, то его можно рассматривать как упаковку. С целью обеспечения безопасности пределы излучения на поверхности неупакованных материалов НУА не должны превышать пределы, установленные для упакованных материалов. В случае превышения уровней излучения на поверхности неупакованных материалов НУА, допустимых для упаковок (2 мЗв/ч для неисключительного использования и 10 мЗв/ч для исключительного использования), объект должен быть упакован в промышленную упаковку, которая обеспечивает надлежащую защиту.

Материалы НУА-I могут перевозиться неупакованными, либо могут перевозиться в упаковках типа ПУ-1. Например, уран с обогащением до 20 % может транспортироваться либо как материал НУА-1, либо в упаковке типа ПУ-1, либо неупакованным в количествах, освобожденных от требований к упаковкам с ДМ.

Материалы, относящиеся к НУА-II, могут включать низкоактивные отходы, такие как смолы, отфильтрованные осадки, абсорбированные жидкости и другие подобные материалы, получаемые при эксплуатации ядерных установок. Кроме того, материалами типа НУА-II могут являться подвергшиеся активации элементы оборудования.

Материалами типа НУА-III могут быть только твердые вещества либо жидкости, включенные в твердотельную матрицу, они могут перевозиться в упаковках типа ПУ-3.

Более высокий предел удельной активности для материалов НУА-III обосновывается:

·       перевозкой данных материалов в твердой недисперсной форме;

·       проведением испытаний на выщелачивание для обоснования достаточной нерастворимости указанных материалов в случае неблагоприятных погодных условий;

·       более высоким уровнем требований к упаковкам типа ПУ-3.

Комментарий

Утверждение конструкции или перевозки необходимо для подтверждения того, что конструкция или перевозка отвечает соответствующим требованиям и что требуемые меры контроля соответствуют условиям страны перевозки. Поскольку транспортные операции и условия перевозки отличаются для различных стран, подход, использующий многостороннее утверждение, обеспечивает возможность для регулирующего органа и компетентного органа каждого государства удостовериться в том, что перевозка будет проводиться должным образом с учетом всех особенностей национальных условий.

Концепция многостороннего утверждения означает, что к утверждению привлекаются только те компетентные органы, юрисдикции которых непосредственно затрагиваются при перевозке. Незапланированные отклонения, возникающие в процессе перевозки и приводящие к необходимости въезда в страну, где такая перевозка не была предварительно утверждена, требуют индивидуального подхода.

Многостороннее утверждение не подразумевает согласование конструкции компетентным органом той страны, через которую груз перевозится по воздуху (без посадок).

Комментарий

Несмотря на то, что до настоящего времени не реализованы проекты реакторов, в активную зону которых загружается ториевое топливо, данное направление может представлять определенный интерес. Введение данного термина позволяет рассматривать облученное ториевое топливо как РМ в контексте безопасности транспортирования. В определении учитывается, что даже в природном тории не исключается наличие ²³³U.

Комментарий

В данном определении предполагается, что необлученный уран не был загружен в активную зону реактора любого типа. В определении учитывается, что даже в природном уране не исключается наличие плутония, продуктов деления, а также ²³⁶U.

Комментарий

Радиоактивные загрязнения включают в себя два типа РМ, распределенных по поверхности. Для практических целей различают загрязнения, которые в обычных условиях перевозки остаются связанными (фиксированными) и, таким образом, не могут увеличивать радиационную опасность вследствие их попадания внутрь организма и несвязанными (нефиксированными) загрязнениями, которые могут быть источником такой опасности. Фиксированные загрязнения представляют опасность только за счет внешнего облучения, в то время как нефиксированные загрязнения обладают потенциальной опасностью как внутреннего облучения ингаляционным или пероральным путем, так и внешнего облучения при загрязнении кожи. В аварийных условиях и при определенных условиях эксплуатации (например, при сильном ветре) фиксированные загрязнения могут стать нефиксированными.

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 не приводят к значительному облучению. Любые поверхности с таким уровнем загрязнения считаются незагрязненными поверхностями.

Комментарий

Понятие ОПРЗ введено с целью обеспечения возможности транспортирования РМ, загрязненных активностью более А₂, в неупакованном виде в промышленных упаковках при условии, что данная активность распределена по достаточно большой площади, что позволяет обеспечить достаточный уровень безопасности. Кроме того, загрязненные поверхности ОПРЗ находятся в связанном состоянии, что ограничивает рассеяние РВ при аварии и соответствующие радиационные последствия.

В зависимости от уровня загрязнения поверхности ОПРЗ разделяются на две категории, которые допускается перевозить либо в упаковках типа ПУ-1 (ОПРЗ-I), либо ПУ-2 (ОПРЗ-II).

Следует учитывать, что указанные в определении пределы уровней загрязнения распространяются только на доступные поверхности материала, которыми, например, не являются внутренние поверхности оборудования (например, труб), надежно закрытые или защищенные от контактов с внешней средой.

Приведенные в определении значения пределов активности ОПРЗ-I, усредненной по площади, получены исходя их следующих предположений. 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, в соответствии с требованиями пункта 5.6.4 НП-053-16, ОПРЗ-I может быть в неупакованном виде, однако при этом гарантируется отсутствие его распространения из транспортного средства. Предполагается, что ОПРЗ-I попадают в аварийные условия, где 20 % поверхности подвергается внешнему воздействию и 20 % фиксированного загрязнения высвобождается с данной поверхности. Кроме того, предполагается, что с поверхности высвобождается все нефиксированное загрязнение. Общий выход активности составляет 160 МБк для фиксированного загрязнения и 0,4 МБк — для нефиксированного. При использовании предположения о том, что поверхность ОПРЗ-I загрязнена смешанными бета- и гамма-излучателями, значение А₂ для таких нуклидов составит 0,02 ТБк, а вышедшая с поверхности активность составит 8×10^-3 А₂. При этом необходимо учитывать, что только часть данной активности попадет в итоге в тело человека. В соответствии с консервативными предположениями, изложенными в приложении № 2 к настоящим Справочным материалам, поглощенная человеком активность составит не более 10^-4 от изначальной высвобожденной активности, что соответствует 0,8×10^-6 А₂ и, следовательно, обеспечивает уровень безопасности, эквивалентный уровню безопасности для упаковок типа А.

Предположения, на основании которых получены пределы активности для загрязнения поверхностей объектов типа ОПРЗ-II, в целом аналогичны вышеизложенным. Несмотря на то, что допустимые уровни поверхностного загрязнения ОПРЗ-II существенно выше аналогичных значений для ОПРЗ-I, данные объекты могут перевозиться только в упаковках типа ПУ-2, которые обеспечивают приемлемый уровень безопасности.

Комментарий

Под местом получения в НП-053-16 понимается конечный пункт маршрута, в котором предполагается вскрытие груза, либо его долговременное хранение.

Комментарий

Концепция РМ с низкой способностью к рассеянию применяется только для установления исключений из требований к упаковкам типа С при перевозках воздушным транспортом.

РМ с низкой способностью к рассеянию 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 вблизи места аварии будет крайне ограниченным.

В соответствии с требованиями НП-053-16 необходимо, чтобы характеристики РМ с низкой способностью к рассеянию были продемонстрированы без учета свойств упаковочного комплекта, в котором они перевозятся.

РМ с низкой способностью к рассеянию может быть РМ в твердой нерассеиваемой форме либо высокопрочная герметичная капсула, содержащая РМ.

Комментарий

Понятие «радиоактивное содержимое» включает в себя не только РМ, перевозимые в упаковке, но и те материалы, которые сопровождают данные РМ (радиоактивное загрязнение внутренних поверхностей упаковки и ее элементов, оставшиеся, например, в результате загрузки или после 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.

Комментарий

Главная задача данного определения заключается в объединении понятий РВ и ЯМ, принятых в Федеральном законе «Об использовании атомной энергии» от 21.11.1995 № 170-ФЗ [1.1], в единое понятие РМ. РАО также подпадают под определение РМ.

Комментарий

Система герметизации может представлять собой всю упаковку либо только часть данной упаковки. Например, система герметизации может быть в виде емкости с радиоактивным содержимым, размещенной в упаковочном комплекте. Система герметизации не обязательно включает в себя радиационную защиту, которую могут обеспечивать другие элементы упаковочного комплекта. Требования к герметичности системы герметизации зависят от радиотоксичности радиоактивного содержимого; например, упаковки типа B(U) или С в аварийных условиях должны иметь выход радиоактивности, ограниченный значением А₂ в неделю.

Комментарий

Специальные условия перевозки прорабатываются грузоотправителем РМ.

В качестве мер, позволяющих компенсировать отступления от требований НП-053-16 и других нормативных документов, действующих на различных видах транспорта, следует отдавать предпочтение техническим средствам, не подразумевающим вовлечение персонала в работу. Использование мер административного контроля следует по возможности сводить к минимуму.

Комментарий

Перевозку груза от одного грузоотправителя до одного грузополучателя возможно облегчить посредством объединения в один транспортный пакет. К конструкции транспортного пакета не предъявляется особых требований, так как функции безопасности выполняются за счет свойств упаковочного комплекта. Тем не менее следует принимать во внимание взаимодействие транспортного пакета с упаковками.

Комментарий

ТИ имеет в НП-053-16 многофункциональное назначение, включая его использование перевозчиком в качестве основы при отделении РМ от людей, непроявленных фотопленок и других грузов, содержащих РМ, а также для ограничения уровня воздействия излучения на лиц из населения и транспортных рабочих при перевозке и транзитном хранении.

Комментарий

Термины «упаковка» и «упаковочный комплект» используются, чтобы различать совокупность компонентов для размещения РМ (упаковочный комплект) и совокупность компонентов, совмещенных с радиоактивным содержимым (упаковкой).

Комментарий

В данном определении под другими функциями безопасности понимается, в частности, обеспечение радиационной защиты, соблюдение требований по ядерной безопасности, обеспечение тепловой защиты. Компоненты или материалы, которые не выполняют каких-либо функций безопасности, не считаются частью упаковочного комплекта.

Комментарий

При определении уровня излучения следует обеспечивать выбор аппаратуры, подходящей для мониторинга излучаемой энергии, а также удостовериться в достаточности поверки приборов. Следует принимать во внимание неопределенности, связанные с калибровкой приборов, при проведении как начальных, так и контрольных измерений.

У дозиметров существует явная зависимость показания прибора от уровня энергии излучения. Спектральное распределение излучения, которое использовалось для калибровки прибора, и спектральное распределение излучения, 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.

В большинстве случаев измерение, выполняемое с помощью переносного 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. Применение относительно больших по сравнению с размерами упаковки приборов может привести к занижению измеренных значений уровня излучения. Если 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 таблице № 1.1 настоящего приложения, 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. Показание прибора следует умножить на поправочный коэффициент чтобы получить действительное значение уровня излучения на поверхности упаковки.

Таблица № 1.1. Поправочные коэффициенты на размеры упаковки и детектора

Комментарий

Ограничение объема цистерны значением не менее 450 л выбрано в соответствии с Рекомендациями ООН [1.2].

Список литературы, используемой в приложении № 1

[1.1]    Об использовании атомной энергии: Федеральный закон от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ.

[1.2]    Recommendations on the Transport of Dangerous Goods, Ninth Revised Edition, ST/SG/AC.10/1/Rev. 9, UN. United Nations, New York and Geneva (1995).

Введение

Q-система определяет значения активностей A₁ и А₂ через «количественные» пределы для допустимого содержания радионуклида в упаковке типа А. Эти значения также используются в НП-053-16 для таких целей, как определение пределов утечки активности из упаковок типа B(U), B(M) или C, пределов содержания для упаковок с материалами с низкой удельной активностью и освобожденных упаковок. Символ «Q» в названии системы обозначает количество.

Предпосылки

Упаковки типа А предназначены для экономичной перевозки большого количества грузов низкой активности с обеспечением в то же время высокого уровня безопасности. Пределы для содержимого упаковок установлены так, чтобы избежать неприемлемых радиационных последствий в случае серьезного повреждения упаковки типа А и исключать необходимость утверждения конструкции упаковки ГКО, за исключением упаковок, содержащих ДМ.

Основы Q-системы

В рамках Q-системы рассматривается ряд путей облучения, каждый из которых может привести к облучению (внутреннему или внешнему) людей вблизи упаковки типа А, попавших в транспортную аварию. Пути облучения схематически представлены на рис. 2.1 и ведут к пяти значениям предела содержимого Q_A, Q_B, Q_С, Q_D и Q_E для дозы внешнего гамма-облучения, дозы внешнего бета-облучения, дозы облучения кожи от загрязнения, дозы внутреннего облучения при ингаляционном и пероральном поступлении, дозы внешнего облучения от радиоактивного облака, соответственно. Пределы содержания для альфа-излучателей и излучателей нейтронов материалов особого вида, а также для трития рассматриваются отдельно.

Значение А₁ для материалов особого вида определяется как меньшее из двух значений Q_A и Q_B, а значение А₂ для РМ, не относящихся к особому виду, является наименьшим из А₁ и остальных значений Q. При определении А₂ предполагалось, что поступление внутрь организма 10-6А₂ в результате «среднестатистической» аварии приводит к облучению в размере половины предела годового поступления для персонала группы А. Среднестатистическая авария была определена условно как авария, приводящая к полной потере защиты упаковки и выходу 0,1 % от содержимого упаковки, таким образом, что 0,1 % от этого вышедшего содержимого впоследствии поступает в организм находящегося рядом человека. Конкретные предположения для определения путей облучения, используемые при определении каждого значения Q, рассмотрены ниже, однако все они основаны на следующих радиационных критериях:

а) эффективная или ожидаемая эффективная доза для лица, находящегося вблизи транспортной упаковки при аварии, не должна превышать 50 мЗв.

б) эквивалентная или ожидаемая эквивалентная доза, полученная отдельными органами, включая кожу и конечности человека, не должна превышать 0,5 Зв, а для хрусталика глаза – 0,15 Зв.

в) маловероятно, что человек будет находиться на расстоянии 1 м от поврежденной упаковки в течение времени большего, чем 30 мин.

Рис. 2.1. Схематическое представление путей облучения, применяемых в Q-системе

В системе Основных норм безопасности (BSS) [2.1] Q-система относится к области нормирования потенциального облучения. Q-система описывает потенциальное облучение, которое может быть результатом аварии вследствие какого-либо события или последовательности событий вероятностного характера, включая отказы оборудования и ошибки при эксплуатации.

Эффективная доза облучения для человека, находящегося вблизи транспортной упаковки после аварии, не должна превышать 50 мЗв. При расчетах предполагается, что человек находится на расстоянии 1 м от поврежденной упаковки и остается в этом месте в течение 30 мин. Эффективная доза определяется суммой эквивалентных доз для тканей, каждая из которых умножается на соответствующий весовой коэффициент. Значения весовых коэффициентов для тканей приняты равными тем, что используются в радиационной защите и приведены в Публикации 60 МКРЗ [2.2].

Предполагается, что 30 мин – это то время, в течение которого рядом с упаковкой будут находиться лица, изначально присутствовавшие при аварии. Также предполагается, что последующие восстановительные операции осуществляются под надзором и с использованием средств защиты от ионизирующего излучения. В сочетании с вышеуказанными дозовыми пределами это приводит к ограничению мощности дозы гамма-излучения от поврежденной упаковки на все тело величиной 0,1 Зв/ч на расстоянии 1 м.

Дозиметрические модели и допущения

В данном разделе описаны дозиметрические модели и предположения, лежащие в основе вывода пяти основных значений Q.

Q_А — доза внешнего гамма-облучения

Значение Q_A для радионуклида определяется исходя из доз внешнего гамма- или рентгеновского облучения всего тела человека вблизи поврежденной упаковки типа А после аварии. Предполагается, что защита упаковки полностью разрушена и соответствующая мощность дозы на расстоянии 1 м от края (или поверхности) незащищенного РМ ограничивается значением 0,1 Зв/ч. Кроме того, предполагается, что поврежденная упаковка может рассматриваться как точечный источник.

Значение Q_A рассчитывалось с использованием полного спектра рентгеновского и гамма-излучения радионуклидов, в соответствии с Публикацией 38 МКРЗ [2.3]. Взаимосвязь между эффективной дозой и экспозиционной дозой на открытом воздухе принималась в соответствии с Публикацией 51 МКРЗ [2.4] для изотропной геометрии.

Значения Q_A определяются формулой:

 (2.1)

где: D — контрольная доза 0,05 Зв;

t — время облучения 0,5 ч;

DRC_g —коэффициент мощности эффективной дозы для радионуклида;

С —переводной коэффициент, определяющий размерность Q_A.

Значения Q_A определяются из:

 (2.2)

где  —коэффициент мощности эффективной дозы для радионуклида на расстоянии 1 м, Зв×Бк^-1×ч^-1.

Коэффициенты эффективной дозы и мощности эффективной дозы приведены в таблице № 5.2 приложения № 5 к настоящим Справочным материалам.

Коэффициент мощности эффективной дозы рассчитан по формуле:

 (2.3)

где: — соотношение между эффективной дозой и экспозиционной дозой в воздухе, Зв×Р^-1;

Y_i — выход фотонов энергии E_i на один распад, Бк×с^-1;

E_i —энергия фотона, МэВ;

 —массовый коэффициент поглощения энергии в воздухе для фотонов энергии E_i, см²×г^-1;

m_i —линейный коэффициент ослабления в воздухе для фотонов энергии E_i см^-1;

B(E_i, d) —керма фактор накопления фотонов энергии E_i на расстоянии d;

С —переводной коэффициент, определяющий размерность e_pt.

Расстояние d принято равным 1 м. Значение (е/Х)_Еi получено интерполяцией данных из Публикации 51 МКРЗ [2.4]. Этот подход верен для фотонов с энергией в диапазоне от 5 кэВ до 10 МэВ. Значение (е/Х)_Еi зависит от предположений относительно углового распределения поля излучения (геометрии излучения).

Q_B — доза внешнего бета-облучения

Значение Q_B определяется исходя из дозы бета-излучения, полученной кожей человека, облученного в результате аварии с упаковкой типа А, содержащей РМОВ. Предполагается полное разрушение упаковки при аварии. При этом учитывается малая длина пробега бета-излучения в веществе и связанное с этим уменьшение уровня ионизирующего излучения.

Значение Q_B рассчитывается с использованием полного спектра бета-излучения для радионуклидов в соответствии с Публикацией 38 МКРЗ [2.3]. Спектр излучения интересующего нуклида принят по данным [2.5, 2.6]. Предполагается, что бета-излучение низких энергий экранируется компонентами РМ. Самоэкранирование упаковки считается гладкой функцией максимальной энергии бета-спектра (рис. 2.2). Значение Q_B определяется по формуле:

 (2.4)

где: D — контрольная доза 0,5 Зв;

t — время облучения 0,5 ч;

DRC_b — коэффициент мощности эффективной дозы для радионуклида;

С — переводной коэффициент, определяющий размерность Q_B.

Значение Q_B определяются из:

, (2.5)

где  — коэффициент мощности дозы на кожу для бета-излучения на расстоянии 1 м от самоэкранированного материала, Зв×Бк^-1×ч^-1.

Коэффициенты дозы и мощности дозы можно найти в таблице № 5.2 приложения № 5 к настоящим Справочным материалам.

Рис. 2.2. Коэффициент защиты в зависимости от энергии бета-излучения.

Коэффициент защиты = emd, m = 0,017× Ebmax–1,14 ,

d = 150 мг/см²

В этом уравнении значение С принято равным 10^-12 ТБк/Бк.

Коэффициент мощности дозы определяется как:

(2.6)

где: — коэффициент защиты, рассчитанный при максимальной энергии бета-излучения;

J_air — доза в воздухе на расстоянии 1 м от одного бета-распада, МэВ×г^-1×Бк^-1×с^-1;

С — переводной коэффициент, определяющий размерность е_β.

Параметр J_air рассчитывается как:

(2.7)

где: n — количество бета-частиц, излучаемых на один распад;

N (Е) — количество электронов, излучаемых с энергией в диапазоне от Е до Е + dE;

j (r / r_E, Е) — безразмерное распределение дозы, представляющее долю энергии, поглощаемой в сферической оболочке с радиусами r / r_E и r / r_E + d(r / r_E), согласно [2.6, 2.7].

Следует отметить, что хотя предел дозы для хрусталика глаза ниже, чем для кожи (0,15 Зв по сравнению с 0,5 Зв), ограничивающим фактором всегда является доза на кожу [2.8 – 2.10]. Таким образом, учет дозы на хрусталик глаза не требуется.

Q_С — доза внутреннего облучения ингаляционным путем

Значение Q_C для радионуклидов, входящих во все РМ, за исключением РМОВ, определяется исходя из дозы, полученной человеком, подвергшимся облучению от РМ, вышедших при аварии из поврежденной упаковки типа А, за счет ингаляционного поступления РМ в организм человека.

В рамках Q-системы рассматривается ряд аварий, включая происходящие как в помещении, так и на открытом воздухе, и возможные воздействия пожаров.

Предполагается, что вероятность «крупной аварии», способной вызвать выход большей части содержимого упаковки, мала [2.11–2.13]. Также предполагается, что из упаковки выходит около 0,1–1 % радиоактивного содержимого.

Данные о вдыхаемых аэрозольных составляющих, образуемых в условиях аварии, в целом немногочисленны и имеются только для ограниченного ряда материалов. Например, для образцов урана и плутония в условиях повышенной скорости окисления в воздухе в присутствии двуокиси углерода доля вдыхаемых аэрозолей была определена как приблизительно равная 1 % [2.14]. Для жидкостей возможны большие доли выхода содержимого, но многочисленные барьеры, обеспечиваемые материалами упаковки типа А, включая абсорбенты и двойную систему герметизации, остаются эффективными даже после аварий с тяжелыми ударными или раздавливающими воздействиями [2.13]. Например, при аварии с источником ¹³¹I, который был полностью раздавлен в автодорожной аварии, после удаления обломков упаковки на дороге осталось менее 2 % содержимого упаковки [2.15].

Наиболее тяжелыми аварийными условиями для множества упаковок типа А является сочетание тяжелого механического повреждения с пожаром. Однако даже в этой ситуации роль обломков в удержании выхода РМ может быть значительной [2.12, 2.13].

Зачастую при пожаре образуются относительно большие частицы материала, которые имеют тенденцию минимизировать радиационные последствия, вызванные ингаляционным поступлением радионуклидов, и в то же время обеспечивают значительную поверхность для поглощения летучих компонентов и особенно паров жидкостей. Дополнительный ослабляющий фактор — усиленное локальное рассеяние, связанное с наличием конвективных потоков воздуха, вызванных горением, что также приводит к уменьшению ингаляционного поступления радионуклидов.

Величина доли поглощения РМ 0,01–0,1 % от количества вышедших РМ определена рассмотрением ряда возможных аварийных ситуаций, происходящих как в помещении, так и на открытом воздухе. В первоначальных положениях системы Q рассматривалось облучение в помещении склада или помещении для обработки груза объемом 300 м³ при четырехкратном обмене воздуха в помещении в час. Предполагая интенсивность дыхания взрослого человека 3,3×10^-4 м³/с, коэффициент поглощения получается равным приблизительно 10^-3 за время облучения 30 мин. Альтернативный сценарий предполагает облучение в транспортном средстве объемом 50 м³ при десятикратном воздухообмене в час. Предполагая ту же интенсивность дыхания и время облучения, что и ранее, коэффициент поглощения получается равным 2,4×10^-3, то есть имеющим тот же порядок величины, что и выше.

Для аварий, происходящих на открытом воздухе, наиболее консервативным предположением для атмосферного рассеяния вышедшего из упаковки материала является расположение точечного источника на уровне земли. Коэффициенты разбавления для этой ситуации на расстоянии 100 м по ветру изменяются в диапазоне от 7×10^-4 до 1,7×10^-2 с/м³ [2.16], что соответствует коэффициенту поглощения в интервале от 2,3×10^-7 до 5,6×10^-6 для интенсивности дыхания взрослого человека, указанной ранее. Эти величины относятся к кратковременным выходам активности и охватывают диапазон погодных условий от крайне неустойчивых до крайне устойчивых; соответствующее значение для средних условий равно 3,3×10^-7, то есть находится ближе к нижней границе указанного диапазона.

Экстраполяция использованных моделей расчета коэффициента разбавления в атмосфере на меньшие расстояния будет давать большую нагрузку. Уменьшение расстояния от облучающего объекта на порядок, то есть до 10 м, увеличит приведенный выше коэффициент поглощения приблизительно в 30 раз. Это показывает, что если расстояние по ветру уменьшается до нескольких метров, то коэффициент поглощения приближается к величинам в диапазоне 10^-4¸10^-3, использованным в системе Q. Однако в этих обстоятельствах вступают в силу другие факторы, уменьшающие поглощение активности, и они могут стать доминирующими.

Таким образом, коэффициенты поступления в диапазоне 10^-4¸10^-3 приемлемы для определения пределов содержимого упаковок типа А. С учетом долей выхода содержимого, рассмотренных ранее, суммарный коэффициент поступления составляет 10^-6. Вместе с предельными дозами, рассмотренными ранее, это приводит к выражению для предела содержимого по условиям облучения ингаляционным путем в виде:

(2.8)

где: D — контрольная доза 0,05 Зв;

1×10^-6 — часть радиоактивного содержимого упаковки, поступающая ингаляционным путем;

DC_inh — дозовый коэффициент при ингаляции;

С — переводной коэффициент, определяющий размерность Q_C.

Таким образом, величину Q_C можно рассчитать из

 (2.9)

где e_inh — дозовый коэффициент для ингаляции радионуклида, Зв/Бк.

Значения e_inh можно найти в таблицах II и III в Серии по безопасности № 115 [2.1]. Коэффициенты для расчета дозы и мощности дозы можно найти в таблице № 5.2 приложения № 5 к настоящим Справочным материалам.

В этом уравнении значение С было принято равным 10^-12 ТБк/Бк.

Q_D — дозы от загрязнения кожи и перорального поступления

Значения Q_D определяются исходя из дозы бета-излучения, получаемой кожей человека, загрязненной РМ, за исключением РМОВ вследствие обращения с поврежденной упаковкой типа А. Модель, предложенная в рамках системы Q, предполагает, что 1 % содержимого упаковки равномерно распределен на площади 1 м². Предполагается, что в результате обращения с обломками упаковки происходит загрязнение рук РМ с активностью до 10 % от этого уровня [2.8]. Также предполагается, что облученный человек не носит перчатки и не моет руки в течение 5 ч.

Эти предположения представляют основу для оценки уровня загрязнения кожи, которое может возникнуть в условиях аварии. При пределе мощности дозы для кожи, равном 0,1 Зв/ч, и времени облучения 5 ч уровень загрязнения равен 10^-3Q_D /м².

Значения Q_D были рассчитаны с использованием спектра бета-излучения в соответствии [2.3, 2.4]. Величина Q_D определяется по формуле:

 (2.10)

где: D -—– контрольная доза 0, 5 Зв;

1×10^-3 — доля содержимого упаковки, распределенная на единице поверхности кожи (м^-2);

DRC_skin — коэффициент мощности дозы для загрязнения кожи;

t — время облучения 1,8×10⁴ с (5 ч);

С — переводной коэффициент, определяющий размерность Q_D.

Также Q_D можно определить из:

 (2.11)

где  — доза на кожу на единицу активности на единицу площади кожи, Зв×с^-1×ТБк^-1×м².

В этом уравнении значение С было приравнено к 1.

Q_Е — доза внешнего облучения от радиоактивного облака

Значение Q_E для радиоактивных благородных газов, не поступающих в организм человека, определяется по дозе внешнего облучения от погружения в облако, образовавшееся при аварии в ходе перевозки РМ, как в сжатом, так и несжатом состоянии. Предполагается быстрый выход 100 % содержимого упаковки в помещении размерами 3´10´10 м проветриванием с четырехкратным воздухообменом в течение 1 ч. Это приводит к начальной концентрации в воздухе Q_E/300 (м^-3), которая экспоненциально уменьшается с постоянной распада 4 ч^-1 в результате вентиляции в течение последующих 30 мин облучения, что дает средний уровень концентрации 1,44×10^-3 Q_E (м^-3).

Величина Q_E определяется выражением:

 (2.12)

где: D — контрольная доза 0,05 Зв (или 0,5 Зв, где Q_E ограничено облучением кожи);

d_f — концентрация в воздухе, интегрированная по времени;

DRC_subm — коэффициент мощности эффективной дозы внешнего облучения от радиоактивного облака на единичную объемную активность радионуклидов в воздухе, Зв×Бк^-1×с^-1×м³;

С — переводной коэффициент, определяющий размерность Q_E.

В этом уравнении значение d_f принято равным 2,6 Бк×с×м^-3 на Бк, вышедший в определенное помещение, а коэффициент С — 10^-12 ТБк/Бк.

В таблице № 2.1 приведены значения дозовых коэффициентов внешнего облучения от радиоактивного облака.

Таблица № 2.1. Дозовые коэффициенты внешнего облучения от радиоактивного облака

Таким образом, QE определяется как:

, (2.13)

где h­E,sub — коэффициент эффективной дозы внешнего облучения от радиоактивного облака, Зв×Бк-1×с-1×м3.

Коэффициенты дозы и мощности дозы можно найти в таблице № 5.2 приложения № 5 к настоящим Справочным материалам.

, (2.14)

где hskin, subm — коэффициент эквивалентной дозы внешнего облучения от радиоактивного облака Зв×Бк-1×с-1×м3.

Модели, описанные выше, применимы к подавляющему большинству интересующих радионуклидов и могут использоваться для определения их значений Q и соответствующих величин A1 и А2. Однако в ограниченном числе случаев эти модели неприменимы или нуждаются в доработке. В данном разделе обсуждаются особые соображения применительно к таким обстоятельствам.

Рассмотрение материнских и дочерних радионуклидов

В таких случаях значения Q рассчитывается для материнских и дочерних радионуклидов, и ограничивающее значение используется при определении A₁ и А₂ материнского радионуклида.

В Q-системе предполагается, что максимальное время перевозки 50 сут. РМ с периодом полураспада меньше 10 сут находятся в равновесии с их более долгоживущими материнскими радионуклидами. Предполагается, что дочерние радионуклиды с периодом полураспада менее 10 сут находятся в вековом равновесии с более долгоживущим материнским радионуклидом; вклад дочерних радионуклидов в каждую величину Q суммируется с вкладом материнского нуклида. Это позволяет рассчитывать активности дочерних радионуклидов с ветвящимися фракциями менее единицы; например, ^137mВа образуется в 0,946 распадах его материнского нуклида ¹³⁷Cs. В случаях когда дочерний радионуклид имеет период полураспада либо более 10 сут, либо больший, чем у материнского нуклида, рассматривалась смесь дочерних и материнских радионуклидов. Например, упаковка, содержащая ⁴⁷Са (4,53 сут) рассчитывается в равновесии со своим дочерним радионуклидом ⁴⁷Sc (3,351 сут). Упаковка, содержащая ⁷⁷Ge (11,3 ч), рассчитывается как смесь ⁷⁷Ge и его дочернего нуклида ⁷⁷As (38,8 ч).

Иногда долгоживущий дочерний радионуклид образуется при распаде короткоживущего материнского радионуклида. В таких случаях возможный вклад дочернего радионуклида в дозу не может быть оценен без знания времени перевозки и накопления дочерних нуклидов. Необходимо определить время перевозки и накопление дочерних нуклидов для упаковки и устанавливать значения A₁/А₂, используя правило для смеси. В качестве примера рассмотрим ^131mТе (30 час), распадающийся на ¹³¹Те (25 мин); последний, в свою очередь, распадается на ¹³¹I (8,04 сут). Грузоотправитель должен применить правило для смеси к этой упаковке с активностью ¹³¹I, определенной исходя из времени перевозки и накопления дочерних нуклидов. Цепочки распада, для которых вклад дочерних нуклидов включается в определение величины Q материнского нуклида, приведены в таблице № 2.3 настоящего приложения.

Альфа-излучатели

Радионуклид считается альфа-излучателем, если более чем в 10^-3 распадах он излучает альфа-частицы или при его распаде образуется альфа-излучатель. Например, ²³⁵Np, который распадается с излучением альфа-частиц в 1,4×10^-5 распадах, не является альфа-излучателем. В то же время ²¹²Рb является альфа-излучателем, поскольку его дочерний нуклид ²¹²Bi подвержен альфа-распаду.

Для альфа-излучателей не нужно рассчитывать значения Q_A или Q_B. Верхний предел альфа-излучателей особого вида исходя из статистических данных установлен 10³A₂. Для альфа-излучателей особого вида дополнительная величина Q, а именно Q_F = 10⁴×Q_C, определена и включена, где необходимо, в колонку Q_A таблиц для значений Q (таблица № 2.2 настоящего приложения).

Нейтронные излучатели

При разработке Q-системы предполагалось, что нейтронное излучение вносит незначительный вклад в общий уровень облучения [2.18]. Однако в случае, например, ²⁵²Cf дозой от нейтронов пренебрегать нельзя. Согласно данным, приведенным в Публикации 21 МКРЗ [2.19] мощность дозы нейтронного- и гамма-излучения от ²⁵²Cf массой 1 г составляет 25,4 Зв/ч на 1 м. В сочетании с указанным выше пределом мощности дозы для ²⁵²Cf это дает величину Q_A, равную 0,095 ТБк. Двукратное увеличение дозы, в соответствии с взвешивающим коэффициентом для нейтронного излучения [2.2], дает значение для Q_A 4,7×10^-2. Нейтронная компонента в дозе внешнего облучения от источника ²⁵²Cf доминирует, и аналогичные соображения применимы к другим спонтанно делящимся изотопам [2.20, 2.21].

Тормозное излучение

В целях защиты от возможного влияния тормозного излучения величины А₁ и А₂, ограничение осталось на уровне 40 ТБк, а для некоторых нуклидов на уровне 20 ТБк.

Тритий и его соединения

При разработке Q-системы жидкости, содержащие тритий, рассматриваются отдельно. Использовалась модель с разлитием большого количества воды, содержащей тритий, на ограниченной площади в результате пожара. На основе этих предположений значение А₂ для жидкостей с тритием установлено равным 40 ТБк при дополнительном условии, что концентрация должна быть меньше 1 ТБк/л.

Радон и его дочерние продукты

Как отмечалось ранее, величина Q_E рассчитывается для благородных газов, которые не поступают в организм и дочерние нуклиды которых либо стабильные, либо представляют собой другие благородные газы. В нескольких случаях это условие не выполняется, и следует учитывать иные пути облучения, помимо внешнего облучения от радиоактивного облака [2.22]. Единственным случаем, представляющим практический интерес, является ²²²Rn, для которого доза на легкие вследствие ингаляции короткоживущих дочерних нуклидов специально рассмотрена МКРЗ [2.23].

Здесь при определении значений Q для ²²²Rn учтены дочерние радионуклиды, перечисленные в таблице № 2.3 настоящего приложения. Соответствующее значение Q_C равно 3,6 ТБк; однако допущение о 100 %‑ном выходе радона вместо 10^-3¸10^-2 доли для аэрозолей, предусмотренное в модели Q_C, приводит к снижению значения Q_C до 3,6×10^-3¸3,6×10^-2 ТБк. Кроме того, если рассматривать ²²²Rn с его дочерними нуклидами как благородный газ, то это дает значение Q_E = 4,2×10^-3 ТБк.

Материалы с низкой удельной активностью с «неограниченными» значениями А₁ и А₂

В НП-053-16 выделена категория материалов, удельная активность которых столь мала, что представляется маловероятным их поступление в организм в опасном количестве (материалы НУА). Они были определены исходя из того, что индивидуум оставался в загрязненной атмосфере столь долго, чтобы вдохнуть более 10 мг материала. В этих условиях, если удельная активность материала такова, что поглощение такой массы эквивалентно предполагаемому поглощению активности 10^-6А₂ для человека, вовлеченного в аварию с упаковкой типа А, то этот материал не должен представлять опасность при транспортировании большую, чем количество РМ, транспортируемое в упаковках типа А. Эта гипотетическая модель оставлена в системе Q и приводит к критерию для НУА, равному 10^-4×Q_C/г таким образом, что значения Q для тех радионуклидов, удельная активность которых ниже указанного уровня, обозначены как «неограниченные». Если этот критерий выполняется, то эффективная доза, связанная с поступлением (поглощением) 10 мг нуклида, меньше, чем дозовый критерий 50 мЗв. Природный уран и торий, обедненный уран и другие материалы, такие как ²³⁸U, ²³²Th и ²³⁵U, удовлетворяют вышеуказанному критерию. Расчеты с использованием новейших дозовых коэффициентов, приведенных в Основных нормах безопасности [2.1] и в изданиях МКРЗ [2.24], показывают, что необлученный уран, обогащенный до < 20 %, также удовлетворяет этому критерию, если основываться на смесях изотопов, приведенных в [2.25]. Величины А₁ и А₂ для облученного переработанного урана следует рассчитывать на основе уравнения для смесей, принимая во внимание радионуклиды урана и продукты деления.

В представленных выше рассуждениях исключены соображения по поводу химической токсичности урана, для которой МКРЗ [2.23] рекомендовано значение его дневного поглощения 2,5 мг [2.26].

Дальнейшее рассмотрение материалов НУА в контексте модели загрязнения кожи, использованной при определении величины Q_D, касается массы материала, которая может оставаться на коже в течение значительного периода времени. Предполагается, что присутствие 1¸10 мг/см² загрязнения на руках легко обнаруживается и быстро стирается или смывается вне зависимости от возможной активности. Верхний предел этого диапазона может служить порогом для массы материала, остающейся на коже, и вместе с рассмотренной ранее моделью загрязнения кожи для Q_D это дает предел 10^-5×Q_D/г для материалов НУА. На этой основе величины Q_D для радионуклидов, соответствующих данному критерию, в таблице величин Q также обозначены как «неограниченные».

Скорости утечки в нормальных условиях перевозки

При определении максимально допустимой скорости утечки для упаковок типа В(U) или В(М) в нормальных условиях перевозки в качестве наиболее неблагоприятных условий принималось, что работник проводит 20 % своего рабочего времени в закрытом транспортном средстве объемом 50 м³, проветривая его с десятикратным воздухообменом в час. Считалось, что транспортное средство содержит упаковку типа В(U) или В(М), имеющую утечку активности со скоростью r (Бк/ч), и предполагалось консервативно, что результирующая активность в воздухе не меняется. На этой основе годовое поступление активности за счет ингаляции I_а человеком, работающим 2 000 ч в год со средней интенсивностью дыхания 1,25 м³/ч, было рассчитано как:

, (2.15)

или

I_а = r.

Таким образом, максимальное годовое поступление активности равно активности, вышедшей за 1 ч. Это поступление было приравнено к исторически сложившейся максимально допустимой квартальной дозе профессионального облучения (30 мЗв на все тело, гонады и красный костный мозг; 150 мЗв — на кожу, щитовидную железу и кости и 80 мЗв на другие отдельные органы), которая из определения А₂ соответствовала поступлению А₂×10^-6. Следовательно, r £ А₂×10^-6 в ч.

Предполагается, что все вышедшие материалы оказываются взвешенными в воздухе и могут вдыхаться, тем самым для многих материалов оценка может быть очень завышена. Кроме того, предполагается наличие равновесных условий в течение всего времени. Данный уровень консерватизма был сочтен адекватным, чтобы охватывать также маловероятные ситуации нескольких упаковок с протечками в одном транспортном средстве.

Допустимую скорость утечки r в помещении 30´10´10 м при четырехкратном воздухообмене в час и интенсивности дыхания взрослого человека 1,25 м³/ч, с учетом эквивалентной дозы 20 мЗв, можно рассчитать следующим образом:

в час; (2.16)

r = 1,9×10^-6A₂ в час.

Предполагаемое значение времени облучения принято очень консервативно.

Упаковки при нормальной перевозке редко имеют скорость утечки, близкую к предельно допустимой 10^-6A₂. Такая утечка из упаковок может приводить к очень серьезному загрязнению поверхности вблизи уплотнений и была бы легко обнаружена в результате радиационного контроля в ходе перевозки или при приемке груза грузополучателем.

Скорости утечки для аварийных условий

Аварии такой степени тяжести, которая моделируется в испытаниях упаковок типа В, определенных НП-053-16, крайне маловероятны в условиях ограниченного пространства помещений, кроме того, при возникновении подобных аварий будет осуществлена немедленная эвакуация всех людей, находящихся поблизости [2.27], что снизит вероятный уровень облучения. Следовательно, наиболее вероятный сценарий облучения – это авария, произошедшая на открытом воздухе. В такой ситуации радиационные последствия максимально допустимого выхода активности величиной А₂ за неделю от упаковки типа В(U) или В(М) можно выразить как предел эквивалентной дозы облучения лиц, непрерывно находящихся с подветренной стороны от поврежденной упаковки в течение времени выхода активности.

На практике маловероятно, что аварийный выход будет происходить в течение всей недели. В большинстве ситуаций аварийная бригада прибывает на место аварии и предпринимает эффективные восстановительные действия по ограничению выхода в течение нескольких часов. На этой основе максимальная эффективная доза за счет ингаляции РМ для лиц, находящихся на расстоянии 50¸200 м по ветру от поврежденной упаковки типа В(U) или В(М), при средних погодных условиях равна 1¸10 мЗв и увеличивается приблизительно в 5 раз при менее вероятных в целом и преобладающих стабильных метеорологических условиях. Эффекты локальной герметизации и турбулентности в атмосфере вблизи радиоактивного источника плюс возможные эффекты поднимающегося шлейфа, если имеет место пожар, будут уменьшать пространственную неравномерность доз на расстояниях от источника, превышающих несколько десятков метров, и приближать ее к нижней границе указанного диапазона доз. Следует также учитывать, что аварийный персонал в этой зоне должен работать при наличии дозиметрического контроля и наблюдения.

Особое положение для ⁸⁵Кr основано на учете радиационных последствий выхода этого радионуклида. Допустимый выход величиной 10 А₂ первоначально получен на основе сравнения потенциальной дозы облучения всего тела или любого критического органа человека, облученного на расстоянии примерно 20 м от источника ⁸⁵Кr и других (негазообразных) радионуклидов. В частности, было отмечено, что модель ингаляционного пути облучения, использованная при определении значений А₂, неприемлема для радиоактивного благородного газа, который не создает внутреннего облучения. В рамках системы Q значение А₂ для ⁸⁵Кr равно значению Q_E для дозы внешнего облучения от радиоактивного облака кожи лиц, находящихся в помещении после быстрого выхода содержимого упаковки типа А при аварии. Можно показать, что даже допустимый выход величиной 10 А₂ для ⁸⁵Кr крайне консервативен по сравнению с эквивалентными значениями А₂ для негазообразных радионуклидов. Для выхода величиной А₂, подверженного разбавлению в степени d_f, максимальная результирующая эффективная доза за счет ингаляции D_inh определяется по выражению:

, (2.17)

где 3,3×10^-4 — средняя интенсивность дыхания взрослого человека (м³/с), а поступление А₂×10^-6 уравнено с дозой 50 мЗв.

На этой же основе выход 10А₂ для ⁸⁵Кr (100 ТБк) приводит к дозе от нахождения в облаке, определяемой по выражению:

D_subm = 100× d_f ×2,4×10^-1 (мЗв), (2.18)

где 2,4×10^-1 — дозовый коэффициент дозы внешнего облучения от радиоактивного облака, мЗв×м³×ТБк^-1×с^-1.

Из приведенных выше выражений D_inh/D_subm равно приблизительно 680. Таким образом, предел выхода активности из упаковки типа В(U) или В(М) для ⁸⁵Кr представляется более чем на два порядка величины консервативнее по сравнению с (негазообразными) радионуклидами.

Таблица значений Q

Полный перечень значений Q, определенных на основе моделей, описанных выше, представлен в таблице № 2.2 настоящего приложения. Туда также включены соответствующие значения A₁ и А₂ пределов содержимого упаковок типа А для РМОВ и РМ, не относящихся к особому виду, соответственно. Значения Q в таблице № 2.2 настоящего приложения округлены до двух значащих цифр, а значения A₁ и А₂ - до одной; в последнем случае также применен условный (произвольный) предел 40 ТБк.

Химическая форма или химические свойства радионуклидов не учитываются. При определении значений Q_C используются наиболее ограничивающие дозовые коэффициенты из рекомендованных МКРЗ [2.9].

Таблица № 2.2. Пределы содержимого упаковки типа A: Q_A, Q_B, Q_C. Значения и пределы для материалов особого вида (A₁) и не особого вида (А₂)

Радионуклид	a — указано QF, вместо QA	QA или QF, ТБк	QB, ТБк	QC, ТБк	QD или QE, ТБк	А1, ТБк	А2, ТБк
225Ас		4,9	8,5·10-1	6,3·10-3	3,0·10-1	8·10-1	6·10-3
227Ас	a	9,3·10-1	1,3·102	9,3·10-5	3,7·101	9·10-1	9·10-5
228Ас		1,2	5,6·10-1	2,0	5,2·10-1	6·10-1	5·10-1
105Аg		2,0	1,0·103	6,3·101	2,5·10-1	2	2
108mАg		6,5·10-1	5,9	1,4	6,0	7·10-1	7·10-1
110mАg		4,2·10-1	1,9·101	4,2	2,1	4·10-1	4·10-1
111Аg		4,1·101	1,9	2,9·101	6,2·10-1	2	6·10-1
26Al		4,3·10-1	1,4·10-1	2,8	7,1·10-1	1·10-1	1·10-1
241Аm	a	1,3·101	1,0·10-3	1,3·10-3	3,8·102	1·101	1·10-3
242mАm	a	1,4·101	5,0·101	1,4·10-3	8,4·10-1	1·101	1·10-3
243Аm		5,0	2,6·102	1,3·10-3	4,1·10-1	5	1·10-3
37Аr		1,0·103	1,0·103	-	1,0·103	4·101	4·101
39Аr		-	7,3·101	-	1,8·101	4·101	2·101
41Аr		8,8·10-1	3,1·10-1	-	3,1·10-1	3·10-1	3·10-1
72As		6,1·10-1	2,8·10-1	5,4·101	6,5·10-1	3·10-1	3·10-1
73As		9,5·101	1,0·103	5,4·101	1,0·103	4·101	4·101
74As		1,4	1,7	2,4·101	9,4·10-1	1	9·10-1
76As		2,5	2,5·10-1	6,8·101	5,9·10-1	3·10-1	3·10-1
77As		1,3·10-2	1,8·101	1,3·102	6,5·10-1	2·101	7·10-1
211At		2,5·101	1,0·103	5,1·10-1	4,4·102	2·101	5·10-1
193Au		7,0	1,0·103	4,2·102	1,8	7	2
194Au		1,1	1,0·103	2,0·102	6,1	1	1
195Au		1,3·101	1,0·103	3,1·101	5,5	1·101	6
198Au		2,6	1,1	6,0·101	6,1·10-1	1	6·10-1
199Au		1,4·101	1,0·103	6,7·101	6,4·10-1	1·101	6·10-1
131Ba		1,6	1,0·103	1,9·102	2,2	2	2
133Ba		2,6	1,0·103	3,3·101	1,0·101	3	3
133mBa		1,5·101	1,0·103	2,6·102	6,2·10-1	2·101	6·10-1
140Ba		6,3·10-1	4,5·10-1	2,4·101	3,1·10-1	5·10-1	3·10-1
7Be		2,1·101	1,0·103	9,4·102	1,0·10-3	2·101	2·101
10Be		-	5,8·101	1,5	5,8·10-1	4·101	6·10-1
205Bi		6,9·10-1	1,0·103	5,4·101	1,1·101	7·10-1	7·10-1
206Bi		3,4·10-1	1,0·103	2,9·101	1,1	3·10-1	3·10-1
207Bi		7,1·10-1	1,0·103	9,4	5,0	7·10-1	7·10-1
210Bi		-	1,3	6,0·10-1	6,2·10-1	1	6·10-1
210mBi		4,3	6,2·10-1	1,6·10-2	4,9·10-1	6·10-1	2·10-2
212Bi		1,0	6,5·10-1	1,7	5,8·10-1	7·10-1	6·10-1
247Bk	a	7,7	1,0·103	7,7·10-4	1,4	8	8·10-4
249Bk		1,0·103	1,0·103	3,3·10-1	1,2·101	4·101	3·10-1
76Вr		4,4·10-1	6,3·10-1	1,2·102	9,9·10-1	4·10-1	4·10-1
77Br		3,4	1,0·103	5,7·102	2,3·101	3	3
82Br		4,1·10-1	1,0·103	7,8·101	7,7·10-1	4·10-1	4·10-1
11C		1,0	2,0	1,0·103	5,8·10-1	1	6·10-1
14C		-	1,0·103	8,6·101	3,2	4·101	3
41Ca		1,0·103	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
45Ca		1,0·103	1,0·103	1,9·101	1,2	4·101	1
47Ca		2,7	3,7·101	2,0·101	3,3·10-1	3	3·10-1
109Cd		2,9·101	1,0·103	6,2	1,9	3·101	2
113mCd		-	9,1·101	4,5·10-1	6,9·10-1	4·101	5·10-1
115Cd		3,9	3,3	4,3·101	3,9·10-1	3	4·10-1
115mCd		5,0·101	5,2·10-1	6,8	6,1·10-1	5·10-1	5·10-1
139Ce		6,8	1,0·103	2,8·101	2,2	7	2
141Ce		1,6·101	3,2·102	1,4·101	5,8·10-1	2·101	6·10-1
143Ce		3,7	8,9·10-1	6,2·101	6,0·10-1	9·10-1	6·10-1
144Ce		2,2·101	2,5·10-1	1,0	3,8·10-1	2·10-1	2·10-1
248Cf	a	6,1·101	1,0·103	6,1·10-3	1,0·103	4·101	6·10-3
249Cf		3,2	1,0·103	7,6·10-4	4,6	3	8·10-4
250Cf	a	1,6·101	1,0·103	1,6·10-3	1,0·103	2·101	2·10-3
251Cf	a	7,5	1,0·103	7,5·10-4	5,2·10-1	7	7·10-4
252Cf		4,7·10-2	1,0·103	2,8·10-3	5,2·102	5·10-2	3·10-3
253Cf	a	4,2·102	1,0·103	4,2·10-2	1,2	4·101	4·10-2
254Cf		1,4·10-3	1,0·103	1,4·10-3	1,0·103	1·10-3	1·10-3
36Cl		1,0·103	1,0·101	7,2	6,3·10-1	1·101	6·10-1
38Cl		8,1·10-1	2,2·10-1	1,0·103	5,6·10-1	2·10-1	2·10-1
240Cm	a	1,7·102	1,0·103	1,7·10-2	1,0·103	4·101	2·10-2
241Cm		2,2	1,0·103	1,3	1,5	2	1
242Cm	a	1,0·102	1,0·103	1,0·10-2	1,0·103	4·101	1·10-2
243Cm		8,6	1,0·103	1,3·10-3	8,3·10-1	9	1·10-3
244Cm	a	1,6·101	1,0·103	1,6·10-3	1,0·103	2·101	2·10-3
245Cm	a	9,1	1,0·103	9,1·10-4	2,7	9	9·10-4
246Cm	a	9,1	1,0·103	9,1·10-4	1,0·103	9	9·10-4
247Cm		3,2	1,6·102	9,8·10-4	Неогранич.	3	1·10-3
248Cm		1,8·10-2	1,0·103	2,5·10-4	Неогранич.	2·10-2	3·10-4
55Co		5,4·10-1	9,7·10-1	9,1·101	7,7·10-1	5·10-1	5·10-1
56Co		3,3·10-1	1,5·101	7,8	2,9	3·10-1	3·10-1
57Co		1,0·101	1,0·103	5,3·101	1,3·101	1·101	1·101
58Co		1,1	7,8·102	2,5·101	3,8	1	1
58mCo		1,0·103	1,0·103	1,0·103	1,0·103	4·101	4·101
60Co		4,5·10-1	7,3·102	1,7	9,7·10-1	4·10-1	4·10-1
51Cr		3,4·101	1,0·103	1,0·103	1,0·103	3·101	3·101
129Cs		3,6	1,0·103	1,0·103	3,7·101	4	4
131Cs		3,1·101	1,0·103	1,0·103	1,0·103	3·101	3·101
132Cs		1,5	1,0·103	2,1·102	2,5·101	1	1
134Cs		6,9·10-1	3,6	7,4	9,2·10-1	7·10-1	7·10-1
134mCs		3,7·101	1,0·103	1,0·103	6,3·10-1	4 101	6·10-1
135Cs		-	1,0·103	Неогранич.	1,5	4·101	1
136Cs		5,1·10-1	8,3·102	3,8	7,0·10-1	5·10-1	5·10-1
137Cs		1,8·10+0°	8,2	1,0	6,3·10-1	2	6·10-1
64Cu		5,6	1,1·102	4,2·102	1,1	6	1
67Cu		1,0·101	4,1·102	8,6·101	6,9·10-1	1·101	7·10-1
159Dy		2,0·101	1,0·103	1,4·102	1,0·103	2·101	2·101
165Dy		4,1·101	9,4·10-1	8,2·102	3,4·10-1	9·10-1	6·10-1
166Dy		3,4·101	8,6·10-1	2,0·101	3,4·10-1	9·10-1	3·10-1
169Er		1,0·103	1,0·103	5,1·101	9,5·101	4·101	1
171Er		2,9	8,3·10-1	2,3·102	5,1·10-1	8·10-1	5·10-1
147Eu		2,2	1,0·103	5,0·101	3,8	2	2
148Eu		5,1·10-1	5,1·10-1	1,0·103	1,9·101	1,9·101	5,1·10-1
149Eu		2,0·101	1,5·101	1,0·103	1,9·102	7,4·101	2·101
150Eu		7,2·10-1	1,0·103	1,0	7,1	7·10-1	7·10-1
150mEu		23·101	1,5	2,6·102	6,9·10-1	2	7·10-1
152Eu		9,6·10-1	1,7·102	1,3	1,3	1	1
152mEu		3,7	8,1·10-1	2,3·102	7,8·10-1	8·10-1	8·10-1
154Eu		9,0·10-1	1,6	1,0	5,5·10-1	9·10-1	6·10-1
155Eu		1,9·101	1,0·103	7,7	3,2	2·101	3
156Eu		8,8·10-1	7,4·10-1	1,5·101	6,7·10-1	7·10-1	7·10-1
18F		1,0	2,8·101	8,3·102	5,8·10-1	1	6·10-1
52Fe		4,1·10-1	3,2·10-1	7,6·101	3,7·10-1	3·10-1	3·10-1
55Fe		1,0·103	1,0·103	6,5·101	1,0·103	4·101	4·101
59Fe		9,4·10-1	4,4·101	1,4·101	8,9·10-1	9·10-1	9·10-1
60Fe		2,0·102	1,0·103	2,1·10-1	3,7	4·101	2·10-1
67Ga		7,4	1,0·103	2,2·102	3,2	7	3
68Ga		1,1	4,6·10-1	9,8·102	6,6·10-1	5·10-1	5·10-1
72Ga		4,3·10-1	3,7·10-1	9,1·101	6,2·10-1	4·10-1	4·10-1
146Gd		5,3·10-1	2,9·102	7,3	1,0	5·10-1	5·10-1
148Gd	a	2,0·101	-	2,0·10-3	-	2·101	2·10-3
153Gd		9,5	1,0·103	2,4·101	8,9	1·101	9
159Gd		2,1·101	3,1	1,9·102	6,4·10-1	3	6·10-1
68Ge		1,1	4,6·10-1	3,8	6,6·10-1	5·10-1	5·10-1
71Ge		5,2·102	1,0·103	1,0·103	1,0·103	4·101	4·101
77Ge		1,1	3,3·10-1	1,4·102	6,0·10-1	3·10-1	3·10-1
172Hf		5,8·10-1	1,0·103	1,5	1,7	6·10-1	6·10-1
175Hf		2,9	1,0·103	4,5·101	4,7	3	3·10400
181Hf		1,9	1,0·103	1,1·101	5,0·10-1	2	5·10-1
182Hf		4,6	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
194Hg		1,1	1,0·103	1,3	6,1	1	1
195mHg		3,1	1,0·103	5,3	7,3·10-1	3	7·10-1
197Hg		1,6·101	1,0·103	1,1·101	1,6·101	2·101	1·101
197mHg		1,3·101	1,0·103	8,1	3,5·10-1	1·101	4·10-1
203Hg		4,6	1,0·103	6,7	1,1	5	1
166Ho		3,8·101	4,4·10-1	7,6·101	5,8·10-1	4·10-1	4·10-1
166mHo		6,2·10-1	1,0·103	4,5·10-1	1,3	6·10-1	5·10-1
123I		6,3	1,0·103	2,3·102	2,9	6	3
124I		1,1	6,0	3,8	2,5	1	1
125I		1,6·101	1,0·103	3,3	1,0·103	2·101	3
126I		2,3	6,4	1,7	1,3	2	1
129I		2,9·101	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
131I		2,8	2,0·101	2,3	6,9·10-1	3	7·10-1
132I		4,8·10-1	4,4·10-1	1,8·102	6,1·10-1	4·10-1	4·10-1
133I		1,8	7,3·10-1	1,1·101	6,2 10-1	7·10-1	6·10-1
134I		4,2·10-1	3,2·10-1	6,9·102	5,9·10-1	3·10-1	3·10-1
135I		8,2·10-1	6,2·10-1	5,2·101	6,2·10-1	6·10-1	6·10-1
111In		2,8	1,0·103	2,2·102	3,0	3	3
113mIn		4,1	1,0·103	1,0·103	1,6	4	2
114mIn		1,1·101	1,0·103	5,4	4,8·10-1	1·101	5·10-1
115mIn		6,5	1,0·103	8,3·102	1,0	7	1
189Ir		1,3·101	1,0·103	9,1·101	1,8·101	1·101	1·101
190Ir		7,5·10-1	1,0·103	2,2·101	7,5·10-1	7·10-1	7·10-1
192Ir		1,3	4,6·101	8,1	6,1·10-1	1	6·10-1
194Ir		1,2·101	3,3·10-1	8,9·101	5,9·10-1	3·10-1	3·10-1
40K		7,3	9,4·10-1	Неогранич.	Неогранич.	9·10-1	9·10-1
42K		4,2	2,2·10-1	3,8·102	5,7·10-1	2·10-1	2·10-1
43K		1,1	7,3·10-1	3,3·102	6,2·10-1	7·10-1	6·10-1
81Kr		1,1·102	1,0·103	-	7,9·101	4·101	4·101
85Kr		4,8·102	1,4·101	-	1,4·101	1·101	1·101
85mKr		7,5	7,6	-	2,8	8	3
87Kr		1,5	2,1·10-1	-	4,8·10-1	2·10-1	2·10-1
137La		3,0·101	1,0·103	5,7	1,0·103	3·101	6
140La		4,9·10-1	3,7·10-1	4,5·101	6,0·10-1	4·10-1	4·10-1
172Lu		5,9·10-1	1,0·103	3,3·101	2,2	6·10-1	6·10-1
173Lu		8,0	1,0·103	2,2·101	1,7·101	8	8
174Lu		8,5	1,0·103	1,3·101	2,9·101	9	9
174mLu		1,6·101	1,0·103	1,3·101	3,7·101	2·101	1·101
177Lu		3,3·101	1,0·103	4,2·101	7,3·101	3·101	7·10-1
28Mg		3,7·10-1	2,5·10-1	2,6·101	3,2·10-1	3·10-1	3·10-1
52Mn		3,2·10-1	7,3·102	3,6·101	1,9	3·10-1	3·10-1
53Mn		1,0·103	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
54Mn		1,3	1,0·103	3,3·101	1,0·103	1	1
56Mn		6,7·10-1	3,0·10-1	3,8·102	6,0·10-1	3·10-1	3·10-1
93Mo		8,6·101	1,0·103	2,3·101	1,0·103	4·101	2·101
99Mo		6,2	1,3	5,1·101	5,5·10-1	1	6·10-1
13N		1,0	9,3·10-1	-	5,8·10-1	9·10-1	6·10-1
22Na		5,0·10-1	3,8	3,8·101	6,5·10-1	5·10-1	5·10-1
24Na		3,0·10-1	2,0·10-1	1,7·102	6,0·10-1	2·10-1	2·10-1
93mNb		4,9·102	1,0·103	3,1·101	1,0·103	4·101	3·101
94Nb		6,8·10-1	1,0·103	1,1	7,0·10-1	7·10-1	7·10-1
95Nb		1,4	1,0·103	3,1·101	4,0	1	1
97Nb		1,6	9,0·10-1	1,0·103	6,1·10-1	6·10-1	9·10-1
147Nd		7,4	5,6	2,2·101	6,5·10-1	6	6·10-1
149Nd		2,9	6,3·10-1	5,6·102	5,1·10-1	6·10-1	5·10-1
59Ni		1,0·103	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
63Ni		-	1,0·103	2,9·101	1,0·103	4·101	3·101
65Ni		2,1	4,4·10-1	5,7·102	6,1·10-1	4·10-1	4·10-1
235Nр		1,4·102	1,0·103	1,3·102	1,0·103	4·101	4·101
236Nр		8,7	1,0·103	1,7·10-2	5,0·10-1	9	2·10-2
236mNp		2,3·101	1,0·103	1,0·101	1,5	2·101	2
237Np	a	2,4·101	1,0·103	2,4·10-3	Неогранич.	2·101	2·10-3
239Nр		6,7	2,6·102	5,6·101	4,1·10-1	7	4·10-1
185Os		1,5	1,0·103	3,3·101	2,3·101	1	1
191Os		1,5·101	1,0·103	2,8·101	2,3	1·101	2
191m Os		1,3·102	1,0·103	3,3·102	2,7·101	4·101	3·101
193Os		1,5·101	1,6	9,8·101	5,9·10-1	2	6·10-1
194Os		1,2·10-1	3,1·10-1	6,3·10-1	5,9·10-1	3·10-1	3·10-1
32P		-	4,5·10-1	1,6·101	6,0·10-1	5·10-1	5·10-1
33P		-	1,0·103	3,6·101	1,2	4·101	1
230Pa		1,7	1,0·103	6,6·10-2	2,1	2	7·10-2
231Pa	a	1,0·103	3,8·10-4	1,8·101	4	4·10-4	3,8
233Pa		5,4	1,0·103	1,4·101	6,5·10-1	5	7·10-1
201Pb		1,5	1,0·103	7,7·102	3,3	1	1
202Pb		9,0·102	1,0·103	Неогранич.	1,6·101	4·101	2·101
203Pb		3,6	1,0·103	5,5·102	2,6	4	3
205Pb		8,3·102	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
210Pb		2,4·102	1,3	5,1·10-2	6,2·10-1	1	5·10-2
212Pb		1,0	7,0·10-1	2,2·10-1	2,7·10-1	7·10-1	2·10-1
103Pd		4,7·101	1,0·103	1,2·102	1,0·103	4·101	4·101
107Pd		-	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
109Pd		7,0·101	1,9	1,4·102	4,7·10-1	2	5·10-1
143Pm		3,3	1,0·103	3,6·101	3,6·102	3	3
144Pm		6,7·10-1	1,0·103	6,4	3,4·101	7·10-1	7·10-1
145Pm		2,6·101	1,0·103	1,5·101	1,0·103	3·101	1·101
147Pm		1,0·103	1,0·103	1,1·101	1,7	4·101	2
148mPm		7,6	9,1	7,2·10-1	8·10-1	7·10-1	8,3·10-1
149Pm		1,0·102	1,7	6,9·101	6,2·10-1	2	6·10-1
151Pm		3,3	1,8	1,1·102	6,1·10-1	2	6·10-1
210Po	a	1,7·102	1,0·103	1,7·10-2	1,0·103	4·101	2·10-2
142Рr		2,0·101	3,6·10-1	8,9·101	6,0·10-1	4·10-1	4·10-1
143Рr		1,0·103	3,0	2,2·101	6,3·10-1	3	6·10-1
188Pt		9,7·10-1	1,0·103	5,7·101	7,8·10-1	1	8·10-1
191Pt		3,6	1,0·103	4,5·102	3,5	4	3
193Pt		8,7·102	1,0·103	1,0·103	1,0·103	4·101	4·101
193mPt		9,1·101	1,0·103	3,8·102	5,5·10-1	4·101	5·10-1
195mPt		1,5·101	1,0·103	2,6·102	4,8·10-1	1·101	5·10-1
197Pt		4,7·101	2,4·10-1	5,5·102	6,3·10-1	2·101	6·10-1
197mPt		1,3·101	1,0·103	1,0·103	5,8·10-1	1·101	6·10-1
236Pu	a	2,8·101	1,0·103	2,8·10-3	6,5·102	3·101	3·10-3
237Pu		2,3·101	1,0·103	1,4·102	1,2·102	2·101	2·101
238Pu	a	1,2·101	1,0·103	1,2·10-3	1,0·103	1·101	1·10-3
239Pu	a	1,1·101	1,0·103	1,1·10-3	Неогранич.	1·101	1·10-3
240Рu	a	1,1·101	1,0·103	1,1·10-3	Неогранич.	1·101	1·10-3
241Рu		1,0·103	1,0·103	5,9·10-2	1,0·103	4·101	6·10-2
242Рu	a	1,1·101	1,0·103	1,1·10-3	Неогранич.	1·101	1·10-3
244Рu		3,1	3,8·10-1	1,1·10-3	Неогранич.	4·101	1·10-3
223Ra		3,9	4,0·10-1	7,2·10-3	2,6·10-1	4·10-1	7·10-3
224Ra		1,1	4,3·10-1	1,6·10-2	2,7·10-1	4·10-1	2·10-2
225Ra		1,2·101	2,2·10-1	3,6·10-3	2,3·10-1	2·10-1	4·10-3
226Ra		6,5·10-1	2,5·10-1	2,7·10-3	2,7·10-1	2·10-1	3·10-3
228Ra		1,2	5,6·10-1	1,9·10-2	5,2·10-1	6·10-1	2·10-2
81Rb		1,7	1,5·101	1,0·103	8,3·10-1	2	8·10-1
83Rb		2,1	1,0·103	6,9·101	4,3·102	2	2
84Rb		1,2	4,0·101	4,5·101	2,2	1	1
86Rb		1,2·101	4,8·10-1	5,2·101	6,1·10-1	5·10-1	5·10-1
87Rb		-	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
Rb (природ.)		-	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
184Re		1,2	1,0·103	2,8·101	1,7	1	1
184mRe		2,8	1,0·103	8,2	1,2	3	1
186Re		5,8·101	2,0	4,5·101	5,9·10-1	2	6·10-1
187Re		-	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
188Re		2,0·101	3,5·10-1	9,1·101	5,4·10-1	4·10-1	4·10-1
189Re		3,2·101	2,5	1,2·102	5,7·10-1	3	6·10-1
Re (природ.)		-	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
99Rh		1,8	1,0·103	6,0·101	7,5	2	2
101Rh		4,3	1,0·103	9,8	2,6	4	3
102Rh		5,0·10-1	1,0·103	3,1	5,4·101	5·10-1	5·10-1
102mRh		2,2	8,9	7,5	1,8	2	2
103mRh		4,5·102	1,0·103	1,0·103	1,0·103	4·101	4·101
105Rh		1,4·101	1,8·102	1,5·102	7,9·10-1	1·101	8·101
222Rn		6,7·10-1	2,6·10-1	-	4,2·10-3	3·10-1	4·10-3
97Ru		4,7	1,0·103	4,5·102	1,3·101	5	5
103Ru		2,2	2,0·102	1,8·101	1,6	2	2
105Ru		1,4	1,2	2,8·102	6,1·10-1	1	6·10-1
106Ru		5,3	2,2·10-1	8,1·10-1	5,7·10-1	2·10-1	2·10-1
35S		-	1,0·103	3,8·101	3,0	4·101	3
122Sb		2,4	4,3·10-1	5,0·101	6,2·10-1	4·10-1	4·10-1
124Sb		6,2·10-1	7,2·10-1	8,2	6,9·10-1	6·10-1	6·10-1
125Sb		2,4	2,5·102	1,1·101	1,4	2	1
126Sb		3,8·10-1	1,3	1,8·101	7,1·10-1	4·10-1	4·10-1
44Sc		5,1·10-1	6,1·10-1	2,6·102	6,2·10-1	5·10-1	5·10-1
46Sc		5,4·10-1	1,0·103	7,8	8,5·10-1	5·10-1	5·10-1
47Sc		1,1·101	1,7·102	7,1·101	7,0·10-1	1·101	7·10-1
48Sc		3,3·10-1	9,0·10-1	4,5·101	6,5·10-1	3·10-1	3·10-1
75Se		2,9	1,0·103	3,6·101	1,0·101	3	3
79Se		-	1,0·103	1,7·101	2,3	4·101	2
31Si		1,0·103	5,8·10-1	6,3·102	6,0·10-1	6·10-1	6·10-1
32Si		-	1,0·103	4,5·10-1	1,6	4·101	5·10-1
145Sm		1,3·101	1,0·103	3,3·101	1,0·103	1·101	1·101
147Sm		5,6·101	-	Неогранич.	-	Неогранич.	Неогранич.
151Sm		1,0 103	1,0·103	1,4·101	1,0·103	4·101	1·101
153Sm		1,7·101	9,1	8,2·101	6,1·10-1	9	6·10-1
113Sn		3,7	1,0·103	2,0·101	1,6	4	2
117mSn		7,1	1,0·103	2,2·101	4,0·10-1	7	4·10-1
119mSn		6,2·101	1,0·103	2,5·101	1,0·103	4·101	3·101
121mSn		1,4·102	1,0·103	1,1·101	8,5·10-1	4·101	9·10-1
123Sn		1,6·102	7,5·10-1	6,5	6,1·10-1	8·10-1	6·10-1
125Sn		3,6	3,7·10-1	1,7·101	6,2·10-1	4·10-1	4·10-1
126Sn		6,6·10-1	5,9·10-1	1,9	3,6·10-1	6·10-1	4·10-1
82Sr		9,7·10-1	2,4·10-1	5,0	5,9·10-1	2·10-1	2·10-1
85Sr		2,1	1,0·103	6,5·101	8,5·101	2,10+00	2
85mSr		5,2	1,0·103	1,0·103	1,8·101	5	2
87mSr		3,3	1,0·103	1,0·103	3,3	3	3
89Sr		1,0·103	6,2·10-1	6,7	6,1·10-1	6·10-1	6·10-1
90Sr		1,0·103	3,2·10-1	3,3·10-1	3,1·10-1	3·10-1	3·10-1
91Sr		1,5	3,0·10-1	1,2·102	6,0·10-1	3·10-1	3·10-1
92Sr		8,2	1,1	1,2·102	3,1·10-1	1	3·10-1
T (3H)		-	1,0·103	1,0·103	-	4·101	4·101
178Ta		1,1	1,0·103	7,2·102	8,2·10-1	1	8·10-1
179Ta		3,1·101	1,0·103	9,6·101	1,0·103	3·101	3·101
182Ta		8,7·10-1	1,3·101	5,1	5,4·10-1	9·10-1	5·10-1
157Tb		3,1·102	1,0·103	4,2·101	1,0·103	4·101	4·101
158Tb		1,4	1,6·102	1,1	1,8	1	1
160Tb		9,8·10-1	2,3	7,6	5,8·10-1	1	6·10-1
95mTc		1,5	1,0·103	5,7·101	1,2·101	2	2
96Tc		4,3·10-1	1,0·103	7,0·101	1,4·102	4·10-1	4·10-1
96mTc		4,3·10-1	1,0·103	7,1·101	1,4·102	4·10-1	4·10-1
97Tc		7,6·101	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
97mTc		8,6·101	1,0·103	1,6·101	1,4	4·101	1
98Tc		7,5·10-1	1,0·103	Неогранич.	6,8·10-1	8·10-1	7·10-1
99Tc		-	1,0·103	Неогранич.	8,8·10-1	4·101	9·10-1
99mTc		9,8	1,0·103	1,0·103	4,3	1·101	4
121Те		1,8	1,0·103	1,3·102	1,0·102	2	2
121mTe		5,1	1,0·103	1,2·101	2,5	5	3
123mTe		7,7	1,0·103	1,3·101	1,2	8	1
125mTe		2,0·101	1,0·103	1,5·101	9,1·10-1	2·101	9·10-1
127Te		2,2·102	1,9·101	4,2·102	6,6·10-1	2·101	7·10-1
127mТе		5,0·101	1,9·101	6,8	5,0·10-1	2·101	5·10-1
129Te		1,7·101	6,6·10-1	1,0·103	6,1·10-1	7·10-1	6·10-1
129mTe		1,3·101	8,5·10-1	7,9	4,4·10-1	8·10-1	4·10-1
131m Te		7,5·10-1	1,2	4,5·101	4,9·10-1	7·10-1	5·10-1
132Te		4,9·10-1	4,9·10-1	2,0·101	4,2·10-1	5·10-1	4·10-1
227Th		1,1·101	1,0·103	5,2·10-3	4,7	1·101	5·10-3
228Th		7,6·10-1	5,3·10-1	1,2·10-3	2,7·10-1	5·10-1	1·10-3
229Th	a	5,1	1,0·103	5,1·10-4	1,8	5	5·10-4
230Th	a	1,2·101	1,0·103	1,2·10-3	Неогранич.	1·101	1·10-3
231Th		3,9·101	1,0·103	1,6·10-2	1,2	4·101	2·10-2
232Th		1,2	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
234Th		4,2·101	3,0·10-1	6,8	4,9·10-1	3·10-1	3·10-1
Th (природ.)		4,7·10-1	2,7·10-1	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
44Ti		4,8·10-1	6,1·10-1	4,2·10-1	6,2·10-1	5·10-1	4·10-1
200Tl		8,5·10-1	1,0·103	3,6·102	7,1	9·10-1	9·10-1
201Tl		1,2·101	1,0·103	1,0·103	4,0	1·101	4
202Tl		2,3	1,0·103	2,5·102	1,6·101	2	2
204Tl		9,9·102	9,6	1,1·102	6,9·10-1	1·101	7·10-1
167Tm		7,4	1,0·103	4,5·101	8,2·10-1	7	8·10-1
170Tm		2,0·102	2,6	7,6	6,1·10-1	3	6·10-1
171Tm		1,0·103	1,0·103	3,8·101	1,0·102	4·101	4·101
230U (F)		5,2·101	1,0·103	1,4·10-1	3,1	4·101	1·10-1
230U (M)	a	3,8·101	1,0·103	3,8·10-3	3,1	4·101	4·10-1
230U (S)	a	3,3·101	1,0·103	3,3·10-3	3,1	3·101	3·10-3
232U (F)	a	1,4·102	1,0·103	1,4·10-2	1,8·102	4·101	1·10-2
232U (M)	a	7,1·101	1,0·103	7,1 10-3	1,8·102	4·101	7·10-3
232U (S)	a	1,4·101	1,0·103	1,4·10-3	1,8·102	1·101	1·10-3
233U (F)		8,0·102	1,0·103	8,8·10-2	Неогранич.	4·101	9·10-2
233U (M)	a	1,6·102	1,0·103	1,6·10-2	Неогранич.	4·101	2·10-2
233U (S)	a	5,7·101	1,0·103	5,7·10-3	Неогранич.	4·101	6·10-3
234U (F)		6,0·102	1,0·103	9,1·10-2	Неогранич.	4·101	9·10-2
234U (M)	a	1,6·102	1,0·103	1,6·10-2	Неогранич.	4·101	2·10-2
234U (S)	a	5,9·101	1,0·103	5,9·10-3	Неогранич.	4·101	6·10-3
235U (F)		6,4	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
235U (M)		6,4	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
235U (S)		6,4	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
236U (F)		6,4·102	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
236U (M)	a	1,7·102	1,0·103	1,7·10-2	Неогранич.	4·10-1	2·10-2
236U (S)	a	6,3·101	1,0·103	6,3·10-3	Неогранич.	4·10-1	6·10-3
238U (F)		7,5·102	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
238U (M)	a	1,9·102	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
238U (S)	a	6,8·101	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
U (природн.)		6,4·10-1	1,3·10-1	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
U (< 20% об.)		-	-	-	-	Неогранич.	Неогранич.
U (обедн.)		4,7·101	3,3·10-1	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
48V		3,8·10-1	3,0	2,2·101	1,1	4·10-1	4·10-1
49V		1,0·103	1,0·103	1,0·103	1,0·103	4·101	4·101
178W		8,8	1,0·103	6,4·102	4,6	9	5
181W		2,6·101	1,0·103	1,0·103	5,3·102	3	3·101
185W		1,0·103	1,0·103	3,6·102	8,1·10-1	4·101	8·10-1
187W		2,2	2,1	2,5·102	6,2·10-1	2	6·10-1
188W		2,0·101	3,7·10-1	4,4·101	3,5·10-1	4·10-1	3·10-1
122Хе		1,1	4,0·10-1	-	8,8	4·10-1	4·10-1
123Хе		1,8	1,0·101	-	6,8·10-1	2	7·10-1
127Хе		3,9	1,0·103	-	1,7	4	2
131mХе		3,8·101	1,0·103	-	4,0·101	4·101	4·101
133Хе		2,1·101	1,0·103	-	1,5·101	2·101	1·101
135Хе		4,5	3,5	-	1,8	3	2
87Y		1,4	1,0·103	1,2·102	3,2	1	1
88Y		4,3·10-1	1,0·103	1,2·101	2,2·102	4·10-1	4·10-1
90Y		1,0·103	3,2·10-1	3,3·101	5,9·10-1	3·10-1	3·10-1
91Y		3,1·102	5,9·10-1	6,0	6,1·10-1	6·10-1	6·10-1
91mY		2,0	1,0·103	1,0·103	1,2·101	2	2
92Y		4,4	2,2·10-1	2,5·102	5,6·10-1	2·10-1	2·10-1
93Y		1,3·101	2,6·10-1	1,2·102	5,8·10-1	3·10-1	3·10-1
169Yb		3,5	1,0·103	1,8·101	1,0	4	1
175Yb		2,7·101	1,0·103	7,1 101	4,2·101	2	2
69Zn		1,0·103	3,2	1,0·103	6,2·10-1	3	6·10-1
69mZn		3,4	4,0	1,7·102	5,9·10-1	3	6·10-1
88Zr		2,6	1,0·103	1,4·101	2,1·101	3	3
93Zr		-	1,0·103	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.	Неогранич.
95Zr		1,8	4,5·102	9,1	8,5·10-1	2	8·10-1
97Zr		9,2·10-1	3,7·10-1	5,0·101	5,6·10-1	4·10-1	4·10-1

Примечания

(F) — высокие темпы легочной поглощаемости;

(M) — средние темпы легочной поглощаемости;

(S) — низкие темпы легочной поглощаемости.

Описанное здесь использование Q-системы предполагает определение каждого значения Q и, следовательно, учет каждого потенциального пути облучения по отдельности. В целом это соответствует дозиметрическим критериям, определенным ранее, при условии, что дозы, получаемые вблизи поврежденной упаковки, определяются одним путем. Однако если два или более значений Q близки друг к другу, это условие не выполняется. Например, в случае перевозки радионуклида, представляющего собой РМОВ, для которого Q_A » Q_B, по расчетам на основе моделей системы Q эффективная доза и эквивалентная доза на кожу облученного человека могут приблизиться к 50 мЗв и 0,5 Зв соответственно. Анализ таблицы 2.2 показывает, что это соображение справедливо лишь в отношении относительно небольшого числа радионуклидов, и по этой причине в Q-системе сохранено независимое рассмотрение путей облучения.

Наконец, необходимо рассматривать пределы содержимого упаковки для смесей радионуклидов, включая особый случай смеси продуктов деления. Для смесей радионуклидов, нуклидный состав и активность которых известны, необходимо показывать, что:

 (2.19)

где: B(i) – активность материала особого вида;

A₁(i) – значение A₁ для i-го радионуклида;

C(j) – активность j-го радионуклида материала не особого вида;

A₂(j) – значение A₂ для j-го радионуклида.

Альтернативно значения для смеси могут быть определены как:

 (2.20)

где: f(i) – доля активности i-го радионуклида в смеси;

X(i) – соответствующее значение А1 или А2 для i-го радионуклида;

Х_m — полученное значение А₁ или А₂ для смеси.

В таблице № 2.3 приведены цепочки распада, использованные при определении значений А₁ и А₂ в рамках Q-системы.

Таблица № 2.3. Цепочки распада, используемые в Q-системе

Материнский радионуклид	Дочерние радионуклиды
28Мg	28Al
42Аr	42K
47Ca	47Sc
44Ti	44Sc
52Fe	52mMn
60Fe	60mCo
69mZn	69Zn
68Ge	68Ga
83Rb	83mKr
82Sr	82Rb
90Sr	90Y
91Sr	91mY
92Sr	92Y
87Y	87mSr
95Zr	95mNb
97Zr	97mNb, 97Nb
99Mo	99mTc
95mTc	95Tc
96mTc	96Tc
103Ru	103mRh
106Ru	106Rh
103Pd	103mRh
108mAg	108Ag
110mAg	110Ag
115Cd	115mIn
114m In	114In
113Sn	113mIn
121mSn	121Sn
126Sn	126mSb
118Те	118Sb
127mТе	127Те
129mТе	129Те
131mТе	131Те
132Те	132I
135I	135mXe
122Xe	122I
137Cs	137mBa
131Ba	131Cs
140Ba	140La
144Ce	144mPr, 144Pr
148mPm	148Pm
146Gd	148Eu
166Dy	166Ho
172Hf	172Lu
178W	178Та
188W	188Re
189Re	189mOs
194Os	194Os
189Lr	189mOs
188Pt	188Lr
194Hg	194Au
195mHg	195Hg
210Pb	210Bi
212Pb	212Bi, 208Tl, 212Po
210mBi	206Tl
212Bi	208Tl, 212Po
211At	211Po
222Rn	218Po, 214Pb, 218At, 214Bi, 214Po
223Ra	219Rn, 215Po, 211Pb, 211Bi, 211Po, 207Tl
224Ra	220Rn, 216Po, 212Pb, 212Bi, 208Tl, 212Po
225Ra	225Ac, 221Fr, 217At, 213Bi, 209Tl, 213Po, 209Pb
226Ra	222Rn, 218Po, 214Pb, 218At, 214Bi, 214Po
228Ra	228Ac
225Ac	221Fr, 217At, 213Bi, 209Tl, 213Po, 209Pb
227Ac	223Fr
228Th	224Ra, 220Rn, 216Po, 212Pb, 212Bi, 208Tl, 212Po
234Th	234mPa, 234Pa
230Pa	226Ac, 226Th, 222Fr, 222Ra, 218Rn, 214Po
230U	226Th, 222Ra, 218Rn, 214Po
235U	231Th
241Pu	237U
244Pu	240U, 240mNp
242mAm	242Am, 238Np
243Am	239Np
247Cm	243Pu
249Bk	245Am
253Cf	249Cm

Список литературы, используемой в приложении № 2

[2.1]    International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. Safety Series No. 115, Food and Agriculture Organization of the United Nations, International Atomic Energy Agency, International Labour Organisation, OECD Nuclear Energy Agency, Pan American Health Organization, World Health Organization, Vienna (1996).

[2.2]    Recommendations of the ICRP. Publication 60, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection, Oxford and New York (1991).

[2.3]    Radionuclide Transformations – Energy and Intensity Data of Emissions. Publication 38, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection, Oxford and New York (1983).

[2.4]    Data for Use in Protection against External Radiation. Publication 51, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection, Oxford and New York (1987).

[2.5]    Eckerman K. F., Westfall R. J., Ryman J. C., Cristy M. Nuclear Decay Data Files of the Dosimetry Research Group. Rep. ORNL/TM-12350, Oak Ridge Natl Lab., TN (1993).

[2.6]    Cross W. G., Ing H., Freedman N. O., Mainville J. Tables of Beta-Ray Dose Distributions in Water. Air, and Other Media, Rep. AECL-7617, Atomic Energy of Canada Ltd, Chalk River, ON (1982).

[2.7]    Cross W. G., Ing H., Freedman N. O., Wong P. J. Table of Beta-Ray Dose Distributions in an Infinite Water Medium. Health Phys. 63 (1992).

[2.8]    Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Publication 26, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection, Oxford and New York (1977).

[2.9]    Cross W. G., Ing H., Freedman N.O., Mainville J. Tables of Beta-Ray Dose Distributions in Water, Air, and Other Media. Rep. AECL-2793, Atomic Energy of Canada Ltd, Chalk River, ON (1967).

[2.10]  Bailey, M. R., Beta: A Computer Program for Calculating Beta Dose Rates from Point and Plane Sources, Rep. RD/B/N2763, Central Electricity Generating Board, London (1973).

[2.11]  Lohmann D. H. Transport of radioactive materials: A review of damage to packages from the radiochemical centre during transport. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 80 (Proc. Int. Symp. Berlin, 1980), Bundesanstalt für Materialprüfung, Berlin (1980).

[2.12]  Hadjiantonion A., Armiriotis J., Zannos A. The performance of Type A packaging under air crash and fire accident conditions. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 80 (Proc. Int. Symp. Berlin, 1980), Bundesanstalt für Materialprüfung, Berlin (1980).

[2.13]  Taylor C. B. G. Radioisotope packages in crush and fire. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 80 (Proc. Int. Symp. Berlin, 1980), Bundesanstalt für Materialprüfung, Berlin (1980).

[2.14]  Stewart K. Principal Characteristics of Radioactive Contaminants Which May Appear in the Atmosphere, Progress in Nuclear Energy. Series 12, Health Physics, Vol. 2, Pergamon Press, Oxford and New York (1969).

[2.15]  Wehner G. The importance of reportable events in public acceptance. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 83 (Proc. Int. Symp. New Orleans, 1983), Oak Ridge Natl Lab., TN (1983).

[2.16]  Bryant P. M. Methods of Estimation of the Dispersion of Windborne Material and Data to Assist in their Application. Rep. AHSB(RP)R42, United Kingdom Atomic Energy Authority, Berkeley, UK (1964).

[2.17]  Dunster H. J. Maximum Permissible Levels of Skin Contamination. Rep. AHSB (RP)R78, United Kingdom Atomic Energy Authority, Harwell, UK (1967).

[2.18]  Macdonald H. F., Goldfinch E. P. Dosimetric aspects of Type A package contents limits under the IAEA Regulations. Radiat. Prot. Dosim. 1 (1981).

[2.19]  Data for Protection against Ionizing Radiation from External Sources: Supplement to ICRP Publication 15. Publication 21, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection Oxford and New York (1973).

[2.20]  Fairbairn A., Morley F., Kolb W. The classification of radionuclides for transport purposes, The Safe Transport of Radioactive Materials (GIBSON, R., Ed.), Pergamon Press, Oxford and New York (1966).

[2.21]  Limits for Inhalation of Radon Daughters by Workers. Publication 32, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection Oxford and New York (1981).

[2.22]  Specification for Uranium Hexafluoride Enriched to Less than 5 % U‑235. ASTM C996-90, ASTM, American Society for Testing and Materials, Standard, Philadelphia, PA (1991).

[2.23]  Recommendations of the International Commission on Radiological Protection (As Amended 1959 and revised 1962). Publication 6, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection, Oxford and New York (1964).

[2.24]  Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers. Publication 68, Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection, Oxford and New York (1995).

[2.25] Macdonald H. F. Individual and collective doses arising in the transport of irradiated nuclear fuels. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 80 (Proc. Int. Symp. Berlin, 1980), Bundesanstalt für Materialprüfung, Berlin (1980).

[2.26]  Macdonald H. F. Radiological Limits in the Transport of Irradiated Nuclear Fuels, Rep. TPRD/B/0388/N84, Central Electricity Generating Board, Berkeley, UK (1984).

[2.27]  Goldfinch E. P., Macdonald H. F. Dosimetric aspects of permitted activity leakage rates for Type B packages for the transport of radioactive materials. Radiat. Prot. Dosim. 2 (1982).

Размещение и крепление упаковок при перевозке

Введение

Для безопасной перевозки грузов РМ их следует закреплять внутри или на поверхности транспортного средства во время транспортных операций. В соответствии с требованиями НП-053-16 необходимо чтобы:

·       конструкция упаковки обеспечивала ее надежное крепление для каждого вида предполагаемого транспорта (пункт 2.4.1 НП-053-16);

·       компоненты упаковки и системы ее крепления конструировались так, чтобы их целостность не нарушалась в ходе обычных операций по перевозке (пункт 2.4.6 НП-053-16);

·       швартовые тросы или иные системы крепления не нарушали целостность упаковок как в нормальных, так и в аварийных условиях перевозки (пункт 2.8.4 НП-053-16);

·       упаковка была надежно закреплена на транспортном средстве (пункт 5.7.1 НП-053-16).

Системы крепления упаковок не должны в обязательном порядке выдерживать нормальные или аварийные условия перевозки [3.1 – 3.28]. В таких условиях допускается отделение упаковки от транспортного средства за счет разрушения или конструктивного разъединения ее креплений с целью сохранения целостности упаковки.

Тем не менее система крепления должна быть способна выдерживать нагрузки, возникающие при:

·       неровностях дороги;

·       вибрациях;

·       линейном ускорении или торможении;

·       изменении направления;

·       заносах на дороге при плохих погодных условиях, не приводящих к столкновению, попадании в шторм и зону турбулентности.

Типы систем крепления

Для закрепления упаковок возможно использовать следующие средства (либо их комбинации):

·       натянутые стяжки или ремни (стропы, веревки, цепи и т. П.), связывающие точки крепления на упаковке и местоположения анкеров на транспортном средстве;

·       натянутые стяжки, сети или ремни, перекинутые через верх упаковки и прикрепленные только к транспортному средству (без точек крепления на упаковке);

·       цапфы на упаковке, крепящиеся к опорам, находящимся на транспортной раме, либо образующей части транспортного средства;

·       фланцы на опоре или основании, являющиеся неотъемлемой частью упаковки, и прикрепляемые болтами к транспортной раме или прямо к транспортному средству;

·       поворотные замки нормальной или повышенной прочности;

·       тормозные башмаки, стеллажи либо углубления в транспортном средстве, посредством которых упаковка удерживается за счет собственной массы.

Способы крепления следует выбирать так, чтобы они не вызывали повреждений упаковок, а также не создавали в упаковке и системе ее крепления напряжений, превышающих предел текучести в обычных условиях перевозки. Требование о том, что целостность упаковки не должна нарушаться из-за превышения нагрузок в нормальных или аварийных условиях перевозки, может быть удовлетворено проектантом путем использования соединений ограниченной прочности в точках крепления упаковки либо в стяжках.

Большие и тяжелые упаковки крепятся к транспортному средству специальным способом. Легкие и маленькие упаковки, закрепленные с помощью стяжек или иным способом, обычно перевозятся в закрытых транспортных средствах.

Легкие и маленькие упаковки обычно перевозятся в закрытых транспортных средствах, а для их закрепления используются стяжки.

При использовании стяжек для крепления упаковок следует учитывать следующее:

·       тормозные башмаки, прикрепленные к транспортному средству и упирающиеся в основание упаковки для ограничения ее горизонтального перемещения, сильно уменьшают нагрузки на натянутые стяжки;

·       угол, образуемый элементами стяжки и транспортным средством, следует делать близким к 45°, чтобы эффективно противостоять усилиям во всех трех направлениях (продольном, поперечном и вертикальном). Если упаковка велика по отношению к размерам транспортного средства, стяжки могут пересекаться для достижения номинальных углов крепления 45°. Следует предотвращать трение тросов друг о друга, о части упаковки или транспортного средства. Для несимметричной упаковки углы натяжения стяжек следует изменять, принимая во внимание геометрические параметры упаковки;

·       стяжки следует крепить в натянутом положении во избежание их ослабления в пути, а также проводить их периодический осмотр в процессе перевозки. Возможное ослабление в результате вибрации следует исключать путем использования виброустойчивых соединений;

·       в случае если платформа не способна противостоять конструкционным нагрузкам, анкеры или тормозные башмаки следует прикреплять непосредственно к раме транспортного средства, а не к платформе.

Учет возможных напряжений при транспортировании

При конструировании и анализе упаковок и систем их крепления необходимо использовать нормативные нагрузки и соответствующие коэффициенты перегрузки. В таблице № 1 приложения № 4 к НП-053-16 приведены значения максимальных ускорений, которые могут использоваться при конструировании упаковок и систем их крепления для обычных условий перевозки.

Под коэффициентом перегрузки понимается величина, равная отношению максимальной расчетной нагрузки (возможной при обычных условиях транспортирования) к нормативной нагрузке.

В дополнение к учету этих ускорений проектант упаковки должен также учитывать влияние колебательных нагрузок, способных приводить к усталостному разрушению компонентов упаковки и системы ее крепления. Следует учитывать то, что упаковки и системы их крепления должны противостоять износу, коррозии и т. п. в течение предполагаемого срока службы. Все конструкционные критерии, включая пределы прочности и усталостных напряжений, используемые при конструировании упаковки и системы ее крепления, следует согласовывать с соответствующим ГКО. В частности, перегрузки, определенные для обычных условий перевозки, не должны приводить к появлению текучести материала в каком-либо компоненте упаковки или системы его крепления, иначе при его повторном использовании в перевозках повреждение может увеличиться и вызвать преждевременный отказ.

Следует показать, что упаковка и система ее крепления соответствуют требованиям к максимальным ускорениям (желательно путем испытаний). Если для оценки поведения системы крепления используются датчики ускорения, то при определении эквивалентных квазистатических нагрузок следует учитывать верхнюю граничную частоту. Верхнюю граничную частоту следует выбирать в соответствии с массой, формой и размерами рассматриваемых упаковок и транспортного средства. Опыт показывает, что для упаковок массой 100 т граничная частота должна быть порядка 10¸20 Гц [3.8]. Для меньших упаковок массой m, т граничную частоту следует подбирать путем умножения на коэффициент (100/m)^1/3.

Примеры конструкций систем крепления и их оценки

Множество конструкций используется для крепления упаковок при перевозке. При этом одними из наиболее часто используемых являются:

·       стяжки с тормозными башмаками;

·       жесткое основание (фланец), крепящийся болтами к транспортному средству.

·       При расчете надежности креплений не следует учитывать трение упаковок о транспортное средство.

От проектанта требуется количественно определять нагрузки, передаваемые от системы крепления к упаковке и транспортному средству. Такое количественное определение необходимо для:

·       определения максимальных усилий крепления упаковки;

·       обеспечения того, чтобы при определенных условиях перегрузок система крепления была должным образом определена, и фиксация упаковки должным образом обеспечена;

·       определения максимальных усилий на анкерные стяжки на перевозочном средстве;

·       демонстрации того, что целостность упаковки обеспечивается в соответствии с требованиями НП-053-16;

·       обеспечения должных указаний в инструкциях по размещению (для перевозчика);

·       четкого определения критериев, обеспечивающих соответствие компонентов и оснастки системы крепления приведенным выше соображениям.

В качестве примера возможного расчета можно рассмотреть жесткую упаковку, закрепленную с помощью четырех симметрично расположенных натянутых стяжек. Чтобы рассчитать верхний предел сил, действующих в стяжках и, следовательно, результирующих сил, воздействующих в местах креплений на упаковке и перевозочном средстве, необходим упрощенный метод. Этот метод применим только к статически определенным системам; для получения верхнего предела сил относительно поведения системы сделаны простые итеративные предположения. На рис. 3.1 настоящего приложения изображена кубическая упаковка массы М. Все размеры X, Y, и Z равны, и центр тяжести находится в точке Х/2, Y/2, Z/2. Углы j равны и находятся в вертикальных плоскостях стяжек. Упаковка закреплена симметрично четырьмя стяжками 1, 2, 3 и 4, как показано на рис. 3.1 настоящего приложения. Натяжение в стяжках обозначим P₁, P₂, P₃ и P₄, соответственно.

Кроме четырех стяжек, упаковка фиксируется четырьмя башмаками, каждый из которых должен обеспечивать неподвижность дна упаковки относительно пола, удерживая упаковку от соскальзывания со стороны, противоположной направлению ускорения транспортного средства при нормальном транспортировании и возможных авариях.

При отсутствии таких башмаков единственным средством крепления упаковки остается ее удержание стяжками, которые должны быть в предварительно растянутом состоянии, чтобы даже при нормальном транспортировании обеспечивать дополнительную к силе тяжести упаковки силу, прижимающую дно упаковки к полу транспортного средства, достаточную для того, чтобы за счет увеличения силы трения предотвращать скольжение упаковки относительно дна транспортного средства при любых максимально возможных перегрузках. Поэтому при реально возникающих даже относительно небольших перегрузках силы натяжения стяжек должны будут противостоять силам, значительно большим, чем те, которые имеют место при наличии башмаков. Установка башмаков рекомендуется именно с целью избежать завышенных требований по прочности стяжек [3.1–3.28].

Со стороны пола транспортного средства на дно упаковки действует сила реакции опоры, которую удобно представлять в виде двух составляющих: нормальной (направленной перпендикулярно к плоскости дна упаковки) и касательной (силе трения, лежащей в плоскости дна упаковки и направленной в сторону направления ускорения). При использовании башмаков со стороны каждого из них на упаковку также действуют силы реакции (нормальная и касательная) в точках, соответствующих серединам нижних ребер упаковки.

Рассматривается модель упаковки, транспортируемой на транспортном средстве, которое под влиянием внешних воздействий, соответствующих нормальным условиям транспортирования (тряска, толчки, торможение, повороты) или могущих быть исходным событием проектных или запроектных аварий (столкновение с другим транспортным средством, землетрясение), получило ускорение а {а_х; а_у; _az}. В рассматриваемом примере принимается, что до этого момента транспортное средство и, соответственно, упаковка сохраняют состояние равномерного прямолинейного движения (а_х = а_у = a_z= 0).

Соответственно, предполагается, что предварительное натяжение во всех стяжках (P₁, P₂, P₃ и P₄) близко к нулю (являясь достаточным только для того, чтобы они не провисали), сила тяжести, действующая на упаковку, полностью компенсируется суммой нормальных составляющих сил реакций поверхностей пола транспортного средства и башмаков, а касательные составляющие реакций поверхностей этих опор равны нулю. Поскольку равнодействующая всех ненулевых сил, фактически действующих на упаковку со стороны транспортного средства и элементов закрепления упаковки относительно поверхности дна транспортного средства, проходит через центр тяжести упаковки, упаковку можно рассматривать как материальную точку и не учитывать ее размеры.

После возникновения внешних воздействий, заставивших транспортное средство (за счет соответствующих внешних сил) начать движение с абсолютным ускорением а {а_х; а_у; a_z} (для общности рассмотрения примем, что все проекции ускорения на оси X, Y, Z не равны нулю), те из упомянутых выше сил, которые были равны нулю при равномерном поступательном движении транспортного средства (реакции натяжения в стяжках P₁, P₂, P₃ и P₄, а также касательные составляющие реакций поверхностей дна и башмаков) стали ненулевыми. При этом линии действия каждой из них (с учетом точек их приложения) не проходят через центр тяжести упаковки.

Поэтому математическая модель, описывающая динамику движения упаковки под действием изменившихся сил, действующих на нее со стороны транспортного средства и элементов крепления, несколько усложняется.

Во-первых, в требования безопасности крепления упаковки на поверхности транспортного средства входит не только условие неподвижности упаковки относительно транспортного средства (отсутствие проскальзывания), одним из условий которого является равенство ее абсолютного ускорения абсолютному ускорению упаковки:

M_a=M_g+ P₁+ P₂ + P₃ + P₄ +Σ_i {R_i} (3.1)

(индекс i идентифицирует нормальные и касательные составляющие всех реакций опоры, действующих на упаковку со стороны дна транспортного средства и башмаков), но и условие, исключающее ее опрокидывание (равенство нулю суммы моментов всех сил, действующих на упаковку):

Σ MOM [M_g+ P₁+ P₂ + P₃ + P₄ +Σ_i {R_i}]. (3.2)

Во-вторых, при наличии опрокидывающих упаковку сил будет уменьшаться сила нормальной реакции опоры со стороны пола транспортного средства, а распределение касательной реакции этой опоры (силы трения) будет меняться сложным образом, что очень трудно определяется количественно.

Отметим, что в ряде случаев задачу на определение сил, действующих на объект (например, упаковку), движущийся (или неподвижный) относительно системы отсчета (например, транспортного средства), в свою очередь, движущейся с ускорением относительно условно инерциальной системы отсчета, проще и удобнее решать из условия равенства нулю относительного ускорения объекта (упаковки) относительно неинерциальной системы отсчета (транспортного средства), что достигается введением в выражения (3.1) и (3.2) дополнительной фиктивной силы (т. Е. силы инерции), приложенной к центру масс объекта и равной F = – Ma.

Именно такой подход к определению сил, действующих на стяжки и башмаки, использован в дальнейшем изложении. То есть в обоих приведенных ниже примерах решались уравнения:

Mg+ P₁+ P₂ + P₃ + P₄ +S_i {R_i} – Ma = 0, (3.1 а)

          S MOM [Mg+ P₁+ P₂ + P₃ + P₄ +S_i {R_i} – Ma]. (3.2 а)

Второе из отмеченных выше осложняющих обстоятельств при движении транспортного средства с ненулевым ускорением было учтено следующим образом.

Поскольку оценка нагрузок на элементы крепления упаковки на транспортные средства должна быть консервативной, а горизонтальные силы, приложенные к башмакам, будут максимальны, если пренебречь трением между дном упаковки и полом транспортного средства, при расчете максимальных нагрузок на башмаки следует принять именно это консервативное допущение (отметим, что сила трения гарантированно будет равняться нулю, если действующее вертикальное ускорение a_z будет не меньше g).

В дальнейшем изложении для его упрощения один и тот же символ (принятый для обозначения скалярных величин) в случаях, с очевидностью исключающих ошибочное понимание, используется для обозначения как самих векторных физических величин, так и для их абсолютных значений (величин скалярных), а также используются, без дополнительных пояснений, общеупотребительные обозначения проекций различных векторов на оси X, Y, Z, приведенные на рис. 3.1 настоящего приложения (для краткости также иногда называемые «силами»).

Таким образом, в неинерциальной системе отсчета кроме упомянутых выше сил, действующих на упаковку со стороны пола транспортного средства, элементов крепления и приложенной к центру тяжести упаковки силы тяжести F_g (равной Mg), на нее действует сила инерции, равная – Ma с проекциями F_x, F_y, F_z, равными Ма_х, Ma_y, Ma_z, соответственно, также приложенными к центру тяжести упаковки.

Рассмотрим силу F_x, действующую отдельно: только проекции сил натяжения стяжек 1 и 2 (P₁ и P₄) на ось X (P_1х и P_4х) уравновешивают эту силу, поскольку стяжки 2 и 4 остаются ненапряженными. Силу F_y уравновешивают проекции сил натяжения этих же стяжек на ось Y P_1y и P_2y.

Совместное действие сил F_x и F_z уравновешивают соответствующие проекции сил натяжения P₁ и P₂: P_1x, P_2x, P_1z и P2z.

Совместное действие сил F_x и F_z уравновешивают соответствующие проекции сил натяжения P₁ и P₂: P_1x, P_2x, P_1z и P_2z. Совместное действие сил F_y и F_z также уравновешивают соответствующие проекции сил натяжения P₁ и P₂ этих стяжек. Симметрия этого примера обеспечивает то, что определенные выше пары стяжек несут равную нагрузку.

Для расчета верхнего предела натяжения стяжек рассмотрим силы F_x и F_z, действующие совместно, и упаковку в точке опрокидывания через край днища. При расчете моментов сил относительно этого края получим следующее:

F_x (Z/2) + F_z (Х/2) = F_g (Х/2) + 2ZP_1x (cosj cosa) + 2XP_1x sinj. (3.3)

Поскольку Z=X, Fx = Ma_x, F_z = Ma_z и F_g = M_g, P_1x определяются как:

P_1x = [М(а_х + a_z – g)]/[4(cosj cosa + sinj)]. (3.4)

Аналогично для сил F_y и F_z, действующих совместно, и упаковки в точке опрокидывания через край днища, имеем следующее:

P_1y = [М(а_у + a_z – g)]/[4(cosj cosa + sinj)]. (3.5)

Максимальные усилия в стяжках для автомобильного транспорта можно рассчитать, предполагая, что P₁ = P_1x + P_1y и что a_x = 2g; a_y = 1g; a_z = 2g и a = j = 45°. Следовательно:

P₁ = 0,621 M_g + 0,414 M_g = 1,035 M_g. (3.6)

Рис. 3.1. Графическое представление системы натянутых стяжек с башмаками

Для оценки максимальных горизонтальных сил, действующих на башмаки, можно исследовать каждое направление, учитывая наличие только проекций силы инерции на горизонтальную плоскость. Рассмотрим Fx, действующую при Fz = Fg. Упаковка удерживается от соскальзывания стяжками 1 и 4 и башмаком на противоположной стороне. Из соображений симметрии P1x = P4x и в момент скольжения, и опрокидывания для достижения горизонтального равновесия, получается следующее:

F_x = 2P_1x(cosj cosa) + F_cx, (3.7)

где F_cx – сила, действующая на башмак, которая при подстановке Ма_x вместо F_x равна:

F_cx = Ма_х – 2P_1x(cosj cosa). (3.8)

При условии, что j = a = 45°, и с учетом (3.5), P_1x определяется по формуле:

P_1x = [М(а_х + a_z – g)]/[4(cosj cosa + sinj)]. (3.9)

Таким образом, для а_х = 2g, a_z = 1g при отсутствии трения и j = a = 45°, получаем:

F_cx = 1,586 Mg (3.10)

Аналогично, для силы F_cy, действующей на башмак, при а_у = 1g, а_z = 1g и j = a = 45°,

F_cy = 0,793 Mg. (3.11)

Следует отметить, что может потребоваться рассмотрение различных комбинаций перегрузок для получения максимального нагружения стяжек и башмаков. Из приведенного выше примера видно, насколько значительные нагрузки могут они воспринимать.

На рис. 3.2 показан общий вид прямоугольной упаковки с фланцем на днище, крепящимся болтами к транспортному средству, на рис. 3.3 изображена диаграмма сил, используемая в анализе, а символы, применяемые в этом анализе, приведены в таблице № 3.1 настоящего приложения. Предполагается, что:

·       болты, расположенные вдоль сторон, параллельных главной силе, не оказывают сопротивление опрокидывающей силе;

·       фланец является недеформируемым.

Рис. 3.2. Общий вид упаковки

Рис. 3.3. Диаграмма сил, используемых в анализе

Таблица № 3.1 Символы, используемые при расчете напряжений в креплении упаковки

Параметр	Описание
а	Ускорение в горизонтальной плоскости (м/с2)
аx	Ускорение вдоль горизонтальной продольной оси х (м/с2)
ау	Ускорение вдоль горизонтальной поперечной оси у (м/с2)
g	Ускорение свободного падения (м/с2)
F	Общая сила, действующая на болты, расположенные вдоль стороны, противоположной оси вращения А – А (H)
H	Длина упаковки (м)
аz	Ускорение вдоль вертикальной оси z (м/с2)
Hg	Расстояние от оси вращения до центра тяжести (м)
k	Расстояние от оси вращения до точки приложения силы Rz (м)
M	Масса упаковки (кг)
n	Количество болтов на стороне, противоположной оси вращения А – А
R	Реакция опоры в горизонтальном направлении (H)
Rz	Реакция опоры в вертикальном направлении на упаковку со стороны транспортного средства (H)
T	Максимальное растягивающее усилие в каждом болте (H)
Zg	Вертикальное расстояние от днища до центра тяжести (м)

Вертикальные силы подчиняются равенству:

Ma_z + R_z = Mg + F. (3.12)

Горизонтальные силы подчиняются равенству:

Ma = R. (3.13)

Учет моментов сил дает следующее соотношение:

R_zk + Ma_z H_g + Ma Z_g = Mg H_g + FH. (3.14)

При отрыве k стремится к нулю, и уравнение упрощается до:

Ma_z H_g + Ma Z_g = Mg H_g + FH. (3.15)

Преобразуем выражение к виду:

F = [M{H_g(a_z – g) + Z_g a}]/H. (3.16)

Следовательно, максимальная нагрузка на каждый болт на стороне, противоположной оси вращения А – А, равна:

T = F/n или Т = [М{H_g(a_z – g) + Z_g a}]/H n. (3.17)

Горизонтальная сила в плоскости днища равна R. Поскольку упаковочный комплект эффективно и полностью зафиксирован болтами, сдвигающие усилия, которым должны противостоять болты, равны Ма_х и Mа_у соответственно.

Термины, использованные в приложении № 3

Узел крепления — арматура на упаковке, к которой прикрепляются связки, элементы или другие крепежные приспособления.

Анкерный болт — арматура на транспортном средстве, к которой прикрепляются стяжки или другие крепежные приспособления.

Тормозной башмак — арматура, прикрепленная к транспортному средству для противодействия силам, действующим в горизонтальном направлении.

Крепление — подстилки, скобки, колодки, стяжки, сети, фланцы, стеллажи и т. п., используемые для предотвращения перемещений упаковки под действием ускорений транспортного средства в ходе перевозки.

Система стяжек — комплект из узла крепления, анкерного болта и стяжки.

Список литературы, используемой в приложении № 3

[3.1]    Shielding Integrity Testing on Radioactive Material Transport Packaging. Rep. AECP(TCSC)1056, TCSC, Transport container standardisation committee, Harwell, UK (1991).

[3.2]    Testing the Integrity of Packaging Radiation Shielding by Scanning with Radiation Source and Detector. Rep. AESS(TCSC)6067, TCSC, Transport container standardisation committee, Harwell, UK (1995).

[3.3]    The Securing / Retention of Radioactive Material Packages on Conveyances. Rep. TCSC1006, TCSC, Transport container standardisation committee, Harwell, UK (2003).

[3.4]    Fuel Shipping Containers Tie-down for Truck Transport. RTD Standard F8-11T, USDOE, United states department of energy, Washington, DC (1975).

[3.5]    Structure Analysis of Shipping Casks. Vol. 7, Cask Tie-down Design Manual, Technical Report, Rep. ORNL-TM-1312, Oak Ridge Natl Lab., Oak ridge national laboratory, TN (1969).

[3.6]    American National Standard for Highway Route Controlled Quantities of Radioactive Materials – Domestic Barge Transport. Rep. ANSI N14.24-1985, ANSI, American national standards institute, New York (1993).

[3.7]    Lifting and Tie-down Standards for All Packages, 10 CFR 71.45. US Government Printing Office, Nuclear regulatory commission, Washington, DC (1995).

[3.8]    Agreement Governing the Exchange and Use of Wagons between Railway Undertakings (RIV 2000). Appendix II, Vol. 1 – Loading Guidelines, UIC, Union internationale des chemins de fer, Paris (1999).

[3.9]    Code for the Safe Carriage of Packaged Irradiated Nuclear Fuel, Plutonium and High-Level Radioactive Wastes on Board Ships (INF Code). Resolution MSC.178(79), IMO, International maritime organization, London (2004).

[3.10]  Series 1 Freight Containers – Specification and Testing – Part 3: Tank Containers for Liquids, Gases, and Pressurized Dry Bulk. ISO 1496-3:1995, International organization for standardization, Geneva (1995) and subsequent Amendment 1:2006.

[3.11]  Ladungssicherung auf Straßenfahrzeugen: Zurrkräfte. VDI 2702, Beuth Verlag, Verein deutscher ingenieure, Berlin (1990).

[3.12] Title 49, US Code of Federal Regulations. Part 393.100-102, US Government Printing Office, United states office of the federal register, Washington, DC (1990).

[3.13]  Guide to Applications for Competent Authority Approval. Rep. DTp/RMTD/0001/Issue 1, HMSO, Department of transport, London (1992).

[3.14]  Anderson G. P., McCarthy J. C. Prediction of the Acceleration of RAM Packagings during Rail Wagon Collisions. Rep. AEA-ESD-367, AEA Technology, Harwell, UK (1995).

[3.15]  Shappert L. B., Ratledge J. E., Moore R. S., Dorsey E. A. Computed calculation of wire rope tiedown designs for radioactive material packages. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 95 (Proc. Int. Symp. Las Vegas, 1995), United States Department of Energy, Washington, DC (1995).

[3.16]  Gwinn K. W., Glass R. E., Edwards K. R. Over-the-Road Tests of Nuclear Materials Package Response to Normal Environments. Rep. SAND 91-0079, Sandia Natl Labs, Albuquerque, NM (1991).

[3.17]  Dixon P. Tie down systems – Proofs of design calculations. Packaging and Transportation of Radioactive Materials. Rep. TCSP(93)P1072, Transport Container Standardisation Committee, Harwell, UK (1994).

[3.18]  Cory A. R. Flask tie-down design and experience of monitoring forces. Int. J. Radioact. Mater. Transp. 2, 1 – 3 (1991).

[3.19]  Gyenes L., Jacklin D. J. Monitoring the Accelerations of Restrained Packages during Transit by Road and Sea. Rep. PR/ENV/067/94, TRL on behalf of AEA Technology, Harwell, UK (1994).

[3.20]  Requirements and Recommendations for the Design of Wagons Running on BR Lines. MT235 Rev. 4, British Railways Board, British railways board, London (1989).

[3.21]  Safety of Loads on Vehicles. HMSO, Department of transport, London (1984).

[3.22]  Dixon P. Package tie-downs – A report on a programme of tests and suggestions for changes to design criteria. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, Transport Container Standardisation Committee, Harwell, UK (1996).

[3.23]  Gilles P., et al. Stowing of Packages Containing Radioactive Materials During their Road Transportation with Trucks for Loads up to 38 Tonnes. Rep. TNB 8601-2, Transnubel SA, Brussels (1985).

[3.24]  Draulans J., et al. Stowing of Packages Containing Radioactive Materials on Conveyances. Rep. N/Ref:23.906/85D-JoD/IP, Transnubel SA, Brussels (1985).

[3.25]  Load Attaching Points on Loads in Nuclear Power Plants, KTA Safety Standard KTA 3905, KTA Geschäftsstelle, Bundesamt für Strahlenschutz, Salzgitter, Kerntechnischer ausschuss, Germany (1994).

[3.26]  Series 1 Freight Containers – Specification and Testing – Part 1: General Cargo Containers for General Purposes, ISO 1496-1:1990(E), ISO, International organization for standardization, Geneva (1990) and subsequent Amendments 1:1993, 2:1998, 3:2005, 4:2006 and 5:2006.

[3.27]  Guidelines for Packing of Cargo Transport Units (CTUs), IMDG Code Supplement (Amdt. 33 – 06), IMO, International maritime organization, imo/ilo/unece, London (2006).

[3.28]  Nuclear Energy – Fuel Technology – Trunnions for Packages Used to Transport Radioactive Material. ISO 10276:2010, International organization for standardization, Geneva (2010).

Введение

Разделяющие расстояния используют с целью отделения грузов РМ от:

·       зон, постоянно занятых людьми, для обеспечения требуемой радиационной защиты (пункты 1.2.7 и 5.7.5 НП-053-16);

·       мест, занимаемых фоточувствительными материалами (пункт 5.7.5 НП-053-16);

·       упаковок с другими опасными грузами (пункты 5.1.8 и 5.7.5 НП-053-16).

В данном приложении содержатся рекомендации по разработке критериев для отделения упаковок с РМ от вышеуказанных мест.

Зачастую на разных видах транспорта устанавливают разделения для радиационной защиты путем введения таблиц минимальных разделяющих расстояний, основанных на предельных значениях доз в соответствии с требованиями пункта 5.7.5 НП-053-16.

Порядок расчета, представленный ниже, консервативен во многих отношениях. Например, предельные значения доз из пункта 5.7.5 НП-053-16 определяются для границы постоянно занятой зоны. Поскольку люди могут перемещаться внутри зоны в течение времени присутствия упаковок с РМ, их результирующее облучение будет меньше, чем предельные значения [4.1]. Уровни излучения, используемые в процедуре, основаны на ТИ упаковки или на суммировании ТИ партии упаковок. При этом самоэкранирование в пределах партии упаковок не учитывается и результирующий уровень излучения будет ниже того уровня, на котором основывались расчеты.

Чтобы установить данным методом минимальные разделяющие расстояния, прежде всего необходимо разработать модель условий перевозки для данного вида транспорта. При разработке модели необходимо учесть различные переменные параметры. Важными параметрами такой модели являются:

·       максимальное годовое время нахождения в пути (МГВП) для экипажа и критических групп из населения;

·       коэффициент перевозок РМ (КПРМ), определяемый как отношение годового количества рейсов с упаковками категорий «II-ЖЕЛТАЯ»и «III-ЖЕЛТАЯ» с РМ к общему годовому количеству рейсов;

·       максимальное годовое время облучения (MГВО) для персонала и населения, являющееся произведением соответствующего MГВП и соответствующего КПРМ, то есть:

·       MГВО (час/год) = MГВП (час/год) КПРМ;   (4.1)

·       соответствующие значения доз (Д) из пункта 5.7.5 НП-053-16 для персонала и населения;

·       опорные мощности дозы (ОМД) для персонала и лиц из населения, используемые как основа для установления минимальных разделяющих расстояний и определяемые путем деления значений доз на соответствующее МГВО, то есть:

ОМД (мЗв/час) = Д (мЗв/год)/MГВО (час/год). (4.2)

Ниже представлен пример того, как может быть определено разделяющее расстояние в случаях пассажирского и грузового воздушных судов. В нижеследующих расчетах все упаковки и группы упаковок считаются едиными точечными источниками, уровни излучения от которых обратно пропорциональны квадрату расстояния.

Размещение одной группы упаковок под основной (пассажирской) палубой на пассажирском воздушном судне

В типичном пассажирском воздушном судне упаковки размещаются в грузовом отсеке непосредственно под пассажирским салоном. Наибольшему уровню облучения будет подвержен пассажир, находящийся в кресле прямо над упаковкой или группой упаковок с РМ. Все другие пассажиры будут подвержены облучению меньшего уровня (рис. 4.1).

Рис. 4.1. Типичное расположение пассажира и груза в пассажирском воздушном судне, используемое для определения разделяющего расстояния S

Фактическое минимальное расстояние (ФМР) разделения между источником в упаковке (или группе упаковок) и интересующей точкой (представляющей пассажира) на типичном пассажирском воздушном судне будет равно сумме требуемого разделяющего расстояния (S, м) между упаковкой и границей пассажирского салона, высоты кресла (хотя действительная высота кресел в большинстве самолетов близка к 0,5 м, здесь она консервативно принимается равной 0,4 м) и радиуса упаковки (r, м):

ФМР = S + 0,4 + r. (4.3)

Параметр ТИ обеспечивает точную меру максимального уровня излучения на расстоянии 1 м от поверхности упаковки. Чтобы использовать единицы измерения системы СИ, значение ТИ необходимо разделить на 100. Отсюда закон обратной пропорциональности квадрату расстояния дает:

ОМД = (ТИ/100)(КП_f) (1,0 + r)²/(ФМР)² , (4.4)

где:

ОМД — опорная мощность дозы на высоте кресла, мЗв/час;

TИ — транспортный индекс, который после деления на 100 представляет уровень излучения на расстоянии 1 м от поверхности упаковки, мЗв/час;

КПf — коэффициент пропускания для пола пассажирского салона, то есть доля радиации, проходящая через конструкции самолета между источником и мишенью (безразмерна);

r — радиус упаковки или группы упаковок (половина наименьшего размера), м;

Подстановка уравнения (4.3) в уравнение (4.4) дает:

ОМД = (TИ/100)(КП_f)(1,0 + r)²/(S + 0,4 + r)² . (4.5)

Решая относительно S, получаем:

S = [(TИ·КП_f)/(100·ОМД)]^1/2 (1 + r) – (r + 0,4). (4.6)

Коэффициент пропускания (КП_f) зависит от энергии излучения от конструкции упаковки и пола самолета. Обычно он находится в диапазоне от 0,7 до 1,0. Комбинации TИ, коэффициентов пропускания и размеров упаковки приведены в таблице № 4.1.

Таблица № 4.1. Коэффициенты пропускания

Транспортный индекс (ТИ)	Коэффициент пропускания (КПД)	Радиус упаковки r, м
0-1,0	1,0	0,05
1,1-2,0	0,8	0,1
2,1-50	0,7	0,4

ОМД определяется из уравнений (4.1) и (4.2). Предполагается, что КПРМ равен 1 из 10 [4.4].

Регулярно летающие пассажиры могут проводить 500 часов в полете в течение года, следовательно, значение МГВГ для критической группы предполагается равным 500 час/год. Тогда из уравнения (4.1) получаем:

МГВО = (500 час/год)·(0,1) = 50 час/год.

Значение Д применительно к пассажиру согласно пункту 5.7.7 НП-053-16 равно 1,0 мЗв/год; и следовательно, соответствующее значение ОМД из уравнения (4.2) равно:

ОМД = (1 мЗв/год)/(50 час/год) = 0,02 мЗв/час.

При размещении груза под основной палубой пассажирского воздушного судна облучение пилотов должно быть минимальным из-за расположения кабины относительно грузовых отсеков.

Разделяющие расстояния, посчитанные с использованием вышеуказанных предположений, приведены в таблице № 4.2. Для сравнения приведены также параметры разделения из Технических инструкций Международной организации гражданской авиации издания 1995 г. [4.5].

Таблица № 4.2. Изменение разделяющих расстояний в зависимости от транспортного индекса для отдельной группы упаковок, размещенных под основной палубой пассажирского воздушного судна

Примечания

a. Рассчитано по уравнению (4.6) с допущениями, указанными в данном приложении.

б. Данные технических инструкций ИКАО по безопасной перевозке опасных грузов по воздуху [4.5].

Размещение нескольких групп упаковок под основной (пассажирской) палубой пассажирского воздушного судна

Следует отметить, что для большинства самолетов можно обеспечить расчетное разделяющее расстояние по вертикали 1,05 м для отдельной упаковки или группы упаковок с TИ, равным 5, но для многих самолетов получить вертикальное разделяющее расстояние более 1,6 м невозможно. Это ограничивает суммарный TИ отдельной группы упаковок, которая может быть помещена в пассажирское воздушное судно. Для увеличения суммарного TИ груза, который может быть размещен на пассажирском воздушном судне, необходимо распределить упаковки или группы упаковок в грузовых отсеках в нижней части фюзеляжа. Размещение пяти групп упаковок, каждая из которых имеет свое значение суммарного TИ с постоянным пространственным шагом S` между группами, изображено на рис. 4.2. Максимальный уровень излучения для пассажиров будет иметь место у кресла, находящегося непосредственно над центром группы упаковок.

Рис. 4.2. Типичное размещение пассажира и специального груза в пассажирском воздушном судне, использованное для определения разделяющего расстояния S при шаге размещения S`

Для случаев размещения, подобных показанному на рис. 4.2, закон обратной пропорциональности квадрату расстояния дает:

 (4.7)

Если предположить, что:

TИi = 4, i = 1 – 5,

ri = 0,4 м, i = 1 – 5,

КПf = 0,7,

то: ОМД = 0,02 мЗв/час.

Заметим, что:

 (4.8)

 (4.9)

. (4.10)

Уравнения (4.7) и (4.8) объединяются для получения одного уравнения с двумя неизвестными S и S`. Перевозка упаковок, имеющих суммарный TИ, равный 20, возможна при различных сочетаниях S и S` и разделяющем расстоянии менее 2,9 м, например, при размещении пяти групп, каждая из которых имеет TИ равный 4, как показано на рис. 4.2, разделяющее расстояние S = 1,6 м с шагом размещения S` = 2,11 м даст максимальный уровень излучения на высоте сиденья 0,02 мЗв/час. Таким образом, различные комбинации разделяющих расстояний и шага размещения могут обеспечить безопасный уровень радиоактивного облучения пассажиров при больших значениях TИ груза.

Размещение на основной (пассажирской) палубе воздушного судна

Для этих условий используются все параметры, предполагавшиеся ранее, за исключением того, что КП_f (коэффициент пропускания стены занятого людьми помещения) предполагается равным или большим 0,8.

Для экипажа сделаны следующие предположения:

МГВГ= 1 000 час/год;

КПРМ = 1/4 ;

МГВО = (1 000 час/год)·(1/4) = 250 час/год;

Д = 5,0 мЗв/год (из пункта 5.7.5 а) НП-053-16);

ОМД = (5,0 мЗв/год)/(250 час/год) = 0,02 мЗв/год.

Минимальное горизонтальное расстояние между спинкой кресла пассажира и внутренней стенкой занятого людьми салона также принимается равным 0,4 м (рис. 4.3). Для этой ситуации применяется уравнение (4.3) и:

S = [(TИ·КП_f)/(100·ОМД)]^1/2 (1 + r) – (r + 0,4). (4.11)

Внутренняя поверхность салона
пассажиров или каюты экипажа

Рис. 4.3. Типичное расположение груза на основной палубе на воздушном судне типа «комби» или на грузовом воздушном судне

Разделяющие расстояния, рассчитанные для основной палубы воздушного судна, представлены в таблице № 4.3.

Разделяющие расстояния для необработанных фотопленок

При определении требований к разделяющим расстояниям для упаковок, маркированных как упаковки, содержащие необработанную фотопленку, может быть использован подход, аналогичный описанному выше. Однако вместо моделирования времени облучения при повторяющихся рейсах учитывается единичный рейс. Для этого единичного рейса при расчете разделяющего расстояния S и заданных временах перевозки обычно используется максимально допустимая доза 0,1 мЗв.

Таблица № 4.3. Изменение разделяющих расстояний в зависимости от транспортного индекса при размещении на основной палубе воздушного судна

Список литературы, используемой в приложении № 4

[4.1]    Wilson C. K. The air transport of radioactive materials. Radiat. Prot. Dosim. 48 1 (1993).

[4.2]    Gibson R. The Safe Transport of Radioactive Materials. Pergamon Press, Oxford and New York (1966).

[4.3]    Recommendations for Revising Regulations Governing the Transportation of Radioactive Material in Passenger Aircraft (July 1994) (available at the Nuclear Regulatory Commission’s Public Document Room, United states atomic energy commission, Washington, DC).

[4.4]    Gelder R. Radiological Impact of the Normal Transport of Radioactive Materials by Air, Rep. NRPB M219, National Radiological Protection Board, Chilton, UK (1990).

[4.5]    Technical Instructions for the Safe Transport of Dangerous Goods by Air, 2011 – 2012 Edition, ICAO, International civil aviation organization, Montreal (2011).

В таблице № 5.1 представлены период полураспада и удельная активность радионуклидов.

В таблице № 5.2 представлены дозовые коэффициенты и коэффициенты мощности для каждого радионуклида в зависимости от типа воздействия.

В таблице № 5.3 представлена удельная активность урана различной степени обогащения. Эти цифры включают активность ²³⁴U, концентрируемого в процессе обогащения.

Таблица № 5.1. Период полураспада и удельная активность радионуклидов

Таблица № 5.2. Дозовые коэффициенты и коэффициенты мощности дозы радионуклидов

Примечания

(*) Коэффициент эффективной дозы от облака газообразных изотопов см. в таблице № 2.1 приложения № 2 к настоящим Справочным материалам.

(a) Дозовый коэффициент от внешнего облучения гамма-излучающими радионуклидами (рассчитан на расстоянии 1 м).

(b) Дозовый коэффициент от внешнего облучения бета-излучающими радионуклидами (рассчитан на расстоянии 1 м).

(c) Дозовый коэффициент от внутреннего облучения за счет поступления радионуклидов ингаляционным путем.

(d) Дозовый коэффициент от загрязнения кожи и поступления радионуклидов пероральным путем.

Таблица № 5.3. Удельная активность урана при различном обогащении

Примечания

^а Значения удельной активности включают активность ²³⁴U, накапливаемого в процессе обогащения; эти значения не учитывают вклад вторичных продуктов. Значения получены для природного урана, обогащенного методом газовой диффузии.

^b Если происхождение материала неизвестно, удельную активность следует либо измерять, либо рассчитывать, используя данные о соотношении изотопов.

Общие сведения о крупногабаритных грузах радиоактивных материалов

В данном приложении к настоящим Справочным материалам представлены рекомендации по транспортированию крупногабаритных грузов, под которыми понимаются элементы, образующиеся при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии, например, АЭС. Данные рекомендации не распространяются на транспортирование крупногабаритных объектов, характеризующихся высоким уровнем наведенной активности (например, корпусов ядерных реакторов).

Трудности транспортирования данных объектов обусловлены прежде всего их массой, которая может достигать нескольких сотен тонн, а также геометрическими размерами, которые могут достигать десяти и более метров. В связи с вышеизложенным конструирование упаковок для транспортирования крупногабаритных грузов РМ, которые удовлетворяют требованиям НП-053-16, может быть затруднительным. Тем не менее к настоящему времени накоплен существенный опыт транспортирования таких грузов, который описан в документах [6.1 – 6.12].

Каждое транспортирование крупногабаритного груза РМ уникально, в связи с чем такие перевозки требуют нестандартного подхода и отдельного согласования с ГКО и регулирующим органом. Также эти перевозки рекомендуется осуществлять на условиях исключительного использования.

Ионизирующее излучение большинства крупногабаритных грузов РМ, образующихся при выводе АЭС из эксплуатации, обуславливается только поверхностным загрязнением при отсутствии собственного излучения. При транспортировании таких объектов следует максимально очистить от радиоактивного загрязнения внешние поверхности груза. При условии выполнения требований по уровням излучения за внешней поверхностью груза после ее очистки, данная поверхность может считаться промышленной упаковкой для внутренних элементов крупногабаритного груза. При невозможности достижения требуемых уровней излучения перевозку следует осуществлять на условиях исключительного использования с организацией соответствующих компенсирующих мер.

Крупногабаритный груз, в случае его транспортирования открытым способом, должен удовлетворять требованиям к промышленным упаковкам соответствующего типа в зависимости от активности внутренней части груза.

Следует принять меры по минимизации дозовых нагрузок на персонал, обусловленных ингаляционным поступлением радионуклидов, уносимых с загрязненных поверхностей крупногабаритного груза. Данный вид радиационного воздействия будет являться основным в большинстве случаев транспортирования таких РМ. Следует также установить обоснованное ограничение для данного воздействия в случае аварий. Это значение целесообразно выбирать на основании пределов и ограничений активности для различных радионуклидов, установленных в НП-053-16.

Активность радионуклидов, попавших внутрь тела человека при аварии, может быть рассчитана по формуле:

Q_ПВТ = Q_{ПВТ,НЕС} + Q_ПВТ,СН, (6.1)

где:

 Q_{ПВТ,НЕС} — активность, обусловленная неснимаемым поверхностным загрязнением;

Q_ПВТ,СН — активность, обусловленная снимаемым поверхностным загрязнением;

Значение Q_{ПВТ,НЕС} определяется по следующей формуле:

Q_{ПВТ,НЕС} = Q_{СУМ,НЕС}·F_ПОВ·F_ВА,НЕС·F_ФА·F_ПВТ, (6.2)

где:

Q_{СУМ,НЕС} — суммарная активность, обусловленная неснимаемым поверхностным загрязнением упаковки, Бк;

F_ПОВ — доля поверхности упаковки, поврежденная при аварии;

F_ВА,НЕС — доля активности неснимаемого поверхностного загрязнения упаковки, высвобождаемая в атмосферу;

F_ФА — доля высвободившейся активности соответствующего РМ, находящегося в форме аэрозолей;

F_ПВТ — доля РМ, находящихся в форме аэрозолей и поглощенных человеком, находящихся в непосредственной близости от места аварии.

В случае равномерного распределения неснимаемого поверхностного загрязнения величина  может быть определена по формуле:

Q_{СУМ,НЕС} = C_НЕС·A·10⁴, (6.3)

где:

C_НЕС — удельное неснимаемое поверхностное загрязнение, Бк/см²;

A — площадь поверхности упаковки, м².

При расчетах необходимо полагать, что 100 % неснимаемого поверхностного загрязнения может высвободиться при аварии. Таким образом, Q_{ПВТ,НЕС} может быть рассчитана по формуле:

Q_{ПВТ,НЕС} = Q_ПОВ,СН·F_ВА,НС·F_ФА·F_ПВТ, (6.4)

где:

Q_ПОВ,СН — суммарная активность, обусловленная снимаемым поверхностным загрязнением упаковки, Бк;

F_ВА,НС — доля активности снимаемого поверхностного загрязнения упаковки, высвобождаемая в атмосферу;

F_ФА — доля высвободившейся активности соответствующего РМ, находящегося в форме аэрозолей;

F_ПВТ — доля РМ, находящихся в форме аэрозолей и поступивших в организм человека, находящегося в непосредственной близости от места аварии.

В случае равномерного распределения снимаемого поверхностного загрязнения величина Q_ПОВ может быть определена по формуле:

Q_ПОВ= C_СН·A·10⁴, (6.5)

где:

C_СН — удельное снимаемое поверхностное загрязнение, Бк/см²;

A — площадь поверхности упаковки, м².

На рис. 6.1 показан выход радиоактивного загрязнения с поверхности крупногабаритного груза.

Рис. 6.1. Иллюстрация выхода радиоактивного загрязнения с поверхности крупногабаритного груза

Суммарная активность, обусловленная неснимаемым поверхностным загрязнением упаковки:

Q_{СУМ,НЕС} = C_НЕС·A = 8·10⁵ Бк/см²·10 м² = 8·10¹⁰ Бк = 80 ГБк. (6.6)

Суммарная активность, обусловленная неснимаемым поверхностным загрязнением упаковки с поверхности упаковки:

Q_{ПОВ,НЕС} = C_{СУМ,НЕС}·F_{ПОВ,НЕС} = 80 ГБк·20 % = 16 ГБк. (6.7)

Суммарная активность, высвобождаемая в атмосферу:

Q_ВА,НЕС = Q_{ПОВ,НЕС}·F_ВА,НЕС = 16 ГБк·0,01 = 160 МБк. (6.8)

Суммарная активность соответствующего РМ, находящегося в форме аэрозолей, высвобождаемая в атмосферу:

Q_ФА,НЕС = Q_ВА,НЕС·F_ФА= 160 МБк·100 % = 160 МБк. (6.9)

Активность, обусловленная неснимаемым поверхностным загрязнением:

Q_{ПВТ,НЕС} = Q_ФА,НЕС·F_ПВТ= 160 МБк·10^–4 = 16 кБк. (6.10)

Суммарная активность, обусловленная снимаемым поверхностным загрязнением упаковки:

Q_СУМ,СН = С_СН·A = 400 Бк/см²·10 м² = 40 МБк. (6.11)

Суммарная активность, обусловленная снимаемым поверхностным загрязнением упаковки с поверхности упаковки, поврежденной при аварии:

Q_ПОВ,СН = Q_СУМ,НС·F_ПОВ,СН = 40 МБк·100 % = 40 МБк. (6.12)

Суммарная активность соответствующего РМ, находящегося в форме аэрозолей, высвобождаемая в атмосферу:

Q_ФА,СН = Q_ВА,СН·F_ФА = 40 МБк·1 = 40 МБк. (6.13)

Активность, обусловленная снимаемым поверхностным загрязнением:

Q_ПВТ,СН = Q_ФА,СН·F_ПВТ = 40 МБк·10^–4 = 4 кБк. (6.14)

Активность радионуклидов может быть рассчитана по формуле:

Q_ПВТ = Q_{ПВТ,НЕС} + Q_ПВТ,СН = 16 кБк + 4 кБк = 20 кБк. (6.15)

Принимая A₂ = 0,02 ТБк (2·10¹⁰ Бк), активность радионуклидов, попавших внутрь человека, рассчитывается по формуле:

. (6.16)

Каждый параметр, используемый в вышеуказанных формулах, должен быть обоснован. Следует учитывать условия эксплуатации данного груза на АЭС, а также условия процедур его очистки от поверхностного загрязнения. При необходимости следует проводить расчетное обоснование вышеупомянутых параметров.

Следует четко определить радионуклиды, вносящие основной вклад в поверхностное загрязнение крупногабаритного груза РМ, так как для каждого из них установлены разные значения допустимого предела активности.

Критерии приемлемости транспортирования крупногабаритных грузов радиоактивных материалов

Транспортирование крупногабаритных грузов РМ следует осуществлять в специальных условиях с соответствующим многосторонним согласованием транспортирования и организацией мер защиты персонала и населения. Данному грузу РМ следует присваивать номер 2919, в соответствии с классификацией ООН, «РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ПЕРЕВОЗИМЫЙ НА СПЕЦИАЛЬНЫХ УСЛОВИЯХ, неделящийся или освобожденный».

Основной вклад в активность при перевозке должно вносить поверхностное загрязнение груза РМ. Неснимаемое поверхностное загрязнение следует по возможности ограничивать значениями, указанными в пункте 5.3.9 НП-053-16. Влияние активационного излучения или любых других видов излучения следует свести к минимуму.

Радиационное воздействие на персонал следует ограничивать исходя из активности радионуклидов, поступивших в организм человека, либо исходя из дозы внутреннего облучения. Данные значения следует по возможности устанавливать на уровне 10-6А2 или 50 мЗв, соответственно.

Количество ДМ в крупногабаритном грузе РМ, а также его ИБК не должны превышать пределов, установленных в пунктах 2.12.13 и 2.12.14 НП-053-16.

В пустотах крупногабаритного груза РМ не следует размещать посторонние предметы.

Содержание жидкости в крупногабаритном грузе РМ должно быть сведено к минимуму. С этой целью может потребоваться выполнение специальных процедур осушения груза.

Уровень излучения на расстоянии 3 м от незащищенного радиоактивного содержимого крупногабаритного груза РМ не должен превышать 10 мЗв/ч.

Крупногабаритный груз РМ вместе с защитными конструкциями должен обладать способностью противостоять воздействию любого ускорения, вибрации или резонанса при вибрации, которые могут возникнуть при обычных условиях перевозки.

Крупногабаритный груз РМ, а также его внешняя оболочка, должны соответствовать требованиям, установленным в НП-053-16 к промышленным упаковкам типа 2 (IP-2). Нефиксированное поверхностное загрязнение внешней поверхности груза РМ не должно быть больше пределов, установленных в пункте 5.3.9 НП-053-16.

Не рекомендуется осуществлять перевозку крупногабаритных грузов с использованием воздушного транспорта.

Определение ТИ груза РМ следует проводить в соответствии с требованиями пункта 5.3.1 НП-053-16.

Должны выполняться все требования НП-053-16 в части, касающейся маркировки, этикетки, знаков опасности и обязанностей грузоотправителя.

Для транспортирования крупногабаритных грузов РМ, так же как и для транспортирования других грузов РМ, должны быть разработаны собственные «Программа радиационной защиты» и «План работ по ликвидации последствий аварий», учитывающие особенности обращения с таким грузом.

Допускается не подвергать груз РМ испытанию на штабелирование (пункт 3.4.2.5 НП-053-16) при условии, если крупногабаритный груз РМ транспортируется отдельно от любых других грузов, либо если предусмотрены специальные средства, исключающие возможность укладки штабелем. Кроме того, если специальными мерами исключено падение груза РМ на определенные части внешней поверхности, для данных поверхностей допускается не проводить испытания на удар при свободном падении (пункт 3.4.2.4 НП-053-16).

На перевозку крупногабаритного груза РМ рекомендуется оформлять отдельный сертификат-разрешение.

Список литературы, используемой в приложении № 6

 [6.1]   Becker D. L., Burgess D. M., Lindquist M. R. Shippingport reactor pressure vessel and neutron shield tank assembly probablistic waterborne accident assessment. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 92 (Proc. Int. Symp. Yokohama, 1992), Science and Technology Agency, Tokyo (1992).

[6.2]    Closs J. W. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 92 (Proc. Int. Symp. Yokohama, 1992), Science and Technology Agency, Tokyo (1992).

[6.3]    Pope R. B., et al. Characterizing, for packaging and transport, large objects contaminated by radioactive material having a limited A2 value. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 98 (Proc. Int. Symp. Paris, 1998), Institut de protection et de sûreté nucléaire, Paris (1998).

[6.4]    Hilbert F., Kubel M. Transport of two steam generators from the nuclear power station KWO to the interim storage site of EWN. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2007 (Proc. Int. Symp. Miami, 2007), Intitute of Nuclear Materials Management, Deerfield, IL (2007).

[6.5]    Dybeck P., Broman U. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2007 (Proc. Int. Symp. Miami, 2007), Intitute of Nuclear Materials Management, Deerfield, IL (2007).

[6.6]    Svahn B., Zika H., Welleman E., Nilsson T. PATRAM 2007 (Proc. Int. Symp. Miami, 2007), Intitute of Nuclear Materials Management, Deerfield, IL (2007).

[6.7]    Nitsche F., Fasten C. Transport of large components in Germany: Some experiences and regulatory aspects. Packaging and Transport of Radioactive Materials, PATRAM 2010 (Proc. Int. Symp. London, 2010), Department for Transport, UK (2010).

[6.8]    Koman S., Droste B., Wille F., Packaging and Transport of Radioactive Materials, PATRAM 2010 (Proc. Int. Symp. London, 2010), Department for Transport, UK (2010).

[6.9]    Schiffer W., Hilbert F. Packaging and Transport of Radioactive Materials, PATRAM 2010 (Proc. Int. Symp. London, 2010), Department for Transport, UK (2010).

[6.10]  Boyle R. W., Williams J. L. Large component regulatory relief in the United States. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2004 (Proc. Int. Symp. Berlin, 2004), Ramtrans Publishing, Ashford, UK (2004).

[6.11]  Airborne Release Fractions/Rates and Respirable Fraction for Nonreactor Nuclear Facilities, DOE-HDBK-3010-94, USDOE, Washington, DC (1994).

[6.12]  Gray I. Development of an improved radiological basis and revised requirements for the transport of LSA/SCO materials. Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 2004 (Proc. Int. Symp. Berlin, 2004), Ramtrans Publishing, Ashford, UK (2004).

В настоящем приложении к Справочным материалам представлены рекомендации по обеспечению безопасности транспортирования РМ в случае возникновения ситуаций, в которых методы выполнения требований НП-053-16 могут быть не очевидными. В частности, такие ситуации могут возникать при транспортировании РМ, вид и характеристики которых не определены (например, при транспортировании РМ, документация на который утеряна, или РМ, владелец которого неизвестен), или при транспортировании сильно поврежденной упаковки с РМ.

Транспортирование радиоактивных материалов неопределенного вида

При обращении с РМ неопределенного вида следует обеспечить как можно скорейшее их перемещение в защищенное место, например, на территорию грузоотправителя РМ или на специализированные площадки по обращению с РМ.

Подготовка к транспортированию РМ неопределенного вида может включать в себя определение радионуклидного состава РМ, определение активности РМ, а также контроль герметичности упаковки и ее поверхностного радиоактивного загрязнения. В случае если данный РМ является РМОВ, а также в случае обнаружения деградации свойств существующей оболочки РМ, по возможности следует заменить данную оболочку на новую. При невозможности проведения замены следует использовать упаковку, уровень защиты которой удовлетворяет требованиям НП-053-16, даже в случае разрушения герметичной оболочки РМ.

Выбор упаковки для транспортирования РМ неопределенного вида, а также ее маркировка основывается на результатах оценки свойств РМ. При подготовке к транспортированию следует убедиться в том, что РМ должным образом закреплен внутри упаковки, а уровни излучения за защитой упаковки и ее поверхностного загрязнения не превышают уровней, установленных требованиями НП-053-16 для упаковки данного типа.

По возможности перед осуществлением транспортирования следует подготовить документацию, содержащую всю известную информацию о РМ неопределенного вида. Данную документацию следует включать в набор документов, имеющихся в распоряжении экипажа транспортного средства.

Следует рассматривать возможность транспортирования РМ неопределенного вида в специальных условиях.

Транспортирование поврежденной упаковки

В результате аварий при транспортировании упаковка с грузом РМ может быть существенно повреждена. При возникновении таких аварий вблизи мест нахождения населения поврежденную упаковку следует оперативно переместить в безопасное место. Для обеспечения безопасности транспортирования такой упаковки может потребоваться организация дополнительных мер защиты. Данные меры могут быть направлены на обеспечение целостности упаковки, а также на снижение уровня радиационного воздействия.

Транспортирование поврежденной упаковки следует осуществлять в специальных условиях с соответствующим многосторонним согласованием и наличием соответствующей документации.

Транспортирование по территории государств, в которых отсутствуют требования безопасности при транспортировании радиоактивных материалов

Некоторыми государствами могут быть не установлены требования безопасности при транспортировании РМ. В случае осуществления перевозки через территорию данных государств следует руководствоваться требованиями международных документов в области безопасности транспортирования опасных грузов, в том числе РМ, на различных видах транспорта. Основным документом, требования которого следует выполнять, являются нормы безопасности МАГАТЭ SSR-6 [7.1]. Кроме того, возможно применение требований НП-053-16, так как положения данных Правил [7.2] гармонизированы с положениями SSR-6 [7.1]. Следует также обеспечить выполнение общих положений нормативных документов, действующих в данном иностранном государстве, которые могут распространяться на транспортирование РМ.

В случае международного транспортирования многостороннее утверждение сертификатов-разрешений на конструкцию и перевозку должно осуществляться с привлечением представителей компетентных и регулирующих органов всех стран, по территории которых осуществляется транспортирование. В случае если в государстве не организован специальный орган, регулирующий безопасность транспортирования РМ, и (или) компетентный орган в области безопасности транспортирования, то утверждение сертификатов-разрешений следует проводить с привлечением уполномоченных представителей органов власти данного государства.

Список литературы, используемой в приложении № 7

[7.1]    Specific Safety Requirements, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material No. SSR-6, IAEA (2012).

[7.2]    Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053-16: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 сентября 2016 г. № 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный № 45375).

Примечания

* — Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053-16: утверждены приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 сентября 2016 г. № 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный № 45375).

** — Specific Safety Requirements, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material No. SSR-6, IAEA (2012).

Примечания

A_L — предел активности для груза, на который не распространяются требования НП-053-16, Бк/груз;

A_C — удельная активность для веществ, на которые не распространяются требования НП-053-16, Бк/г;

В случае если РМ освобожден от требований к ДМ, в соответствии с положениями пункта 2.12.2 НП-053-16, его следует относить к неделящимся.