РБ-039-07

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ

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

РБ-039-07

Введено в действие с 3 декабря 2007 г.

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

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

ВЫПУСКАЕТСЯ ВПЕРВЫЕ

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

ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ

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

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ, ПРИНЯТЫЕ В НП-053-04

Общие пояснения

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

Пояснения к терминам и определениям

1. А1

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

1-С2. Термины А1 и А2 используются в Правилах для различных целей, в том числе для определения допустимой активности радиоактивного содержимого упаковок типа А, освобожденных упаковок, промышленных упаковок и упаковок типа B(U) для воздушных перевозок, определения допустимой потери активности из упаковок типа В и типа С, допустимого выщелачивания РМОВ и материалов НУА и др. Конкретные пояснения по применению терминов А1 и А2 даются в соответствующих пунктах настоящего Руководства. Общие пояснения по концепции использования системы значений А1 и А2, а также расчетам их конкретных значений для различных радионуклидов приведены в приложении I настоящего Руководства.

2. А2

2-С1. См. пп. 1-С1 и 1-С2.

3. Активность

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

4. Альфа-излучатели низкой активности

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

4-С2. Определение альфа-излучателей низкой токсичности основано на удельной активности радионуклида (или радионуклида в состоянии, в котором он перевозится). Для нуклидов с очень низкой удельной активностью необосновано, из-за их объема, ожидать, что их попадание в организм приведет к дозам облучения, приближающимся к предельным. Такие нуклиды, как U-235, U-238 и Th-232, имеют удельную активность на 4-8 порядков ниже, чем Ри-238 или Ри-239 (4⋅103 - 8⋅104 Бк/г по сравнению с 2⋅109 - 6⋅1011 Бк/г). Хотя Th-228 и Th-230 имеют удельную активность, сравнимую по величине с Ри-238 и Ри-239, разрешается их относить к "альфа-излучателям низкой токсичности" только тогда когда они содержатся в рудах и физических и химических концентратах, что само по себе обеспечивает требуемую низкую концентрацию активности (п. 227.1 TS-G-1.1).

5. Делящиеся материалы

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

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

5-С3. В большинстве случаев радионуклиды способны к делению, но многие из них делятся с трудом и только при наличии специального оборудования и особых условий. Отличительная особенность делящихся нуклидов, вытекающая из их определения, - способность их к СЦР под воздействием тепловых нейтронов (энергия нейтронов менее ~ 0,3 эВ) при условии накопления достаточной массы. Никаких других специальных действий, механизмов или условий не требуется. Например, Ри-238 не причисляется более к ним, потому, что, хотя он и способен поддерживать цепную реакцию деления на быстрых нейтронах в специальных лабораторных условиях, в той форме, в которой он транспортируется, но он не обладает такими свойствами. Ни при каких обстоятельствах Ри-238 не может поддерживать СЦР на тепловых нейтронах. Скорее он "делимый", чем "делящийся" (п. 222.2 TS-G-1.1).

5-C4. Как отмечено в п. 5-СЗ, основной принцип, использованный в Правилах при выборе нуклидов, определенных как делящийся материал, основан на легком аккумулировании достаточной массы для потенциальной критичности. Другие актиниды, имеющие возможность создать критичность, обсуждаются в ANSI/ANS-8.15-1981 [4], где представлены предельные подкритические массы для изолированных Np-237, Pu-238, Pu-240, Pu-242, Am-241, Am-242m, Am-243, Cm-243, Cm-244, Cm-245, Cm-247, Cf-249 и Cf-251. Предсказанные предельные значения подкритических масс находятся в диапазоне от нескольких граммов для Cf-251 до десятков килограммов. Отсутствие результатов критических экспериментов ограничивает знания о поведении этих нуклидов в условиях различных замедлителей и отражателей. Неопределенность данных о сечениях для многих из этих нуклидов требует, чтобы достаточное внимание (и соответствующий запас подкритичности) были обеспечены в рамках тех операций, в которых может участвовать достаточное количество этих нуклидов (или оно может быть получено при распаде до или в процессе перевозки). Рекомендации компетентного органа о необходимости и средствах выполнения оценки безопасности по критичности можно найти в требованиях, изложенных в пп. 671-682 Правил МАГАТЭ-96 для случаев, когда могут перевозиться значительные количества этих материалов (п. 222.3 TS-G-1.1).

6. Индекс безопасности по критичности (ИБК)

6-C1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 218.

6-C2. ИБК представляет собой новый термин, впервые введенный в Правила МАГАТЭ (и в НП-053-04). В изданиях Правил МАГАТЭ 1975 и 1985 годов (так же, как в ПБТРВ-73 и ОПБЗ-83) термин "транспортный индекс" использовался как для радиационного контроля, так и для контроля безопасности по критичности упаковок, содержащих делящиеся материалы. В этих изданиях Правил ТИ определялся как единое число, применяемое одновременно при рассмотрении вопросов радиационной безопасности и безопасности по критичности. Поскольку средства эксплуатационного контроля, необходимые для радиационной защиты и безопасности по критичности, существенно независимы, то настоящее издание Правил отделило ИБК от ТИ, который теперь определяется только из целей радиологического контроля (см. п. 243 Правил МАГАТЭ-96 и термин 33 НП-053-04). Такое разделение на два индекса дает ясное понимание основы эксплуатационного контроля упаковок с делящимися материалами и исключает потенциальные ненужные ограничения, вызванные использованием одного индекса. Однако при таком новом контроле необходимо быть осторожным, чтобы не спутать "новый ТИ" и "старый ТИ", используемый в предыдущем издании Правил. Осведомленность об этих изменениях необходима для обеспечения правильного использования этикеток для безопасности по критичности (см. пп. 544 и 545 Правил МАГАТЭ-96) и контроля критичности упаковок, транспортных пакетов и грузовых контейнеров, содержащих делящиеся материалы с использованием вновь введенного ИБК (п. 218.1 TS-G-1.1).

6-C3. ИБК представляет собой число, используемое для контроля безопасности по критичности при перевозке делящихся материалов и получаемое путем деления числа 50 на число N (см. п. 528 Правил МАГАТЭ-96 и п. 5.3.5 НП-053-04). Накопление упаковок, содержащих делящиеся материалы, требует контроля за отдельными грузами, транспортными средствами, грузовыми контейнерами и транспортными пакетами (см. пп. 566.d), 567 Правил МАГАТЭ-96), и при транзитном хранении (см. пп. 568, 569 Правил МАГАТЭ-96 и пп. 5.7.3 и 5.7.4 НП-053-04). Для осуществления такого контроля необходимо, чтобы ИБК был указан на этикетке (см. пп. 544 и 545 Правил МАГАТЭ-96), специально предусмотренной для индикации наличия делящихся материалов в упаковках, транспортных пакетах и грузовых контейнерах, содержимое которых состоит из делящихся материалов, не освобожденных из сферы действия требований согласно п. 672 Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.12.2 НП-053-04 (п. 218.2 TS-G-1.1).

7. Исключительное использование

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

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

7-С3. Специфика исключительного использования, согласно определению, состоит, во-первых, в том, что перевозку должен осуществлять один грузоотправитель, который посредством достигнутых договоренностей с перевозчиком должен иметь право на единоличное использование транспортного средства или большого грузового контейнера, и, во-вторых, все начальные, промежуточные и конечные погрузочные и разгрузочные операции с грузом проводятся в строгом соответствии с указаниями грузоотправителя или грузополучателя (п. 221.1 TS-G-1.1).

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

- использование промышленных упаковок пониженной прочности для материалов с НУА;

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

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

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

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

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

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

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

8. Категория

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

9. Контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов (КСГМГ)

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

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

10. Максимальное нормальное рабочее давление (МНРД)

10-C1. Определение соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 228.

10-C2. МНРД представляет собой разность между максимальным внутренним давлением в системе герметизации ТУК и средним атмосферным давлением на уровне моря для условий, которые определены ниже (п. 228.1 TS-G-1.1).

10-C3. Условия, внешней среды, которые следует использовать для определения МНРД упаковки, определены в пп. 653 и 654 Правил МАГАТЭ-96 (п. 2.9.11 НП-053-04) или для случая воздушного транспорта в п. 618 Правил МАГАТЭ-96 (п. 2.4.11 НП-053-04). Другие условия, которые нужно учитывать при определении МНРД, состоят в том, что упаковка предполагается необслуживаемой в течение одного года и подвергается воздействию максимальных внутренних тепловых нагрузок (п. 228.2 TS-G-1.1).

10-C4. Период длительностью один год превышает предполагаемое время перевозки упаковки, содержащей РМ, обеспечивая тем самым существенный запас безопасности для проведения транспортных операций, даже в случае потери упаковки при перевозке. Длительность равная одному году, произвольная, но такой период был согласован как верхний предел для времени, в течение которого упаковка может оставаться не обслуживаемой при транзите. Поскольку принято, что упаковка не обслуживается в течение одного года, следует принимать во внимание все химические и физические изменения с упаковкой или с ее содержимым, которые являются изменяющимися по своей природе и могут приводить к существенному повышению внутреннего давления в системе герметизации. Среди изменяющихся условий, которые должны приниматься во внимание, следует учитывать изменение в способности рассеивания тепла, газообразование вследствие радиолиза, коррозию, химические реакции, выход газа из-под оболочек топлива или других капсульных элементов в систему герметизации. Некоторые изменяющиеся условия могут приводить к снижению МНРД (например, снижение давления вследствие уменьшения выделения тепла благодаря радиоактивному распаду содержимого). Такие условия могут приниматься во внимание в случае их адекватного обоснования (п. 228.3 TS-G-1.1).

11. Материал с низкой удельной активностью (материал НУА)

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

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

11-С3. Общая цель введения понятия и классификации материалов НУА заключается в обеспечении возможности использования промышленных упаковок, к которым предъявляются менее жесткие требования, чем к упаковкам типа А, для перевозки РМ активностью более А2. При этом уровень безопасности не становится ниже вследствие установления особых требований к физико-химическим и другим свойствам материалов НУА (средняя удельная активность, способность к рассеянию), ограничивающим их радиологическое воздействие при аварии.

11-С4. Причиной для введения категории материалов с НУА в Правила МАГАТЭ было существование определенных твердых материалов со столь низкой удельной активностью, что крайне маловероятно, чтобы при обстоятельствах, возникающих при перевозке, значительное количество этих материалов попало в тело человека, вызвав повышенную радиационную опасность. Урановые и ториевые руды, их физические и химические концентраты представляют собой материалы, относящиеся к указанной категории. Эта концепция была расширена для включения других твердых материалов на основе модели, которая предполагает крайне маловероятным нахождение человека в пыльной атмосфере столь долго, чтобы вдохнуть более чем 10 мг материала. Если удельная активность материала такова, что поглощенная масса эквивалентна поглощенной активности предполагаемой для человека, вовлеченного в среднюю аварию с упаковкой типа А, а именно 10-6 А2, то считается, что этот материал при перевозке не будет представлять опасность больше, чем опасность при перевозке упаковки типа А. Это дает предельное значение 10-4 А2/г для материалов с НУА (п. 226.1 TS-G-1.1).

11-С5. В Правилах учтена возможность перевозки твердых материалов НУА без какого-либо упаковочного комплекта. Вопрос возникал относительно бетонных блоков (с активностью по всей массе), облученных объектов и объектов с фиксированным загрязнением. Если удельная активность относительно низкая и активность остается внутри или фиксируется на поверхности материала НУА, то его можно рассматривать как упаковку. С целью обеспечения соответствия и безопасности, пределы излучения на поверхности неупакованных материалов НУА не должны превышать пределы, установленные для упакованных материалов. Поэтому было установлено, что в случае превышения уровней излучения на поверхности неупакованных материалов НУА, 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 защиту при обычной перевозке. Аналогичные аргументы принимались при установлении пределов для загрязненных поверхностей неупакованных ОПРЗ (п. 226.2 TS-G-1.1).

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

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

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

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

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

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

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

Определение НУА-1 было соответственно изменено, с целью:

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

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

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

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

11-С10. Уран с обогащением до 20% и менее может транспортироваться либо как материал НУА-1, либо в упаковке типа ПУ-1, либо неупакованным в количествах, освобожденных от требований к упаковкам с делящимися материалами. Однако количество материала, превышающее уровни освобождения (см. п. 672 Правил МАГАТЭ-96), будет предметом применения требований к упаковкам, содержащим делящийся материал, исключая, таким образом, перевозку не утверждаемых компетентным органом материалов неупакованными либо в упаковках (п. 226.6 TS-G-1.1).

11-С11. Материалы, предполагаемые к перевозке в качестве НУА-II, могут включать ядерные отходы, такие как низкоактивные смолы, отфильтрованные осадки, абсорбированные жидкости и другие подобные материалы получаемые от эксплуатации реактора, а также аналогичные материалы получаемые от других операций топливного цикла. Кроме того, НУА-II могут включать в себя многие элементы активированного оборудования выведенных из эксплуатации атомных станций. Поскольку материалы НУА-II могут поступать в организм человека после аварии, их предельная удельная активность основана на предполагаемом поглощении индивидуумом 10 мг материала. Очевидно, что материалы НУА-II распределены неравномерно (сцинтилляционные емкости, госпитальные и биологические отходы, отходы после вывода из эксплуатации атомной станции), поэтому их допустимая удельная активность существенно ниже, чем установленная для НУА-III. В 20 раз более низкая разрешенная удельная активность по сравнению с предельным значением для НУА-III компенсирует эффекты локальной концентрации для неравномерно распределенных материалов (п. 226.7 TS-G-1.1).

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

11-С13. Положения для НУА-III предназначены главным образом для определенных грузов с РАО, имеющими среднюю удельную активность выше предела 10-4 А2/г, установленного для материалов НУА-II. Более высокий предел удельной активности 2⋅10-3 А2/г для материалов НУА-III обосновывается:

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

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

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

11-С14. Предел удельной активности для жидкостей НУА-II 10-5 А2/г, являющийся в 10 раз более строгим ограничением, чем для твердых материалов, учитывает возможность увеличения концентрации жидкости при перевозке (п. 226.10 TS-G-1.1).

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

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

11-С16. Для твердых материалов НУА-II и для материалов НУА-III, не связанных твердым компактным агентом, в соответствии с Правилами требуется распределение активности по всему материалу. Это положение Правил не определяет требования к тому, как должна быть распределена активность. Однако важно признать, что концепция ограничения оцененной удельной активности теряет смысл для случая, когда активность определенно локализована в малой доле большого объема (п. 226.12 TS-G-1.1).

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

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

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

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

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

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

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

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

Оба требования могут оказаться более строгими, чем основные требования, приведенные в п. 226 Правил МАГАТЭ-96 для материала НУА. Это можно увидеть из следующего теоретического примера: если принято, что емкость 200 л заполнена твердым горючим материалом со средней удельной активностью 2⋅10-3 А2/г, то полагается, что этот материал может перевозиться как НУА-III. Тем не менее, например, если плотность материала составляет 1 г/см3, общая активность в баке будет 400А2 [(2⋅10-3 А2/г)(1 г/см3)(2⋅105 см3) = 400А2] и перевозка материала в качестве НУА-III должна быть запрещена из-за предела 10А2, установленного для внутренних водных путей, и 100А2 - для других видов транспорта (см. табл. V Правил МАГАТЭ-96 и табл. 5.6 НП-053-04), а также п. 525.2 TS-G-1.1 (п. 226.18 TS-G-1.1).

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

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

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

12. Необлученный торий

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

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

13. Необлученный уран

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

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

13-СЗ. Присутствие U-236 - более существенный показатель облучения нейтронным потоком. Величина 5⋅10-3 г U-236 на 1 г U-235 была выбрана как представляющая согласованную позицию Комитета С-26 ASTM (Американское общество по материалам и испытаниям) в спецификации С-996 для обогащенного коммерческого урана. Эта величина включена в Правила МАГАТЭ издания 1996 и признает возможность следов загрязнения облученным ураном, но дает гарантии, что материал может все еще рассматриваться как необлученный. Эта спецификация представляет композицию с максимальной величиной для радионуклидов урана, для которой может быть продемонстрировано, что значение А2 для гексафторида урана не неограниченно. Полагается, что отличие значения А2 для двуокиси урана будет незначительным [5] (п. 245.2 TS-G-1.1).

14. Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности

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

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

14-С3. Загрязнения ниже уровней 0,4 Бк/см2 для бета- и гамма-излучателей и альфа-излучателей низкой токсичности, а также других альфа-излучателей с уровнем загрязнения ниже 0,04 Бк/см2 (см. также п. 508 Правил МАГАТЭ-96) могут приводить только к незначительному облучению указанными путями (п. 214.2 TS-G-1.1).

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

15. Обедненный уран

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

16. Обогащенный уран

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

17. Объект с поверхностным радиоактивным загрязнением (ОПРЗ)

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

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

17-С3. Общей целью введения понятия и классификации ОПРЗ, так же, как и материалов НУА, служат обеспечение возможности использования промышленных упаковок, к которым предъявляются менее жесткие требования, чем к упаковкам типа А, для перевозок объектов, загрязненных РМ активностью более А2 в неупакованном виде и в промышленных упаковках. При этом уровень безопасности не становится ниже вследствие того, что РМ на ОПРЗ распределен по большой площади, а главное находится в связанном состоянии, что ограничивает его рассеяние при аварии и соответствующие радиологические последствия.

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

17-С5. Модель для ОПРЗ-1, использованная как обоснование пределов для фиксированного и нефиксированного загрязнений, основана на следующем сценарии. Объекты из категории объектов с поверхностным радиоактивным загрязнением могут включать те части объектов ядерных реакторов или другого оборудования объектов ядерного топливного цикла, которые находились в контакте с теплоносителем первого или второго контура, или при процессах, связанных с РАО, в результате которых произошло загрязнение их поверхности смешанными продуктами деления. На основе допустимых уровней загрязнения для бета- и гамма-излучателей объект с поверхностью 10 м2 может иметь фиксированное загрязнение до 4 ГБк и нефиксированное до 0,4 МБк. В ходе обычной перевозки объект может быть в неупакованном виде при перевозке на условиях исключительного использования, но при этом необходимо его закрепление (п. 523.а) Правил МАГАТЭ-96 и п. 5.6.4 НП-053-04), чтобы гарантировать отсутствие распространения РМ из транспортного средства. Предполагается, что объект ОПРЗ-1 и другой груз попадают в аварийные условия, где 20% поверхности подвергается соскабливанию и 20% фиксированных загрязнений с соскобленной поверхности освобождается. Кроме того, предполагается, что с поверхности освобождаются все нефиксированные загрязнения. Общий выход активности может быть 160 МБк для фиксированного загрязнения и 0,4 МБк - для нефиксированного. При использовании величины А2, равной 0,02 ТБк для смешанных бета- и гамма-излучателей продуктов деления, активность выхода будет равна 8⋅10-3 А2. Предполагается, что такая авария может возникать только снаружи, поэтому согласно основному предположению системы Q, разработанной для упаковок типа А (см. приложение I  к настоящему Руководству), поглощение составит 10-4 от очищенных радионуклидов на индивидуума вблизи места аварии. Это приводит к общему поглощению 0,8⋅10-6 А2 и, следовательно, обеспечивает уровень безопасности, эквивалентный уровню безопасности для упаковок типа А (п. 241.2 TS-G-1.1).

17-С6. Модель для объекта ОПРЗ-II подобна модели для объекта ОПРЗ-I, хотя они могут быть загрязнены в 20 раз больше фиксированными загрязнениями и в 100 больше нефиксированными. Однако для перевозки объектов ОПРЗ-II требуется промышленная упаковка (ПУ-2). Наличие такой упаковки приведет при аварии к такому же выходу, что и для упаковки типа А. Использование доли выхода, равной 10-2 спровоцирует общий выход бета- и гамма-излучающих радионуклидов, равный 32 МБк для фиксированного загрязнения и 8 МБк для нефиксированного, что равно 2⋅10-3 А2. Применение того же самого коэффициента поступления (поглощения), что и в п. 17-С5 настоящего Руководства, приведет к поглощению 0,2⋅10-6 А2, обеспечивая таким образом тот же уровень безопасности, что и для упаковок типа А (п. 241.3 TS-G-1.1).

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

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

17-С9. Примерами недоступных поверхностей являются:

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

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

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

17-С10. Методы измерения фиксированного и нефиксированного загрязнений упаковок и транспортных средств указаны в справках 5.3.11-С2 и 5.3.11-С7 - 5.3.11-С12 настоящего Руководства. Эти методы применимы к ОПРЗ. Однако для того, чтобы применять эти методы правильно, грузоотправителю нужно знать состав загрязнения (п. 241.7 TS-G-1.1).

18. Природный уран

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

19. Программа радиационной защиты

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

20. Радиоактивное вещество

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

21. Радиоактивный материал особого вида (РМОВ)

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

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

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

- общей активности, содержащейся в упаковке;

- физической формы радионуклида;

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

21-С3. Правила признают, что РМ в нерассеиваемом виде или заключенный в прочную металлическую капсулу представляет минимальную опасность загрязнения, хотя опасность прямого радиационного воздействия все же существует. Материал, защищенный таким образом от риска рассеяния в аварийных условиях, отнесен к "радиоактивным материалам особого вида". Радиоактивный материал, сам по себе являющийся дисперсным, может быть адсорбирован, абсорбирован или соединен с инертным твердым телом таким образом, что он ведет себя как нерассеиваемое твердое тело, например металлическая фольга. См. справки 2.2.2-С2, 2.2.2-С4 - 2.2.2-С6 и 2.2.3-С2 и 2.2.3-С4 настоящего Руководства (п. 239.2 TS-G-1.1).

21-С4. Если радиоактивное содержимое упаковки не является материалом особого вида, то количество РМ, которое может быть перевезено в освобожденной упаковке или в упаковке типа А, будет ограничено величиной А2 или значением, кратным ей. Например, для упаковки типа А количество будет ограничено величиной А2, а для освобожденных упаковок эта величина будет изменяться от А2 до 10-4 А2 - 10-5 А2, если перевозка осуществляется почтой, и будет зависеть от того, является ли материал твердым, жидким или это газ, и входит ли он в состав какого-либо изделия или прибора. Однако если материал является материалом особого вида, то пределы для упаковки изменяются от А2 до А1 или величины, кратной ей. В зависимости от радионуклидов А1 может отличаться от А2 в 1÷10000 раз (см. табл. I Правил МАГАТЭ-96 и табл. 1 приложения 1 НП-053-04). Возможность перевозить повышенное количество РМ в упаковке, если он является РМОВ, относится только к упаковкам типа А и освобожденным упаковкам (п. 239.3 TS-G-1.1).

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

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

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

22-С3. Концепция РМНР применяется только для установления исключений из требований к упаковкам типа С при перевозках воздушным транспортом (п. 225.1 TS-G-1.1).

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

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

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

23. Радиоактивное загрязнение поверхности

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

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

23-С3. См. справку 14-С2 настоящего Руководства.

23-С4. См. справку 14-С3 настоящего Руководства.

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

24. Радиоактивное содержимое

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

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

25. Радиоактивный материал

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

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

25-С3. В предшествующих изданиях Правил, единственной величиной, которая использовалась в качестве уровня изъятия при определении для целей перевозки, было значение удельной активности 70 Бк/г. Следуя публикации Основных норм безопасности (BSS) [3] и НРБ-99 [1], было признано, что эта величина не имела под собой радиологической основы. Поэтому для установления величины уровня изъятия в зависимости от вида радионуклида для целей перевозки (см. п. 401.3 или справку 1.1.3-С15 настоящего Руководства) были использованы критерии радиационной защиты, определенные в [3] и в [1] (п. 236.1 TS-G-1.1).

26. Резервуар

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

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

26-С3. Нижний предел емкости 450 л (1000 л для газов) включен для достижения согласованности с Рекомендациями по перевозке опасных грузов ООН (п. 242.1 TS-G-1.1).

26-С4. В п. 242 Правил МАГАТЭ-96 и термине 26 НП-053-04 рассматривается твердое содержимое в резервуаре, куда оно помещается в жидкой или газообразной форме и впоследствии отверждается еще до начала перевозки (например, гексафторид урана UF6).

28. Система герметизации (упаковки)

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

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

28-С3. Требования к герметичности системы защитной оболочки для упаковок типа B(U), типа В(М), типа С зависят от радиотоксичности радиоактивного содержимого; например, упаковки типа B(U) или типа С в аварийных условиях должны иметь выход радиоактивности, ограниченный значением А2 в неделю. Эта привязанность к величине А2 означает, что для самых высокотоксичных радионуклидов, таких как плутоний и америций, объемная скорость утечки должна быть значительно ниже, чем для низкообогащенного урана. Однако если делящийся материал способен выходить из системы герметизации в условиях аварии, то должно быть продемонстрировано, что вышедшее количество соответствует тем значениям, которые принимались при оценке безопасности по критичности (см. п. 628.С) Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.6.7 НП-053-04).

29. Снимаемое (нефиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности

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

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

30. Специально выделенная часть палубы

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

31. Специальные условия

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

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

31-С3. Этот тип перевозки предназначен для тех ситуаций, когда соответствие всем необходимым для данного груза РМ требованиям Правил не может быть обеспечено (например, удаление старого оборудования, содержащего РМ, когда не существует разумного способа его перевозить в утвержденной упаковке). Опасность, связанная с распаковкой и обращением с РМ может перевешивать преимущество использования утвержденной упаковки, предполагая даже, что такая приемлемая упаковка имеется.

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

32. Транспортный пакет

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

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

32-С3. Перевозка груза от одного грузоотправителя до одного грузополучателя может быть облегчена помещением различных упаковок или единственной упаковки, каждая из которых полностью соответствует требованиям Правил, в один транспортный пакет. Нет необходимости в специальных требованиях к конструкции, испытаниям или утверждению для транспортного пакета, поскольку не он, а упаковочный комплект выполняет защитную функцию. Однако следует принимать во внимание взаимодействие транспортного пакета с упаковками (п. 229.1 TS-G-1.1).

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

33. Транспортный индекс (ТИ)

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

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

33-С3. В Правилах МАГАТЭ-96 и в НП-053-04 транспортный индекс не играет больше никакой роли в регулировании безопасности по критичности упаковок, содержащих делящиеся материалы. Контроль за безопасностью по критичности в настоящее время обеспечивается с помощью ИБК (см. п. 218.1 и 218.2 TS-G-1.1 и 6-С2 и 6-С3 настоящего Руководства). Хотя предыдущий подход, использующий единственный индекс как для радиологической защиты, так и для безопасности по критичности, обеспечивал его простое применение на практике, современный подход с использованием отдельных ТИ и ИБК позволяет снимать существенные ограничения по разделению при перевозке и транзитном хранении упаковок, не содержащих делящиеся материалы. Причина сохранения обозначения ТИ в том, что подавляющее большинство радиоактивных грузов не содержат делящиеся материалы, и, следовательно, новое обозначение для ТИ, введенное "только для радиоактивных" материалов, могло бы создать путаницу, из-за чего пришлось бы вводить и объяснять два новых названия. Следует проявлять осторожность, чтобы не использовать неправильно величину ТИ и рассматривать величину ИБК как единственный критерий для контроля за накоплением упаковок (п. 243.2 TS-G-1.1).

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

34. Удельная активность изотопа

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

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

34-С3. Период полураспада и удельная активность для каждого радионуклида, приведенного в табл. I Правил МАГАТЭ-96 и в приложении 1 НП-053-04, указаны в таблице II.1 приложения IV к настоящему Руководству. Эти величины удельной активности были вычислены с использованием следующего уравнения:

где: А - атомный вес радионуклида;

Т1/2 - период полураспада, с;

λ - постоянная распада радионуклида = ln 2/Т1/2, с-1 (п. 240.2 TS-G-1.1).

34-С4. Удельная активность для любого радионуклида, не указанного в табл. I Правил МАГАТЭ-96 и в приложении 1 к НП-053-04, может быть вычислена с использованием уравнения, приведенного в справке 34-С3 настоящего Руководства (п. 240.3 TS-G-1.1).

34-С5. Удельная активность урана для различных уровней обогащения показана в табл. II.3 приложения IV к настоящему Руководству (п. 240.4 TS-G-1.1).

34-С6. При определении удельной активности материала, в котором распределены радионуклиды, вся масса этого материала или его части, т.е. масса радионуклида и масса всех других материалов, должны быть включены в массовый компонент. Следует отметить различные интерпретации удельной активности в определении материала НУА (п. 226 Правил МАГАТЭ-96 и термин 11 НП-053-04) и в табл. II.2 приложения IV к настоящему Руководству.

35. Удельная активность материала

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

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

36. Упаковка

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

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

36-С3.Требования Правил, предъявляемые к упаковке, относятся к упаковке в том виде, в котором она отправляется с территории грузоотправителя.

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

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

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

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

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

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

36-С10. Резервуар, грузовой контейнер или контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов с радиоактивным содержимым могут быть использованы как один из типов упаковки в соответствии с Правилами при условии, что они соответствуют требованиям, относящихся к конструкции, испытаниям и утверждению для этого типа упаковки. В качестве альтернативы резервуар, грузовой контейнер или контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов с радиоактивным содержимым могут быть использованы как промышленная упаковка типа ПУ-2 или типа ПУ-3, если они отвечают требованиям к упаковкам типа ПУ-1, а также другим требованиям, которые особо указаны в пп. 625-628 Правил МАГАТЭ-96 и пп. 2.6.4-2.6.7 НП-053-04 (п. 230.6 TS-G-1.1).

37. Упаковочный комплект (транспортный упаковочный комплект)

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

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

38. Уровень излучения

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

38-С2. Одна из ограничивающих количественных характеристик в радиационной защите от облучения людей - эффективная доза (другими характеристиками служат эквивалентные дозы на хрусталик глаза и на кожу (см. например, раздел 11-8 в [3]). Поскольку эффективная доза не является непосредственно измеряемой величиной, то следовало создать характеристики, которые были бы измеряемыми. Этими характеристиками служат "эквивалент внешней (амбиентной) дозы" для жесткого проникающего излучения и "эквивалент направленной дозы" для слабо проникающего излучения. Уровень излучения следует принимать в зависимости от обстоятельств как значение "эквивалента внешней дозы" либо "эквивалента направленной дозы" (п. 233.1 TS-G-1.1).

38-С3. В некоторых случаях следует рассматривать возможность увеличения уровня излучения за счет накопления дочерних радионуклидов в ходе перевозки. Максимальное значение уровня излучения, предполагаемое при перевозке, следует корректировать (п. 233.2 TS-G-1.1).

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

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

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

Таблица 1

Поправочные коэффициенты на размеры упаковки и детектора

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

38-С7. При мониторинге оребренных контейнеров или других транспортных упаковок следует уделять внимание возможности пересечения узких пучков излучения. Измеритель мощности дозы излучения с площадью поверхности детектора, значительно большей, чем поперечная площадь пучка, который должен быть измерен, будет давать пропорционально сниженное значение мощности дозы вследствие усреднения по много большей площади детектора. Следует выбирать прибор, подходящий для такой работы (п. 233.6 TS-G-1.1).

39. Физическая защита

39-С1. Определение соответствует Правилам физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов.

39-С2. Определение несколько отличается от понятия "физическая защита", используемого в Международной конвенции о физической защите МАГАТЭ, где цель физической защиты предотвращение использования ЯМ для изготовления ядерного оружия и не учитываются возможности террористических актов с использованием самого ЯМ как радиоактивного материала.

39-С3. В то же время, в связи с возрастанием угроз терроризма с использованием ЯМ и РВ, поставленные в Правилах более широкие задачи физической защиты совпадают с целями обеспечения сохранности (security в отличие от safety) при перевозках РМ, которые начали разрабатываться в настоящее время в МАГАТЭ. Поэтому общие цели физической защиты сейчас согласно п. 5 Правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов включают:

а) предупреждение несанкционированного доступа;

б) своевременное обнаружение несанкционированного действия;

в) задержку (замедление) проникновения нарушителя;

г) пресечение несанкционированных действий;

д) задержание лиц, причастных к подготовке или совершению диверсии или хищения ядерного материала.

40. Ядерный материал

40-С1. Определение соответствует Федеральному закону "Об использовании атомной энергии".

40-С2. См. справку 31-С2 настоящего Руководства.

1. ВВЕДЕНИЕ

1.1. Назначение и область применения

1.1.1-С1. В НП-053-04 не введены определения понятий "груз" и "перевозка". Они полностью соответствуют определениям, введенным Правилами МАГАТЭ-96, в пп. 211 и 237. Из определения перевозки следует, что в юридическом плане Правила распространяются на обеспечение безопасности только вне территорий предприятий.

1.1.1-С2. Важно отметить, что в качестве груза могут рассматриваться и упаковки с РМ, и неупакованные РМ. То есть НП-053-04 и Правилами МАГАТЭ-96 разрешают перевозку некоторых РМ в неупакованном виде.

1.1.1-С3. Цель НП-053-04 - установление требований безопасности, которые должны выполняться для обеспечения безопасности перевозки РМ в России. При этом НП-053-04 не являются документом, в соответствии с которым осуществляется перевозка РМ. Радиоактивные материалы перевозятся в соответствии с правилами перевозки опасных грузов на различных видах транспорта. Тем не менее некоторые вопросы организации и осуществления перевозок рассматриваются и в данных Правилах.

1.1.1-С4. Основная цель Правил - обеспечение постоянного и адекватного уровня безопасности, который соответствовал бы опасности, представляемой транспортируемыми РМ. Требуется, чтобы основные составляющие безопасности были обеспечены за счет конструкции упаковки. Полагаясь в первую очередь на конструкцию и подготовку упаковок, необходимость в специальных действиях в процессе транспортирования, т.е. для перевозчика, сводится к минимуму. Тем не менее некоторый оперативный контроль для обеспечения безопасности необходим (п. 104.1 TS-G-1.1).

Хотя Правила МАГАТЭ-96 обеспечивают требуемый уровень безопасности перевозки без необходимости регламентации маршрутов, регулирующие органы некоторых государств-членов МАГАТЭ ввели требования в отношении маршрутов. При введении предписаний в отношении маршрутов должны приниматься во внимание риски радиологического и нерадиологического характера при нормальных и аварийных условиях, а также демографические соображения. Подходы, используемые при установлении ограничений по выбору маршрутов, следует основывать на всех факторах, дающих вклад в общий риск при перевозке РМ, а не только на сценариях "наихудшего случая", т.е. авариях с "низкой вероятностью/тяжелыми последствиями". Поскольку регулирующие органы государства, провинции или даже какого-либо местного уровня могут быть вовлечены в решения по маршрутам, часто может потребоваться обеспечение их либо результатами оценки альтернативных маршрутов, либо очень простыми методами, которые они могут использовать (п. 108.1 TS-G-1.1).

При оценке радиологической опасности и обеспечении того, что требования в отношении маршрутов не снижают уровень безопасности, установленный в Правилах, следует проводить анализы с использованием специальных программ для оценки риска. Одна из таких программ, которую можно использовать - INTERTRAN [6], [7], [8] - была разработана в рамках координированной исследовательской программы МАГАТЭ. Это компьютерная программа, основанная на оценках воздействия на окружающую среду, доступна для использования в государствах-членах МАГАТЭ. Несмотря на большое количество неопределенностей, присущее обобщенной модели, и трудности выбора соответствующих входных данных для аварийных условий, эта программа может быть использована для расчета и понимания, по крайней мере, на качественном уровне, факторов, значительных для определения радиологического воздействия при использовании альтернативных маршрутов перевозки РМ. Эти факторы представляют собой важные аспекты, принимать во внимание при любом решении относительно маршрута. Для решений в отношении маршрута при единственном виде транспорта может быть принято множество упрощающих допущений, и могут быть определены общие факторы, приводящие к облегчению использования методов оценки относительного риска (п. 108.2 TS-G-1.1).

1.1.1-С5. Правила перевозок опасных грузов (ОГ), действующие в России на различных видах транспорта, в части перевозок РМ должны полностью учитывать требования безопасности, содержащиеся в НП-053-04.

1.1.2-С1. Правила распространяются на перевозки РМ всеми видами транспорта.

1.1.3-С1. Правила распространяются на перевозки РМ, находящихся в составе научных и иных приборов, эксплуатация которых связана с перевозками.

1.1.3-С2. Перевозка включает в себя транспортирование общим перевозчиком либо владельцем или работающим по найму, когда транспортирование представляет собой побочный процесс по отношению к использованию РМ, например, транспортные средства, перевозящие радиографические устройства, перемещаемые к или от рабочей площадки радиографа, транспортные средства, перевозящие устройства для измерения плотности, перемещаемые на стройплощадку или обратно, и передвижные буровые установки, имеющие измерительные устройства, содержащие РМ, и радиоактивные материалы, используемые для введения в нефтяные скважины (п. 106.1 TS-G-1.1).

1.1.3-С3. В Правилах под "транспортным средством" понимается как транспортное, так и перевозочное средство в терминах, принятых в Правилах МАГАТЭ-96, пп. 217 и 247.

1.1.3-С4. Правила не распространяются на РМ, служащие неотъемлемой частью транспортного средства, например, РМ тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе на атомном ледоколе, противовесы из обедненного урана на самолетах и т.д.

1.1.3-С5. Правила не предназначены для применения при перемещении РМ, которые составляют неотъемлемую часть транспортных средств, таких как противовесы из обедненного урана или тритиевые знаки выхода, используемые в авиации; или РМ, находящихся 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. Лечащий врач или ветеринар должны давать необходимые консультации по радиологической безопасности (п. 107.1 TS-G-1.1).

1.1.3-С6. В некоторых случаях может быть достаточно трудно, определять, является ли то или иное оборудование, прибор или изделие неотъемлемой частью транспортного средства. Очевидно, этот вопрос может решаться в рамках лицензирования эксплуатации этого транспортного средства.

1.1.3-С7. Правила не распространяются на перевозки ядерных боеприпасов и ядерных зарядов в составе готовых изделий. Но это не означает, что Правила не распространяются на перевозки полуфабрикатов с РМ к ядерным боеприпасам или ядерным зарядам и тем более на РМ в виде сырья, из которого будут изготавливаться ядерные боеприпасы или заряды, либо ядерные материалы, получаемые в результате утилизации ядерного оружия.

1.1.3-С8. Правила не распространяются на РМ, имплантированные или введенные в организм человека или животного с целью диагностики или лечения, кардиостимуляторы и др.

1.1.3-С9. Продукты потребления - это предметы, доступные широкой публике, как конечному пользователю, без последующего контроля или ограничения. Это могут быть такие устройства, как детекторы дыма, светящиеся циферблаты или ионо-генерирующие трубки, которые содержат малые количества РМ. Продукты потребления находятся вне действия Правил только после продажи конечному пользователю. Любые перевозки, в том числе между производителями, дистрибьюторами и розничными продавцами, находятся в сфере действия Правил, чтобы гарантировать, что большие количества товаров, изъятых из сферы регулирования при индивидуальном потреблении, нерегулируемым образом не перевозятся (п. 107.2 TS-G-1.1).

1.1.3-С10. 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 специально уполномоченным в области здравоохранения.

В то же время Правила должны применяться при перевозке мертвых животных с такими имплантированными РМ (например, при перевозках животных на захоронение и др.), с учетом соответствующего уровня активности в организме.

1.1.3-С11. В подпунктах 1.1.3 д) и е) Правил под удельной активностью понимается концентрация активности, как указано в приложении 1 к Правилам. Под удельной эффективной активностью понимается удельная активность смеси радионуклидов, рассчитываемая по формуле, приведенной в приложении 1 п. 4 к Правилам.

1.1.3-С12. Действие Правил распространяется на природные материалы или руды, используемые в ядерном топливном цикле или подлежащие переработке с тем, чтобы использовать их радиоактивные свойства. Правила не применяются к другим рудам, которые могут содержать природные радионуклиды, но полезность которых не определяется радиоактивными свойствами этих радионуклидов, при условии, что концентрация активности (удельная активность) не превышает более чем в 10 раз уровней изъятия по концентрации. Кроме того, Правила не применяются к природным материалам и рудам, содержащим природные радионуклиды (до 10-кратного уровня изъятия по величине концентрации) и подвергнутые переработке, если физическая или химическая переработка не преследовала цели извлечения радионуклидов (например, отмытые пески и отходы при очистке глинозема). Кроме упомянутых случаев, Правила должны применяться к огромному количеству материалов, представляющих даже незначительную опасность. Однако в природе встречаются руды, концентрация радиоактивности в которых много выше уровня изъятия. Регулярное транспортирование таких руд может потребовать принятия мер по радиационной защите. Поэтому был выбран коэффициент 10-кратного превышения уровня изъятия для концентраций активности как обеспечивающий необходимый баланс между заботой о радиологической защите и практическими неудобствами, связанными с регулированием большого количества материалов с низкой концентрацией (удельной активностью) радиоактивности природных радионуклидов (п. 107.4 TS-G-1.1).

1.1.3-С13. Концентрации активности (удельная активность) РМ и пределы активности груза РМ, на которые не распространяются Правила, представлены в приложении 1 к НП-053-04.

1.1.3-С14. Принципы изъятия и их применение к перевозке РМ рассматриваются в приложении 1 к НП-053-04 (п. 401 Правил МАГАТЭ-96 (п. 107.3 TS-G-1.1).

1.1.3-С15. В табл. 1 приложения 1 к НП-053-04 (табл. I Правил МАГАТЭ-96) приведены пределы концентрации активности и пределы активности для грузов, которые могут использоваться для изъятия материалов и груза из сферы действия Правил, включая соответствующие административные требования. Если материал содержит радионуклиды, где либо концентрация активности, либо активность груза меньше, чем пределы, приведенные в таблице, то перевозка таких материалов становится изъятой (т.е. Правила не применяются).

1.1.3-С16. Общие принципы изъятия, согласно [3], состоят в следующем:

(a) радиационные риски, которым подвергаются отдельные лица в результате осуществления изымаемой практической деятельности или изымаемого источника, достаточно низки, чтобы не возникла потребность в их регулировании;

(b) суммарное радиологическое воздействие изымаемой деятельности или изымаемого источника достаточно низко, чтобы при существующих обстоятельствах не требовать регулирующего контроля;

(c) изымаемая практическая деятельность или изымаемые источники по сути своей безопасны, в результате чего нет сколько-нибудь существенной вероятности сценариев, которые могут привести к невыполнению критериев (а) и (b) (п. 401.3 TS-G-1.1).

1.1.3-С17. Уровни изъятия в отношении концентраций активности и суммарной активности были изначально получены для включения в Основные нормы безопасности [3] на следующей основе [9]:

(a) индивидуальная эффективная доза 10 мкЗв в год для нормальных условий;

(b) коллективная доза 1 чел.-Зв в год для работы в нормальных условиях.

1.1.3-С18. Уровни изъятия были получены с использованием множества сценариев и путей облучения, которые в явном виде не относились к перевозке. Для специфичных сценариев перевозок были выполнены дополнительные расчеты [10]. Эти специализированные для перевозки уровни изъятия затем сравнивались со значениями из Основных норм безопасности. Было сделано заключение, что относительно малые различия между двумя наборами уровней не оправдывают введения в Правила ряда уровней изъятия, отличающихся от тех, которые имеются в Основных нормах безопасности [3], учитывая к тому же, что наличие различных уровней изъятия в различных видах деятельности может приводить к возникновению проблем при их взаимодействии и вызвать законодательные и процедурные сложности (п. 401.4 TS-G-1.1).

1.1.3-С19. Для радионуклидов, не перечисленных в Основных нормах безопасности, уровни изъятия были рассчитаны с использованием того же метода [9] (п. 401.5 TS-G-1.1).

1.1.3-С20. Уровни изъятия по концентрации активности должны применяться к материалу в упаковочном комплекте, а также на транспортном средстве и внутри него (п. 401.6 TS-G-1.1).

1.1.3-С21. Уровни изъятия для "общей активности" были установлены для перевозки малых количеств материалов, для которых при совместном транспортировании, маловероятно, что суммарная активность приведет к сколько-нибудь значительному радиологическому облучению, даже если уровни изъятия по "концентрации активности" превышены. Поэтому уровни изъятия по "общей активности" установлены для груза, а не для отдельных упаковок (п. 401.7 TS-G-1.1).

1.1.3-С22. В ситуации с цепочками распада значения в табл. 1, колонки 4 и 5, приложения 1 к НП-053-04 и соответствующей таблицы Правил МАГАТЭ-96 относятся к активности или концентрации активности материнского нуклида (п. 401.8 TS-G-1.1).

1.1.4-С1.Правила не распространяются на внутренние операции, включая внутренние перевозки РМ и упаковок с РМ на территории предприятий. Условно можно говорить, что Правила распространяются на перевозки от "ворот" грузоотправителя до "ворот" грузополучателя.

1.1.4-С2. Если перевозки осуществляются внутри ЗАТО, то это не значит, что такие перевозки относятся к внутренним перевозкам. Необходимо знать, является ли используемая дорога дорогой общего пользования или нет.

Иногда дорога служит (называется) дорогой производственного назначения, но перевозки по ней нельзя относить к внутренним перевозкам в понятиях Правил.

1.1.4-С3. При сомнениях в отнесении перевозок к внутренним или внешним (подпадающим под Правила) необходимо обращаться в ГКО или органы государственного регулирования безопасности.

1.1.4-С4. Для возможности эксплуатации упаковок на территории предприятий они должны удовлетворять требованиям безопасности, действующим на конкретном предприятии. Иногда такие требования (например, конструктивные требования к упаковкам) могут быть жестче требований Правил, но очевидно, что в большинстве случаев внутренние требования (правила) могут быть менее жесткими с учетом возможности принятия на предприятиях организационных мер безопасности, в том числе мер оперативного реагирования при аварии.

1.1.5-С1. Правила должны использоваться всеми работниками, связанными с выполнением операций по разработке, изготовлению, испытаниям и эксплуатации упаковочных комплектов для перевозки радиоактивных материалов, а также осуществляющими транзитное хранение РМ и упаковок с РМ.

1.2. Основные положения обеспечения безопасности перевозок

1.2.1-С1. В данном пункте Правил перечислены в общем виде основные положения и принципы обеспечения безопасности перевозок РМ, которые более детально, качественно и (или) количественно в виде соответствующих требований представлены в других разделах Правил. Эти положения и принципы относятся как к техническим параметрам, так и к организационным мерам при перевозках РМ.

1.2.1-С2. Указанные в данном пункте Правил положения и принципы не являются полными. Дополнительно к ним могут предусматриваться меры согласно другим нормативным правовым актам. Например, для некоторых грузов РМ могут предусматриваться особые условия перевозки (например, с использованием литерных поездов). Такие дополнительные требования могут устанавливаться как из задач обеспечения ядерной и радиационной безопасности, так и исходя из задач обеспечения физической защиты.

1.2.1-С3. Примерами других основополагающих положений и мер, определяющих уровень безопасности в области перевозок РМ, могут служить системы выдачи лицензий участникам перевозок. Деятельность государственных органов, связанных с обеспечением и регулированием безопасности перевозок РМ, достаточно многообразна и определяется положениями об этих органах.

1.2.1.1-С1. Требования к допустимым уровням излучения от РМ, упаковок и транспортных средств для различных условий перевозок представлены в пп. 2.6.2, 2.8.12, 2.9.2 НП-053-04.

1.2.1.1-С2. Требования к допустимым уровням выхода активности из упаковок приведены в пп. 2.6.2, 2.7.2, 2.8.12, 2.9.5, 2.11.3 НП-053-04.

1.2.1.1-С3. Допустимые уровни излучения и выхода активности из упаковок, предназначенных для перевозки РМ значительного уровня активности, различные для нормальных и аварийных условий.

Для упаковок с РМ относительно небольших уровней активности упаковки могут разрушаться в аварийных условиях, и соответственно не устанавливается ограничений по уровням излучений и выходу активности из таких упаковок, так как ограничение имеет место само собой вследствие ограничения активности РМ внутри упаковки.

1.2.1.1-С4. Правила не требуют полного отсутствия радиоактивного загрязнения на внешних и внутренних поверхностях упаковок и транспортных средств.

1.2.1.2-С1. Ограничение допустимого количества РМ для различных типов упаковок зависит от степени потенциальной опасности материалов, которая, в свою очередь, определяется как активностью материалов, так и другими его физико-химическими свойствами, способствующими или не способствующими выходу этих материалов из упаковок в различных условиях перевозок. Общий подход такой - чем более опасен РМ по своим свойствам, тем более жесткие требования предъявляются к конструкции упаковочного комплекта для его перевозки и к условиям перевозки.

1.2.1.2-С2. Потенциальная опасность РМ определяется также и конкретным видом излучения данного материала, т.е., по сути, его радионуклидным составом.

1.2.1.3-С1. Кроме непосредственной радиационной опасности, некоторые виды РМ (делящиеся РМ) обладают свойствами вызывать СЦР, в результате которой выделяется большое количество тепла, ионизирующие излучения и образуются новые радионуклиды. Поэтому для обеспечения безопасности перевозок таких РМ требуется, кроме ограничения непосредственного радиационного воздействия, принятие мер, предотвращающих возникновение СЦР в условиях перевозки.

1.2.1.4-С1. Одним из основных принципов обеспечения безопасности при перевозках РМ служит осуществление перевозок РМ в упаковочном комплекте, конструкция которого способна обеспечивать безопасность перевозки без принятия дополнительных организационных и технических мер, т.е., безопасность перевозки РМ должна быть обеспечиваться конструкцией упаковочного комплекта.

1.2.1.4-С2. Принцип обеспечения безопасности конструкцией упаковочного комплекта согласуется с ответственностью грузоотправителя за обеспечение безопасности перевозок и за возможные радиационные последствия, связанные с перевозками, так как именно грузоотправитель отвечает за выбор той или иной конструкции упаковки и ее правильную подготовку к перевозке.

1.2.1.4-С3. Грузоотправитель может и должен соответствующим образом выбирать упаковочный комплект для перевозки РМ и обеспечивать правильную его загрузку РМ и подготовку к перевозке.

1.2.1.5-С1. Кроме ограничения опасных свойств отдельных упаковок с РМ при перевозках, необходимо ограничивать опасные свойства (воздействия) всего груза в целом, размещаемого на том или ином транспортном средстве.

1.2.1.5-С2. В условиях перевозок, если не принимать специальные меры, СЦР может возникать при группировании упаковок с делящимися РМ, хотя каждая упаковка в отдельности может быть подкритичной, т.е., не создавать СЦР. Поэтому для таких упаковок, кроме ограничения их количества на транспортном средстве с точки зрения ограничения радиационного воздействия от всего груза, требуется ограничение их количества по соображениям ядерной безопасности (предотвращения СЦР).

1.2.1.6-С1. Опасность при перевозках РМ в соответствии с принципом оптимизации радиационной защиты не может быть сводиться к нулю. Поэтому один из принципов обеспечения безопасности перевозок РМ - максимальная прозрачность или наглядное информирование об опасных свойствах груза путем использования маркировки, знаков опасности и др.

1.2.1.6-С2. 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 и т.п. Пренебрежение информацией об опасности может приводить к тяжелым последствиям.

1.2.1.6-С3. Использование надписей, этикеток, знаков должно также облегчать выполнение соответствующих функций персоналом, транспортными рабочими представителями органов внутренних дел, таможенных органов, органов государственного регулирования безопасности и др.

1.2.1.7-С1. Подтверждение соответствия выполнения требований НП-053-04 в отношении конструкций РМ и упаковок, а также условий перевозок осуществляется путем выдачи сертификатов (сертификатов-разрешений) ГКО (Росатомом).

1.2.2-С1. НП-053-04 требуют, чтобы при перевозках РМ не были превышены основные дозовые пределы, которые в общем случае установлены в НРБ-99 [1] для персонала и населения.

1.2.2-С2. Конкретные допустимые дозовые пределы с учетом специфики конкретных операций при перевозках и занятого персонала могут быть детализированы в санитарных правилах при транспортировании радиоактивных материалов.

В частности, в главе 3 НРБ-99 [1] приведены требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях и указаны основные пределы доз (табл. 2).

Таблица 2

Основные пределы доз

1 Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

2 Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонала приводятся только для группы А.

3 Относится к дозе на глубине 300 мг/ см2.

4 Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

Там же установлены пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности, среднегодовые удельные активности и др.

1.2.2-С3. Выполнение требований НП-053-04 должно обеспечивать непревышение основных дозовых пределов как в обычных условиях перевозок, так и в случае незначительных происшествий (нормальные условия) и аварий.

1.2.2-С4. Для оптимизации защиты и безопасности требуется принимать во внимание как нормальное, так и потенциальное облучение. К нормальному облучению относится облучение, ожидаемое в обычных и нормальных условиях перевозки, как определено в п. 106 Правил МАГАТЭ-96 [11] (пп. 1.1.2 и 1.3.1 НП-053-04). К потенциальному облучению относится облучение, которое не будет получено наверняка, а может являться результатом либо аварии, либо события, либо последовательности событий вероятностного характера, включая поломки оборудования и ошибки эксплуатации. В случае нормального облучения для оптимизации требуется учет индивидуальных доз и количества людей, подвергающихся облучению; кроме этого, при потенциальном облучении принимается во внимание вероятность возникновения либо аварий, либо событий, либо последовательностей событий. Оптимизацию следует документировать в ПРЗ (п. 302.1 TS-G-1.1).

1.2.2-С5. В Основных нормах безопасности [3] определены требования к радиационной защите для практической деятельности (деятельность, которая увеличивает суммарное радиационное облучение) и для вмешательства (деятельность, которая уменьшает суммарное облучение, влияя на существующие источники облучения). Систему радиационной защиты для практической деятельности, как это установлено в Основных нормах безопасности (раздел 2, Основные требования), можно резюмировать следующим образом:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения при которых полученная для человека и общества польза превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне, с учетом экономических и социальных факторов, индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации) (п. 302.2 TS-G-1.1).

1.2.2-С6. В практике радиационной защиты существовала и продолжает существовать необходимость устанавливать нормы, связанные с величинами, отличающимися от основных дозовых пределов. Нормы данного типа обычно называют вторичными или производными пределами. Когда такие пределы соотнесены с первичными пределами посредством определенной модели, они называются производными. В Правилах использованы производные пределы (п. 302.3 TS-G-1.1).

1.2.2-С7. Примеры производных пределов в Правилах - пределы максимальной активности A1 и А2, максимальные уровни нефиксированного загрязнения, уровни излучения на поверхности и вблизи упаковок и разделяющие расстояния, связанные с ТИ. Правила требуют выполнения оценок и измерений для гарантии соблюдения норм (п. 302.4 TS-G-1.1).

1.2.2-С8. В задачи компетентного органа следует включать обеспечение того, чтобы вся деятельность по перевозке осуществлялась в общих рамках оптимизации защиты и безопасности (п. 302.5 TS-G-1.1).

1.2.2-С9. Для определения эффективности применения Правил, включая требования, относящиеся к ПРЗ, могут использоваться оценки компетентного органа, которые могут быть частью деятельности по обеспечению выполнения соответствия, детально представленной в [12] (см. также пп. 311.1 - 311.8 TS-G-1.1. В настоящем Руководстве аналогичных пояснений нет, так как в НП-053-04 нет положений по обеспечению соблюдения правил, аналогичных п. 311 Правил МАГАТЭ-96). Особенно важна оценка того, имеет ли место эффективная оптимизация радиационной защиты и безопасности. Это может также помогать в достижении и сохранении доверия общественности (п. 304.1 TS-G-1.1).

1.2.2-С10. В п. 304 Правил МАГАТЭ-96 указывается на обязанность компетентного органа периодически организовывать проведение оценки доз облучения в результате перевозок. В НП-053-04 таких прямых указаний нет. Однако следует учитывать рекомендации МАГАТЭ, что информацию о дозах облучения персонала и населения следует накапливать и анализировать по мере необходимости. Анализы следует выполнять, если того требуют обстоятельства, например, если происходят значительные изменения в схеме перевозок или внедрена новая технология, относящаяся к РМ. Сбор необходимой информации может быть обеспечен путем комбинации радиационных измерений и оценок. В дополнение к обычным условиям необходимо анализировать и аварийные условия перевозки (п. 304.2 TS-G-1.1).

1.2.2-С11. В НП-053-04 отсутствуют определения понятий "грузоотправитель" и "грузополучатель". Применяемые понятия в основном в рамках НП-053-04 соответствуют Правилам МАГАТЭ-96 (пп. 212 и 210).

1.2.3-С1. В Нормах радиационной безопасности [1] и Основных нормах безопасности [3] установлены пределы эффективных доз для населения (1 мЗв/год) и персонала (20 мЗв) в среднем за каждый из 5 последовательных лет, но не более 50 мЗв в течение одного года. Дозовые пределы в особых обстоятельствах, пределы эквивалентных доз на хрусталик глаза, конечности (рук и ног) и кожу, а также дозовые пределы для стажеров и беременных женщин также установлены в Основных нормах безопасности, и их следует учитывать в контексте требований п. 1.2.3 (п. 305 [11]). Эти пределы применимы ко всем видам практической деятельности, связанным с облучением, за исключением облучения при медицинских процедурах и облучения от определенных природных источников (п. 305.1 TS-G-1.1).

1.2.3-С2. Для мониторинга и оценки доз облучения в п. 1.2.3 НП-053-04 (п. 305 Правил МАГАТЭ-96) приведены три категории. Для первой категории установлен диапазон доз, в котором требуются малые усилия по определению и контролю доз. Верхний предел этого диапазона равен 1 мЗв в год, который был выбран, чтобы имело место совпадение с дозовым пределом для населения. Вторая категория имеет верхний предел 5 мЗв/год, что немного отличается от требований Правил МАГАТЭ-96 (п. 305). Там установлена величина 6 мЗв/год, рассчитываемая как 3/10 от предела эффективной дозы для персонала (осредненной за 5 лет). Считается, что этот уровень представляет разумную линию раздела между условиями, когда маловероятно достижение дозовых пределов, и условиями, когда дозовые пределы могут быть достигнуты.

В НП-053-04 значение 5 мЗв/год выбрано по аналогии с пределами для персонала категории Б для упрощения пользования Правилами (не иметь излишние количества различающихся пределов). С этими же целями в НП-053-04 не включен пункт, аналогичный п. 306 Правил МАГАТЭ-96, основные задачи которого сформулированы в п. 1.2.3 НП-053-04.

К третьей категории относятся все ситуации, где ожидается превышение предела профессионального облучения 6 мЗв/год, установленного для второй категории (п. 305.2 TS-G-1.1).

1.2.3-С3. Многие транспортные рабочие относятся к первой категории, и специальных мер по мониторингу или контролю их облучения не требуется. Для второй категории понадобится программа оценки доз. Она может быть основана как на индивидуальном мониторинге (контроле), так и на мониторинге рабочих мест. Мониторинг рабочих мест часто может выполняться путем измерения уровня излучения в производственных зонах в начале и в конце данного этапа перевозки. В некоторых случаях, однако, могут также потребоваться мониторинг воздуха, проверки загрязнения поверхности и индивидуальный мониторинг. Для третьей категории индивидуальный мониторинг обязателен. Чаще всего он будет выполняться с применением приборов персональной дозиметрии, таких как пленочные дозиметры, термолюминесцентные дозиметры и, где необходимо, нейтронные дозиметры (п. 305.3 TS-G-1.1).

1.2.3-С4. Некоторые исследования отдельных операций показали наличие корреляции между дозой, полученной работниками и суммой значений ТИ всех обслуженных упаковок [13]. Маловероятно, что перевозчики, обслуживающие упаковки с суммой значений ТИ менее 300 в год, получат дозу выше 1 мЗв/год, поэтому они не нуждаются в детальном мониторинге, оценке доз и индивидуальном учете доз (п. 305.4 TS-G-1.1).

1.2.3-С5. В связи с тем, что при перевозке на условиях исключительного использования допускаются относительно высокие уровни излучения, следует уделять дополнительное внимание выполнению требований п. 1.2.3 НП-053-04 (п. 305 Правил МАГАТЭ-96), поскольку легко превысить уровень 1 мЗв, и соответственно следует предпринимать особые меры в отношении мониторинга или контроля облучения. Для правильной оценки категории облучения следует учитывать облучение, полученное как в ходе непосредственно перевозки, так и на других ее этапах, в частности, при погрузке и выгрузке (п. 305.5 TS-G-1.1).

1.2.3-С6. Уровни дозы 5 мЗв/год для персонала и 1 мЗв/год для критической группы населения [2] представляет собой специально определенные значения, предназначенные для использования при расчете разделяющих расстояний или мощностей доз для постоянно занятых производственных помещений. Расстояния и мощности дозы для удобства часто представляются в таблицах разделяющих расстояний. Значения доз, приведенные в п. 306 Правил МАГАТЭ-96 [11], предназначены только для разделяющих расстояний или расчетов и должны использоваться совместно с предполагаемыми, но реалистическими параметрами для получения приемлемых разделяющих расстояний. Использование данных значений дает разумную гарантию того, что действительные дозы при перевозке РМ будут намного ниже соответствующих годовых дозовых пределов (п. 306.1 TS-G-1.1).

1.2.3-С7. Значения уровня доз совместно с простыми надежными моделями использовались в течение многих лет при расчете таблиц разделения для различных видов транспорта. Оценка имевших место облучений показывает, что дальнейшее использование этих значений приемлемо. В частности, контроль облучения, имеющего место при воздушных и морских перевозках [14, 15], показал, что разделяющие расстояния, полученные на основе этих значений, приводят к дозам для населения ниже соответствующего годового предела, а дозы для работников, не привлекаемых к непосредственным операциям с грузом, также не превышают 1 мЗв/год. Применение разделяющих расстояний само по себе не исключает требования выполнять оценки (в соответствии с п. 305 Правил МАГАТЭ-96 и п. 1.2.3 НП-053-04) (п. 306.2 TS-G-1.1).

1.2.3-С8. В Правилах установлены требования к радиационной защите, которые должны быть выполнены при определении разделяющих расстояний (т.е. минимальных расстояний между упаковками с РМ и регулярно занятыми производственными зонами транспортного средства) и мощностей дозы в регулярно занятых производственных зонах. Для практических целей может быть полезным представлять эту информацию в виде таблиц разделения (п. 306.3 TS-G-1.1).

1.2.3-С9. Медицинское освидетельствование для персонала, связанного с обращением с источниками излучения, в том числе при транспортировании упаковок с РМ, требуется ОСПОРБ-99 [2]. Конкретные требования для различного персонала могут быть детализированы в ПРЗ.

1.2.3-С10. Требования к обучению персонала и проверке его знаний устанавливаются обычно для всех радиационно опасных работ, выполняемых персоналом на предприятии. Конкретные требования в этом отношении для работ, связанных с транспортированием РМ, могут быть детализированы в ПРЗ. По этой программе пояснения даны в справках по пункту 5.1.18 НП-053-04.

1.2.3-С11. Обеспечение информацией и обучение - составная часть любой системы радиационной защиты. Уровень разрабатываемых инструкций должен соответствовать природе и типу выполняемой работы. Работникам, привлекаемым к перевозке РМ, следует знать радиологический риск в своей работе и уметь сводить его к минимуму при всех обстоятельствах (п. 303.1 TS-G-1.1).

1.2.3-С12. Обучение следует связывать с конкретными операциями и обязанностями, конкретными защитными мерами, которые необходимо предпринимать в случае аварии или для использования конкретного оборудования. В его объем (по мере необходимости) следует включать общую информацию о радиологическом риске, знания о природе ионизирующих излучений, влиянии ионизирующих излучений и их измерении. Обучение следует рассматривать как непрерывный процесс в течение всего срока работы и проводить начальное обучение и курсы переподготовки с необходимой периодичностью. Следует периодически проверять эффективность обучения (п. 303.2 TS-G-1.1).

1.2.3-С13. Информация о конкретных требованиях к обучению опубликована в [16, 17] (п. 303.3 TS-G-1.1).

1.2.4-С1. Кроме предотвращения недопустимого облучения персонала и населения, НП-053-04 предусматривают меры по предотвращению недопустимого радиационного воздействия на непроявленные фотоматериалы путем отделения (установления разделяющих расстояний) грузов РМ от таких материалов.

1.2.4-С2. В ходе оценки влияния радиации на рентгеновские снимки в 1947 г. [18] было определено, что после обработки на них может появляться легкая вуаль, если они были подвержены гамма-облучению дозой, превышающей 0,15 мЗв. Это может препятствовать надлежащему применению снимков и приводить к ошибкам в диагностике. Другие типы фотопленок также подвержены образованию вуали, хотя требуемые для этого дозы весьма значительные. Поскольку было бы нереалистичным применять процедуру разделения, зависящую от типа фотопленки, положения Правил сформулированы так, чтобы ограничивать облучение всех необработанных фотопленок не более 0,1 мЗв в ходе перевозки от грузоотправителя до грузополучателя (п. 307.1 TS-G-1.1).

1.2.4-С3. Различие времени перевозки морским транспортом (дни и недели) и наземным или воздушным транспортом (часы и дни) означает, что используются разные таблицы разделяющих расстояний так, чтобы суммарное облучение фотопленки во время перевозки было одинаковым для всех видов транспорта. В ходе распределения и конечного использования фотопленки может потребоваться более чем один вид транспорта и более чем одна перевозка. Поэтому при разработке таблиц разделяющих расстояний для конкретного вида транспорта следует связывать с этим видом транспорта только долю предельной величины, предписанной в п. 307 Правил МАГАТЭ-96 (п. 307.2 TS-G-1.1).

1.2.4-С4. При автомобильных перевозках водитель может обеспечивать достаточное разделение от фотопленок, перевозимых другим транспортным средством, оставляя при парковке вокруг своего автомобиля свободное пространство не менее 2 м (п. 307.3 TS-G-1.1).

1.2.5-С1. Требования, установленные в Правилах, если они выполняются проектировщиком упаковки, грузоотправителем, перевозчиком и грузополучателем, обеспечивают высокий уровень безопасности при перевозке РМ. Однако эти упаковки могут попадать в аварии. Пункт 1.2.5 НП-053-04 (п. 308 Правил МАГАТЭ-96) указывает, что требуются заблаговременное планирование и подготовка для обеспечения достаточного и безопасного реагирования на такие аварии. Реагирование в большинстве случаев будет аналогично реагированию на радиационные аварии на стационарных установках. Таким образом, требуется, чтобы соответствующие национальные или международные организации устанавливали аварийные процедуры, выполняемые в случае аварии при перевозке РМ (п. 308.1 TS-G-1.1).

1.2.5-С2. Планы мероприятий по предупреждению аварий и ликвидации их последствий должны иметься у участников перевозки - грузоотправителя, грузополучателя, перевозчика.

1.2.5-С3. В НП-053-04 нет определения понятия "перевозчик". Оно, по сути, соответствует Правилам МАГАТЭ-96, п. 206. Как указывалось выше, то же самое относится к понятиям "грузополучатель" и "грузоотправитель". Определения этих понятий соответствуют Правилам МАГАТЭ-96, пп. 206, 210 и 212.

1.2.5-С4. НП-053-04 не устанавливают требований к наличию аварийных планов у государственных органов власти. Тем не менее такие планы и соответствующие государственные системы имеются. Основными государственными органами власти в этом отношении являются Росатом и МЧС России. Соответственно планы участников перевозок должны быть гармонизированы с государственными аварийными планами и согласованы в установленном порядке.

1.2.5-С5. Дальнейшее руководство можно найти в пояснениях к п.п. раздела 7 НП-053-04 и [19] (п. 308.2 TS-G-1.1).

1.2.6-С1. НП-053-04 устанавливают требования, которые должны выполняться на соответствующих этапах подготовки, организации и непосредственного осуществления перевозок РМ. Обеспечивать полный контроль выполнения всех этих требований со стороны надзорных и контролирующих органов невозможно. Программа обеспечения качества служит одним из механизмов эффективного контроля выполнения требований НП-053-04 со стороны администрации участников перевозок. Как пример, можно отметить, что в НП-053-04 установлено требование об оформлении сертификатов (сертификатов-разрешений) на конструкции используемых упаковок и перевозки РМ. Обеспечение выполнения этого требования на практике должно осуществляться, в первую очередь, самим грузоотправителем путем использования современных программ обеспечения качества.

1.2.6-С2. Программы обеспечения качества, требуемые НП-053-04, должны охватывать все работы, влияющие на безопасность.

1.2.6-С3. Обеспечение качества - это систематический и документированный метод, позволяющий гарантировать, что требуемые условия или уровень безопасности постоянно достигаются. Любая систематическая оценка и документирование выполнения работ, оцениваемых по отношению к соответствующим нормам, является формой обеспечения качества. Дисциплинированное отношение ко всей деятельности, влияющей на качество, включая, если необходимо, детализацию и верификацию удовлетворительного выполнения и(или) принятие необходимых корректирующих мер будет вкладом в безопасность перевозки и обеспечивает подтверждение того, что требуемое качество было достигнуто (п. 310.1 TS-G-1.1).

1.2.6-С4. В Правилах не содержатся детальные программы обеспечения качества вследствие большого разнообразия производственных потребностей и некоторых отличий в требованиях компетентных органов государств-членов МАГАТЭ. Структура, на которой могут основываться все программы обеспечения качества, представлена в приложении VI к настоящему Руководству (приложение IV в TS-G-1.1). С учетом ступенчатого подхода, степень детализации программы обеспечения качества будет зависеть от фазы и типа транспортной операции (п. 310.2 TS-G-1.1).

1.2.6-С5. Разрабатывать и применять программы обеспечения качества следует своевременно, до начала транспортных операций. Когда необходимо, компетентный орган будет добиваться, чтобы программы обеспечения качества применялись как часть своевременного принятия Правил (п. 310.3 TS-G-1.1).

1.2.6-С6. Под компенсирующими положениями в п. 1.2.6 НП-053-04 понимаются мероприятия по обеспечению (гарантиям) качества, выполняемые при эксплуатации упаковочных комплектов и составленные с учетом возможного отсутствия надлежащих мероприятий по обеспечению качества при изготовлении данных упаковочных комплектов.

1.2.6-С7. Дальнейшее руководство по обеспечению качества дано в [20] (п. 310.4 TS-G-1.1).

1.2.7-С1. НП-053-04 не оговаривают конкретных требований к перевозкам в специальных условиях. Однако общее требование - при перевозке в специальных условиях должен обеспечивать уровень безопасности не меньше, чем при выполнении всех установленных требований НП-053-04 для конкретного груза РМ.

1.2.7-С2. В то же время в некоторых случаях специальные условия могут достигаться достаточно простыми способами, без значительных дополнительных затрат. Например, можно учитывать защитные свойства транспортного средства, ограничивать скорость движения и (или) исключать всякое другое движение при перевозке груза РМ, выбрать специальный маршрут.

1.2.7-С3. Назначение п. 1.2.7 НП-053-04 (п. 312 Правил МАГАТЭ-96) соответствует аналогичным положениям в более ранних изданиях Правил МАГАТЭ. С самого раннего издания (1961) Правила МАГАТЭ разрешают перевозку грузов, не соответствующих всем необходимым требованиям, но это можно делать только в специальных условиях. Поскольку обычные указанные в Правилах нормативные требования не выполняются, каждый случай применения специальных условий должен специально утверждаться всеми вовлеченными компетентными органами (т.е. требуется многостороннее утверждение) (п. 312.1 TS-G-1.1).

1.2.7-С4. Концепция специальных условий призвана дать грузоотправителям возможность гибкого выбора альтернативных мер безопасности, эквивалентных тем, которые фактически предписаны Правилами. Это делает возможным как разработку новых мер контроля и методов для удовлетворения существующих и изменяющихся потребностей промышленности в длительной перспективе, так и применение специальных мер контроля при эксплуатации для конкретных грузов, когда интерес в этом носит лишь кратковременный характер. Роль специальных условий как возможного пути внедрения и испытания новых методов обеспечения безопасности, которые позже могут быть ассимилированы в специальных нормативных положениях, жизненно важна и для будущего развития Правил (п. 312.2 TS-G-1.1).

1.2.7-С5. Известно, что при перевозке могут возникать незапланированные ситуации (например небольшие повреждения упаковок или какие-либо отступления от требований Правил), требующие выполнения каких-то действий. Если при этом не возникает немедленного влияния на здоровье, безопасность и (или) физическую защиту, специальные условия могут быть приемлемым решением. Специальных условий не следует требовать в случаях несоответствий, которые могут потребовать, чтобы перевозка немедленно перешла из ситуации несоответствия в условия соответствующего контроля здоровья и безопасности. Считается, что процедуры аварийного реагирования, приведенные в [18] и программы обеспечения соблюдения Правил согласно [12] обеспечивают лучшие подходы в большинстве случаев возникновения незапланированных событий такого типа (п. 312.3 TS-G-1.1).

1.2.7-С6. Специальные условия можно применять в отношении перевозок, для которых отклонения от стандартных свойств конструкции упаковок приводят к необходимости принятия компенсирующих мер безопасности в виде более строгого эксплуатационного контроля. Детальная информация о возможных мерах дополнительного контроля, которые могут на практике использоваться с этой целью, включена в п. 825.1 TS-G-1.1 (см. конец справки 4.1.2-С8 настоящего Руководства). Информация, предоставляемая для обоснования аргументов по эквивалентной безопасности, может содержать количественные данные, если они доступны, а может варьироваться от рассмотрения суждений на основе соответствующего опыта до вероятностного анализа риска (п. 312.4 TS-G-1.1).

1.2.8-С1. Радиационная опасность может быть не единственной опасностью, связанной с содержимым упаковки РМ. Возможны и другие опасности, в том числе пирофорность, коррозия или окисляющие свойства; либо в случае выхода содержимое может реагировать с окружающей средой (воздухом, водой и т.п.), создавая в свою очередь опасные вещества. Последнее явление имеется в виду, когда в п. 309 Правил МАГАТЭ-96 (п. 1.2.8 НП-053-04) требуется обеспечивать должную безопасность от химических (т.е. нерадиоактивных) угроз и особое внимание уделять гексафториду урана (UF6) из-за его склонности реагировать при определенных условиях как с влагой в воздухе, так и с водой, образуя фтористый водород и уранилфторид (HF и UO2F2) (п. 309.1 TS-G-1.1).

1.2.8-С2. Другие опасные свойства должны быть учтены грузоотправителем при организации перевозки, а ГКО и органы государственного регулирования безопасности должны принимать во внимание такие свойства РМ при выдаче сертификатов (сертификатов-разрешений).

1.2.8-С3. 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 населения. Данную проблему следует учитывать в конструкции упаковок и при планировании процедур аварийного реагирования с целью снижения последствий таких реакций. Следует полностью 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. Подобные соображения могут накладывать ограничения на конструкцию или применение упаковки, более жесткие, чем те, которые связаны с радиоактивной природой содержимого (п. 309.2 TS-G-1.1).

1.2.8-С4. Правила обеспечивают приемлемый уровень контроля излучения и опасности по критичности, связанный с перевозкой РМ. С одним исключением (в отношении UF6) они не касаются опасностей, которые могут явиться следствием физического (химического) состояния (формы), в котором радионуклиды перевозятся. В некоторых случаях такая дополнительная опасность может превышать радиационную опасность. Соблюдение положений Правил, следовательно, не освобождает пользователей от необходимости учитывать все другие потенциально опасные свойства содержимого (п. 507.1 TS-G-1.1).

1.2.8-С5. Настоящее издание Правил впервые включает положения относительно упаковок, предназначенных для UF6, основанные как на наличии присущих ему опасностей, т.е. излучения (критичности), так и химической угрозы. Учитывая большой объем перевозок, гексафторид урана представляет собой единственный продукт, для которого такие дополнительные опасности приняты во внимание в формулировке положений Правил (см. п. 629 Правил МАГАТЭ-96 и п. 2.7.1 НП-053-04) (п. 507.2 TS-G-1.1).

1.2.8-С6. Рекомендации ООН по перевозке опасных грузов [21] классифицируют все РМ, как класс 7, хотя другие опасные свойства некоторых материалов (например, освобожденные РМ с многочисленными видами опасности) могут быть более значимыми. Рекомендации ООН предписывают выполнение испытаний для упаковочных комплектов для всех опасных грузов и классифицируют их следующим образом:

класс 1 - Взрывчатые вещества

класс 2 - Газы (сжатые, сжиженные, растворенные под давлением или глубокоохлажденные)

класс 3 - Легковоспламеняющиеся жидкости

класс 4 - Легковоспламеняющиеся твердые вещества; вещества, способные самовозгораться; вещества, выделяющие легковоспламеняющиеся газы при взаимодействии с водой

класс 5 - Окисляющие вещества, органические перекиси

класс 6 - Токсичные и инфекционные вещества

класс 7 - Радиоактивные материалы

класс 8 - Коррозионные вещества

класс 9 - Другие опасные вещества и предметы (п. 507.3 TS-G-1.1)

1.2.8-С7. Дополнительно к выполнению требований Правил относительно их радиоактивных свойств радиоактивные грузы должны подчиняться требованиям, определенным соответствующими международными транспортными организациями и применимым положениям, принятым отдельными государствами, для любых других опасных свойств. К ним, например, относятся требования к нанесению этикеток и информации, которую нужно приводить в транспортных документах, дополнительные требования к конструкции упаковки и утверждению соответствующими компетентными органами (п. 507.4 TS-G-1.1).

1.2.8-С8. Если требования к упаковкам, определенные соответствующими международными организациями в отношении дополнительной опасности, являются более серьезными, чем те, которые устанавливают Правила относительно радиационного риска, то требования в отношении дополнительной опасности будут устанавливаться стандартом [21] (п. 507.5 TS-G-1.1).

1.2.8-С9. Для РМ перевозимого под давлением, или если внутреннее давление может возрастать в процессе перевозки при температурных условиях, определенных в Правилах, или если упаковка может быть опрессована при заполнении или опорожнении, то такая упаковка может попадать под действие свода правил для сосудов, работающих под давлением, соответствующих государств (п. 507.6 TS-G-1.1).

1.2.8-С10. Проводимые испытания упаковочных комплектов для грузов с опасными свойствами, отличными от радиоактивности, предписаны в Рекомендациях ООН [21] (п. 507.7 TS-G-1.1).

1.2.8-С11. Дополнительные этикетки, указывающие на дополнительную опасность, следует размещать так, как это предусмотрено национальными и международными транспортными правилами (п. 507.8 TS-G-1.1).

1.2.8-С12. Поскольку правила, вводимые международными транспортными организациями, а также государствами часто корректируются, следует обращаться к текущим изданиям, для установления, какие дополнительные положения нужно применять относительно дополнительной опасности (п. 507.9 TS-G-1.1).

1.3. Классификация и пределы загрузки упаковок

1.3.1-С1. 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.

1.3.1-С2. Обычные условия определяются теми воздействиями на груз, которые всегда имеют место на транспорте (ускорения, вибрация, колебания температуры окружающей среды, влажность и т.д.). НП-053-04, за исключением некоторых положений по температуре, ускорениям и вибрации, не устанавливают требований к испытаниям для обычных условий перевозки. Для конкретных видов транспорта они могут быть установлены дополнительно в соответствующих правилах. Также следует применять общее требование по п. 2.8.14 НП-053-04 об использовании общих промышленных стандартов для конструктивного исполнения и изготовления упаковок.

1.3.1-С3. В общем виде нормальные условия или испытания на нормальные условия определяют те ситуации и воздействия при перевозке, после которых груз РМ обычно продолжает следовать без принятия каких-то специальных дополнительных мер. Хотя они и не являются обычными условиями, тем не менее полагается, что может отсутствовать даже констатация факта такого воздействия. В НП-053-04 принято, что нагрузки в нормальных условиях могут имитироваться испытаниями на нормальные условия, указанными в НП-053-04.

1.3.1-С4. В Правилах принято, что нагрузки, которые могут воздействовать на груз РМ в аварийных условиях, могут быть имитированы испытаниями на аварийные условия, указанными в Правилах.

1.3.1-С5. Испытания на нормальные и аварийные условия не полностью и не абсолютно точно имитируют те происшествия и аварии, которые возможны при перевозке. Тем не менее имеется достаточно много обоснований, устанавливающих, что такие испытания перекрывают по степени воздействия подавляющее большинство ситуаций на транспорте.

1.3.2-С1. Классификация упаковок в НП-053-04 и в данном пункте НП-053-04 установлена в зависимости от количества и степени опасности перевозимого РМ. Общий принцип такой - чем большую опасность представляет РМ, тем более жесткие требования предъявляются к конструкции упаковки, т.е., тем большим механическим, тепловым и другим возможным при перевозке воздействиям должна противостоять конструкция, а именно:

- упаковки с наиболее опасными РМ должны удовлетворять предъявляемым требованиям во всех условиях перевозки - обычных, нормальных и аварийных;

- упаковки РМ ограниченной и достаточно низкой опасности должны удовлетворять предъявляемым требованиям при нагрузках, которые могут воздействовать на упаковки при обычной перевозке и при незначительных происшествиях, но могут быть разрушены при серьезных авариях;

- упаковки с РМ крайне малой опасности должны быть рассчитаны только на обычные условия перевозки.

1.3.2-С2. Классификация упаковок в НП-053-04 проведена по типам в зависимости от степени радиационной опасности. По степени ядерной опасности специального обозначения типа упаковки не вводиться, хотя устанавливаются конкретные требования к упаковкам с делящимися РМ, представляющими ядерную опасность.

1.3.2-С3. Конкретные требования к упаковкам различных типов указаны в соответствующих пунктах раздела 2 НП-053-04.

1.3.2-С4. Классификация упаковок в НП-053-04 полностью соответствует классификации упаковок в Правилах МАГАТЭ-96.

1.3.3-С1. Общим требованием к пределам загрузки упаковок служит требование о загрузке только того РМ, для которого упаковка была сконструирована (модернизирована) и прошла соответствующее согласование (утверждение). Более конкретные требования к пределам загрузки указаны в подпунктах данного пункта НП-053-04.

1.3.3.1-С1. Допустимые пределы загрузки освобожденных упаковок очень сильно различаются (в сотни и тысячи раз) в зависимости от физических свойств и изделия, в котором находится РМ. Увеличение допустимой активности при перевозках приборов и инструментов с РМ в общем виде обосновывается тем, что прибор сам служит дополнительным барьером против опасного воздействия материалов. Конкретные требования к таким приборам и инструментам приведены в НП-053-04.

1.3.3.2-С1. См. справки 5.6.1-С1, 5.6.1-С2 и 5.6.5-С1 настоящего Руководства.

1.3.3.2-С2. Концентрации, включенные в определения материалов НУА и ОПРЗ в Правилах МАГАТЭ издания 1973 г., были таковы, что в случае потери упаковки разрешенные материалы могли бы производить уровни излучения, превышающие приемлемый уровень для упаковки типа А в условиях аварий. Поскольку от промышленных упаковок, используемых для перевозки материалов НУА и ОПРЗ, не требуется удовлетворять предъявляемым к ним требованиям при транспортных авариях, в Правила МАГАТЭ издания 1985 были введены положения, об ограничении содержимого упаковок до количества, которое позволит удерживать уровень излучения на расстоянии 3 м от незащищенного материала или объекта в пределах 10 мЗв/ч. Не ожидается, что геометрические изменения материалов НУА и ОПРЗ в результате аварии приведут к значительному повышению этого уровня внешнего излучения. Это ограничивает аварийные последствия, связанные материалом НУА и ОПРЗ, по существу, тем же уровнем, который относится к упаковкам типа А, где значение А1 основано на незащищенном содержимом упаковки типа А, создающем уровни излучения 100 мЗв/ч на расстоянии 1 м (п. 521.1 TS-G-1.1).

Определены пределы активности для перевозочного средства для материалов НУА и ОПРЗ; учитывалась повышенная опасность, представляемая жидкостями и газами, горючими твердыми веществами и уровнями загрязнения в условиях аварий (п. 525.1 TS-G-1.1).

1.3.3.3-С1. 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 РМ особого вида.

1.3.3.3-С2. Ограничения активности содержимого упаковок типа А (А1 для материалов особого вида и А2 для материалов, не относящихся к особому виду) для любого радионуклида или комбинации радионуклидов выводятся на основе радиологических последствий, которые полагаются приемлемыми в рамках принципов радиологической защиты после разрушения упаковки в результате аварии. Метод определения значений А1 и А2 приведен в приложении I НП-053-04 (п. 401.1 TS-G-1.1).

1.3.3.3-С3. В Правилах не предписаны ограничения по количеству упаковок типа А, перевозимых на транспортном средстве. Упаковки типа А перевозятся совместно и иногда в больших количествах. В результате источник в случае аварии при таких перевозках может быть больше чем выход из единичной поврежденной упаковки. Но считается, что нет необходимости ограничивать величину потенциального источника, сокращая количество упаковок типа А на транспортном средстве. Большинство упаковок типа А содержит малую долю от значений А1 или А2; лишь малый процент грузов из упаковок типа А имеют активность больше чем эквивалент одной полной упаковки типа А. Исследование, предпринятое в Великобритании [22], показало, что самая большая загрузка транспортного средства с большим количеством упаковок типа А была эквивалентна менее чем пяти полным упаковкам данного типа. Опыт также показывает, что упаковки типа А хорошо проявляют себя во многих аварийных условиях. Суммирование данных об инцидентах из США [23] и Великобритании [24] за период около 20 лет дает информацию о 22 авариях с грузами множества упаковок типа А. Выход радиоактивного содержимого имел место только в двух из этих случаев. Оба они привели к выходу активности порядка 10-4 А2. Еще один пример можно найти в описании аварии, случившейся в США в 1983 г. [25] с транспортным средством, перевозившим 82 упаковки (типа А и освобожденные) с суммарной активностью на борту 4А2. Две упаковки были разрушены с выходом материала активностью примерно 10-4 А2 (п. 401.2 TS-G-1.1).

1.3.3.4-С1. Пределы содержимого для упаковок типа B(U) и типа В(М) указываются в сертификатах-разрешениях об утверждении (п. 415.1 TS-G-1.1).

1.3.3.4-С2. Для упаковок типа B(U) и типа В(М), предназначенных для перевозки по воздуху, пределы содержимого еще более ограничены меньшей из величин 3000 А1 или 100 000 А2 для материалов особого вида и 3000 А2 для других РМ (п. 416.1 TS-G-1.1).

1.3.3.4-С3. Предел 3000 А2 для материала не особого вида был установлен с учетом работы по анализу риска, выполненной Хубертом и др. [26] и касающейся поведения упаковки типа В в авариях при перевозке по воздуху. Он же является пороговым значением, для которого требуется утверждение перевозки упаковок типа В(М) (п. 416.2 TS-G-1.1).

1.3.3.4-С4. Что касается предела радиоактивного содержимого для материала особого вида, то из системы Q следует, что для него значение 3000 А1 было принято в качестве предела радиоактивного содержимого параллельно с пределом 3000 А2 для такого материала. Однако для некоторых альфа-излучателей отношение А1 к А2 может достигать величины 104, что привело бы к эффективной потенциальной загрузке упаковки 3⋅10 А2 в нерассеиваемом виде. Это виделось как нежелательно высокий уровень радиоактивного содержимого, в частности, если особый вид материала частично нарушается при очень тяжелой аварии. Предполагалось, что сходство между испытанием на столкновение для материала особого вида и испытания на механическое повреждение для упаковок типа В позволяет ожидать снижения выброса в 102 раз по сравнению с упаковкой типа В, позволяя увеличивать источник от 100 до 300 000 А2. В качестве консервативной оценки было принято значение 100 000 А2 (п. 416.3 TS-G-1.1).

1.3.3.4-С5. Радиоактивные материалы в нерассеиваемом виде или закрытые в прочной металлической капсуле представляют минимальную угрозу загрязнения, хотя опасность от прямого излучения остается. Дополнительная защита, обеспечиваемая для материалов особого вида, достаточна, чтобы перевозить материалы особого вида по воздуху в упаковке типа B(U) в количествах до 3000 А1, но не более значений 100000 А2 для этого нуклида особого вида. Французские исследования показали, что некоторые материалы особого вида, утвержденные по существующим нормам, могут сохранять свою удерживающую функцию и при испытаниях для условий авиакатастроф [26] (п. 416.4 TS-G-1.1).

1.3.3.5-С1. Конструкция упаковки типа С должна ограничивать потенциальный выход до приемлемых уровней при попадании упаковки в тяжелую авиакатастрофу. Пределы содержимого упаковки типа С, указываемого в сертификате-разрешении об утверждении, учитывают требования к испытаниям упаковок типа С, отражающие очень серьезные аварийные нагрузки, которые возможны при тяжелой авиакатастрофе. Конструкция должна также обеспечивать формы материала и его физического или химического состояния совместимость с системой защитной оболочки (система герметизации) (п. 417.1 TS-G-1.1).

1.3.3.6-С1. Кроме соответствующих ограничений по величине активности, упаковки с делящимися РМ имеют ограничения по загрузке с точки зрения обеспечения ядерной безопасности (критичности).

1.3.3.6-С2. Важно, чтобы содержание делящегося материала в упаковке соответствовало утвержденному описанию ее содержимого, поскольку безопасность по критичности может быть чувствительной к количеству, типу, форме и конфигурации делящегося материала, фиксированных поглотителей нейтронов и (или) иных неделящихся материалов, включенных в содержимое. В описание разрешенного содержимого следует включать все материалы (например, внутренние резервуары, упаковочные материалы, части свободных пространств) или значительные примеси, которые возможно или по своей природе наверняка присутствуют в упаковке. Таким образом, при оценке безопасности следует тщательно учитывать весь диапазон изменения параметров, характеризующих все материалы, являющиеся возможными компонентами содержимого упаковки. Важно соответствие количества делящегося материала определенному в сертификате-разрешении об утверждении, потому что любые изменения могут вызывать увеличение коэффициента размножения нейтронов вследствие большего количества делящегося материала или в случае уменьшения его количества приводить к увеличению реактивности вследствие оптимизации замедления на воде (например, в сертификате-разрешении может требоваться перевозка полных топливных сборок без удаленных стержней). Включение делящегося материала или иных радионуклидов, не разрешенных для упаковки, может оказывать неожиданное влияние на безопасность по критичности (например, замена U-235 на U-233 может давать больший коэффициент размножения). Аналогично помещение одного и того же количества делящегося материала в гетерогенном или гомогенном распределении может значительно влиять на коэффициент размножения. Расположение в гетерогенной решетке дает более высокую реактивность для системы низкообогащенного урана, чем гомогенное распределение того же количества материала (п. 418.1 TS-G-1.1).

1.3.3.7-С1. Кроме соответствующих ограничений по величине активности, упаковки с гексафторидом урана имеют дополнительные ограничения согласно пункту 1.3.3.7 НП-053-04.

1.3.3.7-С2. Предел массы гексафторида урана в загруженной упаковке определен так, чтобы предотвращать переопрессовку как при заполнении, так и при опорожнении. Этот предел следует основывать на максимальной рабочей температуре контейнера с гексафторидом урана, сертифицированном минимальном внутреннем объеме контейнера, минимальной чистоте гексафторида урана 99,5 % и минимальном запасе безопасности 5% свободного объема, когда гексафторид урана находится в жидком состоянии при максимальной рабочей температуре [27] (п. 419.1 TS-G-1.1).

1.3.3.7-С3. Требование, чтобы гексафторид урана был в твердой форме и чтобы внутреннее давление в контейнере с гексафторидом урана было ниже атмосферного при передаче для перевозки, установлено как метод безопасного выполнения операций и для обеспечения максимального запаса безопасности при перевозке. В общем случае контейнеры заполняют гексафторидом урана при давлениях выше атмосферного в газообразном или жидком состоянии. Пока гексафторид урана не охлажден и не отвержден, нарушение системы герметизации как контейнера, так и системы заполнения на предприятии может приводить к опасному выбросу этого вещества. Однако поскольку тройная точка для гексафторида урана имеет параметры 64°С при нормальном атмосферном давлении 1,013⋅105 Па, то если гексафторид урана представлен для перевозки в термически стабильном состоянии, крайне маловероятно, что в нормальных условиях перевозки он нагреется выше тройной точки (п. 419.2 TS-G-1.1).

1.3.3.7-С4. Соблюдение требования о нахождении гексафторида урана при перевозке в твердой форме при внутреннем давлении в контейнере ниже атмосферного обеспечивает следующее: (а) обращение с контейнером до и после перевозки, а также при перевозке в нормальных условиях будет осуществляться при максимальном запасе безопасности исполнения данной упаковки; (b) максимизацию конструктивных возможностей упаковки; (с) надлежащую работу системы герметизации упаковки. Выполнение этого требования исключает представление на перевозку контейнеров, которые не были должным образом охлаждены после заполнения (п. 419.3 TS-G-1.1).

1.3.3.7-С5. Вышеописанные критерии для установления пределов заполнения и специальные пределы заполнения контейнеров с гексафторидом урана, наиболее широко используемых во всем мире, определены в [27]. Пределы заполнения любых других контейнеров с гексафторидом урана следует устанавливать, используя эти критерии, и для каждого контейнера, требующего утверждение компетентного органа, анализ, устанавливающий предел заполнения и величину этого предела, следует включать в документацию по безопасности, направляемую компетентному органу. В безопасном пределе заполнения следует учитывать внутренний объем гексафторида урана в разогретом и жидком состоянии и в дополнение указывать незаполненный объем (т.е. объем газа) над жидкостью в контейнере (п. 419.4 TS-G-1.1).

1.3.3.7-С6. Гексафторид урана значительно расширяется при фазовом переходе из твердого состояния в жидкое. Он расширяется из твердого состояния при 20°С до жидкого при 64°С на 47% (от 0,19 до 0,28 см3/г). Кроме того, жидкий гексафторид урана будет расширяться дополнительно на 10% по отношению к объему в твердом состоянии (от 0,28 см/г в тройной точке до 0,3 см3/г) при нагреве от 64 до 113°С. В результате может наблюдаться дополнительный существенный рост объема гексафторида урана между температурой заполнения и более высокой температурой. Поэтому проектировщику и оператору установки, заполняющей контейнеры гексафторидом урана, следует уделять особое внимание обеспечению соблюдения предела заполнения контейнеров. Это особенно важно, поскольку если не уделять этому внимания, количество материала, которое может быть залито в контейнер, может значительно превышать безопасный предел заполнения при температуре, с которой гексафторид урана обычно разливается в контейнеры (например, при температуре около 71°С). Например, контейнер объемом 3964 л с пределом заполнения 12 261 кг может принять до 14 257 кг гексафторида урана при 71°С. При нагреве выше 71°С жидкий гексафторид урана может целиком заполнять контейнер и за счет гидравлических сил деформировать и разорвать его. Количество гексафторида урана, превышающее 14 257 кг, может разорвать контейнер при нагревании выше 113°С. Разрыв за счет гидравлических усилий - это хорошо изученное явление, и оно должно быть исключено путем соблюдения установленных пределов заполнения, основанных на сертифицированном минимальном объеме контейнера и плотности гексафторида урана при 121°С для всех контейнеров при максимальной температуре, определяемой конструкцией контейнера [28] (п. 419.5 TS-G-1.1).

1.3.3.7-С7. Перед перевозкой контейнера с гексафторидом урана грузоотправителю следует убедиться, что его внутреннее давление ниже атмосферного путем измерения датчиком давления или иным прибором, показывающим давление. Это соответствует ISO 7195, который указывает, что для демонстрации пригодности цилиндра к перевозке гексафторида урана следует проводить испытание на наличие давления, меньше атмосферного в холодном состоянии. Согласно ISO 7195, контейнер с гексафторидом урана не следует перевозить, пока не продемонстрировано, что давление внутри меньше атмосферного и равно 6,9⋅104 Па. В эксплуатационной процедуре для упаковки следует определять максимально допустимое давление, меньше атмосферного, измеренное таким образом, которое будет приемлемо для перевозки; результаты этого измерения следует включать в соответствующую документацию. Это предперевозочное испытание следует также сопровождать согласованными процедурами обеспечения качества (п. 419.6 TS-G-1.1).

2. ТРЕБОВАНИЯ К РАДИОАКТИВНЫМ МАТЕРИАЛАМ, ТРАНСПОРТНЫМ УПАКОВОЧНЫМ КОМПЛЕКТАМ И УПАКОВКАМ

2.1. Требования к радиоактивным материалам НУА-III

2.1.1-С1. В материалах НУА-III РМ может иметь достаточно большую активность, но удельная активность этого материала ограничена, активность относительно равномерно распределена и относительно тяжело рассеивается. Однако активность (РМ) абсолютно не может рассеиваться в условиях перевозки. Способность данного РМ к рассеянию проверяется испытанием на выщелачивание согласно п. 3.2 НП-053-04.

2.1.1-С2. См. справки настоящего Руководства по п. 11 раздела Термины и определения" НП-053-04.

2.1.1-С3. Положения для НУА-III предназначены главным образом для определенных грузов с РАО, имеющими среднюю удельную активность выше предела 10-4 A2/г, установленного для материалов НУА-II. Более высокий предел удельной активности 2⋅10-3 A2/г для материалов НУА-III обосновывается:

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

- необходимостью в испытании на выщелачивание для обоснования достаточной нерастворимости указанных материалов в случае воздействия таких природных условий, как ливень (см. справку 2.1.1-С4) настоящего Руководства;

- более высоким уровнем требований к промышленным упаковкам ПУ-3 (ПУ-3) в условиях неисключительного использования, который представляет собой то же, что и требования к упаковкам типа А для твердых материалов;

- в случае промышленной упаковки ПУ-2 (ПУ-2) (п. 524 Правил МАГАТЭ-96) отсутствие испытания на опрыскивание водой и испытания на глубину разрушения компенсируется испытанием на выщелачивание и эксплуатационным контролем при исключительном использовании соответственно (п. 226.9 TS-G-1.1).

2.1.1-С4. Предельная скорость выщелачивания 0,1A2 за неделю была получена при рассмотрении случая с блоком материала в контейнере (например, стальная бочка), который был подвергнут воздействию погодных условий, в том числе значительному ливню так, чтобы блок в течение одной недели был покрыт водяной пленкой. Если эта упаковка затем попадает в аварию в процессе обращения с ней, то часть жидкости может испаряться, и на основе стандартной модели определения величины A2, было постулировано, что от 10-4 до 10-3 от этого вещества поступает в тело наблюдателя (см. приложение I к настоящему Руководству). Поскольку упаковка должна выдерживать испытание на свободное падение и испытание на укладку штабелем, как это задано в пп. 722 и 723 Правил МАГАТЭ-96 (см. пп. 3.4.2.4 и 2.5 НП-053-04), может быть дан определенный кредит доверия ее способности сохранять свое содержимое: она, может быть, не особенно подходит, как для упаковки типа А, но может быть достаточно пригодной, чтобы ограничить выход значением 10-2 ÷ 10-3 доли рассеиваемого содержимого. В связи с тем, что суммарное поглощение телом должно быть ограничено величиной 10-6 A2, чтобы соответствовать уровню безопасности, предусмотренному для упаковок типа А, рассеиваемое содержимое бочки (т.е. жидкость) не должно превышать 0,1A2 (п. 601.2 TS-G-1.1).

2.2. Требования к радиоактивным материалам особого вида

2.2.1-С1. Ограничение минимального размера РМ особого вида 5 мм обусловливается тем, чтобы при авариях и разрушении упаковок типа А этот материал можно было относительно легко обнаруживать.

2.2.1-С2. Радиоактивный материал особого вида должен быть разумного размера, чтобы его можно было легко подбирать или обнаруживать после аварии; отсюда ограничение минимального размера. Цифра 5 мм произвольна, но практична учетом типа материала, который обычно классифицирован как РМ особого вида (п. 602.1 TS-G-1.1).

2.2.2-С1. Из способов перевозки РМ особого вида наиболее экономична перевозка в упаковках типа А. Так же как и Правила МАГАТЭ-96, НП-053-04 не требуют от таких упаковок способности выдерживать аварийные условия перевозок. 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 самим материалом.

2.2.2-С2. Правила ориентированы на то, чтобы обеспечивать отсутствие выхода радиоактивного содержимого из упаковки с РМ особого вида за счет утечки или за счет выщелачивания (диспергирования) в случае тяжелой аварии, даже если упаковочный комплект будет разрушен (см. приложение I к настоящему Руководству). Это минимизирует риск от ингаляции или перорального поступления, или загрязнения РМ. По этой причине РМ особого вида должен быть способен выдерживать серьезные механические и тепловые испытания, аналогичные тем, что предписываются для упаковок типа B(U), без неприемлемой потери или рассеяния РМ в любое время в течение срока службы (п. 603.1 TS-G-1.1).

2.2.2-С3. Результатами испытаний заявитель должен показывать, что выщелачивание испытуемого материала равно или больше РМ особого вида, который должен перевозиться. При этом могут применяться соответствующие масштабные отношения для материала без капсулы. Для материала в виде капсулы масштабная экстраполяция затруднена, и в этом случае могут использоваться подходящие методы объемной утечки (вакуумный, пузырьковый, гелиевый).

2.2.2-С4. Заявителю следует демонстрировать, что растворимость материала, оцененная в испытаниях на выщелачивание, равна или больше, чем растворимость реального РМ, который нужно перевозить. Результаты также следует экстраполировать, если в испытаниях был использован материал с пониженным содержанием радиоактивности; достоверность экстраполяции в этом случае следует демонстрировать. Заявителю не следует полагать, что только потому, что материал инертный, он выдержит испытание на выщелачивание без инкапсуляции. Например, чистые инкапсулированные таблетки Ir-192 не прошли испытание на выщелачивание [29]. Значение выщелачивания должно масштабироваться до значений, отражающих реальную активность и форму материала, который нужно транспортировать. Для материала, помещенного в закрытую капсулу, могут использоваться подходящие методы оценки объемной утечки, например, вакуумно-пузырьковый метод или метод оценки утечки с помощью гелия. В этом случае все параметры испытания, которые влияют на чувствительность, должны быть тщательно определены и приняты во внимание в оценке предполагаемой утечки радиоактивного материала из РМ особого вида (п. 603.2 TS-G-1.1).

2.2.2-С5. Правила допускают альтернативные испытания по оценке утечки для закрытых капсул. Когда по согласованию с компетентным органом испытания конструкции капсулы не проводятся с радиоактивным содержимым, оценка утечки может проводиться методом объемной утечки. Утечку 10-5 Па⋅м3/с для невыщелачиваемого твердого содержимого и утечку 10-7 Па⋅м3/с для выщелачиваемых твердых веществ, жидкостей и газов, в большинстве случаев, следует считать эквивалентной выходу 2 кБк, предписанному в п. 603 Правил МАГАТЭ-96 [30]. Рекомендованы четыре метода проведения испытаний на объемную утечку, подходящие для определения утечки из закрытых капсул. Они перечислены в табл. 3 вместе с чувствительностью этих методов.

Таблица 3

Сравнение четырех методов испытаний для определения объемной утечки, рекомендуемых АСТОНОМ и др. [31]

Выщелачиваемый: более, чем 0,01% общей активности в 100 мл в спокойной воде, при 50°С, в течение 4 ч, в соответствии с п. 5.1.1. ISO 9978 [30].

Не выщелачиваемый: менее чем 0,01% общей активности в 100 мл спокойной воде, при 50°С в течение 4 ч, в соответствии с п. 5.1.1. ISO 9978 (п. 603.3 TS-G-1.1).

2.2.2-С6. При использовании нерадиоактивного материала как суррогата измерение утечки материала должно быть связано с пределом активности, определенным в п. 603(c) Правил МАГАТЭ-96 (п. 603.4 TS-G-1.1).

2.2.3-С1. Конструкция капсулы должна обеспечивать невозможность ее открытия (извлечения РМ) во время обращения с ней, в том числе при погрузке в упаковку и выгрузке из нее. С этой целью она должна быть сконструирована так, что открыть ее можно было бы только путем разрушения (а не разборки).

2.2.3-С2. Если закрытая капсула составляет часть РМ особого вида, она должна быть проверена на предмет невозможности открытия в процессе обслуживания или при разгрузке. В противном случае возникает возможность, обслуживания и перемещения РМ без защитной капсулы (п. 604.1 TS-G-1.1).

2.2.3-С3. Под разрушением капсулы понимаются такие методы, как резка (механическая, тепловая), сверление, распиливание и т.д. Капсулы с завинчивающимися пробками (крышками) не отвечают указанным требованиям.

2.2.3-С4. Под закрытыми источниками, которые могут быть открыты только разрушающими методами, обычно понимают сварные конструкции. Они могут быть открыты только такими методами, как обработка на станке, пиление, сверление или резка в пламени. Капсулы с резьбовыми колпачками или пробками, которые могут быть открыты без разрушения капсулы, приемлемы (п. 604.2 TS-G-1.1).

2.3. Требования к радиоактивным материалам с низкой способностью к рассеянию

2.3.1-С1. Ограничение уровня внешнего излучения на расстоянии 3 м от незащищенного РМ с низкой способностью к рассеянию гарантирует, что потенциальная доза согласуется с потенциальными последствиями при серьезной аварии с промышленными упаковками.

2.3.1-С2. Ограничение максимального уровня внешнего излучения значением 10 мЗв/ч на расстоянии 3 м от незащищенного материала с низкой способностью к рассеянию гарантирует, что максимальная потенциальная доза внешнего облучения соответствует потенциальным последствиям тяжелых аварий, в которые могут попадать промышленные упаковки (см. п. 521 Правил МАГАТЭ-96) (п. 605.1 TS-G-1.1).

2.3.1-С3. Частицы с размерами аэродинамического эквивалентного диаметра (АЭД) около 10 мкм по величине являются вдыхаемыми и могут достигать более глубокой области легких, время выведения откуда может быть значительным. Частицы с АЭД между 10 мкм и 100 мкм вызывают мало беспокойства в отношении ингаляционного пути облучения, но они могут дать вклад в другие виды внешнего облучения. Частицы с АЭД больше 100 мкм осаждаются очень быстро. Это может приводить к локальному загрязнению в непосредственной близости от места аварии, но не представляет значимого механизма для внутреннего облучения (п. 605.2 TS-G-1.1).

2.3.1-С4. Для материалов с низкой способностью к рассеянию выход в воздух РМ в газообразной форме или в форме частиц ограничивается величиной 100A2, когда содержимое упаковок типа B(U) повергается механическим и тепловым испытаниям. Этот предел 100A2 относится ко всем размерам частиц вплоть до частиц с АЭД 100 мкм. Выход РВ в виде частиц, переносимых по воздуху, может приводить к облучению лиц, находящихся с подветренной стороны от места аварии, несколькими путями облучения. Наибольшее беспокойство вызывает поглощение РМ путем ингаляции в короткий период времени после аварии. Другие механизмы намного менее важны, потому что их вклад возможен только в случае длительного нахождения под их воздействием, и для ограничения облучения могут быть приняты соответствующие меры. Для ингаляционного пути облучения доминирующими являются частицы с АЭД менее 10 мкм, поскольку они могут вдыхаться. Тем не менее осторожно выбранный верхний предел 100 мкм был введен в связи с пределом 100A2. Разумное обоснование этого состоит в том, что таким образом обеспечено, что ни за счет вдыхания, ни другими путями, связанными с выпадением из воздуха, не будут достигаться неприемлемые дозы облучения (п. 605.3 TS-G-1.1).

2.3.1-С5. Когда материал с низкой способностью к рассеянию подвергается испытанию на столкновение с мишенью с высокой скоростью, это может приводить к образованию частиц. Но из всех переносимых по воздуху частиц размером вплоть до 100 мкм лишь малая доля их (менее 10%) имеют вдыхаемый размер менее 10 мкм, если предел 100A2 удовлетворен. Другими словами, для материала с низкой способностью к рассеянию переходить в воздух в виде частиц вдыхаемого размера может лишь эквивалентное количество, не превышающее 10A2. Было показано, что для расстояния около 100 м и для большой части условий атмосферного рассеивания это может приводить к эффективной дозе ниже 50 мЗв (п. 605.4 TS-G-1.1).

2.3.1-С6. В случае теплового испытания активность 100A2 РМ с низкой способностью к рассеянию может переходить в воздух в газообразной форме или в виде частиц преимущественно малых размеров (АЭД < 10 мкм), так как термические процессы, такие как горение, обычно приводят к образованию малых частиц. Следует обращать внимание на возможные химические изменения материала в процессе усиленного теплового испытания, которые могли бы проводить к образованию аэрозолей, например, химические реакции, вызванные продуктами горения. В случае пожара, сопровождающего авиационную аварию, выталкивающий эффект горячих газов будет приводить к концентрациям в воздухе на уровне земли и потенциальным эффективным ингаляционным дозам, которые должны остаться ниже 50 мЗв для большой части условий атмосферного рассеяния (п. 605.5 TS-G-1.1).

2.3.1-С7.Предел по выщелачиванию РМ применен к радиоактивным материалам с низкой способностью к рассеянию, чтобы устранять возможность растворения и миграции РМ, вызывающих значительное загрязнение почвы и водных источников, даже если в условиях тяжелой аварии произошло полное освобождение РМ с низкой способностью к рассеянию из упаковочного комплекта. Предел 100A2 для выщелачивания - это то же самое, что выход РМ в воздух (в виде частиц, переносимых воздухом) вследствие пожара или столкновения с высокой скоростью (п. 605.6 TS-G-1.1).

2.3.1-С8. Для образца, подвергающегося испытанию на столкновение, следует рассматривать возможность физического взаимодействия между исходными структурами и отдельными компонентами материала, составляющими РМ с низкой способностью к рассеянию. Это взаимодействие может приводить к значительному изменению формы материала с низкой способностью к рассеянию. Например, одна таблетка топлива не может производить то же количество диспергируемого материала после столкновения на высокой скорости, как та же таблетка, объединенная с другими таблетками в топливном стержне. Важно, чтобы испытуемый образец адекватно представлял тот материал с низкой способностью к рассеянию, который предполагается транспортировать (п. 605.7 TS-G-1.1).

2.3.1-С9. Следует обеспечивать, чтобы в испытаниях на выщелачивание образец включал представительную пробу материала с низкой способностью к рассеянию, который подвергался усиленному тепловому испытанию и испытанию на столкновение с высокой скоростью. Для каждого испытания может быть использован отдельный образец, при этом оба образца следует подвергать испытанию на выщелачивание. Например, в случае испытания на столкновение материал может быть разрушен или иным способом разделен на различные твердые формы, включающие осаждающийся порошкообразный материал. Эти формы составляют материал с низкой способностью к рассеянию, который следует подвергать испытанию на выщелачивание (п. 605.8 TS-G-1.1).

2.3.1-С10. Особенно важно, чтобы измерения выхода в воздух и выщелачивания были воспроизводимыми (п. 605.9 TS-G-1.1).

2.4. Общие требования к упаковкам и транспортным упаковочным комплектам

2.4.1-С1. Крепление упаковок внутри транспортного средства или нем необходимо по нескольким причинам. Из-за движения транспортного средства упаковки малых размеров, если они не удерживаются в период транспортирования, могут быть сброшены или свалены и вследствие этого повреждены. Упаковки могут также упасть с транспортного средства, и вследствие этого могут быть потеряны или повреждены. Тяжелые упаковки, если они не закреплены, могут перемещаться внутри транспортного средства или нем, и вследствие этого транспортное средство может стать неустойчивым, и тем самым вызвать аварию. Упаковки следует раскреплять для предотвращения их перемещения и гарантировать, что мощность дозы излучения, направленного от транспортного средства на водителя или на экипаж, не увеличивается (п. 564.1 TS-G-1.1).

2.4.1-С2. 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, в частности детьми.

2.4.1-С3. Конструкция упаковки относительно способа ее крепления в (на) транспортном средстве учитывает только обычные условия транспортирования (см. п. 612 Правил МАГАТЭ-96) (п. 606.1 TS-G-1.1).

2.4.1-С4. В контексте Правил термин «размещение» («укладка») означает расположение в пределах транспортного средства или нем упаковки, содержащей РМ, относительно другого груза (как радиоактивного, так и нерадиоактивного), а «крепление» означает использование (по необходимости) подстилки, башмаков, блоков или швартовочных тросов для закрепления упаковки и ограничения ее перемещения внутри транспортного средства или нем в обычных условиях перевозки. Если грузовой контейнер используется, чтобы облегчать транспортирование упакованного РМ или, в качестве транспортного пакета, следует предусматривать специальные меры по креплению упаковок внутри грузового контейнера. Средства крепления (например, веревки, накидные сети) и методы крепления (разделение на отсеки) следует предусматривать для предотвращения повреждения упаковок внутри грузового контейнера при его обслуживании или перемещении (п. 564.2 TS-G-1.1).

2.4.1-С5. См. также приложение II к настоящему Руководству (цитируемое по приложению V TS-G-1.1).

2.4.2-С1. При выборе материалов и конструкций подъемных приспособлений должны учитываться нагрузки, возникающие при обычном обращении с упаковкой. В случае возможного превышения обычных нагрузок, действующих на упаковку при перевозке, или при поломке подъемных приспособлений упаковка после получения таких повреждений должна продолжать соответствовать другим требованиям НП-053-04 и обеспечивать ее дальнейшую безопасную перевозку.

2.4.2-С2. При выборе материалов для подъемных узлов следует рассматривать материалы, которые не испытывают пластических деформаций в диапазоне нагрузок, ожидаемых при нормальных условиях обращения. При перегрузке безопасность упаковки не должна нарушаться. Кроме того, следует учитывать влияние износа (п. 607.1 TS-G-1.1).

2.4.2-С3. Для конструкций, подъемных приспособлений и мест их закрепления на упаковке должна учитываться усталостная прочность материалов. Места предполагаемого возможного усталостного разрушения должны проверяться методами неразрушающего контроля, и соответствующие положения должны быть включены в эксплуатационную документацию.

2.4.2-С4. В конструкции узлов крепления упаковок, поднимаемых много раз за время срока их службы, следует принимать во внимание усталость, чтобы избежать образования трещин. Там, где предполагается усталостное разрушение, в конструкции следует учитывать возможность выявления этих трещин с помощью неразрушающих методов контроля, и в программу технического обслуживания упаковки следует включать соответствующие испытания (п. 607.2 TS-G-1.1).

2.4.2-С5. Факторы нагрузки от ускорения при использовании подъемных кранов (так называемые "рывки") следует относить к ожидаемым подъемными характеристикам кранов, которые предполагается использовать. Эти факторы следует ясно идентифицировать. Конструкторам также следует использовать приемлемые коэффициенты безопасности конструкции [32-34] дополнительно к факторам нагрузки от ускорения для элементов конструкции, чтобы гарантировать отсутствие пластической деформации в любой части упаковки при ее подъеме (п. 607.3 TS-G-1.1).

2.4.2-С6. Особое внимание следует уделять подъемным узлам упаковок, используемых на ядерных установках. Дополнительно к повреждению самой упаковки, падение тяжелой прочной упаковки на чувствительные места ядерной установки может приводить либо к выходу РМ из оборудования установки, либо к критичности или к другим событиям, которые могут повлиять на безопасность установки. Для этих узлов могут потребоваться более высокие коэффициенты запаса, чем используемые в обычной инженерной практике (п. 607.4 TS-G-1.1).

2.4.3-С1. Требование имеет целью предотвращать неадекватное использование элементов упаковки, которые не предназначены (не сконструированы соответствующим образом) для подъемно-транспортных операций.

2.4.3-С2. Требование направлено на предотвращение случайного использования элементов упаковки, которые не разработаны должным образом для таких операций по обращению (п. 608.1-TS-G-1.1).

2.4.4-С1. Требование предусматривается в связи с тем, что выступающие части на внешней поверхности упаковки очень чувствительны к ударам при обслуживании и других, присущих перевозке, операциях. Такие удары могут вызывать в конструкции упаковки высокие напряжения, приводящие к разрыву или разрушению системы герметизации (п. 609.1 TS-G-1.1).

2.4.4-С2. При определении того, что наиболее полезно для конструкции и отделки упаковочного комплекта, какое-либо одно соображение не должно умалять значения любых других характеристик, необходимых для удовлетворения требованиям Правил. Например, элементы, предусмотренные для безопасного обслуживания, эксплуатации или складирования, следует конструировать так, чтобы они выполняли свои основные функции в соответствии с положениями Правил, но при этом любые конструктивные выступы и потенциальные трудности очистки были бы сведены к минимуму (п. 609.2 TS-G-1.1).

2.4.4-С3. Стоимость - законный определяющий фактор при определении того, что является практичным. Меры для выполнения п. 609 Правил МАГАТЭ-96 не должны включать непомерных или необоснованных затрат. Например, выбор материалов и методов изготовления для любого данного упаковочного комплекта следует определять на основе общепринятой инженерной практики для этого типа упаковочных комплектов, всегда правильно соотносясь сданным пунктом Правил (пп. 609 и 610 Правил МАГАТЭ-96) и с необходимостью не использовать излишне дорогие меры (п. 609.3 TS-G-1.1).

2.4.4-С4. Хорошо обработанная внешняя поверхность, имеющая низкую пористость, способствует дезактивации и, в сущности, менее подвержена поглощению загрязняющих веществ и последующему выщелачиванию, чем грубая поверхность (п. 609.4 TS-G-1.1).

2.4.4.-С5. Это требование введено, поскольку скопление и удержание воды (от дождя или других источников) на внешней поверхности упаковки могут приводить к нарушению целостности упаковки в результате ржавления или длительного размывания. В дальнейшем задержанная вода может приводить к выщелачиванию загрязнения, имеющегося на поверхности, и распространению его в окружающей среде. Наконец, вода, капающая с поверхности упаковки, может ошибочно приниматься за утечку из упаковки (п. 610.1 TS-G-1.1).

2.4.4-С6. Общее указание о практической возможности выполнения требований относится ко всем требованиям данного пункта.

2.4.5-С1. Это требование направлено на то, чтобы предотвратить размещение вспомогательного оборудования, инструментов или запасных частей около упаковки таким образом, что предусмотренные функции компонентов упаковки могут быть нарушены в условиях нормальной перевозки или в случае аварии (п. 611.1 TS-G-1.1).

2.4.6-С1. Составляющие упаковочного комплекта, включая те, которые связаны с системой герметизации, подъемными устройствами и системой крепления, могут подвергаться "рабочему износу" в результате ускорения, вибрации или вибрационного резонанса. В конструкции упаковки следует обращать внимание на то, чтобы любые гайки, болты и другие крепежные устройства оставались зафиксированными в обычных условиях перевозки (п. 612.1 TS-G-1.1).

2.4.6-С2. В табл. 2.1 указаны максимальные значения ускорений. Конструктор может не согласовывать их принятие с соответствующими транспортными организациями. В то же время для конкретных транспортных средств могут быть достаточными более низкие значения ускорений. Однако в этом случае необходимо согласование принимаемых параметров ускорений с соответствующими федеральными органами исполнительной власти в области транспорта.

2.4.7-С1. При анализе химической совместимости между радиоактивным содержимым и материалами упаковочного комплекта и между различными материалами элементов упаковочного комплекта следует принимать во внимание такие эффекты, как коррозия, охрупчивание, ускоренное старение и растворение эластомеров и изделий из резины, загрязнение растворенным материалом, возбуждение полимеризации, пиролиз, приводящие к газообразованию и изменениям химической природы (п. 613.1 TS-G-1.1).

2.4.7-С2. При анализе совместимости следует учитывать материалы, которые могут быть оставлены после процесса производства, очистки или ремонта упаковочного комплекта, такие, например, как чистящие агенты, жир, нефть, и т.п., а также следует учитывать остатки прежнего содержимого упаковки (п. 613.2 TS-G-1.1).

2.4.7-С3. При проведении анализа физической совместимости следует принимать во внимание термическое расширение материалов и радиоактивного содержимого в представляющем интерес температурном диапазоне, с тем, чтобы учитывать изменения размеров, твердости, физического состояния материалов и радиоактивного содержимого (п. 613.3 TS-G-1.1).

2.4.7-С4. Один аспект физической совместимости наблюдается в случае наличия жидкого содержимого в упаковочном комплекте, когда должен был быть обеспечен достаточный свободный объем, во избежания гидравлического разрушения вследствие различных скоростей расширения содержимого и системы герметизации в принимаемом температурном диапазоне. Величины свободного объема для обеспечения необходимого расширения могут быть определены правилами для перевозки других опасных грузов с аналогичными свойствами (п. 613.4 TS-G-1.1).

2.4.8-С1. Под несанкционированными действиями понимаются действия как посторонних лиц, так и персонала. Конструкция упаковки должна предусматривать замки, запоры, защитные крышки, препятствующие открытию клапанов, вентилей без предварительного снятия таких устройств специальным инструментом, т.е. должна быть защищена конструктивно. Целесообразно также проводить опечатывание клапанов или замков.

2.4.8-С2. Замки - это, вероятно, один из лучших методов предотвращения несанкционированного открытия клапанов; они могут использоваться непосредственно, чтобы запирать закрытый клапан или могут быть использованы на крышке или покрытии, предохраняющими доступ к клапану. Хотя опечатывание может использоваться для индикации того, что клапан не был использован, оно не может предотвращать несанкционированное действие (п. 614.1 TS-G-1.1).

2.4.9-С1. См. справки 1.2.8-С1 -С2 настоящего Руководства.

2.4.10-С1. См. справки 1.3.3-С1 - 1.3.3.7-С2 настоящего Руководства.

2.4.11-С1. Ограничения температуры поверхности необходимы при перевозке воздушным транспортом ввиду трудности обеспечения достаточного свободного пространства вокруг упаковки и ограничения вентиляции грузовых отсеков воздушных судов.

2.4.11-С2. Ограничения температуры поверхности упаковки необходимы для защиты смежного груза от возможного повреждения и персонала, обслуживающего упаковки, во время погрузки и выгрузки. Это требование особенно ограничительно для перевозки по воздуху из-за трудности обеспечения необходимого свободного пространства вокруг упаковок. По этой причине положения п. 2.4.11 (дефис 1) НП-053-04 (п. 617 Правил МАГАТЭ-96) всегда применяются к воздушному способу транспортирования, в то время как для других способов перевозки могут применяться другие, менее жесткие температурные пределы для поверхностей в условиях исключительного использования (см. п. 662 Правил МАГАТЭ-96 и справки 2.9.10-С3 - 2.9.10-С6 настоящего Руководства). Если во время перевозки температура окружающей среды в экстремальных условиях превысит 38°С (см. п. 618 Правил МАГАТЭ-96), температурный предел для доступной поверхности не применяется (п. 617.1 TS-G-1.1).

2.4.11-С3. В расчет могут приниматься барьеры или экраны, предназначенные для защиты людей, без необходимости подвергать эти барьеры или экраны какому-либо испытанию (п. 617.2 TS-G-1.1).

2.4.11-С4. Диапазон изменения температуры окружающей среды -40°С...+55°С охватывает предельные значения, встречающиеся во время транспортирования по воздуху, и является диапазоном, требуемым Международной организацией гражданской авиации, ИКАО (ICAO), [35] для упаковочных комплектов с любыми опасными грузами, за исключением "грузов, освобожденных ИКАО" и предназначенных для авиаперевозки (п. 618.1 TS-G-1.1).

2.4.11-С5. 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 (п. 618.2 TS-G-1.1).

2.4.11-С6. Это требование аналогично тому, что выдвигается ИКАО [35] для упаковок, содержащих определенный опасный жидкий материал, предназначенный для перевозки по воздуху. В Правилах положение расширено, чтобы охватывать все формы РМ (п. 619.1 TS-G-1.1).

2.4.11-С7. Следует учитывать уменьшение давления в связи с высотой во время полета (см. п. 577.1 TS-G-1.1). Перепад давления, который возникает при увеличении высоты, следует принимать во внимание при конструировании упаковки. Минимальное внешнее давление 5 кПа - это давление, которое должно учитываться проектировщиком (требование взято из соображения разгерметизации самолета на максимальной для гражданской авиации высоте полета с учетом коэффициентов запаса) (п. 619.2 TS-G-1.1).

2.5. Требования к освобожденным упаковкам

2.5.1-С1. Фактически, освобожденные упаковки должны отвечать только общим требованиям к упаковкам и упаковочным комплектам.

2.5.1-С2. Конкретных количественных требований к освобожденным упаковкам не предъявляется.

2.5.1-С3. См. справку 5.5.1-С1 настоящего Руководства.

2.5.1-С4. Освобожденные упаковки - это упаковки, в которых разрешенное радиоактивное содержимое ограничено такими низкими уровнями, что потенциальный риск незначителен, и, следовательно, не требуется никаких испытаний целостности системы герметизации или защиты (см. также справки 5.5.4-С1 -5.5.4-С4 настоящего Руководства) (п. 515.1 TS-G-1.1).

2.6. Требования к промышленным упаковкам

2.6-С1. В соответствии с радиологической градацией материалов НУА и ОПРЗ три типа промышленных упаковок имеют различные функции безопасности. В то время как упаковки типа ПУ-1 просто удерживают свое радиоактивное содержимое 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 по определению (см., например, п. 106 Правил МАГАТЭ-96), включают незначительные происшествия (в той степени, как требования к испытаниям представляют эти условия). Упаковки типа ПУ-3, кроме того, обеспечивают ту же целостность упаковки, что и упаковки типа А, предназначенные дня перевозки твердых материалов (п. 621.1 TS-G-1.1).

2.6-С2. Ни требования Правил к конструкции промышленных упаковок, ни требования ООН к конструкции упаковок III группы не рассматривают упаковки, как сосуды, работающие под давлением. Только те сосуды, работающие под давлением, объем которых менее чем 450 л в случае жидкого содержимого и менее чем 1000 л в случае газообразного содержимого, могут считаться упаковками. Сосуды, работающие под давлением, с большими объемами определены как резервуары, для которых пп. 625 и 626 Правил МАГАТЭ-96 обеспечивают сравнимые уровни безопасности. Если сосуды, работающие под давлением, используются как промышленные упаковки, следует принимать во внимание конструкционные принципы соответствующих стандартов для таких сосудов при выборе материалов, правил конструирования (расчетов), требований к обеспечению качества при изготовлении и использовании упаковки (например, проведение испытаний на давление независимыми инспекторами). Для сосудов, работающих под давлением, обычно выбирается сравнительно большая толщин