Радиоактивные материалы класс

Перевозки опасных грузов
Радиоактивные материалы - Класс 7

2.2.7.1 Определения

2.2.7.1.1Радиоактивный материал – любой материал, содержащий радионуклиды, в котором концентрация активности, а также полная активность груза превышают значения, указанные в пунктах 2.2.7.2.2.1–2.2.7.2.2.6.

2.2.7.1.2Радиоактивное загрязнение – наличие радиоактивности на поверхности в количествах, превышающих 0,4 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и для альфа-излучателей низкой токсичности, или 0,04 Бк/см² для всех других альфа-излучателей.

Нефиксированное радиоактивное загрязнение – радиоактивное загрязнение, которое может быть удалено с поверхности при обычных условиях перевозки.

Фиксированное радиоактивное загрязнении – радиоактивное загрязнение, не являющееся нефиксированным радиоактивным загрязнением.

2.2.7.1.3Определения конкретных терминов

А1 – значение активности радиоактивного материала особого вида, которое указано в таблице в пункте 2.2.7.2.2.1 или определяется согласно положениям пункта 2.2.7.2.2.2 и используется для определения пределов активности для требований ДОПОГ.

А2 – значение активности радиоактивного материала, иного, чем радиоактивный материал особого вида, которое указано в таблице в пункте 2.2.7.2.2.1 или определяется согласно положениям пункта 2.2.7.2.2.2 и используется для определения пределов активности для требований ДОПОГ.

Делящийся материал – уран-233, уран-235, плутоний-239, плутоний-241 или любая комбинация этих радионуклидов. Под это определение не подпадают:

а) необлученный природный уран или обедненный уран; и b) природный уран или объединенный уран, облученный только в реакторах на тепловых нейтронах.

Радиоактивный материал с низкой способностью к рассеянию – твердый радиоактивный материал или твердый радиоактивный материал в герметичной капсуле, имеющий ограниченную способность к рассеянию и не находящийся в порошкообразной форме.

Материал с низкой удельной активностью (LSA) – радиоактивный материал, который по своей природе имеет ограниченную удельную активность, или радиоактивный материал, к которому применяются пределы установленной средней удельной активности. Материалы внешней защиты, окружающей материал LSA, при определении установленной средней удельной активности не должны учитываться.

Альфа-излучатели низкой токсичности – природный уран; обедненный уран; природный торий; уран-235 или уран-238; торий-232; торий-228 и торий-230, содержащиеся в рудах или в форме физических и химических концентратов; или альфа-излучатели с периодом полураспада менее 10 суток.

Удельная активность радионуклида – активность на единицу массы данного нуклида. Удельная активность материала – активность на единицу массы материала, в котором радионуклиды в основном распределены равномерно.

Радиоактивный материал особого вида:

а) либо нерассеивающийся твердый радиоактивный материал;

b) либо закрытая капсула, содержащая радиоактивный материал.

Объект с поверхностным радиоактивным загрязнением (SCO∗∗) – твердый объект, который, не являясь сам по себе радиоактивным, содержит радиоактивный материал, распределенный на его поверхности.

Необлученный торий – торий, содержащий не более 10–7 г урана-233 на грамм тория-232.

Необлученный уран – уран, содержащий не более 2 × 103 Бк плутония на грамм урана-235, не более 9 × 106 Бк продуктов деления на грамм урана-235 и не более 5 × 10–3 г урана-236 на грамм урана-235.

Уран природный, обедненный, обогащенный::

Природный уран – уран (который может быть химически выделен), содержащий природную смесь изотопов урана (приблизительно 99,28% урана-238 и 0,72% урана-235 по массе).

Обедненный уран – уран, содержащий меньшее в процентном выражении количество урана-235 по массе по сравнению с природным ураном.

Обогащенный уран – уран, содержащий количество урана-235 в процентном выражении по массе больше 0,72%.

Во всех случаях присутствует очень небольшое в процентном выражении по массе количество урана-234.

2.2.7.2 Классификация

2.2.7.2.1 Общие положения

2.2.7.2.1.1Радиоактивный материал должен быть отнесен к одному из номеров ООН, указанных в таблице 2.2.7.2.1.1 в зависимости от уровня активности радионуклидов, содержащихся в упаковке, наличия или отсутствия у этих радионуклидов способности к делению, типа упаковки, предъявляемой к перевозке, а также характера или формы содержимого упаковки или специальных условий, регулирующих перевозку, в соответствии с положениями, изложенными в подразделах 2.2.7.2.2–2.2.7.2.5.

Таблица 2.2.7.2.1.1Отнесение к номерам ООН

2.2.7.2.2 Определение уровня активности

2.2.7.2.2.1В таблице 2.2.7.2.2.1 приведены следующие основные значения для отдельных радионуклидов:

a) A1 и A2 в ТБк;

b) концентрации активности для материалов, на которые распространяется изъятие, в Бк/г; и

c) пределы активности для грузов, на которые распространяется изъятие, в Бк.

Taблица 2.2.7.2.2.1.Основные значения для отдельных радионуклидов

а) Значения A1 и/или A2 для этих материнских радионуклидов включают вклад от дочерних радионуклидов с периодом полураспада менее 10 суток, перечисленных ниже:

b) Ниже перечислены материнские нуклиды и их вторичные частицы, включенные в вековое равновесие:

c) Количество может быть определено путём измерения скорости распада или уровня излучения на заданном расстоянии от источника.

d) Эти значения применяются только к соединениям урана, принимающим химическую форму UF6, UO2F2 и UO2(NO3)2, как в нормальных, так и в аварийных условиях перевозки.

e) Эти значения применяются только к соединениям урана, принимающим химическую форму UO3, UF4, UCl4, и к шестивалентным соединениям как в нормальных, так и в аварийных условиях перевозки.

f) Эти значения применяются ко всем соединениям урана, кроме тех, которые указаны в пунктах d) и e), выше.

g) Эти значения применяются только к необлученному урану.

2.2.7.2.2.2В случае отдельных радионуклидов, не перечисленных в таблице 2.2.7.2.2.1, определение основных значений для радионуклидов, о которых говорится в пункте 2.2.7.2.2.1, должно требовать многостороннего утверждения. Разрешается использовать значение A2, рассчитанное с использованием дозового коэффициента для соответствующего типа легочного поглощения, согласно рекомендациям Международной комиссии по радиологической защите, при условии, что во внимание принимаются химические формы каждого радионуклида как в нормальных, так и в аварийных условиях перевозки. В качестве альтернативы могут использоваться без утверждения компетентным органом значения для радионуклидов, приведенные в таблице 2.2.7.2.2.2.

Таблица 2.2.7.2.2.2.Основные значения для неизвестных радионуклидов или смесей

2.2.7.2.2.3При расчёте величин A1 и A2 для радионуклида, не указанного в таблице 2.2.7.2.2.1, одна цепочка радиоактивного распада, в которой радионуклиды присутствуют в природных пропорциях и в которой отсутствует дочерний нуклид с периодом полураспада, превышающим либо 10 суток, либо период полураспада материнского нуклида, должна рассматриваться как один радионуклид; принимаемая во внимание активность и применяемое значение A1 или A2 должны соответствовать активности и значению материнского нуклида данной цепочки. В случае цепочек радиоактивного распада, в которых какой-нибудь дочерний нуклид имеет период полураспада, превышающий 10 суток, или период полураспада материнского нуклида, материнский нуклид и такие дочерние нуклиды должны рассматриваться как смеси различных нуклидов.

2.2.7.2.2.4В случае смесей радионуклидов основные значения, о которых говорится в пункте 2.2.7.2.2.1, могут определяться следующим образом:

концентрация активности радионуклида смеси

f(i) доля активности или концентрация активности i-го радионуклида смеси;

X(i) соответствующее значение A1 или A2 или, соответственно, концентрация активности для материала, на который распространяется изъятие, или предел активности для груза, на который распространяется изъятие, применительно к значению i-го радионуклида; и

Xm — прозводное значение A1 или A2 или концентрация активности для материала, на который распространяется изъятие, или предел активности для груза, на который распространяется изъятие, применительно к смеси.

2.2.7.2.2.5Когда каждый радионуклид известен, но не известны индивидуальные активности некоторых радионуклидов, эти радионуклиды можно объединять в группы, и в формулах, приведенных в пунктах 2.2.7.2.2.4 и 2.2.7.2.4.4, могут использоваться, соответственно, наименьшие значения для радионуклидов в каждой группе. Группы могут составляться на основе полной альфа-активности и полной бета/гамма-активности, если они известны, с использованием наименьших значений, соответственно, для альфа-излучателей или бета/гамма-излучателей.

2.2.7.2.2.6В случае отдельных радионуклидов или смесей радионуклидов, по которым отсутствуют соответствующие данные, используются значения, приведенные в таблице 2.2.7.2.2.2.

2.2.7.2.3Определение других характеристик материалов

2.2.7.2.3.1Материал с низкой удельной активностью (LSA)

2.2.7.2.3.1.1 (Зарезервирован)

2.2.7.2.3.1.2Материалы LSA входят в одну из трех групп:

a) LSA-I

i) урановые и ториевые руды и концентраты таких руд, а также другие руды, которые содержат радионуклиды природного происхождения и предназначаются для переработки с целью использования этих радионуклидов;

ii) природный уран, обедненный уран, природный торий или их составы или смеси, если только они не облучены и находятся в твердом или жидком состоянии;

iii) радиоактивные материалы, для которых величина A2 не ограничивается, за исключением делящихся материалов в количествах, не подпадающих под освобождение по пункту 2.2.7.2.3.5; или

iv) другие радиоактивные материалы, в которых активность распределена по всему объёму и установленная средняя удельная активность не превышает более чем в 30 раз значения концентрации активности, указанные в пунктах 2.2.7.2.2.1–2.2.7.2.2.6, за исключением делящихся материалов в количествах, не подпадающих под освобождение по пункту 2.2.7.2.3.5;

b) LSA-II

i) вода с концентрацией трития до 0,8 ТБк/л; или

ii) другие материалы, в которых активность распределена по всему объёму, а установленная средняя удельная активность не превышает 10-4 A2/г для твердых и газообразных веществ и 10-5 A2/г для жидкостей;

c) LSA-III – твердые материалы (например, связанные отходы, активированные вещества), исключая порошки, в которых:

i) радиоактивный материал распределен по всему объёму твердого материала или группы твердых объектов либо в основном равномерно распределен в твердом сплошном связывающем материале (например, бетоне, битуме, керамике и т.д.);

ii) радиоактивный материал является относительно нерастворимым или структурно содержится в относительно нерастворимой матрице, в силу чего даже при разрушении упаковочного комплекта утечка радиоактивного материала в расчёте на упаковку в результате выщелачивания при нахождении в воде в течение семи суток не будет превышать 0,1 A2; и

iii) установленная средняя удельная активность твердого материала без учета любого защитного материала не превышает 2 × 10-3 A2/г.

2.2.7.2.3.1.3Материал LSA-III должен быть твердым и обладать такими свойствами, чтобы при проведении указанных в пункте 2.2.7.2.3.1.4 испытаний в отношении всего внутреннего содержимого упаковки активность воды не превышала 0,1 A2.

2.2.7.2.3.1.4Материал LSA-III должен испытываться следующим образом:

Образец материала в твердом состоянии, представляющий полное содержимое упаковки, должен погружаться на 7 суток в воду при температуре внешней среды.Объем воды для испытаний должен быть достаточным для того, чтобы в конце 7-суточного испытания оставшийся свободный объём непоглощенной и непрореагировавшей воды составлял по меньшей мере 10% объёма собственно испытываемого твердого образца. Начальное значение pH воды должно составлять 6–8, а максимальная проводимость – 1 мС/м при 20°C. После погружения испытываемого образца на 7 суток измеряется полная активность свободного объёма воды.

2.2.7.2.3.1.5Подтверждение соответствия рабочих характеристик требованиям, изложенным в пункте 2.2.7.2.3.1.4, должно осуществляться в соответствии с пунктами 6.4.12.1 и 6.4.12.2.

2.2.7.2.3.2 Объект с поверхностным радиоактивным загрязнением (SCO)

i) нефиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности, усредненное по площади 300 см² (или по всей поверхности, если её площадь меньше 300 см²), не превышает 4 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и альфа-излучателей низкой токсичности или 0,4 Бк/см² для всех других альфа-излучателей; и

ii) фиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности, усредненное по площади 300 см² (или по всей поверхности, если её площадь меньше 300 см²), не превышает 4 × 104 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и для альфа-излучателей низкой токсичности или 4 × 103 Бк/см² для всех других альфа-излучателей; и

iii) нефиксированное радиоактивное загрязнение плюс фиксированное радиоактивное загрязнение на недоступной поверхности, усредненное по площади 300 см² (или по всей поверхности, если её площадь меньше 300 см²), не превышает 4 × 104 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и для альфа-излучателей низкой токсичности или 4 × 103 Бк/см² для всех других альфа-излучателей;

b) SCO-II: твердый объект, на котором: фиксированное или нефиксированное радиоактивное загрязнение поверхности превышает соответствующие пределы, указанные для SCO-I в подпункте а), выше, и на котором:

i) нефиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности, усредненное по площади 300 см² (или по всей поверхности, если её площадь меньше 300 см²), не превышает 400 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и альфа-излучателей низкой токсичности или 40 Бк/см² для всех других альфа-излучателей; и

ii) фиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности, усредненное по площади 300 см² (или по всей поверхности, если её площадь меньше 300 см²), не превышает 8 × 105 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и для альфа-излучателей низкой токсичности или 8 × 104 Бк/см² для всех других альфа-излучателей;

iii) нефиксированное радиоактивное загрязнение плюс фиксированное радиоактивное загрязнение на недоступной поверхности, усредненное по площади 300 см² (или по всей поверхности, если её площадь менее 300 см²), не превышает 8 × 105 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и для альфа-излучателей низкой токсичности или 8 × 104 Бк/см² для всех других альфа-излучателей.

2.2.7.2.3.3Радиоактивный материал особого вида

2.2.7.2.3.3.1Радиоактивный материал особого вида должен иметь как минимум один размер не менее 5 мм. Если составной частью радиоактивного материала особого вида является герметичная капсула, эта капсула должна быть изготовлена таким образом, чтобы её можно было открыть только путём разрушения. Конструкция радиоактивного материала особого вида требует одностороннего утверждения.

2.2.7.2.3.3.2Радиоактивный материал особого вида должен обладать такими свойствами или должен быть таким, чтобы при испытаниях, указанных в пунктах 2.2.7.2.3.3.4–2.2.7.2.3.3.8, были выполнены следующие требования:

а) он не должен ломаться или разрушаться при испытаниях на столкновение, удар и изгиб, указанных, соответственно, в пунктах 2.2.7.2.3.3.5 a), b), c) и 2.2.7.2.3.3.6 a);

b) он не должен плавиться или рассеиваться при соответствующих тепловых испытаниях, указанных, соответственно, в пунктах 2.2.7.2.3.3.5 d) или 2.2.7.2.3.3.6 b); и

с) активность воды при испытаниях на выщелачивание согласно пунктам 2.2.7.2.3.3.7 и 2.2.7.2.3.3.8 не должна превышать 2 кБк; или же для закрытых источников степень утечки после соответствующих испытаний методом оценки объёмной утечки, указанных в ISO 9978:1992 «Радиационная защита – Закрытые источники – Методы испытания на утечку», не должна превышать соответствующего допустимого порога, приемлемого для компетентного органа.

2.2.7.2.3.3.3Подтверждение соответствия рабочих характеристик требованиям, изложенным в пункте 2.2.7.2.3.3.2, должно осуществляться в соответствии с пунктами 6.4.12.1 и 6.4.12.2.

2.2.7.2.3.3.4Образцы, представляющие собой или имитирующие радиоактивный материал особого вида, должны подвергаться испытанию на столкновение, испытанию на удар, испытанию на изгиб и тепловому испытанию, которое предусматривается в пункте 2.2.7.2.3.3.5, или альтернативным испытаниям, разрешенным в пункте 2.2.7.2.3.3.6. Для каждого из этих испытаний может использоваться отдельный образец. После каждого испытания должна проводиться оценка образца методом выщелачивания или определения объёма утечки, который должен быть не менее чувствительным, чем методы, указанные в пункте 2.2.7.2.3.3.7 для нерассеивающегося твердого материала или в пункте 2.2.7.2.3.3.8 для материала в капсуле.

2.2.7.2.3.3.5Соответствующие методы испытаний:

a) испытание на столкновение: образец сбрасывается на мишень с высоты 9 м. Мишень должна соответствовать предписаниям пункта 6.4.14;

b) испытание на удар: образец помещается на свинцовую пластину, лежащую на гладкой твердой поверхности, и по нему производится удар плоской стороной болванки из мягкой стали с силой, равной удару груза массой 1,4 кг при свободном падении с высоты 1 м. Нижняя часть болванки должна иметь диаметр 25 мм с краями, имеющими радиус закругления (3,0 ± 0,3) мм. Пластина из свинца твердостью 3,5–4,5 по шкале Виккерса и толщиной не более 25 мм должна иметь несколько большую поверхность, чем площадь опоры образца. Для каждого испытания на удар должна использоваться новая поверхность свинца. Удар болванкой по образцу должен производиться таким образом, чтобы нанести максимальное повреждение;

c) испытание на изгиб: это испытание должно применяться только к удлиненным и тонким источникам, имеющим длину не менее 10 см и отношение длины к минимальной ширине не менее 10. Образец должен жестко закрепляться в горизонтальном положении, так чтобы половина его длины выступала за пределы места зажима. Положение образца должно быть таким, чтобы он получил максимальное повреждение при ударе плоской поверхностью стальной болванки по свободному концу образца. Сила удара болванки по образцу должна равняться силе удара груза массой 1,4 кг, свободно падающего с высоты 1 м. Плоская поверхность болванки должна иметь диаметр 25 мм с краями, имеющими радиус закругления (3,0 ± 0,3) м;

d) тепловое испытание: образец должен нагреваться на воздухе до температуры 800°C, выдерживаться при этой температуре в течение 10 минут, а затем естественно охлаждаться.

2.2.7.2.3.3.6Образцы, представляющие собой или имитирующие радиоактивный материал, заключенный в герметичную капсулу, могут освобождаться от испытаний:

a) предписываемых в пунктах 2.2.7.2.3.3.5 a) и b), при условии, что масса радиоактивного материала особого вида:

i) менее 200 г и что вместо этого подвергаются испытанию на столкновение 4-го класса, предписываемому в стандарте ISO 2919:1999 «Радиационная защита – Закрытые радиоактивные источники – Общие требования и классификация»; или

ii) менее 500 г и что вместо этого подвергаются испытанию на столкновение 5-го класса, предписываемому в стандарте ISO 2919:1999 «Радиационная защита – Закрытые радиоактивные источники – Общие требования и классификация»; и

b) предписываемых в пункте 2.2.7.2.3.3.5 d), при условии, что они вместо этого подвергаются тепловому испытанию 6-го класса, которое предусмотрено в ISO 2919:1999 «Радиационная защита – Закрытые радиоактивные источники – Общие требования и классификация».

2.2.7.2.3.3.7Для образцов, представляющих собой или имитирующих нерассеивающийся твердый материал, оценка методом выщелачивания должна проводиться в следующем порядке:

a) образец погружается на 7 суток в воду при температуре внешней среды. Объем используемой при испытании воды должен быть достаточным для того, чтобы в конце 7-суточного испытания оставшийся свободный объём непоглощенной и непрореагировавшей воды составлял по меньшей мере 10% от объёма собственно твердого испытываемого образца. Начальное значение pH воды должно быть 6-8, а максимальная проводимость – 1 мСм/м при 20°C;

b) вода с образцом нагревается до температуры (50 ± 5)°C, а образец – выдерживается при этой температуре в течение 4 часов;

c) затем замеряется активность воды;

d) образец далее выдерживается не менее 7 суток без обдува на воздухе при температуре не менее 30°C с относительной влажностью не менее 90%;

e) образец затем погружается в воду с параметрами, указанными в подпункте a) выше; вода с образцом нагревается до температуры (50 ± 5)°C, и образец выдерживается при этой температуре в течение 4 часов;

f) после этого измеряется активность воды.

2.2.7.2.3.3.8Для образцов, представляющих собой или имитирующих радиоактивный материал, заключенный в герметичную капсулу, проводится либо оценка методом выщелачивания, либо оценка объёмной утечки в следующем порядке:

a) Оценка методом выщелачивания должна предусматривать следующие этапы:

i) образец погружается в воду при температуре внешней среды. Начальное значение pH воды должно быть 6–8, а максимальная проводимость – 1 мСм/м при температуре 20°C;

ii) вода и образец нагреваются до температуры (50 ± 5)°C, и образец выдерживается при этой температуре в течение 4 часов;

iii) затем измеряется активность воды;

iv) образец далее выдерживается в течение не менее 7 суток без обдува на воздухе при температуре не менее 30°C с относительной влажностью не менее 90%;

v) после этого процесс, указанный в подпунктах i), ii) и iii), повторяется.

b) Проводимая вместо этого оценка объёмной утечки должна включать любое приемлемое для компетентного органа испытание из числа предписанных в ISO 9978:1992 «Радиационная защита – Закрытые радиоактивные источники – Методы испытания на утечку».

2.2.7.2.3.4Материал с низкой способностью к рассеянию

2.2.7.2.3.4.1Конструкция радиоактивного материала с низкой способностью к рассеянию требует многостороннего утверждения. Радиоактивный материал с низкой способностью к рассеянию должен представлять собой такой радиоактивный материал, общее количество которого в упаковке удовлетворяет следующим требованиям:

а) уровень излучения на удалении 3 м от незащищенного радиоактивного материала не превышает 10 мЗв/ч;

b) при проведении испытаний, указанных в пунктах 6.4.20.3 и 6.4.20.4, выброс в атмосферу в газообразной и аэрозольной формах части с аэродинамическим эквивалентным диаметром до 100 мкм не превышает 100 A2. Для каждого испытания может использоваться отдельный образец; и

с) при испытании, указанном в пункте 2.2.7.2.3.1.4, активность воды не превышает 100 A2. При проведении этого испытания должно приниматься во внимание разрушающее воздействие испытаний, указанных в подпункте b), выше.

2.2.7.2.3.4.2Материал с низкой способностью к рассеянию подвергается следующим испытаниям:

Образцы, представляющие собой или имитирующие радиоактивный материал с низкой способностью к рассеянию, подвергаются усиленному тепловому испытанию, указанному в пункте 6.4.20.3, и испытанию на столкновение, указанному в пункте 6.4.20.4. Для каждого из этих испытаний может использоваться отдельный образец. После каждого испытания образец должен подвергаться испытанию на выщелачивание, указанному в пункте 2.2.7.2.3.1.4. После каждого испытания необходимо установить, были ли выполнены соответствующие требования, изложенные в пункте 2.2.7.2.3.4.1.

2.2.7.2.3.4.3Подтверждение соответствия рабочих характеристик требованиям, изложенным в пунктах 2.2.7.2.3.4.1 и 2.2.7.2.3.4.2, осуществляется в соответствии с положениями пунктов 6.4.12.1 и 6.4.12.2.

2.2.7.2.3.5Делящийся материал

Упаковки, содержащие делящиеся радионуклиды, должны быть отнесены к соответствующей позиции в таблице 2.2.7.2.1.1 для делящегося материала, кроме случаев, когда соблюдено одно из условий а)–d) настоящего пункта. Для каждого груза допускается только один вид освобождения.

a) Предел массы для груза, определяемый по формуле:

Предел массы дгруза

где X и Y – пределы массы, определенные в таблице 2.2.7.2.3.5, при условии, что наименьший внешний размер каждой упаковки составляет не менее 10 см и что либо:

i) каждая отдельная упаковка содержит не более 15 г делящегося материала; в случае неупакованного материала это количественное ограничение должно применяться к грузу, перевозимому внутри транспортного средства или на нем; либо

ii) делящийся материал представляет собой гомогенный водородосодержащий раствор или смесь, где отношение делящихся нуклидов к водороду составляет менее 5% масс; либо

iii) в любом 10-литровом объёме вещества содержится не более 5 г делящегося материала.

Ни бериллий, ни дейтерий не должны присутствовать в количествах, превышающих 1% от применимых предельных значений массы груза, которые указаны в таблице 2.2.7.2.3.5, за исключением естественной концентрации дейтерия в водороде.

b) Уран, обогащенный по урану-235 максимально до 1% массы, с общим содержанием плутония и урана-233, не превышающим 1% от массы урана-235, при условии, что делящийся материал распределен практически равномерно по всему материалу. Кроме того, если уран-235 присутствует в виде металла, окиси или карбида, то он не должен располагаться в виде упорядоченной решетки.

c) Жидкие растворы уранилнитрата, обогащенного по урану-235 максимально до 2% массы, с общим содержанием плутония и урана-233 в количестве, не превышающем 0,002% от массы урана, и с минимальным атомным отношением азота к урану (N/U), равным 2.

d) Упаковки, содержащие каждая в отдельности общую массу плутония не более 1 кг, в которой не более 20% массы, могут состоять из плутония-239, плутония-241 или любого сочетания этих радионуклидов.

Таблица 2.2.7.2.3.5Пределы массы груза для освобождения от требований, предъявляемых к упаковкам, содержащим делящийся материал

2.2.7.2.4Классификация упаковок или неупакованных материалов

Количество радиоактивного материала в упаковке не должно превышать соответствующих пределов для упаковки данного типа, как указывается ниже.

2.2.7.2.4.1Классификация в качестве освобожденной упаковки

2.2.7.2.4.1.1Упаковки могут классифицироваться в качестве освобожденных упаковок, если:

а) они являются порожними упаковочными комплектами, содержавшими радиоактивный материал;

b) они содержат приборы или изделия в ограниченных количествах;

с) они содержат изделия, изготовленные из природного урана, обедненного урана или природного тория; или

d) они содержат радиоактивный материал в ограниченных количествах.

2.2.7.2.4.1.2Упаковка, содержащая радиоактивный материал, может быть классифицирована в качестве освобожденной упаковки при условии, что уровень излучения в любой точке её внешней поверхности не превышает 5 мкЗв/ч.

Таблица 2.2.7.2.4.1.2Пределы активности для освобожденных упаковок

2.2.7.2.4.1.3Радиоактивный материал, содержащийся в приборе или другом промышленном изделии или являющийся их частью, может быть отнесен к № ООН 2911 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА – ПРИБОРЫ или ИЗДЕЛИЯ, при условии, что:

а) уровень излучения на расстоянии 10 см от любой точки внешней поверхности любого неупакованного прибора или изделия не превышает 0,1 мЗв/ч; и

i) часов или устройств с радиолюминесцентным покрытием;

ii) потребительских товаров, которые были утверждены компетентным органов в соответствии с пунктом 1.7.1.4 d) или каждый из которых не превышает указанного в таблице 2.2.7.2.2.1 (колонка 5) предела активности для груза, на который распространяется изъятие, при условии, что такие товары перевозятся в упаковке, на внутренней поверхности которой проставлена маркировка «РАДИОАКТИВНО» таким образом, чтобы при вскрытии упаковки было видно предупреждение о присутствии в ней радиоактивного материала; и

с) активный материал полностью закрыт неактивными элементами (устройство, единственной функцией которого является размещение внутри него радиоактивного материала, не должно рассматриваться в качестве прибора или промышленного изделия); и

d) пределы, указанные в колонках 2 и 3 таблицы 2.2.7.2.4.1.2, не превышаются для каждого отдельного предмета и каждой упаковки, соответственно.

2.2.7.2.4.1.4Радиоактивный материал с активностью, не превышающей предела, указанного в колонке 4 таблицы 2.2.7.2.4.1.2, может быть отнесен к № ООН 2910 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА – ОГРАНИЧЕННОЕ КОЛИЧЕСТВО МАТЕРИАЛА, при условии, что:

а) упаковка сохраняет радиоактивное содержимое в обычных условиях перевозки; и

b) упаковка имеет маркировку «РАДИОАКТИВНО», нанесенную на внутренней поверхности таким образом, чтобы при вскрытии упаковки было видно предупреждение о присутствии в ней радиоактивного материала.

2.2.7.2.4.1.5 Порожний упаковочный комплект, ранее содержавший радиоактивный материал с активностью, не превышающей предела, указанного в колонке 4 таблицы 2.2.7.2.4.1.2, может быть отнесен к № ООН 2908 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА – ПОРОЖНИЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ, при условии, что:

а) он в хорошем состоянии и надежно закрыт;

b) внешняя поверхность любой детали с ураном или торием в его конструкции закрыта неактивной оболочкой, изготовленной из металла или какого-либо другого прочного материала;

c) уровень нефиксированного радиоактивного загрязнения внутренних поверхностей при усреднении по любому участку в 300 см2 не превышает:

i) 400 Бк/см² для бета- и гамма-излучателей и для альфа-излучателей низкой токсичности; и

ii) 40 Бк/см² для всех других альфа-излучателей; и

d) любые знаки опасности, которые могли быть нанесены на него в соответствии с пунктом 5.2.2.1.11.1, больше не будут видны.

2.2.7.2.4.1.6Изделия, изготовленные из природного урана, обедненного урана или природного тория, и изделия, в которых единственным радиоактивным материалом является необлученный природный уран, необлученный обедненный уран или необлученный природный торий, могут быть отнесены к № ООН 2909 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, ОСВОБОЖДЕННАЯ УПАКОВКА – ИЗДЕЛИЯ, ИЗГОТОВЛЕННЫЕ ИЗ ПРИРОДНОГО УРАНА или ОБЕДНЕННОГО УРАНА или ПРИРОДНОГО ТОРИЯ, при условии, что внешняя поверхность урана или тория закрыта неактивной оболочкой, изготовленной из металла или какого-либо другого прочного материала.

2.2.7.2.4.2Классификация в качестве материала с низкой удельной активностью (LSA)

Радиоактивный материал может быть классифицирован в качестве материала LSA только в том случае, если выполнены условия пунктов 2.2.7.2.3.1 и 4.1.9.2.

2.2.7.2.4.3Классификация в качестве объекта с поверхностным радиоактивным загрязнением (SCO)

Радиоактивный материал может быть классифицирован в качестве SCO только в том случае, если выполнены условия пунктов 2.2.7.2.3.2. и 4.1.9.2.

2.2.7.2.4.4 Классификация в качестве упаковки типа А

Упаковки, содержащие радиоактивный материал могут быть классифицированы как упаковки типа А при соблюдении следующих условий:

Упаковки типа A не должны содержать активность, превышающую следующие значения:

a) для радиоактивного материала особого вида – A1; или

b) для всех других радиоактивных материалов – A2.

В отношении смесей радионуклидов, состав и соответствующая активность которых известны, к радиоактивному содержимому упаковки типа A применяется следующее условие:

Условие для радиоактивных кгрузов в упаковке типа A

B(i) — активность i-го радионуклида в качестве радиоактивного материала особого вида;

A1(i) — значение A1 для i-го радионуклида;

C(j) -активность j-го радионуклида в качестве материала, иного, чем радиоактивный материал особого вида;

A2(j) — значение A2 для j-го радионуклида.

2.2.7.2.4.5 Классификация гексафторида урана Гексафторид урана должен относиться только к № ООН 2977 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, УРАНА ГЕКСАФТОРИД, ДЕЛЯЩИЙСЯ или № ООН 2978 РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ, УРАНА ГЕКСАФТОРИД, неделящийся или делящийся-освобожденный.

2.2.7.2.4.5.1 Упаковки с гексафторидом урана не должны содержать:

а) массы гексафторида урана, отличающейся от массы, разрешенной для данной конструкции упаковки;

b) массы гексафторида урана, превышающей значение, которое привело бы к образованию незаполненного объёма менее 5% при максимальной температуре упаковки, которая указывается для производственных систем, где будет использоваться данная упаковка; или

с) гексафторида урана в нетвердом состоянии или при внутреннем давлении в упаковке выше атмосферного во время её предъявления к перевозке.

2.2.7.2.4.6Классификация в качестве упаковки типа В(U), типа B(М) или типа С

2.2.7.2.4.6.1Упаковки, не классифицированные иным образом в подразделе 2.2.7.2.4 (2.2.7.2.4.1–2.2.7.2.4.5), должны классифицироваться в соответствии с сертификатом об утверждении упаковки, выданным компетентным органом страны происхождения конструкции.

2.2.7.2.4.6.2Упаковка может быть классифицирована в качестве упаковки типа B(U) только в том случае, если она не содержит:

a) активности, превышающей значения, разрешенные для данной конструкции упаковки;

b) радионуклидов, отличающихся от тех, которые разрешены для данной конструкции упаковки; или

c) содержимого, форма либо физическое или химическое состояние которого отличается от тех, которые разрешены для данной конструкции упаковки, что указывается в сертификате об утверждении.

2.2.7.2.4.6.3Упаковка может быть классифицирована в качестве упаковки типа B(M) только в том случае, если она не содержит:

a) активности, превышающей значения, разрешенные для данной конструкции упаковки;

b) радионуклидов, отличающихся от тех, которые разрешены для данной конструкции упаковки; или

c) содержимого, форма либо физическое или химическое состояние которого отличается от тех, которые разрешены для данной конструкции упаковки,

что указывается в сертификате об утверждении.

2.2.7.2.4.6.4 Упаковка может быть классифицирована в качестве упаковки типа С только в том случае, если она не содержит:

a) активности, превышающей значения, разрешенные для данной конструкции упаковки;

b) радионуклидов, отличающихся от тех, которые разрешены для данной конструкции упаковки; или

c) содержимого, форма либо физическое или химическое состояние которого отличается от тех, которые разрешены для данной конструкции упаковки, что указывается в сертификате об утверждении.

2.2.7.2.5 Специальные условия

Радиоактивный материал должен классифицироваться как транспортируемый в специальных условиях, когда он предназначен для перевозки в соответствии с разделом 1.7.4.

Автомобильные перевозки грузов

ДОПОГ

Часть 1 Общие положения

  • Глава 1.1
  • Глава 1.2
  • Глава 1.3
  • Глава 1.4
  • Глава 1.5
  • Глава 1.6
  • Глава 1.7
  • Глава 1.8
  • Глава 1.9
  • Глава 1.10
  • Глава 2.1
  • Глава 2.2
    • Класс 1. Взрывчатые вещества и изделия
    • Класс 2. Газы
    • Класс 3. Легковоспламеняющиеся жидкости
    • Класс 4.1. Легковоспламеняющиеся твердые вещества
    • Класс 4.2. Вещества, способные к самовозгоранию
    • Класс 4.3. Вещества, выделяющие легковоспламеняющиеся газы при соприкосновении с водой
    • Класс 5.1. Окисляющие вещества
    • Класс 5.2. Органические пероксиды
    • Класс 6.2. Инфекционные вещества
    • Радиоактивные материалы
    • Класс 8 Коррозионные вещества
    • Класс 9 Прочие опасные вещества, изделия
  • Глава 2.3

3. Перечень опасных грузов, специальные положения и изъятия, связанные с ограниченными и освобожденными количествами

4. Упаковка и цистерны

5. Процедуры отправления

6. Требования к изготовлению и испытаниям тары, контейнеров средней грузоподъёмности (КСГМГ), крупногабаритной тары, цистерн и контейнеров для массовых грузов

7. Условия перевозки, погрузки, разгрузки и обработки грузов

8. Требования к экипажам, оборудованию, эксплуатации транспортных средств, и документации

Поставки ВЭД под ключ

Источник

Рейтинг
Ufactor
Добавить комментарий