Документ предоставлен КонсультантПлюс
ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ
И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
ПОСТАНОВЛЕНИЕ
от 4 октября 2004 г. N 5
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ
В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ
ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ"
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору постановляет:
Утвердить и ввести в действие с 5 января 2005 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов" (НП-053-04).
Вр.и.о. Руководителя
А.Б.МАЛЫШЕВ
Утверждены
Постановлением
Федеральной службы
по экологическому,
технологическому
и атомному надзору
от 4 октября 2004 г. N 5
Введены в действие
с 5 января 2005 года
ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ
НП-053-04
Нормативный документ "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов" устанавливает требования безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. Требования нормативного документа распространяются на транспортирование радиоактивных материалов всеми видами транспорта.
Нормативный документ выпускается взамен Правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ (ПБТРВ-73) и Основных правил безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов (ОПБЗ-83) <*>.
------------------------------------
<*> Нормативный документ разработан с учетом рекомендаций МАГАТЭ, представленных в документе "Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов. Издание 1996. N ST-1, МАГАТЭ, 1996". В нормативном документе учтены исправления и изменения, представленные МАГАТЭ в документе "Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material. 1996 Edition (Revised). N TS-R-1 (ST-1, Revised), IAEA, 2000".
Разработан в Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору и Федеральном агентстве по атомной энергии при участии специалистов Минздрава России, МВД России, МПС России, Минтранса России, в том числе Агапова А.М., Ананьева В.В., Андросюка В.Н., Антипина Е.Б., Афанасьева А.В., Барковского А.Н., Внукова В.Н., Гордеева И.К., Ершова В.Н., Журавлева Е.А., Зелинского П.М., Кислова А.И., Колесникова А.С., Кузнецова Ю.В., Максимкина И.Ф., Михайлова М.В., Охотиной И.А., Попова С.А., Романова В.В., Свиридова В.И., Семенова А.А., Силинского С.Л., Тихонова Н.С., Токаренко А.И., Треймана Г.О., Тяжкороба В.Н., Уланова С.А., Шаповалова В.И., Шарафутдинова Р.Б., Щербакова Ю.И., Якушева В.А.
ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ
АСФ - аварийно-спасательное формирование
ИБК - индекс безопасности по критичности
ИКАО - Международная организация гражданской авиации
ИМО - Международная морская организация
ИСО - Международная организация по стандартизации
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
ООН - Организация Объединенных Наций
Правила МАГАТЭ - Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов. Издание 1996 (исправленное). TS-R-1 (ST-1, исправленное), МАГАТЭ, 2000
ТИ - транспортный индекс
ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
Для целей настоящих Правил применяются следующие термины и определения.
1. А1 - значение активности радиоактивного материала особого вида, которое указано в табл. I и II Приложения 1 или определено согласно Приложению 1 и которое используется для определения пределов активности согласно соответствующим требованиям настоящих Правил.
2. А2 - значение активности радиоактивного материала, за исключением радиоактивного материала особого вида, которое указано в табл. I и II Приложения 1 или определено согласно Приложению 1 и которое используется для определения пределов активности согласно соответствующим требованиям настоящих Правил.
3. Активность - мера радиоактивности. Для определенного количества радионуклида в определенном энергетическом состоянии в заданный момент времени активность А задается в виде:
А = dN/dt,
где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений от данного энергетического уровня за интервал времени dt. В системе СИ единицей измерения активности является беккерель (Бк).
4. 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.
5. Делящиеся материалы - ядерные материалы, содержащие 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;
б) природный уран или обедненный уран, облученный только в реакторах на тепловых нейтронах.
6. Индекс безопасности по критичности (ИБК) - установленное для упаковки, транспортного пакета или грузового контейнера, содержащих делящийся ядерный материал, число, которое используется для контроля за общим количеством упаковок, транспортных пакетов или грузовых контейнеров, содержащих делящийся материал.
7. Исключительное использование - использование одним грузоотправителем транспортного средства или большого грузового контейнера, с которыми все начальные, промежуточные и окончательные операции по погрузке и выгрузке осуществляются грузоотправителем или грузополучателем или по их указаниям.
8. Категория (упаковки или транспортного пакета) - обозначение степени радиационной опасности упаковки или пакета, определяемое по уровню излучения на их поверхности и их транспортному индексу (ТИ) (английское сокращение: TI).
9. Контейнер средней грузоподъемности для массовых грузов (КСГМГ) - перемещаемый упаковочный комплект, который:
а) имеет внутренний объем не более 3 куб. м;
б) имеет конструкцию, позволяющую осуществлять механическую обработку грузов;
в) устойчив к нагрузкам, возникающим при обработке и перевозке грузов, согласно эксплуатационным испытаниям;
г) сконструирован в соответствии с нормами, изложенными в главе, посвященной рекомендациям для контейнеров средней грузоподъемности для массовых грузов, Рекомендаций Организации Объединенных Наций по перевозке опасных грузов (глава 16 издания ООН - ST/SG/AC.10/1).
10. Максимальное нормальное рабочее давление - максимальное давление, превышающее атмосферное давление на уровне моря, которое может возникнуть в системе герметизации упаковки в течение одного года в условиях температурного режима и солнечной радиации, соответствующих окружающим условиям, без вентилирования или сброса избыточного давления, внешнего охлаждения посредством дополнительной системы или без мер эксплуатационного контроля во время перевозки.
11. Материал с низкой удельной активностью (материал НУА) - радиоактивный материал, который по своей природе имеет ограниченную удельную активность, или радиоактивный материал, к которому применяются пределы установленной средней удельной активности. Материалы внешней защиты, окружающие материал НУА, при определении средней удельной активности не должны учитываться.
Материалы НУА входят в одну из трех групп:
11.1. Материалы НУА-I:
а) урановые и ториевые руды и концентраты таких руд, другие руды, содержащие радионуклиды природного происхождения (например, уран, торий) и предназначенные для переработки с целью использования этих радионуклидов;
б) твердый необлученный природный уран, или обедненный уран, или природный торий, или их твердые или жидкие составы, или смеси;
в) радиоактивные материалы, для которых величина А2 не ограничивается, кроме делящихся ядерных материалов в количествах, не подпадающих под освобождение по пункту 2.12.2;
г) другие радиоактивные материалы, в которых активность распределена по всему объему и установленная средняя удельная активность не превышает более чем в 30 раз концентрацию активности, указанную в Приложении 1, за исключением делящихся ядерных материалов в количествах, не подпадающих под освобождение по пункту 2.12.2.
11.2. Материалы НУА-II:
а) вода с удельной активностью трития до 0,8 ТБк/л;
б) материалы, в которых активность распределена по всему
объему, а установленная средняя удельная активность не превышает
-4 -5
10 А2/г для твердых и газообразных материалов и 10 А2/г для
жидкостей.
11.3. Материалы НУА-III - твердые материалы, например связанные отходы, активированные материалы, исключая порошки, в которых:
а) радиоактивный материал распределен по всему твердому материалу, или набору твердых объектов, или в значительной степени равномерно распределен в твердом сплошном связывающем материале (таком как бетон, битум, керамика и т.д.); и
б) радиоактивный материал мало растворим в воде или по своей природе содержится в малорастворимой основной массе (утечка радиоактивного материала из упаковки при помещении его в воду на 7 суток не превышает 0,1А2); и
в) установленная средняя удельная активность без учета любого
-3
защитного материала не превышает 2 x 10 А2/г.
-7
12. Необлученный торий - торий, содержащий не более 10 г
урана-233 на 1 г тория-232.
3
13. Необлученный уран - уран, содержащий не более 2 x 10 Бк
плутония на 1 г урана-235 и не более 9 МБк продуктов деления на 1
-3
г урана-235 и не более чем 5 x 10 г урана-236 на 1 г урана-235.
14. Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности - радиоактивные материалы, которые самопроизвольно или при контакте с поверхностью при обычных условиях перевозки не переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду.
15. Обедненный уран - уран, содержащий меньшее в процентном отношении количество урана-235 по массе по сравнению с природным ураном. Присутствует небольшое количество урана-234.
16. Обогащенный уран - уран, содержащий большее в процентном отношении количество урана-235 по массе по сравнению с природным ураном. Присутствует небольшое количество урана-234.
17. Объект с поверхностным радиоактивным загрязнением (ОПРЗ) - твердый предмет, который, не являясь радиоактивным, имеет радиоактивное загрязнение поверхности.
ОПРЗ относятся к одной из двух групп:
17.1. ОПРЗ-I - твердый объект, на котором:
а) нефиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности, усредненное по площади 300 кв. см (или по всей поверхности, если ее площадь меньше 300 кв. см), не превышает 4 Бк/кв. см для бета- и гамма-излучателей и альфа-излучателей низкой токсичности и 0,4 Бк/кв. см для всех других альфа-излучателей; и
б) фиксированное радиоактивное загрязнение на доступной
поверхности, усредненное по площади 300 кв. см (или по всей
поверхности, если ее площадь меньше 300 кв. см), не превышает
4
4 x 10 Бк/кв. см для бета- и гамма-излучателей и для
3
альфа-излучателей низкой токсичности и 4 x 10 Бк/кв. см для всех
других альфа-излучателей; и
в) нефиксированное радиоактивное загрязнение плюс
фиксированное радиоактивное загрязнение на недоступной
поверхности, усредненное по площади 300 кв. см (или по всей
поверхности, если ее площадь меньше 300 кв. см), не превышает
4
4 x 10 Бк/кв. см для бета- и гамма-излучателей и для
3
альфа-излучателей низкой токсичности и 4 x 10 Бк/кв. см для всех
других альфа-излучателей.
17.2. ОПРЗ-II - твердый объект, на котором фиксированное загрязнение или нефиксированное загрязнение поверхности превышает соответствующие пределы, указанные для ОПРЗ-I, и на котором:
а) нефиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности, усредненное по площади 300 кв. см (или по всей поверхности, если ее площадь меньше 300 кв. см), не превышает 400 Бк/кв. см для бета- и гамма-излучателей и альфа-излучателей низкой токсичности и 40 Бк/кв. см для всех других альфа-излучателей; и
б) фиксированное радиоактивное загрязнение на доступной
поверхности, усредненное по площади 300 кв. см (или по всей
поверхности, если ее площадь меньше 300 кв. см), не превышает
5
8 x 10 Бк/кв. см для бета- и гамма-излучателей и для
4
альфа-излучателей низкой токсичности и 8 x 10 Бк/кв. см для всех
других альфа-излучателей; и
в) нефиксированное радиоактивное загрязнение плюс
фиксированное радиоактивное загрязнение на недоступной
поверхности, усредненное по площади 300 кв. см (или по всей
поверхности, если ее площадь менее 300 кв. см), не превышает
5
8 x 10 Бк/кв. см для бета- и гамма-излучателей и для
4
альфа-излучателей низкой токсичности и 8 x 10 Бк/кв. см для всех
других альфа-излучателей.
18. Природный уран - уран, содержащий природную смесь изотопов урана (примерно 99,28% урана-238 и 0,72% урана-235 по массе). Присутствует небольшое количество урана-234.
19. Программа радиационной защиты - программа систематически проводимых при перевозке радиоактивных материалов мероприятий по обеспечению планирования и учета мер радиационной защиты.
20. Радиоактивное вещество - не относящееся к ядерным материалам вещество, испускающее ионизирующее излучение.
21. Радиоактивный материал особого вида (РМОВ) - нерассеивающийся твердый либо помещенный в герметичную оболочку радиоактивный материал, отвечающий требованиям настоящих Правил к РМОВ.
22. Радиоактивный материал с низкой способностью к рассеянию (РМНР) - твердый радиоактивный материал, не находящийся в порошкообразной форме, или твердый радиоактивный материал, помещенный в герметичную оболочку, имеющий ограниченную способность к рассеянию, отвечающий требованиям настоящих Правил к РМНР.
23. Радиоактивное загрязнение поверхности - присутствие радиоактивных материалов техногенного происхождения на поверхности транспортных средств, грузовых контейнеров, тары, упаковок и других предметов в количествах, превышающих 0,4 Бк/кв. см для бета-, гамма- и альфа-излучателей низкой токсичности и 0,04 Бк/кв. см для всех других альфа-излучателей.
24. Радиоактивное содержимое - радиоактивный материал вместе с любыми радиоактивными или активированными твердыми веществами, жидкостями и газами, находящимися в упаковочном комплекте.
25. Радиоактивный материал - ядерный материал и (или) радиоактивное вещество. Термин используется в настоящих Правилах как обобщающий, когда нет различий в требованиях к перевозке радиоактивных веществ и ядерных материалов. Здесь и далее под радиоактивными материалами понимаются также и изделия на их основе.
26. Резервуар - контейнер-цистерна, автоцистерна, железнодорожная цистерна или емкость вместимостью не менее 450 л для жидкостей, порошков, гранул или смесей и не менее 1000 л для газов. Резервуар должен быть пригоден для перевозки по наземным и водным путям, для наполнения и опорожнения без удаления конструкционного оборудования, должен иметь стабилизирующие элементы и элементы крепления на транспортном средстве и быть пригодным для подъема в заполненном состоянии.
27. Самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция деления (СЦР) - процесс деления радионуклидов, при котором число нейтронов, образующихся в процессе деления ядер за какой-либо интервал времени, равно или больше числа нейтронов, убывающих из системы вследствие утечки и поглощения за этот же интервал времени.
|
