Таблица 2.2.7.2.1.1 Определяне на номера по UN

Таблица 2.2.7.2.2.2: Базисни радионуклидни стойности за неизвестни радионуклиди или смеси

2. 
   При изчисляване на A₁ и A₂ за радионуклид, който не е в Таблица 2.2.7.2.2.1, дадена единична верига на радиоактивно съотношения, и при който никой дъщерен нуклид няма период на полуразпад или по дълъг от 10 дни или по дълъг от този на нуклида майка, ще се счита за единичен радионуклид; и активността която трябва да се вземе предвид и стойността на А1 или А2, която трябва да се приложи, трябва да бъдат онези, които съответстват на нуклида майка в тази верига. В случай на вериги на радиоактивен разпад, при който всеки дъщерен нуклид има период на полуразпад или по дълъг от 10 дни, или по-голям от този на нуклида майка, нуклидът-майка и подобни дъщерни нуклиди ще се смятат за смеси от различни нуклиди.
   

2. 
   За смеси от радионуклиди, базисните радионуклидни стойности посочени в 2.2.7.2.2.1 могат да се определят както следва:
   

където,
f(i) е фракцията на активността или концентрацията на активността i в сместа;

2. 
   Когато идентичността на всеки радионуклид е известна, но индивидуалните активности на някои от радионуклидите не са известни, радионуклидите могат да се групират,а най-ниската радионуклидна стойност, в зависимост от случая за радионуклидите от всяка група, може да се използва при прилагане на формулите в 2.2.7.2.2.4 и 2.2.7.2.4.4. Групите могат да се базират на общата алфа активност и общата бета/гама активност, когато те са известни, като се използват най-ниските радионуклидни стойности съответно за алфа излъчватели или бета/гама излъчватели.
   

2. 
   За индивидуални радионуклиди или смеси от радионуклиди, за които съответните данни не са налични, използват се стойностите, дадени в Таблица 2.2.7.2.2.2.
   

2.2.7.2.3 Определяне на други съществени характеристики на материалите

2. 
   Материалите от тип LSAсе подразделят на три групи:
   

1. 
   LSA-I
   

1. 
   руди, съдържащи уран и торий и концентрати на такива руди, както и други руди съдържащи природни радионуклиди, които са предназначени за обработка с цел използването на тези радионуклиди;
   

2. 
   природен уран, обеднен уран, природен торий или техните съединения или смеси, при условие че са необлъчени и в твърда или течна форма;
   

3. 
   радиоактивни материали, при които стойноста A₂ е неограничена, с изключение на класифицираните като разпадащи се материали съгласно 2.2.7.2.3.5; или
   

4. 
   други радиоактивни материали, при които активноста е разпределена в цялото вещество и изчислената средна специфична активност не превишава 30 пъти стойностите за специфичната активност, посочена в 2.2.7.2.2.1 - 2.2.7.2.2.6, с изключение на материалите класифицирани като разпадащи се съгласно 2.2.7.2.3.5;
   

2. 
   LSA-II
   

1. 
   вода с максимална концентрация на тритий до 0.8 TBq/l; или
   

2. 
   други материали, в които активността е разпределена в цялото вещество, а изчислената средна специфична активност не надвишава 10^-4 A₂/g за твърди вещества и газове и 10^-5 A₂/g за течности;
   

3. 
   LSA-III – Твърди вещества (напр. консолидирани отпадъци или активирани материали), с изключение на прахове, при които:
   

1. 
   радиоактивните материали са разпределени в цялото твърдо вещество или по всички твърди предмети, или са по принцип хомогенно разпределени в твърд компактен агломерат (като бетон, битум, керамика и др.);
   

2. 
   радиоактивните материали са относително неразтворими или се съдържат в една относително неразтворима матрица, така че даже в случай на погиване на опаковката, загубата на радиоактивни материали на пакетпоради екстракция, няма да превиши 0.1 A2, когато се постави във вода в продължение на седем дни ; и
   

3. 
   изчислената средна специфична активност на твърдото вещество, с изключение на защитния материал, не надвишава 2 x10-3 A2/g.
   

2. 
   Материалът LSA-III е твърдо вещество от такова естество, че ако цялото съдържание на пакета бъде подложено на изпитанието, описано в 2.2.7.2.3.1.4 активността във водата да не превишава 0.1 A₂.
   

2. 
   Материалите LSA-III трябва да се изпитват както следва:
   

Мостра от твърд материал, представителна за цялото съдържание на пакета се потапя във вода в продължение на 7 дни при температура на околната среда. Обемът на използваната при изпитанието вода трябва да е достатъчен, за да се гарантира, че в края на 7-дневния изпитателен период останалото свободно количество неабсорбирана и нереагирала вода, е поне 10% от обема на самата мостра от изпитваното твърдо вещество. Водата трябва да има първоначално pH от 6-8 и максимална проводимост от 1 mS/m при 20 °C. Общата активност на свободния обем вода се измерва след 7-дневното потапяне на изпитваната мостра.

2. 
   Съответствието с нормите за показатели съгласно 2.2.7.2.3.1.4 се доказва в съответствие с 6.4.12.1 и 6.4.12.2.
   

2. 
   Повърхностно замърсен предмет (SCO)
   

SCO се класифицира в една от двете групи:

1. 
   SCO-I: твърд предмет, върху който:
   

1. 
   по отношение на достъпната повърхност средната стойност на нефиксираното замърсяване върху площ от 300 cm² (или върху цялата площ, ако тя е по-малка от 300 cm²) не превишава 4 Bq/cm² при бета и гама излъчвателите и слабо токсичните алфа излъчватели, или 0.4 Bq/cm² за всички други алфа излъчватели; и
   

2. 
   по отношение на достъпната повърхност средната стойност на фиксираното замърсяване върху площ от 300 cm² (или върху цялата площ, ако тя е по-малка от 300 cm²) не превишава 4 x104 Bq/cm² при бета и гама излъчвателите и слабо токсичните алфа излъчватели, или 4 x 103 Bq/cm² за всички други алфа излъчватели; и
   

3. 
   по отношение на недостъпната повърхност средната стойност на нефиксираното замърсяване, добавено към фиксираното замърсяване върху площ от 300 cm² (или върху цялата площ, ако тя е по малка от 300 cm²) не превишава 4 x104 Bq/cm² при бета и гама излъчвателите и слаботоксичните алфа излъчватели или 4x103 Bq/cm² при всички други алфа излъчватели;
   

2. 
   SCO-II: твърд предмет, при който фиксираното замърсяване или нефиксираното замърсяване на повърхността превишават приложимите граници за SCO-I в подточка (a) по-горе и върху който:
   

1. 
   по отношение на достъпната повърхност средната стойност на нефиксираното замърсяване върху площ от 300 cm² (или върху цялата площ, ако тя е по-малко от 300 cm²) не превишава 400 Bq/cm² за бета и гама излъчвателите и слабо токсичните алфа излъчватели, или 40 Bq/cm² за всички други алфа излъчватели; и
   

2. 
   по отношение на достъпната повърхност, средната стойност на фиксираното замърсяване върху площ от 300 cm² (или върху цялата площ, ако тя е по-малко от 300 cm²) не превишава 8 x105 Bq/cm² за бета и гама излъчвателите и ниско токсичните алфа излъчватели, или 8 x104 Bq/cm² за всички други алфа излъчватели; и
   

3. 
   по отношение на недостъпната повърхност средната стойност на нефиксираното замърсяване, добавено към фиксираното замърсяване върху площ от 300 cm² (или върху цялата площ, ако тя е по-малко от 300 cm²) не превишава 8 x105 Bq/cm² за бета и гама излъчватели и слабо токсичните алфа излъчватели, или 8 x104 Bq/cm² за всички останали алфа излъчватели.
   

2. 
   Радиоактивен материал от особен вид
   

1. 
   Радиоактивният материал от особен вид трябва да има поне един размер, който да не е по-малък от 5 mm. Когато запечатана капсула представлява част от радиоактивния материал от особен вид, капсулата трябва да е така произведена, че да се отваря само чрез разрушаването й. Дизайнът за радиоактивен материал от особен вид изисква едностранно одобрение
   

2. 
   Радиоактивният материал от особен вид трябва да е от такова естество или така проектиран, че при подлагане на изпитанията, посочени в 2.2.7.2.3.3.4 до 2.2.7.2.3.3.8, да отговаря на следните изисквания:
   

1. 
   Да не се разрушава или раздробява при изпитания за удар, сблъсък и огъване съгласно 2.2.7.2.3.3.5 (a), (b), (c) и 2.2.7.2.3.3.6 (a) според случая;
   

2. 
   Да не се разтапя или диспергира при приложимото изпитание на нагряване в 2.2.7.2.3.3.5 (d) или 2.2.7.2.3.3.6 (b) според случая; и
   

3. 
   Активността във водата при изпитване за просмукване, според 2.2.7.2.3.3.7 и 2.2.7.2.3.3.8 да не превишава 2 kBq; или съответно за закрити източници, скоростта на изтичане при изпитанието за оценка на обема на изтеклото количество, посочено в ISO 9978:1992 „Радиационна защита – Закрити радиоактивни източници – методи за изпитване на херметичност“ да не превишава допустимите нива, приемливи за компетентния орган .
   

3. 
   Съответствието с нормите съгласно 2.2.7.2.3.3.2 трябва да се докаже в съответствие с 6.4.12.1 и 6.4.12.2.
   

4. 
   Образци, които съдържат или имитират радиоактивен материал от особен вид, се подлагат на изпитвания за издръжливост при падане от височина, при удар, на огъване и на загряване съгласно 2.2.7.2.3.3.5 или на алтернативни изпитания, както е разрешено в 2.2.7.2.3.3.6. За всяко от изпитванията може да се използва различен образец. След всяко изпитание се извършва оценка на просмукването или обемна оценка за пропускливостта на образеца чрез метод, чиято чувствителност да не е по-малка от тази на методите, дадени в 2.2.7.2.3.3.7 за недиспергиращи се твърди материали или 2.2.7.2.3.3.8 за капсулирани материали.
   

5. 
   Съответните методи за изпитване са:
   

1. 
   Изпитване при падане от височина: Образецът трябва да падне върху целта от височина 9 m. Целта се определя съгласно 6.4.14;
   

2. 
   Изпитване на удар: образецът трябва да се постави върху оловен лист, закрепен върху гладка твърда повърхност и ударен с плоската страна на блокче от мека стомана, така че да нанесе удар, равен на този, при свободното падане на предмет с тегло 1,4 kg от 1 m. По-ниската част на блокчето трябва да е 25 mm в диаметър, като ръбовете са заоблени в радиус (3,0 ± 0,3) mm. Оловото, с коефициент на твърдост 3,5 до 4,5 по скалата на Викърс и с дебелина не повече от 25 mm, трябва да покрива площ по-голяма от тази, покривана от образеца. За всеки удар трябва да се използва нова оловна повърхност. Блокчето трябва да удря образеца така, че да причини максимална щета.
   

3. 
   Изпитване на огъване: изпитването са прилага само за дълги, тънки източници с минимална дължина от 10 cm и съотношение на дължината към най-малката ширина не по-малко от 10. Образецът трябва да се притегне здраво в хоризонтална позиция, така че едната половина от дължината му да се показва от прикрепващия елемент. Ориентацията на образеца трябва да е такава, че той да е подложен на максимално повреждане, когато свободният му край бъде ударен от плоската страна на стоманено блокче. Блокчето трябва да удари образеца така, че да нанесе удар, равен на този при свободното падане на предмет с тегло 1,4 kg от 1 m. По-ниската част на блокчето трябва да е 25 mm в диаметър, като ръбовете са заоблени в радиус (3,0 ± 0,3) mm.
   

4. 
   Изпитване на нагряване: образецът трябва да се нагрее на въздух до температура от 800 °С и да се държи на тази температура за период от 10 минути, след което се оставя да се охлади
   

6. 
   Образци, които съдържат или симулират радиоактивни материали затворени в закрита капсула могат да се освободят от :
   

1. 
   Изпитанията предписани в 2.2.7.2.3.3.5 (a) и (b) при условие че масата на радиоактивните материали от особен вид:
   

1. 
   е по-малка от 200 g и те са алтернативно подложени на изпитание за ударно въздействие Клас 4 предписан в ISO 2919:1999 "Радиационна защита - Закрити радиоактивни източници - Общи изисквания и класификация"; или
   

2. 
   е по-малка от 500 g и те са алтернативно подложени на изпитания за ударна якост от Клас 5 предписано в ISO 2919:1999 "Радиационна защита - Закрити радиоактивни източници - Общи изисквания и класификация"; и
   

2. 
   Изпитването посочено в 2.2.7.2.3.3.5 (d) при условие че са алтернативно подложени на температурното изпитание за Клас 6 предписано в ISO 2919:1999 "Радиационна защита – Закрити радиоактивни източници – Общи изисквания и класификация".
   

7. 
   За образци, които съдържат или наподобяват недиспергиращи се твърди материали, трябва да се извърши оценка на просмукването им както следва:
   

1. 
   Образецът трябва да се потопи за 7 дни във вода с температура на околната среда. Обемът на водата използвана в изпитанието трябва да бъде достатъчен, за да се гарантира,че в края на 7-дневния изпитателен период останалото свободно количество неабсорбирана и нереагирала вода трябва да бъде минимум 10% от обема на самата мостра от изпитваното твърдо вещество. Водата трябва да има първоначално pH от 6-8 и максимална проводимост от 1 mS/m при 20 °C;
   

2. 
   След това водата заедно със образеца трябва да се нагрее до температура (50 x 5) °C и да се поддържа при тази температура 4 часа;
   

3. 
   След това се определя активността на водата;
   

4. 
   След това образецът се държи най малко 7 дни в неподвижна въздушна среда при температура не по-ниска от 30 °C и относителна влажност не по-малко от 90%;
   

5. 
   След това образецът отново се потапя във вода със същата характеристика както в (a) по-горе и водата заедно с образеца се нагрява до (50 x 5) °C и се държи при тази температура 4 часа;
   

6. 
   След това се определя активността на водата.
   

8. 
   За образци, които съдържат или наподобяват радиоактивни материали, затворени в закрита капсула, трябва да се извърши или оценка на процеждането или обемна оценка на изтичането, както следва:
   

1. 
   Оценката на процеждането трябва да включва следните етапи:
   

1. 
   Образецът трябва да се потопи във вода с температура на околната среда. Водата трябва да има първоначално pH от 6-8 с максимална проводимост от 1 mS/m при 20 °C;
   

2. 
   Водата заедно с образеца трябва да се нагреят до (50 x5) °C и да се държат при тази температура 4 часа;
   

3. 
   След това се определя активността на водата;
   

4. 
   след това образецът се държи най малко 7 дни в неподвижна въздушна среда с температура не по-ниска от 30 °C и относителна влажност не по-ниска от 90%;
   

5. 
   повтарят се процесите от (i), (ii) и (iii) ;
   

2. 
   Алтернативното изпитване за обемна оценка на изтичане трябва да включва което и да е от изпитанията, предписани в ISO 9978:1992 "Радиационна защита - Закрити радиоактивни източници – Методи за изпитване за херметичност", което е прието от компетентния орган.
   

4. 
   Слабодиспергиращи се радиоактивни материали
   

1. 
   Дизайнът за слабодиспергиращ се радиоактивен материал изисква многостранно одобрение. Слабо диспергиращият се радиоактивен материал е такъв, че общото количество от този радиоактивен материал в един пакет да отговаря на следните изисквания:
   

1. 
   Радиационното ниво на 3 m от неекранирания радиоактивен материал да не превишава 10 mSv/h;
   

2. 
   Ако бъде подложен на изпитванията посочени в 6.4.20.3 и 6.4.20.4, освобождаването във въздуха под формата на газ и малки частици с до 100 µm аеродинамичен еквивалентен диаметър да не превиши 100 A2. За всяко изпитание може да се използва отделен образец; и
   

3. 
   Ако бъде подложен на изпитанието, посочено в 2.2.7.2.3.1.4 активността на водата да не превиши 100 A2. При прилагането на това изпитание се вземат предвид увреждащите въздействия на изпитанията посочени в (b) по горе.
   

2. 
   Слабодиспергиращите се радиоактивни материали се изпитват, както следва:
   

Образец, който включва или симулира слабо диспергиращ се радиоактивен материал, се подлага на усъвършенстваното термично изпитване посочено в 6.4.20.3 и на изпитването за издръжливост на ударни въздействия посочен в 6.4.20.4. За всяко от изпитванията може да се използва различен образец. След всяко изпитвание, образецът трябва да се подлага на изпитването за просмукване посочен в 2.2.7.2.3.1.4. След всяко изпитване се определя дали приложимите изисквания на 2.2.7.2.3.4.1 са били изпълнени.

3. 
   Доказването на съответствие със стандартите за работни показатели в 2.2.7.2.3.4.1 и 2.2.7.2.3.4.2 трябва да бъде в съответствие с 6.4.12.1 и 6.4.12.2.
   

4. 
   Разпадащи се материали
   

Опаковки, съдържащи разпадащи се радионуклиди се класифицират съгласно съответната позиция в таблица 2.2.7.2.1.1 за разпадащи се материали, освен ако е налице едно от условията (a) до (d) на този раздел. Допуска се само един вид изключение на партида.

1. 
   Допустими гранични стойности на масата на партида, така че:
   

X Y
където X и Y са допустимите гранични стойности на масата посочени в Таблица 2.2.7.2.3.5, при условие че най-малките външни размери на всяка опаковка не по-малко от 10 cm и че също:

1. 
   всяка отделна опаковка съдържа не повече от 15 g разпаден материал; за неопакован материал, това количествено ограничение се прилага спрямо пратката която се превозва в или на превозното средство; или
   

2. 
   разпадащият се материал е хомогенен водороден разтвор или смес, където съотношението на разпаден материал към водорода е по-малко от 5% по маса; или
   

3. 
   има не повече от 5 g разпадащ се материал, във който и да е обем от 10 литра от материала.
   

Нито берилий, нито деутерий трябва да присъсдтват в количества надхвърлящи 1% от приложимите ограничения на масата на партидите, предвидени в Таблица 2.2.7.2.3.5, с изключение на деутерий в естествена концентрация във водород.

2. 
   Уран обогатен в уран-235 до максимум от 1% тегловно, и с общо съдържание на плутоний и уран-233 което не надхвърля 1% от масата на уран-235, при положение че разпадащият се материал е разпространен по същество хомогенно в целия материал. В допълнение към това, ако уран-235 присъства в метални, оксидни или карбидни форми, това не създава решетъчна структура;
   

3. 
   Течни разтвори на уранил нитрат, обогатен в уран-235 до максимум от 2% тегловни, с общо съдържание на плутоний и уран-233 което не надхвърля 0.002% от масата на урана, и с минмално атомно съотношение на азота към урана (N/U) от 2;
   

4. 
   Опаковки, съдържащи всяка поотделно плутоний с обща маса не повече от 1 kg, от която съдържанието, като маса, на плутоний-239, плутоний-241 или произволно съчетание от тези два радионуклида може да бъде не повече от 20.