Документ z1290-12, чинний, поточна редакція — Прийняття від 04.07.2012
( Остання подія — Набрання чинності, відбулась 14.09.2012. Подивитися в історії? )

МІНІСТЕРСТВО ЕНЕРГЕТИКИ ТА ВУГІЛЬНОЇ ПРОМИСЛОВОСТІ УКРАЇНИ

НАКАЗ

04.07.2012  № 485


Зареєстровано в Міністерстві
юстиції України
30 липня 2012 р.
за № 1290/21602

Про затвердження Вимог до контейнерів для зберігання високоактивних радіоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР-440

Відповідно до статті 21 Закону України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку», підпункту 32 пункту 4 Положення про Міністерство енергетики та вугільної промисловості України, затвердженого Указом Президента України від 06 квітня 2011 року № 382, та з метою здійснення заходів щодо повернення в Україну і подальшого довгострокового зберігання та захоронення високоактивних радіоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива вітчизняних АЕС з реакторами ВВЕР-440 НАКАЗУЮ:

1. Затвердити Вимоги до контейнерів для зберігання високоактивних радіоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР-440, що додаються.

2. Департаменту стратегічної політики, інвестицій та ядерно-енергетичного комплексу (Константінов М.І.) забезпечити подання цього наказу в установленому порядку на державну реєстрацію до Міністерства юстиції України.

3. Управлінню інформаційно-аналітичного забезпечення (Велітченко А.І.) у тижневий строк після державної реєстрації наказу забезпечити його розміщення на веб-сайті Міненерговугілля.

4. Контроль за виконанням цього наказу покласти на заступника Міністра Чеха С.М.

5. Цей наказ набирає чинності з дня його офіційного опублікування.

Міністр

Ю. Бойко

ПОГОДЖЕНО:

Віце-прем'єр-міністр України –
Міністр охорони здоров’я України

Голова Державного агентства України
з управління зоною відчуження

Виконуючий обов'язки
Міністра надзвичайних ситуацій України

Голова Державної служби України
з питань регуляторної політики
та розвитку підприємництва




Р. Богатирьова


В. Холоша


В. Бут



М.Ю. Бродський




ЗАТВЕРДЖЕНО
Наказ Міністерства
енергетики та вугільної
промисловості України
04.07.2012  № 485


Зареєстровано в Міністерстві
юстиції України
30 липня 2012 р.
за № 1290/21602

ВИМОГИ
до контейнерів для зберігання високоактивних радіоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР-440

І. Загальні положення

1.1. Ці Вимоги застосовуються до конструкцій та матеріалів упаковок для зберігання осклованих високоактивних радіоактивних відходів, отриманих від переробки відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР-440 (далі - упаковки ВАВ), під час виготовлення, маркування та впровадження методів контролю якості упаковок ВАВ та щодо окремих складових упаковок ВАВ - контейнерів та форм.

1.2. Ці Вимоги поширюються на суб'єктів діяльності у сфері використання ядерної енергії незалежно від форми власності, які виконують роботи з проектування, конструювання, виготовлення та експлуатації упаковок та контейнерів для зберігання високоактивних відходів (далі - ВАВ), до передачі їх на захоронення.

1.3. Ці Вимоги не поширюються на первинні упаковки осклованих ВАВ (пенали з осклованими ВАВ).

Вимоги до первинних упаковок ВАВ встановлюються в окремих технічних умовах на підготовку ВАВ від переробки відпрацьованих тепловиділяючих збірок реакторів типу ВВЕР-440 ВП «Рівненська АЕС» до повернення в Україну.

У цих Вимогах наведені нижче терміни вживаються в такому значенні:

ВАВ, отримані від переробки відпрацьованого ядерного палива, - отримані в процесі переробки опромінених збірок оскловані радіоактивні відходи, в яких питома активність радіонуклідів відповідає значенням, наведеним в Основних санітарних правилах забезпечення радіаційної безпеки України, затверджених наказом Міністерства охорони здоров’я України від 02 лютого 2005 року № 54, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 року за № 552/10832 (ДСП 6.177-2005-09-02) (далі - ОСПУ-2005), для категорії високоактивних відходів;

виробник контейнерів для зберігання високоактивних радіоактивних відходів (далі - виробник контейнерів) - юридична особа, яка виготовляє контейнери для зберігання високоактивних радіоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива реакторів ВВЕР-440 українських АЕС;

виробник первинних упаковок високоактивних радіоактивних відходів (далі - виробник первинних упаковок ВАВ) - юридична особа, яка здійснює переробку відпрацьованого ядерного палива (далі - ВЯП) реакторів ВВЕР-440 українських АЕС, оскловування рідких ВАВ від переробки ВЯП та виготовляє первинні упаковки осклованих ВАВ;

виробник упаковок високоактивних радіоактивних відходів (далі - виробник упаковок ВАВ) - юридична особа, яка здійснює розміщення первинних упаковок з осклованими ВАВ, отриманими після переробки ВЯП, у контейнери і підготовку упаковок ВАВ для зберігання;

вміщуюча матриця - нерадіоактивний матеріал (натрій-боро-алюмо-фосфатне скло), що використовується для зв’язування ВАВ у стійку форму;

водостійкість - здатність упаковки та форми ВАВ зберігати свої властивості та утримувати вміщені в ній радіонукліди під час контакту з водою;

іммобілізація ВАВ - переведення ВАВ у тверду форму шляхом ствердіння, включення у вміщуючу матрицю, розміщення осклованних ВАВ у формоутворюючу ємність та вміщення у герметичну ємність (пенал);

кондиціювання ВАВ - операції з підготовки ВАВ для перевезення, зберігання та захоронення. Кондиціювання здійснюється шляхом розміщення іммобілізованих ВАВ у контейнер;

контейнер - ємність, в яку вміщуються первинні упаковки ВАВ від переробки ВЯП для безпечного поводження з ними, у тому числі для зберігання. Контейнер є складовою частиною упаковки ВАВ і виконує функцію бар’єра для захисту ВАВ від зовнішніх впливів; небезпечні речовини та матеріали (крім радіоактивних) - речовини та матеріали, що мають (або можуть проявляти) небезпечні властивості. Небезпечні властивості можуть проявлятися як за нормальних умов, так і під час аварій, як у речовин в чистому вигляді, так і під час взаємодії їх з іншими речовинами та матеріалами;

оператор сховища - юридична особа, яка здійснює діяльність, пов’язану зі стадіями існування сховища для зберігання та/або етапами життєвого циклу сховища для захоронення радіоактивних відходів;

основні деталі контейнера - елементи конструкції контейнера, пошкодження яких може призвести до порушення або втрати його герметичності та можливості виконання ним функції інженерного бар’єра безпеки;

первинна упаковка осклованих ВАВ - сталева герметична ємність (пенал) з розміщеними в ній формоутворюючими ємностями (бідонами), заповненими осклованими ВАВ;

строк служби контейнера (упаковки) - строк, протягом якого контейнер (у складі упаковок радіоактивних відходів) має виконувати функції інженерного бар’єра під час зберігання ВАВ у сховищі та протягом якого упаковки ВАВ можуть бути безпечно вилучені та піддані вантажно-розвантажувальним операціям;

структурна стабільність форми ВАВ - здатність форми радіоактивних відходів зберігати механічні властивості в очікуваних умовах зберігання та (або) захоронення;

транспортний пакувальний комплект - комплекс засобів, що використовуються для транспортування радіоактивних речовин із забезпеченням ядерної та радіаційної безпеки і захисту від їх шкідливого впливу на навколишнє середовище, обслуговуючий персонал і населення;

упаковка ВАВ - комплект, підготовлений з урахуванням вимог безпеки під час перевезення та зберігання ВАВ, який включає контейнер, одну або декілька первинних упаковок осклованих ВАВ і у разі необхідності сорбуючий матеріал;

форма ВАВ (оскловані ВАВ) - високоактивні радіоактивні відходи, переведені в тверду форму шляхом ствердіння і включення у вміщуючу матрицю. Форма ВАВ є компонентом упаковки ВАВ;

формоутворююча ємність - сталева негерметична ємність (бідон), в яку поміщається розплав осклованих ВАВ з метою надання їм у процесі охолодження і ствердіння певної геометричної форми;

хімічна сумісність - відсутність або низька швидкість протікання хімічних реакцій з виділенням тепла або підвищенням тиску, загорянням, вибухом, утворенням токсичного пилу, газів або пари або горючих газів чи пари між окремими складовими (компонентами) форми високоактивних відходів, між формою високоактивних відходів та матеріалом контейнера, іншими інженерними та природними бар’єрами сховища.

Інші терміни вживаються у значеннях, наведених в Законах України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку», «Про поводження з радіоактивними відходами», «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії», постановах Кабінету Міністрів України від 07 жовтня 2003 року № 1585 «Про затвердження Технічного регламенту модулів оцінки відповідності» (далі - Технічний регламент модулів оцінки відповідності), від 18 липня 2007 року № 939 «Про затвердження Технічного регламенту щодо контейнерів для зберігання та захоронення радіоактивних відходів і плану заходів з його застосування» (далі - Технічний регламент).

ІІ. Вимоги до упаковок високоактивних радіоактивних відходів

2.1. З метою забезпечення захисту персоналу і населення від зовнішнього опромінювання під час зберігання упаковок ВАВ, а також у процесі поводження з упаковками ВАВ до передачі їх на захоронення значення потужності дози іонізуючого випромінювання на поверхні упаковки мають:

бути такими, щоб забезпечувалось виконання принципів неперевищення та оптимізації;

відповідати вимогам нормативно-правових актів та нормативно-технічним документам щодо забезпечення безпеки персоналу та навколишнього природного середовища під час поводження з упаковками ВАВ у період експлуатації сховища для зберігання ВАВ (далі - сховище);

розраховуватися з урахуванням технології зберігання та типу сховища для зберігання ВАВ (блочне, модульне, ангарне тощо), в якому будуть розміщуватись ВАВ.

Рівні нефіксованого забруднення на зовнішній поверхні упаковок ВАВ не повинні перевищувати допустимих рівнів загального радіоактивного забруднення, встановлених чинними нормативними документами щодо забруднення робочих поверхонь приміщень періодичного перебування персоналу та розміщеного в них обладнання.

Упаковка ВАВ має забезпечувати надійну ізоляцію вміщених у неї ВАВ від довкілля та запобігати міграції радіонуклідів у навколишнє природне середовище за умов нормальної експлуатації сховища і обмежувати радіоактивні викиди під час проектних аварій протягом строку служби упаковки.

Допустимі значення виходу (проникнення) радіонуклідів за межі упаковки під час проектних аварій мають розраховуватися разом з оцінкою безпеки сховища, в якому будуть розміщуватись ВАВ.

Захисні властивості упаковки ВАВ мають відповідати таким вимогам:

стійкість до фізичних, хімічних, радіаційних, біологічних впливів (природних та техногенних);

стабільність характеристик протягом строку служби упаковок;

сумісність упаковок ВАВ з інженерними і природними бар'єрами сховища, в якому ці упаковки будуть розміщені на зберігання.

Вміст ядерних матеріалів, конструкція та геометричні розміри упаковки ВАВ, а також порядок проведення робіт з ними мають бути такими, що виключають можливість виникнення самопідтримуючої ланцюгової реакції.

Упаковка ВАВ не повинна містити:

вільної рідини;

сильних окислювачів;

хімічно нестійких речовин;

корозійноактивних речовин;

легкозаймистих і вибухо- та пожежонебезпечних речовин і предметів;

речовин, екзотермічна взаємодія яких з водою супроводжується вибухом;

речовин, які містять газоподібні продукти або здатні генерувати токсичні гази, пари або возгони.

Рівень тепловиділення упаковки ВАВ має обмежуватися таким чином, щоб забезпечувалась стабільність фізичних, хімічних і механічних характеристик упаковки ВАВ та можливість контрольованого (пасивного або активного) тепловідведення з поверхні упаковки протягом строку служби упаковки.

Упаковки ВАВ мають бути стійкими до зовнішньої пожежі з середньою температурою полум’я плюс 8000С протягом 30 хвилин. ВАВ мають упаковуватися у такий спосіб, щоб ризик загоряння та розповсюдження пожежі у разі її виникнення був мінімальним навіть за умови механічного пошкодження упаковки ВАВ.

Допустимий вихід радіонуклідів з упаковок ВАВ у результаті зовнішньої пожежі не повинен призводити до опромінення персоналу, що перевищує встановлені главою 2 Норм радіаційної безпеки України, затверджених постановою Головного державного санітарного лікаря України від 12 липня 2000 року № 116 (далі - НРБУ-97/Д-2000), ліміти доз у відповідності з референтними ймовірностями виникнення критичних подій для потенційного опромінення.

Можливі зміни характеристик упаковки ВАВ в умовах зберігання до захоронення (наприклад, за рахунок процесів розбухання форми високоактивних ВАВ під час підвищення тиску, впливу на вміщуючу матрицю внутрішнього альфа-випромінювання або за рахунок зменшення механічної міцності під час зміни температури тощо) не повинні призводити до виходу радіонуклідів за межі упаковки ВАВ протягом встановленого строку служби упаковки ВАВ.

Об'єм порожнин в упаковці ВАВ має бути мінімальним настільки, щоб не впливати на міцність та проникність упаковки ВАВ.

2.2. Конструкція, основні параметри та розміри упаковки ВАВ встановлюються з урахуванням фізико-хімічних характеристик форми ВАВ і технічних характеристик первинних упаковок осклованих ВАВ, визначених у додатках 1 та 2 до цих Вимог, а також з урахуванням технології зберігання та типу сховища для зберігання ВАВ і транспортно-технологічної схеми перевезення.

Конструкція упаковки ВАВ має бути технологічною, забезпечувати безпеку під час виготовлення та експлуатації упаковки, передбачати можливість дезактивації її зовнішньої поверхні.

Конструкція упаковки ВАВ має забезпечувати міцність та збереження форми з урахуванням як параметрів середовища усередині упаковки ВАВ, так і зовнішніх впливів протягом строку служби упаковки ВАВ.

Біологічний захист упаковки ВАВ визначається розрахунковим шляхом та підтверджується експериментально з урахуванням вимог пункту 5.1 розділу V цих Вимог та властивостей матеріалів, які забезпечуватимуть біологічний захист.

Конструкція упаковки ВАВ повинна мати елементи кріплення для опломбування заповнених упаковок.

Конструкція упаковки ВАВ має забезпечувати збереження її цілісності, форми і міцності на випадок штабелювання упаковок у сховищах (якщо таке штабелювання передбачено проектом сховища, в якому ці упаковки будуть розміщені на зберігання).

Конструкція упаковки ВАВ повинна мати надійні кріплення стропувальних пристроїв (захватних пристосувань) для переміщення упаковки ВАВ. У випадку виходу з ладу стропувальних пристроїв (захватних пристосувань) та падіння упаковки ВАВ її конструкція повинна забезпечувати збереження захисних властивостей.

Визначення надійності кріплення стропувальних пристроїв (захватних пристосувань) має здійснюватися на стадії проектування контейнера як складової частини упаковки ВАВ.

Захисні властивості упаковки ВАВ мають зберігатися за таких умов навколишнього природного середовища: температура повітря у діапазоні від мінус 40°С до плюс 70°С; зменшення зовнішнього тиску до 60 кПа; вологість повітря до 100%.

У разі перевезення упаковок ВАВ за межами території сховища їх конструкція та характеристики мають відповідати вимогам Правил ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 30 серпня 2006 року № 132, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 18 вересня 2006 року за № 1056/1293 (НП 306.6.124-2006) (далі - ПБПРМ-2006).

Упаковки, які призначені тільки для зберігання ВАВ, мають перевозитися у складі транспортно-пакувального комплекту, який відповідає вимогам ПБПРМ-2006 і ГОСТ 16327 «Комплекти пакувальні транспортні для радіоактивних речовин. Загальні технічні умови», затвердженого постановою Держстандарту СРСР від 25 березня 1988 року № 716 (далі - ГОСТ 16327), у частині, що не суперечить ПБПРМ-2006.

2.3. Матеріали для виготовлення упаковки ВАВ повинні вибиратися так, щоб забезпечити збереження необхідних фізико-механічних характеристик та захисних властивостей упаковки в умовах її експлуатації протягом строку служби упаковки ВАВ.

Якість та характеристики матеріалів для виготовлення упаковки ВАВ підтверджуються відповідними сертифікатами якості виробників цих матеріалів.

2.4. Міцність упаковок ВАВ має бути такою, щоб за всіх можливих зовнішніх впливів (тиск, вигин, удар, пожежа тощо) в умовах їх експлуатації не відбувався вихід радіонуклідів за межі упаковки ВАВ протягом строку служби упаковки.

Упаковки ВАВ мають зберігати захисні властивості від іонізуючого випромінювання, форму, міцність та герметичність в умовах їх експлуатації протягом строку служби упаковки.

Спроможність упаковки ВАВ витримувати умови можливих аварійних ситуацій та проектних аварій на сховищі має бути продемонстрована методами тестування, узгодженими з Держатомрегулюванням України.

2.5. Строк служби упаковок ВАВ визначається з урахуванням проектного строку зберігання упаковки ВАВ до передачі на захоронення у геологічному сховищі та має становити не менше ніж 100 років з дати виготовлення упаковки.

Вибір інших показників надійності упаковки ВАВ здійснюється відповідно до вимог ГОСТ 27.003 «Надійність у техніці. Склад та загальні правила завдання вимог по надійності», затвердженого постановою Держстандарту СРСР від 29 грудня 1990 року № 3552 (далі - ГОСТ 27.003).

2.6. Ідентифікація упаковок ВАВ забезпечується їх паспортизацією і нанесенням на упаковки стійкого маркування.

На зовнішню поверхню кожної упаковки ВАВ наноситься чітке маркування (методом карбування, штампування, гравіювання або іншим способом), яке не змивається протягом строку служби упаковки ВАВ і яке містить такі відомості:

знак радіаційної небезпеки;

стисле найменування або товарний знак виробника упаковки ВАВ;

індивідуальний номер упаковки;

дату завантаження ВАВ;

масу брутто упаковки;

сумарну активність ВАВ в упаковці на дату завантаження ВАВ;

питоме тепловиділення (кВт/упаковку на дату завантаження ВАВ).

Розмір шрифту, місце та спосіб нанесення маркування встановлюють у технічній документації на упаковку ВАВ залежно від її розмірів.

Транспортне маркування упаковки ВАВ має відповідати вимогам ПБПРМ-2006.

Конструкція упаковки ВАВ повинна мати елементи кріплення для опломбування заповнених упаковок.

2.7. На кожну упаковку (партію упаковок) ВАВ, що спрямовується на зберігання до сховища, виробник упаковок ВАВ має надати документацію, яка містить таку інформацію:

стисле найменування виробника упаковок ВАВ;

кількість упаковок ВАВ (для партії упаковок);

індивідуальний номер упаковки (номери упаковок) ВАВ;

дату заповнення упаковки (упаковок) ВАВ (день, місяць, рік);

дату надходження упаковки (упаковок) ВАВ на зберігання (день, місяць, рік);

характеристики ВАВ (джерело утворення, форму, хімічний склад, величину сумарної активності (Бк), радіонуклідний склад, величину питомої активності радіонуклідів (Бк/м-3 або Бк/кг)), дату їх визначення і опис атестованих методів, що використовувались;

методи кондиціювання ВАВ;

питоме тепловиділення (кВт/м-3);

потужність дози гамма-випромінювання на зовнішній поверхні контейнера (на відстані 0,1 м);

рівень нефіксованого поверхневого забруднення контейнера та первинної упаковки ВАВ (пеналу);

тип та параметри упаковки ВАВ (геометричні розміри упаковки, об'єм та масу ВАВ в упаковці, масу брутто упаковки ВАВ, тип контейнера, дані про сертифікацію контейнера);

тип та параметри первинної упаковки ВАВ (геометричні розміри упаковки, кількість первинних упаковок, об'єм та маса ВАВ в упаковці, масу брутто первинної упаковки ВАВ, тип та параметри формоутворюючої упаковки ВАВ);

відомості щодо періодичності проведення контролю показників якості упаковки (упаковок) ВАВ.

Виробник упаковок ВАВ та оператор сховища повинні створити системи ведення реєстрації та обліку упаковок ВАВ. Системи ведення реєстрації та обліку упаковок ВАВ мають бути взаємно сумісними.

ІІІ. Вимоги до контейнерів для зберігання високоактивних радіоактивних відходів

3.1. Контейнер має забезпечувати надійну ізоляцію розміщених в ньому ВАВ від навколишнього природного середовища та запобігати проникненню радіонуклідів в навколишнє природне середовище за умов нормальної експлуатації сховища та обмежувати радіоактивні викиди під час проектних аварій.

Контейнер має зберігати захисні властивості від іонізуючого випромінювання ВАВ, форму, міцність та герметичність протягом строку служби.

Контейнер має бути пожежо- та вибухобезпечним, що забезпечується використанням конструкційних матеріалів.

Контейнер має забезпечувати можливість вилучення первинних упаковок ВАВ і перепакування їх в інші контейнери, а також дезактивації зовнішньої поверхні протягом строку служби контейнера.

Контейнер подвійного призначення (який додатково виконує функції зовнішнього елемента транспортного пакувального комплекту) має також відповідати вимогам ПБПРМ-2006 і ГОСТ 16327 у частині, що не суперечить ПБПРМ-2006.

3.2. Контейнери мають бути сконструйовані з урахуванням вимог, встановлених у ГОСТ 18477 «Контейнери універсальні. Типи, основні параметри та розміри», затвердженому постановою Держстандарту СРСР від 14 вересня 1979 року № 3572 (далі - ГОСТ 18477), ГОСТ 20259 «Контейнери універсальні. Загальні технічні умови» та ГОСТ 20260 «Контейнери універсальні. Правила приймання. Методи випробувань», затверджених постановою Держстандарту СРСР від 26 вересня 1980 року № 4837 (далі - ГОСТ 20259 та ГОСТ 20260).

Вибір конструкції контейнера та конструкційних матеріалів має ґрунтуватися на якісних та кількісних фізико-хімічних характеристиках форми ВАВ, технічних характеристиках первинної упаковки осклованих ВАВ та способах подальшого поводження з упаковкою ВАВ.

Товщина стінок контейнера визначається розрахунковим шляхом з урахуванням вимог пункту 5.1 розділу V цих Вимог, допусків на геометричні розміри і густину захисних матеріалів, що технологічно можуть бути досягнуті під час виготовлення контейнера.

У конструкції контейнера передбачаються кришка та запірний пристрій, який виключає самочинне відкриття. Запірний пристрій контейнера має забезпечувати його герметичність, що визначена у технічній документації на виготовлення контейнера (зокрема у технічних умовах тощо).

На випадок нерівномірного розподілу навантажень між захватними пристосуваннями під час підйому контейнера він повинен мати мінімум чотири піднімальні точки.

Під час розрахунку стропувальних пристроїв контейнера та призначених для його стропування конструктивних елементів має розглядатися найбільш несприятливий варіант навантаження, а також мають враховуватися:

асиметричність навантаження через невідповідність розташування центра ваги з центром контейнера;

властивості матеріалу і геометричні властивості конструкцій, що несуть навантаження, з урахуванням старіння у часі.

Стропувальні пристрої (захватні пристосування) мають бути сконструйовані таким чином, щоб вони витримували масу контейнера з радіоактивним вмістом з урахуванням коефіцієнта запасу 2.

Загальні вимоги до конструкційних матеріалів, які використовуються для виготовлення контейнерів, визначені у пунктах 16 і 17 Технічного регламенту.

Матеріали, що використовуються для виготовлення контейнерів для зберігання ВАВ, мають характеризуватися властивостями, вимоги до яких вказуються в технічних умовах на конкретний контейнер, а саме:

радіаційною стійкістю;

міцністю;

корозійною стійкістю;

стійкістю до дезактивуючих розчинів, впливу навколишнього природного середовища;

хімічною стійкістю (до вилуговування);

морозостійкістю;

вогнестійкістю;

вибухобезпечністю;

фізичною та хімічною сумісністю один з одним та з радіоактивними відходами;

водо- та газонепроникністю;

дифузійною проникністю;

біологічною стійкістю.

Матеріали мають зберігати зазначені властивості протягом строку служби контейнера.

Якість та характеристики матеріалів для виготовлення контейнерів підтверджують сертифікатами відповідності.

Виробник контейнерів повинен здійснювати вхідний контроль якості матеріалів та деталей контейнерів за номенклатурою та в обсязі, які встановлюються в конструкторській і технологічній документації на контейнер. Оцінка якості матеріалів виконується для встановлення відповідності придбаних матеріалів та заготовок вимогам стандартів та технічних умов.

Здатність конструкції контейнера забезпечувати збереження захисних властивостей упаковки ВАВ має підтверджуватися розрахунковими методами та/чи шляхом проведення відповідних випробувань.

Види та методи приймально-здавальних випробувань встановлюються у технічних умовах на контейнер, які погоджуються з Держатомрегулюванням України.

Рекомендовані методи випробування контейнерів для ВАВ наведені у додатку до Вимог до упаковок для довгострокового зберігання та захоронення високоактивних радіоактивних відходів від переробки відпрацьованого ядерного палива, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 16 лютого 2009 року № 34, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 11 березня 2009 року за № 229/16245 (далі - НП 306.4.153-2009).

3.3. Конструкційні матеріали контейнерів та матеріали, що використовуються для покриття поверхонь контейнерів, мають забезпечувати захист від атмосферних впливів та можливість проведення дезактивації контейнерів протягом строку служби.

Контейнери мають зберігати захисні властивості від іонізуючого випромінювання, форму, міцність та герметичність за умов нормальної експлуатації, які встановлені проектною документацією на сховище для зберігання ВАВ, протягом строку служби контейнерів.

Контейнери мають зберігати захисні властивості від іонізуючого випромінювання, міцність та герметичність після падіння у ситуаціях, що можуть виникнути протягом експлуатації контейнерів. Значення можливої висоти падіння має бути встановлене в технічних умовах на контейнер на підставі проектної документації на сховище для зберігання ВАВ.

Контейнери мають запобігати розсіюванню або витіканню радіоактивного вмісту, а також порушенню цілісності біологічного захисту, яке б призводило до збільшення більш ніж на 20% рівня іонізуючого випромінювання на будь-якій поверхні контейнера після падіння з максимально можливої за умов виникнення аварійної ситуації висоти, визначеної в проектній документації на сховище для зберігання ВАВ.

Порядок випробування стійкості контейнерів методом скидання наведено в додатку до НП 306.4.153-2009.

Контейнери мають забезпечувати запобігання розсіюванню або витіканню радіоактивного вмісту, а також порушенню цілісності біологічного захисту, яке б призводило до збільшення більш ніж на 20% рівня іонізуючого випромінювання на будь-якій поверхні контейнера після падіння на контейнер випробувального сталевого стрижня. Значення маси сталевого стрижня та максимальної висоти його падіння, яке має витримувати контейнер, наведено в додатку до НП 306.4.153-2009.

Якщо це передбачено проектом сховища, контейнери мають бути пристосовані до штабелювання протягом строку служби, при цьому конструкція має забезпечувати збереження форми, міцності та герметичності контейнера.

3.4. Конструкція контейнера та конструкційні матеріали контейнера мають забезпечувати збереження його цілісності і працездатності протягом строку служби контейнера.

Строк служби контейнера призначається з урахуванням проектного строку зберігання упаковки ВАВ до передачі на захоронення у геологічному сховищі та має становити не менше ніж 100 років.

Вибір інших показників надійності контейнера здійснюється відповідно до вимог ГОСТ 27.003.

У технічних умовах на контейнер мають бути визначені конкретні значення показників надійності, критерії відмов та граничних станів.

3.5. Зміст маркування контейнера має відповідати вимогам пункту 20 Технічного регламенту.

На зовнішній поверхні кожного контейнера наноситься чітке маркування, що не змивається протягом усього строку служби контейнера, яке містить такі відомості:

умовне позначення контейнера (скорочена назва, корисний об'єм, маса брутто, заводський номер, рік виготовлення тощо);

товарний знак або стисле найменування виробника контейнера;

дата виготовлення контейнера;

маса порожнього контейнера.

Згідно з вимогами технічної документації має бути передбачено також місце для маркування упаковки радіоактивних відходів.

Розмір шрифту, місце та спосіб нанесення маркування вибирають залежно від розмірів і геометричної форми контейнера та встановлюють в технічних умовах на контейнер.

Маркування може бути виконане методом карбування, штампування, гравірування або іншим способом, за винятком нанесення фарбою.

Транспортне маркування контейнерів має відповідати вимогам ГОСТ 14192 «Маркування вантажів», прийнятого Міждержавною радою із стандартизації, метрології та сертифікації (протокол від 04 жовтня 1996 року № 10) (далі - ГОСТ 14192).

Контейнери у разі підтвердження їх відповідності вимогам Технічного регламенту підлягають маркуванню національним знаком відповідності та ідентифікаційним кодом призначеного органу.

Забороняється маркування контейнерів будь-яким іншим знаком, подібним до національного знака відповідності.

Контейнер може мати маркування кількома знаками, наприклад такими, які вказують на відповідність національним чи міжнародним стандартам тощо, за умови, що національний знак відповідності залишається добре видним і зрозумілим.

3.6. Відповідність конструкції контейнера та властивостей матеріалів, що використовуються, вимогам Технічного регламенту та технічним умовам на виготовлення контейнера повинна підтверджуватись шляхом проведення відповідних випробувань та розрахунковими методами.

До випробування всі зразки контейнерів мають перевірятися з метою виявлення та реєстрації дефектів або пошкоджень, а саме:

відхилень від параметрів конструкції;

дефектів виготовлення;

корозії або інших дефектів, що погіршують якість;

деформацій.

Геометричні розміри контейнера мають вимірюватися за допомогою універсального вимірювального інструмента, який вказується в технічних умовах на виготовлення контейнера, програмах випробувань та технологічній документації.

Маса контейнера має перевірятися шляхом зважування на вагах статичного зважування звичайного класу точності.

Захисні властивості контейнера мають підтверджуватися експериментальним шляхом. Конкретні методи перевірки захисних властивостей контейнера від іонізуючих випромінювань радіоактивних відходів, що розміщені в ньому, встановлюються в технічних умовах на контейнер.

Стропувальні пристрої (захватні пристосування) перевіряють, застосовуючи навантаження, яке відповідає подвійній масі брутто контейнера, протягом 10 хвилин. Прикладення навантаження має бути плавним та без ривків. Після зняття навантаження не повинні утворюватись деформації, тріщини та надриви захватних пристосувань.

Герметичність контейнера має перевірятися одним з методів, які передбачені ПНАЭ Г-7-019-89 «Уніфікована методика контролю основних матеріалів (напівфабрикатів), зварних з’єднань і наплавки обладнання та трубопроводів АЕУ. Контроль герметичності. Газові та рідинні методи», затвердженими наказом Державного комітету СРСР з нагляду за безпечним веденням робіт в атомній енергетиці від 01 липня 1990 року, або іншими стандартизованими методами.

Виконання вимог щодо показників якості конструкційних матеріалів контейнера здійснюється шляхом їх вхідного контролю на відповідність технічним умовам на матеріали та напівфабрикати згідно з ГОСТ 24297 «Вхідний контроль продукції. Основні положення», затвердженим постановою Держстандарту СРСР від 04 червня 1987 року № 1809 (далі - ГОСТ 24297).

Підтвердження вимог стосовно збереження функціональних властивостей контейнера протягом строку служби проводиться розрахунковим шляхом з урахуванням вимог ДСТУ 2862 «Надійність техніки. Методи розрахунку показників надійності. Загальні вимоги», затвердженого наказом Держстандарту України від 08 грудня 1994 року № 310 (далі - ДСТУ 2862).

Випробування контейнерів на вільне падіння виконується методом, наведеним у додатку до НП 306.4.153-2009.

Для перевірки здатності запобігати розсіюванню або витіканню радіоактивного вмісту в контейнер перед початком випробувань повинен бути поміщений імітатор ВАВ. Контроль за розсіюванням або витіканням радіоактивного вмісту здійснюється за методикою, яка наводиться у технічних умовах на контейнер, з урахуванням властивостей ВАВ, які будуть розміщені у контейнері.

Випробування можливості дезактивації контейнерів виконується методом, встановленим ГОСТ 25146 «Матеріали радіохімічних виробництв і атомних енергетичних установок. Метод визначення коефіцієнту дезактивації», затвердженим постановою Держстандарту СРСР від 19 лютого 1982 року № 753 (далі - ГОСТ 25146).

Виконання вимог щодо маркування, комплектності постачання та упакування контейнерів перевіряється візуально.

3.7. Оцінка відповідності, маркування національним знаком відповідності та введення контейнерів в експлуатацію виконується в порядку, визначеному Технічним регламентом.

Підтвердження відповідності згідно з вимогами Технічного регламенту є обов'язковим для виробника контейнера.

Відповідність конструкції контейнера та властивостей матеріалів, що використовуються, вимогам Технічного регламенту і технічної документації на конкретний виріб має підтверджуватись шляхом проведення відповідних випробувань та розрахунковими методами.

Виробник контейнерів повинен:

виконувати програми забезпечення належної якості продукції відповідно до створених систем управління якістю на основі норм, правил, регламентів, стандартів, інструкцій тощо;

перевіряти відповідність характеристик виготовленого контейнера вимогам технічних умов на контейнер шляхом проведення випробувань.

При цьому:

дослідні зразки контейнерів мають піддаватися приймальним випробуванням;

контейнери, що виготовляються серійно, мають піддаватися приймально-здавальним, періодичним, типовим та сертифікаційним випробуванням;

процедура приймання в експлуатацію дослідних та серійних зразків контейнерів має виконуватися відповідно до вимог Технічного регламенту;

визначати методи випробувань контейнерів залежно від їх призначення.

Процедура оцінки відповідності контейнерів має вибиратися з восьми модулів - комплексів уніфікованих процедур оцінки відповідності, опис і принципи вибору та застосування яких регулюються Технічним регламентом модулів оцінки відповідності.

Вибір модуля та оцінка відповідності контейнера проводяться за участю виробника контейнера і/або уповноваженої ним особи та у разі застосування визначеного модуля - за участю призначеного органу.

Вибір процедури оцінки відповідності контейнерів здійснюється виробником контейнерів з переліку дозволених процедур залежно від призначення контейнера з урахуванням його радіоактивного вмісту в порядку, визначеному Технічним регламентом.

Результати оцінки відповідності (сертифікати відповідності, знаки відповідності, протоколи випробувань тощо), проведеної за межами України, визнаються на підставі міжнародних договорів України.

Порядок проведення випробувань дослідного зразка та контейнерів серійного виробництва встановлюється відповідно до вимог ДСТУ ГОСТ 15.001 «Система розробки та поставлення продукції на виробництво. Продукція виробничо-технічного призначення», затвердженого наказом Державного комітету України з питань технічного регулювання та споживчої політики від 22 грудня 2008 року № 495 (далі - ДСТУ ГОСТ 15.001), та ДСТУ 3974 «Правила виконання дослідно-конструкторських робіт. Загальні положення», затвердженого наказом Держстандарту України від 27 листопада 2000 року № 677 (далі - ДСТУ 3974).

Кількість зразків контейнерів, об’єм та послідовність випробувань встановлюють у технічній документації на конкретний виріб з обов’язковим проведенням випробувань на відповідність вимогам захисту від іонізуючого випромінювання розміщених в ньому ВАВ, надійності стропувальних пристроїв та герметичності. Рекомендована кількість зразків, що підлягають випробуванням, і послідовність випробувань наведені в додатку до НП 306.4.153-2009.

Приймання та контроль якості окремих операцій, деталей та контейнерів у цілому здійснюються підрозділами технічного контролю виробника контейнерів відповідно до вимог конструкторської документації, в тому числі програми забезпечення якості виробника контейнерів.

До виготовлення та збирання контейнера допускаються матеріали та деталі, якість яких відповідає вимогам технічної документації та вимогам, які встановлені підрозділами технічного контролю виробника контейнерів.

Дослідні зразки контейнерів підлягають приймальним випробуванням відповідно до вимог ДСТУ ГОСТ 15.001 та ДСТУ 3974.

Випробування дослідних зразків контейнерів, що виготовлені в Україні, проводяться за програмою і методикою випробувань, яка узгоджена із замовником та призначеним органом з оцінки відповідності, за участю представника Держатомрегулювання України або організації, якій надані ним відповідні повноваження.

Серійні зразки підлягають приймально-здавальним, періодичним, типовим та сертифікаційним випробуванням відповідно до вимог технічних умов на контейнер.

Періодичні випробування здійснюються виробником контейнерів або лабораторією, яка акредитована на проведення випробувань такого обладнання, за участю представників розробника та замовника не рідше ніж один раз на три роки з метою підтвердження показників якості контейнера. Тривалість та умови проведення, а також обсяг продукції, яка підлягає випробуванням, встановлюються технічними умовами та технічною документацією на контейнери.

Типові випробування мають проводитись у разі внесення змін у конструкцію або технологічний процес виготовлення контейнерів, якщо ці зміни можуть вплинути на технічні характеристики контейнерів.

Типові випробування проводяться відповідно до вимог ГОСТ 15.309 «Система розроблення та поставлення продукції на виробництво. Випробування та приймання продукції, що випускається. Основні положення», прийнятого Міждержавною радою із стандартизації, метрології і сертифікації (протокол від 28 травня 1998 року № 13-98) (далі - ГОСТ 15.309).

Випробування повинні проводитися виробником контейнерів або лабораторією, яка акредитована на проведення випробувань такого обладнання, за програмою та методикою, які узгоджені із замовником та призначеним органом з оцінки відповідності. Результати випробувань оформлюються актом, який передається замовнику.

З метою оцінки відповідності контейнерів вимогам Технічного регламенту та технічним умовам сертифікаційні випробування проводяться лабораторією, яка акредитована на проведення випробувань такого обладнання, за програмою та методикою, які узгоджені з призначеним органом з оцінки відповідності та виробником контейнерів (за необхідності).

У технічних умовах на контейнери для кожної категорії випробувань мають бути встановлені вимоги до кількості зразків, які підлягають випробуванням, параметри, які контролюються, та послідовність їх перевірки.

Виробник контейнерів наносить на кожний контейнер національний знак відповідності та складає декларацію про відповідність та /або сертифікат відповідності, якщо він декларує та гарантує, що введені в експлуатацію контейнери відповідають:

вимогам стандартів з офіційно опублікованого уповноваженим органом виконавчої влади у сфері оцінки відповідності переліку національних стандартів;

вимогам Технічного регламенту.

3.8. Виробник контейнерів постачає їх замовникам у зібраному або частково зібраному вигляді у комплектації та пакуванні, що визначені в технічних умовах на контейнер та керівництві з експлуатації контейнера.

У комплект поставки мають входити контейнер, супровідна технічна документація та декларація про відповідність та/або сертифікат відповідності контейнера.

У разі постачання партії однотипних контейнерів одному замовнику дозволяється надавати один комплект технічної документації на таку партію контейнерів.

3.9. Під час постачання контейнера упакування виробу має відповідати вимогам технічної документації на конкретний виріб, що встановлені з урахуванням вимог ГОСТ 23170 «Пакування для виробів машинобудування», затвердженого постановою Держстандарту СРСР від 07 червня 1978 року № 1546 (далі - ГОСТ 23170).

Документація, яка входить у комплект постачання, має бути вкладена у вологозахисний пакет та розміщена в пакувальній тарі або прикріплена на одній із зовнішніх сторін контейнера.

Консервація виробів має виконуватися за технологіями виробника контейнерів відповідно до вимог ГОСТ 9.014 «Тимчасовий протикорозійний захист виробів», затвердженого постановою Держстандарту СРСР від 25 листопада 1978 року № 3168 (далі - ГОСТ 9.014), з урахуванням умов транспортування та зберігання контейнерів.

3.10. Умови транспортування та зберігання контейнерів до їх використання за призначенням встановлюються в технічній документації на контейнер та мають забезпечувати збереження контейнера і непошкодження тари. Умови транспортування контейнерів повинні відповідати вимогам ГОСТ 15150 «Машини, прилади та інші технічні вироби. Виконання для різних кліматичних районів. Категорії, умови експлуатації, зберігання та транспортування в частині впливу кліматичних факторів зовнішнього середовища», затвердженого постановою Держстандарту СРСР від 29 грудня 1969 року № 1394 (далі - ГОСТ 15150).

Правила зберігання контейнера до використання за призначенням встановлюються в технічній документації на конкретний виріб.

Умови зберігання контейнерів мають відповідати:

в частині впливу кліматичних факторів - ГОСТ 15150;

в частині впливу механічних факторів - ГОСТ 23170.

Строки перевірки та повторної консервації контейнерів (у разі необхідності) встановлюються в технічній документації на контейнери.

3.11. Введення контейнерів в експлуатацію дозволяється за умови наявності оцінки їх відповідності, декларації про відповідність та/або сертифіката відповідності, а також маркування контейнерів національним знаком відповідності.

Правила експлуатації контейнера встановлюються в керівництві з експлуатації контейнера, яке має розроблятися відповідно до вимог ДСТУ ГОСТ 2.601 «Єдина система експлуатаційної документації. Експлуатаційні документи», прийнятого Міждержавною радою із стандартизації, метрології і сертифікації (протокол від 12 жовтня 1995 року № 8) (далі - ДСТУ ГОСТ 2.601).

Експлуатаційний персонал повинен вивчити керівництво з експлуатації контейнера. Забороняється експлуатація контейнера за відсутності керівництва з експлуатації контейнера.

Контейнер має використовуватися тільки для поводження з ВАВ та в умовах навколишнього середовища, що вказані в технічних умовах на контейнер, технічному описі та в керівництві з експлуатації контейнера.

3.12. Виробник контейнерів повинен гарантувати відповідність контейнера технічній документації на конкретний виріб та збереження захисних властивостей контейнера за умови дотримання споживачем умов та правил транспортування, зберігання та експлуатації.

Гарантійний строк зберігання контейнерів до використання за призначенням встановлюється в технічній документації на конкретні вироби.

ІV. Вимоги до форми високоактивних радіоактивних відходів

4.1. Радіонуклідний склад форми ВАВ (перелік радіонуклідів та їх питомі активності) має бути достовірно визначеним та задокументованим. Оператор сховища має вимагати, щоб виробник упаковок ВАВ надавав інформацію про радіонуклідний склад та активність упаковки ВАВ (перелік радіонуклідів, їх питомі та повні активності).

Перелік радіонуклідів у складі форми ВАВ, для яких обов'язковим є надання даних про питому активність, наведено в додатку 3 до цих Вимог.

Можливі відхилення в радіонуклідному складі ВАВ та активності окремих радіонуклідів в упаковці мають бути охарактеризовані (крім тих, що зумовлені статистичними відхиленнями внаслідок радіоактивного розпаду радіонуклідів).

Для кожного радіонукліда, що входить до складу форми ВАВ, встановлюються середні та максимально допустимі значення питомої активності, а також сумарна активність радіонуклідів в упаковці ВАВ. Допустимі значення активності радіонуклідів в упаковці розраховуються разом з оцінкою безпеки сховища, в якому будуть розміщуватись ВАВ.

Питома активність форми осклованих ВАВ, що повертаються в Україну, повинна становити:

за альфа-активними радіонуклідами не більше 7,40·10-13 Бк/т (1,96·1014 Бк/м-3);

за бета-активними радіонуклідами не більше 3,70·10-16 Бк/т (9,81·10-16Бк/м-3).

Форма ВАВ має зберігати свої характеристики за прогнозованої потужності дози альфа-, бета- і гамма-випромінювання протягом строку служби упаковки. Ступінь газоутворення, розтріскування, розбухання, усадки тощо, які можуть впливати на фізико-хімічні властивості форми ВАВ та інших компонентів упаковки ВАВ, оцінюється за прогнозованих рівнів альфа-, бета- та гамма-випромінювання в обраних умовах зберігання до захоронення.

Структура та водостійкість осклованих ВАВ, що повертаються в Україну, не повинні змінюватись при значеннях дози опромінення:

до 10-8 Гр (10-10 рад) по β-, γ-випромінюванню;

до 101-8 - 10-19 α-розпадів/см-3.

Просторовий розподіл радіонуклідів у формі ВАВ має бути достатньо однорідним та не призводити до значних локальних змін фізичних та хімічних характеристик форми ВАВ.

Рівномірність складу блока осклованих ВАВ, що повертаються в Україну, має бути:

за макрокомпонентами - у межах ± 10%;

виділення дисперсних фаз - відсутнє, особливо для альфа-випромінювачів;

кількість альфа-випромінювачів - менша від 0,2% маcових.

Вміст матеріалів, що діляться, у формі ВАВ має обмежуватися таким чином, щоб виключити умови виникнення критичності упаковки ВАВ.

Під час обґрунтування підкритичності упаковки ВАВ необхідно враховувати наявність та кількість радіонуклідів, наведених у додатку 4 до цих Вимог.

Вміст оксидів трансуранових елементів в осклованих ВАВ, що повертаються в Україну, не повинен перевищувати 0,2% маcових.

4.2. Хімічний склад форми ВАВ має бути достовірно визначеним та задокументованим.

Усі складові форми ВАВ (ВАВ, матеріал та фізико-хімічна структура вміщуючої матриці тощо) мають бути сумісними між собою та з матеріалами контейнера.

Вилуговування радіонуклідів із форми ВАВ як один із суттєвих механізмів виходу радіонуклідів у навколишнє природне середовище не має призводити до виходу (проникнення) радіонуклідів за межі упаковки ВАВ протягом призначеного строку служби упаковки ВАВ.

Водостійкість (швидкість вилуговування радіонуклідів) форми осклованих ВАВ, що повертаються в Україну, має становити:

по Cs-137 - не більше 10-5 г/(см-2·добу);

по Sr-90 - не більше 10-6 г/(см-2·добу);

по Pu - не більше 10-7 г/(см-2·добу).

Форма ВАВ не повинна містити хімічно активні речовини (сильні окисники, нестабільні за нормальних умов речовини та такі, що піддаються інтенсивним перетворенням, здатні до самочинної детонації, вибухової реакції за нормальної температури та тиску або під дією термічного, механічного удару тощо) та корозійноактивні речовини (неорганічні кислоти, луги, деякі солі тощо), які можуть призвести до порушення цілісності упаковки ВАВ протягом строку служби.

Вміст комплексоутворюючих речовин, у тому числі хелатуючих, у формі ВАВ має обмежуватися у зв'язку з тим, що утворення комплексних сполук у ВАВ може призвести до збільшення рухливості радіонуклідів та/або до підвищення корозійної активності середовища.

Наявність вільної рідини у формі ВАВ не допускається.

Форма ВАВ має бути стійкою до зовнішньої пожежі. Відходи мають упаковуватися в такий спосіб, щоб ризик загоряння та розповсюдження пожежі в разі її виникнення був мінімальним навіть за умов механічного пошкодження упаковки.

Форма ВАВ не повинна містити самозаймистих і вибухонебезпечних речовин та речовин, які під час взаємодії з водою виділяють вогненебезпечні та вибухонебезпечні гази.

Форма ВАВ не повинна містити вибухонебезпечних речовин. Виробник упаковок ВАВ має гарантувати, що упаковка ВАВ не містить речовин, які можуть призвести до вибуху, а також закритих ємностей під тиском.

У формі ВАВ має бути обмежене газоутворення внаслідок можливих хімічних та радіохімічних процесів у ВАВ, а також хімічних реакцій між ВАВ і матеріалом вміщуючої матриці, що можуть призвести до підвищення тиску в контейнерах та до порушення цілісності упаковки.

Форма ВАВ не повинна містити токсичних речовин та небезпечних речовин і матеріалів (крім радіоактивних) у концентраціях, за яких вони класифікуються як відходи 1-2 класів небезпеки відповідно до Гігієнічних вимог щодо поводження з промисловими відходами.

4.3. Форма ВАВ має зберігати структурну стабільність під час перевезення та зберігання. Форма ВАВ не повинна змінювати свої геометричні розміри і фізико-хімічні властивості в умовах стискаючих навантажень або градієнтів температур при поводженні з упаковками ВАВ, а також унаслідок хімічних реакцій, зростання внутрішнього тиску (при газоутворенні) тощо.

Можливі зміни характеристик форми ВАВ в умовах зберігання до захоронення (наприклад, за рахунок процесів розбухання форми ВАВ при підвищенні внутрішнього тиску або за рахунок зменшення механічної міцності при зміні температури тощо) не повинні призводити до виходу (проникнення) радіонуклідів за межі упаковки ВАВ протягом строку служби упаковки.

Форма ВАВ та упаковка ВАВ в цілому повинні мати такі характеристики міцності, які б гарантували стійкість упаковок ВАВ до можливих навантажень, що можуть виникати при поводженні з упаковками.

Форма ВАВ, що повертаються в Україну, повинна мати такі значення показників механічної міцності:

міцність на стискання - не менше 0, 9 кгс/мм-2 (0,9х10-7 Н/м-2);

міцність на вигин - не менше 4,1 кгс/мм-2 (4, 1x10-7 Н/м-2);

модуль Юнга - більше 5400 кгс/мм-2 (більше 5,4x10-10Н/м-2).

Об’єм порожнин у формі ВАВ має бути мінімальним для повної іммобілізації відходів. Наявність порожнин у формі ВАВ не повинна впливати на міцність та проникність упаковки ВАВ.

4.4. Питоме тепловиділення ВАВ має бути обмежене. Тепловиділення осклованих ВАВ не повинно призводити до змін фізичних, хімічних та механічних властивостей упаковки ВАВ протягом строку служби.

Питоме тепловиділення форми ВАВ, що повертаються в Україну, не повинно перевищувати 2 кВт/м-3.

Форма ВАВ має зберігати свої фізичні та хімічні властивості в умовах зберігання до захоронення за всіх прогнозованих температур, які можуть спостерігатися на майданчику сховища для зберігання ВАВ протягом строку служби упаковок. Під час проектування упаковок ВАВ необхідно брати до уваги як екстремальні значення температур (найнижчу та найвищу), так і різкі зміни температури (замерзання, відлига тощо), які не повинні призводити до суттєвого зниження стійкості упаковок ВАВ.

Структурна стабільність та водостійкість форми ВАВ, що повертаються в Україну, не повинна змінюватися при температурі до плюс 450°С.

Оскловані ВАВ, що повертаються в Україну, повинні мати такі теплофізичні характеристики:

коефіцієнт термічного розширення - (8-15)x10-8 1/°С;

коефіцієнт теплопровідності - 0,7-1,6 Вт/(м·К) в інтервалі температур плюс 20-500°С.

V. Вимоги до контролю якості упаковок та форм високоактивних радіоактивних відходів

5.1. Якість упаковки ВАВ та форми ВАВ мають відповідати вимогам безпеки протягом встановленого строку служби упаковок ВАВ. Сукупність контрольованих показників якості упаковки та форми ВАВ визначається та обґрунтовується за результатами оцінки безпеки сховища для зберігання ВАВ.

Для отримання достовірних даних щодо показників якості форми ВАВ використовуються такі підходи:

визначення характеристик рідких ВАВ перед їх оскловуванням;

проведення контролю відповідності параметрів процесу оскловування рідких ВАВ встановленим проектним значенням;

визначення характеристик осклованих ВАВ шляхом проведення розрахункових кількісних оцінок.

Оператор сховища ВАВ має забезпечувати візуальну інспекцію упаковок, що надходять на зберігання, визначення характеристик упаковок ВАВ, які містять оскловані ВАВ, неруйнівними методами контролю (наприклад, вимірювання потужності дози поверхневого забруднення, маси упаковки тощо) та шляхом розрахункових кількісних оцінок.

Безпосередньо під час приймання упаковок ВАВ до сховища слід перевіряти:

цілісність упаковок ВАВ і пристроїв, призначених для виявлення несанкціонованого розкриття упаковки (візуально);

потужність дози гамма-випромінювання на відстані - 0,1 м і 1,0 м від поверхні упаковки ВАВ;

поверхневе забруднення упаковки ВАВ;

ідентифікаційне маркування упаковки ВАВ;

наявність супровідної документації і повноту включеної до неї інформації;

відповідність наданої в супровідній документації інформації щодо показників якості упаковок ВАВ встановленим критеріям їх приймання на зберігання.

Упаковки ВАВ, у яких показники якості не відповідають встановленим критеріям приймання, на зберігання не приймаються і мають бути повернуті виробнику упаковок ВАВ.

5.2. Рекомендовані методи контролю показників якості упаковок та форми ВАВ наведені у додатку 5 до цих Вимог.

При неможливості забезпечення контролю сукупності показників якості упаковок та форми ВАВ, що визначені за результатами оцінки безпеки сховища, Оператор сховища ВАВ має узгодити процедуру їх контролю з Виробником первинної упаковки ВАВ під час технологічного процесу оскловування рідких ВАВ від переробки ВЯП.

VІ. Вимоги до порядку перевезення та розміщення упаковок високоактивних радіоактивних відходів у сховищах для зберігання

6.1. Перевезення упаковок ВАВ за межами території сховища має здійснюватись відповідно до вимог ПБПРМ-2006.

Якщо конструкція та характеристики упаковок ВАВ не відповідають вимогам ПБПРМ-2006, то вони мають транспортуватися тільки у складі транспортного пакувального комплекту, що відповідає вимогам ПБПРМ-2006 і ГОСТ 16327 у частині, що не суперечить ПБПРМ-2006.

Порядок транспортування упаковок ВАВ має встановлюватися в технічній документації на упаковку та має забезпечувати збереження та непошкодження упаковки.

6.2. Оператор сховища має здійснювати приймання упаковок ВАВ відповідно до Регламенту експлуатації сховища ВАВ та діючої системи управління якістю.

На кожну упаковку (партію упаковок) ВАВ, що спрямовується до сховища на зберігання, виробник упаковок ВАВ має надати документацію, яка містить інформацію про характеристики упаковки ВАВ (партії упаковок ВАВ), зокрема таку:

виробник упаковок ВАВ;

кількість упаковок ВАВ (для партії упаковок);

індивідуальний номер (номери) упаковки (упаковок) ВАВ;

ідентифікаційний код (коди) упаковки (упаковок) ВАВ;

дата заповнення упаковки (упаковок) ВАВ (день, місяць, рік);

дата надходження упаковки (упаковок) ВАВ на зберігання (день, місяць, рік);

характеристика ВАВ (джерело утворення, форма, хімічний склад, величина сумарної активності (Бк), радіонуклідний склад, величина питомої активності радіонуклідів (Бк/м-3 або Бк/кг) та дата їх визначення);

методи визначення радіонуклідного складу ВАВ в упаковці;

методи кондиціювання ВАВ;

відомості щодо проведення контролю показників якості упаковки (упаковок) ВАВ;

тип та параметри упаковки ВАВ (тип контейнера, дані про сертифікацію контейнера, геометричні розміри упаковки, об’єм ВАВ в упаковці, маса ВАВ в упаковці, маса упаковки з ВАВ, потужність дози гамма-випромінювання на відстані 0,1 та 1,0 м від зовнішньої поверхні упаковки ВАВ, рівень нефіксованого забруднення зовнішньої поверхні контейнера).

Оператор сховища має вести документацію щодо упаковок ВАВ, які надходять на зберігання, для чого має бути створена система ведення обліку і реєстрації ВАВ (реєстр ВАВ тощо).

Інформація про ВАВ, що розміщуються у сховищі, має заноситися до реєстру ВАВ. Копія реєстру ВАВ має надаватися до Державного реєстру радіоактивних відходів.

6.3. Зберігання упаковок ВАВ має здійснюватися у спеціально обладнаних сховищах із системами радіаційного контролю та системою захисних бар’єрів, що запобігають надходженню радіонуклідів у навколишнє середовище понад межі, встановлені санітарними правилами, нормами і гігієнічними нормативами, чинними нормами та правилами у сфері використання ядерної енергії.

Технічні характеристики захисних бар’єрів, строки зберігання та кількість упаковок ВАВ встановлюються та обґрунтовуються в проекті сховищ відповідно до вимог чинних норм і правил у сфері використання ядерної енергії та інших нормативних документів.

Проектом сховища мають бути передбачені технічні засоби та організаційні заходи з безпечного зберігання упаковок ВАВ, які мають забезпечувати:

виключення необґрунтованого опромінення персоналу сховища;

виключення опромінення персоналу та населення понад встановлені ліміти;

виключення надходження радіонуклідів у навколишнє середовище понад ліміти, встановлені санітарними правилами, нормами і гігієнічними нормативами, державними нормами та правилами у сфері використання ядерної енергії.

З метою зниження доз опромінення персоналу під час поводження з упаковками ВАВ оператором сховища мають бути передбачені такі технічні рішення та адміністративні заходи:

дистанційні технології поводження;

системи та засоби контролю стану захисних бар’єрів упаковок та сховища;

тренування персоналу на макетах для мінімізації опромінення в період експлуатації та під час виконання ремонтних або протиаварійних робіт;

планування діяльності з поводження з упаковками ВАВ з урахуванням майбутнього зняття з експлуатації установок поводження з ними тощо.

Умови зберігання упаковок ВАВ у сховищі мають відповідати:

в частині впливу кліматичних факторів - ГОСТ 15150;

в частині впливу механічних факторів - ГОСТ 23170.

Вимоги до умов зберігання та строків періодичних контрольних оглядів встановлюються в технічній документації на упаковки ВАВ.

Для зберігання упаковок ВАВ мають використовуватись тільки сертифіковані контейнери. Проектні характеристики, конфігурація та розміри контейнерів для зберігання упаковок ВАВ мають узгоджуватися з транспортними і технологічними системами, які залучені під час перевезення та зберігання ВАВ, а також з конструкційними елементами сховища, в якому передбачається розміщення упаковок ВАВ.

Оператор сховища ВАВ має створити та забезпечити функціонування системи ідентифікації розміщених у сховищі упаковок ВАВ. Ідентифікаційне маркування упаковки має зберігатися протягом строку служби.

У разі необхідності тривалого зберігання упаковок ВАВ перед передачею упаковок на захоронення слід проводити прогнозну оцінку можливих змін характеристик упаковок ВАВ за рахунок процесів старіння, а також передбачити можливість обстеження, тестування і вилучення упаковок ВАВ під час зберігання.

Директор Департаменту
стратегічної політики,
інвестицій та ядерно -
енергетичного комплексу
Міненерговугілля





М.І. Константінов




Додаток 1
до Вимог до контейнерів
для зберігання високоактивних
радіоактивних відходів від переробки
відпрацьованого ядерного палива
реакторів ВВЕР-440

ХАРАКТЕРИСТИКИ
осклованих ВАВ від переробки ВЯП ВВЕР-440 на ФДУП "ВО "МАЯК"

Фізико-хімічні характеристики осклованих ВАВ

Таблиця 1

Характеристики

Значення

Фізична форма

Моноліт

Матеріал матриці

Натрій-боро-алюмо-фосфатне скло

Густина

2650 ± 50 кг/м-3

Однорідність складу блока за макрокомпонентами

У межах ± 10%; виділення дисперсних фаз, особливо для альфа-випромінювачів - відсутнє

Межа включення продуктів поділу

25 % мас.

Вільна кислотність по HNO3

Відсутня

Водостійкість (швидкість вилуговування радіонуклідів по Cs-137, Sr-90, Pu)

Cs-137 - 10-5-10-6 г/(см-2·добу);
Sr-90 - 10-6 г/(см-2·добу);
Pu - 10-7 г/(см-2·добу)

Механічна міцність

Міцність на стискання

0, 9-1,3 кгс/мм-2 (0, 9-1,3)·10-7 Н/м-2

Міцність на вигин

4,1-4,7 кгс/мм-2 (4, 1-4,7) 10-7 Н/м-2

Модуль Юнга

> 5400 кгс/мм-2 (> 5,4·10-10 Н/м-2)

Температура плавлення

Аморфний матеріал, не має Тпл

Середня температура оскловування

+500°С

Термічна стійкість(відсутність змін у структурі скла та водостійкості)

До +450°С

Теплофізичні константи

Коефіцієнт теплопровідності

0,7-1,6 Вт/(м·К) в інтервалі температур +20 -+500°С

Коефіцієнт термічного розширення

(8-15)·10-8 1/°С

Теплоємність

0,8 кДж/(кг·К)

Максимальна температура в центрі бідона із скломасою (після 20 років витримки)

60°С

Максимально допустима теплонапруженість продуктів поділу

Свіжоприготованої скломаси

5 кВт/м-3

Скломаси, витриманої 6-10 років

2 кВт/м-3

Радіаційні характеристики

*Питома альфа-активність

800 - 2000 Кі/т (2,96·10-13 - 7,40·10-13 Бк/т)
2120 - 5300 Кі/м-3 (7,84·10-13 - 1,96·10-14 Бк/м-3)

*Питома бета-активність

40000 - 100000 Кі/т (1,48·10-15 - 3,70·10-16 Бк/т)
106000 - 265000 Кі/м-3 (3,92·10-16 - 9,81·10-16 Бк/м-3)

* Керма-еквівалент від 1 кг осклованих ВАВ

10-14 мкГр·м-2

Радіаційна стійкість (відсутність змін у структурі скла до сумарного опромінення)

Гамма-, бета-випромінювання - не менше 1·1010 рад альфа-випромінювання - не менше 2·1024 розп/м-3

Вільна вода, вибухонебезпечні, самозаймисті і комплексо-утворюючі речовини

Відсутні

Речовини, під час реакції яких з водою утворюються самозаймисті речовини та вибухонебезпечні гази

Відсутні

Токсичні речовини

Відсутні

* Величина вигоряння ядерного палива до 40 МВдоб/т

Масова частка хімічних компонентів в осклованих ВАВ

Таблиця 2

Компонент

Масова частка, %

Оксид фосфору

53-57

Оксиди натрію та інших одновалентних металів

22-26

Оксиди алюмінію, кремнію, бору та інших багатовалентних елементів, у тому числі:

19-23

оксиди урану

0, 5-2,0

оксиди плутонію

0,003-0,01

альфа-випромінювачі

< 0,2%

Характеристики бідона з осклованими ВАВ

Таблиця 3

Характеристики

Значення

Використовуваний об'єм

0,200 м-3

Вага:
- порожній бідон
- наповнений бідон


90 кг
570-590 кг

*Сумарна активність радіонуклідів

β - 19200-50000 Кі (7,10·10-14 - 1,85·10-15 Бк)
α - 384-1000 Кі (1,42·10-13 - 3,70·10-13 Бк)

* Величина вигоряння ядерного палива до 40 МВтдоб/т

Характеристики первинної упаковки ВАВ (пенала з 2 бідонами ВАВ)

Таблиця 4

Характеристики

Значення

Використовуваний об'єм

0, 750 м-3

Вага:
порожній пенал
наповнений пенал

250 кг
1390 - 1430 кг

*Сумарна активність радіонуклідів

β - 40320-105000 Кі (1,49·10-15 - 3,88·10-15 Бк)
α - 806-2100 Кі (2,98·10-13 - 7,77·10-13 Бк)

Зовнішнє забруднення пенала, част/(см-2·хв), не більше

α - 25
β - 300

Максимальна потужність дози (ПЕД) на поверхні пенала з ВАВ, Зв/с

0,013

* Величина вигоряння ядерного палива до 40 МВтдоб/т

Характеристики первинної упаковки ВАВ (пенала з 3 бідонами ВАВ)

Таблиця 5

Характеристики

Значення

Використовуваний об'єм

1, 1 м-3

Вага:
- порожній пенал
- наповнений пенал

350 кг
2060 - 2120 кг

*Сумарна активність радіонуклідів

β - 57600 - 150000 Кі (2,13·10-15 - 5,55·10-15 Бк)
α - 1152 - 3000 Кі (4,26·10-13 - 1,11·10-14 Бк)

Зовнішнє забруднення пенала, част/(см-2·хв), не більше

α - 25
β - 300

Максимальна потужність дози (ПЕД) на поверхні пенала з ВАВ, Зв/с

0,013

* Величина вигоряння ядерного палива до 40 МВтдоб/т




Додаток 2
до Вимог до контейнерів
для зберігання високоактивних
радіоактивних відходів від переробки
відпрацьованого ядерного палива
реакторів ВВЕР-440

ТЕХНІЧНІ ХАРАКТЕРИСТИКИ
бідонів та пеналів для осклованих ВАВ, що використовуються на ФДУП "ВО "МАЯК" (Росія)

І. Технічні характеристики бідонів для осклованих ВАВ

Бідон є формоутворюючою ємністю для осклованих ВАВ. Він призначений для надання осклованим ВАВ необхідної для подальшого поводження форми та розміщення осклованих ВАВ у пенал. Верхня частина бідона відкрита. Бідон з ВАВ не герметизується.

Загальний вигляд та геометричні розміри бідона для осклованих ВАВ представлені на рисунку 1.

Технічні характеристики формоутворюючої ємності для осклованих ВАВ (бідона)

Таблиця 1

Технічні характеристики

Значення

Використовуваний об'єм

0,200 м-3

Вага порожнього бідона

90 кг

Матеріал бідона

Сталь 3, горловина зі сталі 12Х18Н10Т

Габаритні розміри, мм

575 х 990 (h)

Товщина стінки, мм

2

Матеріал біологічного захисту

Біологічний захист відсутній

Рисунок 1. Бідон для ВАВ

ІІ. Технічні характеристики пеналів для осклованих ВАВ

Пенали - це сталеві герметичні ємності, призначені для розміщення в них двох або трьох бідонів, заповнених радіоактивною скломасою, та транспортування осклованих ВАВ у сховище. Пенал із ВАВ герметизується шляхом заварювання кришки. Пенал використовується одноразово та належить до виробів, які не ремонтуються. Операції із завантаження пенала, заварювання кришки та транспортування як порожнього, так і завантаженого виконуються дистанційно.

Технічні характеристики пенала, призначеного для розміщення двох бідонів з ВАВ, представлені у таблиці 2, а трьох бідонів - у таблиці 3.

Загальний вигляд та геометричні розміри пенала, призначеного для розміщення двох бідонів з ВАВ, представлені на рисунку 2.

Технічні характеристики пенала, призначеного для розміщення двох бідонів з осклованими ВАВ

Таблиця 2

Технічні характеристики

Значення

Кількість бідонів, що завантажуються в пенал, шт

2

Момент при затяжці кришки не більше кгс·м

10+1

Максимальна температура стінок пенала (заповненого бідонами) при зберіганні, К (-0С)

473 (200)

Швидкість корозії при зберіганні в спец. сховищі, мм/рік

0,1

Ресурс зберігання не більше, років

30

Ступінь небезпеки: процес радіаційно небезпечний процес пожежобезпечний

Група А за СП 2.6.1. 758-99 „Норми радіаційної безпеки” (далі - НРБ-99)

Основний матеріал

Сталь 3

Габаритні розміри, мм

630 х 2300 (h)

Товщина стінки, мм

5

Зовнішнє покриття пенала

Емаль кремнійорганічна КО814, срібляста, на основі лаку КО-815 з додаванням алюмінієвої пудри ПАП-2

Маркування корпусу пенала

Гравірування: завод-виробник, заводський номер, маса виробу, позначення виробу, дата виготовлення

Гарантійний строк експлуатації пенала (після введення в експлуатацію)

30 років

Гарантійний строк зберігання пенала (з моменту виготовлення)

1 рік

Структурна стабільність пенала

Забезпечується технологією виготовлення

Рисунок 2. Пенал, призначений для розміщення двох бідонів з ВАВ

Технічні характеристики пенала, призначеного для розміщення трьох бідонів з осклованими ВАВ

Таблиця 3

Технічні характеристики

Значення

Кількість бідонів, що завантажуються в пенал, шт

3

Момент при затяжці кришки не більше кгс·м

10+1

Температура стінок пенала (заповненого бідонами) при зберіганні макс., К (-0С)

473 (200)

Швидкість корозії при зберіганні в спец. сховищі, мм/рік

0,1

Ресурс зберігання не більше, років

30

Ступінь небезпеки: радіаційно небезпечний; процес пожежобезпечний

Група А за НРБ-99

Основний матеріал

Сталь 3

Габаритні розміри, мм

630 х 3400 (h)

Товщина стінки, мм

5

Зовнішнє покриття пенала

Емаль кремнійорганічна КО814, срібляста, на основі лаку КО-815 з додаванням алюмінієвої пудри ПАП-2

Маркування корпусу пенала

Гравірування: завод-виробник, заводський номер, маса виробу, позначення виробу, дата виготовлення

Гарантійний строк експлуатації пенала (після введення в експлуатацію)

30 років

Гарантійний строк зберігання пенала (з моменту виготовлення)

1 рік

Структурна стабільність пенала

Забезпечується технологією виготовлення




Додаток 3
до Вимог до контейнерів
для зберігання високоактивних
радіоактивних відходів від переробки
відпрацьованого ядерного палива
реакторів ВВЕР-440

ПЕРЕЛІК
радіонуклідів, надання даних про вміст яких у формі ВАВ є обов’язковим


Хімічний елемент

Радіонуклід

Хімічний елемент

Радіонуклід


Тритій

Н-3

Церій

Ce-144


Вуглець

C-14

Прометій

Pm-146, Pm-147


Селен

Se-79

Самарій

Sm-151


Стронцій

Sr-90

Європій

Eu-152, Eu-154, Eu-155


Цирконій

Zr-93

Тербій

Tb-158


Ніобій

Nb-94

Гольмій

Ho-166m


Технецій

Tc-99

Уран

U-232, U-234, U-235, U-236, U-238


Рутеній

Ru-106

Нептуній

Np-237, Np-239


Паладій

Pd-107

Плутоній

Pu-236, Pu-238,
Pu-239, Pu-240,
Pu-241, Pu-242


Сурма

Sb-125

Америцій

Am-241, Am-242m, Am-243


Йод

I-129

Кюрій

Cm-242, Cm-243,
Cm-244, Cm-245


Цезій

Cs-134,
Cs-135,
Cs-137



__________
Примітка.


Радіонуклідний склад визначається виробником первинних упаковок ВАВ шляхом аналізу репрезентативних проб рідких ВАВ до їх оскловування або шляхом аналізу одержаної скломаси перед розміщенням у бідони за умови, якщо на переробку/кондиціювання надходять однорідні ВАВ.




Додаток 4
до Вимог до контейнерів
для зберігання високоактивних
радіоактивних відходів від переробки
відпрацьованого ядерного палива
реакторів ВВЕР-440

ПЕРЕЛІК
радіонуклідів, що впливають на підкритичність упаковок ВАВ



Хімічний елемент

Радіонуклід



Уран

U-232, U-234, U-235, U-236



Нептуній

Np-237



Плутоній

Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242



Америцій

Am-241, Am-242m, Am-243



Кюрій

Cm-243, Cm-244, Cm-245

__________
Примітки:


1. Концентрації подільних радіонуклідів мають визначатися виробником первинних упаковок ВАВ шляхом аналізу репрезентативних проб рідких ВАВ до їх оскловування.

2. Розрахунки підкритичності мають проводитися з урахуванням можливої неоднорідності розподілу подільних радіонуклідів в упаковці ВАВ.




Додаток 5
до Вимог до контейнерів
для зберігання високоактивних
радіоактивних відходів від переробки
відпрацьованого ядерного палива
реакторів ВВЕР-440

РЕКОМЕНДОВАНІ МЕТОДИ
контролю показників якості упаковок та форми ВАВ

Показник якості

Рекомендовані методи контролю

1

Питома і сумарна активність та радіонуклідний склад ВАВ в упаковці

1. Радіометрія
2. Спектрометрія
3. Розрахунковий метод

2

Безпека упаковки та форми ВАВ за критичністю

1. Спектрометрія
2. Розрахунковий метод

3

Потужність дози випромінювання на поверхні упаковки ВАВ (на відстані 0,1 м)

Вимірювання потужності дози випромінювання

4

Тепловиділення упаковки та форми ВАВ

1. Калориметрія
2. Контроль параметрів процесів кондиціювання ВАВ на відповідність заданим проектом величинам*
3. Розрахунковий метод

5

Нефіксоване поверхневе забруднення упаковки ВАВ

Метод мазків

6

Конфігурація упаковки ВАВ

1. Візуальний контроль
2. Вимірювання геометричних розмірів упаковки ВАВ

7

Ідентифікація упаковки ВАВ

Візуальний контроль

8

Структурна стабільність форми ВАВ

1. Визначення механічної міцності
2. Контроль параметрів процесів кондиціювання ВАВ на відповідність заданим проектом величинам*
3. Візуальний контроль

9

Радіаційна стійкість форми ВАВ

1. Визначення механічної міцності
2. Визначення водостійкості
3. Вимірювання зміни об'єму

10

Термічна стійкість форми ВАВ

1. Контроль параметрів процесів кондиціювання ВАВ на відповідність заданим проектом величинам*
2. Рентгенофазний аналіз
3. Дериватографічний аналіз
4. Визначення механічної міцності

11 11

Водостійкість форми ВАВ

1. Визначення швидкості вилуговування
2. Імерсійні випробування

12 12

Вміст корозійно-активних речовин у формі ВАВ

Хімічний аналіз

13

Газоутворення у формі ВАВ

1. Волюмометрія
2. Хроматографічний аналіз
3. Хімічний аналіз

14

Вміст вільної рідини у формі ВАВ

1. Контроль параметрів процесів кондиціювання ВАВ на відповідність заданим проектом величинам*
2. Гравіметричне вимірювання

15

Вміст комплексоутворюючих реагентів у формі ВАВ

1. Хімічний аналіз
2. Хроматографічний аналіз

16

Вміст вибухонебезпечних та самозаймистих речовин у формі ВАВ

1. Контроль параметрів процесів кондиціювання ВАВ на відповідність заданим проектом величинам*
2. Хімічний аналіз

17

Вміст у формі ВАВ речовин, які реагують з водою з виділенням тепла та утворенням займистих (горючих) і вибухонебезпечних газів

1. Контроль параметрів процесів кондиціювання ВАВ на відповідність заданим проектом величинам*
2. Хімічний аналіз

18

Вміст токсичних речовин у формі ВАВ

1. Контроль параметрів процесів кондиціювання ВАВ на відповідність заданим проектом величинам*
2. Хімічний аналіз

__________
* Визначаються під час розроблення процесу оскловування ВАВ



вгору