Документ v0160578-04, поточна редакція — Прийняття від 25.10.2004

                                                          
ДЕРЖАВНИЙ КОМІТЕТ ЯДЕРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ УКРАЇНИ
Н А К А З
25.10.2004 N 160

Про затвердження Рекомендацій щодо встановлення
критеріїв приймання кондиційованих радіоактивних
відходів на захоронення у приповерхневих сховищах

Для забезпечення правового регулювання у сфері поводження з
радіоактивними відходами відповідно до Закону України "Про
поводження з радіоактивними відходами" ( 255/95-ВР ) та постанови
Кабінету Міністрів України від 25 грудня 2002 р. N 2015
( 2015-2002-п ) "Про Комплексну програму поводження з
радіоактивними відходами" Н А К А З У Ю:
1. Затвердити Рекомендації щодо встановлення критеріїв
приймання кондиційованих радіоактивних відходів на захоронення у
приповерхневих сховищах, що додаються.
2. Директору Державного науково-технічного центру з ядерної
та радіаційної безпеки Васильченку В.М. у місячний термін після
підписання наказу забезпечити тиражування цього
нормативно-правового акта.
3. Начальнику Управління регулювання поводження з
радіоактивними відходами Могильнику І.Ф. у десятиденний термін
після тиражування нормативно-правового акта забезпечити його
розсилку відповідно до розрахунку розсилки.
4. Начальнику Управління координації та розвитку
Кутузовій Т.Я. забезпечити розміщення нормативно-правового акта на
веб-сайті Держатомрегулювання України.
5. Контроль за виконанням наказу покласти на заступника
Голови Бикова В.О.
Голова В.В.Грищенко

ЗАТВЕРДЖЕНО
наказом Державного комітету
ядерного регулювання України
25.10.2004 N 160

РЕКОМЕНДАЦІЇ
щодо встановлення критеріїв приймання
кондиційованих радіоактивних відходів
на захоронення у приповерхневих сховищах
(РД 306.4.098-2004)

Рекомендації щодо встановлення критеріїв приймання
кондиційованих радіоактивних відходів на захоронення у
приповерхневих сховищах (далі - Рекомендації) розроблені
відповідно до Законів України "Про поводження з радіоактивними
відходами" ( 255/95-ВР ), "Про дозвільну діяльність у сфері
використання ядерної енергії" ( 1370-14 ), Положення про перелік
та вимоги щодо форми та змісту документів, що надаються
експлуатуючою організацією для отримання ліцензій на здійснення
діяльності на конкретному етапі життєвого циклу сховища для
захоронення радіоактивних відходів, затвердженого наказом
Міністерства екології та природних ресурсів України від 15.08.2000
N 109 ( z0601-00 ) та зареєстрованого Мін'юстом України 12.09.2000
за N 601/4822, Вимог щодо структури та змісту звіту про аналіз
безпеки приповерхневих сховищ радіоактивних відходів, затверджених
наказом Міністерства екології та природних ресурсів України
від 02.10.2000 N 154 ( z0758-00 ) та зареєстрованих Мін'юстом
України 30.10.2000 за N 758/4979. Метою документа є надання рекомендацій щодо розроблення
критеріїв приймання РАВ до конкретного сховища, а також
рекомендацій щодо способів і методів досягнення якості РАВ,
достатньої для забезпечення ядерної та радіаційної безпеки при
захороненні РАВ у приповерхневих сховищах, та необхідних процедур,
виконання яких забезпечуватиме узгодженість між усіма стадіями
поводження з РАВ. Рекомендації розроблені, базуючись на принципах забезпечення
безпеки при поводженні з РАВ, викладених в публікаціях МАГАТЕ:
"The Principles of Radioactive Waste Management", SS No.111-F
(IAEA, 1995), "International Basic Safety Standards for Protection
against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation
Sources", SS No.115 (IAEA, 1996); МКРЗ: "Recommendation of the
International Commission on the Radiological Protection",
Publication 60 (ICRP, 1991), "Radiological Protection Policy for
the Disposal of Radioactive Waste", Publication 77 (ICRP, 1998),
"Radiation Protection Recommendation as Applied to the Disposal of
Long-lived Solid Radioactive Waste", Publication 81 (ICRP, 1998);
нормативних документах України: Норми радіаційної безпеки України
(НРБУ-97), затверджені постановою Головного державного санітарного
лікаря України від 01.12.97 N 62 ( v0062282-97 ), Норми
радіаційної безпеки України; доповнення: "Радіаційний захист від
джерел потенційного опромінення (НРБУ-97/Д-2000)", затверджені
постановою Головного державного санітарного лікаря України
від 12.07.2000 N 116, а також в Об'єднаній Конвенції про безпеку
поводження з відпрацьованим паливом та про безпеку поводження з
радіоактивними відходами ( 995_335 ). В документі враховано
сучасні підходи до встановлення критеріїв приймання РАВ для
захоронення у приповерхневих сховищах, узагальнені в документах
МАГАТЕ та провідних країн. Дія нормативного документа поширюється на короткоіснуючі
низько- та середньоактивні РАВ, призначені для захоронення у
приповерхневих сховищах. Дія цього документа не поширюється на довгоіснуючі та
високоактивні РАВ, які мають захоронюватися в стабільних
геологічних формаціях. Цей нормативний документ може використовуватися
експлуатуючими організаціями сховищ і установок з
переробки/кондиціонування РАВ та організаціями, що надають послуги
у сфері використання ядерної енергії. Документ може бути використано при обґрунтуванні безпеки
поводження з РАВ, при здійсненні регулювання безпеки
приповерхневих сховищ РАВ та установок з переробки/кондиціонування
РАВ, а також при проведенні експертної оцінки документів з
обґрунтування безпеки.

ТЕРМІНИ ТА ВИЗНАЧЕННЯ

У цих Рекомендаціях наведені нижче терміни вживаються у
такому значенні: Верифікація (перевірка) - підтвердження наданням об'єктивних
доказів, що встановлені вимоги виконано (ДСТУ ISO 9000-2001). Горючі відходи - відходи, що здатні самозайматися, а також
займатися при впливі джерела запалювання і самостійно горіти після
його видалення (ГОСТ 12.1.044-89). Доступне середовище (acceptable environment) - частина
навколишнього середовища, що оточує інженерну конструкцію сховища,
до якої людина має / може мати безпосередній доступ. Експлуатуюча організація сховища, або оператор сховища -
призначена державою юридична особа, яка здійснює діяльність,
пов'язану з вибором майданчика, проектуванням, будівництвом,
експлуатацією, закриттям приповерхневого сховища для захоронення
РАВ; забезпечує ядерну та радіаційну безпеку і несе
відповідальність за ядерну шкоду. Забруднення поверхневе - наявність радіоактивних речовин на
поверхні у кількостях, що перевищують встановлені санітарними
нормами значення. Іммобілізація - переведення РАВ в іншу форму шляхом
ствердження, включення в будь-яку матрицю або заключення у
герметичну оболонку. Кондиціонування - операції щодо підготовки радіоактивних
відходів для перевезення зберігання та захоронення.
Кондиціонування може здійснюватись шляхом розміщення радіоактивних
відходів у контейнер або їх іммобілізації. Контейнер - ємність, в яку вміщується форма відходів для
безпечного маніпулювання, перевезення, зберігання та/або
остаточного захоронення; контейнер є компонентом упаковки РАВ,
який виконує функцію зовнішнього бар'єру для локалізації РАВ та їх
захисту від зовнішніх впливів. Контроль адміністративний (institutional control) - нагляд за
сховищем РАВ після його закриття з боку уповноваженого державою
органу або призначеної установи з метою додержання
радіаційно-гігієнічних регламентів попередження виносу
радіонуклідів і несанкціонованого втручання. Контроль може бути
активним (моніторинг, контроль цілісності бар'єрів, проведення в
разі необхідності відновлювальних робіт) або пасивним (обмеження
на ведення господарської діяльності в межах майданчика, збереження
інформації про існування сховища). Критерії безпеки - встановлені законодавством
радіаційно-гігієнічні регламенти (дози, ризики, ймовірність
критичних подій), які мають не перевищуватися при захороненні РАВ
у приповерхневому сховищі для гарантування адекватного рівня
захисту здоров'я людини протягом часу, поки сховище не
перетвориться в екологічно безпечну систему. Критерії приймання РАВ (waste acceptance requirements) -
кількісні параметри (характеристики) РАВ або якісні вимоги,
визначені Оператором приповерхневого сховища і узгоджені Державним
комітетом ядерного регулювання України, згідно з якими
радіоактивні відходи будуть прийматися на захоронення. Критерії прийнятності РАВ, загальні (generic waste acceptance
criteria) - незалежні від характеристик майданчика розміщення і
проекту сховища кількісні або якісні вимоги та умови, яким мають
задовольняти радіоактивні відходи, що плануються для захоронення у
приповерхневих сховищах. Локалізуючі системи сховища (disposal facility confining
system) - сукупність засобів та устаткування, які локалізують
радіоактивність протягом запроектованого періоду часу, тобто
запобігають або обмежують до достатньо низьких рівнів перенесення
радіоактивного матеріалу у навколишнє середовище. Перша локалізуюча система (бар'єр) - фізико-хімічна форма
відходів, наприклад, іммобілізовані або вміщені у матрицю РАВ. До
першої локалізуючої системи може також включатися контейнер, в
який вміщена форма РАВ. Друга локалізуюча система (бар'єр) - система інженерних
структур сховища, в які розміщують РАВ, включаючи додаткове
обладнання та всі додаткові матеріали, що використовуються в
період експлуатації та після закриття сховища. Третя локалізуюча система (бар'єр) - природні матеріали
майданчика (породи). Матриця вміщуюча - нерадіоактивний матеріал, що
використовується для зв'язування відходів (наприклад, бітум,
цемент, різні полімери, скло). Небезпечні речовини та матеріали (крім радіоактивних) -
речовини та матеріали, що мають (або можуть проявляти) небезпечні
властивості, перелічені у Переліку небезпечних властивостей,
затверджених наказом Мінекобезпеки від 16.10.2000 N 165
( z0770-00 ), прояв яких може призвести до вибуху, пожежі,
загибелі, травмування, отруєння, захворювання людей та/або тварин,
пошкодження споруд та транспортних засобів. Небезпечні властивості
можуть проявлятися як при нормальних умовах, так і при аварійних,
як у речовин в чистому вигляді, так і при взаємодії їх з іншими
речовинами та матеріалами. Приповерхневе сховище - сховище радіоактивних відходів,
призначене для їх захоронення, яке являє собою споруду,
розташовану на поверхні або в приповерхневому шарі землі,
спеціально обладнане і конструктивно виконане таким чином, щоб
гарантувати довготривалу ізоляцію РАВ від потрапляння їх у
біосферу, а також щоб забезпечувалося додержання вимог і
регламентів, встановлених законодавством для такого типу сховищ. Протокол узгодження - документ, який видається Оператором
сховища Постачальнику відходів після узгодження Технічних
специфікацій відходів. Репрезентативна проба/проби - певна кількість речовини, взята
з об'єму РАВ у кількості, яка дозволяє з необхідною/визначеною
точністю охарактеризувати РАВ в цілому (визначити всі необхідні
властивості та параметри РАВ). Система захоронення (disposal system) - сукупність елементів
сховища (відходи та інженерні бар'єри) і доступне середовище. Технічні специфікації упаковок відходів (waste package
specification) - документ, що складається Постачальником відходів
(Оператором установки по переробці/кондиціонуванню) на кожний тип
кондиційованих твердих та стверджених РАВ, який містить перелік
технічних умов на виготовлення упаковок, а саме опис процедур
переробки/кондиціонування РАВ, інформацію щодо характеристик
кінцевого продукту кондиціонування (механічних, хімічних,
радіологічних та інших параметрів кондиційованих упаковок з
відходами), а також процедур тестування та досліджень, призначених
для контролю якості виготовлених упаковок РАВ. Упаковка РАВ (waste package) - продукт кондиціонування, який
включає форму відходів, будь-яку герметичну оболонку (наприклад,
контейнери) і, в разі необхідності внутрішні бар'єри (наприклад,
сорбуючий матеріал чи облямування), підготовлений у придатному для
захоронення вигляді з урахуванням вимог безпеки щодо
маніпулювання, перевезення та зберігання. Форма РАВ (waste form) - відходи в формі, отриманій після
переробки та/або кондиціонування перед їх розміщенням у контейнер
(упакуванням). Форма відходів є компонентом упаковки РАВ. Функції безпеки (safety functions) - функції, які виконують
бар'єри сховища (локалізація радіонуклідів, захист від іонізуючого
випромінювання тощо), спрямовані на досягнення цілей безпеки.
Функції безпеки характеризуються параметрами та/або
характеристиками бар'єрів сховища, які забезпечують необхідну
ефективність бар'єрів для досягнення цілей безпеки. Характеризація РАВ (waste characterization) - визначення
фізичних, хімічних, радіологічних характеристик РАВ та аналіз
одержаних результатів з метою встановлення значень параметрів
відходів, необхідних для вибору/обґрунтування необхідних методів
поводження з відходами. Хімічна сумісність - відсутність або низька швидкість
протікання хімічних реакцій з виділенням тепла або підвищенням
тиску, загорянням, вибухом, виділенням токсичного пилу, газів або
пари; або горючих газів чи пари між окремими складовими
(компонентами) форми РАВ, між формою РАВ та матеріалом контейнера,
іншими інженерними та природними бар'єрами сховища. Цілі безпеки (safety objectives) - захист людини та
навколишнього середовища в період експлуатації сховища та після
закриття сховища, обмеження тривалості активного контролю за
майданчиком приповерхневого сховища для захоронення РАВ.
1. Загальні положення
При розробці критеріїв приймання РАВ для захоронення у
приповерхневому сховищі з метою забезпечення цілей безпеки при
захороненні РАВ рекомендується виходити з необхідності додержання
наступних основних положень та вимог чинних нормативно-правових
актів, публікацій МАГАТЕ та МКРЗ, досвіду провідних країн.
1.1. РАВ обов'язково ізолюються від доступного для людини
середовища шляхом розміщення у сховищах з забезпеченням належного
рівня радіаційного захисту в період експлуатації і після закриття
сховища, доки РАВ залишаються потенційно небезпечними.
1.2. Належний рівень радіаційного захисту протягом
необхідного періоду часу досягається за рахунок використання
багатобар'єрної системи локалізації РАВ, яка складається з
інженерних (перша та друга локалізуючі системи) і природних (третя
локалізуюча система) бар'єрів.
1.3. Безпека сховища протягом періоду експлуатації та в
період активного адміністративного контролю забезпечується за
рахунок надійності інженерних бар'єрів, які проектуються у такий
спосіб, щоб запобігати виходу радіонуклідів до доступного
навколишнього середовища при всіх імовірних критичних подіях;
природні бар'єри розглядаються як резервні. Довготривала безпека після закриття сховища і завершення
активного адміністративного контролю досягається шляхом введення
обмежень на захоронення довгоіснуючих радіонуклідів у сховищі, а
також за рахунок відповідних властивостей порід майданчика
розміщення сховища.
1.4. Локалізуючі характеристики бар'єрів мають бути такими,
щоб безпека сховища не залежала від моніторингу, нагляду,
превентивних або коригуючих дій після того, як завершено активний
контроль над сховищем, а тривалість необхідного активного контролю
була мінімальною.
1.5. З метою забезпечення додержання викладених у пунктах 1.1
- 1.4 цього документа положень при розробці системи інженерних
бар'єрів приповерхневого сховища слід враховувати захисні
властивості упаковки РАВ, як першого інженерного бар'єру, що має
відповідати наступним вимогам: висока сорбційна здатність; стійкість до фізичних, хімічних, радіаційних, біологічних
впливів (природних та техногенних); стабільність характеристик протягом визначеного проектом
сховища періоду часу. Конкретні вимоги щодо характеристик упаковок РАВ визначаються
при проектуванні сховища встановленням критеріїв приймання
відходів до сховища.
1.6. РАВ, що приймаються на захоронення у приповерхневе
сховище, мають задовольняти критерії приймання відходів до
сховища.
1.7. У відповідності з вимогами нормативного акта "Положення
про перелік та вимоги щодо форми та змісту документів, що
надаються експлуатуючою організацією для отримання ліцензій на
здійснення діяльності на конкретному етапі життєвого циклу сховища
для захоронення радіоактивних відходів", затвердженого наказом
Мінекоресурсів України від 15.08.2000 N 109 ( z0601-00 ) та
зареєстрованого Мін'юстом України 12.09.2000 за N 601/4822,
критерії приймання відходів розроблюються Оператором сховища та
узгоджуються Держатомрегулюванням України в процесі отримання
ліцензії на експлуатацію сховища.
1.8. Критерії приймання формулюються у вигляді якісних та/або
кількісних вимог і умов так, щоб відповідність РАВ встановленим
критеріям можна було перевірити шляхом проведення безпосередніх
вимірювань або гарантувати їх додержання за рахунок застосування
відповідних методів поводження з відходами чи методів контролю
процесу кондиціонування.
1.9. Критерії приймання РАВ розроблюються на основі загальних
критеріїв прийнятності РАВ для захоронення у приповерхневих
сховищах, рекомендованих в цьому документі, наявних відомостей
щодо існуючих технологій кондиціонування РАВ і можливостей їх
практичного застосування.
1.10. Критерії приймання відходів для захоронення
встановлюються за результатами проведеної оцінки безпеки системи
захоронення в цілому як системи локалізуючих бар'єрів, кожний з
яких має виконувати відповідні функції безпеки, передбачені
проектом сховища. При розробці критеріїв приймання РАВ враховуються всі
припущення, що були зроблені при виконанні оцінки безпеки сховища
в цілому, виходячи з розгляду експлуатаційних (функціональних)
вимог та вимог, які витікають з результатів оцінки безпеки сховища
для досягнення довготривалої безпеки захоронення у
післяексплуатаційний період. Враховується також необхідність
забезпечення безпеки на всіх стадіях поводження з РАВ після їх
кондиціонування (тимчасове зберігання, перевезення).
1.11. Відповідальність за підготовку РАВ для передачі до
сховища відповідно до Закону України "Про поводження з
радіоактивними відходами" ( 255/95-ВР ) несе виробник відходів або
організація, що здійснює кондиціонування РАВ (далі - Постачальник
РАВ), які мають продемонструвати, що упаковки відходів
відповідають критеріям приймання відходів для захоронення у
приповерхневому сховищі.
1.12. Оператор сховища несе відповідальність за встановлення
належного контролю за безпекою сховища, в тому числі за
забезпечення виконання локалізуючими бар'єрами сховища (зокрема,
упаковками РАВ) передбачених проектом сховища функцій безпеки, а
також за контроль відповідності характеристик упаковок РАВ, що
захоронюються у сховищі, встановленим критеріям приймання.
Оператор сховища розроблює процедуру приймання відходів, узгоджує
кожний тип упаковок, призначених для захоронення у приповерхневому
сховищі, визначає необхідні тести щодо підтвердження характеристик
упаковок.
1.13. Постачальник РАВ та Оператор сховища узгоджують між
собою: програму забезпечення якості упаковок РАВ; процедуру передачі РАВ на захоронення, включаючи організацію
перевезень та графік поставок; програму тестування упаковок, включаючи необхідну точність
визначення кількісних характеристик РАВ; програму інспекційних перевірок упаковок РАВ.
1.14. Перед початком експлуатації установки з кондиціонування
рекомендується, щоб Постачальник РАВ склав Технічні специфікації
упаковок відходів, які узгоджуються з Оператором сховища з тим,
щоб виготовлені упаковки задовольняли критерії приймання відходів
до конкретного сховища.
1.15. В разі, якщо на момент кондиціонування РАВ сховище,
призначене для захоронення виготовлених упаковок, відсутнє,
Технічні специфікації розроблюються так, щоб задовольняти загальні
критерії прийнятності відходів, рекомендовані цим документом, та
передбачати, наскільки це можливо, критерії приймання відходів до
будь-якого приповерхневого сховища з метою мінімізувати
необхідність додаткового кондиціонування РАВ у майбутньому.
1.16. Технічні специфікації складаються на кожний тип
упаковок. До певного типу упаковок рекомендується відносити такі
упаковки, які характеризуються близьким складом РАВ, подібними
властивостями форми РАВ і однаковим зовнішнім контейнером. При
передачі до сховища великогабаритних РАВ без контейнера такі РАВ
вважаються окремим типом упаковки.
1.17. Зміст Технічних специфікацій має бути достатнім для
того щоб Оператор сховища зміг переконатися, що упаковка,
виготовлена згідно Технічних специфікацій, відповідає критеріям
приймання відходів до сховища. Технічні специфікації
рекомендується складати у відповідності з додатком 1 цього
документа.
1.18. Оператор сховища має провести аналіз Технічних
специфікацій з метою підтвердження достатності запропонованих
методів кондиціонування і контролю при кондиціонуванні для
отримання упаковок, що відповідають встановленим критеріям
приймання РАВ до сховища. Якщо Технічні специфікації відповідають
критеріям приймання, Оператор сховища погоджує можливість
захоронення таких типів упаковок РАВ та надає Постачальнику РАВ
Протокол узгодження, який підтверджує можливість захоронення цих
типів упаковок.
2. Розробка критеріїв приймання кондиційованих
радіоактивних відходів
При розробці критеріїв приймання РАВ на захоронення до
конкретного приповерхневого сховища рекомендується використовувати
наведені в цьому розділі загальні критерії прийнятності, якими
визначаються загальні умови та вимоги до характеристик РАВ, що
можуть бути захоронені у приповерхневому сховищі. Кількісні вимоги до характеристик РАВ (значення параметрів та
необхідна точність їх визначення) встановлюються та
обґрунтовуються Оператором сховища, базуючись на результатах
оцінки безпеки сховища. При визначенні кількісних характеристик
слід керуватися принципами радіологічного захисту (неперевищення
та оптимізації), приймаючи до уваги, що недостатню ефективність
будь-якого з компонентів багатобар'єрної системи локалізації РАВ у
сховищі можна компенсувати за рахунок встановлення більш жорстких
вимог до інших компонентів.
2.1. Загальні умови прийнятності РАВ
для захоронення у приповерхневих сховищах
2.1.1. У відповідності з Законом України "Про поводження з
радіоактивними відходами" ( 255/95-ВР ) та рекомендаціями
документа МАГАТЕ "Classification of Radioactive waste", SS,
111-G-1.1 (IAEA, 1994) на захоронення у приповерхневих сховищах
приймаються тільки тверді та стверджені низько- та середньоактивні
короткоіснуючі РАВ, активність яких обумовлена наявністю у складі
РАВ переважно радіонуклідів з коротким (до 30 років) періодом
напіврозпаду. Вміст радіонуклідів з періодом напіврозпаду, більшим
за 30 років, не повинен перевищувати граничних значень, які
обґрунтовуються Оператором сховища при розробці критеріїв
приймання РАВ за результатами оцінки безпеки сховища, та в
максимально можливому ступені мінімізується. 2.1.2. РАВ приймаються до сховища у контейнерах,
іммобілізовані у вміщуючу матрицю. Об'єм контейнера має бути
максимально заповнений. Великогабаритні РАВ за узгодженням з
Оператором сховища можуть прийматися без контейнерів. З метою забезпечення довготривалої стабільності інженерних
структур сховища необхідно, щоб форма РАВ у контейнері була
наскільки це можливо монолітною (у вигляді єдиного блоку) та
однорідною для збереження довготривалої механічної міцності
упаковок відходів. Необхідний ступінь монолітності і однорідності
форми РАВ визначається за результатами оцінки безпеки сховища. 2.1.3. За узгодженням з Оператором сховища без попередньої
іммобілізації у вміщуючу матрицю на захоронення, як виняток,
допускається приймати: - низькоактивні РАВ за умови, що такі РАВ досягнуть
встановлених санітарними нормами рівнів звільнення до завершення
активного контролю; - великогабаритні РАВ (устаткування, окремі елементи
будівельних споруд тощо) за умови якщо доведено, що захисні
властивості модулів сховища здатні компенсувати відсутність
контейнерів щодо попередження міграції радіонуклідів. 2.1.4. Для захоронення слід використовувати сертифіковані
контейнери. Проект, конфігурація та розміри контейнерів для
захоронення РАВ мають узгоджуватися з транспортними і
технологічними системами, які задіяні при зберіганні, перевезенні
і захороненні РАВ, а також з конструкційними елементами сховища,
передбаченими для розміщення упаковок. 2.1.5. Конструкція контейнера та конструкційні матеріали
контейнера мають забезпечити збереження його характеристик щодо
міцності та герметичності протягом періоду часу, визначеного
Оператором сховища при проведенні оцінки безпеки. 2.1.6. Упаковки РАВ мають зберігати свої характеристики в
умовах захоронення (з урахуванням багатоярусного розміщення
контейнерів у сховищі, наявності вологи, можливих впливів
внутрішніх радіаційних полів, біологічно та хімічно активних
речовин, що входять до складу РАВ, тощо) протягом терміну,
встановленого Оператором сховища при проведенні оцінки безпеки. 2.1.7. Необхідно забезпечити систему ідентифікації упаковок
РАВ. Для кожної упаковки РАВ, яка складається з декількох
первинних упаковок, рекомендується використовувати єдине
ідентифікаційне маркування. Маркування має зберігатися протягом
всього періоду експлуатації сховища, до моменту його закриття. 2.1.8. Якщо після кондиціонування РАВ виникає необхідність
тимчасового зберігання кондиційованих упаковок РАВ перед передачею
упаковок на захоронення, слід проводити прогнозну оцінку можливих
змін характеристик упаковок РАВ за рахунок процесів старіння
протягом часу зберігання упаковок до моменту їх передачі на
захоронення, а також передбачити можливість обстеження, тестування
і вилучення упаковок під час тимчасового зберігання.
2.2. Вимоги до радіологічних характеристик РАВ
2.2.1. Радіонуклідний склад та активність Радіонуклідний склад упаковки РАВ має бути відомим. Оператор
сховища має вимагати, щоб Постачальник РАВ надавав інформацію щодо
радіонуклідного складу та активності упаковки РАВ (переліку
радіонуклідів, їх парціальної (питомої) та повної активності). До
переліку радіонуклідів рекомендується включати всі радіонукліди,
перелічені в додатку 2. В залежності від джерела надходження РАВ
Оператор сховища може, крім вказаних, вимагати надання відомостей
щодо наявності інших радіонуклідів. Методи та методики визначення радіонуклідного складу та
активності (інструментальні та/або розрахункові методи та їх
точність (1) погоджуються між Постачальником РАВ та Оператором
сховища та узгоджуються Держатомрегулюванням України. Можливі
відхилення в радіонуклідному складі РАВ та активності окремих
радіонуклідів в упаковці також мають бути охарактеризовані (крім
тих, що зумовлені статистичними відхиленнями внаслідок
радіоактивних розпадів радіонуклідів). ____________
(1) - необхідна точність визначення будь-яких характеристик
РАВ, в тому числі радіонуклідного складу, визначається виходячи з
прийнятого підходу при проведенні оцінки безпеки (реалістичний або
консервативний) і має бути такою, щоб при розрахунках індикаторів
безпеки сховища (доз/ризиків тощо) можна було одержати
обґрунтований висновок щодо довготривалої безпеки сховища (див.
рекомендації МАГАТЕ "Model Formulation, Implementation and Data
for Safety Assessment of Near Surface Disposal Facilities", IAEA
Working Document ISAM/MDWG/WD01, Version 0.4, August 2001).
2.2.2. Допустимі значення активності Для кожного радіонукліда, що входить до складу РАВ, необхідно
встановити середні та максимально допустимі значення питомої
активності, а також сумарну активність РАВ в окремій упаковці. Допустимі значення активності розраховуються шляхом
проведення оцінки безпеки приповерхневого сховища на період
експлуатації сховища та на довготривалий післяексплуатаційний
період у відповідності з рекомендаціями документів МАГАТЕ "Safety
Assessment for Near Surface Disposal of Radioactive Waste: Safety
Guide, SSS No. WS-G-1.1 (IAEA, 1999), "Derivation of Activity
Limits for Disposal of Radioactive Waste to Near Surface
Facilities", IAEA Working Document, Version 0.3, 2001 та
положеннями документа "Методичні рекомендації з проведення оцінки
радіаційної безпеки приповерхневих сховищ радіоактивних відходів"
(проект). Упаковка РАВ може вважатися прийнятною для захоронення,
якщо виконуються рекомендації додатка 3 цього документа. При
встановленні критеріїв приймання РАВ для захоронення у
приповерхневому сховищі рекомендується також додержуватися
додаткового обмеження щодо вмісту довгоіснуючих
альфа-випромінюючих радіонуклідів: питома активність довгоіснуючих
альфа-випромінювачів не повинна перевищувати 4000 Бк/г в будь-якій
окремій упаковці та 400 Бк/г в середньому у сховищі, як
рекомендовано документом МАГАТЕ "Classification of Radioactive
waste", SS, 111-G-1.1 (IAEA, 1994). 2.2.3. Потужність дози на поверхні З метою забезпечення захисту персоналу і населення від
зовнішнього опромінювання при перевезенні та зберіганні упаковок
РАВ, а також в процесі маніпулювання з упаковками РАВ до їх
захоронення значення потужності еквівалентної дози на поверхні
упаковки мають: а) бути такими, щоб забезпечувалося виконання принципів
неперевищення та оптимізації (п. 1.7 НРБУ-97 ( v0062282-97 ); б) узгоджуватися з вимогами Правил ядерної та радіаційної
безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів, затверджених
наказом Держатомрегулювання України від 23.05.2001 N 18
( z0591-01 ) та зареєстрованих Мін'юстом України 13.07.2001 за
N 591/5782; в) узгоджуватися з вимогами щодо забезпечення безпеки
персоналу при виконанні транспортно-підйомних робіт та при
маніпулюванні з упаковками в період експлуатації сховища. 2.2.4. Поверхневе забруднення Рівні нефіксованого забруднення на зовнішній поверхні
упаковок РАВ мають не перевищувати допустимих лімітів,
встановлених чинними нормативними документами для забруднення
робочих поверхонь у приміщеннях постійного перебування персоналу. Якщо кондиційована упаковка РАВ перевозиться без застосування
додаткових захисних засобів (транспортний пакет, контейнер тощо),
нефіксоване радіоактивне забруднення зовнішньої поверхні упаковки
не повинно перевищувати значень, встановлених вимогами п. 5.8
Правил ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні
радіоактивних матеріалів, затверджених наказом Держатомрегулювання
України від 23.05.2001 N 18 ( z0591-01 ) та зареєстрованих
Мін'юстом України 13.07.2001 за N 591/5782. Необхідність введення обмежень щодо рівнів фіксованого
забруднення зовнішньої поверхні упаковки визначається, базуючись
на результатах оцінки безпеки сховища. 2.2.5. Радіаційна стійкість Форма РАВ та інші компоненти упаковки мають бути стійкими до
впливу іонізуючого випромінювання, що забезпечується за рахунок
належного кондиціонування. Ступінь газоутворення, розтріскування,
розбухання, усадки тощо, які можуть впливати на фізико-хімічні
властивості форми РАВ та інших компонентів упаковки, має бути
оцінена при прогнозованих рівнях альфа-, бета- та
гамма-випромінювання в умовах захоронення. Рекомендується
встановити процедуру тестування радіаційної стійкості упаковок. 2.2.6. Однорідність просторового розподілу радіонуклідів Має бути забезпечена достатня однорідність просторового
розподілу радіонуклідів в упаковці РАВ. Ступінь неоднорідності
розподілу радіонуклідів в упаковці має не перевищувати рівнів, що
призводять до значних змін фізичних та хімічних характеристик
форми РАВ. 2.2.7. Безпека з критичності Вміст будь-яких подільних матеріалів в упаковці РАВ
обмежується таким чином, щоб виключити умови виникнення
критичності при експлуатації сховища та після його закриття як при
нормальних, так і при аварійних умовах. При встановленні граничнодопустимої кількості подільних
матеріалів у РАВ рекомендується розглядати потенційну можливість
виникнення критичності в умовах захоронення в разі пошкодження
упаковок РАВ з наступним вилуговуванням подільних радіонуклідів та
їх концентруванням в бар'єрах сховища (насипних матеріалах чи
ґрунтах). Рекомендований перелік радіонуклідів, які необхідно
враховувати при обґрунтуванні підкритичності, наведено у таблиці
додатка 4. Концентрації таких радіонуклідів мають визначатися
шляхом лабораторних вимірювань, а розрахунки підкритичності
проводитися з урахуванням можливої неоднорідності розподілу таких
радіонуклідів у будь-яких бар'єрах сховища.
2.3. Вимоги до хімічних характеристик
2.3.1. Хімічний склад Хімічний склад форми РАВ має бути визначеним з точки зору
наявності небезпечних або токсичних компонентів у відповідності з
пунктами 2.3.4 - 2.3.14 цього документа. Постачальник РАВ повинен
довести, що кількість таких речовин мінімізована (або виключена) і
не перевищує лімітів, встановлених Оператором сховища за
результатами проведеної оцінки безпеки. 2.3.2. Хімічна сумісність Має бути визначено сумісність окремих складових форми РАВ між
собою і з матеріалами контейнера. Слід також забезпечити
сумісність упаковок РАВ з інженерними і природними бар'єрами
сховища. Рекомендується розглянути можливість виникнення хімічних
реакцій між РАВ, матеріалом матриці та контейнером, а також іншими
інженерними та природними бар'єрами сховища з урахуванням
потенційних змін умов у сховищі. 2.3.3. Вилуговування Вилуговування радіонуклідів із форми РАВ, як один з важливих
механізмів виходу радіонуклідів у біосферу, має бути таким, щоб
вихід радіонуклідів за межі сховища не перевищував рівнів, які
гарантуватимуть додержання критеріїв безпеки. Процедури тестування (щодо визначення швидкості вилуговування
радіонуклідів із форми РАВ в залежності від зовнішніх впливів,
хімічної форми продукту вилуговування тощо) та вибір параметрів
тестування узгоджуються між Постачальником РАВ та Оператором
сховища. 2.3.4. Вміст хімічно активних компонентів Хімічно активні речовини (сильні окисники; нестабільні при
нормальних умовах речовини та такі, що піддаються інтенсивним
перетворенням; здатні до самочинної детонації або вибухової
реакції при нормальних температурі та тиску чи під дією термічного
або механічного удару тощо) слід виключати з складу упаковки РАВ. РАВ, які можуть містити хімічно активні речовини, мають бути
ідентифіковані, і до них застосовуються методи обробки, які
нейтралізують вказані характеристики. 2.3.5. Корозійна стійкість упаковок РАВ Вміст корозійно-активних речовин (неорганічні кислоти, луги,
деякі солі тощо) у формі РАВ має буде відомим. Постачальник РАВ
має продемонструвати, що наявність таких речовин в упаковці РАВ не
призведе до порушення функцій безпеки бар'єрів сховища протягом
встановленого проектом сховища терміну. До критеріїв приймання РАВ рекомендується включати вимоги до
конструкційних матеріалів зовнішнього контейнера в залежності від
типу РАВ, які в нього розміщуються, і терміну, протягом якого
контейнер має бути стійким до корозії. 2.3.6. Вміст комплексоутворюючих, в тому числі хелатуючих
реагентів Вміст комплексоутворюючих речовин, в тому числі хелатуючих, в
упаковках РАВ має обмежуватися у зв'язку з тим, що утворення
комплексних сполук в РАВ може призвести до збільшення рухливості
радіонуклідів та/або до підвищення корозійної активності
середовища. Слід вимагати, щоб в упаковку РАВ не включали
органічні речовини, при розкладі яких можуть утворюватися
комплексоутворюючі сполуки, або щоб забезпечувались такі умови,
які обмежуватимуть можливість розкладу органічних речовин. 2.3.7. Вміст вільної рідини Наявність вільної рідини в упаковці РАВ має бути виключена
або обмежена. Кількість вільної рідини в упаковці РАВ обмежується
лімітом, який встановлюється Оператором сховища при проведенні
оцінки безпеки. Вміст хімічно активних рідин не допускається. 2.3.8. Вогнестійкість Упаковки РАВ мають бути стійкими до зовнішньої пожежі. Горючі відходи мають бути приведені у негорючий стан. Відходи
мають упаковуватися в такий спосіб, щоб ризик загоряння та
розповсюдження пожежі в разі її виникнення були мінімальні навіть
за умов механічного пошкодження упаковки. При виконанні оцінки безпеки слід оцінювати можливість
виникнення пожежі та її наслідки. Допустимий вихід активності з
упаковок РАВ в результаті зовнішньої пожежі не повинен призводити
до опромінення персоналу і населення, що перевищує встановлені
ліміти доз у відповідності з референтними ймовірностями виникнення
критичних подій для потенційного опромінення (розділ 2
НРБУ-97/Д-2000). 2.3.9. Самозаймистість РАВ, що містять самозаймисті речовини, на захоронення не
приймаються. До таких відходів застосовуються методи обробки, що
нейтралізують вказані характеристики. Методи обробки
(переробки/кондиціонування) обґрунтовуються Постачальником РАВ, а
характеристики отриманого кінцевого продукту мають перевірятися
тестуванням. 2.3.10. Вміст вибухонебезпечних речовин Упаковки РАВ, що містять вибухонебезпечні речовини, на
захоронення не приймаються. Постачальник РАВ має гарантувати, що
упаковка РАВ не містить речовин, які можуть призвести до вибуху, а
також закритих ємностей (каністр тощо) або ємностей під тиском.
Необхідно забезпечити заходи щодо визначення та контролю такої
небезпеки в процесі кондиціонування РАВ, щоб виключити ризик
виникнення вибуху. 2.3.11. Газоутворення При охарактеризуванні РАВ має бути розглянута можливість
газоутворення внаслідок хімічних, біологічних та радіохімічних
процесів у РАВ та хімічних реакцій між РАВ і матеріалом матриці,
що може призводити до підвищення тиску в контейнерах та до
порушення цілісності інженерних бар'єрів сховища. Оцінюється також
потенційна можливість утворення легкозаймистих газів внаслідок
процесів радіолізу воденьвмісних матеріалів. Слід застосовувати такі методи кондиціонування, які
забезпечать виключення потенційної можливості накопичення
легкозаймистих газів на рівнях, що перевищують вибухонебезпечний
ліміт, а також гарантувати, що процеси газоутворення не призведуть
до деформації контейнерів або до передчасного порушення їх
цілісності. 2.3.12. Вміст речовин, що при взаємодії з водою виділяють
вогненебезпечні та вибухонебезпечні гази Упаковки РАВ, які містять речовини, що реагують з водою з
виділенням тепла та утворенням горючих або вибухонебезпечних газів
на захоронення не приймаються. 2.3.13. Токсичність Відходи, що вміщують небезпечні речовини (за винятком
радіоактивних) у концентраціях, при яких, у відповідності з
Законами України "Про забезпечення санітарного та епідемічного
благополуччя населення" ( 4004-12 ), "Про відходи" ( 187/98-ВР ),
"Про охорону навколишнього природного середовища" ( 1264-12 ), а
також з документом Гігієнічні вимоги щодо поводження з
промисловими відходами та визначення їх класу небезпеки для
здоров'я населення, затвердженим постановою Головного державного
санітарного лікаря України від 01.07.99 р. N 29 ( v0029588-99 ),
вони класифікуються як відходи 1 - 2 класу небезпеки, на
захоронення не приймаються. Допустимий вміст небезпечних речовин в упаковці РАВ
оцінюється при проведенні оцінки безпеки, виходячи з розрахунків
сумарного впливу на здоров'я людини радіаційних та інших
небезпечних чинників. 2.3.14. Біологічна стійкість Вміст органічних та біологічних речовин у складі РАВ
обмежується з метою мінімізувати мікробіологічну деградацію
компонентів РАВ або матеріалу матриці, яка може призводити до
порушення структурної стабільності форми РАВ.
2.4. Вимоги до фізичних характеристик
2.4.1. Структурна стабільність Форма РАВ або упаковка РАВ мають бути такими, щоб під час
маніпулювання, перевезення, тимчасового зберігання та в умовах
захоронення зберігалась їх фізична цілісність. Структурна стабільність упаковок РАВ може забезпечуватися
відповідною формою РАВ (монолітність) та за рахунок розміщення
форми РАВ у контейнер. Упаковка РАВ / форма РАВ не повинна суттєво
змінювати свої фізичні розміри і фізико-хімічні властивості в
умовах стискаючих навантажень або градієнтів температур, при
маніпулюванні з упаковками, внаслідок протікання хімічних реакцій
та біодеградації РАВ, зростання внутрішнього тиску (при
газоутворенні) тощо. Слід забезпечити, щоб можливі зміни характеристик форми
РАВ / упаковки в умовах захоронення (наприклад, за рахунок
процесів розбухання форми РАВ при підвищенні тиску чи за рахунок
зменшення механічної міцності при зміні температури тощо) не
призводили до порушення проектних характеристик системи
захоронення та до непередбаченого виходу радіонуклідів. Це може
досягатися шляхом встановлення вимог до відсутності/обмеження в
упаковках РАВ сильних окисників і хімічно нестійких речовин;
корозійно-активних речовин; речовин, що утворюють комплексні
сполуки; біологічно активних речовин; органічних речовин тощо. Для великогабаритних РАВ структурна стабільність форми
повинна бути такою, щоб не призводити до зміни фізико-хімічного
стану РАВ (руйнації, пилоутворення тощо) під час перевезення і
вантажних операцій, а також не призводити до неприйнятного виходу
радіонуклідів. 2.4.2. Механічна міцність упаковок РАВ Необхідно, щоб упаковка РАВ мала такі міцнісні
характеристики, які б гарантували стійкість упаковок РАВ до
можливих навантажень, що можуть виникати при поводженні з
упаковками, зокрема при штабелюванні упаковок РАВ у сховищі. Міцність упаковок має забезпечуватися за рахунок механічних
властивостей форми РАВ та контейнера, в який вміщено РАВ. Міцність упаковок має бути такою, щоб при всіх можливих
подіях та аваріях при маніпулюванні, зберіганні і захороненні
упаковок РАВ ймовірні зовнішні навантаження (тиск, деформація,
вигин, удар) не призвели до неприйнятного виходу радіонуклідів. Форма РАВ повинна мати таку структуру і ступінь однорідності,
які б забезпечували виконання цієї вимоги. Необхідні тестування для демонстрації спроможності
витримувати аварійні умови мають бути узгоджені з
Держатомрегулювання. 2.4.3. Проникність та пористість Проникність та пористість форми РАВ та упаковки РАВ має бути
такою, щоб, з одного боку, забезпечити вихід газів (з метою
обмеження накопичення газів в контейнері) і, з другого боку,
обмежити вихід радіонуклідів за межі упаковки РАВ за рахунок їх
міграції з водою. З метою мінімізації виходу радіонуклідів з
упаковки пористість форми РАВ слід забезпечити на розумно
досяжному низькому рівні. 2.4.4. Гомогенність Відходи у вигляді шламів (суспензій) приймаються на
захоронення лише в ствердженому стані, гомогенізованими до такого
ступеня, щоб неоднорідність концентрації радіонуклідів не впливала
на радіологічні властивості РАВ на неприйнятному рівні (див. також
п. 2.2.6 цього документа). При пакуванні та цементуванні твердих
РАВ (заливка розчину) радіоактивний матеріал має заповнювати
контейнер так, щоб активність розподілялась максимально однорідно. 2.4.5. Порожнини Об'єм порожнин в упаковці РАВ має бути настільки мінімальним,
щоб був гарантований достатній ступінь іммобілізації відходів.
Наявність порожнин не повинна впливати на такі характеристики
упаковки РАВ, як міцність або проникність.
2.5. Вимоги до термічних властивостей
2.5.1. Тепловиділення Тепловиділення кондиційованих РАВ не повинно призводити до
змін фізичних, хімічних та механічних властивостей упаковки РАВ та
до порушення функцій безпеки інженерних бар'єрів сховища. Теплові ефекти рекомендується враховувати тільки при
встановленні критеріїв приймання для захоронення середньоактивних
РАВ. При проведенні оцінки безпеки враховують можливі впливи цих
ефектів на збереження структурної стабільності форми РАВ,
потенційного зростання швидкості корозії або вилуговування в
умовах підвищених температур. Необхідно встановлювати максимально
допустимі рівні тепловиділення на упаковку РАВ та на сховище в
цілому з урахуванням умов майданчика та конструкції сховища. 2.5.2. Термічна стійкість Форма РАВ має зберігати свої фізичні і хімічні властивості в
умовах захоронення при всіх можливих температурах, які
спостерігалися на майданчику захоронення. При проектуванні
упаковок РАВ необхідно приймати до уваги як екстремальні значення
температур (найнижчу та найвищу), так і різкі зміни температури
(замерзання, відлига), які не повинні призводити до суттєвого
зниження стійкості упаковок РАВ. Необхідні випробування щодо
температурних впливів узгоджуються між Оператором сховища та
Постачальником РАВ.
2.6. Рекомендації щодо застосування
загальних критеріїв прийнятності
при встановленні критеріїв приймання
2.6.1. У таблиці 1 наведено рекомендації щодо необхідності
врахування тих або інших загальних критеріїв прийнятності
кондиційованих РАВ (пункти 2.1 - 2.5 цього документа) при розробці
критеріїв приймання з метою забезпечення безпеки сховища на період
експлуатації або на післяексплуатаційний період.
3. Контроль якості кондиційованих радіоактивних
відходів, що надходять на захоронення
3.1. Метою контролю якості кондиційованих РАВ є доказ
відповідності упаковок РАВ критеріям приймання РАВ на захоронення.
З метою забезпечення якості кондиційованих РАВ та відповідності
упаковок РАВ критеріям приймання на захоронення до сховища
рекомендується встановлювати двосторонній контроль якості
кондиційованих РАВ: з боку Постачальника РАВ і з боку Оператора
сховища, що досягається за рахунок дії програми забезпечення
якості у Постачальника РАВ та у Оператора сховища.
Таблиця 1

Застосовність загальних критеріїв прийнятності
кондиційованих РАВ в залежності від періоду
життєвого циклу сховища при розробці
критеріїв приймання

------------------------------------------------------------ | N | Критерій прийнятності |Період | Післяексплуата- | |п/п| кондиційованих РАВ |експлу-| ційний період | | | |атації |-----------------| | | | |Низько-|Середньо-| | | | |активні| активні | | | | | РАВ | РАВ | |---+----------------------------+-------+-------+---------| |1. |Сумарна активність, питома |+ |+ |+ | | |активність та радіонуклідний| | | | | |склад упаковки РАВ | | | | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Потужність дози на поверхні |+ |(+) |(+) | | |упаковки | | | | |---+----------------------------+-------+-------+---------| |2. |Поверхневе забруднення |+ |(+) |(+) | |---+----------------------------+-------+-------+---------| |3. |Структурна стабільність |+ |(+) |+ | | |форми РАВ | | | | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Водостійкість форми |+ |+ |+ | | |стверджених РАВ | | | | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Вміст корозійно-активних |+ |+ |+ | | |речовин | | | | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Тепловиділення |(+) |- |+ | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Термічна стабільність |+ |(+) |(+) | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Радіаційна стабільність |- |+ |+ | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Безпека по критичності |(+) |- |(+) | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Газоутворення |+ |(+) |(+) | |---+----------------------------+-------+-------+---------| |4. |Вміст вільної рідини |(+) |+ |+ | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Вміст комплексоутворюючих |(+) |+ |+ | | |реагентів | | | | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Вміст вибухонебезпечних |+ |+ |+ | | |та самозаймистих речовин | | | | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Вміст речовин, які реагують |+ |+ |+ | | |з водою з виділенням тепла | | | | | |та утворенням (горючих) зай-| | | | | |мистих або вибухонебезпечних| | | | | |газів | | | | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Вміст токсичних речовин |+ |+ |+ | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Вміст подільних матеріалів |+ |(+) |(+) | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Конфігурація упаковки |+ |- |- | | |----------------------------+-------+-------+---------| | |Ідентифікація упаковки | |(+) |(+) | | |(маркування) | | | | ------------------------------------------------------------
+ критерій застосовується; (+) критерій застосовується частково, тобто необхідність його
застосування визначається на стадії проектування сховища;
- критерій не застосовується.
3.2. Для отримання надійної якості упаковок РАВ
рекомендується: - визначати характеристики РАВ перед їх кондиціюванням; - проводити контроль відповідності параметрів процесу
переробки та кондиціонування встановленим проектним значенням; - визначати характеристики кондиційованих РАВ на
репрезентативних пробах; - проводити візуальний огляд кінцевого продукту
кондиціонування (упаковок РАВ) і визначати характеристики упаковок
кондиційованих РАВ.
3.3. Невід'ємною частиною в забезпеченні якості упаковок РАВ
мають бути Технічні специфікації, розроблені Постачальником РАВ,
складені у відповідності з додатком 1 цього документа.
3.4. До процедур контролю якості у Постачальника РАВ
рекомендується включати контроль процесу виготовлення упаковок РАВ
при якому необхідно контролювати параметри процесу
кондиціонування, які визначені як найбільш важливі з точки зору
забезпечення безпеки сховища, на відповідність Технічним
специфікаціям.
3.5. Контроль забезпечення якості упаковок РАВ у
Постачальника РАВ рекомендується здійснювати за рахунок регулярних
перевірок всього технологічного циклу кондиціонування РАВ,
передбачивши присутність під час таких перевірок представників
Оператора сховища. Такі аудити мають проводитися щодо встановлених
методів та методик визначення активності в упаковці РАВ, їх
точності, ведення та збереження інформації тощо. Необхідно також
забезпечити можливість проведення додаткових перевірок з боку
Оператора сховища з залученням зовнішніх експертів з різних
галузей.
3.6. Програма забезпечення якості, що встановлюється на
сховищі РАВ, має забезпечувати візуальну інспекцію упаковок, що
надходять на захоронення, визначення характеристик упаковок РАВ,
які містять перероблені і кондиційовані РАВ, неруйнівними методами
контролю (наприклад, вимірювання потужності дози, поверхневого
забруднення, маси упаковки тощо) та шляхом розрахункових
кількісних оцінок. В разі необхідності можуть використовуватися методи
руйнівного контролю. Обсяг руйнівного контролю та процедура його
проведення має встановлюватися та обґрунтовуватися Оператором
сховища. При цьому перевагу слід віддавати таким методам
руйнівного визначення характеристик РАВ, використання яких не
призводить до утворення великої кількості вторинних РАВ.
3.7. Контроль якості кондиційованих РАВ рекомендується
здійснювати методами, переліченими у таблиці 2.
3.8. З метою контролю якості форми РАВ мають
використовуватися стандартизовані методики вимірювання параметрів
та характеристик кондиційованих РАВ. Перелік чинних стандартів та
рекомендованих методик наведено у таблиці 3.
Таблиця 2

РЕКОМЕНДОВАНІ МЕТОДИ
контролю якості кондиційованих РАВ

----------------------------------------------------------------- | N |Загальний критерій прий- |Рекомендований метод контролю | |п/п|нятності кондиційованих | | | | РАВ | | |---+-------------------------+---------------------------------| |1. |Сумарна активність упа- |1. Радіометрія | | |ковки РАВ та радіонуклід-|2. Радіохімічний аналіз | | |ний склад РАВ в упаковці |3. Спектрометрія | |---+-------------------------+---------------------------------| |2. |Потужність дози на |Вимірювання потужності дози | | |поверхні упаковки | | |---+-------------------------+---------------------------------| |3. |Поверхневе забруднення |Метод мазків | |---+-------------------------+---------------------------------| |4. |Структурна стабільність |1. Визначення механічної міцності| | |форми РАВ |2. Контроль параметрів процесів | | | |переробки та кондиціонування РАВ | | | |на відповідність Технічним | | | |специфікаціям | | | |3. Візуальний контроль | |---+-------------------------+---------------------------------| |5. |Водостійкість форми |1. Визначення швидкості | | |стверджених РАВ |вилуговування | | | |2. Імерсійні іспити | |---+-------------------------+---------------------------------| |6. |Вміст корозійно-активних |Хімічний аналіз | | |речовин | | |---+-------------------------+---------------------------------| |7. |Тепловиділення |1. Калориметрія | | | |2. Розрахунковий метод | | | |3. Контроль параметрів процесу | | | |переробки та кондиціонування РАВ | | | |на відповідність Технічним | | | |специфікаціям | |---+-------------------------+---------------------------------| |8. |Термічна стійкість |1. Контроль параметрів процесу | | | |переробки та кондиціонування РАВ | | | |на відповідність Технічним | | | |специфікаціям | | | |2. Рентгенофазний аналіз | | | |3. Дериватографічний аналіз | | | |4. Визначення механічної міцності| |---+-------------------------+---------------------------------| |9. |Радіаційна стійкість (*) |1. Визначення механічної міцності| | | |2. Визначення водостійкості | | | |3. Вимірювання зміни об'єму | |---+-------------------------+---------------------------------| |10.|Безпека по критичності |1. Радіохімічний аналіз | | | |2. Спектрометрія | |---+-------------------------+---------------------------------| |11.|Газоутворення |1. Волюмометрія | | | |2. Хроматографічний аналіз | | | |3. Хімічний аналіз | |---+-------------------------+---------------------------------| |12.|Біологічна стійкість (*) |Мікробіологічний аналіз | |---+-------------------------+---------------------------------| |13.|Вміст вільної рідини в |1. Контроль параметрів процесів | | |упаковці РАВ |переробки та кондиціонування РАВ | | | |на відповідність Технічним | | | |специфікаціям | | | |2. Гравіметричне вимірювання | | | |3. Візуальний контроль | |---+-------------------------+---------------------------------| |14.|Вміст комплексоутворюючих|1. Хімічний аналіз | | |реагентів |2. Хроматографічний аналіз | |---+-------------------------+---------------------------------| |15.|Вміст вибухонебезпечних |Хімічний аналіз | | |та самозаймистих речовин | | |---+-------------------------+---------------------------------| |16.|Вміст речовин, які реа- |Хімічний аналіз | | |гують з водою з виділен- | | | |ням тепла та утворенням | | | |займистих (горючих) та | | | |вибухонебезпечних газів | | |---+-------------------------+---------------------------------| |17.|Вміст токсичних речовин |1. Хімічний аналіз | | | |2. Мікробіологічний аналіз | |---+-------------------------+---------------------------------| |18.|Конфігурація упаковки |1. Візуальний контроль | | | |2. Вимірювання геометричних | | | |розмірів упаковки | |---+-------------------------+---------------------------------| |19.|Ідентифікація упаковки |Візуальний контроль | ----------------------------------------------------------------- _____________
(*) - визначається при розробці Технічних специфікацій.
Таблиця 3

РЕКОМЕНДОВАНІ СТАНДАРТИ
і методики вимірювання параметрів
та характеристик кондиційованих РАВ

---------------------------------------------------------------- | N |Параметр |Стандарти і рекомендовані | |п/п| |методики вимірювання | | | |параметрів і характеристик | | | |кондиційованих РАВ | |---+-------------------------+--------------------------------| |1. |Швидкість вилуговування |ГОСТ 29114-91. Отходы радиоак- | | |радіонуклідів із |тивные. Метод измерения химичес-| | |стверджених РАВ |кой устойчивости отвержденных | | |(за Cs-137 та Sr-90) |радиоактивных отходов посредст- | | | |вом длительного выщелачивания | |---+-------------------------+--------------------------------| |2. |Вміст вільної рідини |Гравіметричне визначення | |---+-------------------------+--------------------------------| |3. |Термічна стійкість |ГОСТ 12.1.044-89 ССБТ. Пожаро- | | |бітумног окомпаунда |взрывобезопасность веществ и ма-| | | |материалов. Номенклатура показа-| | | |телей и методы их определения | |---+-------------------------+--------------------------------| |4. |Радіаційна стійкість |По вимірюванню фізичних характе-| | |компаунда середнього |ристик компаунда після опромі- | | |рівня активності |нення дозою 106 | | | | | |---+-------------------------+--------------------------------| |5. |Біологічна стійкість |ГОСТ 9.049-91 ЕСЗКС. | | | |Материалы полимерные | |---+-------------------------+--------------------------------| |6. |Механічна міцність це- |ГОСТ 310.4-81 Цементы. Метод оп-| | |ментного компаунда (ліміт|ределения предела прочности при | | |міцності при стисканні) |изгибе и сжатии. | | | | | |---+-------------------------+--------------------------------| |7. |Стійкість цементного |ГОСТ 10060.0-95. Бетоны. Методы | | |компаунда щодо термічних |определения морозостойкости. | | |циклів |Общие требования | | | | | |---+-------------------------+--------------------------------| |8. |Однорідність: структура, |Рентгенофазовий аналіз | | |однорідність хімічного |Аналітичний контроль | | |складу за основними | | | |макрокомпонентами | | |---+-------------------------+--------------------------------| |9. |Тепловиділення |Калориметрія | |---+-------------------------+--------------------------------| |10.|Термічна стійкість |ГОСТ 29114-91. Термогравитацион-| | | |ный анализ, рентгенофазовый и | | | |спектральный методы анализ | |---+-------------------------+--------------------------------| |11.|Радіаційна стійкість |ГОСТ Р 50089-9. Отходы радиоак- | | | |тивные. Метод измерения химичес-| | | |кой устойчивости отвержденных | | | |радиоактивных отходов посредст- | | | |вом длительного выщелачивания | |---+-------------------------+--------------------------------| |12.|Механічна міцність: |Акустичний метод | | |- Міцність на стискання; | | | |- Міцність на вигин; | | | |- Модуль Юнга | | |---+-------------------------+--------------------------------| |13.|Теплофізичні константи: | | | |Коефіцієнт термічного | | | |розширення; |Дилатометрія | | |Коефіцієнт |Метод плоского шару | | |теплопровідності | | |---+-------------------------+--------------------------------| |14.|Газоутворення |Волюмометрія | ----------------------------------------------------------------
4. Документація на упаковки радіоактивних
відходів, що надходять на захоронення
4.1. На упаковку (партію упаковок) РАВ, що направляються на
захоронення, складається паспорт, в який включають інформацію, що
засвідчує відповідність конкретної упаковки (партії упаковок)
вимогам Технічних специфікацій та критеріям приймання на
захоронення: 4.1.1. Постачальник РАВ; 4.1.2. Кількість упаковок РАВ (для партії упаковок); 4.1.3. Індивідуальний номер (номера) упаковки (упаковок) РАВ; 4.1.4. Ідентифікаційний код (коди) упаковки (упаковок) РАВ; 4.1.5. Дата завантаження упаковки (упаковок) РАВ (день,
місяць рік); 4.1.6. Дата вивезення упаковки (упаковок) РАВ на захоронення
(день, місяць, рік); 4.1.7. Характеристика РАВ (джерело утворення, форма, хімічний
склад, величина сумарної активності (Бк), радіонуклідний склад,
величина питомої активності радіонуклідів (Бк/м3 або Бк/кг); 4.1.8. Методи визначення радіонуклідного складу в упаковці
РАВ; 4.1.9. Методи кондиціонування РАВ; 4.1.10. Відомості щодо проведення контролю якості упаковки
(упаковок) РАВ; 4.1.11. Тип та параметри упаковки РАВ (тип контейнера, дані
про сертифікацію контейнера, геометричні розміри упаковки, об'єм
РАВ в упаковці, маса РАВ в упаковці, маса упаковки з РАВ,
потужність дози гамма-випромінювання на зовнішній поверхні
упаковки РАВ на відстані 10 см від поверхні, рівень нефіксованого
забруднення).
4.2. Постачальник РАВ має вести документацію щодо упаковок
РАВ що направляються на захоронення, для чого необхідно
передбачити систему ведення обліку і реєстрації РАВ. Інформація з
обліку РАВ має надаватися до Держреєстру РАВ.
4.3. Оператор сховища має вести документацію щодо упаковок
РАВ що надходять на захоронення. Інформація про РАВ, що
розміщуються у сховищі, має заноситися до реєстру відходів. Копія
реєстру має надаватися до Держреєстру РАВ.
4.4. Системи облікової документації всіх сторін-учасників
мають бути сумісні. Звітність щодо обліку РАВ перед органами
державного регулювання ядерної і радіаційної безпеки (форма та
періодичність) та необхідний термін збереження інформації
визначаються згідно діючого законодавства.
5. Довідкові матеріали
Нижче наводиться перелік документів, що діяли на момент
видання цих Рекомендацій, якими рекомендується користуватися при
розробці критеріїв приймання РАВ на захоронення до конкретного
сховища.
1. Закон України "Про поводження з радіоактивними відходами"
( 255/95-ВР ).
2. Закон України "Про дозвільну діяльність у сфері
використання ядерної енергії" ( 1370-14 ).
3. Закон України "Про забезпечення санітарного та
епідемічного благополуччя населення" ( 4004-12 ).
4. Закон України "Про відходи" ( 187/98-ВР ).
5. Закон України "Про охорону навколишнього природного
середовища" ( 1264-12 ).
6. Об'єднана Конвенція про безпеку поводження з
відпрацьованим паливом та про безпеку поводження з радіоактивними
відходами ( 995_335 ).
7. Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97. Затверджені
постановою Головного державного санітарного лікаря України від
01.12.97 N 62 ( v0062282-97 ).
8. ДГН 6.6.1.-6.5.000-2000. Норми радіаційної безпеки
України, доповнення: Радіаційний захист від джерел потенційного
опромінення (НРБУ-97/Д-2000). Затверджені постановою Головного
державного санітарного лікаря України від 12.07.2000 N 116.
9. НП 306.2.02/3.037-2000 "Положення про перелік та вимоги
щодо форми та змісту документів, що надаються експлуатуючою
організацією для отримання ліцензій на здійснення діяльності на
конкретному етапі життєвого циклу сховища для захоронення
радіоактивних відходів". Затверджені наказом Міністерства екології
та природних ресурсів України від 15.08.2000 N 109 ( z0601-00 ) та
зареєстровані Мін'юстом України 12.09.2000 за N 601/4822.
10. НП 306.302/3.038-2000 "Вимоги щодо структури та змісту
звіту про аналіз безпеки приповерхневих сховищ радіоактивних
відходів". Затверджені наказом Міністерства екології та природних
ресурсів України від 02.10.2000 N 154 ( z0758-00 ) та
зареєстровані Мін'юстом України 30.10.2000 за N 758/4979.
11. НД 306.608.95 "Поводження з радіоактивними відходами.
Контейнери для захоронення твердих радіоактивних відходів. Вимоги
до забезпечення радіаційної безпеки". Затверджено наказом
Мінекобезпеки України від 24.09.96 N 115.
12. НП 306.4.06.050-2001 "Правила ядерної та радіаційної
безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів" (ПБПРМ-2001).
Затверджені наказом Держатомрегулювання України від 23.05.2001
N 18 ( z0591-01 ), зареєстровані Мін'юстом України 13.07.2001 за
N 591/5782.
13. "Методичні рекомендації з проведення оцінки радіаційної
безпеки приповерхневих сховищ радіоактивних відходів" (проект).
14. The Principles of Radioactive Waste Management, SS
No.111-F, IAEA, Vienna (1995).
15. International Basic Safety Standards for Protection
against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation
Sources", SS No.115 (IAEA, 1996).
16. МКРЗ: "Recommendation of the International Commission on
the Radiological Protection", Publication 60 (ICRP, 1991).
17. Radiological Protection Policy for the Disposal of
Radioactive Waste, Publication 77 (ICRP, 1998).
18. Radiation Protection Recommendation as Applied to the
Disposal of Long-lived Solid Radioactive Waste, Publication 81
(ICRP, 1998).
19. Classification of Radioactive Waste, SS No.111-G-1.1,
IAEA Vienna (1994).
20. Near Surface Disposal of Radioactive Waste: Safety
Requirements, SSS No. WS-R-1, IAEA, Vienna (1999).
21. Safety Assessment for Near Surface Disposal of
Radioactive Waste: Safety Guide, SSS No. WS-G-1.1, IAEA, Vienna
(1999).
22. Safety Indicators in Different Time Frames for the Safety
Assessment of Underground Radioactive Waste Repositories, TECDOC
767, IAEA, Vienna (1994).
23. Requirements and Methods for Low and Intermediate Level
Waste Package Acceptability, TECDOC 864, IAEA, Vienna (1996).
24. Characterization of Radioactive Waste Forms and Packages,
IAEA Technical Report Series No. 383, IAEA, Vienna (1997).
25. Quality Assurance for Radioactive Waste Packages, IAEA
Technical Reports Series No. 376, IAEA, Vienna (1995).
26. Derivation of Quantitative Acceptance Criteria for
Disposal of Radioactive Waste to Near Surface Facilities:
Development and Implementation of an Approach, IAEA Working
Document, Version 3.0, March 1999.
27. Derivation of Activity Limits for Disposal of Radioactive
Waste to Near Surface Facilities, IAEA Working Document, Version
0.3, January 2001.
28. Safety Analysis Methodologies for Radioactive Waste
Repositories in Shallow Ground, SS No. 64, IAEA, Vienna (1984).
29. Issues in Radioactive Waste Disposal. Second report of
the Working Group on Principles and Criteria for Radioactive Waste
Disposal, IAEA, TECDOC 909, IAEA, Vienna (1996).
30. Model Formulation, Implementation and Data for Safety
Assessment of Near Surface Disposal Facilities, IAEA Working
Document ISAM/MDWG/WD01, Version 0.4, August 2001.
31. Management of Low and intermediate Level Radioactive
Wastes with Regards to their Chemical Toxicity, IAEA, TECDOC 1325,
IAEA, Vienna (2002).
32. IAEA Safely Glossary. Terminology Used in Nuclear,
Radiation, Radioactive Waste and Transport Safety, IAEA Working
Material, Version 0.1, April 2000.
33. Basic Safety Regulation, Reg.No.1.2, SIN No.3210/84,
France (1984).
34. SFR-1. Waste Acceptance Criteria and Procedures, SKI/SSI
document, SKB Report Reg. No. A4611, Stockholm, Sweden (1994).
35. Рекомендации по установлению критериев приемлемости
кондиционированных радиоактивных отходов для их хранения и
захоронения, РБ-023-02, Москва (2002).
36. Disposal Facilities on Land for Low and Intermediate
Level Radioactive Wastes: Guidance on Requirements for
Authorization, Radioactive Substances Act 1993, Environment
Agency, Scottish Environmental Protection Agency and Department of
Environment for Northern Ireland, London (1997).
37. ГОСТ 12.1.007-76 ССБТ. Вредные вещества. Классификация и
общие требования безопасности.
38. ГОСТ 12.1.011-78 ССБТ. Смеси взрывоопасные. Классификация
и методы испытаний.
39. ГОСТ 310.4-81 Цементы. Метод определения предела
прочности при изгибе и сжатии.
40. ГОСТ 10060-87 Бетоны. Методы контроля морозостойкости.
41. ГОСТ 12.1.044-89 ССБТ Пожаровзрывоопасность веществ и
материалов. Номенклатура показателей и методы их определения.
42. ГОСТ 12.1.004-91 ССБТ. Пожарная безопасность. Общие
требования.
43. ГОСТ 29114-91 Отходы радиоактивные. Метод измерения
химической устойчивости отвержденных радиоактивных отходов
посредством длительного выщелачивания.
44. ГОСТ 9.049-91 ЕСЗКС. Материалы полимерные. Методы
лабораторных испытаний на устойчивость к воздействию плесневых
грибов.
45. ГОСТ 30333-95 Паспорт безопасности вещества (материала).
46. ДСТУ 2391-95. ЄСЗКС. Методи оцінки біокорозійної
активності ґрунтів і виявлення наявності мікробної корозії на
поверхні підземних металевих споруд.
47. ДСТУ 3815-98 (ISO 10005:1995) Управління якістю.
Настанови щодо програм якості.
48. ДСТУ Б.А.1.1-11-94. ССНБ. Показники якості і методи
оцінки рівня якості продукції. Терміни та визначення.
49. ДСТУ ISO 9000-2001 Системи управління якістю. Основні
положення та словник.
50. ДСанПіН 2.2.7.029-99 "Гігієнічні вимоги щодо поводження з
промисловими відходами та визначення їх класу небезпеки для
здоров'я населення". Затверджені постановою Головного державного
санітарного лікаря України від 01.07.99 N 29 ( v0029588-99 ).
51. Перелік небезпечних властивостей. Затверджено наказом
Мінекобезпеки від 16.10.2000 N 165 ( z0770-00 ).
Начальник Управління
регулювання поводження
з радіоактивними
відходами І.Ф.Могильник

Додаток 1
до пункту 1.17
(рекомендований)

ЗАГАЛЬНІ ВИМОГИ
до Технічних специфікацій упаковок РАВ

Технічні специфікації розроблюються оператором установки з
кондиціонування до початку кондиціонування РАВ для кожного типу
упаковок і оформляються у вигляді окремого документа, який
погоджується з Оператором сховища. До Технічних специфікацій
рекомендовано включати наступне (наданий перелік вимог не є
вичерпним і у разі необхідності може доповнюватися).
1. Характеризація РАВ
1.1. Надається інформація щодо джерела надходження
неперероблених РАВ, об'єму та ваги відходів, що підлягають
кондиціонуванню.
1.2. Характеристики і склад неперероблених РАВ мають бути, по
можливості, визначені і описані кількісно з достатньою точністю.
1.3. Для кожного типу упаковок РАВ надається перелік
радіонуклідів та їх кількість на упаковку.
1.4. Мають бути встановлені ліміти для тих властивостей РАВ і
для таких радіонуклідів, які можуть негативно впливати на
прийнятність упаковок з РАВ для захоронення. Для запобігання
виникненню критичності встановлюється максимально допустимий вміст
подільних матеріалів в упаковці.
2. Контейнер
2.1. Надається опис контейнера, який буде використовуватися
(по можливості, бажано привести креслення), з детальною
інформацією щодо механічних та фізичних характеристик контейнера,
в тому числі ваги порожнього контейнера. Слід включити відомості
(або надати посилання) про технічні умови щодо виготовлення
контейнерів.
3. Переробка/Кондиціонування
3.1. Описується процес переробки/кондиціонування з наданням,
по можливості, схеми перебігу технологічного процесу.
3.2. Перелічуються параметри, які є критичними для досягнення
необхідної якості упаковок РАВ; надається опис заходів з контролю
і регулювання цих параметрів; вказуються необхідні
контрольно-вимірювальні прилади.
3.3. Якщо РАВ мають бути попередньо оброблені, слід вказати
мету попередньої обробки і метод, який використовувався.
3.4. Якщо існує імовірність наявності у складі РАВ будь-якої
з перелічених у розділі 2 цього документа субстанцій (вільна
рідина, вибухонебезпечні та стиснені гази, токсичні сполуки,
комплексоутворюючі реагенти, органічні речовини, подільні
матеріали тощо), обов'язково надається опис заходів щодо вилучення
їх із складу РАВ або з обмеження їх вмісту та щодо контролю за
додержанням встановлених лімітів.
3.5. Має бути визначена активність радіонуклідів в упаковці. Якщо існує імовірність того, що очікувана активність
будь-якого з радіонуклідів може перевищити ліміт, встановлений
критеріями приймання відходів на захоронення, або вимогами, що
регулюють безпеку маніпулювання, зберігання чи перевезення
упаковок, необхідно описати передбачені заходи з виявлення та
обмеження вмісту активності в упаковці РАВ.
3.6. В разі наявності в складі РАВ подільних матеріалів має
бути визначений допустимий вміст подільних матеріалів на упаковку
і обґрунтована відповідність встановленим лімітам. Описуються
заходи з контролю вмісту подільних матеріалів в окремій упаковці.
4. Форма РАВ
4.1. Надаються дані щодо співвідношення об'єму вміщуючої
матриці до загальної кількості РАВ, проценту порожнин, ступеня
гомогенності, міцності на стискання.
4.2. Надається перелік параметрів, які необхідно контролювати
для перевірки відповідності форми РАВ Технічним специфікаціям,
вказуються методи та методики їх визначення і надається перелік
контрольно-вимірювальних приладів для контролю цих параметрів.
4.3. Надаються результати випробувань, які проводяться для
оцінки відповідності форми РАВ Технічним специфікаціям (наприклад,
тестів на вилуговування радіонуклідів, які містяться у РАВ).
4.4. Інформація щодо форми РАВ має бути настільки детальною,
щоб можна було провести технічну оцінку відповідності форми РАВ
встановленим критеріям приймання.
5. Упаковка РАВ
5.1. Мають бути визначені типи упаковок та їх допустимі
модифікації.
5.2. Наводяться результати з оцінки цілісності упаковки та
терміну збереження її властивостей, включаючи дані про механічну
міцність, стійкість по відношенню до удару, радіаційну стійкість,
вогнестійкість, пористість, стійкість до вилуговування тощо.
5.3. Наводиться система маркування упаковок РАВ з описом
присвоєння однозначного ідентифікатора (цифровий, буквено-цифровий
штриховий або лінійчатий код) для кожної упаковки. Маркування має
включати найбільш важливі дані, необхідні для демонстрації
відповідності певної упаковки РАВ Технічним специфікаціям.
6. Програма забезпечення якості
Надається опис заходів, встановлених оператором установки по
кондиціонуванню РАВ, з метою гарантування ефективного управління
процесом кондиціонування та контролю всіх параметрів, що визначені
як критичні для досягнення необхідної якості упаковок РАВ.
Наводиться детальний опис передбачених заходів з перевірки
упаковок РАВ на відповідність вимогам Технічних специфікацій, а
також заходів щодо незалежної верифікації якості упаковок.
7. Структура Технічних специфікацій
При складанні Технічних специфікацій рекомендується
використовувати наведену нижче стандартну форму:
7.1. Титульний лист Містить визначення відходів, для яких встановлюються Технічні
специфікації.
7.2. Вступ Надаються наступні основні відомості: - джерело походження РАВ, вид попередньої обробки; - метод обробки, кондиціонування; - форма відходів: склад, питома активність, перелік
радіонуклідів, код у відповідності до ідентифікатора; - контейнер: геометричні розміри, вага, матеріал, з якого
виготовлено контейнер, термін збереження герметичності, креслення
та реєстраційний код; - упаковка РАВ: вага, потужність дози на відстані 10 см від
поверхні, поверхневе забруднення; - умови розміщення у сховищі (штабелювання, необхідність
додаткового захисного екрана тощо).
7.3. Послідовність поводження з упаковками та експлуатаційні
вимоги Надається стисла інформація з наступних питань: - виготовлення упаковок; - умови тимчасового (проміжного) зберігання на майданчику
Постачальника РАВ; - перевезення до сховища; - поводження на майданчику сховища; - остаточне захоронення у приповерхневому сховищі.
7.4. Критерії якості Перелічуються всі експлуатаційні вимоги/критерії прийнятності
відходів та визначається стадія у послідовності поводження з
упаковками РАВ, яка максимально впливає на встановлення лімітів
окремих характеристик упаковок РАВ (критеріїв якості). Вимоги
мають бути, по можливості, кількісними.
7.5. Дані щодо виготовлення упаковок
7.5.1. Контейнер Надається детальна інформація щодо характеристик контейнера.
7.5.2.РАВ Надається більш детальна інформація про неперероблені РАВ:
джерело їх походження, попередня обробка та склад.
7.5.3. Переробка/кондиціонування Наводиться опис матриці, технологічних процесів
переробки/кондиціювання, заповнення контейнера та його
герметизації, допустимі варіації параметрів процесу.
7.5.4. Склад упаковки РАВ та діапазон відхилення. Вказують типовий склад упаковки РАВ, а також допустимий
діапазон відхилень.
7.6. Результати досліджень та розрахунки Необхідно надати результати проведених досліджень (тестів)
та/або розрахунків, які проводилися відносно характеристик: - контейнера; - форми РАВ; - упаковки РАВ.
7.7. Контроль якості Надається опис процедури контролю якості: - контейнера; - форми РАВ; - упаковки РАВ.
7.8. Документація - документація у Постачальника РАВ; - документація у Оператора сховища.

Додаток 2
до пункту 2.2.1
(обов'язковий)

ПЕРЕЛІК
радіонуклідів у складі РАВ, інформація
про які надається Постачальником упаковок
РАВ при передачі їх на захоронення

------------------------------------------ | Радіонуклід | Хімічний символ | |-----------------+----------------------| |Тритій |H-3 | |-----------------+----------------------| |Берилій |Be-10 | |-----------------+----------------------| |Вуглець |C-14 | |-----------------+----------------------| |Хлор |Cl-36 | |-----------------+----------------------| |Кальцій |Ca-41 | |-----------------+----------------------| |Марганець |Mn-54 | |-----------------+----------------------| |Залізо |Fe-55 | |-----------------+----------------------| |Нікель |Ni-59; Ni-63 | |-----------------+----------------------| |Кобальт |Co-60 | |-----------------+----------------------| |Стронцій |Sr-90 | |-----------------+----------------------| |Цирконій |Zr-93 | |-----------------+----------------------| |Ніобій |Nb-94 | |-----------------+----------------------| |Технецій |Tc-99 | |-----------------+----------------------| |Срібло |Ag-110 | |-----------------+----------------------| |Йод |I-129 | |-----------------+----------------------| |Цезій |Cs-134; Cs-135; Cs-137| |-----------------+----------------------| |Радій |Ra-226 | |-----------------+----------------------| |Торій |Th-232 | |-----------------+----------------------| |Уран |U-235; U-236; U-238 | |-----------------+----------------------| |Плутоній |Pu-238; Pu-239; | | |Pu-240 Pu-241;; | |-----------------+----------------------| |Америцій |Am-241 | |-----------------+----------------------| |Інші трансуранові| | |елементи | | ------------------------------------------
Примітки:
1. Радіонуклідний склад допускається визначати за аналізом
репрезентативних проб рідких РАВ до їх переробки або твердих РАВ
перед їх кондиціонуванням, за умови якщо на
переробку/кондиціонування надходять однорідні РАВ. Критерії
репрезентативності проб узгоджуються між Оператором сховища та
Постачальником РАВ.
2. Поточний технологічний контроль радіаційних характеристик
РАВ при виготовленні упаковок проводиться за методом реперних
("ключових") радіонуклідів. Методика такого контролю узгоджується
між Оператором сховища та Постачальником РАВ.

Додаток 3
до пункту 2.2.2
(рекомендований)

Визначення допустимої активності
в упаковках РАВ, призначених для захоронення
у приповерхневих сховищах

1. При встановленні критеріїв приймання РАВ Оператор сховища
має встановити вимоги щодо максимально допустимих значень
концентрації окремих радіонуклідів в упаковці РАВ, що може бути
прийнята на захоронення, а також загальної активності цих
радіонуклідів на сховище в цілому (або концентрації радіонуклідів
в РАВ в середньому у сховищі) з тим, щоб гарантувалося, що
прийняті до сховища упаковки РАВ або дають внесок в забезпечення
безпеки, або, принаймні, не порушують безпеку утримання відходів
системою інженерних та природних бар'єрів сховища.
2. Для визначення таких значень рекомендується застосовувати
підхід проведення всебічної оцінки безпеки сховища на стадію
експлуатації та на довготривалий період після закриття сховища, як
це рекомендовано в документах МАГАТЕ "Near Surface Disposal of
Radioactive Waste": Safety Requirements, SSS No. WS-R-1, IAEA,
1999 та "Safety Assessment for Near Surface Disposal of
Radioactive Waste", No. WS-G-1.1, IAEA, 1999, виходячи з умов
неперевищення результуючою ефективною дозою для персоналу і
населення критеріїв радіологічного захисту.
3. Щоб розрахувати максимально прийнятні значення активності
(концентрації та загальної активності), що можуть бути безпечно
захоронені у сховищі, необхідно визначити критерії радіологічного
захисту, з якими буде порівнюватися радіологічний вплив сховища,
розробити сценарії, які будуть розглядатися при проведенні оцінки
безпеки, встановити необхідні часові інтервали, які враховуються
при проведенні оцінки (тривалість періоду експлуатації, тривалість
періоду активного адміністративного контролю після закриття
сховища, період на стадії після закриття сховища, на який будуть
проводитися розрахунки), після чого провести розрахунки за
обраними сценаріями та порівняти наслідки сценаріїв з прийнятими
критеріями. Для довготривалого післяексплуатаційного періоду
аналізуються як сценарії нормальної еволюції сховища, так і
сценарії ненавмисного втручання.
4. У відповідності з рекомендаціями МКРЗ (ICRP, Publication
77 1998; ICRP Publication 81, 2000) та МАГАТЕ "Derivation of
Quantitative Acceptance Criteria for Disposal of Radioactive Waste
to Near Surface Facilities: Development and Implementation of an
Approach" (IAEA, 2001) в якості критеріїв радіаційного захисту
персоналу та населення для ситуацій нормального опромінення
використовуються ліміти індивідуальної дози. Для потенційного
опромінення рекомендується використовувати ліміти індивідуального
ризику. Дози/ризики для населення оцінюють по відношенню до
критичної групи населення (або гіпотетичної критичної групи для
віддаленого майбутнього), яка має визначатися на основі аналізу
подій та процесів, що можуть призвести до підвищення доз
опромінення лиць з населення.
5. Максимально прийнятні значення концентрації певного
радіонукліда (загальної активності), що можуть бути безпечно
захоронені у сховищі, визначаються як таке значення, при якому
розраховані індикатори безпеки (дози, ризики тощо) відповідають
прийнятим в оцінці безпеки критеріям радіаційного захисту (ліміт
дози, ліміт ризику тощо). Для отримання максимально прийнятних значень активності для
кожного з радіонуклідів визначається такий сценарій, який
призводить до найвищого пікового значення дози/ризику, яке
порівнюється з обраним критерієм радіологічного захисту.
6. Визначення лімітів активності має бути ітераційною
процедурою, пов'язаною з послідовним розробленням системи
захоронення, приймаючи до уваги такі чинники, як практика
експлуатації, проект сховища, характеристики майданчика сховища та
характеристики РАВ. Такий ітераційний процес дозволяє послідовно
вдосконалювати систему захоронення, практику експлуатації, що
існує або планується, і, при кожній ітерації, уточнювати конкретні
ліміти активності.
7. При визначенні граничних значень активності за сценарієм
нормальної еволюції сховища на довготривалий період результати
розрахунків радіологічних наслідків рекомендується порівнювати з
обмеженням доз 0,3 мЗв/рік; при визначенні граничних значень
активності за сценарієм ненавмисного втручання радіологічні
наслідки порівнюють з лімітом доз 1 мЗв/рік. При цьому очікується,
що Оператор сховища буде оптимізувати проект сховища та регламент
його експлуатації для досягнення більш низьких значень доз. Якщо
показано, що дози поточного опромінення не перевищуватимуть
0,01мЗв/рік, а дози потенційного опромінення 1 мЗв/рік
[НРБУ-97/Д-2000], подальша оптимізація може не розглядатися.
8. Після того, як розраховано ліміти активності за кожним з
радіонуклідів, що містяться у РАВ, слід показати, що сумарна
доза/ризик, які можуть бути одержані внаслідок впливу всіх
радіонуклідів, також не перевищує встановлені радіологічні
критерії.
9. Упаковка РАВ може бути захоронена у приповерхневому
сховищі якщо одночасно виконуються умови X < 1 та Y < 1, де
критерії X та Y визначаються як

__ Ci X = \ -------- /__ - i Ci, max

__ Aiа Y = \ -------- /__ -- i Ai, max

де Ci та Ai - концентрація i-ого радіонукліда в одиничній
упаковці; Ci, max - максимальна прийнятна концентрація i-ого
радіонукліда розрахована за сценарієм ненавмисного втручання; Ai, max - максимальна прийнятна концентрація і-ого
радіонукліда розрахована за сценарієм нормальної еволюції.
10. Приймання на захоронення упаковок, для яких X < 1,
а 1 < Y < 10 допускається за умови, що усереднене значення Y по
всіх упаковках РАВ на сховище залишається нижче 1 (тобто
перевищення Y в будь-якій з упаковок компенсується за рахунок
інших упаковок, для яких виконується умова Y < 1 з тим, щоб
сумарне радіологічне навантаження сховища на майданчик не
збільшувалося).
11. Для довгоіснуючих альфа-випромінюючих радіонуклідів
застосовується додаткове обмеження, а саме: питома активність в
окремій упаковці не повинна перевищувати 4000 Бк/г, за умови, що в
середньому по всіх упаковках у сховищі питома активність РАВ не
перевищує 400 Бк/г. При цьому приймається до уваги необхідність
додержання критеріїв щодо критичності та тепловиділення.

Додаток 4
до пункту 2.2.7
(обов'язковий)

ПЕРЕЛІК
радіонуклідів, які необхідно враховувати
при обґрунтуванні під критичності

------------------------------------- |Th-228|Np-237|Pa-231 |Cm-243|Cf-249| |------+------+-------+------+------| |U-232 |Pu-238|Pa-232 |Cm-244|Cf-250| |------+------+-------+------+------| |U-233 |Pu-239|Am-241 |Cm-245|Cf-251| |------+------+-------+------+------| |U-234 |Pu-240|Am-242m|Cm-246|Cf-252| |------+------+-------+------+------| |U-235 |Pu-241|Am-243 |Cm-247|Es-254| |------+------+-------+------+------| |U-236 |Pu-242| | | | -------------------------------------



вгору