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 N 34, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 11 березня 2009 року за N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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.

IV. 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 7,40·10¹³ Бк/т (1,96·10¹⁴ Бк/м³);

за бета-активними радіонуклідами не більше 3,70·10¹⁶ Бк/т (9,81·10¹⁶ Бк/м³).

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 10⁸ Гр (10¹⁰ рад) по b-, g-випромінюванню;

до 10¹⁸ - 10¹⁹ a-розпадів/см³.

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 % масових.

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 % масових.

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/(см²·добу);

по Sr-90 - не більше 10^-6 г/(см²·добу);

по Pu - не більше 10^-7 г/(см²·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/мм² (0,9 х 10⁷ Н/м²);

міцність на вигин - не менше 4,1 кгс/мм² (4,1 х 10⁷ Н/м²);

модуль Юнга - більше 5400 кгс/мм² (більше 5,4 х 10¹⁰ Н/м²).

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/м³.

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° C.

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

коефіцієнт термічного розширення - (8 - 15) х 10^-8 1/° C;

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

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.

VI. 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/м³ 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

 

Масова частка хімічних компонентів в осклованих ВАВ

Таблиця 2

 

Характеристики бідона з осклованими ВАВ

Таблиця 3

 

Характеристики первинної упаковки ВАВ (пенала з 2 бідонами ВАВ)

Таблиця 4

 

Характеристики первинної упаковки ВАВ (пенала з 3 бідонами ВАВ)

Таблиця 5

 

 

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)

I. 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

 

Рисунок 1. Бідон для ВАВ

II. 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

 

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

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

Таблиця 3

 

 

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

 

 

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

 

 

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

 

____________