Държавен вестник, бр. 73, 2021 г., стр. 62

СТР.  62	
Д Ъ Р Ж А В Е Н  В Е С Т Н И К 	
БРОЙ  73
121 
 
(d)   Тези стойности се прилагат само за съединенията на урана, приемащи химическата формула 
        UF6, UO2F2 иUO2(NO3)2 както в нормални, така и в аварийни условия на превоз. 
(e)    Тези стойности се прилагат само за съединенията на урана, приемащи химическата формула 
 UO3, UF4, UCl4  и за шест валентните съединения, както в нормални, така и в аварийни условия 
на превоз. 
 
(f)    Тези стойности се прилагат за всички съединения на урана, освен тези, които са посочени в (d) 
        и (e) по-горе. 
 
(g)   Тези стойности се прилагат само за необлъчения уран. 
 
2.7.2.2.2 
 За отделните радионуклиди: 
 
.1  които не са изброени в таблица 2.7.2.2.1, за определянето на основните стойности за 
радионуклидите, посочени в 2.7.2.2.1, е необходимо многостранно одобрение. По отношение на 
тези радионуклиди границите на концентрацията на активност за материала, за който се прилага 
освобождаването, и границите на активност за пратките, за които се прилага освобождаването, 
трябва да се изчисляват в съответствие с принципите, изложени в „Международни основни 
норми на безопасност за защита от йонизиращи лъчения и безопасна работа с източници на 
лъчения“, Серия за безопасност № 115, МААЕ, Виена (1996 г.). Разрешава се използването на 
стойността A2, изчислена като се използва коефициента на дозата за съответния тип белодробно 
поглъщане съгласно препоръките на Международната комисия за радиационна защита, при 
условие че под внимание се вземат химичните форми на всеки радионуклид както при нормални, 
така и при аварийни условия на превоз.  Като алтернатива, стойностите на радионуклидите в 
таблица 2.7.2.2.2 могат да бъдат използвани без одобрение от компетентния орган; 
 
.2  В инструментите или изделията, в които се съдържат радиоактивни материали или са част от 
уреда или друго промишлено изделие, и които отговарят на изискванията на 2.7.2.4.1.3.3, за 
допустимите основни стойности за радионуклидите, алтернативни на тези, които са посочени в 
таблица 2.7.2.2.1, по отношение границата на активност за товара, за който се прилага 
освобождаването, се изисква многостранно одобрение. Такива алтернативни граници на 
активността за товари, за които се прилага освобождаване, трябва да се изчисляват в 
съответствие с принципите, изложени в „Международни основни норми на безопасност за 
защита от йонизиращи лъчения и безопасна работа с източници на лъчения“, Серия за 
безопасност № 115, МААЕ, Виена (1996 г.). 
 
Таблица 2.7.2.2.2 – Основни стойности за неизвестни радионуклиди или смеси 
 
 
 
Радиоактивно 
съдържание 
 
 
A1 
 
(TBq) 
 
A2 
 
(TBq) 
Граница на 
концентрация на 
активност за 
материал, за 
който се прилага 
 
Граница на активност за 
пратки, за които се 
прилага изключение (Bq)
Известно е, че има само бета- 
или гама-излъчващи нуклеиди 
Известно е, че има алфа-
излъчващи нуклеиди, но не 
излъчватели на неутрони 
Известно е, че има излъчващи 
неутрони нуклеиди или няма 
съответни данни 
0.1 
 
0.2 
 
 
0.001 
0.02 
 
9 × 10-5 
 
 
9 × 10-5 
1 × 101 
 
1 × 10-1 
 
 
1 × 10-1 
1 × 104 
 
1 × 103 
 
 
1 × 103 
 
2.7.2.2.3 
 При изчисляване на A1 и A2 за радионуклид, който не е посочен в таблица 2.7.2.2.1, една верига на 
радиационен разпад, в която радионуклидите са в естествени пропорции и в която липсва дъщерен 
нуклид с период на полуразпад, превишаващ или 10 дни, или с периода на полуразпад на майчиния 
нуклид, се разглежда като един радионуклид; взетата под внимание активност и приложимата 
стойност на A1 или A2 трябва да съответстват на активността и стойността на майчиния нуклид на 
тази верига. В случай на вериги на радиоактивен разпад, в които някои дъщерни нуклеиди имат 
период на полуразпад, превишаващ 10 денонощия или периода на полуразпад на майчиния нуклид, 
майчиният нуклид и тези дъщерни нуклеиди трябва да се разглеждат като смеси от различни 
нуклеиди. 
 
2.7.2.2.4 
 При смеси от радионуклиди основните стойности, посочени в 2.7.2.2.1, могат да бъдат определени, 
както следва: 
 
където: 
122 
f(i)      е частта на активност или граница на концентрацията на активност на i-я радионуклид на 
          сместа; 
X(i)     е съответната стойност на A1 или A2, или съответно граница на концентрацията на 
активност за материала, за който се прилага изключението или границата на активност за 
пратката, за която се прилага изключението, прилагани за стойността на i-я радионуклид; 
и 
Xm 
 е производната стойноста на A1 или A2, или съответно граница на концентрацията на 
активност за материала, за който се прилага изключението, или границата на активност за 
пратката, за която се прилага изключението, прилагано за сместа. 
2.7.2.2.5 
 Когато всеки радионуклид е известен, но не са известни индивидуалните активности на 
някои от тях, тези радионуклиди могат да се обединят в групи и във формулите съдържащи 
се в 2.7.2.2.4 и 2.7.2.4.4, могат да се използват, съответно, най-малките стойности за 
радионуклидите във всяка група. Групите могат да се съставят на база на пълната алфа-
активност и пълната бета/гама-активност, ако те са известни, с използване на най-малките 
стойности, съответно, за алфа-излъчвателите или бета/гама-излъчвателите. 
2.7.2.2.6 
 За отделни  радионуклиди или за смеси от радионуклиди, за които няма съответни данни, 
се използват стойностите, посочени в таблица 2.7.2.2.2. 
2.7.2.3 Определяне на други характеристики на материалите 
2.7.2.3.1 
Материали с ниска специфична активност (LSA) 
2.7.2.3.1.1 
[Запазено] 
2.7.2.3.1.2 
 LSA материалите влизат в една от следните три групи: 
.1 LSA-I 
.1  уранови и ториеви руди и концентрати на тези руди, а също други руди, които 
съдържат радионуклиди с естествен произход; 
.2  естествен уран, обеднен уран, естествен торий или техни съединения или смеси, 
които не са облъчени и се намират в твърдо или течно състояние; 
.3  радиоактивни материали, за които стойността A2 е неограничена.  Делящ се 
материал може да бъде включен, само ако той попада под освобождаване по 
2.7.2.3.5; или 
.4  други радиоактивни материали, в които активността е разпределена по целия 
обем и определената средна относителна активност не превишава повече от 30 
пъти стойностите за концентрация на активността, посочени в 2.7.2.2.1 до 
2.7.2.2.6. Делящ се материал може да бъде включен, само ако той попада под 
освобождаване по 2.7.2.3.5; 
.2    LSA-II 
.1    вода с концентрация на тритий до 0,8 TBq/L; 
.2  други материали, в които активността е разпределена по целият обем, а 
определената средна относителна активност не превишава 10-4A2/g за твърдите 
вещества и газовете и 10-5A2/g за течностите; 
.3  LSA-III  – твърди вещества (например консолидирани отпадъци, активирани 
материали), с изключение на праховете, отговарящи на изискванията на 2.7.2.3.1.3, 
при които: 
.1  радиоактивният материал е разпределен по целия обем на твърдия материал или 
групите твърди обекти или основно е равномерно разпределен в твърд компактно 
свързващ материал (например бетон, битум и керамика); 
.2  радиоактивният материал е относително неразтворим или структурно се съдържа 
в относително неразтворима матрица, по силата на което дори при разрушаване 
на опаковъчния комплект изтичането на радиоактивния материал в опаковката в 
резултат на пропукване при попадане във вода в продължение на седем дни няма 
да превиши 0,1A2; и 
.3    прогнозната средна специфична активност на твърдото вещество, без да се взема 
       под внимание всеки защитен материал, не превишава 2 × 10-3A2/g. 
2.7.2.3.1.3 
Материалите LSA-ІІІ трябва да бъдат твърди и да притежават такива свойства, че при 
извършване на посочените в 2.7.2.3.1.4 изпитвания по отношение на общото вътрешно 
съдържание на опаковката активността на водата да не превишава 0,1 A2. 
2.7.2.3.1.4      Материалите LSA-III се изпитват, както следва: 
Проба от материала в твърдо състояние, която представлява пълното съдържание на 
опаковката, трябва да се потопи за 7 дни във вода при температура на околната среда. 
Обемът на водата за изпитване трябва да бъде достатъчен, за да се гарантира, че в края