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

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.

(*) - визначається при розробці Технічних специфікацій.

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.

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".

2. Закон України "Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії".

3. Закон України "Про забезпечення санітарного та епідемічного благополуччя населення".

4. Закон України "Про відходи".

5. Закон України "Про охорону навколишнього природного середовища".

6. Об'єднана Конвенція про безпеку поводження з відпрацьованим паливом та про безпеку поводження з радіоактивними відходами.

7. Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97. Затверджені постановою Головного державного санітарного лікаря України від 01.12.97 N 62.

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 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 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, 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.

51. Перелік небезпечних властивостей. Затверджено наказом Мінекобезпеки від 16.10.2000 N 165.

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).

1.1. 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.

2.1. 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.

3.1. 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.

4.1. 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.

5.1. 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.

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.

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.

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.

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

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.