Відповідно до статей 22, 24 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку" , з метою вдосконалення нормативно-правових актів щодо регулювання ядерної та радіаційної безпеки ядерних установок

1. Затвердити Вимоги безпеки під час поводження з ядерним паливом, що додаються.

2. Визнати такими, що не застосовуються на території України з дня набрання чинності цим наказом, ПНАЭ Г-14-029-91 "Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах атомной энергетики", затверджені постановою Держпроматомнагляду СРСР від 31 жовтня 1991 року № 12.

3. Департаменту з питань безпеки ядерних установок (Столярчук Б.В.) забезпечити подання цього наказу на державну реєстрацію до Міністерства юстиції України у встановленому порядку.

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

5. Контроль за виконанням цього наказу залишаю за собою.

1. Ці Вимоги встановлюють загальні вимоги, критерії та принципи забезпечення безпеки під час поводження з ядерним паливом атомних станцій, дослідницьких ядерних реакторів, критичних та підкритичних збірок.

2. Ці Вимоги розроблено з урахуванням Правил ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів (ПБПРМ-2006) (далі - ПБПРМ-2006), затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 30 серпня 2006 року № 132, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 18 вересня 2006 року за № 1056/12930, Загальних положень безпеки атомних станцій, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 19 листопада 2007 року № 162, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 25 січня 2008 року за № 56/14747, Правил ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 15 квітня 2008 року № 73, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 09 червня 2008 року за № 512/15203, Загальних положень безпеки ядерної підкритичної установки, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 12 березня 2012 року № 56, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 27 квітня 2012 року за № 640/20953, а також з урахуванням стандартів Міжнародного агентства з атомної енергії щодо поводження зі свіжим та відпрацьованим паливом.

3. Вимоги поширюються на:

атомні станції, дослідницькі ядерні реактори, ядерні підкритичні установки, критичні та підкритичні збірки;

сховища, призначені для зберігання відпрацьованого ядерного палива атомних станцій, дослідницьких ядерних реакторів, ядерних підкритичних установок, критичних та підкритичних збірок;

сховища свіжого ядерного палива атомних станцій, дослідницьких ядерних реакторів, ядерних підкритичних установок, критичних та підкритичних збірок;

транспортні контейнери та системи для свіжого та відпрацьованого ядерного палива атомних станцій, дослідницьких ядерних реакторів, ядерних підкритичних установок, критичних та підкритичних збірок;

обладнання для поводження зі свіжим, опроміненим та відпрацьованим ядерним паливом під час його транспортування та зберігання;

обладнання гарячих камер.

4. Вимоги не поширюються на операції з ядерним паливом у межах активної зони ядерної установки.

5. Вимоги обов’язкові для усіх юридичних і фізичних осіб, що здійснюють або планують здійснювати діяльність, пов’язану з проектуванням, будівництвом, монтажем, налагоджуванням, експлуатацією, випробуванням систем поводження з ядерним паливом, а також конструюванням, виготовленням і постачанням, монтажем, налагоджуванням, випробуванням елементів для зазначених систем.

6. Детальні проектні рішення щодо дотримання критеріїв, принципів, вимог забезпечення ядерної та радіаційної безпеки під час поводження з ядерним паливом встановлюються в проекті ядерної установки або проекті систем поводження з ядерним паливом, які не входять до складу ядерної установки та розробляються окремо. Обґрунтування безпеки під час поводження з ядерним паливом виконується у звіті з аналізу безпеки з урахуванням досягнутого рівня науки й техніки.

7. Обсяги та строки приведення діючих ядерних установок або систем поводження з ядерним паливом, які не входять до складу ядерної установки, а також таких, проекти яких затверджені в установленому порядку відповідно до цих Вимог, обґрунтовуються експлуатуючою організацією і погоджуються Держатомрегулюванням.

8. У цих Вимогах терміни вживаються у таких значеннях:

басейн витримки ядерного палива - споруда, яка входить до складу ядерної установки та призначена для тимчасового зберігання ядерного палива (опроміненого та/або відпрацьованого) у воді або водних нейтронно-поглинаючих розчинах (далі, якщо не зазначається окремо,- у воді);

безпека комплексу систем поводження з ядерним паливом - властивість не перевищувати встановлених меж радіаційного впливу на персонал, населення і навколишнє природне середовище під час нормальної експлуатації комплексу систем поводження з ядерним паливом, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій, а також обмежувати радіаційний вплив під час запроектних аварій;

відпрацьоване ядерне паливо - ядерне паливо, опромінене в активній зоні ядерної установки та остаточно з неї вилучене;

внутрішньо-об’єктовий транспортний пакувальний комплект - комплекс технічних засобів, що забезпечує збереження ядерного палива (опроміненого та/або відпрацьованого) згідно з вимогами ядерної та радіаційної безпеки під час його внутрішньо-об’єктового транспортування;

гаряча камера - приміщення, яке входить до складу ядерної установки та спеціально обладнане для поводження з ядерним паливом та елементами, опроміненими в активній зоні;

комплекс систем поводження з ядерним паливом - сукупність систем, обладнання та елементів, призначених для зберігання, вивантаження, завантаження, транспортування, контролю та ремонту ядерного палива;

контейнер - технічний пристрій, призначений для зберігання та/або транспортування ядерного палива у пеналах, чохлах або без них, що забезпечує біологічний захист і запобігає попаданню радіоактивних речовин у зовнішнє середовище як при нормальних умовах перевезення, так і у разі аварії;

критичний елемент вантажопідіймального механізму - елемент вантажопідіймального механізму, відмова якого призводить до невиконання цим механізмом функцій з утримання та/або переміщення упаковок;

крок решітки - відстань між осями сусідніх тепловидільних збірок, пеналів, чохлів або упаковок, розміщених у вузлах решітки;

негерметичне ядерне паливо - ядерне паливо, у якого кількість продуктів поділу, що виходить за межі оболонки твелів, більша, ніж кількість, встановлена технічними умовами на ядерне паливо або документом, що їх замінюють;

оптимальні умови уповільнення нейтронів - умови уповільнення нейтронів у середовищі, яке складається із уповільнювача та подільної речовини, за яких комплекс систем поводження з ядерним паливом характеризується максимальною величиною ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів (Кеф);

опромінене ядерне паливо - ядерне паливо, опромінене в активній зоні ядерної установки та вилучене з неї, що за своїми технічними характеристиками може бути завантажене до активної зони для подальшого використання;

параметри ядерної безпеки - фізичні величини, для яких установлено обмеження з метою забезпечення ядерної безпеки;

пенал - елемент, призначений для розміщення відпрацьованої тепловидільної збірки, що перешкоджає поширенню радіоактивних речовин;

поводження з ядерним паливом - усі види робіт і операцій, що виконуються з ядерним паливом, окрім перевезення за межі майданчика ядерної установки;

пошкоджене ядерне паливо - ядерне паливо, яке має механічні пошкодження, що не дозволяють його використання за призначенням, і поводження з яким вимагає наявності додаткових та/або інших проектних рішень порівняно з поводженням з ядерним паливом без пошкоджень;

свіже ядерне паливо - нове або неопромінене ядерне паливо, включно з паливом, що виготовлено з подільних матеріалів, отриманих за допомогою переробки раніше опроміненого та/або відпрацьованого ядерного палива;

сховище відпрацьованого ядерного палива мокрого типу - комплекс споруд, систем та обладнання, призначених для безпечного зберігання відпрацьованого ядерного палива поза межами реакторної установки у воді або водних розчинах із поглиначами нейтронів;

сховище відпрацьованого ядерного палива сухого типу - комплекс споруд, систем та обладнання, призначених для безпечного зберігання відпрацьованого ядерного палива поза межами реакторної установки в газовому середовищі;

транспортний пакувальний комплект - комплекс засобів, необхідних для забезпечення ядерної і радіаційної безпеки транспортування ядерного палива, що забезпечує його збереження та запобігання потраплянню радіоактивних речовин у навколишнє середовище. До складу транспортного пакувального комплекту можуть входити пенал, чохол, контейнер, пристрій для охолодження, теплова ізоляція, захист від механічних пошкоджень;

упаковка - транспортний пакувальний комплект з розміщеним у ньому ядерним паливом, підготовлений для транспортування;

чохол - елемент, призначений для розміщення відпрацьованих тепловидільних збірок або пеналів (порожніх або з тепловидільними збірками), що забезпечує їх задане розміщення відповідно до вимог ядерної та радіаційної безпеки;

штабель упаковок - сукупність упаковок, яку дозволяється зберігати чи транспортувати за умови дотримання установлених обмежень на їх взаємне розміщення;

ядерна безпека - властивість комплексу систем поводження з ядерним паливом запобігати ядерній аварії за допомогою системи технологічних та/або організаційних заходів.

Інші терміни вживаються у значеннях, визначених у Законах України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку", "Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії".

9. У цих Вимогах вживаються такі скорочення:

АЗ - активна зона;

АС - атомна станція;

БВ - басейн витримки ядерного палива;

ВПМ - вантажопідіймальний механізм;

ВТПК - внутрішньо-об’єктовий транспортний пакувальний комплект;

ВЯП - відпрацьоване ядерне паливо;

ЕО - експлуатуюча організація;

ЗАБ - звіт з аналізу безпеки;

Кеф - ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів;

ОЯП - опромінене ядерне паливо;

ПМ - перевантажувальна машина;

ПС СУЗ - поглинаючий стрижень системи управління і захисту;

РУ - реакторна установка;

СВП - стрижні вигоряючого поглинача;

СВЯП - сховище відпрацьованого ядерного палива;

СЛР - самопідтримуюча ланцюгова реакція;

СЯП - свіже ядерне паливо;

твел - тепловидільний елемент;

ТВЗ - тепловидільна збірка;

ТПК - транспортний пакувальний комплект;

ТТО - транспортно-технологічне обладнання;

ЯП - ядерне паливо;

ЯУ - ядерна установка.

1. Критеріями забезпечення безпеки системи поводження з ЯП під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій є неперевищення:

Кеф значення 0,95;

допустимих рівнів опромінення персоналу та населення, рівнів викидів і скидів радіоактивних речовин та їх вміст у навколишньому природному середовищі, встановлених у Державних гігієнічних нормативах "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)", затверджених наказом Міністерства охорони здоров’я України від 14 липня 1997 року № 208 та введених в дію постановою Головного санітарного лікаря України від 01 грудня 1997 року № 62 (далі - НРБУ-97).

2. Під час аналізу запроектних аварій для будь-якої системи поводження з ЯП критерієм виникнення СЛР вважається досягнення Кеф значення 0,98.

3. Основними принципами безпеки під час поводження з ЯП є:

1) принцип запобігання виникненню СЛР. Під час поводження з ЯП забезпечуються умови, які внаслідок відповідних проектних рішень унеможливлюють виникнення СЛР;

2) принцип забезпечення тепловідведення від ОЯП або ВЯП. Під час поводження з ОЯП або ВЯП забезпечується тепловідведення від твел без пошкодження оболонок під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій;

3) принцип забезпечення збереження фізичних бар’єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання та радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище. Під час поводження з ЯП забезпечується унеможливлення пошкоджень твел, контейнерів з ЯП, які можуть призвести до:

4) виходу радіоактивних речовин чи іонізуючого випромінювання за встановлені проектом фізичні бар’єри;

перевищення критеріїв радіаційної безпеки;

5) встановлені НРБУ-97 принципи радіаційної безпеки:

принцип виправданості;

принцип неперевищення;

принцип оптимізації.

1. Комплекс систем поводження з ЯП задовольняє вимоги безпеки, якщо:

забезпечуються критерії та виконуються принципи безпеки;

під час проектних аварій дози опромінення населення на межі санітарно-захисної зони та за її межами не перевищують значень рівнів безумовної виправданості для невідкладних контрзаходів, встановлених НРБУ-97.

2. Проектування комплексу систем поводження з ЯП здійснюється на основі критеріїв і принципів безпеки, визначених у главі 1 цього розділу та в інших нормативно-правових актах із питань ядерної та радіаційної безпеки щодо поводження з ЯП, з урахуванням досвіду експлуатації та новітніх наукових досліджень.

3. Унеможливлюється досягнення критичності в комплексі систем поводження з ЯП, БВ, сховищах ЯП (свіжого або відпрацьованого), а також ТПК під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій через застосування відповідних конструкційних характеристик і технічних засобів, зокрема розміщення ТВЗ з визначеним кроком решітки.

4. Комплекс систем поводження з ЯП виконує свої функції в установленому проектом обсязі з урахуванням внутрішніх і зовнішніх впливів природного й техногенного походження, що розглянуті в проекті ЯУ.

5. Поводження з ЯП дозволяється тільки в спеціально призначених для цього місцях, визначених проектом ЯУ та обґрунтованих у ЗАБ.

6. Конструкція чохлів, стелажів у сховищах, засобів для транспортування ЯП забезпечує їх механічну та радіаційну стійкість під час нормальної експлуатації, у разі порушень нормальної експлуатації та проектних аварій.

7. ЕО на основі проектної документації, ЗАБ і досвіду експлуатації ЯУ розробляє перелік ядерно-небезпечних робіт і погоджує його з Держатомрегулюванням.

8. Сховища ЯП оснащуються засобами пожежогасіння. Під час гасіння пожежі забороняється використовувати речовини (воду або піну), які можуть підвищити значення Кеф через нейтроно­сповільнювальні та/або відбиваючі властивості, а також призвести до недопустимого хімічного, механічного, теплового чи іншого впливу на ЯП, стелажі, чохли, ТПК. Можливість використання певного виду вогнегасних речовин встановлюється в проекті ЯУ та обґрунтовується в ЗАБ. Під час проектування протипожежного захисту сховища ЯП враховуються вимоги нормативно-правових актів, що регулюють пожежну безпеку, яка забезпечується реалізацією принципу глибокоешелонованого протипожежного захисту.

9. У разі виникнення пожежі у сховищі ЯП система вентиляції автоматично відключається.

10. Сховище ЯП обладнується інженерно-технічними засобами фізичного захисту відповідно до проекту системи фізичного захисту, автоматичною пожежною сигналізацією, робочим і аварійним освітленням.

11. У проекті ЯУ передбачаються технічні засоби для виявлення та поводження з негерметичними та пошкодженими ТВЗ і твел.

12. ТТО для переміщення ЯП та ВТПК має основну/основні та (за необхідності), доводочну, проміжну транспортні швидкості, які встановлюються в проекті. Швидкість переміщення унеможливлює пошкодження ЯП та обладнання.

13. Конструкція ВПМ та іншого ТТО для поводження з ЯП унеможливлює його неконтрольоване та/або самовільне переміщення, а також падіння ЯП у разі припинення чи поновлення електроживлення.

14. Компоновка сховища СЯП або ВЯП забезпечує можливість швидкої евакуації персоналу із приміщень у разі аварії. Забороняється прокладання маршрутів пересування персоналу до інших експлуатаційних зон через місця зберігання ЯП.

15. У проекті ЯУ встановлюються та в ЗАБ обґрунтовуються оптимальні транспортні маршрути для приймання та вивезення ЯП, унеможливлюються аварії, спричинені падінням упаковок із ЯП. Проектними рішеннями забезпечується здатність упаковок з ЯП виконувати свої функції після падіння у разі виникнення подій, встановлених у проекті. Для усіх інших подій унеможливлюється падіння упаковок з ЯП за рахунок проектних рішень ВПМ, які забезпечують утримання упаковок у разі відмови одного критичного елементу ВПМ або за допомогою використання дублюючого ВПМ, здатного незалежно забезпечувати утримання упаковки з ЯП.

16. Забороняється переміщення вантажів над ЯП, якщо вони не є частинами підіймальних або перевантажувальних пристроїв, тимчасовими або постійними конструкціями для закриття місця зберігання ЯП. Дозволяється переміщення вантажів над місцем зберігання ЯП, яке закрите тимчасовими або постійними конструкціями, здатними витримувати динамічні та статичні навантаження, що можуть виникнути у разі падіння вантажів.

17. Чохли, упаковки з ЯП у процесі транспортування надійно закріплюються на транспортному засобі з метою уникнення можливості їх самовільного переміщення або перекидання під час нормальної експлуатації, у разі порушень нормальної експлуатації та проектних аварій.

18. Стелажі та чохли, які з метою забезпечення ядерної безпеки у складі конструкційних матеріалів мають поглинаючі добавки, проектуються та виготовляються так, щоб унеможливити неприпустиме зменшення поглинаючої здатності цих матеріалів у разі механічного, хімічного, теплового та радіаційного впливу або внаслідок корозії. Поглинаюча здатність конструкційних матеріалів, які мають поглинаючі добавки, чи окремих поглинаючих елементів підтверджується до їх встановлення. У проекті ЯУ встановлюються та в ЗАБ обґрунтовуються граничні значення зменшення величини поглинаючої здатності конструкційних матеріалів, які мають поглинаючі добавки, чи окремих поглинаючих елементів, ефективність яких перевіряється в процесі експлуатації, та визначається (за необхідності), періодичність проведення таких перевірок.

19. У проекті ЯУ визначається перелік операцій під час поводження з ЯП, які контролюються з використанням засобів телевізійного спостереження та сигналізації.

20. Під час проектування систем поводження з ОЯП або ВЯП передбачаються системи охолодження з технічними характеристиками, які унеможливлюють підвищення температури оболонок твел вище проектних значень під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій.

21. Унеможливлюється пошкодження ЯП за нормальних умов експлуатації боковим, аксіальним або згинальним навантаженням під час проектування обладнання для поводження з ЯП.

22. З метою підтримки та підтвердження проектних характеристик важливі для безпеки елементи комплексу систем поводження з ЯП підлягають контролю та випробуванням у процесі виготовлення, монтажу, налагодження та експлуатації, а також передбачається можливість їх технічного обслуговування, ремонту, радіаційного контролю і перевірок на забруднення радіоактивними речовинами.

23. ВЯП перед завантаженням у ТПК витримується у БВ до встановлених у проекті ЯУ з урахуванням технічної документації на ТПК, допустимих значень залишкового тепловиділення та іонізуючого випромінювання.

24. Під час поводження з ЯП забезпечується облік та контроль за його кількістю, розміщенням та переміщенням. ЕО призначаються особи, відповідальні за облік і контроль СЯП, ОЯП та ВЯП у процесі отримання, зберігання та переміщення в межах майданчика ЯУ, а також особи, відповідальні за виконання вимог щодо обмеження доступу до місць зберігання ЯП.

1. Аналіз ядерної безпеки під час поводження з ЯП за нормальних умов експлуатації, у разі проектних та запроектних аварій виконується як детерміністичний аналіз безпеки за оптимальних умов уповільнення нейтронів.

2. Під час аналізу безпеки систем поводження з ЯП використовуються валідовані та верифіковані програмні засоби, застосування яких погоджене Держатомрегулюванням. Під час проведення детерміністичного аналізу безпеки перевага надається програмним засобам, точність яких підтверджено експериментальним шляхом.

3. Глибина вигоряння ЯП може використовуватись як параметр ядерної безпеки. У такому разі проектом ЯУ передбачається контроль глибини вигоряння ЯП за допомогою спеціальних установок та визначається методика врахування вигоряння як параметра ядерної безпеки.

4. ОЯП чи ВЯП розглядається як свіже, якщо Кеф під час вигоряння зменшується, за винятком випадків, коли глибина вигоряння використовується як параметр ядерної безпеки.

5. У проекті ЯУ встановлюються та в ЗАБ обґрунтовуються заходи щодо забезпечення безпеки для будь-якої системи та/або комплексу систем поводження з ЯП під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації, проектних та запроектних аварій у процесі зберігання та поводження з ЯП з використанням консервативних підходів та врахуванням таких чинників:

1) вважається, що система, яка розглядається, завантажена до максимальної місткості;

2) за наявності ЯП із різними технічними характеристиками (збагачення, ізотопний склад, конструкційні матеріали тощо) розглядається таке ЯП, при якому Кеф досягає максимального значення;

3) враховуються можливі геометричні деформації ЯП або можливі зміни розміщення ЯП внаслідок вихідних подій, передбачених проектом;

4) використовуються консервативні значення похибки методів визначення щільності та ізотопного складу ЯП, поглиначів та конструкційних елементів, допуски під час їх виготовлення з урахуванням можливої деградації поглиначів протягом усього проектного строку експлуатації;

5) не враховується наявність поглинаючих елементів в ЯП чи конструкційних елементах, якщо ці поглиначі не закріплені або якщо їх ефективність знижується внаслідок вихідних подій, передбачених проектом;

6) враховуються зміни поглинаючих властивостей поглинаючих елементів протягом їх експлуатації та технологічні похибки на нерівномірність розподілу поглинаючого матеріалу з урахуванням консервативного принципу, тобто в напрямку, що призводить до найбільш несприятливих наслідків;

7) для систем, що використовують гомогенні поглиначі (наприклад, борована вода), вважається, що поглиначі відсутні;

8) у разі зміни конструкції ЯП та/або наявності невизначеності щодо матеріальних та/або геометричних характеристик, точності виготовлення ЯП використовуються консервативні величини;

9) враховується вплив відбивання нейтронів під час усіх розрахунків критичності;

10) враховуються оптимальні умови уповільнення нейтронів, зокрема така кількість, розподіл та густина уповільнювача в системі внаслідок постульованих вихідних подій, що призводить до максимального Кеф;

11) враховуються вимоги до основних постульованих вихідних подій, що розглядаються в процесі аналізу проектних і запроектних аварій під час поводження з ЯП, визначені у додатку до цих Вимог.

1. За технічними характеристиками, що впливають на безпеку зберігання СЯП, сховища для зберігання СЯП діляться на сховища першого та другого класів:

1) сховище класу 1 - сховище СЯП, до якого унеможливлено потрапляння води, що забезпечується, зокрема, сукупністю таких заходів, як:

розміщення сховища вище нульової позначки;

відсутність сусідніх приміщень, з яких вода або інший сповільнювач може потрапити у сховище;

відсутність у сховищі трубопроводів з водою та іншими сповільнювачами;

розміщення сховища в незатоплюваній зоні у разі повені;

наявність дренажу;

2) сховище класу 2 - сховище СЯП, у якому унеможливлено затоплення водою, що забезпечується, зокрема, сукупністю таких заходів, як:

розміщення сховища вище нульової позначки;

відсутність у сховищі трубопроводів з водою та іншими сповільнювачами;

наявність сигналізаторів виявлення води і дренажних систем або насосів аварійного відкачування води, які автоматично вмикаються від сигналізаторів виявлення води.

2. Ядерна безпека під час зберігання СЯП забезпечується:

обмеженням кроку та/або кількості розміщених ТВЗ в упаковках, чохлах, стелажах;

обмеженням розміщення груп чохлів, штабелів, стелажів;

застосуванням гетерогенних поглиначів (за необхідності);

контролем розміщення ТВЗ, поглиначів, упаковок, чохлів, стелажів;

контролем за технологічними параметрами систем поводження із СЯП;

контролем наявності та/або появи сповільнювачів у сховищах СЯП.

3. Крок розміщення ЯП у чохлах, стелажах, упаковках, а також їх взаємне розміщення встановлюються так, щоб Кеф у процесі поводження з СЯП не перевищував значення 0,95 під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій з використанням консервативних підходів та врахуванням вимог, визначених у главі 3 розділу II цих Вимог.

4. У проекті визначається та в ЗАБ обґрунтовується допустима кількість упаковок або чохлів у групі або штабелі, а також допустима кількість СЯП, що розміщується в стелажах, стендах. Якщо допустима кількість упаковок у групі обмежена, мінімальна відстань між групами вибирається такою, щоб Кеф не перевищував значення 0,95.

5. Розміщення ЯП або упаковок у штабелі фіксується за допомогою спеціальних технічних пристроїв (стелажів, гнізд). Взаємне розміщення упаковок у групі забезпечується їх конструкцією.

6. У сховищі СЯП місця розміщення груп упаковок або чохлів з СЯП на підлозі позначаються розмітками.

7. У сховищі СЯП допускаються зберігання та використання обладнання для інспекції, контролю та ремонту СЯП та порожніх ТПК з відповідним обґрунтуванням безпеки. Не допускається зберігання між або усередині чохлів, стелажів, груп упаковок матеріалів, які є сповільнювачами нейтронів.

8. У сховищі СЯП забороняється:

1) зберігання у будь-якому вигляді, формі та кількості горючих, вибухонебезпечних речовин і матеріалів, що не пов’язані з технологією поводження із СЯП;

2) розміщення будь-яких ємностей і трубопроводів, зокрема транзитних, з горючими та/або вибухонебезпечними речовинами;

3) зберігання будь-якого обладнання (крім обладнання для поводження із СЯП), періодичне обслуговування якого необхідно здійснювати;

4) прокладання кабелів, зокрема транзитних, не пов’язаних безпосередньо з електропостачанням обладнання для поводження із СЯП і радіаційного контролю, фізичного захисту та технологічного контролю за ЯП.

9. У сховищі СЯП передбачаються системи, які забезпечують підтримку температури, вологості й чистоти повітря відповідно до вимог проекту та підприємства-виробника СЯП.

10. Матеріали та конструкція обладнання сховища СЯП дозволяють (за необхідності) дезактивацію їх поверхні.

11. Діаметр дренажних трубопроводів у сховищі СЯП забезпечує відведення води (без її накопичення), яка надходить з максимальними витратами, передбаченими проектом. Технічними засобами унеможливлюється зворотне попадання води в сховище через дренажний трубопровід.

1. Перед початком операцій із СЯП виконуються випробування (технічне обслуговування) і контрольний огляд СЯП, на підставі яких робиться висновок про його працездатність, та виконується періодичний технічний огляд усього обладнання, що входить до комплексу ТТО, зокрема:

універсального гнізда;

кантувача контейнерів із СЯП;

чохлів, стелажів для зберігання, упаковок, пеналів;

стапелів, калібрів, пристроїв для контролю геометричних розмірів СЯП;

траверс, захватів, штанг, стендів;

внутрішньо-об’єктової транспортно-технологічної залізничної платформи та залізничних колій;