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2.2.7.3 Stoffe mit geringer spezifischer Aktivität (LSA) ³⁵ Bestimmung der Gruppen

2.2.7.3.1 Ein Stoff mit geringer spezifischer Aktivität (LSA) ist ein radioaktiver Stoff mit begrenzter spezifischer Eigenaktivität oder ein radioaktiver Stoff, für den die Grenzwerte der geschätzten mittleren spezifischen Aktivität gelten. Äußere, den LSA-Stoff umgebende Abschirmungsmaterialien sind bei der Bestimmung der geschätzten mittleren spezifischen Aktivität nicht zu berücksichtigen.

2.2.7.3.2 LSA-Stoffe werden in drei Gruppen unterteilt:

1. LSA-I
   1. Uranium- oder Thoriumerze und deren Konzentrate sowie andere Erze, die in der Natur vorkommende Radionuklide enthalten und deren Verarbeitung für die Nutzung dieser Radionuklide vorgesehen ist;
   2. natürliches Uran, abgereichertes Uran, natürliches Thorium oder deren Verbindungen oder Gemische, vorausgesetzt, diese sind unbestrahlt und in festem oder flüssigem Zustand;
   3. radioaktive Stoffe, für die der A₂-Wert unbegrenzt ist, außer spaltbare Stoffe in Mengen, die nach Unterabschnitt 6.4.11.2 des ADR nicht ausgenommen sind; oder
   4. andere radioaktive Stoffe, in denen die Aktivität gleichmäßig verteilt ist und die geschätzte mittlere spezifische Aktivität das Dreißigfache der Werte der in 2.2.7.7.2.1 bis 2.2.7.7.2.6 festgelegten Aktivitätskonzentration nicht überschreitet, außer spaltbarer Stoffe in Mengen, die nach Unterabschnitt 6.4.11.2 des ADR nicht ausgenommen sind.
2. LSA-II
   1. Wasser mit einer Tritium-Konzentration bis zu 0,8 TBq/l oder
   2. andere Stoffe, in denen die Aktivität gleichmäßig verteilt ist und die geschätzte mittlere spezifische Aktivität 10^-4 A₂/g bei festen Stoffe und Gasen und 10^-5 A₂/g bei flüssigen Stoffen nicht überschreitet.
3. LSA-III

   Feste Stoffe (z.B. verfestigte Abfälle, aktivierte Stoffe), ausgenommen pulverförmige Stoffe, bei denen

   1. die radioaktiven Stoffe in einem festen Gegenstand oder einer Ansammlung fester Gegenstände gleichmäßig oder in einem festen kompakten Bindemittel (wie Beton, Bitumen, Keramik, usw.) im wesentlichen gleichmäßig verteilt sind;
   2. die radioaktiven Stoffe relativ unlöslich oder innerhalb einer relativ unlöslichen Grundmasse enthalten sind, so dass selbst bei Verlust der Verpackung der sich durch vollständiges Eintauchen in Wasser für sieben Tage ergebende Verlust an radioaktiven Stoffen je Versandstück durch Auslaugung 0,1 A₂ nicht übersteigt, und
   3. die geschätzte mittlere spezifische Aktivität des festen Stoffes ohne Berücksichtigung des Abschirmmaterials 2 x 10^-3 A₂/g nicht übersteigt.

2.2.7.3.3 Ein LSA-III-Stoff ist ein fester Stoff, der so beschaffen sein muss, dass die Aktivität in Wasser auf 0,1 A₂ begrenzt bleibt, wenn der Gesamtinhalt eines Versandstücks der in 2.2.7.3.4 vorgeschriebenen Prüfung unterzogen wurde.

2.2.7.3.4 LSA-III Stoffe sind wie folgt zu prüfen:

Eine feste Stoffprobe, die den gesamten Inhalt des Versandstücks repräsentiert, ist sieben Tage lang in Wasser bei Umgebungstemperatur einzutauchen. Das für die Prüfung zu verwendende Wasservolumen muss ausreichend sein, dass am Ende des Zeitraums von sieben Tagen das freie Volumen des nicht absorbierten und ungebundenen Wassers noch mindestens 10 % des Volumens des festen Prüfmusters beträgt. Das Wasser muss zu Beginn einen pH-Wert von 6 bis 8 und eine maximale Leitfähigkeit von 1 mS/m bei 20 °C aufweisen. Im Anschluss an das siebentägige Eintauchen des Prüfmusters ist die Gesamtaktivität des freien Wasservolumens zu messen.

2.2.7.3.5 Der Nachweis der Einhaltung der nach 2.2.7.3.4 geforderten Auslegungskriterien muss mit den Unterabschnitten 6.4.12.1 und 6.4.12.2 des ADR übereinstimmen.

2.2.7.4 Vorschriften für radioaktive Stoffe in besonderer Form

2.2.7.4.1 Radioaktiver Stoff in besonderer Form ist entweder

1. ein nicht dispergierbarer fester radioaktiver Stoff oder
2. eine umschlossene Kapsel, die radioaktive Stoffe enthält und die so zu fertigen ist, dass sie nur durch Zerstörung der Kapsel geöffnet werden kann.

Radioaktive Stoffe in besonderer Form müssen mindestens eine Abmessung von wenigstens 5 mm aufweisen.

2.2.7.4.2 Radioaktive Stoffe in besonderer Form müssen so beschaffen oder ausgelegt sein, dass sie, wenn sie den Prüfungen nach 2.2.7.4.4 bis 2.2.7.4.8 unterzogen werden, folgende Vorschriften erfüllen:

1. Sie dürfen bei den anzuwendenden Stoßempfindlichkeits-, Schlag- und Biegeprüfungen nach 2.2.7.4.5 a), b), c) und 2.2.7.4.6 a) weder zerbrechen noch zersplittern.
2. Sie dürfen während der anzuwendenden Erhitzungsprüfung nach 2.2.7.4.5 d) oder 2.2.7.4.6 b) weder schmelzen noch dispergieren.
3. Die Aktivität im Wasser darf nach den Auslaugprüfungen nach 2.2.7.4.7 und 2.2.7.4.8 2 kBq nicht überschreiten; alternativ darf bei umschlossenen Quellen die Undichtheitsrate bei dem volumetrischen Dichtheitsprüfverfahren gemäß ISO-Norm 9978:1992 ≪Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - Leakage Test Methods≫ (≪Strahlenschutz - Geschlossene radioaktive Quellen - Dichtheitsprüfungen≫) den anwendbaren und von der zuständigen Behörde akzeptierten Grenzwert nicht überschreiten.

2.2.7.4.3 Der Nachweis der Einhaltung der nach 2.2.7.4.2 geforderten Auslegungskriterien muss mit den Unterabschnitten 6.4.12.1 und 6.4.12.2 des ADR übereinstimmen.

2.2.7.4.4 Prüfmuster, die die radioaktiven Stoffe in besonderer Form darstellen oder simulieren, müssen der Stoßempfindlichkeitsprüfung, der Schlagprüfung, der Biegeprüfung und der Erhitzungsprüfung nach 2.2.7.4.5 oder der alternativen Prüfung nach 2.2.7.4.6 unterzogen werden. Für jede Prüfung darf ein anderes Prüf muster verwendet werden. Im Anschluss an jede Prüfung ist das Prüfmuster nach einem Verfahren, das mindestens so empfindlich ist wie die in 2.2.7.4.7 für nicht dispergierbare feste Stoffe oder in 2.2.7.4.8 für gekapselte Stoffe beschriebenen Verfahren, einer Auslaugprüfung oder einer volumetrischen Dichtheitsprüfung zu unterziehen.

2.2.7.4.5 Die anzuwendenden Prüfverfahren sind:

1. Stoßempfindlichkeitsprüfung: Das Prüfmuster muss aus 9 m Höhe auf ein Aufprallfundament fallen. Das Aufprallfundament muss so beschaffen sein, dass es Unterabschnitt 6.4.14 des ADR entspricht.
2. Schlagprüfung: Das Prüfmuster wird auf eine Bleiplatte gelegt, die auf einer glatten, festen Unterlage aufliegt; ihm wird mit dem flachen Ende der Baustahlstange ein Schlag versetzt, dessen Wirkung dem freien Fall von 1,4 kg aus 1 m Höhe entspricht. Die untere Seite der Stange muss einen Durchmesser von 25 mm haben, die Kanten sind auf einen Radius von (3,0 ± 0,3) mm abgerundet. Das Blei mit einer Vickers-Härte von 3,5 bis 4,5 und einer Dicke von maximal 25 mm muss eine größere Fläche als das Prüfmuster überdecken. Für jede Prüfung ist eine neue Bleiplatte zu verwenden. Die Stange muss das Prüfmuster so treffen, dass die größtmögliche Beschädigung eintritt.
3. Biegeprüfung: Die Prüfung gilt nur für lange, dünne Quellen mit einer Mindestlänge von 10 cm und einem Verhältnis von Länge zur minimalen Breite von mindestens 10. Das Prüfmuster wird starr waagerecht eingespannt, so dass eine Hälfte seiner Länge aus der Einspannung herausragt. Das Prüfmuster ist so auszurichten, dass es die größtmögliche Beschädigung erleidet, wenn seinem freien Ende mit der flachen Seite der Stahlstange ein Schlag versetzt wird. Die Stange muss das Prüfmuster so treffen, dass die Wirkung des Schlags dem freien Fall von 1,4 kg aus 1 m Höhe entspricht. Die untere Seite der Stange muss einen Durchmesser von 25 mm haben, die Kanten sind auf einen Radius von (3,0 ± 0,3) mm abgerundet.
4. Erhitzungsprüfung: Das Prüfmuster ist in Luftatmosphäre auf 800 °C zu erhitzen und 10 Minuten bei dieser Temperatur zu belassen; danach lässt man es abkühlen.

2.2.7.4.6 Prüfmuster, die in eine dichte Kapsel eingeschlossene radioaktive Stoffe darstellen oder simulieren, dürfen ausgenommen werden von:

1. den in den Absätzen 2.2.7.4.5a) und b) vorgeschriebenen Prüfungen, sofern die Masse der radioaktiven Stoffe in besonderer Form
   1. kleiner als 200g ist und die Prüfmuster alternativ der Stoßempfindlichkeitsprüfung (impact test) der Klasse 4 gemäß ISO-Norm 2919:1999 ≪Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - General Requirements and Classification≪ ("Strahlenschutz - Umschlossene radioaktive Stoffe - Allgemeine Anforderungen und Klassifikation") unterzogen werden oder
   2. kleiner als 500g ist und die Prüfmuster alternativ der Stoßempfindlichkeitsprüfung (impact test) der Klasse 5 gemäß ISO-Norm 2919:1999 ≪Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - General Requirements and Classification≪ ("Strahlenschutz - Umschlossene radioaktive Stoffe - Allgemeine Anforderungen und Klassifikation") unterzogen werden, und
2. der in 2.2.7.4.5 d) vorgeschriebenen Prüfung, wenn die Prüfmuster alternativ der Erhitzungsprüfung (temperature test) der Klasse 6 gemäß ISO-Norm 2919:1999 ≪Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - General Requirements and Classification≫ (≪Strahlenschutz - Umschlossene radioaktive Stoffe - Allgemeine Anforderungen und Klassifikation≫) unterzogen werden.

2.2.7.4.7 Bei Prüfmustern, die nicht dispergierbare feste Stoffe darstellen oder simulieren, ist folgende Auslaugprüfung durchzuführen:

1. Das Prüfmuster ist sieben Tage in Wasser bei Umgebungstemperatur einzutauchen. Das für die Prüfung zu verwendende Wasservolumen muss ausreichend sein, dass am Ende des Zeitraums von sieben Tagen das freie Volumen des nicht absorbierten und ungebundenen Wassers noch mindestens 10 % des Volumens des festen Prüfmusters beträgt. Das Wasser muss zu Beginn einen pH-Wert von 6 bis 8 und eine maximale Leitfähigkeit von 1 mS/m bei 20 °C aufweisen.
2. Das Wasser mit dem Prüfmuster ist dann auf eine Temperatur von (50 ± 5) °C zu erhitzen und vier Stunden bei dieser Temperatur zu belassen.
3. Danach ist die Aktivität des Wassers zu bestimmen.
4. Anschließend ist das Prüfmuster mindestens sieben Tage in unbewegter Luft bei mindestens 30 °C und einer relativen Feuchtigkeit von mindestens 90 % zu lagern.
5. Das Prüfmuster wird dann in Wasser von derselben Beschaffenheit wie in a) eingetaucht, das Wasser mit dem Prüfmuster auf eine Temperatur von (50 ± 5) °C erhitzt und vier Stunden bei dieser Temperatur belassen.
6. Danach ist die Aktivität des Wassers zu bestimmen.

2.2.7.4.8 Bei Prüfmustern, die in eine dichte Kapsel eingeschlossene radioaktive Stoffe darstellen oder simulieren, ist entweder eine Auslaugprüfung oder eine volumetrische Dichtheitsprüfung wie folgt durchzuführen:

1. Die Auslaugprüfung besteht aus folgenden Schritten:
   1. Das Prüfmuster ist in Wasser bei Umgebungstemperatur einzutauchen. Das Wasser muss zu Beginn einen pH-Wert von 6 bis 8 und eine maximale Leitfähigkeit von 1 mS/m bei 20 °C aufweisen.
   2. Wasser und Prüfmuster werden auf eine Temperatur von (50 ± 5) °C erhitzt und vier Stunden bei dieser Temperatur belassen.
   3. Danach ist die Aktivität des Wassers zu bestimmen.
   4. Anschließend ist das Prüfmuster mindestens sieben Tage in unbewegter Luft bei mindestens 30 °C und einer relativen Feuchtigkeit von mindestens 90 % zu lagern.
   5. Die Schritte gemäß (i), (ii) und (iii) sind zu wiederholen.
2. Die alternative volumetrische Dichtheitsprüfung muss eine der in der ISO-Norm 9978:1992 ≪Radiation Protection - Sealed Radioactive Sources - Leakage Test Methods≫ (≪Strahlenschutz - Geschlossene radioaktive Quellen - Dichtheitsprüfungen≫) beschriebenen Prüfungen, die für die zuständige Behörde annehmbar sind, umfassen.

2.2.7.5 Oberflächenkontaminierter Gegenstand (SCO) ³⁶, Bestimmung der Gruppen

Oberflächenkontaminierter Gegenstand (SCO) ist ein fester Gegenstand, der selbst nicht radioaktiv ist, auf dessen Oberflächen jedoch radioaktive Stoffe verteilt sind. SCO werden in zwei Gruppen unterteilt:

1. SCO-I: Ein fester Gegenstand, auf dem
   1. die nicht festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 4 Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 0,4 Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet und
   2. die festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 4 x 10⁴ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 4 x 10³ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet und
   3. die Summe aus nicht festhaftender Kontamination und festhaftender Kontamination auf der unzugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 4 x 10³ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 4 x 10³ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet.
2. SCO-II: Ein fester Gegenstand, auf dessen Oberfläche entweder die festhaftende oder die nicht festhaftende Kontamination die unter a) für SCO-I festgelegten, jeweils zutreffenden Grenzwerte überschreitet und auf dem die nicht festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 400 Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 40 Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet, und
   1. die festhaftende Kontamination auf der zugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 8 x 10⁵ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 8 x 10⁴ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet, und
   2. die Summe aus nicht festhaftender und festhaftender Kontamination auf der unzugänglichen Oberfläche, gemittelt über 300 cm² (oder über die Gesamtoberfläche bei weniger als 300 cm²), 8 x 10⁵ Bq/cm² für Beta- und Gammastrahler sowie Alphastrahler geringer Toxizität oder 8 x 10⁴ Bq/cm² für alle anderen Alphastrahler nicht überschreitet.

2.2.7.6 Bestimmung der Transportkennzahl (TI) ¹ und der Kritikalitätssicherheitskennzahl (CSI) ²

2.2.7.6.1 Bestimmung der Transportkennzahl (TI)

2.2.7.6.1.1 Die Transportkennzahl (TI) für ein Versandstück, eine Umpackung oder einen Container oder für unverpackte LSA-I-Stoffe oder für unverpackte SCO-I-Gegenstände ist nach folgendem Verfahren zu ermitteln:

1. Die höchste Dosisleistung in Millisievert pro Stunde (mSV/h) in einem Abstand von 1 m von den Außenflächen des Versandstücks, der Umpackung, des Containers oder der unverpackten LSA-I-Stoffe oder SCO-I-Gegenständen ist zu ermitteln. Der ermittelte Wert ist mit 100 zu multiplizieren; diese Zahl ist die Transportkennzahl.
   Bei Uranium- und Thoriumerzen und deren Konzentraten dürfen für die höchsten Dosisleistungen an jedem Punkt im Abstand von 1 m von den Außenflächen der Ladung folgende Werte angenommen werden:
   0,4 mSv/h für Erze und physikalische Konzentrate von Uranium und Thorium
   0,3 mSv/h für chemische Thoriumkonzentrate
   0,02 mSv/h für chemische Uraniumkonzentrate außer Uraniumhexafluorid.
2. Für Tanks, Container und unverpackte LSA-I-Stoffe und SCO-I-Gegenstände ist der gemäß a) ermittelte Wert mit dem entsprechenden Faktor aus der Tabelle 2.2.7.6.1.1 zu multiplizieren.
3. Die gemäß a) und b) ermittelten Werte sind auf die erste Dezimalstelle aufzurunden (z.B. aus 1,13 wird 1,2) mit der Ausnahme, dass ein Wert von 0,05 oder kleiner gleich Null gesetzt werden darf.

Tabelle 2.2.7.6.1.1 - Multiplikationsfaktoren für Tanks, Container und unverpackte LSA-I-Stoffe und SCO-I-Gegenstände

2.2.7.6.1.2 Die Transportkennzahl für jede Umpackung, jeden Container oder jedes Fahrzeug wird entweder durch die Summe der Transportkennzahlen aller enthaltenen Versandstücke oder durch direkte Messung der Dosisleistung bestimmt, außer für den Fall der nicht formstabilen Umpackungen, für die die Transportkennzahl nur durch die Summe der Transportkennzahlen aller Versandstücke bestimmt wird.

2.2.7.6.2 Bestimmung der Kritikalitätssicherheitskennzahl (CSI)

2.2.7.6.2.1 Die Kritikalitätssicherheitskennzahl (CSI) für Versandstücke mit spaltbaren Stoffen ist durch Division der Zahl 50 durch den kleineren der beiden Werte für ≪N≫ zu ermitteln, die aus den Unterabschnitten 6.4.11.11 und 6.4.11.12 des ADR abgeleitet werden (d.h. CSI = 50/N). Der Wert der Kritikalitätssicherheitskennzahl kann Null sein, vorausgesetzt, eine unbegrenzte Anzahl von Versandstücken ist unterkritisch (d.h. N ist tatsächlich in beiden Fällen unendlich).

2.2.7.6.2.2 Für jede Umpackung oder für jeden Container ist die Kritikalitätssicherheitskennzahl (CSI) als Summe der CSI aller enthaltenen Versandstücke zu ermitteln. Das gleiche Verfahren ist für die Bestimmung der Gesamtsumme der CSI in einer Sendung oder in einem Fahrzeug anzuwenden.

2.2.7.7 Aktivitätsgrenzwerte und Werkstoffeinschränkungen

2.2.7.7.1 Inhaltsbeschränkungen für Versandstücke

2.2.7.7.1.1 Allgemeines

Die Menge radioaktiver Stoffe in einem Versandstück darf die nachfolgend festgelegten Grenzwerte nicht übersteigen:

2.2.7.7.1.2 Freigestellte Versandstücke

2.2.7.7.1.2.1 Bei radioaktiven Stoffen, die keine aus natürlichem Uranium, abgereichertem Uranium oder natürlichem Thorium hergestellte Fabrikate sind, darf ein freigestelltes Versandstück keine Aktivitäten enthalten, die größer sind als folgende:

1. für radioaktive Stoffe, die in einem Instrument oder in einem anderen Fabrikat eingeschlossen oder als Bauteil enthalten sind, wie z.B. eine Uhr oder ein elektronisches Gerät, die in Tabelle 2.2.7.7.1.2.1 Spalten 2 und 3 festgelegten Grenzwerte für jeden einzelnen Gegenstand und für jedes Versandstück; und
2. für radioaktive Stoffe, die nicht derart eingeschlossen sind oder als Bauteil in einem Instrument oder einem anderen Fabrikat enthalten sind, die in Tabelle 2.2.7.7.1.2.1 Spalte 4 festgelegten Versandstückgrenzwerte.

Tabelle 2.2.7.7.1.2.1 - Aktivitätsgrenzwerte für freigestellte Versandstücke

2.2.7.7.1.2.2 Bei aus natürlichem Uranium, abgereichertem Uranium oder Naturthorium hergestellten Fabrikaten darf ein freigestelltes Versandstück jede Menge dieser Stoffe enthalten, vorausgesetzt, die äußere Oberfläche des Uraniums oder Thoriums ist von einer inaktiven Hülle aus Metall oder einem anderen festen Werkstoff ummantelt.

2.2.7.7.1.3 Industrieversandstücke

Der radioaktive Inhalt in einem einzelnen Versandstück mit LSA-Stoffen oder in einem einzelnen Versandstück mit SCO-Gegenständen ist so zu beschränken, dass die in Absatz 4.1.9.2.1 des ADR festgelegte Dosisleistung nicht überschritten wird; außerdem ist die Aktivität in einem einzelnen Versandstück so zu beschränken, dass die in Abschnitt 7.5.11 Sondervorschrift CV 33 (2) des ADR festgelegten Aktivitätsgrenzen für ein Fahrzeug nicht überschritten werden.

2.2.7.7.1.4 Typ A-Versandstücke

2.2.7.7.1.4.1 Typ A-Versandstücke dürfen höchstens folgende Aktivitäten enthalten:

1. radioaktive Stoffe in besonderer Form - A₁ oder
2. alle anderen radioaktiven Stoffe - A₂.

2.2.7.7.1.4.2 Bei Radionuklidgemischen, deren Identitäten und jeweiligen Aktivitäten bekannt sind, ist die folgende Bedingung für den radioaktiven Inhalt eines Typ A-Versandstücks anzuwenden:

wobei

B (i) die Aktivität des Radionuklids i als radioaktiver Stoff in besonderer Form und A, (i) der A₁-Wert für das Radionuklid i ist und

C (j) die Aktivität des Radionuklids j, das kein radioaktiver Stoff in besonderer Form ist, und A₂(J) der A₂Wert für das Radionuklid j ist.

2.2.7.7.1.5 Typ B(U)- und Typ B(M)-Versandstücke

2.2.7.7.1.5.1 Typ B(U)- und Typ B(M)-Versandstücke dürfen entsprechend ihren Zulassungszeugnissen nicht enthalten:

1. größere Aktivitäten als die für das Versandstückmuster zugelassenen,
2. andere Radionuklide als die für das Versandstückmuster zugelassenen oder
3. Inhalte in einer Form oder einem physikalischen oder chemischen Zustand, die von denen für das Versandstückmuster zugelassenen abweichen.

2.2.7.7.1.6 Typ C-Versandstücke

Bem.: Typ C-Versandstücke, die radioaktive Stoffe in Mengen von entweder mehr als 3000 A₁ oder 100000 A₂, je nachdem, welcher der beiden Werte für radioaktive Stoffe in besonderer Form der niedrigere ist, oder mehr als 3000 A₂ für alle übrigen radioaktiven Stoffe enthalten, dürfen per Luftfracht befördert werden. Obwohl Typ C-Versandstücke für die Beförderung mit Binnenschiffen von radioaktiven Stoffen in solchen Mengen nicht vorgeschrieben sind [Typ B(U)- oder Typ B(M)Versandstücke genügen], werden die folgenden Vorschriften aufgeführt, da solche Versandstücke auch auf Binnenwasserstraßen befördert werden dürfen.

Typ C-Versandstücke dürfen entsprechend ihren Zulassungszeugnissen nicht enthalten:

1. größere Aktivitäten als die für das Versandstückmuster zugelassenen,
2. andere Radionuklide als die für das Versandstückmuster zugelassenen oder
3. Inhalte in einer Form oder einem physikalischen oder chemischen Zustand, die von denen für das Versandstückmuster zugelassenen abweichen.

2.2.7.7.1.7 Versandstücke, die spaltbare Stoffe enthalten

Sofern nicht gemäß Unterabschnitt 6.4.11.2 des ADR ausgenommen, dürfen Versandstücke, die spaltbare Stoffe enthalten, sofern zutreffend, entsprechend ihren Zulassungszeugnissen nicht enthalten:

1. eine Masse an spaltbaren Stoffen, die von der für das Versandstückmuster zugelassenen abweicht,
2. Radionuklide oder spaltbare Stoffe, die von denen für das Versandstückmuster zugelassenen abweichen, oder
3. Inhalte in einer Form oder einem physikalischen oder chemischen Zustand oder in einer räumlichen Anordnung, die von denen für das Versandstückmuster zugelassenen abweichen.

2.2.7.7.1.8 Versandstücke, die Uranhexafluorid enthalten

Versandstücke, die Uranhexafluorid enthalten, dürfen nicht enthalten:

1. eine Masse an Uranhexafluorid, die von der für das Versandstückmuster zugelassenen Masse abweicht,
2. eine Masse an Uranhexafluorid, die größer ist als ein Wert, der bei der höchsten Temperatur des Versandstücks, die für die Betriebsanlagen festgelegt ist, in denen das Versandstück verwendet werden soll, zu einem Leerraum von weniger als 5 % führen würde, oder
3. Uranhexafluorid in nicht fester Form oder mit einem Innendruck, der bei der Übergabe zur Beförderung oberhalb des Luftdrucks liegt.

2.2.7.7.2 Aktivitätswerte

2.2.7.7.2.1 Die folgenden grundlegenden Werte für die einzelnen Radionuklide sind in Tabelle 2.2.7.7.2.1 angegeben:

1. A₁ und A₂ in TBq;
2. Aktivitätskonzentration für freigestellte Stoffe in Bq/g und
3. Aktivitätsgrenzwerte für freigestellte Sendungen in Bq.

2.2.7.7.2.2 Für einzelne Radionuklide, die nicht in Tabelle 2.2.7.7.2.1 aufgeführt sind, ist für die Bestimmung der in 2.2.7.7.2.1 genannten grundlegenden Radionuklidwerte eine multilaterale Genehmigung erforderlich. Es ist zulässig, einen A2-Wert zu verwenden, der gemäß der Empfehlung der Internationalen Strahlenschutzkommission (International Commission an Radiological Protection - ICRP) unter Verwendung eines Dosiskoeffizienten für den entsprechenden Lungenabsorptionstyp berechnet wird, sofern die chemischen Formen sowohl unter normalen Bedingungen als auch unter Unfall-Beförderungsbedingungen berücksichtigt werden.

Tabelle 2.2.7.7.2.2 - Grundlegende Radionuklidwerte für unbekannte Radionuklide oder Gemische

2.2.7.7.2.3 Bei den Berechnungen von A₁ und A₂ für ein in Tabelle 2.2.7.7.2.1 nicht enthaltenes Radionuklid ist eine radioaktive Zerfallskette, in der Radionuklide in ihrem natürlich vorkommenden Maße vorhanden sind und in der kein Tochternuklid eine Halbwertszeit, die entweder größer als zehn Tage oder größer als die des Ausgangsnuklids ist, als einzelnes Radionuklid zu betrachten; die zu berücksichtigende Aktivität und der zu verwendende A₁- oder A₂-Wert sind die Werte des Ausgangsnuklid dieser Zerfallskette. Bei radioaktiven Zerfallsketten, in denen ein Tochternuklid eine Halbwertszeit hat, die entweder größer als zehn Tage oder größer als die des Ausgangsnuklids ist, sind das Ausgangsnuklid und derartige Tochternuklide als Gemisch verschiedener Nuklide zu betrachten.

2.2.7.7.2.4 Für Gemische von Radionukliden können die in 2.2.7.7.2.1 genannten grundlegenden Radionuklidwerte wie folgt bestimmt werden:

wobei

f(i) der Anteil der Aktivität oder der Aktivitätskonzentration des Radionuklids i im Gemisch ist,

X(i) der entsprechende A₁- oder A₂-Wert oder die Aktivitätskonzentration für freigestellte Stoffe oder der Aktivitätsgrenzwert für eine freigestellte Sendung für das entsprechende Radionuklid i ist, und

Xm im Falle von Gemischen der abgeleitete A₁- oder A₂-Wert, die Aktivitätskonzentration für freigestellte Stoffe oder der Aktivitätsgrenzwert für eine freigestellte Sendung ist.

2.2.7.7.2.5 Wenn die Identität jedes Radionuklids bekannt ist, aber die Einzelaktivitäten einiger Radionuklide unbekannt sind, dürfen die Radionuklide in Gruppen zusammengefasst werden und die jeweils niedrigsten entsprechenden Radionuklidwerte für die Radionuklide in jeder Gruppe bei der Anwendung der Formeln in 2.2.7.7.2.4 und 2.2.7.7.1.4.2 verwendet werden. Basis für die Gruppeneinteilung können die gesamte Alpha-Aktivität und die gesamte Beta-/Gammaaktivität sein, sofern diese bekannt sind, wobei die niedrigsten Radionuklidwerte für Alphastrahler bzw. Beta-/ Gammastrahler zu verwenden sind.

2.2.7.7.2.6 Für einzelne Radionuklide oder Radionuklidgemische, für die keine relevanten Daten vorliegen, sind die Werte aus Tabelle 2.2.7.7.2.2 anzuwenden.

2.2.7.8 Grenzwerte der Transportkennzahl (TI), der Kritikalitätssicherheitskennzahl (CSI) und der Dosisleistungen für Versandstücke und Umpackungen

2.2.7.8.1 Mit Ausnahme von Sendungen unter ausschließlicher Verwendung darf weder die Transportkennzahl für jedes einzelne Versandstück oder jede einzelne Umpackung 10 noch die Kritikalitätssicherheitskennzahl für jedes einzelne Versandstück oder jede einzelne Umpackung 50 überschreiten.

2.2.7.8.2 Mit Ausnahme von Versandstücken oder Umpackungen, die unter ausschließlicher Verwendung gemäß Abschnitt 7.5.11 Sondervorschrift CV 33 (2) befördert werden, darf die höchste Dosisleistung an keinem Punkt der Außenfläche eines Versandstückes oder einer Umpackung 2 mSv/h überschreiten.

2.2.7.8.3 Die höchste Dosisleistung darf an keinem Punkt der Außenfläche eines unter ausschließlicher Verwendung beförderten Versandstücks oder einer unter ausschließlicher Verwendung beförderten Umpackung 10 mSv/h überschreiten.

2.2.7.8.4 Versandstücke und Umpackungen sind in Übereinstimmung mit den in Tabelle 2.2.7.8.4 festgelegten Bedingungen und mit den nachstehenden Vorschriften einer der Kategorien I-WEISS, II-GELB oder III-GELB zuzuordnen:

1. Bei der Bestimmung der zugehörigen Kategorie für ein Versandstück oder eine Umpackung müssen die Transportkennzahl und die Oberflächendosisleistung berücksichtigt werden. Erfüllt die Transportkennzahl die Bedingung für eine Kategorie, die Oberflächendosisleistung aber die einer anderen Kategorie, so ist das Versandstück oder die Umpackung der höheren Kategorien zuzuordnen. Für diesen Zweck ist die Kategorie I-WEISS als die unterste Kategorie anzusehen.
2. Die Transportkennzahl ist entsprechend den in 2.2.7.6.1.1 und 2.2.7.6.1.2 festgelegten Verfahren zu bestimmen.
3. Ist die Oberflächendosisleistung höher als 2 mSv/h, muss das Versandstück oder die Umpackung unter ausschließlicher Verwendung und nach den Vorschriften des Abschnitts 7.5.11 Sondervorschrift CV 33 (2) des ADR befördert werden.
4. Vorbehaltlich der Vorschriften des Absatzes 2.2.7.8.5 ist ein Versandstück, das auf Grund einer Sondervereinbarung befördert wird, der Kategorie III-GELB zuzuordnen.
5. Vorbehaltlich der Vorschriften des Absatzes 2.2.7.8.5 ist eine Umpackung, die auf Grund einer Sondervereinbarung zu befördernde Versandstücke enthält, der Kategorie III-GELB zuzuordnen.

Tabelle 2.2.7.8.4 - Kategorien der Versandstücke und Umpackungen

2.2.7.8.5 Bei der internationalen Beförderung von Versandstücken, für die eine Genehmigung der Bauart oder der Beförderung durch die zuständige Behörde erforderlich ist und für die in den verschiedenen von der Beförderung berührten Staaten unterschiedliche Genehmigungstypen gelten, muss die in Absatz 2.2.7.8.4 vorgeschriebene Zuordnung zu den Kategorien in Übereinstimmung mit dem Zulassungszeugnis des Ursprungslandes der Bauart erfolgen.

2.2.7.9 Vorschriften und Kontrollmaßnahmen für die Beförderung freigestellter Versandstücke

2.2.7.9.1 Freigestellte Versandstücke, die radioaktive Stoffe in begrenzten Mengen, Instrumente, Fabrikate gemäß 2.2.7.7.1.2 und leere Verpackungen gemäß 2.2.7.9.6 enthalten können, dürfen unter folgenden Bedingungen befördert werden:

1. die anwendbaren Vorschriften nach 2.2.7.9.2, 3.3.1 (soweit anwendbar, Sondervorschrift 290), des Absatzes 4.1.9.1.2, des ADR , nach 5.2.1.2, 5.2.1.7.1, 5.2.1.7.2, 5.2.1.7.3, 5.4.1.1.1 a), nach Abschnitt 7.5.11 Sondervorschrift CV 33 (5.2) des ADR und, soweit anwendbar, nach 2.2.7.9.3 bis 2.2.7.9.6;
2. die in Abschnitt 6.4.4 des ADR aufgeführten Vorschriften für freigestellte Versandstücke;
3. wenn das freigestellte Versandstück spaltbare Stoffe enthält, muss eines der in Unterabschnitt 6.4.11.2 des ADR vorgesehenen Ausschließungskriterien für spaltbare Stoffe anwendbar und die Vorschrift des Unterabschnitts 6.4.7.2 des ADR erfüllt sein.

2.2.7.9.2 Die Dosisleistung darf an keinem Punkt der Außenfläche eines freigestellten Versandstückes 5 gSv/h überschreiten.

2.2.7.9.3 Radioaktive Stoffe, die in einem Instrument oder Fabrikat eingeschlossen oder als Bauteil enthalten sind und deren Aktivität die in Tabelle 2.2.7.7.1.2.1 Spalte 2 bzw. 3 für das Einzelstück und das Versandstück festgelegten Grenzwerte nicht überschreitet, dürfen in einem freigestellten Versandstück befördert werden, vorausgesetzt:

1. die Dosisleistung in 10 cm Abstand von jedem Punkt der Außenfläche jedes unverpackten Instruments oder Fabrikats ist nicht größer als 0,1 mSv/h, und
2. jedes Instrument oder Fabrikat ist mit der Kennzeichnung "RADIOACTIVE" versehen, mit Ausnahme von:
   1. radiolumineszierenden Uhren oder Geräten;
   2. Verbrauchsprodukten, die entweder eine vorschriftsmäßige Genehmigung/Zulassung gemäß 2.2.7.1.2 d) erhalten haben oder einzeln nicht die Aktivitätswerte für eine freigestellte Sendung in der Tabelle 2.2.7.7.2.1 (Spalte 5) überschreiten, vorausgesetzt, solche Produkte werden in einem Versandstück befördert, das auf einer Innenfläche so mit der Kennzeichnung "RADIOACTIVE" versehen ist, dass beim Öffnen des Versandstücks vor dem Vorhandensein radioaktiver Stoffe sichtbar gewarnt wird, und
3. die aktiven Stoffe sind vollständig von nicht aktiven Bestandteilen eingeschlossen (ein Gerät, dessen alleinige Funktion in der Umschließung radioaktiver Stoffe besteht, gilt nicht als Instrument oder Fabrikat).

2.2.7.9.4 Radioaktive Stoffe in anderen als den in 2.2.7.9.3 beschriebenen Formen dürfen, wenn die Aktivität die in Tabelle 2.2.7.7.1.2.1 Spalte 4 festgelegten Grenzwerte nicht überschreitet, in einem freigestellten Versandstück befördert werden, vorausgesetzt:

1. das Versandstück hält unter Routine-Beförderungsbedingungen den radioaktiven Inhalt eingeschlossen, und
2. das Versandstück ist auf einer Innenfläche so mit der Kennzeichnung ≪RADIOAKTIV≫ versehen, dass beim Öffnen des Versandstücks vor dem Vorhandensein radioaktiver Stoffe sichtbar gewarnt wird.

2.2.7.9.5 Ein Fabrikat, in dem unbestrahltes natürliches Uranium, unbestrahltes abgereichertes Uranium oder unbestrahltes natürliches Thorium die einzigen radioaktiven Stoffe sind, darf als ein freigestelltes Versandstück befördert werden, vorausgesetzt, die Außenfläche des Uraniums oder des Thoriums besitzt eine inaktive Ummantelung aus Metall oder einem anderen festen Werkstoff.

2.2.7.9.6 Eine leere Verpackung, in der vorher radioaktive Stoffe enthalten waren, darf als freigestelltes Versandstück befördert werden, vorausgesetzt:

1. die Verpackung ist in einem gut erhaltenen Zustand und sicher verschlossen;
2. die Außenfläche des Uraniums oder des Thoriums in der Verpackungskonstruktion besitzt eine inaktive Ummantelung aus Metall oder einem anderen festen Werkstoff;
3. die innere nicht festhaftende Kontamination ist nicht größer als das Hundertfache der in Absatz 4.1.9.1.2 des ADR festgelegten Werte und
4. alle Gefahrzettel, die in Übereinstimmung mit 5.2.2.1.11.1 gegebenenfalls auf der Verpackung angebracht waren, dürfen nicht mehr sichtbar sein.

2.2.7.9.7 Die folgenden Vorschriften gelten nicht für freigestellte Versandstücke und die Kontrollmaßnahmen für die Beförderung von freigestellten Versandstücken:

• Kapitel 1.10
• 2.2.7.4.1, 2.2.7.4.2, 5.1.5.1.1, 5.1.5.1.2, 5.2.2.1.11.1, 5.4.1.1.1 mit Ausnahme von a) 5.4.1.2.5.1, 5.4.1.2.5.2, 5.4.3 und
• 4.1.9.1.3, 4.1.9.1.4, 5.1.3.2, 6.4.6.1, Abschnitt 7.5.11 Sondervorschrift CV 33 mit Ausnahme von (5.2) des ADR.

2.2.7.10 reserviert

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1) Die Buchstaben "TI" sind die Abkürzung des englischen Ausdrucks "Transport Index".

2) Die Buchstaben "CSI" sind die Abkürzung des englischen Ausdrucks "Criticality Safety Index".

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