1.1 Настоящие технические условия охватывают готовые, полученные спеканием гранулы (уран-плутониевого) диоксида. Стандарт применим к уран-плутониевому диоксиду в виде гранул, содержащему добавки плутония в количестве от 10 до 40% по весу и урана в любом количестве 235U. Изотопный состав соединения плутония будет представлять собой обычно получаемый в результате облучения внутри реактора нейтронами урана с содержанием 235U менее 5% или в результате облучения внутри реактора нейтронами плутония в процессе повторного цикла смешанного с ураном.
1.2 Настоящие технические условия не включают в себя (1) положения по предотвращению связанных с надкритичностью аварий или (2) требования в отношении техники безопасности и охраны труда. Следование настоящим техническим условиям не освобождает пользователя от обязанности знать и соблюдать все применимые международные, федеральные, государственные и региональные нормы, касающиеся хранения, обработки, транспортировки или использования источника или специальных ядерных материалов. Примерами правительственных документов в США являются: Свод федеральных постановлений, Раздел 10, Часть 50 — Отечественное лицензирование производства и эксплуатации оборудования; Свод федеральных постановлений, Раздел 10, Часть 71 — Упаковка и транспортировка радиоактивных материалов; и Свод федеральных постановлений, Раздел 49, Часть 173 — Общие требования к перевозке и упаковке.
1.3 Следующие меры предосторожности относятся исключительно к части, касающейся технических требований, п. 4, настоящих технических условий: Настоящий стандарт не ставит целью описание всех проблем безопасности, если они имеются, связанных с его использованием. В обязанности пользователя настоящего стандарта входит определение надлежащих методов техники безопасности и охраны труда, а также определение применимости нормативных ограничений перед его использованием.
2. Ссылочные документы
C1165 Test Method for Determining Plutonium by Controlled-Potential Coulometry in H2SO4 at a Platinum Working Electrode
C1204 Test Method for Uranium in Presence of Plutonium by Iron(II) Reduction in Phosphoric Acid Followed by Chromium(VI) Titration
C1206 Test Method for Plutonium by Iron (II)/Chromium (VI) Amperometric Titration
C698 Test Methods for Chemical, Mass Spectrometric, and Spectrochemical Analysis of Nuclear-Grade Mixed Oxides ((U, Pu)O2)
C753 Specification for Nuclear-Grade, Sinterable Uranium Dioxide Powder
C757 Specification for Nuclear-Grade Plutonium Dioxide Powder, Sinterable
C859 Terminology Relating to Nuclear Materials
E105 Practice for Probability Sampling of Materials
ANSI/ASMENQA-1 Quality Assurance Program Requirements for Nuclear Facility Applications
U.S.NuclearRegulator Packaging and Transportation of Radioactive Material
Ключевые слова
реактор-размножитель; ядерный реактор на быстрых нейтронах; смешанное оксидное ядерное топливо; ядерное топливо; ядерное топливо в виде гранул; плутоний; уран
Citing ASTM Standards
[Back to Top]
