核技术应用放射性废物贮存库设计与制造规范.docx
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核技术应用放射性废物贮存库设计与制造规范
附件：
核技术利用放射性废物库
选址、设计与建造技术要求
（试行）
国家环境保护总局
二○○四年二月
目次
核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）
1总则
1.1编制目的
制订本规范的目的是为了加强对核技术利用中产生的放射性废物和废放射源的管理，规范核技术利用放射性废物贮存库（以下简称废物库）的选址、设计和建造工作，促进核技术的利用，保护人民健康和环境安全，保障社会安定。
1.2适用范围
本规范适用于核技术利用产生的放射性固体废物和废放射源贮存库的选址、设计和建造。
1.3编制依据
本规范的编制依据：
⑴《中华人民共和国环境保护法》
⑵《中华人民共和国放射性污染防治法》
⑶《放射性废物管理办法》国家环保局
1.4废物库的性质与分类
废物库是地区性放射性固体废物和废放射源贮存库，属社会公益性环境保护设施。
废物库主要接收来自工农业、科研、医疗、教学等领域在核技术利用过程中产生的低水平放射性固体废物（以下简称废物）和不再使用的或废弃的密封放射源（以下简称废源）。
废物库中贮存的废物应是可回取的，废物库应实行动态管理，满足周转使用的需要。
根据地区废物产生的形态和量以及废物处理、整备能力的情况，废物库可分为二类：
包括废物处理、整备装置和废物贮存设施的一类库和仅设贮存设施的二类库。
1.5废物库的形式
废物库可根据当地条件和选址结果采用地面、地下、半地下或洞穴库的形式。
1.6废物库的库容和设计寿命
应根据当地核技术应用的具体情况确定废物库的库容，一般有效库容不应小于500m3。
设计寿命不得低于100年。
1.7废物库接收的废物和放射性水平
废物库接收的放射性废物一般不应超过GB9133规定的低放水平。
接收的单个废密封放射源或不在用密封放射源的活度一般不应超过4×1012Bq（100Ci）。
贮存设施仅接收符合有关法规、标准规定的废物包和废放射源。
2选址
2.1一般要求
废物库的选址应满足以下一般要求：
⑴满足废物库的建造、运行、扩建和退役的需要；
⑵考虑外部人为事件和自然事件对废物库的影响以及废物库可能的放射性与有害物质的释放对公众和环境的影响，保证在设计寿期内为放射性废物提供与公众、环境间有足够的隔离和良好的包容性能，满足审管部门的要求；
⑶考虑对当地社会、经济发展的制约因素和废物库建造与运行的经济合理性。
2.2选址的步骤
废物库的选址通常包括初选和场址确定二个步骤。
2.2.1初选
2.2.1.1目标
初选的目标是通过对区域初步调查和初步评价，选出2～3个候选场址。
特殊情况下，经审管部门同意可以只对指定的场址进行初步调查和评价。
2.2.1.2区域调查
在本地区范围内对可能建立废物库的诸地区进行图上选址（包括行政区划、人口分布、地形、水文、地震等），必要时可以进行现场踏勘或查勘。
2.2.1.3场地特性初步评价
对各区域的地质稳定性、工程地质、气象和水文条件，社会和经济学因素以及业主和当地政府和公众的意向进行初步评价，选出候选场址。
2.2.2场址确定
2.2.2.1目标
场址确定的目标是通过对候选场址的详细调查、评价和论证，确定一个推荐场址。
2.2.2.2详细调查
对候选场址进行详细的自然条件和社会与经济条件的资料和现场调查，以便为设计、环境影响评价和申请许可证提供必需的场址资料。
2.2.2.3场址特性评价和论证
在详细调查的基础上，从技术、安全、环境和经济各方面对候选场址的适用性、安全性和与环境相容性进行评价和论证分析，确定推荐场址。
2.3场址条件
场址条件应以不影响废物库安全运行和废物库运行不影响附近地区的环境安全和社会与经济发展为原则。
2.3.1场址的自然条件
—地形地貌比较平坦、坡度较小的地区。
—地质构造较简单，地震烈度较低的地区。
—地下水位较深。
离地表水距离较远的地区。
—工程地质状态稳定（无泥石流、滑坡、塌陷、冲蚀等不良工程地表现象），岩土的透水性差、有足够承载力的地基土层的地区。
—气象条件较好的地区。
2.3.2场址的社会与经济条件
—附近没有可以对废物库安全造成影响的军事试验场、易燃易爆与危险物生产或储存等设施。
—附近没有具有重要开发价值的矿产区、风景旅游区、饮用水源地保护区或经济开发区。
—交通方便和水、电供应便利的地区。
2.4应收集的基本资料
选址阶段应收集候选场址区域范围内以下的资料：
⑴行政区划图（包括省、市、县）和人口分布资料；
⑵交通（包括铁路、公路、水路）图和交通运输资料；
⑶地形图和地貌特征与分布资料；
⑷地质、构造和地震资料；
⑸岩土特性资料；
⑹地表水和地下水资料；
⑺气象资料（包括降水量、蒸发量、风向、风速、气温、灾害性天气等）；
⑻辐射环境本底资料（包括区域天然辐射本底水平及空气、地表水、地下水、土壤、动植物中放射性核素的活度浓度）；
⑼其他可能收集到的资料（例如军事设施、危险品仓库的位置等）。
3设计
3.1设计阶段的划分
根据《基本建设设计工作管理暂行办法》（国家计委，1983年）的规定，建设项目一般按初步设计和施工设计两个阶段进行。
二类废物库，经主管部门同意，在适当加深可行性研究报告内容，并获批准后可直接做施工设计。
3.2设计依据
设计的依据包括以下文件：
⑴主管部门对可行性研究报告或初步设计的批文；
⑵审管部门对环境影响报告书（表）的批文；
⑶设计合同及其附件。
3.3引用标准
下列标准所包含的条文，通过在本规范中引用而构成为本规范的条文。
本规范出版时，所示版本均为有效。
所有标准都会被修订，使用本规范的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。
GB9133放射性废物的分类
GB11806放射性物质安全运输规定
GB14500放射性废物管理规定
GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准
GB50007建筑地基基础设计规范
GB50009建筑结构荷载规范
GB50010混凝土结构设计规范
GB50011建筑抗震设计规范
GB50023建筑抗震鉴定标准
GB50034工业企业照明设计标准
GB50037建筑地面设计规范
GB5005310kV及以下变电所设计规范
GB50054低压配电装置及线路设计规范
GB50055通用用电设备配电设计规范
GB50057建筑物防雷设计规范
GB50108地下工程防水技术规范
GB50207屋面工程质量验收规范
GBJ13室外给水设计规范
GBJ14室外排水设计规范
GBJ15建筑给排水设计规范
GBJ16建筑设计防火规范
GBJ19采暖通风与空气调节设计规范
GBJ42工业企业通信设计规范
GBJ45工业与民用电力装置的接地设计规范
GBJ140建筑灭火器配置设计规范
EJ/T1108密封箱室设计原则
EJXXXX放射性废物体和废物包的特性鉴定（报批稿）
HAF501/01中华人民共和国核材料管制条例实施细则
HAF501/02核动力厂实物保护导则
3.4设计原则
废物库设计的一般原则如下：
⑴满足法规、标准的要求；
⑵有利于废物库的建造、运行、维修和退役；
⑶方便废物的回取；
⑷采用经过实践检验，证明是安全、可靠和有效的技术、工艺、设备和仪器；
⑸经费概算应符合国家有关规定。
3.5设计输入
设计输入主要包括以下方面的内容：
⑴设计依据文件中要求的条件；
⑵法规和标准规定的要求；
⑶设计合同书中约定的技术要求；
⑷拟收贮或处理废物的源项应包括废物的数量、物理性状、主要成分及其浓度（或百分比）、所含放射性核素及其活度浓度（或总活度）、非放有害物的组分及其浓度、废物包表面剂量率和表面污染水平等；
⑸场址条件应包括建筑占地（长宽尺寸）、位置、自然条件、人为事故的影响等）。
3.6工程项目组成及总图布置
3.6.1工程的子项及其任务
3.6.1.1一类废物库
一类废物库通常包括以下子项：
⑴废物和废源贮存车间，可以在一个车间内设置废物贮存区和废源贮存区，如废物和废源的数量都很大时，经过优化评估也可以分别设置废物贮存车间和废源贮存车间；
⑵废物处理车间，根据废物源项情况和废物库的接收准则，选择所需的废物处理、整备装置；
⑶实验室，包括废物处理和贮存所需的分析与测量实验室和辐射防护测量实验室；
⑷办公用房。
根据场址条件，也可将办公用房与实验室设在一个建筑物内；
⑸专用车库，用于停放放射性废物运输车；
⑹车库，用于停放公务车和家用车；
⑺洗衣房，用于接收和洗涤工作服，通常也设洗净工作服的存放和发放点；
⑻备品备件和材料库，用于存放运行、检修所需的各种工具材料；
⑼室外工程，包括大门、围墙、室外管网、排水沟、排洪沟、护坡、绿化工程等；
其他。
3.6.1.2二类废物库
除废物处理车间，二类废物库的子项与一类废物库基本相同。
对于规模较小的二类废物库，可以考虑合并一些子项。
3.6.2总图布置
总图布置的原则如下：
⑴整个库区分为工作区、办公室和隔离区。
工作区和办公室之间应相隔一定距离。
放射性建（构）筑物应布置在主导风向的下风向方向。
库区围墙外应设立隔离区，隔离距离应保证库区周围公众的年有效剂量达到3.8.3.2规定的要求；
⑵尽量缩短废物的运输搬运距离；
⑶道路、管网的布置应方便与场外设施的连接、方便运行和维修的作业、有利于场区的排水和防止人流与物流的交叉污染；
⑷有利于气载流出物的扩散；
⑸预留发展区。
3.7工艺过程和布置
工艺设计应保证满足废物库运行、检修和退役过程中，废物接收、运输、存放、回取、外运、废物处理与处置、去污与拆除等活动所需的系统、设备、仪器、搬运工具的需求。
3.7.1废物接收
应考虑在废物库接收废物之前对拟接收的废物按有关法规、标准的规定进行检查、核实的需求。
3.7.1.1核实
应考虑对废物产生（或送交）单位申请送交的废物进行就地核实的需求。
包括：
⑴核对废物的数量和标识，根据需要抽查废物的核素及其活度浓度（或总活度），以验证申请报告中的数据的真实性和准确性；
⑵检查废物包是否符合有关标准的规定（如表面剂量率、表面污染水平、容器的完整性等）；
⑶对核查合格的废物包施封，并按规定标识和记录。
3.7.1.2运输
应考虑按GB14500第13章“废物的运输”中的要求组织运输的需求。
3.7.1.3接收
应考虑废物库在接收前检查废物包的表面剂量率和废物包上的封装和标识是否完好，以及将全部信息输入废物库的计算机管理系统的需求。
特殊情况下（如运输中的事故），应考虑按事故应急措施的规定对废物包进行去污处理和（或）再包装的需求。
3.7.1.4废物的分类
应考虑按GB9133和国家环保局制订的放射源分类导则的规定对放射性废物和废源进行分类，并分别存放、处理与整备的需求。
3.7.2废物贮存车间
3.7.2.1分区
应根据废物的数量和类别的具体情况，将废物贮存区分为废源存放区、废物存放区、接收与转运存放区和（或）衰变存放区。
必要时，可增设较高活度（或较高剂量率）废物存放区。
3.7.2.2布置原则
废物贮存车间的布置原则如下：
⑴废源和废物存放区应分开布置；
⑵废源应存放在有屏蔽盖板的贮存坑内。
活度小或半衰期很短的废源（如校准源、某些医疗用源）可以存放在地面上的铁柜内；
⑶放射性废物宜存放在贮存车间地面上。
根据废物的特性，可将地面库分成较低活度间、较高活度间、衰变存放间等。
对高活度废物应考虑尽量缩短其搬运距离，其存放间应有适当的屏蔽墙（门）或迷宫式通道；
⑷废物和废源均应分类、分组排列存放，各组间留有一定的距离，以便日常的检查、监测、回取和转运，并留有对受损废物包进行再包装的场地；
⑸应采取措施，加强对高危险源的安全保卫；
⑹排风机房的布置应靠近需要排风的贮存坑。
3.7.2.3废物容器
废物容器的特性应符合GB11806和EJXXXX《放射性废物体和废物包的特性鉴定》（报批稿）中相应规定的要求，尽可能采用标准包装容器。
为了方便搬运和运输，可以将尺寸较小的废物包放在大的外包装内（小的废源可放在吊篮内）。
3.7.2.4运输工具、搬运设备和工器具
运输工具
应根据废物包的特性和运输路线的状况选择合适的运输车辆。
运输车应有足够的承载能力，应配置拴固用的机具和明显的放射性货运标识。
必要时应设置屏蔽防护装置。
搬运设备
应根据废物包或空容器等物件的重量、尺寸、数量、放射性活度水平，废物库设计特点和搬运操作的条件，选择合适的搬运设备，如吊车（数控或手控）、叉车（电动或手动）、电瓶车、手推小车等。
对废物包搬运设备的基本要求如下：
操作简便、行走平稳、安全可靠；
定位准确；
满足废物包堆码高度要求；
起重能力满足最重废物包、吊篮或贮存坑盖板的吊装要求；
与容器、抓具、拴固件、外包装相匹配。
工器具
应根据废物包的重量、容器（吊篮、外包装）的形状和尺寸，以及搬运设备的要求选择合适的吊装用工器具，如专用的抓具、拴固件、钢丝绳等。
对工器具的基本要求如下：
操作简便、安全可靠；
有足够的强度；
有可靠的自锁或拴固机构；
与容器（吊篮、外包装）和搬运设备相匹配；
无尖锐棱角、毛刺，以免损坏容器和伤害人员。
3.7.2.5废物包和存放区的识别
应考虑不同类别的废物包和存放区均应有便于识别的标识的需求，以免发生差错。
通常用色码来区别不同类别的废物包和用编码来识别废物包。
有条件时，可考虑在使用遥控操作搬运设备时，用条码技术来识别废物包。
通常用不同的颜色或墙面（或地面）上的醒目文字来识别不同存放区。
3.7.2.6废物信息管理系统
废物库应设置废物信息计算机管理系统，以便记录、修改、编辑、查询废物的信息，包括废物的特性、容器的特性、存放地点和位置、发送和接收单位、收发日期、事故和事故处理情况等。
应考虑采取措施（如及时下载、设置备份、保存底稿等），保证信息安全的需求。
3.7.2.7废物的检查、回取、解控和处置
⑴废物库的布置和废物包的堆码与存放安排应考虑检查和回取的要求。
⑵信息管理系统应能提供以下信息：
①废物衰变到解控水平。
以便及时送指定的填埋厂处置。
②废物贮存时间达到审管部门规定的期限。
以便及时送低中放废物处置场或极低放废物处置场处置。
3.7.3废物处理车间
废物处理车间通常应包括：
废物分拣和存放区、处理与整备操作区、去污检修区、原材料存放区、风机房、配电间、控制室、办公室、工具间、卫生通道等。
3.7.3.1处理、整备工艺的选择
应根据废物的特性和后续处理与整备、贮存、运输和处置的要求，优化选择合适的工艺，选用安全、高效、便于运行和检修、二次废物量少、包容性能好、技术复杂性小、节能和经济合理的技术和设备。
废物处理与整备系统的设计应符合GB14500第十章和第十一章规定的要求。
密封箱室的设计应符合EJ/T1108及其各种部件标准的要求。
3.7.3.2布置原则
废物处理车间的布置原则如下：
⑴放射性操作区应与非放工作区隔离，二者通道处应设过渡间或隔离台；
⑵应考虑工艺过程的连贯性（如压实后的固定、焚烧后焚烧灰的固化），减少废物转运距离，方便运转操作；
⑶不同的处理或整备装置应设置在不同的房间内，避免交叉污染；
⑷原材料（如水泥、砂石料等）存放区应紧靠处理车间单独设置。
3.7.3.3废物包的转运
应考虑处理、整备后对废物包进行检查（包括表面剂量率、表面污染水平和废物包完好性），以及检验合格后转运至废物库贮存的需求。
3.7.3.4二次废物的管理
废物库设计应考虑废物库运行产生的放射性废物的处理、整备和处置。
可以根据本废物库和本地区的条件采取在本废物库或其它有能力的设施中处理、整备和处置二次废物。
产生的非放废物可以在本废物库场址范围内或送交地方垃圾填掩场址处置。
3.8辐射防护
3.8.1辐射防护设计原则
⑴废物库的设计，必须符合GB18871规定的原则和要求，为从事废物作业的工作人员和公众提供辐射防护措施。
⑵从事废物运输、接收、贮存、检查和监测的工作人员及公众的受照剂量应不超过GB18871所规定的限值。
3.8.2辐射分区
放射性废物贮存库内的房间按其辐射水平和可能污染的程度分为二区，即控制区和监督区。
废物贮存车间、贮源车间、废物处理车间所在区为控制区，其他工作间为监督区。
3.8.3辐射屏蔽设计
3.8.3.1屏蔽计算中源项的选取
⑴在确定贮存坑盖板及废物库墙体的屏蔽层厚度时，应选取所存废物内可能出现的活度高且γ射线能量较高的核素作为屏蔽计算的主要辐射源项，以适应未来贮存的需要。
⑵当废物堆放面积和体积均较大时，可选用半无穷大体源计算屏蔽厚度。
⑶由于废源库接收的不在用的或废弃的密封放射源均带有屏蔽容器，根据GB11806《放射性物质安全运输规定》，其表面及一米处的剂量率应符合三级货包运输规定，即表面剂量率小于2mSv/h、距表面一米处小于0.1mSv/h。
屏蔽计算时，可选用点源及点源组合，按钴-60γ射线能量确定屏蔽层厚度。
3.8.3.2剂量目标值
设计所采取的剂量目标值如下：
⑴从事放射性废物运输、检查、监测和贮存等放射性工作的人员，年有效剂量不超过5mSv；库区周围公众年有效剂量不超过0.1mSv。
⑵在进行屏蔽层厚度计算时，选用的剂量率值分别为：
—距盖板表面0.5米的剂量率不超过20μSv/h；
—各贮存间隔墙表面0.2米处剂量率不超过20μSv/h；
—库体外墙外表面0.2米处剂量率不超过2.5μSv/h。
⑶表面污染控制水平按GB18871规定值执行。
3.8.3.3屏蔽材料
废物库主体建筑物的墙体（高度2米以下）、贮存区内的隔墙、贮存坑及贮存坑盖板应选用质量合格的普通混凝土做屏蔽材料，混凝土的密度不低于2.2g/cm3。
3.8.4辐射监测
辐射监测设计应提供必要的手段和仪器，保证工作人员的受照剂量、工作场所的外照射水平和空气污染水平、以及废物的放射性水平和废物包的表面剂量和表面污染水平监测的要求。
3.8.4.1个人剂量监测
采用个人剂量仪监测放射性工作人员的受照剂量，以了解放射性工作人员受照情况及做为对其职业照射评价的依据。
3.8.4.2工作场所监测
⑴外照射水平监测
应提供可携式剂量率仪，对工作场所、废物桶、废源容器、屏蔽层外的外照射水平进行监测，以确定工作方式及贮存位置。
⑵表面污染监测
应提供表面污染监测仪，监测工作人员皮肤与工作服、搬运工具、废物包装容器、工作场所等处的表面污染水平，以确定是否符合控制值要求及应采取的对策。
⑶气溶胶监测
应提供可携式空气取样器，对气态流出物及工作场所、贮存间等地的空气采样，在放射性气溶胶监测仪上进行测量，以确定取样处的空气污染水平及应采取的措施。
3.8.4.3事故下的监测
应提供上述仪表，以便在能发生的事故工况下，对上述监测内容进行测量，对事故影响作出评价。
3.8.5个人防护
应为从事废物搬运、吊装、检查、贮存、监测等放射性操作的工作人员，提供必备的个人剂量监测仪表和个人防护用品（包括防护衣、手套、工作鞋、口罩等）。
3.8.6环境监测
应考虑对库区内、外环境实施监测，以便评价和证实废物库的安全性。
3.8.6.1外照射水平监测
应选用便携式剂量仪表对库区内、外环境的外照射水平进行测量并与开工前的本底水平进行比较，以便对辐射质量现状进行评价。
3.8.6.2环境样品监测
应为库区内、外环境中的空气、地表水和地下水、土壤、动植物等样品测量提供必要的仪表。
3.8.6.3监测仪表
应选择灵敏度较高的低量程仪表，以满足环境监测工作需要。
一类废物库应尽可能建立自己完备的监测系统，包括核素分析及低本底监测仪。
二类废物库可视实际情况配置必要仪表或将样品送有资质的单位进行分析测量。
3.8.
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