国家标准低中水平放射性废物处置场
- 格式：doc
- 大小：132.63 KB
- 文档页数：20
下载文档原格式
合集下载
低中水平放射性固体废物的浅地层处置规定(GB9132-88)
表示允许稍有选择，在有条件时首先应这样做的用词，用“宜”，反面词用“不宜”。
2.8 条文中必须按有关的标准，规定或其他文件执行的写法为“按……执行”或“符合……要求”。
3 总则
3.l 废物处置的基本要求
a. 废物浅地层处置的任务是在废物可能对人类造成可接受的危险的时间范围内（一般应考虑300a至500a）将废物中的放射性核素限制在处置场范围内，以防止放射性核素以不可接受的浓度或数量向环境扩散而危及人类安全。
c. 场内和场外环境监测计划；
d. 对废物处置情况和环境监测结果的报送要求；
e. 事故应急计划及补救措施。国家环保部门有权对许叮证的项目和内容进行必要的修改，并进行独立的检查。对不执行许可证内容的单位给予处罚，直至建议吊销其许可证。
3.4 处置场的关闭包括正常和非正常关闭。关闭后应进行有效的监督和维护。所需经费应包括在处置废物的收费中，实行专款专用，定朝核实和调整。
d. 确定选用的放射性影响分析方法或模式，并预测扩散到周围环境中的放射性核素的活度。
4.2 场址要求
4.2.1 场址地震及区域稳定性要求处置场应选择在地震烈度低及长期地质稳定的地区。应避开以下地区。
a. 破坏性地震及活动构造区；。
b. 危及处置场安全的海啸及涌浪区；
c. 地应力的设计
6.1 基本原则
6.1.1 处置场的设计必须保证在正常操作期间和事故情况卜操作人员和周围居民的安全，必须保证可能返回人类生话环境的放射性核素在任何时候都不会超过允许水平。
6.1.2 处置场的地层是最重要的屏障，处置场的设计应通过设置工程屏障等措施来改善场址的屏障功能和弥补场址自然条件的不足，以确保其满足本标准4.2条的要求。
2.8 条文中必须按有关的标准，规定或其他文件执行的写法为“按……执行”或“符合……要求”。
3 总则
3.l 废物处置的基本要求
a. 废物浅地层处置的任务是在废物可能对人类造成可接受的危险的时间范围内（一般应考虑300a至500a）将废物中的放射性核素限制在处置场范围内，以防止放射性核素以不可接受的浓度或数量向环境扩散而危及人类安全。
c. 场内和场外环境监测计划；
d. 对废物处置情况和环境监测结果的报送要求；
e. 事故应急计划及补救措施。国家环保部门有权对许叮证的项目和内容进行必要的修改，并进行独立的检查。对不执行许可证内容的单位给予处罚，直至建议吊销其许可证。
3.4 处置场的关闭包括正常和非正常关闭。关闭后应进行有效的监督和维护。所需经费应包括在处置废物的收费中，实行专款专用，定朝核实和调整。
d. 确定选用的放射性影响分析方法或模式，并预测扩散到周围环境中的放射性核素的活度。
4.2 场址要求
4.2.1 场址地震及区域稳定性要求处置场应选择在地震烈度低及长期地质稳定的地区。应避开以下地区。
a. 破坏性地震及活动构造区；。
b. 危及处置场安全的海啸及涌浪区；
c. 地应力的设计
6.1 基本原则
6.1.1 处置场的设计必须保证在正常操作期间和事故情况卜操作人员和周围居民的安全，必须保证可能返回人类生话环境的放射性核素在任何时候都不会超过允许水平。
6.1.2 处置场的地层是最重要的屏障，处置场的设计应通过设置工程屏障等措施来改善场址的屏障功能和弥补场址自然条件的不足，以确保其满足本标准4.2条的要求。
低中放废物处置FEPs清单的构建——以飞凤山处置场为例
第40卷第2期2021年4月四川环境SICHUAN ENVIRONMENTVol.40,No.2April2021・环境辐射・DOI：10.14034/ki.schj.2021.02.017低中放废物处置FEPs清单的构建——以飞凤山处置场为例李洋1,罗恺1,陈运利彳，刘翔宇彳(1.中国辐射防护研究院，太原030006； 2.中核清原环境技术工程有限责任公司，北京100037；3.中国核电工程有限公司，北京100840)摘要：识别所有影响其长期安全的有关因素，即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是放射性废物处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。
我国目前低中放固体废物处置环境影响评价中未开展FEPs识别和景象开发。
拟以飞凤山处置场为例，选择自下而上方法的构建方法，对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了探讨。
并以最新发布的NEA国际FEPs清单(3.0版)中提出的基于外部因素和处置组成(废物包、处置场、岩石圈和生物圈)的分类方案为基础，结合飞凤山处置场的近地表处置及其环境特征，建立了该处置场的FEPs清单。
关键词：FEPs清单；近地表处置；安全全过程系统分析；低中水平放射性废物中图分类号:TL942文献标识码:A文章编号：1001-3644(2021)02-0123-04Study on the Establishment of FEPs List for the Near-surface Disposal of Low and Medium Level Radioactive Waste in China------A Case Study of Feifengshan Disposal SiteU Yang1,LUO Kai1,CHEN Yun-li2,LIU Xiang-yu3(1.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006,China；NC Qingyuan Environmental TechnologyEngineering Co.,Ltd,Beijing100037,China；3.China Nuclear Power Engineering CO.,Ltd,Beijing100840,China) Abstract:It is one of the key processes to identify all the factors affecting the long一term security of a disposal facility,i.e.features,events and processes(FEPs).At present,FEPs identification and scene development have not been carried out in the environmental impact assessment of low and medium level solid waste disposal site in China.Taking Feifengshan disposal site as an example,The bottom一up method was chosen to discuss how to establish the list of FEPs for low and intermediate level radioactive waste disposal in China.Based on the classification scheme of external factors and the disposal components(waste package,disposal sites,lithosphere and biosphere)proposed in the newly released NEA international FEPS list(version3.0), combined with the near surface disposal and environmental characteristics of Feifengshan disposal site,the FEPs list of the site is established in the end.Keywords:FEPs list;near-surface disposal;safety case;low and medium level radioactive waste引言放射性废物的处置是对其管理的最终方式。
中华人民共和国放射性污染防治法释义：第六十二条
（三）核技术利用，是指密封放射源、非密封放射源和射线装置在医疗、工业、农业、地质调查、科学研究和教学等领域 中的使用。
（四）放射性同位素，是指某种发生放射性衰变的元素中具有相同原子序数但质量不同的核素。
（五）放射源，是指除研究堆和动力堆核燃料循环范畴的材料以外，永久密封在容器中或者有严密包层并呈固态的放射性 材料。
三、本条（三）中的“密封放射源”按我国国标（GB18871-2002）的定义是指密封在包壳里的或紧密地固结在覆盖层里并 呈固体形态的放射性物质，即本条（五）放射源的含义。“非密封放射源”是指不满足密封放射源定义中所列条件的源。
四、本条（八）中放射性废物是核设施运行与退役、核技术应用或铀（钍）和伴生放射性矿开发利用中产生的特殊废物， 按放射性水平的高、低又分为高放废物、中放废物和低放废物。本含义中的“清洁解控水平”是由国家审管部门规定的以比活度 浓度和（或）总活度表示的一组值，当等于或低于这些值辐射源可解除审管控制；
二、本条（二）中的“核电厂”，又称核电站，是指用铀、钍等作燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电 厂。
“核热电厂”是指利用裂变反应产生的能量电的同时，也向客户提供热能的装置。
“核供汽供热厂”是指利用裂变反应中产生的能量同时向客户提供热水和热蒸汽的装置。
“研究堆”是指主要用作基础研究或应用研究用的核反应堆。
“放射性废物的处理”是指为了安全和（或）经济目的而改变放射性废物特性的操作，它的基本任务是减容，从废物中去除 放射性核素，改变组成；处理后，放射性废物可以被固定，也可以不被固定，以获得一种适当的放射性废物体。
“放射性废物的处置”是指把放射性废物放置在一个经批准的、专门的设施（例如近地表或地质处置库）里，不再回收；处 置也可以包括经批准将流出物直接排入环境，随后再弥散。
（四）放射性同位素，是指某种发生放射性衰变的元素中具有相同原子序数但质量不同的核素。
（五）放射源，是指除研究堆和动力堆核燃料循环范畴的材料以外，永久密封在容器中或者有严密包层并呈固态的放射性 材料。
三、本条（三）中的“密封放射源”按我国国标（GB18871-2002）的定义是指密封在包壳里的或紧密地固结在覆盖层里并 呈固体形态的放射性物质，即本条（五）放射源的含义。“非密封放射源”是指不满足密封放射源定义中所列条件的源。
四、本条（八）中放射性废物是核设施运行与退役、核技术应用或铀（钍）和伴生放射性矿开发利用中产生的特殊废物， 按放射性水平的高、低又分为高放废物、中放废物和低放废物。本含义中的“清洁解控水平”是由国家审管部门规定的以比活度 浓度和（或）总活度表示的一组值，当等于或低于这些值辐射源可解除审管控制；
二、本条（二）中的“核电厂”，又称核电站，是指用铀、钍等作燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电 厂。
“核热电厂”是指利用裂变反应产生的能量电的同时，也向客户提供热能的装置。
“核供汽供热厂”是指利用裂变反应中产生的能量同时向客户提供热水和热蒸汽的装置。
“研究堆”是指主要用作基础研究或应用研究用的核反应堆。
“放射性废物的处理”是指为了安全和（或）经济目的而改变放射性废物特性的操作，它的基本任务是减容，从废物中去除 放射性核素，改变组成；处理后，放射性废物可以被固定，也可以不被固定，以获得一种适当的放射性废物体。
“放射性废物的处置”是指把放射性废物放置在一个经批准的、专门的设施（例如近地表或地质处置库）里，不再回收；处 置也可以包括经批准将流出物直接排入环境，随后再弥散。
EJ532-1990 低、中水平放射性固体废物暂时贮存库安全分析报告要求
EJ 532—1990低、中水平放射性固体废物暂时贮存库安全分析报告要求1990-08-10发布1991-01-01实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由核工业总公司安全防护卫生部提出。
本标准由中国原子能科学研究院负责起草。
本标准主要起草人：刘春秀、祁光茂、孙公民。
1 主题内容与适用范围本标准规定了低、中水平放射性固体废物暂时贮存库（简称“废物库”）设计阶段和运行阶段的安全分析报告要求。
本标准适用于核设施厂区内的废物库，也适用于独立建设的专用废物库。
本标准不适用于放射性废物堆贮场和放射性尾矿库。
2 引用标准GB 9133 放射性废物分类标准GB 12711 低、中水平放射性固体废物包装安全标准3 术语3.1 低、中水平放射性固体废物 指GB 9133中规定的Ⅰ、Ⅱ等级的放射性固体废物。
3.2 暂时贮存 废物在贮存设施中存放，并打算以后回取。
它要求提供监测和人为控制；预期随后的工作，包括处理、转运和最终处置。
3.3 核设施 分成两类：第一类指核电厂和后处理厂；第二类指其他核设施。
4 一般原则4.1 废物库营运单位应根据主管部门的规定，提供废物库在不同阶段的安全分析报告。
4.2 安全分析报告的主要内容：a．废物库设计依据及概况；b．库址特征；c．库房和建筑物；d．库存废物描述；e．废物可回取性论证；f．三废管理及辐射防护；g．事故分析评价；h．环境影响评价；i．质量保证；j．安全分析结论。
5 废物库设计依据及概况5.1 设计依据提供废物库总体设计所采用的主要原则，设计所遵循的法则和标准。
5.2 废物库概况描述废物库的总体布局、结构型式、废物贮存方式和主要技术指标（库容、存贮量、设计寿期等）。
6 库址特征6.1 地理位置和人口分布说明库址的地理位置，提供库址平面图，标明库区边界线和防护监测区（或隔离区）的边界线、主要建筑物和设备的位置和方位，标明工业、农业、商业、居住等建筑物及附近的公路、铁路和水路的位置。
低水平放射性废物处置方案
低水平放射性废物处置方案背景随着核能产业的发展和运营，产生的放射性废物必须被妥善处置以确保公众安全和环境保护。
在核产业中，放射性废物被分为高、中和低三个等级。
虽然低水平放射性废物的辐射量最低，但它们数量庞大，处理成本较高，处理方法也不如高、中等级放射性废物那样资本密集。
因此，低水平放射性废物的妥善处置方案是至关重要的。
现状低水平放射性废物分为两大类：表面处理废物和深度处理废物。
目前国内的处理方式主要包括：•针对表面处理废物：物理吸附、离子交换和化学沉淀等方法。
这些方法可以有效将废物在表面去除或转换成较低毒性的物质，但只解决了废物的表面问题，不能完全消除其威胁。
•针对深度处理废物：渗透掘进、井下注浆和地下宝座等方法。
这些方法可以将废物存放在地底深处，方便隔离和处理，但是也存在着地质环境变化可能会破坏存放设施导致废物泄漏的风险。
这表明，目前我们的处理方式并不能完全解决低水平放射性废物的问题，需要进一步研究和改进方法。
解决方案为了更好地解决低水平放射性废物的处置问题，我们提出以下解决方案：1.深度处理废物的同时，加强废物的密封和固化。
采用高强度材料将放射性废物固化为固体，防止其散发出来，同时加强废物的密封措施，确保废物的存储环境稳定和安全。
2.采用现代科技和高精度操作手段对放射性废物进行分类储存和处理。
这样不仅能够分别对不同类别的废物制定不同的处理方案，还可以精确掌控废物的数量和存储空间，从而更好地避免废物泄漏和存储过载的情况。
3.建立完整的废物监测和管理体系，通过检测废物辐射值、设备运行状况、周边环境异常等方面，实时掌握废物的安全状况和处理情况。
这样可以及时发现问题并及时进行修复和处置，防止一旦废物泄漏造成的严重危害。
结论低水平放射性废物的处理是一个开放性的问题，需要更多的科技和社会公众的关注与贡献。
本文提出的解决方案可以成为目前我国低水平放射性废物处理的一个发展方向，这样我们能够更好地处理核能产业所产生的废物，保护环境和公众安全。
(完整word版)放射性废物处置的国家规范性标准
完整word版)放射性废物处置的国家规范性标准放射性废物处置的国家规范性标准1.引言放射性废物是在核工业、医疗、科研等领域产生的一种特殊废物，具有辐射性和危害性，要求以安全的方式进行处置。
本文档旨在规定国家对放射性废物处置的规范性标准，以确保社会公众和环境的安全。
2.定义2.1 放射性废物：指含有放射性物质，因废物的来源、性质和用途而产生的，不具有任何进一步经济价值的固体、液体或气体废物。
2.2 放射性废物处置：指将放射性废物以安全、稳定、可控和持久的方式进行处理、存储和处置，以保护人类和环境免受辐射危害。
3.放射性废物处置的基本原则3.1 安全原则：放射性废物处置的第一原则是确保人员和环境的安全，通过适当的措施降低辐射危害。
3.2 效率原则：放射性废物处置应在科学、技术和经济条件的基础上，高效、合理地进行，以最小化资源的浪费。
3.3 合法合规原则：放射性废物处置必须符合国家法律法规和相关标准，严格遵守环境约束和监管要求。
3.4 透明原则：放射性废物处置过程应透明，公开相关信息，接受社会监督，保证公众知情权和参与权。
4.放射性废物处置的技术要求4.1 废物分类处理：根据废物的放射性和化学性质，进行分类处理，采用不同的处置途径和技术。
4.2 封存与隔离：将放射性废物置于特殊的封存设施中，采用适当的隔离措施，防止废物对环境和人员造成污染和危害。
4.3 处置设施设计：放射性废物处置设施应按照安全性、稳定性和可控性的要求进行设计，确保长期运行的可持续性。
4.4 监测与评估：建立放射性废物处置的监测体系，及时掌握处置设施的运行状况，进行随时的评估和反馈调整。
5.放射性废物处置的管理要求5.1 许可与审批：放射性废物处置操作应获得相应的许可和审批，确保处置活动符合法律法规和标准要求。
5.2 人员培训与安全意识：对从事放射性废物处置的人员进行专业培训，提高安全意识，确保操作的正确性和安全性。
5.3 废物追踪与记录：建立废物追踪系统，记录每一批次的废物来源、性质、处置途径和存储位置，确保可追溯和控制。
实验室放射性废物的处置
实验室放射性废物的处置实验室内从事的试验种类多，范围广，因此实验室产生的污染物品种多，成分复杂，需要分类处理。
不同机构依据任务设有生物学实验室、理化实验室和放射性实验室等专业实验室，进行相应的实验活动。
然而，在一些生物学研究活动中，有时会用到少量的放射性物质或能量很低的射线照射装置，产生放射性废物，常用的非密封放射性物质及其废物的特点可参考《医学与生物学实验室使用非密封放射性物质的放射卫生防护基本要求》（WS 457—2014）的附录A。
针对生物学实验室的实验活动特点，在实验活动中如何处置放射性废物应遵循《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）、《放射性废物管理规定》（GB14500）、《医用放射性废物的卫生防护管理》（GBZ 133—2009）、《操作非密封源的辐射防护规定》（GB 11930—2010）的相关规定，同时也应结合生物学研究的特点，考虑放射性危害因素和生物危害因素共同存在的情况，把握全局，突出重点，做好风险评估工作。
《医学与生物学实验室使用非密封放射性物质的放射卫生防护基本要求》（WS 457—2014）附录B提供了医学、生物学放射性废物管理主要阶段流程图。
一、放射性废物定义和分类放射性废物是指含有放射性核素或者被放射性核素污染，其活度浓度大于国家确定的解控水平，预期不再使用的废弃物。
为了收集和处置的方便，可将放射性废物分类管理。
按放射性废物的放射性活度水平，可分为低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物三类。
按放射性废物的物理性状，可分为放射性气载废物、放射性液体废物和放射性固体废物三类。
按放射性废物中所含核素的半衰期，可分为长半衰期放射性废物（T1/2＞5 年）、中等半衰期放射性废物（60d＜T1/2≤5 年）和短半衰期废物（T1/2≤60d）三类。
放射性废物的分类或分级比较复杂，要根据废物放射性水平和所含核素的半衰期进行区分，2018 年环境保护部、工业和信息化部、国家国防科技工业局联合发布新制定的《放射性废物分类》，将放射性废物分为极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物五类，其中极短寿命放射性废物和极低水平放射性废物属于低水平放射性废物范畴。
中华人民共和国放射性污染防治法释义：第四十三条
第四⼗三条低、中⽔平放射性固体废物在符合国家规定的区域实⾏近地表处置。
⾼⽔平放射性固体废物实⾏集中的深地质处置。
α放射性固体废物依照前款规定处置。
禁⽌在内河⽔域和海洋上处置放射性固体废物。
【释义】本条是对放射性固体废物处置⽅式的规定。
⼀、制订本条的⽬的是确⽴放射性固体废物处置场所选址指导⽅针。
放射性固体废物是采⽤区域处置还是全国集中处置主要取决于放射性⽔平，它对环境和⼈类健康的潜在影响废物的数量和接受废物的环境。
在核能开发和核技术应⽤中，低、中⽔平放射性固体废物的体积约占整个放射性固体废物总体积的90％，⽽其放射性活度约只占总量的1％。
从安全考虑，它的隔离期需300年或更多⼀点的时间。
所以，只要采取适当的⼯程措施，是⽐较容易和⼈类活动环境相隔离的。
⽽⾼⽔平放射性固体废物和。
放射性固体废物，其体积虽然不到放射性废物总体积的10％，可是其所含的放射性活度却约占总量的99％。
我国从事放射性废物管理的专家经多年研究认为，我国是⼀个幅员辽阔、地质环境多样的国家，为了减少由于⼤量废物长途运输带来的不安全因素、降低运输费⽤，同时考虑到低、中⽔平放射性固体废物产⽣单位分布⾯⼴，需要与⼈类环境隔离的时间相对较短，隔离要求相对较低，所以早在上世纪⼋⼗年代初就建议，我国低、中⽔平放射性固体废物采取区域处置的⽅针。
⽽⾼⽔平放射性固体废物其放射性活度⾼、体积⼩，α废物的毒性⼤、寿命长，这些废物⼀旦释⼊环境其危害极其严重，所以从安全上考虑，需要与⼈类社会环境永久隔离，其处置场所应尽可能地远离⼈群，宜采取全国集中处置。
在这种背景下，1992年国务院发布的《关于我国中、低⽔平放射性废物的环境政策》（国发[1992]45号），正式确⽴了低、中⽔平放射性固体废物区域处置的⽅针，政策规定“在中、低⽔平放射性废物相对集中的地区陆续建设国家中、低⽔平放射性废物处置场，分别处置该区域内或临近区域内的中、低⽔平放射性物”。
1993年制订的，2002年⼜进⾏了修订的《放射性废物管理规定》（GB14500）⼜⼀次重申了低、中⽔平放射性固体废物采取区域处置的⽅针，并明确了⾼⽔平放射性固体废物采取全国集中处置的⽅针。
GB9133-1988 放射性废物分类标准
（2）计算：
式中：DIC1,2……k ──为每种放射性核素的公众导出食入浓度； P1、P2……Pk──每种放射性核素所占的活度分数。
6 放射性固体废物的分级
２
6.1 放射性固体废物下限值的确定 6.1.1 放射性比活度小于或等于 7.4×104Bq/kg 的固体废物为非放射性固体废物。大于 7.4× 104Bq/kg 的或仅含天然 辐射体，比活度大于 3.7 ×105Bq/kg 的为放射性固体废物。 6.1.2 放射性固体废物中，超铀核素（原子序数大于 92，半衰期大于 20a 的 辐射的放射性核素） 的放射性比活度大于或等于 3.7 ×106Bq/kg 的为超铀废物。 6.1.3 表面放射性污染水平超过国家关于放射性物质表面污染控制水平规定值，而比活度小于或 等于 7.4×104Bq/kg 的固体废物称为放射性污染废物。 6.2 除超铀废物外，放射性固体废物按其所含寿命最长的放射性核素的半衰(T/2)长短分为四种。 6.2.1 含有半衰期小于或等于 60d 的放射性核素的废物，按其放射性比活度水平分为三级。 6.2.1.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×107Bq/kg 。 6.2.1.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7 ×107Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.1.3 第 III 级（高低废物）：比活度大于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.2 含有半衰期大于 60d，小于或等于 5a（包括核素钴－60）的放射性核素的废物，按其放射 性比活度水平分为三级。 6.2.2.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg，小于或等于 3.7 ×106Bq/kg 。 6.2.2.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7 ×106Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.2.3 第 III 级（高放废物）：比活度大于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.3 含有半衰期大于 5a，小于或等于 30a 包括核素铯－137）的放射性核素的废物，按其放射 性比活度水平分为三级。 6.2.3.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg ，小于或等于 3.76×1011Bq/kg 。 6.2.3.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7×106Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×1010Bq/kg 。 6.2.3.3 第 III 级（高低废物）：比活度大于 3.7 ×1010Bq/kg 。 6.2.4 含有半衰期大于 30a 的放射性核素的废物，按其放射性比活度水平分为三级。 6.2.4.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg，小于或等于 3.7 ×106Bq/kg 。 6.2.4.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7 ×106Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×109Bq/kg 。 6.2.4.3 第 III 级（高放废物）：比活度大于 3.7 ×109Bq/kg 。
式中：DIC1,2……k ──为每种放射性核素的公众导出食入浓度； P1、P2……Pk──每种放射性核素所占的活度分数。
6 放射性固体废物的分级
２
6.1 放射性固体废物下限值的确定 6.1.1 放射性比活度小于或等于 7.4×104Bq/kg 的固体废物为非放射性固体废物。大于 7.4× 104Bq/kg 的或仅含天然 辐射体，比活度大于 3.7 ×105Bq/kg 的为放射性固体废物。 6.1.2 放射性固体废物中，超铀核素（原子序数大于 92，半衰期大于 20a 的 辐射的放射性核素） 的放射性比活度大于或等于 3.7 ×106Bq/kg 的为超铀废物。 6.1.3 表面放射性污染水平超过国家关于放射性物质表面污染控制水平规定值，而比活度小于或 等于 7.4×104Bq/kg 的固体废物称为放射性污染废物。 6.2 除超铀废物外，放射性固体废物按其所含寿命最长的放射性核素的半衰(T/2)长短分为四种。 6.2.1 含有半衰期小于或等于 60d 的放射性核素的废物，按其放射性比活度水平分为三级。 6.2.1.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×107Bq/kg 。 6.2.1.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7 ×107Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.1.3 第 III 级（高低废物）：比活度大于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.2 含有半衰期大于 60d，小于或等于 5a（包括核素钴－60）的放射性核素的废物，按其放射 性比活度水平分为三级。 6.2.2.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg，小于或等于 3.7 ×106Bq/kg 。 6.2.2.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7 ×106Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.2.3 第 III 级（高放废物）：比活度大于 3.7 ×1011Bq/kg 。 6.2.3 含有半衰期大于 5a，小于或等于 30a 包括核素铯－137）的放射性核素的废物，按其放射 性比活度水平分为三级。 6.2.3.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg ，小于或等于 3.76×1011Bq/kg 。 6.2.3.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7×106Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×1010Bq/kg 。 6.2.3.3 第 III 级（高低废物）：比活度大于 3.7 ×1010Bq/kg 。 6.2.4 含有半衰期大于 30a 的放射性核素的废物，按其放射性比活度水平分为三级。 6.2.4.1 第 I 级（低放废物）：比活度大于 7.4×104Bq/kg，小于或等于 3.7 ×106Bq/kg 。 6.2.4.2 第 II 级（中放废物）：比活度大于 3.7 ×106Bq/kg ，小于或等于 3.7 ×109Bq/kg 。 6.2.4.3 第 III 级（高放废物）：比活度大于 3.7 ×109Bq/kg 。
放射性废物的储存和处置法规与标准
地方政府加强放射性废物监管的措施
各地政府采取一系列措施，如加强监管力度、完善监管机制、提高监管能力等，确保放 射性废物的安全管理和处置。
XX
PART 03
储存设施与要求
REPORTING
储存设施类型
01
02
03
中低放废物储存库
用于存放中低放射性废物 ，通常设计为地下或半地 下结构，以确保安全。
高放废物储存库
加强国际合作
加强与其他国家在放射性废物管理领域的合作，共同研究制定国际 通用的管理标准和技术规范。
面临的挑战及应对策略
01
技术挑战
放射性废物管理涉及复杂的技术问题，需要不断研发新技术、新方法。
应对策略包括加大科技研发投入，加强技术人才培养和引进等。
02 03
法规政策挑战
随着法规政策的不断调整和完善，企业需要不断适应新的管理要求。应 对策略包括加强法规政策学习，积极参与相关法规政策的制定和执行等 。
应用人工智能、大数据等先进技术，实现放射性 废物的智能化管理，提高管理效率和准确性。
法规政策调整趋势分析
强化法规标准
随着环保意识的提高，未来法规政策将更加注重放射性废物管理 的严格性和规范性，加强相关法规标准的制定和执行。
推动技术创新
政府将加大对放射性废物管理技术创新的支持力度，鼓励企业研发 新技术、新方法，提高废物管理水平。
社会认知挑战
公众对放射性废物的认知程度有限，需要加强相关宣传和教育。应对策 略包括开展公众宣传和教育活动，提高公众对放射性废物的认知和理解 。
XX
THANKS
感谢观看
REPORTING
XX
放射性废物的储存和 处置法规与标准
汇报人：XX
各地政府采取一系列措施，如加强监管力度、完善监管机制、提高监管能力等，确保放 射性废物的安全管理和处置。
XX
PART 03
储存设施与要求
REPORTING
储存设施类型
01
02
03
中低放废物储存库
用于存放中低放射性废物 ，通常设计为地下或半地 下结构，以确保安全。
高放废物储存库
加强国际合作
加强与其他国家在放射性废物管理领域的合作，共同研究制定国际 通用的管理标准和技术规范。
面临的挑战及应对策略
01
技术挑战
放射性废物管理涉及复杂的技术问题，需要不断研发新技术、新方法。
应对策略包括加大科技研发投入，加强技术人才培养和引进等。
02 03
法规政策挑战
随着法规政策的不断调整和完善，企业需要不断适应新的管理要求。应 对策略包括加强法规政策学习，积极参与相关法规政策的制定和执行等 。
应用人工智能、大数据等先进技术，实现放射性 废物的智能化管理，提高管理效率和准确性。
法规政策调整趋势分析
强化法规标准
随着环保意识的提高，未来法规政策将更加注重放射性废物管理 的严格性和规范性，加强相关法规标准的制定和执行。
推动技术创新
政府将加大对放射性废物管理技术创新的支持力度，鼓励企业研发 新技术、新方法，提高废物管理水平。
社会认知挑战
公众对放射性废物的认知程度有限，需要加强相关宣传和教育。应对策 略包括开展公众宣传和教育活动，提高公众对放射性废物的认知和理解 。
XX
THANKS
感谢观看
REPORTING
XX
放射性废物的储存和 处置法规与标准
汇报人：XX
核安全工程师-核安全专业实务-放射性废物和核与辐射设施退役安全-低、中放和极低放废物的处置
核安全工程师-核安全专业实务-放射性废物和核与辐射设施退役安全-低、中放和极低放废物的处置[单选题]1.（）是放射性废物治理最后一个环节。
A.处理B.处置C.贮存D.固化（江南博哥）正确答案：B[单选题]2.一般来说，隔离（）a就可以达到安全水平，所以国际社会普遍接受低、中放废物采用近地表处置。
A.100-300B.300-500C.500-800D.600-1000正确答案：B[单选题]3.我国《放射性污染防治法》第四十三条规定，低、中水平放射性固体废物在符合国家规定的区域实行（）。
A.监督贮存B.近地表处置C.地质处置D.B或C正确答案：B[单选题]4.《放射性废物安全管理条例》明确指出：“（）根据地质、环境、社会经济条件和放射性固体废物处置的需要，在征求国务院有关部门意见并进行环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划，报国务院批准后实施”。
A.核工业行业主管部门B.国务院环境保护主管部门C.国务院国土资源部门D.A会同B正确答案：D[单选题]5.《放射性废物安全管理条例》明确指出：“核工业行业主管部门会同国务院环境保护主管部门根据地质、环境、社会经济条件和放射性固体废物处置的需要，在征求国务院有关部门意见并进行（）的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划，报国务院批准后实施”。
A.可研调查B.场址评价C.安全评价D.环境影响评价正确答案：D[单选题]6.《放射性废物安全管理条例》明确指出：“核工业行业主管部门会同国务院环境保护主管部门根据地质、环境、社会经济条件和放射性固体废物处置的需要，在征求国务院有关部门意见并进行环境影响评价的基础上编制放射性固体废物处置场选址规划，报（）批准后实施”。
A.中央人民政府B.国务院C.全国人民代表大会D.国务院核安全监管部门正确答案：B[单选题]7.《放射性废物安全管理条例》明确指出：“有关地方人民政府应当根据放射性固体废物处置场所选址规划，提供放射性固体废物处置场所的建设用地，并采取有效措施（）放射性固体废物的处置”。
EJ1109.2-2002 低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定-岩洞型处置
6.2.3 岩洞的开挖设计应尽 可能不破坏所保留岩体的结构，以保护岩体 的天然屏障功能。岩体的局部裂隙处应浇注混凝土，并保证其隔离性能。 在设计中应预测岩洞的开挖对围岩的破坏程度及应力变化，应通过安全 分析来评价岩洞设计的合理性、安全性和可实施性。 6.2.4 处置区可以采用不同的方式,也可以包括若干个处置单元，应设 计水平巷道通向各个处置单元。处置单元的断面及空间的大小应适应岩 体特性及处置操作要求。 6.2.5 应根据岩体的类别、特性和具体情况确定洞内处置区表面是否需 要用混凝土衬砌。 6.2.6 在地表下开挖的岩洞 处置区一般应设置两个出入口，将废物包的 输送与人员的进出分开。出入口应设在能防有历史记载的最高洪水的建 筑物内。废物包由出入口到处置区可以采用安全可靠的升降机运输（竖 井 式 ），也可以通过螺旋式或转 折式逐步下降的车道由运输车辆直接送往 水平巷道。工作人员进入处置区可通过缆车，并设置楼梯通道。 6.2.7 在地面上山体内开挖 的岩洞处置区可设置一个出入口，但在其主 车道两侧应设置人行通道。出入口应设在能防有历史记载的最高洪水的 地坪标高以上，并应设能防止啮齿类动物破坏的门。 6.2.8 岩洞内应设计可靠的通风系统。洞内的通风换气次数应能保证工作 人员的环境要求。 6.2.9 处置区侧壁的下部应 设置明沟，以收集运行期间洞内顶棚及壁面 上的凝结水，以及可能的裂隙水和渗漏水。明沟内的水应能流向集水池， 集水池应有适当的容量，并设有排水泵，监测合格的水排出洞外。 6.2.10 处置区除设一般照明外，还应设置应急撤离指示灯，保证工作 人员在突然停电时能安全撤离处置区。 6.2.11 废物包在处置单元内的摆放设计应体现最优化，以便尽量多的 摆放废物包，并考虑废物包摆放的稳定性，同时应考虑工作人员所受剂 量尽量少。 6.2.12 废物包的转运及放置到处置单元内的装卸和/或吊装设备应能 满足使用要求，性能安全可靠，操作简单方便，易于更换和维修。 6.2.13 在废物处置过程中应尽可能逐层用回填材料充填废物包之间的 空隙，当一个处置单元装满废物包后，应能将该处置单元内的通风系统、 通信系统、照明系统等设备进行拆除或隔离，并能单独对该处置单元用 回填材料充填剩余空隙并进行封闭。当处置区全部装满废物包后，其所 有剩余空隙（包括竖井和/或水平巷道等）都应进行回填，以增加其整体 稳定性，减少或延缓裂隙水、渗漏水和地下水侵入，阻滞放射性核素的 迁移。 回填材料可以是水泥砂浆或其它天然无机材料。 6.2.14 处 置 区 所 采 用 的 工 程 材 料 及 回 填 材 料 应 考 虑 它 们 的 长 期 耐 久 性，并做耐久性评价。评价应针对与场址环境有关的过程进行，特别是 以下几个方面：
辐射废物解控标准
辐射废物解控标准
1、放射性废物分为极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物等5类，其中极短寿命放射性废物和极低水平放射性废物属于低水平放射性
废物范畴。
5类放射性废物对应的处置方式分别为贮存衰变后解控、填埋处置、近地表处置、中等深度处置和深地质处置。
2、极短寿命放射性废物中所含主要放射性核素的半衰期很短，
长寿命放射性核素的活度浓度在解控水平以下，极短寿命放射性核素半衰期一般小于100天，通过最多几年时间的贮存衰变，放射性核素活度浓度即可达到解控水平，实施解控。
3、极低水平放射性废物中放射性核素活度浓度接近或者略高于
豁免水平或解控水平，长寿命放射性核素的活度浓度应当非常有限，仅需采取有限的包容和隔离措施，可以在地表填埋设施处置，或者按照国家固体废物管理规定，在工业固体废物填埋场中处置。
4、低水平放射性废物中短寿命放射性核素活度浓度可以较高，
长寿命放射性核素含量有限，需要长达几百年时间的有效包容和隔离，可以在具有工程屏障的近地表处置设施中处置。
近地表处置设施深度一般为地表到地下30米。
5、中水平放射性废物中含有相当数量的长寿命核素，特别是发
射α粒子的放射性核素，不能依靠监护措施确保废物的处置安全，需要采取比近地表处置更高程度的包容和隔离措施，处置深度通常为地下几十到几百米。
高水平放射性废物中所含放射性核素活度浓度很高，使得衰变过程中产生大量的热，或者含有大量长寿命放射性核素，需要更高程度的包容和隔离，需要采取散热措施，应采取深地质处置方式处置。
国家环保局关于低中放废物处置场建设有关问题的复函-环监[1996]435号
![国家环保局关于低中放废物处置场建设有关问题的复函-环监[1996]435号](https://img.taocdn.com/s1/m/2fb2e529b80d6c85ec3a87c24028915f804d84ed.png)
国家环保局关于低中放废物处置场建设有关问题的复函
正文：
---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 国家环保局关于低中放废物处置场建设有关问题的复函
（环监[1996]435号）
中国核工业总公司：
你公司《关于请明确低中放废物处置场建设有关问题的函》(核总安发[1996]49号)收悉。
经研究，现函复如下：
一、根据《国务院批转国家环境保护局关于我国中、低水平放射性废物处置的环境政策的通知》(国发[1992]45号)精神，区域性低中放废物处理场系“国家中、低放水平放射性废物处置场”，是一项公益性事业，实质上是一项环保工程。
二、各废物产生单位作为废物处置场的用户，按照“谁污染，谁治理”的原则，应承担交纳处置费用(大型核设施应预交部分处置费，作为处置场建设的启动资金)的义务。
废物处置费由废物处置场营运部门按国家有关规定进行管理，并接受有关部门的监督。
三、中核总清原环境工程公司作为中国核工业总公司组建的负责放射性废物处置工作的专业公司，在组织上应独立于放射性废物产生单位，在管理上应按国家有关法规负责放射性废物处置场的选址、建造和运营，履行业主职责。
国家环保局
1996年5月9日
——结束——。
GB 12711-91 低、中水平放射性固体废物包装安全标准
低、中水平放射性固体废物包装安全标准(GB12711-91)1主题内容与适用范围本标准规定了有关低、中水平放射性固体废物包装安全的设计、制造造要求；放射性限值和表面污染限值；标志和标签及准贮搬运操作奖求等。
本标准适用于各类核设施、核研究及同位素生产和应用单位所产生的低、中水平放射性固体废物包装。
本标准不适用于放射性尾矿渣和废辐射源包装。
2引用标准GB8703 辐射防护规定GBll806 放射性物质安全运输规定GB11928 低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定GB9133 放射性废物分类标准3术语3.1低、中水平放射性固体废物操作放射性物质过程产生的低、中水平放射性按GB9133 软固体废物（如废纸、劳保用品等）、硬固体废物（如沾污设备部件等）以及经过固化或固定处理的低、中水平放射性废物。
3.2废物包装废物体及其包装容器的总和。
外包装也是废物包装的一部分。
3.3包装容器装容经固化、固定或其它处理后的放射性废物的容器3.4废物固定将废物处理成一种固定的形态，使得在贮存、运输和处置期间放射性核素不易弥散和迁移。
3.5废液固化把放射性废液转变成或包容于密实的固体（如加入水泥、沥青或塑料等）中。
3.6暂时贮存废物在贮存设施中暂时存放，并限期回取。
3.7处置将废物放置在符合与生物圈安全隔离要求的场所，并不再回取。
3.8多重屏障用两种以上独立的屏障使废物与生物圈安全隔离的系统。
该屏障包括废物体、包装容器、其他工程屏障和地质介质等。
3.9 A型包装满足通用设计和某些特定条件的.专门设计，经主管部门审查合格，其所装废物的放射性活度不超过A1或A2值（见GBll806的废物包装）.3.10 B型包装满足通用设计和某些特定条件的专门设计，经主管部门审查合格，其所装废物的放射性活度超过A1或A2值的的废物包装。
3.11高整体性容器一种特殊设计制造的强度高，密封性、化学稳定性和热稳定性高的容器，可以用来装载未经固化或固定处理的放射性废物，如蒸干的合硼废液，沥于水的废树脂，焚烧炉灰等。
放射性固体废物贮存和处置许可管理办法(2019年修改)
放射性固体废物贮存和处置许可管理办法（2019年修改）第一条为加强放射性固体废物贮存和处置活动的监督管理，规范放射性固体废物贮存和处置许可,根据《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性废物安全管理条例》，制定本办法。
第二条本办法适用于放射性固体废物贮存和处置许可证的申请和审批管理。
第三条在中华人民共和国境内专门从事放射性固体废物贮存、处置活动的单位,应当依照本办法规定取得放射性固体废物贮存许可证（以下简称“贮存许可证”）或者放射性固体废物处置许可证（以下简称“处置许可证”），并按照许可证规定的种类、范围和规模从事放射性固体废物贮存或者处置活动。
同时从事放射性固体废物贮存和处置活动的单位，应当分别取得贮存许可证和处置许可证。
核设施营运单位利用与核设施配套建设的贮存设施，贮存本单位产生的放射性固体废物的，不需要申请领取贮存许可证；贮存其他单位产生的放射性固体废物的，应当依照本办法的规定申请领取贮存许可证。
第四条贮存许可证和处置许可证，由国务院环境保护主管部门审批、颁发。
第五条持有贮存许可证或者处置许可证的单位（以下简称“持证单位”）应当依法承担其所贮存或者处置的放射性固体废物的安全责任。
第六条从事放射性固体废物贮存或者处置活动的人员，应当通过有关放射性废物管理、辐射防护或者环境监测专业知识的培训和考核。
第二章许可证申请第七条申请从事放射性固体废物贮存活动的单位，应当具备下列条件：（一）有法人资格；（二）有能保证贮存设施安全运行的组织机构，包括负责贮存设施运行、安全防护（含辐射监测）和质量保证等部门；（三）有三名以上放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员，其中至少有一名注册核安全工程师；（四）有符合国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门规定的放射性固体废物接收、贮存设施和场所。
同时从事放射性废物处理活动的，还应当具有符合国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门规定的处理设施；（五）有符合国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门规定的放射性检测、辐射防护和环境监测设备；（六）建立记录档案制度，记录所贮存的放射性固体废物的来源、数量、特征、贮存位置、清洁解控或者送交处置等相关信息；（七）有健全的管理制度以及符合核安全监督管理要求的质量保证体系，包括贮存操作规程、质量保证大纲、贮存设施运行监测计划、辐射监测计划、应急预案等。
国防科工委关于颁布《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处理》等192项行业标准的通知
国防科工委关于颁布《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处理》等192项行业标准的通知文章属性•【制定机关】国防科学技术工业委员会(已撤销)•【公布日期】2002.11.20•【文号】科工技[2002]904号•【施行日期】2003.02.01•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】标准化正文国防科工委关于颁布《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处理》等192项行业标准的通知(科工技[2002]904号)各军工集团公司，各省、自治区、直辖市国防科工委(办)：经审核，批准《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处置》等21项标准为核行业标准；批准《固体火箭发动机振动试验方法》等31项标准为航天行业标准；批准《燕尾形榫头、榫槽尺寸标注与技术要求》等53项标准为航空行业标准；批准《船用柴油机喷油泵总成技术条件》等36项标准为船舶行业标准；批准《弹用粘合剂规范》等51项标准为兵器行业标准。
现将上述标准予以颁布，并自2003年2月1日起实施。
附件：1．21项核行业标准名称目录2．31项航天行业标准名称目录3．53项航空行业标准名称目录4．36项船舶行业标准名称目录5．51项兵器行业标准名称目录国防科工委二00二年十一月二十日附件一21项核行业标准名称目录序号标准编号标准名称备注1EJ 1109.2-2002低.中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处置2EJ/T 525.1-2002核电厂用铅酸蓄电池第一部分：容量确定(代替EJ/T 641-1992)3EJ/T 560-2002轻水冷却反应堆压力容器辐照监督(代替EJ/T 560-1991)4EJ/T 712-2002压水堆核电厂反应堆压力容器及其相关设备安装要求(代替EJ/T 712-1992)5EJ/T 1140-2002地浸砂岩型铀矿钻探规范6EJ/T 1141-2002铀三硅二-铝燃料板包壳厚度测量相敏涡流法7EJ/T 1142-2002核燃料后处理厂乏燃料溶解系统安全设计准则8EJ/T 1143-2002核电厂控制室设计功能分析与分配9EJ/T 1147-2002核级二氧化钚粉末技术条件10EJ/T 1152-2002研究堆技术规格书编写要求11EJ/T 1154-2002后处理三氧化铀粉末技术条件12EJ/T 1155-2002洗衣房用固定式放射性污染监测仪13EJ/T 1157-2002地浸砂岩型铀矿地质勘查规范14EJ/T 1158-2002地浸砂岩型铀矿取样规范15EJ/T 1159-2002地浸砂岩型铀矿钻探工程地质物探原始编录规范16EJ/T 1160-20021：250000地浸砂岩型铀资源区域评价规范17EJ/T 1161-20021：500000地浸砂岩型铀资源区域评价规范18EJ/T 1162-2002地浸砂岩型铀矿地球物理测井规范19EJ/T 1163-2002e(188)W-e(188)Re色层发生器20EJ/T 1164-2002二氧化铀粉末中硫的测定感应炉燃烧红外吸收法21EJ/T 1165-2002核工业产品质量与可靠性信息分类与编码要求附件二31项航天行业标准名称目录序号标准编号标准名称备注1QJ 1135A-2002固体火箭发动机振动试验方法(代替QJ1135-1987)2QJ 1136A-2002固体火箭发动机振动试验方法(代替QJ1136-1987)3QJ 2338A-2002固体火箭发动机贮存试验方法(代替QJ2338-1992)4QJ 3144-2002复合固体推进剂厂房危险等级和安全距离的确定5QJ 3145-2002航天产品“三化”数据库建库指南6QJ 3146.1-2002普通螺母和开槽螺母第1部分：通用规范7QJ 3146.2-2002普通螺母和开槽螺母第2部分：六角螺母8QJ 3146.3-2002普通螺母和开槽螺母第3部分：六角薄螺母9QJ 3146.4-2002普通螺母和开槽螺母第4部分：六角开槽螺母10QJ 3146.5-2002普通螺母和开槽螺母第5部分：六角开槽薄螺母11QJ 3147.1-2002平垫圈第1部分：通过规范12QJ 3147.2-2002平垫圈第2部分：普通平垫圈13QJ 3147.3-2002平垫圈第3部分：带倒角平垫圈14QJ 3148-2002钢环槽铆钉铆接技术要求(代替QJ200-1980.QJ527-1983.QJ529-1985.QJ1224-1987.QJ1727-1989)15QJ 3149-2002液体火箭发动机吊装安全规定16QJ 3150-2002地球观测卫星对遥感地面站技术要求17QJ 3151-2002航天系统发射.着陆和回收场地地面保障设备通用要求18QJ 3152-2002航天新型电子元器件管理要求19QJ 3153-2002导弹贮存可靠性设计技术指南20QJ 3154-2002计算机辅助设计电气制图基本规定及管理要求21QJ 3155-2002航天电子产品调试工艺编写规定22QJ 3156-2002导弹地面设备大型结构应力测试方法23QJ 3157-2002航天产品结构件数控加工工艺规范24QJ 3158-2002地(舰)面用红外位标器通用规范25QJ 3159.1-2002弹用涡轮喷气发动机试验数据处理方法第1部分：台架试验26QJ 3159.2-2002弹用涡轮喷气发动机试验数据处理方法第2部分：高空模拟试验27QJ 3159.3-2002弹用涡轮喷气发动机试验数据处理方法第3部分：飞行试验28QJ 3160-2002固体火箭发动机铁路运输试验方法29QJ 3161-2002地(舰)空导弹武器系统冗余设计指南30QJ 3162-2002战术导弹装配工艺规范31QJ 3163-2002反舰导弹武器系统总体设计要求附件三53项航空行业标准名称目录序号标准编号标准名称备注1HB 5964-2002燕尾形榫头.榫槽尺寸标注与技术要求(代替HB 5964-1986)2HB 5965-2002枞树形榫头.榫槽尺寸标注与技术要求(代替HB 5965-1986)3HB 6444-2002铆钉通用规范(代替HB 6444-1990)4HB 6502-2002飞机结构刚度试验通用要求(代替HB 6502-1991)5HB 7708-2002飞机滑油系统安装和试验要求6HB 7709-2002飞机复合材料结构机械连接设计要求7HB 7710-2002飞机座舱盖加温加载疲劳试验要求8HB 7711-2002航空轮胎与相邻飞机结构的间隙设计要求9HB 7712-2002飞机燃气涡轮发动机空气起动机控制活门通用规范10HB 7713-2002飞机结构静强度试验通用要求11HB 7714-2002飞机结构疲劳试验通用要求12HB 7715-2002桶形自锁螺母13HB 7716.1-2002钛合金化学成分光谱分析方法第1部分：火焰原子吸收光谱法测定铝含量14HB 7716.2-2002钛合金化学成分光谱分析方法第2部分：火焰原子吸收光谱法测定钒含量15HB 7716.3-2002钛合金化学成分光谱分析方法第3部分：火焰原子吸收光谱法测定铬含量16HB 7716.4-2002钛合金化学成分光谱分析方法第4部分：火焰原子吸收光谱法测定钼含量17HB 7716.5-2002钛合金化学成分光谱分析方法第5部分：火焰原子吸收光谱法测定微量钼含量18HB 7716.6-2002钛合金化学成分光谱分析方法第6部分：火焰原子吸收光谱法测定锡含量19HB 7716.7-2002钛合金化学成分光谱分析方法第7部分：火焰原子吸收光谱法测定铜含量20HB 7716.8-2002钛合金化学成分光谱分析方法第8部分：火焰原子吸收光谱法测定微量铜含量21HB 7716.9-2002钛合金化学成分光谱分析方法第9部分：火焰原子吸收光谱法测定锰含量22HB 7716.10-2002钛合金化学成分光谱分析方法第10部分：火焰原子吸收光谱法测定微量锰含量23HB 7716.11-2002钛合金化学成分光谱分析方法第11部分：火焰原子吸收光谱法测定铁含量24HB 7716.12-2002钛合金化学成分光谱分析方法第12部分：火焰原子吸收光谱法测定硅含量25HB 7716.13-2002钛合金化学成分光谱分析方法第13部分：电感耦合等离子体原子发射光谱法测定铝.铬.铜.钼.锰.钕.锡.钒.锆含量26HB 7716.14-2002钛合金化学成分光谱分析方法第14部分：电感耦合等离子体原子发射光谱法测定微量钇含量27HB 7717-2002航空钢制件磨削烧伤酸浸蚀检查28HB 7718.1-2002碳纤维复合材料层合板湿热环境下层间断裂韧性试验方法第1部分：Ⅰ型层间断裂韧性试验方法29HB 7718.2-2002碳纤维复合材料层合板湿热环境下层间断裂韧性试验方法第2部分：Ⅱ型层间断裂韧性试验方法30HB 7719-2002航空发动机减速器通用规范31HB 7720-2002机械锁紧鼓包型抽芯铆钉通用规范32HB 7721-2002机械锁紧鼓包型平圆头铝抽芯铆钉33HB 7722-2002机械锁紧鼓包型100。
中低放处置
关于我国中、低水平放射性废物处置的环境政策中国网| 时间：2006-08-08 | 文章来源：关于我国中、低水平放射性废物处置的环境政策国务院国发[1992]45号我国的原子能事业从50年代起步以来，为加强我国的国防力量做出了不可估量的贡献，原子能和平利用还为我国的国民经济、文教卫生和科学事业的振兴发展发挥了巨大作用。
但是，由于经济、技术等多种原因，核工业系统及其他部门30多年来遗留的放射性废物的处置问题没有得到彻底解决，现在核电站运行又将产生新的废物。
放射性废物的处置已是环境保护面临的重大问题之一。
为了消除暂存放射性废物所构成的隐患，保护环境，保障人民健康，根据我国的具体情况，对中、低水平放射性废物的处置提出以下环境政策：一、尽快固化暂存的放射性废液核工业系统及其他部门30多年来暂存的中、低水平放射性废液，应制定切实可行的废液固化计划，报国家有关部门批准后实施。
原则上不批准核电站设置废液长期暂存罐，核电站产生的中、低水平放射性废液应及时妥善固化。
放射性同位素应用单位和其他核科研生产单位暂存的少量放射性废液，也应制定固化计划报所在省级环境保护行政主管部门批准后进行固化。
二、限制中、低水平放射性废液固化体和中、低水平放射性固体废物的暂存年限核电站产生的中、低水平放射性废液固化体和中、低水平放射性固体废物的暂存年限暂定为5年，今后有条件时再缩短。
核工业系统及其他部门的中、低水平放射性废液固化体，暂存期限以能满足设施运行的要求为限；目前暂存的中、低水平放射性固体废物，在处置场建成后必须迅速送处置场处置。
城市放射性废物库暂存的少量含长半衰期核素的固体废物，在国家处置场建成后最终也应送处置场。
三、建造区域性中、低水平放射性废物处置场在中、低水平放射性废物相对集中的地区陆续建设国家中、低水平放射性废物处置场，分别处置该区域内或临近区域内的中、低水平放射性废物。
处置场的管理机构应相对独立，财务上独立核算。
各级人民政府及有关部门应为处置场的选址、建造和运营提供必要的支持和帮助。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
国家标准《低、中水平放射性废物处置场岩土工程勘察规范》编制说明一、任务来源根据中华人民共和国住房和城乡建设部“关于印发《2009年工程建设标准规范制订、修订计划》的通知”（建标[2009]88号）的文件要求，广东省电力设计研究院作为主编单位承担编制适合我国低、中水平放射性废物处置场岩土工程勘察的国家标准任务，标准名称为《低、中水平放射性废物处置场岩土工程勘察规范》。
规范编制组经广泛调查研究，认真总结实践经验，参考相关国际标准和国内外标准，并在广泛征求国内外同行意见的基础上，完成了《低、中水平放射性废物处置场岩土工程勘察规范》的编制工作。
本标准由中华人民共和国住房和城乡建设部负责，并由住房和城乡建设部委托中国电力企业联合会标准化中心组织、管理。
本标准的主编单位和参编单位如下：本标准主编单位：广东省电力设计研究院本标准参编单位：深圳中广核设计院有限公司中国核电工程有限公司中国地震局地质研究所核工业北京地质研究院二、规范内容结构本标准为新编规范，是为了在低、中水平放射性废物处置场岩土工程勘察中贯彻执行国家有关的技术经济政策，做到安全可靠、技术先进、经济合理、确保质量、保护环境而制定的勘察规范。
本规范适用于低、中水平放射性废物近地表处置场的岩土工程勘察，为处置场的设计、环境影响评价和安全分析评价提供基本数据输入。
本标准的主要技术内容包括条文、附录和条文说明，具体目次如下：1 总则2 术语和符号2.1 术语2.2 符号3 基本规定4 岩土工程勘察各阶段任务与要求4.1 初步可行性研究阶段勘察4.2 可行性研究阶段勘察4.3 初步设计阶段勘察4.4 施工图设计阶段勘察4.5 工程建造阶段勘察5 专门的岩土工程勘察5.1 断裂5.2 水文地质5.3 水文地球化学5.4 不良地质作用6 勘察方法6.1 工程地质测绘与调查6.2 水文地质测绘与调查6.3 工程物探6.4 钻探6.5 井探、槽探和洞探6.6 取样6.7 原位测试6.8 水文地质试验7 室内试验7.1 一般规定7.2 物理力学试验7.3 地球化学试验8 岩土工程分析与评价8.1 一般规定8.2 岩土参数分析9 勘察成果报告编制9.1 一般规定9.2 文字部分9.3 图表及专题报告10 现场检验与监测10.1 一般规定10.2 地基基础的检验和监测10.3 不良地质作用的监测10.4 地下水观测附录A 岩土渗透性分级表附录B 工程物探方法的适用范围附录C 原位测试试验方法附录D 水文地质试验方法附录E 地球化学室内实验方法附录F 岩土参数的统计、计算与确定用表附录G 规范用词说明附录H 引用标准名录条文说明三、规范编制过程、依托工程和成果主编单位在2009年5月收到住房和城乡建设部和中国电力企业联合会部门下发的文件后，与参编单位着手开展了规范编制工作，并于2010年1月在广州由中国电力企业联合会标准化中心主持召开了规范编制大纲审查会，会议明确了规范编制计划。
截止2011年12月，主编和参编单位已完成规范征求意见稿的编制工作，并在规范征求意见稿编制过程中，共召开编制组工作会议3次、规范集中编写讨论8次、召开工作例会8次、专家咨询6次、美国低、中水平放射性废物处置技术调研与培训14天，调研处置场8个（中国3个、美国5个）、撰写专题报告4份、发表学术论文6篇（SCI一篇、EI两篇，核心期刊3篇）、出版译著1本和工作月报6份、获得广东省自然科学基金资助1项。
规范编制过程、开展工作、依托工程及成果概要分别见下表：1)表1：规范编制进程；2)表2：规范集中编制和讨论统计表;3)表3：主编单位工作例会统计表；4)表4：规范国内依托工程和场地调研；5)表5：放射性废物处置培训与国际会议统计表；6)表6：美国低、中水平放射性废物处置技术调研与培训成果表；7)表7：专家咨询统计表；8)表8：规范编制过程中形成的相关成果统计表。
5/ 20表2 规范集中编制和讨论统计表6欢迎下载。
续表2 规范集中编制和讨论统计表7欢迎下载。
8欢迎下载。
9欢迎下载。
10欢迎下载精品文档。
11欢迎下载三、标准的国内外性能对比与分析目前国内没有低中放废物处置场岩土工程勘察相关标准，因此本标准可供借鉴的规范标准、国内处置案例及经验较少。
规范编写需吸纳国外处置经验中较成熟的理念和方法，并结合我国低中放废物处置场的实践经验和实际国情编写。
具体地讲，本规范具有以下特色：(1)本规范与国际标准和发达国家标准的要求具有一致性。
规范编写过程中，参照了大量IAEA的相关国际标准、技术要求和多个美国和西班牙低、中水平放射性废物处置场的勘察报告。
因此，规范要求的勘察内容和技术方法等体现了与国际最新标准要求以及实际工程案例的一致性，通过充分吸收国际上低、中水平放射性废物处置场的成功和失败经验，来弥补目前国内处置经验不足的缺点，以指导规范的科学编写，最终实现处置场的正确勘察并确保处置场的安全性和可靠性。
(2) 本规范结合我国国情编写，具有符合我国基本建设程序的特色。
通过大量的收资分析、专题研究讨论、专家咨询以及对美国低中放废物处置场的实地调研，在总结国际上较成熟的低中放处置场岩土工程勘察经验的基础上，结合我国实际情况，将低中放废物处置场地的勘察阶段划分为初步可行性研究、可行性研究、初步设计、施工图设计和施工建造五个阶段，并规定了各阶段勘察内容和深度。
上述勘察阶段的划分既符合我国国情，又参考了国际经验和标准，具有中西结合的特色。
(3) 本规范具有低中放废物近地表处置场这一工程特点的针对性。
不同于一般的工民建筑甚至是核电厂，低中放废物处置场用于永久处置核行业产生的低、中水平放射性废物，并要求在较长时期（300-500年）内能够将核素限制在处置场地范围之内。
因此，与常规岩土工程勘察不同，低中放废物处置场的勘察重点发生了转变，除了需要满足常规岩土勘察的目的之外，其主要任务还在于查明核素在地下介质中的运移路径、过程和速度，即查明处置场地的水文地质条件和水文地球化学特征。
上世纪50-80年代，世界上核技术发达国家如美国、法国和俄罗斯等不适当的低、中放废物处置已为他们带来了严重的经济、社会和政治影响。
如美国Hanford、Maxey Flats处置场地因选址勘察的疏漏导致了核素处置后的泄漏污染，为至今的修复形成了巨大的技术和经济难题；另外，美国正在选址的Ward Valley因为水文地质勘察不仔细（沙漠降水蒸发和入渗调查不清）而使得整个审批程序陷入停滞。
因此，处置场地的水文地质条件和水文地球化学特征既是选址、勘察和评价的核心内容，同时也是环境影响评价的基本输入条件。
为避免重蹈处置场地核素释放污染的覆辙，本规范在编写过程中结合IAEA最新导则和国际上多个低中放废物处置场地的勘察报告，同时通过咨询国内外多位专家学者的意见和12/ 20建议，并结合国内实际情况编写了水文地质和水文地球化学专题勘察，围绕“查明放射性核素运移条件”这一基本目的，明确了处置场地各阶段勘察的水文地质和水文地球化学内容、勘察深度和技术方法，并将地下水流和核素运移模型引入到场地勘察的分析评价之中，以综合分析和预测处置场地的水文地质条件和水文地球化学特征，为选址、设计和环境影响评价奠定基础。
(4) 通过专家咨询、理论培训和对低、中水平放射性废物处置场的调研，本规范对断裂的调查和勘察作了适当规定。
断裂对处置场的影响主要体现在以下几个方面：1)诱发地震对场址稳定性的影响；2)断裂所产生的地表错动对建筑物稳定性的影响和3)断裂可能形成的核素渗漏通道对场址适宜性的影响。
根据我国的建设程序和实际情况，断裂诱发地震的危险性评价由地震部门在地震安评专题中完成，而对断裂产生地表错动可能性及其水文地质特征的调查和评价则需在岩土工程勘察中完成。
为此，本规范在断裂勘察的编写中主要考虑了如下两个方面的因素：1）断裂对处置场场址稳定性的影响；2）断裂的水文地质特征的调查和评价。
四、标准主要内容的说明1 关键参数、指标、性能、要求、试验方法等确定的说明。
参照欧美发达国家低、中水平放射性废物近地表处置的成功和失败经验，本规范编制过程中力求达到科学的勘察，正确地揭示处置场地的工程地质、水文地质和水文地球化学条件，最终实现处置场地正确的选址、合理的设计和安全的环境影响评价。
为达到上述目的，规范编制中作了些特殊的规定，需要特别说明的指标和参数包括如下几个方面：(1) 控制性勘探孔的深度：规范条文中规定初步可行性研究和可行性研究阶段处置场地“控制性勘探孔应揭露稳定地下水位并进入预设场坪标高以下100~150m，当遇到透水层时应揭穿透水层”。
控制性勘探孔深度的规定主要从查明地下水位和透水层的空间分布特征两大基本目的出发，参考了美国Texas 州Andrew处置场地的勘探点深度而确定的；100~150m的深度则是地下水在1个水力坡度下，在渗透系数为1×10-6cm/s的地质介质中渗流300~500年的距离，因此需要查明预设场坪标高以下100~150m范围内的岩土层的特征。
(2) 渗透性分级：规范编制过程中，有勘察大师建议应当针对低、中放废物处置场地的特殊性，重新编写岩土层的渗透性分级标准，而不能简单的参考或指向《水利水电工程地质勘察规范》（GB50287-99）或其它勘察规范中的分级标准。
鉴于低、中等放射性废物处置场地对控制核素运移到场外的特殊要求，如美国Andrew处置场地的渗透系数为1×10-9~1×10-8cm/s，WIPP中放废物处置场地的渗透系数甚至小于1×10-11 cm/s，因此在规范编写中提高了岩土层渗透性分级标准（附录A）。
结合国内试验和测试技术的精度，本规范规定当岩土层的渗透系数K＜1.2⨯10-7 cm/s时，其渗透性为微，此时在一个水力坡度条件下核素对流300年的距离（d）仅约10 m, 完全不可能产生核素运移到场地外的情况。
以此类推，岩土层的渗透性不断增强，当K ≥1.2⨯10-3 cm/s时，核素在一个水力坡度条件下对流300年的距离为d≥110 km, 岩土层已不宜用于低中放废物的处置，故将岩土层的渗透性定位强。
(3) 水文地质条件分级：水文地质条件是低中放废物处置场地勘察和评价的核心内容，也是选址、设计和环境影响评价的重要依据。
因此，处置场地的水文地质条件分级是场地勘察的重要综合性成果，对场址的最终选择具有重要的指导意义。
规范第5.2.1条第5款从从处置场地貌类型、地质特征、包气带特征、处置层渗透性、地下水的循环特征及岩土层的吸附能力等方面将预选处置场地的适宜性划分为简单、中等和复杂三类。
分类标准主要参考了《低中水平放射性固体废物的浅地层处置规定》GB 9132中关于场址要求的相关规定。