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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。
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。
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。
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臵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臵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臵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臵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臵场的岩土工程勘察，为处臵场的设计、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：一、任务来源 (1)二、规范内容结构 (1)四、标准主要内容的说明 (4)1 / 111关键参数、指标、性能、要求、试验方法等确定的说明。
(4)2对标准中有争议问题的协调和取得共识的说明。
(5)(1)关于勘测阶段划分的争议问题说明： (5)(2)断裂勘察章节中有争议的问题说明： (6)(3)水文地质和水文地球化学章节中有争议的问题的说明： (6)①5.3.3条第2款第6项：水流模型分析影响放射性核素溶解/沉淀和吸附/解吸及阳离子交换的化学过程和条件； (7)②5.3.3条第2款第7项：分析处臵场地下水年龄及所在水文地质单元地下水的化学类型、形成作用和演化机理； (7)③5.3.3条第2款第8项：评价处臵场地水文地球化学条件对核素的阻滞能力。
(7)④5.3.3条第5款：可行性研究阶段水文地球化学勘察应布臵地下水水化学长期观测工作。
可根据环评需要，定期在地下水位观测井中采取水样测定地下水的化学成分。
(7)⑤5.3.3条第6款：可行性研究阶段水文地球化学勘察应开展溶质运移模拟工作，并符合下列原则。
(7)对于上述内容，有的编委认为是水文地球化学调查时应该开展的工作，应该调查清楚以便于处臵场地的选址评价并为环境影响评价奠定基础，因为针对同一个处臵场地，不可能由环境影响评价的单位再重新去采样和试验分析等重复性工作；而有的编委则认为上述内容完全为环境影响评价的内容，不应该列入本规范之中。
(7)讨论结果认为，水文地球化学条件属于处臵场地的自然属性，低中放废物处臵场地的工程特点决定了在处臵场设计和建设之前应予以查明，水文地球化学的勘察结果和分析评价可为处臵场的选址和设计提供重要依据，所获得的参数可同时作为环境影响评价的基本输入条件，因此有必要保留上述条款。
另一方面，国内外岩土工程学科的发展表明，岩土工程已经发展成为能够解决涵盖常规岩土、水文地质和环境地质问题的综合性环境岩土工程，国内岩土工程领域专业人才已经具备完成上述各条款所规定的工作内容，因此可在征求意见稿中保留上述各条款，一方面是维持规范的完整性，另一方面则可在征求更多意见的基础上再汇总修改。
(8)(4)取样和室内试验章节中有争议的问题的说明： (8)3对尚未能达成一致的问题或意见及处理办法。
(8)五、标准参考的文献资料 (8)六、标准水平分析 (10)七、标准实施日期的建议 (10)目前国内没有低中放废物处臵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、国内处臵案例及经验较少。
规范编写需吸纳国外处臵经验中较成熟的理念和方法，并结合我国低中放废物处臵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臵场的勘察报告。
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臵场的成功和失败经验，来弥补目前国内处臵经验不足的缺点，以指导规范的科学编写，最终实现处臵场的正确勘察并确保处臵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臵场的实地调研，在总结国际上较成熟的低中放处臵场岩土工程勘察经验的基础上，结合我国实际情况，将低中放废物处臵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臵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，低中放废物处臵场用于永久处臵核行业产生的低、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臵场地范围之内。
因此，与常规岩土工程勘察不同，低中放废物处臵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，即查明处臵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、中放废物处臵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处臵场地因选址勘察的疏漏导致了核素处臵后的泄漏污染，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，处臵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。
为避免重蹈处臵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臵场地的勘察报告，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，明确了处臵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臵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臵场的调研，本规范对断裂的调查和勘察作了适当规定。
断裂对处臵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）断裂对处臵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。
三、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臵的成功和失败经验，本规范编制过程中力求达到科学的勘察，正确地揭示处臵场地的工程地质、水文地质和水文地球化学条件，最终实现处臵场地正确的选址、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臵场地“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处臵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、中放废物处臵场地的特殊性，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、中等放射性废物处臵场地对控制核素运移到场外的特殊要求，如美国Andrew处臵场地的渗透系数为1×10-9~1×10-8cm/s，WIPP中放废物处臵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臵，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臵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，处臵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款从从处臵场地貌类型、地质特征、包气带特征、处臵层渗透性、地下水的循环特征及岩土层的吸附能力等方面将预选处臵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臵规定》GB 9132中关于场址要求的相关规定。
(4) 试验和测试：规范编写中，除常规的野外和室内试验以外，还对弥散试验和吸附试验作了原则性的规定。
其中弥散实验（第6.8.5条和7.3.3条）主要用于获取溶质在处臵场地下水系统内的弥散系数，实验基本要求则参考了水文地质经典教材《地下水动力学》中的相关规定；岩土层的化学特性和吸附试验（第7.3节）则是为了查明其对核素的吸附能力，试验方法和要求主要参考了《近地表处臵设施选址》（IAEA,1994）、《放射性废物近地表处臵要求》（IAEA,1999）和《Understanding variation in partition coefficient, Kd, values: V olume I, II and III》(EPA,1999)中的相关规定。
