放射性廢物近地表處置的廢物接收準則
GB 16933-1997
發(fā)布日期：1997-07-30 實施日期：1998-09-01
發(fā)布單位：國家技術(shù)監(jiān)督局
1 范圍
本標準規(guī)定了低、中水平放射性固體廢物（以下簡稱“廢物”）近地表處置時，廢物接收的基本要求、接收準則和質(zhì)量保證。
本標準適用于所有向近地表處置場發(fā)送的廢物，其中主要是核電廠、核燃料循環(huán)和核設(shè)施退役所產(chǎn)生的廢物。對放射性同位素生產(chǎn)和應(yīng)用中所產(chǎn)生的廢物也應(yīng)參照執(zhí)行。
2 引用標準
下列標準所包含的條文，通過在本標準中引用而構(gòu)成為本標準的條文。本標準出版時，所示版本均為有效。所有標準都會被修訂，使用本標準的各方應(yīng)探討使用下列標準最新版本的可能性。
GB 8703－88輻射防護規(guī)定
GB 9132－88放射性廢物的近地表處置規(guī)定
GB 11806－89放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)定
GB 12711－91低、中水平放射性固體廢物包裝安全標準
GB 14500－93放射性廢物管理規(guī)定
GB 14569．1－93低、中水平放射性廢物固化體性能要求 水泥固化體
GB 14569．2－93低、中水平放射性廢物固化體性能要求 塑料固化體
GB 14569．3－1995低、中水平放射性廢物固化體性能要求 瀝青固化體
3 基本要求
3．1 在裝卸、運輸、貯存和處置廢物時必須遵守GB 8703規(guī)定的基本原則。
3．2 廢物產(chǎn)生單位必須按照GB 14500規(guī)定管理廢物，使待處置廢物滿足具體處置場廢物接收標準規(guī)定的性能要求。
3．3 廢物包裝必須滿足GB 12711和GB 11806的規(guī)定。
3．4 具體處置場廢物接收標準的制訂應(yīng)該以整個處置系統(tǒng)的安全評價為基礎(chǔ)。
4 廢物接收準則
4．1 放射性核素含量
4．1．1 廢物包裝體中廢物的放射性比活度不應(yīng)超過GB 9132規(guī)定的管理限值。
4．1．2 廢物包裝體中易裂變物質(zhì)的含量應(yīng)該加以限制，以保證不會達到核臨界條件。
4．2 表面輻射水平
廢物包裝體外表面上任意一點的最大輻射水平和1m遠處任意一點的輻射水平，必須滿足GB 12711－91中7．1規(guī)定的要求。
4．3 表面污染
廢物包裝體表面放射性物質(zhì)非固定污染，必須滿足GB 12711－91中8規(guī)定的要求。
4．4 機械穩(wěn)定性
4．4．1 廢物包裝體的承壓能力和完好性，必須滿足GB 12711－91中6．2規(guī)定的要求。
4．4．2 水泥和塑料固化體的機械穩(wěn)定性，必須滿足GB 14569．1和GB 14569．2中規(guī)定的要求。
4．5 抗浸出性
廢物固化體的抗浸出性，必須滿足GB 14569．1－93和GB 14569．2－93中4．3．1以及GB 14569．3－1995中4．5．1規(guī)定的要求。
4．6 游離液體
4．6．1 廢物固化體不應(yīng)有游離液體泌出。
4．6．2 其他廢物體應(yīng)盡量減少或沒有游離液體泌出。
4．6．3 廢物容器中游離液體體積應(yīng)小于固體廢物體積的1%。
4．7 化學(xué)組分
4．7．1 廢物體內(nèi)螯合劑和絡(luò)合劑的含量必須低于廢物重量的1%。
4．7．2 廢物體內(nèi)如下組分的含量必須加以控制，以避免發(fā)生有害的化學(xué)作用
a）氧化性物質(zhì)；
b）腐蝕性物質(zhì)；
c）水。
4．7．3 廢物體內(nèi)不得含有如下物質(zhì)：
a）自燃物質(zhì)；
b）易爆物質(zhì)；
c）接近環(huán)境溫度的低沸點或低閃點的有機易燃物質(zhì)。
4．8 熱和輻射穩(wěn)定性
廢物體必須具有足夠的熱穩(wěn)定性和抗輻照性。
水泥和塑料固化體的耐γ輻照性必須滿足GB 14569．1－93和GB 14569．2－93中4．5規(guī)定的要求。
瀝青固化體的耐γ輻照性必須滿足GB 14569．3－1995中4．7規(guī)定的要求。
4．9 抗著火性
4．9．1 塑料和瀝青固化體的抗著火性，必須滿足GB 14569．2－93和GB 14569．3－1995中4．6規(guī)定的要求。
4．9．2 可燃的壓縮減容廢物必須依賴包裝，使其著火可能性大大減少。
4．10 防微生物破壞性
4．10．1 廢物體中不得夾帶有未經(jīng)處理的易腐爛的動物尸體等生物體。
4．10．2 廢物體中易被微生物破壞的有機廢物含量應(yīng)受到限制。
4．11 氣體產(chǎn)生
廢物包裝體中由于輻射分解、放射性衰變、廢物和固化材料之間的化學(xué)反應(yīng)，以及有機物質(zhì)的分解而產(chǎn)生的氣體不應(yīng)導(dǎo)致處置系統(tǒng)效能的破壞。
4．12 包裝容器
廢物包裝容器的設(shè)計、制造必須滿足GB 11806—89中 7和GB 12711－91中 6規(guī)定的要求。
4．12．1 廢物包裝容器可采用碳鋼、不銹鋼、鑄鐵、混凝土、聚合物浸漬混凝土，或玻璃鋼等材料。對于易銹材料必須涂防腐涂料。
4．12．2 廢物包裝應(yīng)采用國家標準容器。
4．12．3 超過一定重量的廢物包裝體，其包裝容器必須帶有堅固且又利于安全裝卸的卡槽或提吊結(jié)構(gòu)部件。
4．13 包裝容器填充量
包裝容器中的填充量必須大于85％（以體積計）。
4．14 標志、編號和標簽
4．14．1 廢物包裝體外表面上必須帶有GB 12711－91中 9．1和 9．2規(guī)定的標志和編號。
4．14．2 廢物包裝體標簽填寫內(nèi)容與技術(shù)要求必須與GB 12711－91中9．2和 9．3的規(guī)定相一致。
5 質(zhì)量保證
5．1 質(zhì)量保證大綱
廢物接收質(zhì)量保證是廢物從產(chǎn)生、處理、包裝、貯存、運輸?shù)教幹谜麄�管理系統(tǒng)綜合性質(zhì)量保證的一個組成部分。廢物產(chǎn)生單位和處置場都必須制訂質(zhì)量保證大綱，確保廢物包裝體滿足本標準規(guī)定的廢物接收基本要求和準則。
5．2 質(zhì)量保證組織
廢物產(chǎn)生單位和處置場必須建立各自的質(zhì)量保證組織，嚴格執(zhí)行GB 9132－88中10的規(guī)定。
5．3 驗收和抽檢
5．3．1 處置場在廢物驗收過程中，除檢查必要的文件外，還必須檢查如下項目：
a）發(fā)貨單與發(fā)貨標簽；
b）廢物包裝體的標志；
c）廢物包裝體表面劑量率和表面污染；
d）廢物包裝體是否符合安全包裝要求，在運輸過程中有無損壞。
5．3．2 主管部門或處置場營運單位可授權(quán)某個有資格的部門或單位對廢物包裝體進行破壞性或非破壞性抽檢。抽檢項目可包括如下幾項：
a）總β-γ和總α放射性活度；
b）主要放射性核素及其比活度；
c）表面劑量率；
d）表面污染；
e）原始廢物的化學(xué)組成；
f）固化基質(zhì)的性能；
g）廢物容器的質(zhì)量；
h）廢物／固化基質(zhì)／水／添加劑之比；
¡）混合均勻度；
j）重量；
k）主要核素浸出率；
l）含水量；
m）固化體養(yǎng)護情況；
n）熱性能；
o）可堆放性。
5．4 數(shù)據(jù)和文件管理
5．4．1 所有與廢物接收有關(guān)的數(shù)據(jù)、報告和文件都必須收集和匯總，并輸入計算機網(wǎng)絡(luò)系統(tǒng)，以計算機控制跟蹤廢物流向，提供廢物質(zhì)量保證的一切必要數(shù)據(jù)。
5．4．2 所有與廢物接收有關(guān)的數(shù)據(jù)、報告和文件都必須以正副文本形式分兩地妥善管理和保存。
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