EJ 1186-2005 放射性废物体和废物包的特性鉴定.pdf

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1、ICS 13. 280 F73 备案号：15852-2005EJ 中华人民共和国核行业标准EJ 1186-2005 放射性废物体和废物包的特性鉴定Characterizat i。n。frad i。activewaste f。rmsand packages 060531001J007 2005-04-11发布2005一07一01实施国防科学技术工业委员会发布EJ 1186-2005 目次vvA1iTAquququqdqdquA哇户hUPDFD民UFO叮t同t呵t月i咛tQUOOQU只UOOQUQUQdQdQUQdQdQdQdnunuu求u要4川HM. 阳问U阳山包物废U前山包求战要1求加们要吁布

2、144京qnu阳”叶二卡HN的呼附包I的U求为砖U物包求要u类方求要术求废分胁验阳要能uuu技u器器u要准切检能uu）（术性u体的容容求求能u求和标剔的性法法技的化器物器器源要要求求性要包辅能的法算析件的体体体体固体容废容器容射本性要要构求能物运咱性关算推法分文包物求化化化璃物物求放物容物放基求特性性结要性废全夕体有推素量性用义物废要固固固玻废废要中废物废封的要性特特和能学放安用物性法率核测坏引定废性本泥料青放定性本、放废侃密包般射学理械性物高按瞅废射算量键接破性和性射基水塑沥高固射基低高含废物一放化物机热生对对性放计剂关直非围范语射放放废0射与Z范规术放JJJiiJJJiiJJJijilJ放

3、JJJEL14i141L1ATL9臼呵，“。，“。白。白。，“9臼qdqdquququqdquqdqdqdqd1A1A1A1AtA前l23444444444444444444444444445555555I EJ门86-20055.2 化学性能.10 5.2. 1 化学组成.10 5.2.2 夜出率. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 5.2.3

4、 腐蚀性，. . 1 1 5.2.4 化学反应性. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 1 5.2. 5 易爆性. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 1 5.2.6 可燃性5. 3 物理性能. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

5、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 5. 3. 1 气孔率. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 5. 3.2 均匀性.12 5. 3. 3 密度.12 5. 3.4 含水率或游离液体

6、.12 5. 3.5 尺寸稳定性.12 5.3.6 固定介质的抗渗性能.13 5.3. 7 流动度.13 5.4 机械性能. . . . . . . . . . . . 13 5. 4. 1 抗压强度.13 5. 4. 2 抗冲击性能.13 5.4.3 针入度.13 5.5 热性能.13 5. 5. 1 抗冻融性能.13 5.5.2 软化点.13 5.5. 3 转化温度.13 5. 5.4 析晶温度和析品率. . . . 13 5. 5.5 起始放热温度和燃点135. 5.6 抗着火性能.14 5. 5. 7 导热性能.14 5.6 耐辐照性能.14 6 废物包的检验方法.14 6. 1 剂量

7、率测量.14 6.2 表面污染测量.14 6.2. 1 非固定表面污染.14 6. 2. 2 表面总污染.14 6.3 堆码试验.14 6.4 负载试验.14 6. 5 喷水试验.14 6. 6 渗水试验.14 6. 7 泄漏试验.14 6.8 下落试验.14 6.9 废物包的实物检查. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 6. 10 放射性废物运输货包的试验要求. . . .

8、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 7 取样方法. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 II EJ 1186-2005 FOmDPDFDFDmDFDPDPhumbmbnonb民u民UA

9、U民nOhUPO、hunO叩4月i民UQunu内JA古户。”iRUQdAyiiAi1A1il1A1A1Aii141AAi11L1A1141A19句。“q，由叮，“町，“。，“。，“乐，条uu用u使u法目和方项川围u验U验法范检法法法u试方用法其方方方的析适方及验验验u包分的验能U检检检法货和法检性其其其方输离方其的及及及验运分量及质能能能试物学测能介性性性击废化析性定U要要要冲性射分要固主主主体射放性主用）体体体落放的坏体体化化化由型素破化物固固固自类核非固废泥料青锤种比一一种璃定U样量则度水塑沥重各某各玻国样样样取样原u信u取取取的取般u置uuu刻和和影和和和知如体程中吻样样样与度一与. 附

10、附附附附附附附附求物过包废取取取度频量的舍理总示度u制制训存剧性性性性性性性性要废艺物匀碎实融频样样理取处汇表定证控控培保料抖料料抖抖抖料料本匀工废均切压烙样取取处据据据果确保则购程员查件资资资资资资资资资献基均2非123取12据数数数结不量总采过人监文MU趴川队以UN川以“川口文12113111444数12345质l23456录录录录录录录录录考111111111118aaaaa9旦旦旦旦旦旦附附附附附阵附附附参III EJ 1186-2005 自IJ昌本标准是规定放射性废物体和废物包性能及其检验方法的基本标准，其主要技术内容是根据我国实际情况和参照国际原子能机构出版物第383号技术报告放射

11、性废物体和废物包的特性鉴定(Characterization of Radioactive Waste Forms and Packages) lll编写的。随着我国低、中放废物处置场的建成和核设施退役进程的加快，各类废物体和废物包的产生量有很大的增加。对废物体和废物包的性能和技术要求及其检验方法己引起废物产生单位、废物接收单位、研究设计单位和审管部门的关注。在放射性废物管理中，特性鉴定起着十分重要的作用，井贯穿在废物管理全过程中。它不仅为废物管理的各阶段，分类收集、预处理、处理、整备、贮存、运输和处置的活动提供源项数据，也为各项活动的结果是否符合规定的要求提供依据，同时也为审管部门所需的安全

12、分析和环境影响评价提供依据。多年来审管部门和废物产生单位要求制定这方面的标准，以便统一认识、统一方法，保证产品性能和检测数据的可靠性、可比性和置信度。本标准对废物体和废物包提出了基本要求。对于不同的废物体和废物容器有一部分己有单独的、更具体要求的标准（如GB14569. 1-1993、GB14569. 2-1993、GB14569. 3-1993和EJ914-2000、EJ1042、EJ 1076-1998等），有的还需陆续制定新的标准。IV 本标准的第四章为强制性的，第五、六、七、八、九章为推荐性的。本标准中的附录均为资料性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口

13、。本标准起草单位：核工业标准化研究所。本标准主要起草人：孙东辉、汤宝龙、唐培家、苑国琪、赵立华、浦永宁、华梅芳。EJ 1186-2005 放射性废物体和废物包的特性鉴定1 范围本标准规定了各种放射性废物体和废物包的性能要求及其检验方法，包括取样方法、数据处理方法和质量保证的一般要求。本标准适用于核设施运行、退役和其他核活动产生的放射性废物体和废物包。本标准不适用于乏燃料运输货包。2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新

14、版本。凡是不注目期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GB/T 2419-1994 水泥胶砂流动度检验方法GB/T 4507 沥青软化点测定法（环球法）GB/T 4509 沥青针入度测定法GB 5202 、日和表面污染测量仪与监测仪GB 9132 1氏、中水平放射性罔体废物的近地表处置规定GB 11806-2004 放射性物质安全运输规定GB 14500-2002 放射性废物管理规定GB 14569.1-1993 低、中水平放射性废物困化体性能要求水泥固化体GB 14569. 2-1993 低、中水平放射性废物固化体性能要求塑料困化体GB 14569. 3-1993 低、中水平放射性废物困化体

15、性能要求沥青固化体GB 15849 密封放射源的泄漏检验方法GB/T 17230-1998 放射性物质安全运输货包的泄漏检验GB/T 17671 水泥胶砂强度检验方法GB 19211 2003 辐射型集装箱检查系统GBJ 80-1985 普通泪凝士拌合物性能试验方法GBJ 81-1985 普通泪凝土力学性能试验方法盯IT776 辐射防护用日、x和ly辐射剂量当量仪和剂量当量率仪盯914-2000低、中水平放射性废物固体废物渴凝土容器盯IT1039-1996 接电厂核岛机械设备无损检验规范EJ 1042 低、中水平放射性废物固体废物容器钢桶EJ 1076-1998 低、中水平放射性废物固体废物容

16、器钢箱盯IT20 工业固体废物采样制样技术规范JC/T 675 玻璃导热系数试验方法3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3. 1 特性鉴定characterization EJ 1186一2005通过调查、计算、分析和（或）测量确定废物体和废物包的物理、化学和放射性能。3.2 废物体waste form 通过处理和（或）整备后形成的具备一定物理和化学形态的固体废物。废物体是废物包的一个组成部分。3.3 废物包waste package 按照搬运、运输、贮存和（或处置要求整备后的产物，它包括废物体、容器和容器之间的填充物。在运输中又称废物货包。3.4 放射性废物容器radioactive

17、waste container 供搬运、运输、贮存和（或最终处置用的、盛放放射性废物的容器，包括直接盛装废物的废物容器、屏蔽容器、外包装和运输容器，也包括附加的减震装置。3.5 外包装over pack 供搬运、运输、贮存或最终处置用的、内装一个或多个废物包的外加容器。3.6 运输容器transport container 符合GB11806一2004规定要求的运输容器。3. 7 集装箱型容器container with the type for cargo service 规格和尺寸符合EJ1076-1998规定、顶部和底部四角均设有标准角件的箱型容器。3.8 包装packaging 完全包

18、住放射性内装物所需的容器和各种部件的组合体。它可以由一个或多个容器或部件组成，如吸收材料、间隔结构、辐射屏蔽结构和为装填、排空、排气或压力释放用的设备：为冷却、绝热或吸收机械冲击用的装置：为搬运、拴系用的装置和使货包整体化的装置。3. 9 固定i mmob i I i zat i on 用固化（solidification）、埋置（embedding）、或包封（encapsulation）手段把废物整备为废物体。固定可减少搬运、运输、贮存和或处置期间放射性核素的弥散和迁移。3. 10 废物固化体solidified waste form 用水泥、沥青、塑料或玻璃等固化基质把液体、泥浆、焚烧灰或

19、离子交换树脂等废物固结成的均匀废物体。3. 11 3. 12 3. 13 2 固定废物体invnobi lized waste form 用水泥砂浆、细石混凝土或环氧树脂等固定介质把放射性固体废物固结成整体的废物体。液相温度liquidus temperature 玻璃中结晶相完全消失的温度。EJ 1186一2005废物waste 含有半衰期大于30a的发射体的废物，其放射性比活度在单个包装中大于4l0Bq/kg（对于近地表处置设施，多个包装中的平均q比活度大于4l05Bq/kg）的放射性废物。3. 14 超铀核素transuranic nuc Ii de 原子序数大于92，半衰期大于20a的

20、放射性核素。3. 15 含氟放射性废物radioactive waste containing tritium 废物中侃的放射性浓度大于或等于审管部门规定的清洁解控水平的放射性废物。3. 16 合格容器或废物包qua I ified container or waste package 按照国家有关标准进行设计、制造、检验和验收的合格容器或废物包。3. 17 场内使用的容器container used on site 仅在核设施边界内使用的（包括场内运输）放射性废物容器。3. 18 非破坏性分析non-destructive assay (NOA) 利用废物本身的自发核辐射或诱发核辐射测量放射

21、性核素的方法，不需取样，又称无损分析。利用废物自身发射的辐射进行分析的为“无源”（passive）分析：利用外设源辐射引发的二次辐射进行分析的为“有源”（active）分忻。3. 19 搬运hand Ii ng 废物的装、卸、移动等操作活动。4 放射性废物包的技术要求4. 1 放射性废物体的性能要求4. 1. 1 基本要求放射性废物体的性能应满足以下基本要求：a) 放射性核素和非放有害物的浸出率低；b) 具有良好的化学、生物、热和辐照稳定性：c) 具有足够的机械强度和抗冲击性能：d) 密实、整体性好，困化体质地均匀：e) 废物与基质材料、固定介质和包装容器有良好的相容性：f) 符合GB1450

22、0-2002和其他有关标准的规定。4. 1.2 水泥圄化体水泥固化体的性能应满足GB14569. 1-1993中第4章规定的要求，参见附录A。对困化体的抗冻融性能可视贮存地和废物处置场地区的气候条件决定是否需要测定：对耐辐照性能可视废物体中含有机物的量和评估意见决定是否需要测定。4. 1. 3 塑料固化体塑料固化体的性能应满足GB14569. 2-1993中第4章规定的要求，参见附录B。4. 1.4 沥青固化体沥青固化体的性能应满足GB14569.3-1993中第4章规定的要求，参见附录C，并增加机械强度3 EJ 1186-2005 （针入度）的要求，即针入度（25，lOOg,5s）不大于2.

23、5mm。4. 1. 5 高放玻璃固化体I)4. 1. 5. 1 化学性能4. 1. 5. 1. 1 化学组成在确定玻璃固化体的化学组成时，应考虑高放废液组成、基础玻璃料组成和废物包容量，考虑对组分的控制值（见表1)，及其对固化工艺和玻璃体性能的影响。表1某些玻璃组分的控制值及其可能影晌组分玻璃固化体内允许含量超过控制值可能的影响SO/ 质量分数运1%熔制中出现黄相CrO. 质量分数运2%熔制中出现黄相Moot 质量分数2%熔制中出现黄相Na,O 质量分数12%降低化学耐久性、降低粘度和电阻率Li,O 质量分数运4%降低化学耐久性、降低粘度和电阻率Al,O, 质量分数运18%中斤品增加uo, 质

24、量分数运12%析晶增加4. 1. 5. 1. 2 抗浸出性玻璃固化体在样品表面积浸泡剂体积之比为10.0 m-10. 5m i的条件下，在901去离子水中，静态浸泡28d的单位表面积总失重应小于15g町，Si、B、Na和Cs、U的归一化元素浸出率应小于lg/(m. d）。4. 1. 5. 2 物理性能4. 1. 5. 2. 1 密度玻璃固化体在室温下的密度应不小于2.50g/cm3。4. 1.5.2. 2 均匀性用光学显微镜观察，玻璃体内应无异常物（含so或Moo的黄相）或夹杂物（不熔颗拉）。玻璃体内允许含有钉、佬、钮等贵重金属。4. 1. 5.3 热性能4. 1. 5. 3. 1 导热性能玻

25、璃固化体的导热系数应不小于0.4W/ (cm）。4. 1. 5. 3. 2 转化温度玻璃固化体的转化温度应在500550范围内。4. 1. 5. 3. 3 液相温度玻璃固化体的液相温度应小于950，确保浇注入废物容器时没有析晶相。4. 1. 5. 3. 4 析晶温度政璃固化体的析晶温度应在700750范围内。4. 1. 5. 3. 5 析晶率浇注后的玻璃困化体冷至室温后的析品率应小于体积分数5%。4. 1. 5. 4 抗冲击性能”本条仅适用于生产堆乏燃料后处理产生的高放！发液玻璃罔化休。4 EJ 1186-2005 用重锤自由落体冲击法（参见附录0）测得的SA/E（破碎后样品表面积与所用能量之

26、比应不大于12cm2I J。4. 1. 5. 5 耐辐照性能玻璃困化体试样辐照至l08Gy(1010rad）后，在光学显微镜下观测无裂缝，浸出率增加不大于5倍。4. 1. 6 固定废物体4. 1. 6. 1 被固定的放射性废物应是非流动态的、化学稳定性和辐照稳定性良好的废物，即不含自燃或易燃、易爆、有腐蚀性、能与周围介质发生化学反应、能明显产生气体、能产生生物分解或辐射分解的物质。4. 1. 6.2 待固定的放射性废物应经过处理（如压实），使其尽可能的密实。4. 1. 6. 3 应采取措施（如减小尺寸、加隔离物、缓冲物）防止内装的尖锐物损坏容器。4. 1. 6.4 固定废物体周围应有2cm3c

27、m的固定介质保护层，以保证废物体的整体性和整体强度满足安全运输、贮存和处置的要求。经评估认可，对放射性活度很低的废物，其固定介质保护层可小于上述规定。4. 1. 6. 5 应采用与废物固结性能好的固定介质，如水泥砂浆、细石混凝土、环氧树脂等。国定高放废物的固定介质应考虑其耐辐照性能和导热性能满足相应的要求。用水泥砂浆或细石混凝土固定时，废物中不应含有能吸收砂浆或细石混凝土中水分的物质。4. 1. 6.6 对低、中放废物，通常采用水泥沙浆或细石混凝土作固定介质，其性能应满足以下要求：一一水泥砂浆：a) 28d抗压强度不小于60MPa:b) 流动度不小于310mm;c) 抗渗性能28d氯离子迁移电

28、量不大于2500C。一一细石混凝土：a) 28d抗压强度不小子60MPa:b) 塌落扩展度不小于680mm;c) 抗渗性能28d氯离子迁移电量不大于2000C。在合格混凝土容器内固定废物用的水泥砂浆或细石混凝土，其抗压强度和抗渗性能可酌情适当降低。4.2 放射性废物容器的技术要求放射性废物容器按其功能不同通常分为直接盛装废物的废物容器、作辐射屏蔽用的屏蔽容器、运输容器和外包装。根据需要，有的容器可以具有上述一个以上的功能。4. 2. 1 基本要求放射性废物容器的基本要求如下：a) 容器的结构材料、衬里材料、涂层材料和密封材料应与所盛装的废物特性和容器的工作环境条件（如温度、湿度、压力、腐蚀气氛

29、、辐射场）相容：b) 在设计规定的条件和寿期内，容器应能保持其包容和屏蔽能力，并满足搬运、运输、贮存和处置的要求或接收准则：c) 容器的设计应考虑最大限度的利用资源和存放空间，与贮存厂房、运输工具和处置设施相适应：d) 容器应有足够的机械强度，能承受搬运、运输、贮存和处置过程中正常运行情况下的负载、堆码、振动和冲击，以及设计基准事故（如下落、碰撞）下的破坏。必要时可以增设减震装置：e) 结构设计应考虑方便搬运、堆码和回取，以及操作中的准确性、稳定性和可靠性：5 EJ 1186一2005f) 为防止因辐射分解、有机物降解、化学反应或温度提高引起的容器受压，必要时容器应设置带过滤器的排气口或气体吸

30、收器：g) 运输容器应满足GB11806一2004规定的要求：h) 不作运输用的废物容器、屏蔽容器和外包装以及场内使用的容器，根据内容物的特性、工作环境和或场内运输的实际条件，经过安全评估可以部分满足GB11806-2004规定的要求或作适当的修改；i) 放射性废物容器应由有资质的单位按相应的标准进行设计、制造、检验和验收，并经国家审管部门或其授权的单位认可方可使用。4. 2. 2 低、中放废物容器4. 2. 2. 1 钢制窑器钢制容器的技术要求如下：一桶型容器：a) 低、中放废物用的桶型钢制容器应满足EJ1042规定的要求：b) 仅供场内运输、贮存使用的容器，可以不按EJ1042的规定做下落

31、试验，但仍需保证场内运输或贮存期间的安全：c) 废物整备作业中使用的待压实容器可以适当简化，如不设防锈涂料、桶体环筋和桶盖密封结构：可以不做喷水、堆码、贯穿、下落试验，但仍需保证场内转运过程的安全。一集装箱型容器：a) 供运输低、中放废物用的集装箱型钢制容器应满足盯1076一1998规定的要求：b) 内装合格废物包的集装箱型运输容器，其下落试验的技术条件（见EJ1076-1998中4.11) 可改为“内装废物包不漏出”：c) 仅供场内运输、贮存使用的集装箱型容器，可以不按盯1076-1998的规定做下落试验，但仍需保证场内运输或贮存期间的安全。一其他型式的容器：其他形式的容器，如方型或六角型等

32、非集装箱型的钢制容器，应满足4.2. l规定的要求。4.2. 2. 2 混凝土容器混凝土容器的技术要求如下：a) 低、中放废物用的混凝土容器应满足EJ914-2000规定的要求，但28d混凝土抗压强度应改为不小子70MPa;b) 用于场外运输且内装合格废物包的混凝土容器，其下落试验的技术要求（见盯914一2000中5.9）可改为“内装废物包不漏出”：c) 仅供场内运输、贮存使用的容器，可以不按EJ914-2000的规定做下落试验，但仍需保证场内运输或贮存期间的安全。4.2. 3 高放废物容器本标准所指的高放废物容器为直接盛装高放废物的容器。运输和处置时，根据需要外面可以增加运输容器、屏蔽容器和

33、（或）外包装。6 高放废物容器的基本要求如下：a) 应选用耐辐照、耐腐蚀、加工和焊接性能好和在地质处置条件下长期耐久性好（千年以上）的金属结构材料：b) 容器的形状和大小要考虑在贮存和处置条件下废物体的中心温度低于设计规定的温度，并与其运输容器和外包装相匹配：c) 容器的结构应考虑方便远距离搬运、存放、回取、去污和封盖焊接的要求，并与其搬运用的屏蔽容器和运输用的容器相匹配：EJ 1186一2005d) 容器的焊缝应确保容器在各种工况（搬运、贮存和运输）和设计基准事故下的密封性能，并进行以下检验：1) 目视检验焊缝表面不应有裂纹、气孔、夹渣、烧穿、焊瘤等缺陷：2) 应按盯IT1039-1996中

34、附录82真空罩法进行泄漏检验，不应有搅漏：3) 按盯IT1039-1996中第12章的规定进行射线照相检验，应满足3级焊缝要求：e) 应按GB11806-2004的规定进行9m高度下落试验。试验后，容器应保持其包容性能。4. 2.4废物容器废物容器应具有良好的气密性。容器的形状、尺寸要考虑单个容器和多个容器在贮存条件下的临界安全。其他技术要求同4.2.3中的a）、b）、c）、d）。4.2.5 含报废物容器含氟废物容器的技术要求如下：a) 含氟废物容器应根据其易渗漏特性、内装氟量和焦从废物中释出的能力，选用一层或多层包容材料，如铝、碳钢、玻璃、搪瓷、塑料、沥青等。应保持铝壳表面氧化膜的完整。玻璃

35、不能用作最外层包装材料：b) 对于含侃量大的废物体，其容器内可设置佩吸收装置：c) 容器应具有良好的密封性。每个废物包中侃的泄漏率每月不得大于总活度的10-5:d) 容器的强度设计应考虑由于温度升高和假的衰变产生氮气而形成增压的影响。4.2.6 庭密封放射源容器废密封放射源容器的技术要求如下：a) 应根据废源的物理形态、化学组成、射线类型、半衰期和活度，及其贮存或处置要求，选用合适的容器材料，如不锈钢、碳钢、铅、铸铁、混凝土等：b) 直接盛装废源的容器，即废源封装管，应采用不锈钢制成。封盖焊接后，应按GB15849 的规定进行泄漏检验。对能产生气体的废源（如废Ra源），在选择封装管时应考虑其具

36、有足够的耐压性能：c) 应在废源封装管外增加便于搬运、运输、贮存的外包装。需要时，应增加屏蔽层，以保证废物包外的剂量率符合相应标准规定的要求。外包装的设计应保证其在搬运、运输中和贮存期内的完整性。4. 3 废物包的基本要求4.3. 1 一般要求对各类废物包的一般要求如下：a) 废物包通常由废物体和废物容器组成。必要时，可根据搬运、贮存、运输和处置的需要增力日屏敲容器、运输容器、外包装和或减震装置：b) 废物包内应避免装入下列物质：1) 可能造成危害的物质（如有腐蚀性、化学反应性、易燃性和自燃性的物质，化学相容性差的物质和易腐烂的生物物质）：2) 可能带来安全问题的物体（如带压容器或可能产生压力

37、的密封件）：3) 在释出情况下，容易扩散的物质（如易挥发物质）：4) 有促进核素或有害物质释出、迁移的物质（如络合物）。c) 废物包的类型、型号、规格、尺寸和额定荷载，以及废物包中内装物的放射性物质的种类、数量和放射性活度，应符合相关标准和相应的设计要求。使用非标准容器的废物包仍应满足相应的技术要求：d) 废物包的设计应考虑方便搬运、栓系、运输、堆码、回取、检查和去污，并在可能的工作条件下保持废物包及其各组件（如垫圈和密封材料）的稳定性和耐久性：7 EJ 1186-2005 e) 提交运输的废物包应符合GB11806一2004规定的各项要求：f) 废物包应备有所装废物的技术特性说明书和单个废物

38、包中废物体的特征和特性数据表，包括废物的物理、化学和放射性特性，以及废物容器的检验合格证明。在废物包生产（整备、包装）和管理搬运、贮存、运输、处置）过程中的每一步应形成符合要求和可跟踪的记录文件：g) 废物包应标有与其记录文件致并符合规定的识别标志和标记。4.3.2 放射性特性要求对有关放射性特性的要求如下：a) 对按运输货包类型划分的特定类型的废物包，其核素的活度限值应符合GB11806-2004的规定。对送交处置的低、中放固体废物包，其各种核素的比活度限值应符合GB9132的规定。单个含佩放射性废物包中氟的总活度不超过1.3 1013Bq; b) 应控制废物包中易裂变材料组分（U-233、

39、U-235、Pu-239、Pu-241或这些核素任何组合）的质量和分布，确保在可能遇到的任何情况下废物包都保持次临界状态。废物包中易裂变材料的临界控制应符合GB11806-2004的规定：c) 应采取措施，防止废物包中放射性核素产生的辐射对任何容器部件（如密封垫）造成损坏：d) 应控制废物包的总释热率不超过设计规定的限值，以免影响废物体和容器的性能：e) 废物包的表面剂量率和表面污染水平应符合废物搬运、运输、贮存和处置的有关法规、标准和相应的接收准则的要求。4. 3. 3 化学特性要求应根据废物体在可能的工作和环境条件下考虑对不同种类废物包的完整性、包容性和耐久性的要求，并充分考虑废物包可能存

40、在的化学反应、腐蚀、释气和有机物分解的影响。对有关标准或审管部门提出具体要求的特性（包括浸出率、化学反应性、腐蚀性试验等）应进行相关的试验、鉴定和评价。4.3. 4 物理特性要求对有关物理特性的要求如下：a) 废物体应呈密实的、非流动的固体形态，并尽可能地充满废物包，减少包装物上部的空间：b) 废物包中游离液体的含量应符合相关标准的规定，在任何情况下不应超过废物体体积的1%; c) 为保证废物包的安全，必要时应对废物包中盛装的废物进行射线成像扫描检查。4.3.5 机械和结构性能要求对有关机械和结构性能的要求如下：a) 废物包应能够承受搬运、贮存、运输和处置过程中各种正常情况（如起吊、堆码等）中

41、的负荷应力：不同类型废物包的承载、堆码性能应符合相关标准的规定：b) 废物包应能够承受运输正常情况下的碰撞冲击应力：不同类型废物包的抗冲击性能应符合相关标准或GB11806一2004的规定（如下落和贯穿性能试验）：c) 应考虑废物包内可能的压力、温度的变化和废物体的尺寸变化（如收缩或膨胀）的影响：d) 在正常情况下，废物包应是密封的、防水的。4.3. 6 热性能要求应考虑废物包的耐热性能的要求。不同废物包的耐热性能应符合相关标准或审管部门的规定。4.3. 7 生物学性能要求应避免在废物包中装入生物物质。4.3. 8 对高放废物包和废物包的附加要求对高放废物包和废物包的附加要求如下：8 EJ 1186一2005a) 应根据相关标准的规定或审管部门的要求，应对高放废物包和废物包的长期贮存或处置环境进行系统的包容完整性、稳定性和耐久性试验、鉴定和评价：b) 高放废物包和废物包的气密性应符合4.2. 3 d）及相关标准的规定，