EJ T 940-1995 核燃料后处理厂放射性废物管理技术规定.pdf

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1、E.J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 940-95 核燃料后处理厂放射性废物管理技术规定060524000134 1995-07皿OS发布1995-11-01实施中国核工业总公司发布中华人民共和国核行业标准核燃料后处理厂放射性废物管理技术规定EJ/T 940-95 1 主题内容与适用范围本标准规定了核燃料后处理厂放射性废物的产生、收集、处理、贮存、运输以及废物送往处置场所必须遵循的准则和基本要求本标准适用于核燃料后处理厂的放射性废物的管理2 引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 9132 低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定GB 9133 放射性废物分类标准GB 11217 核设施

2、流出物监测的一般规定GB 11806 放射性物质安全运输规定GB 11929 高水平放射性废液贮存厂房设计规定GB 12379 环境核辐射监测规定GB 12711 低、中水平放射性固体废物包装安全标准GB 13367 辐射源和实践的豁免原则GB 14500 放射性废物管理规定GB 14569 低、中水平放射性废物固化体性能要求3靡物管理的目标和要求3.1 核燃料后处理厂的放射性废物管理必须遵循GB14500-93第4章所规定的总目标和辐射防护、环境保护要求。3.2 放射性废物管理设施或实践应保证操作人员和公众所受到的照射剂量不超过GB8703所规定的剂量限值，并应在考虑经济和社会因素的条件下，

3、使其辐射照射保持在“可合理达到的尽量低”水平3.3 气态和液态流出物释放的放射性物质其总活度或浓度不得超过管理部门规定的限值，严格防止或控制非计划排放3.4 由核燃料后处理厂运出的放射性固体废物及其包装应满足GB9132、GB11806和GB12711中有关的规定和要求。4放射性靡铀的来源及其控制中国核工业总公司1995-07-05批准1”5-11-01实施EJ/T 940-95 应采取下列措施以减少核燃料后处理厂放射性废物的产生量za. 采用合理的工艺流程和良好的设备，保证安全运行，并减少维修量b. 制定并严格执行维修制度，最大限度地减少放射性系统、设备、管道和阀门的泄漏。c. 采取预防措施

4、，力求避免设备室和工作间污染。d. 制定有效的控制将染的程序和措施，优化去污程序和方法，减少去污次数和去污废液量。经过去活后的设备部件要尽可能回收利用。e. 根据废物的物理和化学特性、核素组成以及浓度（或比活度情况分类收集废物。废物的分类必须执行GB9133的规定。r. 采用合适的废物处理工艺和减容措施，尽量减少二次废物的产生量。g. 建立有效的生产管理系统，培训合格的操作人员。4.1 废气核燃料后处理厂废气包括气态裂变产物和气溶胶，应根据废气放射性浓度、核素特性分别收集。气态裂变产物主要存在于核燃料组件剪切和溶解的排气中，其核素主要是ssKr、J33Xe、i吨，14c和3H等。放射性气榕胶存

5、在于所有放射性设备的排气和厂房通风排气中。不同的排气应设置不同的预净化和净化处理系统。核燃料元件剪切和溶解排气，共去污萃取循环设备排气，铀线净化循环设备排气，坏线净化循环设备排气，高、中放废液浓缩设备排气，高放废液贮槽排气，高放废液固化设备排气，废物焚烧炉排气和一般放射性设备的排气必须分别收集、净化处理。草酸坏蜡烧设备和铀线流化床脱硝设备的排气也必须有专门的收集、预净化和净化系统。应设置高效可靠的厂房进风过滤系统，最大限度地减少厂房内空气中的含尘量，以降低放射性气溶胶浓度。4.2靡液核燃料后处理厂在运行和检修过程中产生的高放废液、中放废液、低放废液和废有机溶剂，必须分别收集。高放废液主要是共去

6、污循环的萃残液F酸性中放废液主要是铀线净化循环和坏线净化循环的萃残液、酸性溶剂洗涤液、高放废液浓缩系统二次蒸汽冷凝液和去污废液z碱性中放废液主要是碱性溶剂洗涤液和去商废液p低放废液主要是核燃料元件贮存水池排水、中放废液浓缩系统二次蒸汽冷凝液和控制区地面清洗Jj(F废溶剂主要是废弃的TBP稀释剂混合物。应采取下列措施以控制放射性废液的产生量和废液的组成za. 在产生废液的相关工艺过程中尽量减少各种酸碱试剂和盐类的引入，以减少浓缩液体积F必须考虑废液处理和固化时的工艺要求，不引入对处理工艺或固化过程不利的化学成分，b. 尽可能去除萃取过程中排出的萃残液中所夹带的有机搭剂Fc. 加强控制园的车辆、人

7、流管理，以减少废液中颗粒物质的含量Fd. 尽量用擦试方法去污，避免直接用水冲洗控制区和设备区地面F2 EJ/T 940-95 e. 尽量用复用水代替一般生产上水作为设备清洗水和控制区、设备室地面的清洗用Jj( J f. 防止非放射性排水进入放射性废液系统4.3 固体鹰核燃料后处理厂在运行和检修过程中产生核燃料组件废物、废过滤器、废液脂、可燃废物、可压缩燃废物、超铀废物、其它固体废物以及放射性废物固化体。核燃料组件废物是燃料组件端头和隔架、浸取过的燃料包壳，废树脂是由废水处理系统产生z废过滤器是检修更换下来的料液过滤器和废气处理系统的过滤器F可燃废物包括被放射性污染后废弃的工作服、手脚套、口罩、

8、擦拭材料等，可压缩废物包括更换下来的排风过滤器等F其官固体废物包括在检修过程中废弃的放射性设备、仪表、工具和材料F放射性废物固化体包括放射性废液的固化产物和经过固定处理的固体废物。对放射性固体废物应采取下列控制措施za. 禁止在放射性废物中放入非放射性废物sb. 根据放射性固体废物的具体特征，在废物产生点或收集点将可燃废物、可压缩废物和其它固体废物分类收集Fc. 应采取措施尽量减少被超铀核素污染的废物体积，超铀废物必须专门收集。5靡物处理5.1 总的要求s.1.1 废物处理系统的运行必须分别执行正常运行和预期运行事件时的书面运行规程，这些规程必须包括运行限值和条件s.1.2废物处理系统必须按计

9、划运行和维修，不应由于放射性废物处理系统而影响核燃料后处理系统的运行。在核燃料后处理系统停运检修期间相应的废物处理系统也应该运行，以保证及时地处理检修期间所产生的废物。s.1. 3 在废物处理系统不能投入正常运行时，必须有足够的贮存容量，确保安全地存放需要处理的废物5.1. 4 要尽可能采用放射性固体废物的减容技术，以减少其贮存、运输和处置的费用。5.1. 5 废物处理系统必须安全、可靠、易于操作和维修，能保证对放射性物质和其它有害物质的净化达到规定的水平。s. 2靡气净化处理s. 2.1 溶解排气净化s. 2.1.1 必须采取措施防止易裂变物质进入溶解废气净化系统。s. 2. 1. 2 在确

10、吸附塔的气体进出口管线上应该设置在线测量装置，用以确定碗吸附塔的除腆效率。s. 2.1. 3 运行时至少有两台礁吸附塔串联使用，用以保证一台碗吸附塔失效时仍然能保持所必须的净化效率。s. 2. 1. 4 为了保证碗吸附塔的净化效率，榕解废气进入碗吸附塔时相对湿度必须低于EJ/T 940-95 20%,NOx浓度必须低于10%（体积s. 2.1. 5 榕解排气净化系统的气体加热器和提供压空喷射器压缩空气的空气压缩机必须备有事故应急电源s.2.2 一般工艺设备排气净化s. 2. 2.1 排气净化前应该先用冷却和除沫的方法除去排气中的水分，再加热到120左右降低相对湿度s. 2. 2. 2 排气先经

11、过中效过撞器净化再进入高效过滤器5. 2. 2.3 必须由两台高效过滤器串联使用，以保证一台高效过滤器失效时仍能保持所必须的净化效率5.2.2.4 在高效过滤器的进出口气体管线上必须设置压是计，用以间接监测高效过滤器的堵塞和效率降低情况。s.2.2.s 当高效过滤器效率明显降低或压力降达到操作极限时必须更换高效过滤器，报废的高效过滤器必须密封并作为专门的固体废物处理。5. 2.3 NOx回收和排放s. 2. 3.1 需进行NOx回收的放射性排气，其目放射性浓度必须低于1.85kBq/m3。应恰当地利用回收的硝酸，以减少氮氧化物的排放量。5.2.3.2 应该采取常压吸收系统，NOx气体进吸收塔前

12、的温度必须低于50。5.2.3.3 经过NOx回收系统处理后排气中NOx浓度必烦低于国家规定的限值。s. 2.4坏线净化循环设备排气净化坏线净化循环设备排气必须先经洗涤塔洗涤，除去排气中的含坏气溶胶和亚硝气，再经不锈钢丝网过滤器净化后才能进入一般工艺排气系统处理。s.2.s 草酸坏蜡烧排气净化s. 2. 5.1 草酸坏蜡烧排气必须先经过金属材料过滤器预处理。s. 2. s. 2 金属材料过滤器进出口气体管道上应设置压差计，用以间接探测过撞器的堵塞情况。废弃的过滤器应予密封，并作为题铀废物处理。5.2.S.3 草酸坏蜡烧排气经预处理后应和坏线净化循环设备排气一起净化处理。5.2.6 铀线流化床脱

13、硝排气净化s. 2. 6.1 铀线流化床脱硝排气必须先经过烧结材料过滤器预处理，烧结材料过滤器应设有空气反吹装置回收三氧化铀粉来。s. 2. 6. 2 经烧结材料过滤器预处理后的排气必须经玲凝冷却回收排气中的NOx后进一步净化处理。5.3靡液处理5.3.1 高、中放废液的蒸发浓缩处理s. 3.1.1 高、中放废液必须有各自独立的蒸发浓缩处理系统，并应有备用。s. 3.1. 2 应该设置从废液中去除有机溶剂的分离装置，以尽量减少蒸发料液中有机溶剂的含量。5. 3.1. 3 必须限制加热蒸汽的压力低于0.3MPa，以确保被加热废液温度低于130，避免EJ/T 940-95 废液蒸发器内因生成“红油

14、”而发生爆炸。5. 3.1. 4 当加入还原剂（酸、甲甲醒等破坏硝酸时，应具备控制反应条件的手段，以防止可导致爆炸的未反应还原剂的积累。5. 3.1. 5 应该尽可能地提高二次蒸汽净化效率。高放废液蒸发二次蒸汽冷凝液的放射性浓度应达到中放废液水平，中放废液蒸发二次蒸汽玲凝液的放射性浓度应达到低放废液水平。5. 3.1. 6 高放废液蒸发二次蒸汽冷凝液是含佩废液，应根据核燃料后处理厂厂址特性选择相应的含氟废液处理、处置方案。5. 3. 1. 7 高、中放废液蒸发二次蒸汽冷凝后的不凝气体必须经过专门的排气净化系统处理。5. 3.1. 8 必须保证蒸发器在稳定的负压条件下运行。5. 3.1. 9 应

15、该定期对蒸发前的废液和蒸发后的浓缩废液以及二次蒸汽冷凝液进行取样并测量其放射性浓度，以评价系统和设备的运行状况5. 3.1.10 必须有效地监测和控制废液中易裂变物质的含量，以防止易裂变物质在废液蒸发浓缩处理系统中的积累而导致临界事故。5. 3. 2低放废液的处理低放废液一般应该采用过滤一一蒸发一离子交换三步法工艺处理，但对放射性浓度较低的废液也可采用英中一步或两步方法或其它有效的方法处理，低放废液处理必须满足下列要求za. 经处理后需排放的废水必须采取槽式排放，排放前放射性浓度必须经过监测，以保证低于管理部门批准的限值Fb. 经过处理后准备复用的废水，其放射性浓度和杂质含量必须符合规定的水质

16、要求pc. 在符合上述两点要求的前提下，尽可能减少处理后的浓缩物体积；d. 蒸发处理系统应有节能措施，以降低低放废液处理费用。5.3.3废有机溶剂处理5. 3. 3.1 废有机溶剂应该进行焚烧处理，焚烧产生的气体必须设有专门的气体净化系统，以保证排入大气的放射性及有毒物质浓度低于管理部门规定的限值。5.3.3.2 焚烧灰渣应进行固定处理。5-4浓缩废渣的贮存5. 4.1 高放浓缩废液的贮存高放浓缩废液的贮存必须满足GB11929中有关的规定和要求。5. 4. 2 中、低放浓缩废液贮存5. 4. 2.1 中、低放浓缩废液贮存槽应设置在地质构造稳定、无地层断裂的地方。中、低放浓缩废液贮槽底部应位于

17、百年一遇的最高洪水水位之上。5.4.2.2 中、低放浓缩废液贮槽必须设于地下水水位之上。5.4.2.3 中、低放浓缩废液贮槽应有三重屏障，即贮槽、设备室不锈钢或碳钢覆面和混凝土设备室本身。5.4.2.4 贮槽必须有备用，应保证每4个贮槽中有1个备用槽。备用槽必须与所使用的最EJ/T 940-95 大贮槽等容s. 4. 2. 5 必须监测和控制进入贮槽内中放浓蜻废液的易裂变物质浓度，保证贮槽内废液的易裂变物质浓度小于最低临界浓度限值，总量小于最小临界值5.4.2.6 在贮槽区周围应设监测井，定期取样监测地下水，贮槽内应设有倒槽设施和取样系统，如果废液中有泥紫则应设搅混装置5.4.2.7 中、低放

18、浓缩废液贮槽设备室覆面底部应具有坡度，并设有集水坑、液位信号和废液转运设施。s. 4. 2. 8 应该对贮槽设备室内的空气定期取样监测，以分析判断贮槽有无泄漏。s. 5浓缩废渣圄化5. 5.1 高放浓缩废液固化s. s. 1. 1 高放浓缩废液应该采用成熟、可靠的工艺固化，固化体的性能必须满足最终处置的要求。s. s.1. 2 高放固化体应就地贮存在带有冷却系统的暂存库内，直至放射性衰变到固化体温度达到高放废物处置库接收标准。s. s.1. 3 固化体容器的转运必须通过专用屏蔽容器进行。5.5.2 中、低放浓缩废液固化处理中、低放浓缩废液应采用洒青固化或水泥固化，在地质、地理条件允许情况下并得

19、到国家环境保护局同意时可以采用大体积浇注水泥固化方法或水力压裂工艺将废液水泥浆注入到地下页岩层中固化处理。5. s. 2.1 中、低放浓缩废液韧青困化必须满足下列规定和要求：a. 固化体性能应满足GB14569中有关橱青固化体的性能要求Fb. 熔融的拥青混合物出口温度应保持在165175范围内。一旦出现过热情况必须能发出警告信号，在温度超过一定限值时能够自动停运Fc. 浓缩废液中NH4的浓度必须严格控制在3g/L以下Fd. 在沥青和所处理的浓缩废液组成变化较大时，在处理前应先制备固化物小样进行差热及热失重分析，检验其热稳定性。必要时应进行公斤级恒温试验检验差热及热失重分析结果，用来指导和调整运

20、行的工艺控制条件；e. 熔融的朋青1昆合物的装桶应该分几次进行，以防止热积累和盐份或放射性核素的沉积；f. 必须采取措施，防止固化桶外表面在固化过程中受到市染pg. 熔融的洒青混合物的装桶线必须设有火灾报警、自动灭火装置和事故排风系统ph. 熔融的泪青混合物装桶封盖后，必须在暂存间冷却成固态才能送往贮存库贮存Fi. 所产生的二次蒸汽冷凝液必须经过除油后才能送往低放废液处理系统。s.s.2.2 中、低放浓缩废液水泥固化必须满足下列规定和要求za. 固化体应满足GB14569中有关水泥固化体的性能要求；b. 撒缩废液水泥固化前应经过减容处理，尽可能减少水泥固化的废液体积。c. 必须针对撒缩废液的实

21、际化学组成进行模拟配方试验，选择水泥的种类、标号和确6 EJ/T 940-95 定废液水泥浆的具体配方Fd. 浓缩废液和水泥应能按照规定的配方充分地混合均匀pe. 可以采用沸石等无机离子吸附材料作为添加剂，以改善水泥固化体的性能Ff. 浓缩废液和水泥混合形成的废液水泥浆装桶封盖后必须在暂存间养护，在完全固化后才能送往暂存库暂存。s. s. 2. 3 中、低放浓缩废液采用大体积浇注水泥固化处理除满足第5.5. 2. 2条ae点要求外还应满足下列要求za. 中、低放浓缩废液水泥浆大块浇注近地表处置必须设置工程屏障，对所采用的工程屏障必须进行论证以确保处置的安全性Fb. 大块烧注近地表处置的中、低放

22、浓缩废液水泥浆中超铀核素的比活度一般应低于近地表处置所规定的限值，超过此限值时必须进行环境影响评价，并报请国家环境保护局专门批准。s. s. 2. 4 中、低放浓缩废液采用水力压裂法处理必须满足下列要求：a. 必须针对井下注射水泥浆的特点以及放射性废物处置的要求进行浓缩废液水泥浆的模拟配方试验，以确定水泥干物料的组成和废液水泥浆的最优配方，b. 必须采取措施防止水泥干物料和浓缩废液在混合器中发生堵塞现象pc. 废液水泥浆注射泵房和注射井口必须设有防越压爆炸措施pd. 应设置事故废液水泥浆池并有必要的工程屏障，以防一旦发生井口破裂事故时能够及时接受和处置从井口流出的废液水泥浆ge. 注入到地下页

23、岩层中的废液水泥浆在凝固过程中所产生的游离水应能回流到地面进一步处理自f. 采用水力压裂技术处置中、低放浓缩废液，其中超铀核素的浓度的限值必须进行环境影响评价，予以分析验证并报请国家环境保护局批准。S.6 团体靡物处理固体废物的处理应达到最大限度的减容。s. 6. 1 可燃废物的焚烧处理s. 6. 1. 1 在产生点未经分类的废物应于焚烧前在手套箱内分栓，以去除不可燃的、可引起爆炸的、以及不适合焚烧的废物。s. 6. 1. 2 应选择合适的炉型并提供充分的条件，以保证废物燃烧完全，并防止或减少有毒物质或易爆物质的产生。焚烧炉结构应尽可能简单。炉型选择应考虑操作方便，易于维修，使用寿命长。s.

24、6. 1. 3 必须设有排气净化系统，以保证排入大气的放射性及有毒物质浓度低于管理部门规定的限值。s. 6.1. 4 焚烧灰渣应进行固定处理。5.6.2 废物的压缩减容处理s. 6. 2.1 废物压缩前应进行分栓，以去除不适于压缩减容的废物。5.6.2.2 应采取措施收集废物压缩过程中所产生的废液，并防止发生气载污染。7 EJ/T 940-95 5. 6.2.3 废物压缩减容必须隔离操作，并具有单独的排风系统。排风必须经过高效过滤器净化5.6.3废弃的放射性污染设备、管道的减容5. 6. 3. 1 废弃的放射性污染设备、管道在减容处理前应尽可能去霄，降低其精染水平。5.6.3. 2切割或破碎废

25、弃的设备、管道应按真放射性比活度或表面沽湾水平分别在热室、专用工作间或有局部排凤的房间内进行5. 6. 3. 3 切割或破碎后的废物应进一步压缩减容和进行固定处理5.6.4燃料包亮废物的处理s. 6. 4.1 应该测量溶解后燃料包壳中残留的铀和坏量，含铀和坏量高的燃料包壳应返回溶解系统进一步处理5.6.4.2 在贮存和处理燃料包亮的过程中应采取各种措施防止错包亮碎屑的自燃着火。s. 6.4. 3 燃料包壳废物应进行处理和包装6废物包襄6.1 低、中水平放射性固体废物的包装必须采用规定的标准容器，并必须符合GB12711 中有关的规定和要求p高放废物和超铀废物的容器应由蕾运单位提出意见报主管部门

26、批准。6.2 废物的包装（包括废物容器、外包装容器、屏蔽容器、运输容器等应该符合GB11806 的规定，并按照该规定进行设计、制造和检验，经主管部门审查批准后方可使用。7 固体废物的暂时贮存7. 1 贮存量和贮存年限7. 1. 1 低、中水平放射性固体废物7. 1. 1. 1 低、中水平放射性固体废物暂存库的贮存容量不应少于核燃料后处理厂六个月所产生的废物量，并且不超过核燃料后处理厂五年所产生的废物量。7. 1. 1. 2 暂存库容量除考虑核燃料后处理厂正常运行所产生的低、中水平放射性固体废物量外，还必须考虑预期运行事件和检修期间所产生的废物量。7. 1. 1. 3 低、中水平放射性固体废物在

27、暂存库的暂存时间一般不应超过五年。7. 1. 2 高放固体废物和超铀废物7. 1. 2. 1 高放固体废物和超铀废物中间贮存库的容量应该能容纳核燃料后处理厂全寿期内运行、检修所产生的全部高放固体废物和超铀废物。7. 1. 2. 2 核燃料后处理厂营运单位应对高放固体废物和超铀废物在暂存库的暂存时间提出建议，并申报主管部门批准。7. 2 废物的固取必须保证贮存库内所有废物在所规定的暂存年限内可以安全回取。7. 3 安全措施7. 3.1 暂存库必须设有必要的防火、防水、防可能发生的自然灾害的措施及剂量监测和安全保卫设施。8 EJ/T 940-95 7.3.2 高放固体废物暂存库应该设置冷却系统和相

28、应的排气净化系统7.4靡锦档案7. 4.1 暂存库必须建立完善的废物进出登记制度，正确地记录废物的接受日期、废物来源、废物类型和比活度、容器编号、表面辐射水平和污染水平、堆放位置以及运出日期和接受单位等。7.4.2 废物在外运处置之前，必须检查废物包装及表面辐射水平和市染水平情况，并记录在废物档案上，其复印件应随同外运废物一起送往处置场8 靡物运输8.1 厂内运输8. 1. 1 在核燃料后处理厂或厂区边界内的放射性废物运输必须确保运输人员和厂区沿途人员有足够的辐射防护，并足以防止放射性物质向环境释放。8.1. 2 根据放射性废物的物理形态、核素种类、比活度和包装情况决定厂内运输应采取的安全措施

29、和监督等级，使厂区人员所受照射保持最低，并且在运输事故情况下不可控制的释放的可能性最小。8. 1. 3 监督必须由熟悉放射性废物运输安全要求的工作人员执行，并且应根据书面操作程序进行。在运输高放废物时必须给予高等级的监督。8. J. 4 在同一控制区内的废物厂区运输，如果给予适当等级的监督，则废物的包装和运输要求可以适当降低。在两个隔开的控制区之间的废物厂区运输，可以建立一个包括运输路线在内的临时控制区。但是，当存在不可控制的放射性释放重大潜在危险时（特别是气载放射性释放），不得降低废物的包装和运输要求。8. 1. 5 其包装满足厂外运输要求的废物，可以在低于8.1. 3和8.1. 4条所规定

30、的监督要求情况下进行厂区运输。8.2 厂外运输8. 2. 1 放射性废物的厂外运输必须遵照GB11806有关的规定和要求。8.2.2 核燃料后处理厂向厂外运送放射性废物之前，必须编制环境影响报告书，对放射性废物运输的环境影响作出评价，经国家环境保护局审查批准后方可实施。8. 2. 3 核燃料后处理厂废物的厂外运输应选择适当的运输路线，以限制运输所造成的影响。8.2.4 废物运输前必须对废物的包装进行检查，废物包装不符合标准不得运输。8.2.5 必须为放射性废物的厂外运输配备专用的运输车辆，采用安全、可靠的装卸工具。9废物的处置9.1 低、中水平放射性固体废物的处置9.1.1 核燃料后处理厂所产

31、生的低、中水平放射性固体废物应该送往近地表处置场处置。9. 1. 2 送往近地表处置场的低、中水平放射性固体废物及其包装必须满足GB9132-88第5章的要求回9 EJ/T 940-95 . 2 高放固体废物和超铀废物的处置9. 2.1 核燃料后处理厂所产生的高放废物和超铀废物必须送往深地层处置库处置。9. 2. 2送往深地层处置库的高放废物、超铀废物及其包装必须满足国家有关深地质处置的规定和要求。10庞物管理系统的监督和监测10.1 目标和要求10. 1. 1 核燃料后处理厂的辐射监测部门和安全部门（或环境监测部门应加强对废物管理系统和环境的监测，并接受有关部门的监督和检查。10.1. 2

32、废物管理系统监督和监测的目标是保证系统按照国家有关规定的要求正确地运行，并提供证明其符合要求的必要资料。废物管理系统监督和监测的具体目标如下za. 给出有关放射性废物的来源、数量和特性的资料，并提出证明其符合规定要求所必须的资料Fb. 保证废物管理系统的正确运行Fc. 控制放射性物质的排放，保证排放不起过限值Fd. 控制或监督废物的包装使之符合贮存、运输和处置的要求se. 保证厂内外人员所受剂量保持在可合理达到的尽可能低水平。10.2流出物的监测10.2. 1 核燃料后处理厂流出物的监测必须符合GB11217中有关的规定和要求。10.2.2 气体和液体流出物向环境的主要排出口应设置能及时探测出

33、显著高于正常放射性活度排放量的仪表或装置。10.2.3 当流出物中重要放射性核素的浓度或排放速率变化较大时，或当有较大可能意外释放及潜在后果显著时应进行连续监测。10.3环境监测10.3. 1 核燃料后处理厂的环境放射性监测必须符合GB12379中有关的规定和要求。10.3.2 环境监测和流出物的监测应由一个部门统一负责。10.4 厂区废物监测l10. 4.1 必须对厂区内废物的产生点进行监测，以控制废物的分类收集和减少废物的产生量。10. 4. 2 必须对废物处理系统的进口和出口废物的化学组成和或放射性浓度（或比活度进行监测，以保证废物处理系统正常运行。10. 4. 3 必须监测从核燃料后处

34、理厂运出的废物及其包装，以保证符合GB9132-88第5章，GB11806-89第6章以及GB12711-91第7、8、9章有关的规定和要求。求况要情理故管事物的靡统性系射理放处下后况料情燃故撞事AAU EJ/T 940-95 11. 1. 1 核燃料后处理系统发生与放射性物料相关的事故例如燃料组件跌落、误装冷却时间短的燃料组件、蒸发器内红油爆炸、潜剂着火等时会导致废气、废液和固体废物的增加，必须采取以下措施减轻事故情况下放射性废物造成的辐射影响za. 尽快地隔离、消除和减少废物的来源；b. 标明并隔离精染区，以防扩大污染。11. 1. 2 废物管理系统在符合环境保护要求前提下，应该具有事故情

35、况下的灵活性，例如废物不能及时处理时可以暂存。11. 1. 3 在接燃料后处理系统事故情况下，如果必须以超过规定的限值、有控制地向环境释放时，则必须迅速通告环境保护部门，并获得特许，如果可能必须预先获得批准。在不可控制地向环境释放时必须采取应急措施。11. 2 靡物管理系统的事故情况11. 2.1 必须对废物管理系统可能发生的事故（例如高放废液泄漏、碗吸附塔失效以及高效过滤器破损或可燃废物贮存库着火等进行分析和评价，规定不同事故发生时的相应处理办法。一旦事故发生，必须采取11.1. 2条规定的措施，以减轻事故的影响。11. 2. 2 必须采取下列措施以防止废物管理系统发生事故za. 严格控制废

36、物的化学组成，以减少腐蚀和结垢；b. 保证监测系统的可靠运行，以便及时发现故障，尽早采取纠正措施；c. 有效地防止火灾和爆炸物质的形成，并严格管理火灾报警和消防设备Fd. 按13.3的要求培训工作人员。12 退役废物的管理12. 1 退役措施和计划12. 1. I 在核燃料后处理厂设计阶段就应该考虑退投方案，并制定有助于后处理厂退役的措施，这些措施包括对工艺系统设备、设备间的清洗、去胃、处理、吊运以及相应的废物管理措施。12. I. 2 核燃料后处理厂在达到使用寿命之后必须根据第3章中提出的废物管理总目标制定退役计划。12.2 退役废物管理12. 2.1 退役过程中应选用有效的方法进行去污，以

37、降低废物的放射性活度，减少放射性废物的体积，并尽可能重复使用有价值的材料和设备。12. 2.2 退役废物应按照不同放射性核素含量、物理形态、外形尺寸和材料分类收集。12. 2.3 需要处理的退役废物应尽量采取切割、解体、焚烧或压缩等减容手段，使其进一步缩小体积。12.2.4 退役废物不得长期贮存，必须及时地进行安全处置。退役废物的处置应作为退役工程的一部分。12.2.s 退役过程中所产生的低于低放的废物的管理必须符合GB14500-93第18章的有关要求。11 EJ/T 940-95 12.2.6 退役过程中所产生的兔管废物的管理必须按照GB13367中的规定执行。”营运单位职责13.1 管理

38、职责13.1.1 负责编制和实施放射性废物管理大纲。该大纲必须符合国家有关法规和环保部门的要求，保证核燃料后处理厂运行时产生的废气、废液和固体废物得到有效地控制。13.1. 2 必须根据GB12379的有关规定编制和实施环境监测大纲，该大纳不应与主管部门负责编制的有关大纲相矛盾13.1. 3 核燃料后处理厂应急计划应包括与放射性废物管理相关的应急和补救措施。13. 1.4 核燃料后处理营运单位关于上述大纲、计划的具体职责必须包括下列方面za. 在运行前应整理所获得的包括气象、水文在内的环境数据最新资料，以验证设计阶段安全分析报告和环境影响报告中所使用的假设和为计算运行排放限值所提供的条件依据p

39、b. 提出流出物的排放限值，报国家环境保护局批准pc. 定期向主管部门报告正常排放情况，及时报告事故排放情况，说明事故性质和范围，以及所采取的补救措施Fd. 对废物管理系统的全部设备制定运行和维修规程，对流出物监测、环境监测和收集气象、水文数据所使用的仪器设备制定相应的使用和维修规程；e. 保证废物处理系统的运行和维修不会影响核燃料后处理系统的运行Ff. 保证废物处理系统不仅能处理核燃料后处理厂正常运行时所产生的废物，而且能处理核燃料后处理系统以及废物处理系统本身预期运行事件所产生的废物Fg. 定期总结运行经验和数据，并记录在案Fb. 根据可能影响废物处理系统和流出物的某些因素（所处理燃料组件

40、参数的变化，设备的使用情况和新的科技开发情况等，确定是否应该修改废物的产生量和处理方法；i. 编制和实施监督计划，包括监测用作放射性物质释放的屏障的部件和系统的有效性；监测核燃料后处理厂厂内和厂外环境，以便尽早发现放射性液体和气体的泄漏；监测减少或处理泄漏的系统F监测工艺系统化学特性，以防止可爆炸物质的形成和腐蚀F检查用于废物分类和监测的程序F检查己包装、贮存和运输的废物，检查对不利的气象、水文条件所采取的措施。j. 定期检查流出韧的释放，保证流出物的释放保持在“可合理达到的尽量低”水平pk. 为报告非计划排放和事故排放制定有关程序，并为审查上述事件制定调查程序F). 保存废物管理、流出物以及

41、环境监测的记录（见13.2条。13. 2记录13.2. 1 必须建立套完善的记录系统，使得资料在其所要求的保存期内便于检索。12 EJ/T 940-95 13.2.2 这些记录必须包括废物管理系统、设备和部件的运行和维修、流出物的释放、已处理和未处理废物在厂区内的贮存和处理后废物向厂区外的发送以及辐射监测和评价资料。13. 2. 3 废物管理、流出物和环境监测的记录必须包括sa. 运行前及运行时的环境监测结果Fb. 废物处理系统的基础资料（例如所处理废物的量及活度以及主要设备的特性费料（例如净化效率，c. 核燃料后处理厂放射性流出物的总活度，其中包括任何非监测释放点的估算值Fd. 与废物管理大

42、纲有关的异常情况或故障（如非计划排放或世漏的调查报告；e. 第10.4中列出的监督和监测结果，f. 厂区收集、处理和贮存废物的详细情况pg. 为定期评价由核燃料后处理厂运行造成的公众剂量所需要的资料。13.3 人员培训13.3. 1 必须通过人员正规培训来改善核燃料后处理厂放射性废物管理系统的运行管理，使有关人员了解和掌握废物管理大纲的目标和对废物产生量的控制。13.3.2 运行人员必须接受废物管理和辐射安全的全面培训，以了解废物管理系统的设计依据，每个设备和部件的功能及其操作、注意事项、操作过失所引起的后果以及应采取的纠正措施，具备消除隐患和排除故障的能力。运行人员必须接受废物管理系统运行方

43、面的定期再培训，使其充分了解废物管理系统的修改情况及其原因，以尽可能减少潜在的人为失误。14质量保证14. I 核燃料后处理厂营运单位制定的质量保证大纲必须包括以下内容：a. 对系统的各阶段，如选址、设计、采购、制造、建造、安装、调试、检验、运行和退役提出质量保证的详细要求；b. 规定各级领导和工作人员的质量保证职能、工作质量标准和质量监督内容；c. 规定废物管理系统运行和检修必须遵守的管理和技术规定以及人员素质要求；d. 对废物处理设施停止运行后可能需要的某些废物管理工作如废物运输和处置）提出要求。14. 2 废物管理系统运行的质量保证大纲必须包括过程控制，以保证向环境中排放的放射性的量和浓度低于排放限值p经过固化或固定、包装后的废物符合放射性废物贮存、运输和处置的要求。此过程控制必须包括系统的合格鉴定，通过实际设备的试验确定有效的处理工艺参数、定期验证工艺参数的可接受性和必要时修正这些参数的措施。质量保证大纲还必须包括对放射性废物的接受、处理、贮存的记录和文件的准备、保存和使用，对废物包装体的发运应建立装货清单制度，并能对其进行跟踪。13 14 EJ/T 940-95 附加说明z本标准由中国核工业总公司安防环保卫生局提出，本标准由核工业第二研究设计院负责起草本标准主要起草人z孙明生、孙东辉、王显德、张吉富、史庆芳、胡明焕、万露霞。maleg皂白