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(shí)施日期：1998-09-01
發(fā)布單位：國家技術(shù)監督局
1 范圍
本標準規定了低、中水平放射性固體廢物（以下簡(jiǎn)稱(chēng)“廢物”）近地表處置時(shí)，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(chǎng)發(fā)送的廢物，其中主要是核電廠(chǎng)、核燃料循環(huán)和核設施退役所產(chǎn)生的廢物。對放射性同位素生產(chǎn)和應用中所產(chǎn)生的廢物也應參照執行。
2 引用標準
下列標準所包含的條文，通過(guò)在本標準中引用而構成為本標準的條文。本標準出版時(shí)，所示版本均為有效。所有標準都會(huì )被修訂，使用本標準的各方應探討使用下列標準最新版本的可能性。
GB 8703－88輻射防護規定
GB 9132－88放射性廢物的近地表處置規定
GB 11806－89放射性物質(zhì)安全運輸規定
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(shí)必須遵守GB 8703規定的基本原則。
3．2 廢物產(chǎn)生單位必須按照GB 14500規定管理廢物，使待處置廢物滿(mǎn)足具體處置場(chǎng)廢物接收標準規定的性能要求。
3．3 廢物包裝必須滿(mǎn)足GB 12711和GB 11806的規定。
3．4 具體處置場(chǎng)廢物接收標準的制訂應該以整個(gè)處置系統的安全評價(jià)為基礎。
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超過(guò)GB 9132規定的管理限值。
4．1．2 廢物包裝體中易裂變物質(zhì)的含量應該加以限制，以保證不會(huì )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(diǎn)的最大輻射水平和1m遠處任意一點(diǎn)的輻射水平，必須滿(mǎn)足GB 12711－91中7．1規定的要求。
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(mǎn)足GB 12711－91中8規定的要求。
4．4 機械穩定性
4．4．1 廢物包裝體的承壓能力和完好性，必須滿(mǎn)足GB 12711－91中6．2規定的要求。
4．4．2 水泥和塑料固化體的機械穩定性，必須滿(mǎn)足GB 14569．1和GB 14569．2中規定的要求。
4．5 抗浸出性
廢物固化體的抗浸出性，必須滿(mǎn)足GB 14569．1－93和GB 14569．2－93中4．3．1以及GB 14569．3－1995中4．5．1規定的要求。
4．6 游離液體
4．6．1 廢物固化體不應有游離液體泌出。
4．6．2 其他廢物體應盡量減少或沒(méi)有游離液體泌出。
4．6．3 廢物容器中游離液體體積應小于固體廢物體積的1%。
4．7 化學(xué)組分
4．7．1 廢物體內螯合劑和絡(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(diǎn)或低閃點(diǎn)的有機易燃物質(zhì)。
4．8 熱和輻射穩定性
廢物體必須具有足夠的熱穩定性和抗輻照性。
水泥和塑料固化體的耐γ輻照性必須滿(mǎn)足GB 14569．1－93和GB 14569．2－93中4．5規定的要求。
瀝青固化體的耐γ輻照性必須滿(mǎn)足GB 14569．3－1995中4．7規定的要求。
4．9 抗著(zhù)火性
4．9．1 塑料和瀝青固化體的抗著(zhù)火性，必須滿(mǎn)足GB 14569．2－93和GB 14569．3－1995中4．6規定的要求。
4．9．2 可燃的壓縮減容廢物必須依賴(lài)包裝，使其著(zhù)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(dòng)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，以及有機物質(zhì)的分解而產(chǎn)生的氣體不應導致處置系統效能的破壞。
4．12 包裝容器
廢物包裝容器的設計、制造必須滿(mǎn)足GB 11806—89中 7和GB 12711－91中 6規定的要求。
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 廢物包裝應采用國家標準容器。
4．12．3 超過(guò)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構部件。
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規定的標志和編號。
4．14．2 廢物包裝體標簽填寫(xiě)內容與技術(shù)要求必須與GB 12711－91中9．2和 9．3的規定相一致。
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、運輸到處置整個(gè)管理系統綜合性質(zhì)量保證的一個(gè)組成部分。廢物產(chǎn)生單位和處置場(chǎng)都必須制訂質(zhì)量保證大綱，確保廢物包裝體滿(mǎn)足本標準規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(chǎng)必須建立各自的質(zhì)量保證組織，嚴格執行GB 9132－88中10的規定。
5．3 驗收和抽檢
5．3．1 處置場(chǎng)在廢物驗收過(guò)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(guò)程中有無(wú)損壞。
5．3．2 主管部門(mén)或處置場(chǎng)營(yíng)運單位可授權某個(gè)有資格的部門(mén)或單位對廢物包裝體進(jìn)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）固化體養護情況；
n）熱性能；
o）可堆放性。
5．4 數據和文件管理
5．4．1 所有與廢物接收有關(guān)的數據、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，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據。
5．4．2 所有與廢物接收有關(guān)的數據、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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