為規(guī)范低水平放射性固體廢物包的特性鑒定，保證放射性廢物安全，我部組織編制了國家標準《低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見稿)》?，F(xiàn)印送給你們，請研究并提出書面意見，并于2018年12月25日前通過信函或電子郵件的方式將意見反饋我部(電子文檔請同時發(fā)送至聯(lián)系人郵箱)。逾期未反饋意見的將按無意見處理。標準征求意見稿及其編制說明可登錄我部網(wǎng)站(http://www.mee.gov.cn/)“意見征集”欄目檢索查閱。
聯(lián)系人：輻射源安全監(jiān)管司鄧少剛
電話：(010)66556375
傳真：(010)66556375
郵箱：HSSFFC@mee.gov.cn
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郵政編碼：100035
附件：1.征求意見單位名單
2.低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見稿)
3.《低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見稿)》編制說明
生態(tài)環(huán)境部辦公廳
2018年11月13日
附件1
征求意見單位名單
中國工程物理研究院
中國核工業(yè)集團有限公司
中國廣核集團有限公司
國家電力投資集團有限公司
清華大學
中國原子能科學研究院
中國核動力研究設計院
中國輻射防護研究院
中國核電工程有限公司
上海核工程研究設計院有限公司
深圳中廣核工程設計有限公司
中核四〇四有限公司
中核四川環(huán)保工程有限責任公司
中核清原環(huán)境技術工程有限責任公司
各地區(qū)核與輻射安全監(jiān)督站
核與輻射安全中心
(部內(nèi)征求固體廢物與化學品司、核設施安全監(jiān)管司、核電安全監(jiān)管司意見)
前 言
為貫徹《中華人民共和國環(huán)境保護法》《中華人民共和國放射性污染防治法》和《中華人民共和國核安全法》，防治放射性廢物污染，保證放射性廢物安全，規(guī)范低水平放射性固體廢物包的特性鑒定，制定本標準。
本標準規(guī)定了在近地表處置場處置的低水平放射性廢物包的特性要求和鑒定方法。本標準為首次制定。
本標準的附錄A、附錄B為資料性附錄。
本標準按照GB/T1.1-2009給出的規(guī)則起草。
本標準由生態(tài)環(huán)境部輻射源安全監(jiān)管司和法規(guī)與標準司組織制訂。
本標準主要起草單位：中國工程物理研究院材料研究所、中核四川環(huán)保工程有限責任公司、中核四〇四有限公司、深圳中廣核工程設計有限公司、中國輻射防護研究院。
本標準生態(tài)環(huán)境部20□□年□□月□□日批準。
本標準自20□□年□□月□□日起實施。
本標準由生態(tài)環(huán)境部解釋。
低水平放射性廢物包的特性鑒定
1 范圍
本標準適用于待處置的低水平放射性廢物包的特性要求和鑒定方法。
本標準不適用于高完整性容器。
2 規(guī)范性引用文件
本標準引用了下列文件中的條款。凡是不注明日期的引用文件，其有效版本適用于本標準。
GB/T 2419 水泥膠砂流動度檢驗方法
GB 5085.1 危險廢物鑒別標準腐蝕性鑒別
GB 5085.3 危險廢物鑒別標準浸出毒性鑒別
GB 5085.5 危險廢物鑒別標準反應性鑒別
GB/T 5202 輻射防護儀器α、β和α/β(β能量大于60keV)污染測量儀與監(jiān)測儀
GB 9132 低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規(guī)定
GB 11806 放射性物質安全運輸規(guī)程
GB 12711 低、中水平放射性固體廢物包裝安全標準
GB/T 14056.2 表面污染測定第2部分：氚表面污染
GB 14500 放射性廢物管理規(guī)定
GB 14569.1 低、中水平放射性廢物固化體性能要求水泥固化體
GB/T 17671 水泥膠砂強度檢驗方法(ISO法)
GB 18871 電離輻射防護與輻射源安全基本標準
GB/T 50080 普通混凝土拌合物性能試驗方法標準
GB/T 50081 普通混凝土力學性能試驗方法標準
EJ/T 776 輻射防護用β、x和γ輻射劑量當量儀和劑量當量率儀
EJ 914 低、中水平放射性固體廢物混凝土容器
EJ 1042 低、中水平放射性固體廢物容器 鋼桶
EJ 1076 低、中水平放射性固體廢物容器 鋼箱
HJ/T 20 工業(yè)固體廢物采樣制樣技術規(guī)范
《放射性廢物分類》(環(huán)境保護部、工業(yè)和信息化部、國家國防科技工業(yè)局公告2017年第65
號)
3 術語與定義
下列術語和定義適用于本標準。
3.1 特性鑒定 characterization
通過調(diào)查、計算、分析和(或)測量確定廢物體和廢物包的物理、化學性能和放射特性。
3.2 廢物體 waste form
通過處理和(或)整備后形成的具有一定物理和化學形態(tài)的固體廢物。廢物體是廢物包的一部分。
3.3 廢物包 waste package
按照搬運、運輸、貯存和(或)處置要求整備后的產(chǎn)物，包括廢物體、容器和容器之間的填充物。
3.4 固定廢物體 immobilized waste form
用水泥砂漿、細石混凝土等固定介質把放射性固體廢物團結成整體的廢物體。
4 低水平放射性廢物包的技術要求
4.1 低水平放射性廢物體
4.1.1 基本要求
低水平放射性廢物體的性能應滿足GB 9132和GB 14500的有關要求。
4.1.2 水泥固化體
水泥固化體的性能應滿足GB 14569.1中第5章規(guī)定的要求，參見附錄A。
4.1.3 固定廢物體
4.1.3.1 被固定的放射性廢物應是非流動態(tài)的、化學穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性良好的廢物。
4.1.3.2 待固定的放射性廢物的裝填量應不小于廢物容器有效容積的 85%，且裝填高度應不超過廢物容器有效高度的 95%。
4.1.3.3 待固定的放射性廢物應經(jīng)過預處理，使其盡可能密實。
4.1.3.4 應采取措施(如減小尺寸、加隔離物、緩沖物等)，防止內(nèi)裝的尖銳物損壞廢物容器。
4.1.3.5 對于易產(chǎn)生彌散性粉塵的廢物，固定前應采取防止粉塵擴散的手段。
4.1.3.6 廢物中的可燃物質固定前應進行預處理，防止燃燒。
4.1.3.7 不同種類廢物混合固定時，應考慮載荷的均勻分布。
4.1.3.8 固定廢物體周圍應有不小于 20mm 的固定介質保護層，以保證廢物體的整體性和強度滿足運輸、貯存和處置的要求。
4.1.3.9 應采用與廢物固結性能良好的固定介質，如水泥砂漿或細石混凝土。
4.1.3.10 用水泥砂漿或細石混凝土固定時，廢物中不應含有能吸收砂漿或細石混凝土中水分的物質，并應滿足以下要求：
a) 水泥砂漿
1) 28d 抗壓強度不小于 60MPa；
2) 流動度不小于 310mm；
3) 抗?jié)B性能 28d 氯離子遷移電量不大于 2500C。
b) 細石混凝土
1) 28d 抗壓強度不小于 60MPa；
2) 塌落擴展度不小于 680mm；
3) 抗?jié)B性能 28d 氯離子遷移電量不大于 2000C。
4.2 放射性廢物容器
4.2.1 基本要求
4.2.1.1 放射性廢物容器的結構材料、襯里材料、涂層材料和密封材料應與所盛裝的廢物特性和容器的工作環(huán)境條件(如溫度、濕度、壓力、腐蝕氣氛、輻射場)相容。
4.2.1.2 在設計規(guī)定的條件和壽期內(nèi)，放射性廢物容器及其具有包容功能的附件應能保持其包容和屏蔽能力，并滿足搬運、運輸、貯存和處置的要求或接收準則。
4.2.1.3 放射性廢物容器的設計應考慮最大限度的利用資源和存放空間，與貯存廠房、運輸工具和處置設施相適應。
4.2.1.4 放射性廢物容器應有足夠的機械強度，能夠承受搬運、運輸、貯存和處置過程中正常情況下的負載、堆碼、振動和沖擊，以及設計基準事故(如下落、碰撞)下的破壞。
4.2.2 鋼制容器
4.2.2.1 桶形鋼制容器應滿足 EJ 1042 規(guī)定的要求。
4.2.2.2 集裝箱型鋼制容器應滿足 EJ 1076 規(guī)定的要求。
4.2.2.3 其他形式的非標廢物容器應滿足 4.2.1 規(guī)定的要求。
4.2.3 混凝土容器
混凝土容器應滿足EJ914規(guī)定的要求。
4.2.4 氚廢物容器
4.2.4.1 氚廢物容器應選用經(jīng)試驗證實、阻氚性能好的材料，并根據(jù)內(nèi)裝氚量，選用一層或多層包容材料，且玻璃不能作為最外層包裝容器。
4.2.4.2 氚廢物容器應具有良好的密封性，并應考慮由于溫度升高和氚衰變產(chǎn)生氦氣而形成增壓的影響。
4.2.4.3 對于含氚量大的廢物體，其容器內(nèi)可設置氚吸收裝置。
4.3 低水平放射性廢物包
4.3.1 基本要求
4.3.1.1 廢物包應滿足 GB 9132 規(guī)定的要求。
4.3.1.2 廢物包的類型、型號、規(guī)格、尺寸和額定載荷，以及廢物包中裝載的放射性物質種類、數(shù)量和放射性活度，應符合相關標準和相應設計的要求。
4.3.1.3 廢物包的整備、包裝、搬運、貯存、運輸與處置過程中應遵守 GB 18871 和相關標準的要求，并
形成符合要求和可追蹤的記錄文件。
4.3.1.4 廢物包應備有所裝廢物的技術特性說明書和單個廢物包中廢物體的特征和特性數(shù)據(jù)表，包括廢物
的物理、化學和放射性特性，以及廢物容器的檢驗合格證明。
4.3.1.5 廢物包應標有與其記錄文件一致并符合規(guī)定的識別標志和標記。
4.3.2 放射性
4.3.2.1 廢物包內(nèi)放射性核素的活度濃度應符合《放射性廢物分類》中低水平放射性廢物的限值要求。
4.3.2.2 廢物包的劑量率與表面污染水平應滿足 GB 12711 規(guī)定的要求。
4.3.3 物理特性
4.3.3.1 廢物包內(nèi)包覆或固化的廢物應呈密實的、非流動的固體形態(tài)，并盡可能地充滿廢物包。
4.3.3.2 廢物包中游離液體的體積應小于固體廢物體積的 1%。
4.3.4 機械和結構性能
4.3.4.1 廢物包的機械和結構性能應符合相關標準或 GB 11806 的規(guī)定，能夠承受搬運、貯存、運輸和處置過程中各種正常情況下的負荷應力。
4.3.4.2 廢物包應是密封、防水的，且應考慮廢物包內(nèi)可能的壓力和廢物體尺寸變化(膨脹或收縮)的影響。
4.3.5 含氚廢物包
單個含氚放射性廢物包中氚的總活度應不超過1.3×1013Bq，且氚釋放率每月不得大于總活度的10-5。
5 低水平放射性廢物包的檢驗要求
5.1 應根據(jù)廢物來源、廢物流特征，對廢物包產(chǎn)生過程(包括廢物分類收集、處理、整備、貯存和處
置)中的特性數(shù)據(jù)進行調(diào)查、記錄、分析，作為廢物包性能評價的依據(jù)。
5.2 廢物包的放射性核素組成和濃度表征是廢物包特性鑒定中的核心內(nèi)容。應在廢物體形成前、廢物
的產(chǎn)生、處理(整備)階段進行測量；在廢物體形成后，主要是對其放射性特性進行驗證。根據(jù)廢物來
源途徑、廢物體中放射性核素是否均勻分布，可以建立測量方法。類似來源的廢物可以通過測試-模型- 驗證的途徑，建立表征方法。使用的各類參數(shù)、模型以及方法，應該是可信的，并經(jīng)過驗證或證明。
5.3 在廢物包形成的過程中，對應的檢驗項目和檢驗方法見表 1。
6 低水平放射性廢物體性能檢驗方法
6.1 放射性
6.1.1 直接測量法
采用附錄B推薦的取樣方法，使用能譜分析和/或放射化學分析手段，測定廢物的放射性核素組成及活度。
6.1.2 關鍵核素推算法
如果已知廢物中不同放射性核素之間的定量關系，并且其中至少有一個容易測量的關鍵核素，可以通過對該關鍵核素的測量，用換算因子或核素間的平衡關系計算出其他核素的量和廢物體中的放射性活度。
6.1.3 計算法
通過廢物中放射性核素的組成和/或工藝過程及其關鍵參數(shù)(如中子注量率、輻照時間、平均燃耗、冷卻衰變時間、物料與放射性平衡計算、過程中的核素遷移計算參數(shù)和固化體中廢物包容量等)，采用經(jīng)過驗證的程序，計算或估算廢物體中的放射性核素及其比活度。
6.1.4 非破壞性測量
6.1.4.1 使用γ能譜分析、中子分析等非破壞性測量專用設備，采用經(jīng)過驗證合格的模型、程序，根據(jù)廢物源項資料和廢物體產(chǎn)生工藝、廢物容器屏蔽參數(shù)、核素在廢物體中的分布情況等參數(shù)，推算廢物體中放射性核素的組成和活度。
6.1.4.2 非破壞性測量方法在建立階段需要驗證，并進行不確定性分析；在向不同場景下拓展使用范圍時也需要證明和合理的驗證；在使用階段，模型使用的重要參數(shù)，也需要定期驗證。
6.2 化學性能
6.2.1 化學組成
采用附錄B推薦的取樣方法，對樣品進行化學分析和/或放化分析。
6.2.2 浸出率
6.2.2.1 水泥固化體中放射性核素的浸出率采用 GB 14569.1 中 6.3.1 規(guī)定的方法測定。
6.2.2.2 廢物體中危險化學物質的浸出性能檢驗按 GB 5085.3 規(guī)定的方法進行。
6.2.3 抗浸泡性
水泥固化體抗浸泡性采用GB 14569.1中6.3.2規(guī)定的方法測定。
6.2.4 腐蝕性
廢物體的腐蝕性檢驗按GB 5085.1規(guī)定的方法進行。
6.2.5 化學反應性
6.2.5.1 廢物體的化學反應性檢驗按 GB 5085.5 規(guī)定的方法進行。
6.2.5.2 對含有輻解時會產(chǎn)生氫氣或甲烷的廢物體，或者易揮發(fā)有機化合物的廢物體，應根據(jù)廢物中含氫物質的量和所含放射性核素的量，估算氫氣和甲烷的生成速率，并用氣體質譜法測定形成的廢物包的頂部空間中氫氣、甲烷和易揮發(fā)有機化合物的濃度。
6.3 物理性能
6.3.1 均勻性
6.3.1.1 廢物體中放射性核素分布的均勻性可用分段γ掃描或層析γ掃描測定。
6.3.1.2 廢物體結構方面的均勻性可用層析 X 射線照相法測定。
6.3.2 游離液體
6.3.2.1 水泥固化體中游離液體按 GB 14569.1 中 6.1 的規(guī)定檢查。
6.3.2.2 固定廢物體中游離液體可采用射線照相、層析 X 射線照相或超聲波測定。
6.3.3 固定介質的抗?jié)B性能
水泥砂漿和細石混凝土的抗?jié)B性能檢驗方法按EJ 914中附錄C的規(guī)定進行。
6.3.4 流動度
6.3.4.1 水泥砂漿流動度的測定方法按 GB/T 2419 的規(guī)定進行。
6.3.4.2 細石混凝土塌落擴展度的測定方法按 GB/T 50080 的規(guī)定進行。
6.4 機械性能
6.4.1 水泥固化體的抗壓強度、抗沖擊性按 GB 14569.1 中 6.2 規(guī)定的方法進行檢驗。
6.4.2 水泥砂漿的抗壓強度檢驗方法按 GB/T 17671 的規(guī)定進行。
6.4.3 細石混凝土的抗壓強度檢驗方法按 GB/T 50081 的規(guī)定進行。
6.5 輻照穩(wěn)定性
水泥固化體耐γ輻照性按GB 14569.1中6.5規(guī)定的方法進行測試，固定介質的耐γ輻照性測試可參照執(zhí)行。
6.6 熱性能
水泥固化體的抗凍融性按GB 14569.1中6.4規(guī)定的方法進行測試。
7 低水平放射性廢物包的檢驗方法
7.1 放射性
7.1.1 劑量率測量
7.1.1.1 應采用符合 EJ/T 776 規(guī)定的劑量率儀進行測量。
7.1.1.2 應考慮環(huán)境輻射本底的影響，并設法加以避免或扣除。
7.1.2 表面污染測量
7.1.2.1 廢物包表面總污染應采用符合 GB/T 5202 規(guī)定的表面污染測量儀進行測量。
7.1.2.2 廢物包表面的非固定污染測量應采用擦拭法。擦拭面積應根據(jù)廢物包的大小和置信度的要求決定，通常不應小于 300cm2；擦拭取樣應有代表性，擦拭樣品的測量應使用屏蔽良好的固定式計數(shù)裝置，同時扣除本底。
7.2 堆碼試驗
7.2.1 廢物包的堆碼試驗按 GB 11806 規(guī)定的方法進行。
7.2.2 采用低、中放廢物鋼箱容器的廢物包的負載試驗按 EJ 1076 規(guī)定的方法進行。
7.2.3 采用低、中放廢物混凝土容器的廢物包的負載試驗按 EJ 914 規(guī)定的方法進行。
7.3 用作運輸?shù)膹U物包的試驗
用作運輸?shù)膹U物包還應按GB 11806的規(guī)定進行噴水試驗、自由下落試驗和貫穿試驗。
7.4 附加試驗
混凝土容器的滲水試驗按EJ 914規(guī)定的方法進行。
7.5 含氚廢物包
7.5.1 廢物包表面的氚污染測量按 GB/T 14056.2 規(guī)定的方法進行。
7.5.2 含氚廢物包的釋氚率采用全氚取樣、液體閃爍譜儀測量的方法，測算釋氚率。
7.6 廢物包的實物檢查
廢物包應根據(jù)廢物源項和/或產(chǎn)生批次,按不大于 2%(至少 2 件)的比例進行抽查。抽查檢驗以非破壞性檢驗為主，必要時可按附錄 B 的規(guī)定進行取樣分析，包括以下部分或全部內(nèi)容：
a) 廢物包外觀質量；
b) 廢物包質量；
c) 廢物包的表面污染水平；
d) 廢物包的表面輻射劑量水平；
e) 廢物包內(nèi)放射性核素種類及活度；
f) 廢物包的空隙及填充率。
8 質量保證
8.1 總則
8.1.1 與廢物體和廢物包特性鑒定有關的單位應編制特性鑒定的質量保證大綱或質量計劃，從組織機構、人員和設備配置、管理程序、技術等方面保證特性鑒定的質量滿足本標準及有關標準規(guī)定的要求。
8.1.2 質量保證大綱應規(guī)定要進行的各項活動的技術方面的要求，以及保證滿足這些要求的措施。
8.2 過程控制
8.2.1 廢物產(chǎn)生單位在加工處理廢物時，應對各工藝過程、工藝設備和儀表進行質量控制和評定，確保生產(chǎn)過程處于受控狀態(tài)。
8.2.2 應按照相關規(guī)范、標準和準則的要求對廢物體、廢物包產(chǎn)生的工藝過程進行控制，確保這些工藝過程由合格的人員，按照認可的程序、使用合格的設備，按現(xiàn)有標準來完成。
8.2.3 應制定必要的程序和操作手冊對特性鑒定過程中的采樣、制樣、分析、測量、數(shù)據(jù)處理和評審、接口管理進行控制，保證特性鑒定結果的可靠性和具有足夠的置信度。
8.2.4 應采取措施對使用的儀器和設備進行妥善維護、保管和定期標定，保證其合適的準確度和精度。
8.2.5 應按照相關標準、規(guī)范的要求，編制廢物包特性技術說明書，并對文件的真實性負責。
8.3 人員配備與培訓
應建立特性鑒定人員的聘用、培訓和考核制度，保證工作人員能可靠地完成所承擔的任務，并保持其應有的水平和能力。
8.4 質量保證記錄
應建立并執(zhí)行質量保證記錄制度。按規(guī)定的程序對特性鑒定的記錄和質量保證記錄進行審查、批準、發(fā)放、保存和銷毀，以保證在合理時間內(nèi)能提供所有的證據(jù)。
附 錄 A
(資料性附錄)
水泥固化體主要性能及其檢驗方法
表 A.1 水泥固化體主要性能及其檢驗方法
附 錄 B
(資料性附錄)
取樣
B.1 基本要求
B.1.1 應根據(jù)廢物源項、處理工藝的穩(wěn)定性、廢物體的均勻性和取樣目的，制定取樣方案。
B.1.2 選用的取樣方法和設備應適合被取樣物的特性和取樣點設計的要求。
B.1.3 必要時可采取實驗室模擬手段制樣，也可在廢物的處理、整備過程中采樣。
B.1.4 為滿足數(shù)據(jù)的置信度和準確度要求，必須有足夠的樣品量和合適的平行樣數(shù)。
B.1.5 應滿足GB 18871規(guī)定的要求，盡量減少取樣造成的輻射危害和環(huán)境污染。
B.2 均勻廢物取樣
B.2.1 工藝過程取樣
均勻廢物應采用在線、定時定點取樣。
B.2.2 廢物包中取樣
應采用抽樣或等分取樣方式，對廢物包進行鉆芯取樣、壓芯取樣或切割取樣。
B.3 非均勻廢物取樣
B.3.1 應在不同廢物產(chǎn)生地或在混合之前，分別對不同廢物的代表性樣品進行隨機取樣。
B.3.2 應盡可能將非勻質廢物切碎、混合后，按HJ/T 20規(guī)定的方法進行。
B.3.3 對于不易切碎的非勻質廢物，宜壓實后“鉆芯”取樣。
B.3.4 對非勻質的金屬廢物，宜熔融處理后再取樣。
B.4 取樣頻度與取樣量
B.4.1 根據(jù)廢物處理工藝的穩(wěn)定性、廢物體的均勻性和取樣目的，參照HJ/T 20規(guī)定的方法進行設定取樣頻度和取樣量。
B.4.2 當測定結果不滿足所規(guī)定的置信度或準確度要求時，需要再次取樣。
原標題：關于征求國家標準《低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見稿)》意見的函