2024核燃料循環(huán)研發(fā)設(shè)施的安全

特定安全導(dǎo)則2024目導(dǎo) 背景(1.1- 目的(1.7- 范圍(1.9- 結(jié)構(gòu)(1.15- 研發(fā)設(shè)施的通用安全考 概述(2.1- 研發(fā)設(shè)施的許可證發(fā)放(2.3- 管理系統(tǒng)(2.16- 場(chǎng)址評(píng)價(jià)(3.1- 設(shè) 概述(4.1- 安全功能(4.11- 假想始發(fā)事件(4.49- 儀器儀表和控制(4.100- 人因的考慮(4.108- 安全分析(4.112- 應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)(4.126- 放射性廢物管理(4.129- 其他設(shè)計(jì)注意事項(xiàng)(4.133- 工程建造(5.1- 調(diào)試(6.1- 運(yùn) 研發(fā)機(jī)構(gòu)的特征(7.1- 人員的資格和培訓(xùn)(7.5- 設(shè)施運(yùn)行(7.10- 維護(hù)和定期試驗(yàn)(7.21- 改造的控制(7.27- 臨界安全(7.33- 輻射防護(hù)(7.37- 工業(yè)和化學(xué)安全(7.56- 放射性廢物管理(7.60- 應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)(7.68- 退役準(zhǔn)備(8.1- 準(zhǔn)備步驟(8.5- 退役過(guò)程(8.7- 參考文 附錄 附錄 附錄III安全重要結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件及安全功 附錄IV運(yùn)行限值和條 背景全》[1]補(bǔ)充，包括附錄V中專(zhuān)門(mén)涉及研發(fā)設(shè)施的部分。它涉及研發(fā)設(shè)施從I和附件II1：對(duì)特定物質(zhì)的化學(xué)、物理、機(jī)械和輻射特性進(jìn)行小比例物理化學(xué)過(guò)程來(lái)研究不同類(lèi)型具危害性的燃料或材料。在研究新型或新穎目的范圍和研發(fā)設(shè)施。NS-R-5（Rev.1）[1]附錄V規(guī)定了對(duì)研發(fā)設(shè)施特定要求。原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第GSRPart2號(hào)[2]關(guān)于滿(mǎn)足安全領(lǐng)導(dǎo)3.1號(hào)《設(shè)施和活動(dòng)管理系統(tǒng)的適用》[3]和原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第GS-G-3.5號(hào)《核裝置管理系統(tǒng)》[4]。法律和政府框架以及監(jiān)管監(jiān)督的安全與類(lèi)型2研發(fā)設(shè)施相關(guān)的安全導(dǎo)則也可在原子能機(jī)構(gòu)相應(yīng)類(lèi)型核燃準(zhǔn)叢書(shū)》第GSRPart3號(hào)《國(guó)際輻射防護(hù)和輻射源安全基本安全標(biāo)準(zhǔn)》[7GSRPart3[7]GSG-7GSRPart4（Rev.1）號(hào)《設(shè)施和活動(dòng)安全評(píng)定》[9]1，以及結(jié)構(gòu)23部分描述了在設(shè)施45678部分提供了在研發(fā)設(shè)施退役時(shí)滿(mǎn)足安III提供了本“安全導(dǎo)則”所涵蓋的兩類(lèi)研發(fā)設(shè)施的典型加工路線(xiàn)；附錄III提供了按加工區(qū)域分類(lèi)，舉例說(shuō)明研發(fā)設(shè)施中安全重要結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件；附錄IV提供了研發(fā)設(shè)施的運(yùn)行限值和條件概述在研發(fā)設(shè)施中，易裂變材料和其他放射性物質(zhì)可以以不同的形態(tài)存（內(nèi)必須考慮研發(fā)設(shè)施所用物質(zhì)的化學(xué)毒性（例如，如果六氟化鈾排放出研發(fā)設(shè)施的安全分析還應(yīng)論述這些化學(xué)品及其可能混合（例如廢物或研發(fā)設(shè)施的許可證發(fā)放行和假想事故所產(chǎn)生劑量的評(píng)定GSRPart4（Rev.1）[9]23定應(yīng)為具有安全重要性的所有運(yùn)行活動(dòng)和響應(yīng)預(yù)計(jì)運(yùn)行事件和事故的活動(dòng)制訂的程序，詳細(xì)確定參與設(shè)施或活動(dòng)的成員需要具備的能1燃料循環(huán)設(shè)施的許可證文件（或安全論證文件）是支持設(shè)施或活動(dòng)安全的論據(jù)和證據(jù)的集根據(jù)GSRPart3[7]3.9e)段，營(yíng)運(yùn)組織必須進(jìn)行環(huán)境影響評(píng)定，變更的程序，……對(duì)變更的評(píng)定和評(píng)審的程度必須與其安全重要性相NS-R-5（Rev.1）[1]4.26“營(yíng)運(yùn)組織必須根據(jù)國(guó)家監(jiān)管要求定期開(kāi)展安全評(píng)審，以確認(rèn)許可證管理系統(tǒng)這些管理程序和組織規(guī)定也應(yīng)反映GSRPart2[2]設(shè)施的領(lǐng)導(dǎo)應(yīng)鼓勵(lì)和加強(qiáng)組織各級(jí)的學(xué)習(xí)和質(zhì)疑態(tài)度，以及堅(jiān)持保原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第NS-R-3（Rev.1）號(hào)《核裝置場(chǎng)址評(píng)[13]規(guī)定了包括核燃料循環(huán)設(shè)施在內(nèi)的大多數(shù)陸基核設(shè)施場(chǎng)址的評(píng)價(jià)要這些標(biāo)準(zhǔn)的安全重要性統(tǒng)籌考慮，并與監(jiān)管機(jī)構(gòu)協(xié)商一致。在大多數(shù)情況極端天氣條件和洪水SSG-SSG-9號(hào)《核裝置場(chǎng)址評(píng)價(jià)中地震危害》[15]，原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)SSG-21號(hào)《核裝置場(chǎng)址評(píng)價(jià)中火山危害》[16]，和原子能機(jī)構(gòu)基礎(chǔ)設(shè)施（例如場(chǎng)外應(yīng)急響應(yīng)的設(shè)計(jì)條款或其他應(yīng)急條款，以滿(mǎn)足GSRPart7[11]GS-G-概述最為重要，因?yàn)橹饕ㄟ^(guò)設(shè)計(jì)和適當(dāng)?shù)倪\(yùn)行程序消除風(fēng)險(xiǎn)（NS-R-5（Rev.1）[1]467部分研發(fā)設(shè)施的主要安全功能主要的安全功能（見(jiàn)NS-R-5（Rev.1）[1]6.37－6.53段和第V.10段）是指，失去這些功能可能導(dǎo)致臨界、放射性或化學(xué)排放或照射，專(zhuān)用工程設(shè)計(jì)要求6.43－6.51段和第V.4－V.66.37－6.396.52段和第V.7段指出對(duì)放射性物質(zhì)的密封要求；6.40－6.42段和第Ｖ.8設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故與安全分析2與預(yù)計(jì)運(yùn)行事件和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（或等效安全重要結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件安全分析所確定的設(shè)計(jì)措施旨在防止出現(xiàn)安全裕度降低的任何異常[1]6.66.8－6.12III列出了具有代表性的安全功能及其安全功能預(yù)防臨界研發(fā)設(shè)施應(yīng)通過(guò)嚴(yán)格遵守NS-R-5（Rev.1）[1]6.456.49段2研發(fā)設(shè)施應(yīng)符合NS-R-5（Rev.1）[1]附錄I、附IIIIIIV的要求，其中規(guī)定了適用于特定示范型設(shè)施的要[1]附錄II的要求2NS-R-5（Rev.1）[1]6.4－6.9V.1III-103應(yīng)以臨界質(zhì)量最小的典型材料為基油和類(lèi)似的含氫物質(zhì)是研發(fā)設(shè)施中常見(jiàn)的慢化劑，或可能在事故工況下存在的（NS-R-5（Rev.1）[1]5.6段化劑與易裂變材料不均勻分布的可能性（例如，芯塊制造過(guò)程中使用3質(zhì)量裕度為：安全限值（在運(yùn)行限值和條件下允許的最大數(shù)量）與次臨界限值（有效中子keff<1keff<0.95）之間的差值。反射：應(yīng)保留不同假設(shè)中最保守的裕度，例如：(i假設(shè)處理單元周?chē)?ii)考慮實(shí)際中子反射效應(yīng)，例如在處理單元內(nèi)或周NSR-5（Rev.1）[1]I－IV中確定的相關(guān)運(yùn)行工況核實(shí)其有效性。研用于進(jìn)行分析的任何方法都應(yīng)使用保守的數(shù)據(jù)和假設(shè)，并且應(yīng)對(duì)應(yīng)用程序進(jìn)行充分的核實(shí)和驗(yàn)證。相關(guān)詳細(xì)指導(dǎo)請(qǐng)參見(jiàn)SSG-27[10]。keff值的影響SSG-27[10]4.20－4.25段。保護(hù)公眾免受輻射照射和保護(hù)環(huán)境輻射照射的防護(hù)取決于對(duì)輻射源的量級(jí)、照射時(shí)間以及受照者與輻試驗(yàn)和視察。NS-R-5（Rev.1）[1]6.19段規(guī)定了安全重要物項(xiàng)的設(shè)計(jì)要))室；(c)二回路（如通風(fēng)管道）應(yīng)最小化，必要時(shí)拆除或簡(jiǎn)化二回路。應(yīng)該是正當(dāng)?shù)?，因?yàn)榧词股倭康摩粱罨镔|(zhì)也會(huì)造成嚴(yán)重的污染危害。以便探測(cè)所發(fā)生的異常工況并疏散工作人員。必須明確識(shí)別和標(biāo)記工作人靜態(tài)包容系統(tǒng)應(yīng)至少由放射性物質(zhì)和環(huán)境之間的兩個(gè)獨(dú)立的靜生意外泄漏或成為排放源。包容或密封的物項(xiàng)應(yīng)按其歷史記錄所示的受污設(shè)計(jì)中應(yīng)考慮提供能夠確定這類(lèi)物項(xiàng)內(nèi)放射性水平的設(shè)備。廢物容器和其研發(fā)設(shè)施中的衰變熱控制通常應(yīng)依賴(lài)于限制熱室和手套箱等場(chǎng)所的回流。排放空氣應(yīng)經(jīng)過(guò)濾（4.35段。通風(fēng)系統(tǒng)應(yīng)包括串聯(lián)過(guò)濾器，以便在正常運(yùn)行期間過(guò)濾空氣，保護(hù)工作人以確保和控制此屏障的有效性。此設(shè)計(jì)規(guī)范應(yīng)包括以下方面的規(guī)范書(shū)：焊手套箱等設(shè)備4.44－4.46段。任何輻射屏蔽的設(shè)計(jì)都應(yīng)符合與職業(yè)照射相關(guān)的安全目標(biāo)（見(jiàn)NS-R-5（Rev.1）[1]6V.1段其依據(jù)是關(guān)于材料移動(dòng)、占用時(shí)間風(fēng)部件，以將放射性物質(zhì)的所有環(huán)境流出物項(xiàng)減少到可接受的水平。44設(shè)施周?chē)h(huán)境進(jìn)行檢測(cè)。NS-R-5（Rev.1）[1]附錄第I.9II.14段、第假想始發(fā)事件NS-R-5（Rev.1）[1]附錄I列出了可適用于研發(fā)設(shè)施的若干假想始發(fā)4.108－4.111段。設(shè)計(jì)的系統(tǒng)應(yīng)該在事件發(fā)生期間和之后繼續(xù)連內(nèi)部危害火災(zāi)的風(fēng)險(xiǎn)后果應(yīng)按情況用發(fā)生頻率或概率的估計(jì)加以評(píng)定。分析還應(yīng)評(píng)模的結(jié)果可提供有價(jià)值的信息，以此作出決策依據(jù)，或識(shí)別可能存在的隱一旦在某個(gè)火警區(qū)內(nèi)出現(xiàn)火警就應(yīng)得到有效控制，不致蔓延到該區(qū)域裝好滅火材料的自動(dòng)或手動(dòng)消防裝置應(yīng)安裝在可能發(fā)生火警和火災(zāi)后5.6段指出：“在臨界安全評(píng)定中，必須涉及滅火劑（如水、惰性氣應(yīng)考慮到核臨界風(fēng)險(xiǎn)仔細(xì)評(píng)定安裝自動(dòng)噴水裝置。通風(fēng)柜、手套箱和關(guān)于化學(xué)、有毒、易燃易爆物質(zhì)的若干設(shè)計(jì)要求見(jiàn)NS-R-5（Rev.15（Rev.1）[1]6.554.61－4.63段相關(guān)水淹的建議也適用泵、閥門(mén)和管道等設(shè)備和部件的泄漏可導(dǎo)致放射性物質(zhì)、易裂變材天然氣、丙烷）或液體的泄漏可導(dǎo)致爆炸和/或火災(zāi)。如存在此類(lèi)流體，則手套箱中的壓力過(guò)大，可能導(dǎo)致氣溶膠污染物和/或危害物質(zhì)濃度增GSRPart4（Rev.1）[9]10規(guī)定評(píng)定結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件（包括起（見(jiàn)NS-R-5（Rev.1）[1]4.42段和附件I設(shè)計(jì)成能承受重物墜落。吊裝裝置的設(shè)計(jì)應(yīng)有高的置信度杜絕發(fā)生重物墜一些化學(xué)過(guò)程可能受到輻射分解的影響產(chǎn)生次生危害。放射性物質(zhì)外部危害如NS-R-5（Rev.1）[1]6.21和震級(jí)都會(huì)有所增加，目的是獲得在設(shè)計(jì)研發(fā)設(shè)施時(shí)使用的設(shè)計(jì)地震反應(yīng)譜（即頻率和地面加速度之間的關(guān)系外部火災(zāi)和爆炸的危害可能來(lái)自研發(fā)設(shè)施附近的各種危害源，如石通用方法是對(duì)極端天氣條件使用確定性設(shè)計(jì)基準(zhǔn)值，并評(píng)定這種事設(shè)計(jì)規(guī)定將根據(jù)危害的類(lèi)別及其對(duì)研發(fā)設(shè)施安全的影響而有所不強(qiáng)風(fēng)能夠?qū)⑵?chē)或電線(xiàn)桿等物體抬起和推動(dòng)。在研發(fā)設(shè)施的設(shè)計(jì)階段應(yīng)考慮到此類(lèi)飛射物撞擊的可能性，同時(shí)考慮到它們的初始撞擊以及與混凝土墻碰撞和從混凝土墻剝落或其他動(dòng)量傳遞機(jī)制可能產(chǎn)生的次級(jí)碎止產(chǎn)生不可接受的影響，如冷卻回路凍結(jié)或?qū)νL(fēng)和冷卻系統(tǒng)產(chǎn)生不利影如果風(fēng)險(xiǎn)低到可以接受程度則無(wú)需進(jìn)一步評(píng)價(jià)。NS-G-3.1[17]第5部分和NS-R-5（Rev.1）[1]5.52部分提出了相應(yīng)的為了評(píng)價(jià)撞擊的后果或設(shè)計(jì)是否足以抵御飛機(jī)撞擊，只應(yīng)考慮可信儀器儀表和控制儀器儀表同等事故；(4)5。所獲得的相關(guān)設(shè)施和實(shí)驗(yàn)狀況的信5設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況是假想事故工況，不作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故考慮，但在設(shè)施設(shè)計(jì)過(guò)程中按照最佳控制系統(tǒng)控制室位置控制收集相關(guān)信息并加以監(jiān)控。此類(lèi)控制應(yīng)設(shè)置在研發(fā)設(shè)施中的某些和外部可能對(duì)運(yùn)行人員和控制室的運(yùn)行構(gòu)成直接威脅的事件。在控制室的正常運(yùn)行的安全相關(guān)儀器儀表和控制系統(tǒng)正常運(yùn)行與安全相關(guān)的儀器儀表和控制系統(tǒng)應(yīng)與實(shí)驗(yàn)儀器儀表分NS-R-5（Rev.1）[1第9.60段和II.25段要求，配備滿(mǎn)足負(fù)壓和消防要求的儀器儀表和控制裝的劑量?jī)x監(jiān)控和控制職業(yè)輻射劑量，特別是在配有使用X射線(xiàn)和密封設(shè)備來(lái)控制γ和中子全身照射；運(yùn)行事故的安全相關(guān)儀器儀表和控制系統(tǒng)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故用的與安全相關(guān)的儀器儀表和控制系統(tǒng)人因的考慮6.156.16段提出了與人因相關(guān)的要求。為需要可靠和快速保護(hù)的事故序列提供故障安全設(shè)備和自動(dòng)控制系安全分析運(yùn)行狀態(tài)安全分析（Rev.1[1]2.2段（即保見(jiàn)參考文獻(xiàn)[22]附件I。事故工況下的安全分析定包括最嚴(yán)重后果的包絡(luò)情況（見(jiàn)NS-R-5（Rev.1）[1]2.62.10－2.124.24段能流出物的遷移或能量傳導(dǎo)，見(jiàn)NS-R-5（Rev.1）[1]5部分。應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)根據(jù)GSRPart7[11]、GS-G-2.1[12]和NS-R-5（Rev.1）[1]9.62段，為充12設(shè)施內(nèi)所有實(shí)驗(yàn)2的研發(fā)設(shè)施，原子能機(jī)構(gòu)安全導(dǎo)則中界定了與相應(yīng)類(lèi)型和原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第SSG-42號(hào)《核燃料后處理設(shè)施的安全》放射性廢物管理概述NS-R-5（Rev.1）[1]6.31－6.34段確定了對(duì)研發(fā)設(shè)施產(chǎn)生的放射性性廢物處置前管理》[25]規(guī)定了放射性廢物處置前管理的通用要求，《安全[26]提供了進(jìn)一步的指導(dǎo)。參考文獻(xiàn)[27、28]提供了關(guān)于放射性廢物防護(hù)最優(yōu)化的進(jìn)一步信息。關(guān)于核燃料循環(huán)實(shí)驗(yàn)室放射性廢物處置前管理的特定指導(dǎo)見(jiàn)原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第SSG-45號(hào)《醫(yī)學(xué)、工業(yè)、農(nóng)業(yè)、研究和教育中使用放射性物質(zhì)所產(chǎn)生的放射性廢物處置前管理》[29]，而可能SSG-40SSG-41號(hào)《核燃料循環(huán)設(shè)施的放射性廢物的處置前管理》[31]。原子能機(jī)構(gòu)的安全標(biāo)準(zhǔn)要求在實(shí)際可行的情況下盡量減少放射性廢物的產(chǎn)生。設(shè)廢物的產(chǎn)生：GSRPart5[25]8規(guī)定了放射性廢物的產(chǎn)生和控制的一種良好實(shí)踐。SSG-27[10]提供了關(guān)于處理含有易裂變材料廢物的指導(dǎo)，也包括關(guān)于質(zhì)量控制的指導(dǎo)。如NS-R-5（Rev.1）[1]第V.15段所化學(xué)調(diào)質(zhì)和去污（即減少?gòu)U物體積、清除廢物放射性核素和改變廢物成分）和處置（即廢物固化和包裝然后再長(zhǎng)期貯存、處理和處置的優(yōu)選技術(shù)和程序按照既定或預(yù)期接收要求提供廢物形式和或廢氣和廢液排放的管理其他設(shè)計(jì)注意事項(xiàng)手套箱和熱室濾真空吸塵器輻射防護(hù)屏蔽新燃料貯存設(shè)計(jì)根據(jù)臨界安全分析的結(jié)論，新燃料的貯存設(shè)施應(yīng)設(shè)計(jì)包括燃料的固維護(hù)設(shè)計(jì)去污和拆除能有一個(gè)停工待檢點(diǎn)（H點(diǎn)在這個(gè)停工待檢點(diǎn)上，在下一階段工作開(kāi)始在建造基礎(chǔ)研究和分析研究（1）等復(fù)雜的設(shè)施時(shí)，應(yīng)使用模冷調(diào)試施分為設(shè)備單獨(dú)物項(xiàng)試驗(yàn)和系統(tǒng)整體試驗(yàn)方式有系統(tǒng)地進(jìn)行（NS-R暖調(diào)試根據(jù)GSRPart7[11]，研發(fā)設(shè)施的應(yīng)急安排應(yīng)在下一個(gè)調(diào)試階段之前括：(1)檢查氣溶膠放射性物質(zhì)；(2)(3)檢查氣體排放熱調(diào)試研發(fā)設(shè)施運(yùn)行許可證一般是在第三階段開(kāi)始之前發(fā)給營(yíng)運(yùn)組織。在與調(diào)試計(jì)劃協(xié)調(diào)一致的基礎(chǔ)上，監(jiān)管機(jī)構(gòu)應(yīng)將停工待檢點(diǎn)（H點(diǎn)）和或見(jiàn)SSG-12號(hào)《核裝置許可證審批過(guò)程》[33]。在這一階段，熱試將在持證改變安全設(shè)施或工作細(xì)則（67部分標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第SF-1號(hào)《基本安全原則》[34]4、56。研發(fā)機(jī)構(gòu)的特征“營(yíng)運(yùn)組織必須對(duì)設(shè)施運(yùn)行期間的安全承擔(dān)總體責(zé)任。營(yíng)運(yùn)組織必須NS-R-5（Rev.1）[1]9.49.5段詳細(xì)說(shuō)明了運(yùn)行、維護(hù)和控制改造III所述，在研發(fā)設(shè)施中開(kāi)展的某些運(yùn)行活動(dòng)更適合人員的資格和培訓(xùn)NS-R-5（Rev.1）[1]4.104.248.4事件教訓(xùn)（包括此類(lèi)設(shè)施和其他設(shè)施設(shè)施運(yùn)行6和64.126－4.1287.24－7.26段。維護(hù)和定期試驗(yàn)在對(duì)研發(fā)設(shè)施進(jìn)行維護(hù)時(shí)，應(yīng)特別考慮到表面污染或氣溶膠放射性改造的控制9.35段規(guī)定在研發(fā)設(shè)施中實(shí)施改造控制程序。NS-R-5（Rev.1）[1]3.10段確定的監(jiān)管機(jī)構(gòu)正式授權(quán)，應(yīng)特別需要臨界安全界危害的程序（NS-R-5（Rev.1）[1]9.499.50段疏散練習(xí)和/或演習(xí)（7.68－7.71段關(guān)于應(yīng)急準(zhǔn)備第V.14段輻射防護(hù)NS-R-5（Rev.1）[1]9.369.37工作人員的輻射防護(hù)應(yīng)成為正在運(yùn)行的研發(fā)設(shè)施決策過(guò)程的一部物項(xiàng)貯存和廢物分類(lèi)。任何污染程度高或輻射程度高的區(qū)域都應(yīng)加以記錄內(nèi)部輻照控制評(píng)定內(nèi)部照射的方法可以基于收集空氣取樣數(shù)據(jù)。在正常工況和事GSRPart3[7]3.94段）和密封空間進(jìn)入的工業(yè)安全要求，此類(lèi)操作需要外部照射控制工業(yè)和化學(xué)安全應(yīng)根據(jù)國(guó)家法規(guī)制定健康監(jiān)視計(jì)劃，例行監(jiān)控研發(fā)設(shè)建造作人員的健康狀況，見(jiàn)GSRPart3[7]3.76(f)3.1083.109段。作為健康監(jiān)視計(jì)劃的一部分，應(yīng)視需要考慮所使用和生產(chǎn)的化學(xué)品和材料的放射針對(duì)化學(xué)品危害的指導(dǎo)。這些指導(dǎo)可包括眼睛保護(hù)、反應(yīng)危害和毒性等專(zhuān)放射性廢物管理廢液管理相關(guān)的要求。GSRPart5[25]規(guī)定了放射性廢物處置前管理的通用G-3.3號(hào)《放射性廢物處理、操作和貯存管理系統(tǒng)》[35]提供了可能與示范為空氣去污系統(tǒng)制定的性能標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)明確規(guī)定更換過(guò)濾器或洗滌器介在轉(zhuǎn)移到污染區(qū)之前，可通過(guò)去除去物項(xiàng)中不必要的包裝來(lái)減少固31]。此類(lèi)加工應(yīng)根據(jù)分離后廢物的特性進(jìn)行選擇。根據(jù)國(guó)家法規(guī)，在合理可行的范圍內(nèi)處理過(guò)程中產(chǎn)生的廢物應(yīng)盡可能回收或再利用，可能時(shí)或從監(jiān)管控制中解控。應(yīng)采用減少和/或盡量減少?gòu)U物產(chǎn)生的清潔方法，例如，平。GSRPart3[7]附表I列出了適用于許多研發(fā)設(shè)施的解控標(biāo)準(zhǔn)。應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)7.69－7.71段就GSRPart7[11]、GS-G-2.1[12]和原子能機(jī)構(gòu)《安及NS-R-5（Rev.1）[1]9.62－9.675.175.18段適用于研發(fā)4.126－4.128段規(guī)定的應(yīng)急安排應(yīng)考慮研發(fā)并在計(jì)劃和評(píng)定的基礎(chǔ)上進(jìn)行，以確保退役運(yùn)行期間和之后工作人員和公GSRPart6號(hào)1設(shè)施內(nèi)的任α液體設(shè)備中，α表面污染可能需要用不同于運(yùn)行期間使用的化學(xué)準(zhǔn)備步驟退役過(guò)程關(guān)的指導(dǎo)可見(jiàn)原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書(shū)》第SSG-47號(hào)《核電廠(chǎng)、研究堆退役而部署的人員有適當(dāng)?shù)慕?jīng)驗(yàn)和資格從事這類(lèi)工作。它們應(yīng)該清楚地了解這些工作的控制制度，以便保持可接受的環(huán)境條件并應(yīng)用適用的健康和通過(guò)使用適當(dāng)?shù)募夹g(shù)和程序避免污染擴(kuò)散。特別是應(yīng)盡量減少用于去程度，應(yīng)符合監(jiān)管機(jī)構(gòu)根據(jù)GSRPart6[37]和GSRPart3[7]附表I制定的標(biāo)產(chǎn)品評(píng) 驗(yàn)和分處理/