2024核燃料循環(huán)設施放射性廢物的處置前管理

特定安全導則2024目導 背景(1.1- 目的(1.11- 范圍(1.15- 結構 保護人類健康和保護環(huán) 放射性廢物管理(2.1- 輻射防護(2.5- 保護環(huán)境(2.10- 角色和責 法律和組織機構(3.1- 監(jiān)管機構的責任(3.13- 營運組織的責任(3.19- 綜合安全方 安全和安保(4.1- 相互依賴(4.4- 管理系統(tǒng)(4.10- 資源管理(4.14- 流程實施(4.16- 安全論證文件和安全評定(5.1- 一般安全考慮因 概述(6.1- 廢物的產生和控制(6.7- 廢物的表征和分類(6.10- 放射性廢物加工(6.20- 放射性廢物貯存(6.59- 放射性廢物驗收標準(6.73- 廢物管理設施全壽期的安全考慮(6.79- 附件 附件 附件III放射性廢物處置前管理設施全壽命的關鍵計劃活動示 附件IV核燃料循環(huán)設施的廢物管理活動的危害示 附件 附件VI核燃料循環(huán)設施放射性廢物管理的安全問 附件VII放射性固態(tài)廢物管理流程 背景SF-1號《基本安全原則》[1]，需要滿足的要求見以下原子能機構安全要求出版府、法律和監(jiān)管框架》[2]，第GSRPart3號《國際輻射防護和輻射源安全基本安全標準》[3]和第GSRPart5號《放射性廢物的處置前管理》[4]。相GSRPart5[4]和原子能機構《安全標準叢書》第NS-R-5（Rev.1）[6]要求在可能產生放射性廢物的設施設計和活動計劃中須采取措施防止或限制放射性廢物產生。這意味著對放射性廢物及其GSRPart5[4]作為術語使用的放射性廢物的處置前管理術語涵蓋貯存，指放射性廢物臨時放置在配備有適當隔離和監(jiān)控的設施8壽期內安全管理。某些廢物流的壽期使得營運組織1沒有能力管理，可要GSRPart1（Rev.1）[2]要求政府制定放射性廢物安全管理和處置的1（GSRPart5[4]1.8段生可能損害安全的沖突情況[2]（GSRPart5[4]1.8段。目的的乏燃料和高放廢物不包括核電廠、研究堆和鈾礦石或釷礦石的開采或加工設施產生的放射性廢物。這些廢物可以在較大的核燃料循環(huán)設施內或在獨立的專用廢物管理本“安全導則”提供如何滿足GSRPart5[4]、GSRPartGSRPart2號《安全的領導和管理》[7]所述要求的相關建議和指導。低水平放射性廢物處置前管理》2和第WS-G-2.6號《高放射性廢物處置前管理》32003年發(fā)布。2國際原子能機構《低、中放廢物的處置前管理WS-G-2.5號，國際原子能機構，維也納（2003年3WS-2.6號，國際原子能機構，維也納（2003年范圍設施內的廢物管理設施或獨立的專用廢物管理設施（包括集中式廢物管理GSG-1號《放射性廢物的分類》《安全標準叢書》第WS-G-6.1號《放射性廢物的貯存》[10]和第SSG-15期階段，以及廢物的表征（3部分。結構23456放射性廢物管理SF-1[1]的安全目標和基本安全原則適用于產生、處理或貯存放射性GSRPart1（Rev.1）[2]、GSRPart5[4]、NS-R-5（Rev.1）[6]和GSR輻射防護在SF-1[1]4、5、610中表述，相關要求在GSRPart3[3]制定。特別是GSRPart3[3]要求對任何因活動而受到照射人員的輻射防護加以優(yōu)國家相關法規(guī)標準規(guī)定了在正常工況下工作人員和公眾受到的照射的劑量限值。這些限值的國際認可值見GSRPart3[3]附表III。除了規(guī)定正常運行所產生的照射之外，還應規(guī)定預防和限制預計運行事件和事故工況事故工況中照射的可能性和程度的要求。它們包括防止事故發(fā)生的管理要SSR-6[12]規(guī)定的要保護環(huán)境SF-1[1]2.1段，為實現保護人類和環(huán)境免受電離輻射有害影原子能機構《安全標準叢書》第RS-G-1.7號《排除、豁免和解控概（和“控制排放（氣態(tài)或液態(tài)放射性物質有計劃地和受控地向環(huán)境排放）的法律和組織機構GSRPart5[4]1：法律和監(jiān)管框架時酌情為可能受到影響的鄰國提供跨境保護?！盙SRPart5[4]2：國家放射性廢物管理政策和戰(zhàn)略“為確保對放射性廢物的有效管理和控制，政府須確保制訂關于放射準。國家政策和戰(zhàn)略須構成制訂放射性廢物管理決策的依據?！睉?zhàn)略和法律框架應涵蓋該國產生的所有放射性廢物量和類型、國內的所有規(guī)定明確的職責分配，并確保對相關設施和活動的有效監(jiān)管[1、2]。應在法放射性廢物的管理可能需要將廢物從一個營運組織轉移到另一個營依賴性以及放射性廢物管理各個步驟中的物理相互依賴性。法律框架應確[4監(jiān)管機構的責任GSRPart5[4]3：監(jiān)管機構的職責3及這類設施和活件，監(jiān)管機構須酌情采取執(zhí)法行動?！?安全論證文件收集了支撐核實設施和活動安全性的論據和證據。安全論證文件通常監(jiān)管機構對放射性廢物安全管理的主要責任包括制定監(jiān)管要求、許并確定作為監(jiān)管決策基礎的要求或條件。監(jiān)管機構還應就如何滿足放射性核燃料循環(huán)設施放射性廢物處置前管理的許可證申請文件（安全論4）的監(jiān)管評審的范圍和詳細程度應采用分級方法，使之與設施與活原子能機構《安全標準叢書》第GS-G-1.3號《核設施監(jiān)管視察與監(jiān)[25]提供了與放射性廢物管理設施的相關監(jiān)管視察和執(zhí)法行動的一般性建議。監(jiān)管機構應定期核實放射性廢物管理設施是否符合國家的例行視察和對營運組織的監(jiān)查來進行這種核實。監(jiān)管機構應核實是否準備了必要的記錄并將其保存一段適當的時間。建議的記錄清單見原子能機構《安全標準叢書》第GS-G-1.4號《核設施監(jiān)管使用的文件》[26]。監(jiān)管機構應向營運者建立并澄清每個廢物管理設施的許可證策略的整個預計運行期，包括定期評審安全論證文件和安全評定（54安全論證文件在不同的國家有不同的名稱（如安全報告、安全檔案、安全文件），以是單一文檔或是一系列文檔中（5部分營運組織提出相互沖突的要求（GSRPart1（Rev.1）[2]7。營運組織的責任GSRPart5[4]4：營運組織的責任營運組織根據SF-1[1]給出的原則，對在與放射性廢物管理的相關設通過安全論證文件和定期安全評審來證明安全，并負責確保按照安全論證采取措施定期評審和評定其安全文化，并采用和應用必要的原則和程序以確保放射性廢物的處理方式符合貯存和處置的驗收標準以及運輸要附件II設施的整個壽期內每個階段定期進行退役計劃的評審和更新。退役要求見原子能機構《安全標準叢書》第GSRPart6號《設施退役》[24]以及見原子5本“安全導則”中使用的“永久關閉”一詞意味著核燃料循環(huán)設施已停止運行即其將不再果（即非放射性調試或“冷試營運組織應確保在任何進一步的監(jiān)管控制范圍內放射性物質的解GSRPart5[4]規(guī)定：營運組織必須建立適當的機制，確保在設施的核或輻射應急做好準備和應對措施，該應急響應計劃應與放射性廢物設安全和安保GSRPart5[4]5：對安保措施的要求GSRPart5[4]21：核材料衡算和控制系統(tǒng)為了廢物管理或原子能機構核保障活動需要接近材料，應考慮到核相互依賴GSRPart5[4]6：相互依賴關系2部分所述的安全和環(huán)境保護之間的相互依賴。對于許多放射性廢物處置前管理計劃，在廢物處置驗收標準最終確貯存方面的適用性，包括可能的回取以及它們是否適合在處置設施中裝卸然而在許多國家建造廢物處置設施通常是不可行的或只能處理特定類型的廢物。在這種情況下，應確保妥善確定和記錄廢物體和廢物容器特征的信廢物都需要進行管理。這意味著需要對要生產的廢物體和要使用的廢物容管理系統(tǒng)GSRPart5[4]要求7：管理系統(tǒng)“管理系統(tǒng)須適用于放射性廢物處置前管理的所有步驟和要素。對于放射性廢物處置前管理設施的壽期中所有階段的管理系統(tǒng)（應G-3.3號《放射性廢物的處理、操作和貯存管理系統(tǒng)》[29]。役提供規(guī)定。附件III提供了與放射性廢物管理設施的壽命的關鍵計劃活動資源管理流程實施并應制定計劃以確保滿足這些要求。在這種計劃中應考慮到對支持服務的運行方式改進以及各類軟件更新?lián)Q代和淘汰。還應考慮需要制定監(jiān)控計劃GSRPart5[4]13：編寫安全論證文件和輔助安全評定報告對安全論證文件及其輔助安全評定報告進行必要的評審和更新。GSRPart5[4]14：安全論證文件和輔助安全評定報告的范圍防護水平，并須向監(jiān)管機構提供將滿足安全要求的保證?！蔽募兴捎梅桨傅恼斝赃M行證明的論據?！盙SRPart5[4]16：定期安全評審GSRPart5[4]22：現有設施根據國家政策和監(jiān)管機構的要求進行安全相關改進。”關于放射性廢物處置前管理的安全論證文件和輔助安全評定的要求在GSRPart5[4]確立，并在原子能機構《安全標準叢書》第GSG-3號《放[6]確立了對核燃料循環(huán)設施的安全論證文件和定期安全評審的要求，并在[35]SSG-6號《鈾燃料制造設施的安全》[36]和第SSG-7號《鈾钚混合要求見原子能機構《安全標準叢書》第GSRPart4（Rev.1）號《設施和活例如與管理大量有毒和反應性化學品相關的危害，遵守放射性廢物處置前管理的安全論證文件編寫要求存在許多挑戰(zhàn)。GSG-3[34]提供了相關標準中解控放射性物質和授權的流出物排放，以及所有步驟的整體兼容性。因然鈾和輻照材料的管理GSG-3[34]規(guī)定應包括以下內容：概述SSG-26號《國際原子能機構<放射性物質安全運輸輸的要求[12]，因為任何時候都是負責現場運行安全的營運組織控制運輸廢物的產生和控制GSRPart5[4]8：放射性廢物的產生和控制廢物的表征和分類GSRPart5[4]9：放射性廢物的表征和分類的要求對放射性廢物進行表征和分類。”GSRPart5[4]規(guī)定：在處置前管理的每個步驟都要確定放射性廢廢物表征的數據要求和收集數據的方法將因放射性廢物的類型和形接描述方法，包括建模。這種方法可以代替或附加于廢物貨包的取樣和視為了確保廢物貨包能通過處置的驗收，應制定監(jiān)管機構能夠認可的整備加工方案。廢物表征采用的特性參數和過程控制應該有助于提高對特附件III還給出了放射性廢物來源和類型的信息。GSG-1[9]給出了基于放射污染的設備和部件、通風過濾器和雜物（如紙、塑料和毛巾放射性廢物加工GSRPart5[4]10：放射性廢物加工程中可能發(fā)生的事件工況下具備適當包容放射性物質的能力。”VIIALARA的考慮和運行影響之間的平衡。在固態(tài)和液態(tài)放射性廢物加工處理中使用熱處理（600℃以上的溫度分解或摧毀廢物有機成分的過程預處理處理固態(tài)放射性廢物可能是多種多樣的。在處理前應特別考慮進行代表為這類取樣作適當安排。應安排對最終處理產物進行系統(tǒng)控制以核查是否許多加工都可生產出可接收的廢物形式。應根據廢物的特性選擇合壓縮是減少某些類型廢物體積的好方法，這可能包括壓縮焚燒廢物（如磨損部件和結構在整備前可以采用切割或拆卸以及其他減容技術。切割或拆卸的過程通常使用高在選擇處理方法時和運行設備時應該考慮需要有防止污染顆粒物的擴散的批準排放限值及其實施條件的依據[3、19]6。6液體向環(huán)境的常規(guī)排放的主要控制方法取決于貯存系統(tǒng)或處理系統(tǒng)可從排放物流中除去放射性核素再通過其他方式對其處置。在這兩大類中，可能有許多不同的方法可選。廢液排放限值和控制由監(jiān)管機構[3、19整備6.54段列出的廢物附加的容器或外包裝需要符合驗收標準。應注意確保廢物貨包和外包裝與放射性廢物貯存GSRPart5[4]11：放射性廢物的貯存“對廢物的貯存須采取能夠對廢物進行視察、監(jiān)控、回取和保存在適概述WS-G-6.1[10]和SSG-15[11]。以確保其持續(xù)完整性。還應提供手段將這些設施的性能參數保持在可接受放射性核素含量和半衰期、活度水平、總放射性庫存、非放射性特征和預期應該在這些罐周圍設置二次包容體，以防止泄漏事件發(fā)生時引起污染的擴貯存液態(tài)高放廢物例如襯里電解槽和地坑系統(tǒng)以及液體回收系統(tǒng)。還應采取措施將固體保持放射性廢物驗收標準GSRPart5[4]12：放射性廢物驗收標準合與安全論證文件相一致的標準。”附件I列出了廢物貨包管理應考慮的典型性質和特征。為了確保廢證和控制計劃并將其納入管理系統(tǒng)。質量保證計劃在監(jiān)管機構核準后執(zhí)行廢物管理設施全壽期的安全考慮選址和設計GSRPart5[4]17：設施的選址和設計9號《核裝置場址評價中地震危害》[45]SSG-18號《核裝置場址評價I確定氣態(tài)放射性廢物的排放方式（如煙囪規(guī)定根據放射性性質（放射性核素的半衰期、比活度（有機廢確保對放射性物質解除監(jiān)管控制和排放控制的規(guī)定在授權限值內進放射性廢物處置前管理設施的設計和運行應考慮采取安全幾何構建造和調試GSRPart5[4]18：設施的建造和調試部件及整個設施是否按計劃運行。”原子能機構《安全標準叢書》第SSG-38號《核裝置建造》[49提供設施的運行GSRPart5[4]19：設施的運行“須根據國家法規(guī)和監(jiān)管機構規(guī)定的條件運行放射性廢物處置前管理設施。設施的運行須按照成文程序進行。須對設施的維護給予適當考則須由監(jiān)管機構核準[30]運行說明原子能機構《安全標準叢書》第GS-G-2.1號《核或輻射應急準備的運行限值和條件運行經驗反饋應該系統(tǒng)地收集、篩選和分析和/或評審設施的運行經驗和事件以及維護輻射防護計劃應急準備和響應的安排退役GSRPart5[4]20：設施的關閉和退役GSRPart6[24]給出了設施退役的相關要求，在WS-G-2.4[28]提供了相關建議。根據GSRPart6[24]規(guī)定，在計劃廢物管理設施退役時要考慮的放射性特征總活度（α、β和γ）化學和物理性質機械性能包容能力穩(wěn)定性和健穩(wěn)性(a)－(g)點的基礎上，說明管理計劃和國際良好實踐選擇的合7雖然在廢物管理計劃下特別提到了應急準備和響應，但這種安排是整個設施的總體應急安設計階段的活動運行階段的活動退役階段的活動表 與核燃料循環(huán)設施廢物管理活動相關的危害 溶解后不溶性固體的

難溶鈾氧化物

天然放射性物質的鈾濃度和濃鈾化合物的性

α內部和或外

表 與核燃料循環(huán)設施廢物管理活動相關的危害（續(xù)固態(tài)廢物的一般短壽命后代的濃度α短壽命放射性核氟氣中毒（具有素濃度的額外鈾對環(huán)境的影處理堿和氟化對環(huán)境的化學影對工作人員的化表 與核燃料循環(huán)設施廢物管理活動相關的危害（續(xù) 鈾和衰變產物對鹽和氫氧化物溶對環(huán)境的化學影溶劑對環(huán)境的影對工作人員的化α表 與核燃料循環(huán)設施廢物管理活動相關的危害（續(xù) αα（如聚四氟乙烯固態(tài)和液態(tài)氟化氫α氟氣中毒（表 與核燃料循環(huán)設施廢物管理活動相關的危害（續(xù)

不同水平的活度濃

α

有機液體（例如煤

α

NH3

α

與天然鈾轉換過程相

裂變產物（如鈾-

α輻照原料的額外考

表 與核燃料循環(huán)設施廢物管理活動相關的危害（續(xù)鈾和鈾衰變產物及α雜質的累積所產生減少廢鋼瓶的尺可能存在殘留洗滌固態(tài)廢物的一般質量和成分未知的液態(tài)廢物的一般蒸汽冷凝液的處制冷劑和乙二醇鈾和鈾衰變產物及雜質的累積所產生α表 與核燃料循環(huán)設施廢物管理活動相關的危害（續(xù) 冷卻水和冷凝水?？赡艿拟櫸廴?α發(fā)射材料

黑色和有色金屬。

α

表面污染程度不同

α

表 與核