【国家标准(GB)】 轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定

中华人民共和国国家标准 轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定 The technical rules about solid radioactive waste processing system for light water reactor plants 1 主题内容与适用范围 GB 9134-88 本标准规定了轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统（以下简称本系统）的设计、建造和运行的最低技术要求。本标准适用于轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统的设计、建造和运行，对类似反应堆的放射性固体废物处理系统亦可参照使用。 本系统中湿废物的起点是放射性废液处理系统的废树脂、过滤淤渣、蒸发浓缩液等排出口；干废物由各废物产生点收集，经初步包装后由专用容器或车辆送入本系统。本系统终点为处理后废物容器运往厂内暂存库的装车点。 2 规范性引用文件 GB 6249 核电厂环境辐射防护规定 HAF 0200 核电厂设计安全规定 3 术语 3.1 固化：把液体物质转化为固体。 3.2 包覆：用固化剂或固化剂与废物混合覆盖或包容废物。 3.3 固定：将废物转化为固体形态，以减少在贮存、运输和处理期间可能造成的放射性核素迁移或弥散。 3.4 游离液体：不为固体基质所束缚的非结合液体。 3.5 工程贮存：人为工程结构，可在一定时期内保护处理、包装后的放射性废物，在自然或人为事故破坏下仍能保持这些废物不致严重污染环境。 3.6 处置：将废物放置于地面洞穴、地下贮存库或特定场地，不再回取。 3.7 必须、应该和可以：“必须”表示强制性要求，“应该”表示推荐或建议，“可以”表示允许。 4 目标 本标准所规定的要求旨在使放射性固体废物处理系统达到安全目标、设计目标和运行目标。 4.1 安全目标 4.1.1 系统设计、建造和运行必须保证工作人员和公众所受辐射照射符合可合理达到尽量低的原则。 4.1.2 工作人员和公众所受剂量不得超过国家规定的限值。 4.2 设计目标和运行目标 4.2.1 系统应及时收集、存放、处理和包装固体废物。 4.2.2 固体废物处理后体积应尽可能小，固定、固化产物性能必须稳定。 4.2.3 处理后的固体废物及其包装必须符合放射性废物运输、贮存和处置要求。 5 放射性固体废物的来源 来自核电厂运行和维修过程中产生的湿废物和干废物。 5.1 湿废物 5.1.1 废液：废液处理系统产生的浓缩废液，以及实验室和去污过程中产生的化学废液。 5.1.2 泥浆：一回路冷却剂净化系统与废液处理系统产生的废离子交换树脂和过滤淤渣。 5.1.3 废过滤器芯：一回路冷却剂净化系统与废液处理系统产生的废过滤器芯。 5.2 干废物 在核电厂检修过程中废弃的设备、工具和材料，以及被放射性污染的废弃工作服、手套、纸张、擦拭材料等。更换下来的排风过滤器、活性炭过滤器等也属于干废物。 6 系统要求 6.1 工艺设计 工艺设计建议采用轻水堆核电厂固体废物处理系统流程。系统包括：浓缩废液、废树脂、废过滤器芯、杂废物的收集、贮存、压缩、焚烧、包装及运输。 6.1.1 湿废物处理 6.1.1.1 废液：必须进行固化，可采用沥青固化、水泥固化或热固性塑料（如不饱和聚酯）固化。 6.1.1.2 泥浆：废树脂应进行固定，可采用水泥和热固性塑料固定。废树脂量较少时，也可暂存于不锈钢贮槽内。 6.1.1.3 废过滤器芯：应放在容器中用水泥固定，也可在沥干后封装在含足够吸附剂的容器中。 6.1.2 干废物处理 6.1.2.1 可燃废物：可采用焚烧或压缩减容。 6.1.2.2 可压缩废物：废塑料、橡胶制品、玻璃容器、保温材料、薄壁金属容器等可压缩废物应压缩减容。 6.1.2.3 不可压缩废物：必须设专门场地存放被污染的大型设备部件等，在外运处置前应去污、切割和包装。 6.1.2.4 松散性废物：其他零星废物在装入废物容器前应先用塑料袋包装。