【国家标准(GB)】 高水平放射性废液贮存厂房设计规定

中华人民共和国国家标准
高水平放射性废液贮存厂房设计规定Regulations for designing storage buildingof high level radioactive liquid waste主题内容与适用范围
本标准规定了高水平放射性废液贮存广房工艺设计所涉及的各方面的要求。GB1192989
本标准适用于乏燃料后处理产生的高水平放射性废液及其浓缩液贮存厂房设计。对放射性浓度相当和含有多种长寿命放射性核素废液的贮存设施，在设计时也应参照使用。引用标准
GB4792放射卫生防护基本标准
GB8703辐射防护规定
3术语
3.1长寿命放射性核素longliferadioactivenuclide半衰期大于30年的放射性核素。3. 2 冷却下水 cooling water effluent冷却高水平放射性废液用的，流经高水平放射性废液贮槽内冷却蛇管后的冷却水。4总则
贮存厂房选址时应考虑地质、气象和社会经济条件。4.11
4.2设计必须保证运行安全、可靠和实用，尽量减少放射性废物的产生量和放射性物质向环境的释放量。
4.3设计工作中必须进行安全分析和环境影响评价。4.4厂房设计必须保证辐射、临界安全，并体现辐射防护最优化原。4.5设计必须考应急措施和退役的要求。4.6设计应制定质量保证大纲。
4.7设计应明确规定贮槽的设计使用期限和达到设计使用期限前应落实的固化设施。5厂址选择
5.1地质条件
5.1.1厂址地霆及区域稳定条件
5.1.1.1选择厂址时应考虑以下条件：区域地质构造稳定，厂址无地表断裂、地质构造简单；a.
b。厂址的地震基本烈度不得超过7度。厂址应避免选在以下地区：
国家技术监督属1989-12-21批准1990-07-01实施
GB 11929--89
地应力高度集中，地面隆起或沉陷速率快的地区：a.
危及广址安全的海啸及湖霞地区。b.
2厂址岩性条件
5.1.2.1厂址下应有完整的基岩层，无断裂或裂隙不发育。如系非基岩区，则厂址应选在基土不液化或非软土地区。
5.1.2.2基岩层应岩性均匀，渗透率低，负荷能力强。5.1.2.3岩土应具有较强的吸附能力和较高的离子的交换容量，以便吸附和阻滞核素的迁移。5.1.3厂址的工程地质条件
应避免在以下地区建厂：
崩塌、岩堆、滑坡区；
山洪、泥石流区；
因抽取流体及其他原因引起的地面沉陷区，矿区采空区；活动沙丘区，
尚未稳定的冲积扇及冲沟地区，高压缩性淤泥及软土区；
地形坡度陡的地区。
5.1.4厂址的水文地质条件
厂址的水文地质条件应满足下列要求：a.
贮槽应在最高地下水位之上，底部距地下水至少4m；地下水流量小，流速慢；
厂址应排水良好，并且不受高处过量排水的影响；厂址应位于干年一遇的最高洪水位之上，厂址附近应无危及厂址安全的高水位设施。厂址不应对露天水源有影响。5. 2气象条件
5.2.1厂址气象条件应满足下列要求：具有良好的大气弥散条件；
b。厂址应位于居民中心点常年最小风频的上风向。厂址应避免选在出现有龙卷风、台风、沙暴地区和多暴雨地区。5. 2. 2
5.3社会和经济条件
选厂时应满足下列社会和经济条件：5.3.1
土地贫脊的偏解地区，沙漠或山区a.
人口密度低的地区、与城市及人口密集地区保持适当距离，并预见未来人口不会出现重大突破b.
的地区；
在可预见的将来不会有重大经济发展的地区。5.3.2应避免在下列地区建厂：
农业区、林业区和有开采价值的矿产区；国家有关部门规定的历史、文化古迹地区；现在或将来被开辟为旅游、观光和野生动物保护区的地区；有医疗作用的天然温泉或具有重大意义的泉水区附近；d.
附近有机场、生产易燃易爆物品及有毒物品工厂或其他可能造成对存厂房危害的地区。e.
5.3.3厂址选择时应考虑公众和地方政府对在该地区建厂的意见，5.4特殊情况
当厂址不能满足上述要求的个别条件，而又需要在该处建厂时，必须由有关主管部门对可能采取的726
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工程弥补措施进行审定。如果审定认为，这些措施不能满足厂址条件的要求，则必须认为该厂址是不合适的。
6贮存厂房
6.1贮存厂房组成
6.1.1贮存厂房工艺设施组成
高水平放射性废液贮存厂房的工艺设施应包括以下部分：高水平放射性废液贮槽及废液输送设备；电
高水平放射性废液冷却系统；
高水平放射性废液贮槽稀释空气及工艺排气处理系统；c.
d．去污系统；
取样系统；
排出流的监测系统：
其他辅助系统。
6.1.2贮存厂房建筑物
高水平放射性废液贮存厂房建筑物应包括下列部分：混凝土屏蔽设备室
所用的高水平放射性废液贮槽及其带有放射性的辅助工艺设备都应设置在有足够屏蔽厚度的钢筋混凝土设备室内。
b．工艺管沟及阀门室
输送放射性物料的管道、阀门均应布置在带屏蔽的工艺管沟及阀门室内。c．覆面及集水坑
放射性设备室、阀门室及工艺管沟应衬覆面，以防止放射性物质漏出。并应根据具体情况选择耐腐蚀、耐辐照、易去污、水易损坏，经济适用的覆面材料。覆面底部应做成一定坡度并设集水坑。d．安装检修厅
为了检修、安装放射性设备，应在设备室、管沟、阀门室上部设置安装检修厅。以便吊装防护盖板、检修机具、防护容器及更换放射性设备。e．工艺控制间及其他非放射性辅助用房，包括各专业(水、暖、电、气等)用房，卫生闸门、卫生通过间及生活间等。
6.2贮存厂房布置原则
6.2.1高水平放射性废液贮存厂房的布置应按照四区布置原则设计。分区原则见附录A（补充件）。6.2.2高水平放射性废液贮存厂房按多重屏障原则设计，般应有三重或四重屏障，即贮槽、设备室不锈钢覆面、混凝土设备室和吸附缓冲层。设备室外侧设吸附缓冲层。设备室应设在能承受整个构筑物的重量，渗透性小和具有较高放射性核素吸附能力的岩土上，保证贮槽的安全。6.3贮槽设备室
6.3.1设备室设计要求
6.3.1.1设备室应全部或大部埋设在地面以下。6.3.1.2设备室内必须衬以不锈钢覆面，覆面的高度应足以盛装贮槽全部漏出的溶液。为了保证覆面的施工质量，设计中心必须规定覆面的焊接质量和焊缝检查要求。6.3.1.3设备室覆面底部应做成一定坡度并设集水坑。贮槽底部应设置导流板，以便及时发现贮槽的渗漏。
6.3.1.4设备室集水坑处应设置转送泄漏废液的设备。6.3.1.5设计应考虑防止地表水或地下水进入设备室，引起贮槽的飘浮，避免由此造成的高水平放射727
性废液贮槽及其管道系统的损坏。GB 11929-89
6.3.1.6设计应采取措施防止受放射性污染的空气进入贮槽设备室，影响气溶胶监测的准确性。6.3.2设备室内部及外部检测要求6.3.2.1设备室集水坑必须设液位信号计，以便及时发现贮槽的泄漏。6.3.2.2设备室顶板上应设置足够的观察孔。6.3.3应根据当地的水文地质条件确定贮槽区是否设置地下排水系统，降低槽区的地下水位。6.4贮存厂房的维修
6.4.1高水平放射性废液贮存厂房的维修原则应根据工程的具体情况（如贮存溶液的性质、酸碱性、贮存量、贮存期限、贮槽材料、形状等)以及维修技术发展水平等因素决定。6.4.2对于大型高水平放射性废液贮槽（容积超过100m），设计上可考虑不检修，一旦发生渗可将废液立即倒往备用槽。
6.4.3除大型高水平放射性废液贮槽外，其他工艺设备、管道阀门、仪表等应考虑检修更换的可能性6.5设计必须考虑将来贮槽的退役及其必要的设施，为以后的退役创造条件。7贮槽
7.1贮槽设计要求
7.1.1贮槽的材料选用00Cr18Ni10或其他耐腐蚀金属材料。7.1.2贮槽必须有备用。备用槽应与最大使用等容。3贮槽必须满足结构强度、刚度和抗震要求，并留有足够的腐蚀裕度。7. 1. 3
贮槽内设冷却装置，并考虑百分之百的备用。贮槽内高水平放射性废液的温度应低于60℃。7.1.4
5必须及时稀释和排出贮槽内的辐解氢气、槽内保持负压状态，使槽内空气中的氢气体积百分数7. 1. 5
低于4.1，
贮槽内应设有搅拌装置。
应设有可靠的取样装置，并确保能取得有代表性的样品。7.1.7
贮槽内应设置试样挂片，包括母材及焊缝试样，作为在役检查措施之一。7.1.9贮槽的底板和侧壁的焊缝必须100%进行X射线透视检查。7.1.10必须制定质量保证大纲，对贮槽的材料、加工制造、安装、调试的质量和检验提出具体的要求。7.2贮内部检测要求
贮槽内要求选用耐辐照、耐腐蚀的、可靠性高的一次仪表，并根据具体情况考虑有定期检查、检修、更换或装入新表的可能。对一些重要的工艺参数、应设置多重性或多样性的测量仪表。贮槽检测项目包括：
连续液位测量；
过满信号及报警；
高水平放射性废液的密度；
高水平放射性废液的温度和高温（大于65℃)报警；d.
冷却水进出口水温；
槽内气相压力；
槽内气相中氢气浓度检测；
冷却下水放射性污染连续监测。h.
7.3高水平放射性废液的输送
7.3.1高水平放射性废液的输送管应设置在敷设有不锈钢覆面的管沟内。7.3.2贮槽内高水平放射性废液的排出应采用两种输送设备。7.3.3外厂房与本厂房之间以及本厂房内部，在输送高水平放射性废液和接受高水平放射性废液的岗728
GB1192989
位之间均应设置完善的通讯联络手段（通讯电话和阀位状态显示），以保证操作安全可靠、准确无误。7.3.4设计应尽量防止废液在管道中积存，避免发生管道堵塞现象，并应考虑排除堵塞的必要措施。8安全分析和环境影响评价
8.1最大可信事故
8.1.1设计必须对可能导致放射性物质释放超过可接受限值的各种可信事故进行认真的考虑，包括可信的外来事件、部件故障和误操作。但不考虑会导致整个乏燃料后处理厂广区全面破坏，而又无法防范的人为事件和自然事件。
8.1.2设计必须对各种可信事故进行安全分析，确定最大可信事故，作为环境影响评价的源项的依据。8.2事故的预防
8.2.1必须针对8.1.1所定义的各种可信事故，在设计上采取必要的预防措施，包括详细说明运行人员应采取的对策，以防止放射性物质的释放超过可接受的限值。8.2.2必须对8.2.1所指的预防措施进行安全分析。8.3环境影响评价
8.3.1必须分析和评价在正常运行情况下对环境的影响。8.3.2必须分析和评价最大可信事故对环境的影响。8.3.3必须提出应采取的环境保护措施。9辐射安全与监测措施
9.1辐射安全
9.1.1辐射防护设计必须符合GB4792和GB8703。9.1.2剂量当量的控制原则bZxz.net
9.1.2.1剂量当量的控制原则必须执行GB4792的2.1~2.6条，2.8～2.11条。9.1.2.2剂量当量的计算按GB8703附录2进行。9.1.3辐射屏蔽设计
9.1.3.1贮存厂房的辐射屏蔽设计应能保证放射工作人员和公众中个人的年剂量当量低于管理限值。9.1.3.2必须根据贮槽所接收高水平放射性废液的放射性活度，能谱组成，合理地计算屏蔽厚度。9.1.3.3设计时，必须考虑本贮存厂房所接收高水平放射性废液，放射性活度的最大变化范围，应在计算屏蔽层厚度时留有余地。
9.1.3.4屏蔽体不能留有直通孔道和缝隙，凡有风道、水管、电缆等通过屏蔽体时，必须采取措施，保证不明显地减弱屏蔽体的屏蔽效果。9.1.3.5在屏蔽材料的结合部位应对斜穿射线进行必要的屏蔽补偿。9.1.4放射性废液
贮存广房的气体净化系统和其他设备在正常运行和检修期间产生的放射性废液，应按浓度高低分别送相应的废液厂房处理或贮存。9.1.5放射性气溶胶
放射性气溶胶在排入大气前必须采取净化过滤以及其他有效措施，使排出的气溶胶经大气扩散稀释后，在不同人员所在地区空气中的浓度，不超过其相应地区空气中的限制浓度。9.1.6放射性固体废物
在运行检修过程中产生的放射性固体废物，必须分类收集，以便进一步处理。9.2临界安全
在贮槽设计时，必须全面地考虑影响临界安全的各种因素，采取一切必要的、合理可行的措施，保证临界安全。
9.3氢气浓度监测
GB 11929--89
必须设置氢气浓度的自动分析连续监测报警装置，对贮槽内空气中的氢气浓度进行监测。9.4辐射监测
9.4.1必须在工作人员经常停留的地方或射线剂量率可能突然升高的场所设置固定式Y监测装置，进行远距离监测，超过规定限值时，自动发出报警信号。未设固定监测点的场所，必须采用可携式（可移式）剂量仪表进行蓝测。
9.4.2必须在厂房内设置固定式空气微尘取样系统，定期取样监测。未设固定取样点场所，采用移动式微尘取样仪取样监测。
9.4.3必须设置放射性气溶胶监测仪，对贮槽设备室内的空气进行监测，以分析判断槽有无泄漏。9.4.4必须设置工作人员内外照射剂量当量的监测手段。9.4.5必须对厂房的地面、墙面、设备表面等易于污染的地方定期监测，超过国家标准规定的限值时，必须及时去污清除。
9.4.6环境监测
9.4.6.1必须对排向环境的放射性废水、废气的浓度、组分和总量进行监测。并对防护监测区及附近居民区内的空气、水、土壤、大气沉降灰，有代表性的动植物样品、水生动植物样品中的放射性核素含量与组分以及地表面的B、辐射强度进行监测。9.4.6.2贮槽冷却下水必须通过放射性监测合格后，才能排入环境。9.4.6.3在贮槽区周围必须根据水文地质及地下水的流向情况，合理地布置检测井，以便定期监测井水的放射性浓度和核素组分。
10应急措施
10.1必须为贮槽设置独立的事故冷却水源，以保证正常冷却水供应中断时，贮槽内的废液温度仍低于60℃。
10.2必须在本厂内设置事故柴油或汽油空气压缩机，以保证正常压空供应中断时贮槽内空气的氢气浓度低于控制安全下限。
10.3必须在本厂房内设置事故备用电源，保证外来电源中断时，主要仪表和控制系统的正常运行以及控制室和进出通道照明的需要。10.4设计必须考虑在发生8.1.1所定义的各种可信事故情况下应采取的-切可能的应急措施，以及为实施应急措施所必需的人员组织、场地、道路、车辆、设备、医疗保障、物质供应通讯联络等条件，以减少放射性物质的释放量和对公众、厂区人员的射损伤。上述各项应急措施必须作为营运单位制定应急计划的依据。730
厂房内区域名称
I区或白区
非放射性工作区
Ⅱ区或绿区
操作放射性的工作区
II 区或橙区
放射性设备维修区
IW区或红区
放射性设备区
附加说明：
GB 11929--89
附录A
四区布置原则
(补充件）
人流控制
在厂房内不从事放射
性工作的区域
人员全班时间停留本
区也是安全的,有出
现表面沾污和气溶胶
污染的可能，但能及
时发现和消除
人员不经常停留的区
域检修人员需经剂量
人员的允许才能进入
进入本区的工作人员
一般不需要更换工作
本区人口设立卫生通
出入此区的人员必须
经过卫生闸门及空气
平时不允许人员进
入，只有经过全面去
直接存放放射性物质
的区域,平时外照射
很强污染严重
本标准由中国核工业总公司提出。污，在剂量人员严密
监督下，才能进入本
区检修
本标准由中国核工业总公司第二研究设计院负责起草外照射标准
≤2.5×10-8
(≤0. 25 mrem/h)
≤7.5×10-3
(≤0. 75 mrem/h)
正常时
≤2.5×10-2
(≤2. 5mrem/h)
检修时可
>2.5×10-2
(>2. 5mrem/h)
>2. 5×10-2
(>2. 5mrem/h)
本标准主要起草人王显德、孙东辉、董桂枝、潘伯泉、黄维纲、王国权。负压要求
—150~～—500
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