标准编号:	HAD 401/12-2020
中文名称:	核设施放射性废物处置前管理
英文名称:	Pre-disposal management for radioactive waste of nuclear facilities
行业分类:	HAD    核电行业标准
发布机构:	国家核安全局
发布日期:	2020-05-13
实施日期:	2020-5-13
标准状态:	valid
翻译语言:	英文
文件格式:	PDF

1 Introduction 1.1 Purpose This guide provides guidance for the pre-disposal management of radioactive waste from nuclear facilities including: (1) nuclear power plants and installations such as nuclear electrical power plants, nuclear thermal power plants, nuclear steam supply and heating plants; (2) research reactors, experimental reactors, critical devices and other reactors other than nuclear power plants; (3) nuclear fuel cycling facilities such as nuclear fuel production, processing, storage and reprocessing facilities; (4) facilities for treatment, storage and disposal of radioactive waste. 1.2 Scope 1.2.1 This guide is applicable to the consideration of pre-disposal management of radioactive waste in stages of site selection, design and construction of nuclear facilities, and the pre-disposal management of radioactive waste generated in stages of operation and decommissioning. 1.2.2 This guide covers all steps of pre-disposal management of radioactive waste, including waste generation, pretreatment, treatment, conditioning, storage and transportation. 2 General requirements 2.1 Waste management shall be aimed at safety and centered on disposal. 2.2 Waste management shall include the management and optimization of the whole process from generation to disposal (including discharge) of waste, and the compatibility and coordination among different steps shall be taken into account. 2.3 The waste generated from nuclear facilities shall be under control, and the best feasible technology shall be adopted to keep its radioactivity and volume as low as reasonably possible. See HAD401/08 Minimization of radioactive waste from nuclear facilities for the specific management requirements for minimization of radioactive waste. 2.4 The waste package finally formed shall be intrinsically safe, so as to ensure its safety during storage or transportation, and prevent the nuclide contained in the waste body from spreading to the environment during storage, transportation and disposal. 2.5 The radioactive waste management program and the management procedures for pretreatment, treatment, conditioning, storage and transportation of radioactive waste shall be formulated and implemented. See Annex A for the waste management program and management procedures of nuclear facilities. 2.6 In each step of waste management, the radioactive waste shall be characterized and classified as required, and information on the generation, pretreatment, treatment, conditioning, storage and transportation of radioactive waste shall be recorded and saved. See Annex B for the typical characteristics and features that shall be considered for management of radioactive waste packages. 2.7 The final waste package (waste body and waste container) shall meet the acceptance criteria of waste disposal facilities. Each waste package shall have a unique and long-term effective (effective to the disposal step) identification, which can be associated with relevant records. 3 Specific requirements 3.1 Control of waste generation 3.1.1 Control shall be started from the generation of waste, and the following aspects shall be mainly considered: (1) the process, design scheme, materials, structures, systems and components of facilities shall be reasonably selected; (2) appropriate construction measures shall be selected; (3) the commissioning program and operation procedures shall be optimized; (4) effective and reliable technology and equipment shall be selected; (5) the integrity of containers and packaging of radioactive waste shall be ensured; (6) radiation partition shall be set reasonably in the plant to prevent the dispersal of radioactive contamination; (7) there shall be decontamination planning for each partition and equipment for preventing the dispersal of radioactive contamination. 3.1.2 Non-radioactive waste shall be sorted out from radioactive waste to reduce the amount of radioactive waste.   3.1.3 When the radioactive waste reaches the clearance level (or discharge limit) after storage (detention) decay or treatment, it shall be cleared (or discharged) in time to reduce the amount of radioactive waste. 3.2 Waste characterization and classification 3.2.1 Waste characterization 3.2.1.1 The following factors shall be considered to determine the appropriate pre-disposal management scheme of waste: (1) the source, type and physical state (solid, liquid or gas) of waste; (2) radioactivity characteristics (such as half-life, activity concentration of radionuclides, dose rate and heat release); (3) other physical characteristics (such as dimension, weight and compressibility); (4) chemical characteristics (such as composition, moisture content, solubility, corrosivity, flammability, gas release and chemical toxicity of radioactive waste); (5) biological characteristics (such as biological hazards related to waste); (6) expected treatment, storage and disposal methods. 3.2.1.2 The waste characterization contents shall include radioactive, physical, chemical and biological characteristics. 3.2.1.3 The waste characterization requirements, methods and results of different waste streams shall be determined according to the type, form and source of radioactive waste. 3.2.1.4 The waste characterization methods and procedures shall be controlled to ensure the reliability of characterization data. 3.2.2 Waste classification 3.2.2.1 The classification of radioactive waste shall meet the requirements of Classification of radioactive waste (Announcement of the Ministry of Environmental Protection, No.65 [2017]). For different purposes, radioactive waste may also be classified from other perspectives, such as according to form, composition and treatment methods.   3.2.2.2 The radioactive waste may be classified into gas waste, liquid waste and solid waste according to physical forms. Different nuclear facilities generate different radioactive waste. See Annexes C, D and E for examples of radioactive waste of various nuclear facilities. 3.2.2.3 The radioactive waste gas may be classified into oxygen-containing waste gas, hydrogen-containing waste gas and the like according to its composition; it may also be classified into process waste gas, plant waste gas and the like according to its source. 3.2.2.4 The radioactive liquid waste may be classified according to the half-life (such as short life and long life), activity concentration, chemical composition, component state and treatment method of contained radionuclides. 3.2.2.5 The radioactive solid waste may usually be classified into wet waste and dry waste. Wet waste usually includes: resin, mud, concentrated solution, activated carbon, zeolite and so on; dry waste includes radioactive contaminated solid materials (such as radioactive contaminated protective articles, wiping materials, paper, plastics and rubber products) generated during the operation and maintenance of nuclear facilities, and radioactive contaminated equipment, spare parts and components, tools and thermal insulation materials abandoned in the control area. 3.2.2.6 The radioactive solid waste may be classified into combustible or non-combustible, compactable or non-compactable, metal or non-metal and fixed surface contaminated or non-fixed surface contaminated wastes according to the waste treatment methods. 3.3 Waste pretreatment 3.3.1 Pretreatment includes collection, sorting, chemical conditioning, decontamination, etc. 3.3.2 The radioactive waste shall be collected by category according to its radioactive, physical and chemical properties, including: (1) liquid waste, waste gas and wet waste are usually collected in storage tanks; (2) according to the difference of radioactivity level, different plastic bags, barrels or boxes are usually used to collect dry waste so as to meet the subsequent waste handling, treatment and radiation protection requirements; (3) organic liquid waste shall be collected separately to avoid mixing with other liquid waste.   3.3.3 Guiding procedures for waste sorting shall be established. During sorting: (1) waste shall be sorted as close as possible to the place where it is generated; (2) non-radioactive waste and the waste that is slightly contaminated by radionuclides and can be cleaned, recycled or discharged directly or after storage and decay shall be sorted out as possible to reduce the amount of radioactive waste; (3) according to the requirements of waste operation and management, different types of waste shall be grouped as much as possible, such as separating the waste containing short-lived radionuclides from those containing long-lived radionuclides, or separating compactable waste from non-compactable waste, etc. 3.3.4 Waste radioactive sources shall be stored separately from other wastes. 3.3.5 Waste containing α nuclide, flammable, explosive, corrosive or other harmful substances, free liquid or compressed gas shall be collected separately to avoid mixing with other wastes. 3.3.6 Chemical conditioning (such as pH adjustment) shall be adopted to pretreat the waste so as to adapt to further treatment. 3.3.7 When mechanical, chemical and electrochemical methods are used to remove surface contamination, the amount of secondary waste shall be limited to ensure the effective treatment of secondary waste. 3.3.8 When waste is collected at the waste generating point, the compatibility of radioactivity and chemical characteristics of waste shall be considered, and the collection of waste shall meet the waste acceptance criteria of waste management facilities (such as treatment, storage or disposal). When wastes with different chemical characteristics are collected, the possible chemical reactions, especially exothermic reactions, shall be evaluated to avoid uncontrolled or accidental reactions and prevent accidental release of volatile radionuclides or radioactive aerosols. Organic liquid wastes with different chemical characteristics need to be treated by taking different treatment measures and shall be separated from water. Adequate ventilation and fire prevention measures shall be considered during the collection and storage of organic liquid waste. 3.4 Waste treatment 3.4.1 The treatment purposes and methods of radioactive waste include: (1) reducing the volume of waste (by incineration, compaction, cutting, disintegration, etc.); (2) removing radionuclides (by evaporation concentration, ion exchange, filtration, reverse osmosis, ultrafiltration, decentration, etc.); (3) changing the state or composition of waste (by precipitation, flocculation, chemical oxidation or thermal oxidation, solidification, etc.). 3.4.2 Waste gas treatment 3.4.2.1 When operating the radioactive waste gas treatment system, the amount of waste gas to be treated, activity concentration, nuclide contained in the waste gas, chemical composition, humidity, toxicity, possible corrosive or explosive substances shall be considered. 3.4.2.2 The radioactive particle and aerosol in waste gas may be removed by high efficiency filter (HEPA), and iodine may be removed by activated carbon filter, etc. Inert gas may be subjected to storage and decay or decayed in activated carbon retention bed. Scrubbers may be used to remove chemicals, particles and aerosols in waste gas, and redundant design shall be considered for safety-related parts. The exhaust gas system shall be equipped with condition monitoring devices for temperature monitoring, differential pressure measurement, etc. 3.4.3 Liquid waste treatment 3.4.3.1 Appropriate treatment process shall be selected according to the characteristics of radioactive waste (such as physical and chemical characteristics, radionuclide type and activity concentration, organic content, salt content, suspended solid content and pH value) and discharge limits. At the same time, the process restrictive conditions with risks such as corrosion, scaling, foaming, fire and explosion shall be considered. If the liquid waste contains fissile materials, it shall be evaluated within the practical range by designing and adopting management measures, and potential critical risks shall be eliminated. The increase of activity concentration of concentrated liquid waste may lead to changes in the classification level of waste, so appropriate process shall be taken for conditioning. 3.4.3.2 The short-lived radionuclides may be reduced by temporary decay before the liquid waste is discharged, and the radionuclides in the liquid waste may also be removed by treatment system or other means. Waste water that meets the reuse requirements after treatment shall be reused in the plant as much as possible to reduce the discharge amount. 3.4.3.3 The liquid effluent generated after the treatment of liquid waste shall meet the discharge requirements.   3.4.3.4 For the management of organic liquid waste, not only the influence of radioactivity but also the influence of chemical organic components shall be considered. 3.4.4 Treatment of solid waste 3.4.4.1 Appropriate treatment process shall be selected according to the waste characteristics, and mature or validated advanced technology shall be adopted. 3.4.4.2 The volume reduction of combustible waste can be achieved by incineration. The following contents shall be take account in the selection of incineration process: (1) reasonable furnace type and operating conditions shall be selected according to waste characteristics (such as chemical composition, enthalpy, moisture content, non-combustible content) to ensure complete combustion and prevent coking, blockage and generation of toxic or explosive substances in the furnace; (2) the incineration system shall be designed by taking into account expected operating events and accident conditions that may endanger the safety of operators or cause uncontrolled discharge of radionuclides to the environment; (3) the offgas treatment and radioactivity monitoring system shall be set up to ensure that the discharge concentration and amount of radioactive and non-radioactive hazardous substances are lower than the prescribed limits; (4) incineration will increase the activity concentration of ash content, which may lead to changes in the classification level of waste, so the ash content generated shall be safely conditioned. 3.4.4.3 Compactable waste can be reduced by compaction. The compaction method used shall define and control the characteristics of the material to be compacted and the expected volume reduction factor. The following shall be taken into account in the selection, design and implementation of compaction operations: (1) the possibility of release of volatile radionuclides and radioactive aerosols; (2) the outflow of contaminated liquid; (3) the chemical reactivity of materials during and after compaction; (4) fire and explosion hazard caused by inflammable and explosive materials or pressurized components; (5) the criticality risk that may be introduced by the increase in the content of fissile material per unit volume after compaction of waste containing fissile material. 3.4.4.4 Large waste shall be pretreated by cutting, disintegrating and other technologies. During technology selection and equipment operation, measures shall be taken to prevent dispersal of contamination and fire prevention. 3.4.4.5 For non-combustible and non-compactable solid wastes, direct conditioning shall be considered when decay and decontamination effects are not good. The radionuclide in scrap metal shall be removed by metal smelting to realize material reuse or clearance. 3.4.5 Low- and medium-level radioactive waste suitable for near surface disposal shall be subjected to cement solidification, and high-level radioactive liquid waste shall be subjected to glass solidification. The characteristics of waste solidification shall usually meet the following requirements: (1) good compatibility with matrix materials and package containers; (2) the texture is uniform and dense, with low porosity and good integrity; (3) the leaching rate of radionuclides is low. (4) the chemical, biological, thermal and radiation stability is sufficient; (5) there is certain mechanical strength and resistance performance.

1 Introduction 1.1 Purpose 1.2 Scope 2 General requirements 3 Specific requirements 3.1 Control of waste generation 3.2 Waste characterization and classification 3.3 Waste pretreatment 3.4 Waste treatment 3.5 Waste conditioning 3.6 Waste storage 3.7 Transport of waste 3.8 Safety considerations during the service life of pre-disposal management facilities for waste 3.9 Consideration of decommissioned waste management 4 Quality assurance 4.1 Quality assurance requirements 4.2 Quality control Annex A Waste management program and management procedures of nuclear facilities Annex B Typical characteristics and features that shall be considered for management of radioactive waste packages Annex C Radioactive waste examples of nuclear power plants and research reactors Annex D Examples of radioactive waste from facilities in the earlier stage of nuclear fuel cycle Annex E Examples of radioactive waste from facilities in the later stage of nuclear fuel cycle

1 引言 1.1 目的 本导则为核设施产生的放射性废物处置前管理提供指导，核设施包括： （1）核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置； （2）核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆； （3）核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施； （4）放射性废物的处理、贮存、处置设施。 1.2 范围 1.2.1 本导则适用于核设施选址、设计和建造阶段对放射性废物处置前管理 的考虑，及运行和退役阶段产生的放射性废物处置前管理。 1.2.2 本导则涵盖放射性废物处置前管理的所有步骤，包括：废物产生、预 处理、处理、整备、贮存和运输。 2 一般要求 2.1 废物管理应以安全为目的，以处置为核心。 2.2 废物管理应实施对废物从产生到处置（包括排放）的全过程的管理和优 化，应考虑不同步骤间的相容性和协调一致性。 2.3 应控制核设施废物的产生，采用最佳可行技术，使其在放射性活度和体 积两方面保持在合理可行尽量低的水平。放射性废物最小化的具体管理要求可见 《核设施放射性废物最小化》（HAD401/08）导则。 2.4 最终形成的废物包应具有固有安全性，保证其在贮存或运输期间的安 全，防止废物体在贮存、运输和处置期间所包含的核素向环境扩散。 2.5 应制定和实施放射性废物管理大纲以及放射性废物预处理、处理、整备、 贮存和运输的管理程序。核设施的废物管理大纲和管理程序的内容参见附录A。 2.6 在废物管理的各个步骤中，应根据需要对放射性废物进行表征和分类， 记录和保存有关放射性废物的产生、预处理、处理、整备、贮存和运输的信息。 放射性废物包管理应考虑的典型特性和特征参见附录B。 2.7 最终废物包（废物体和废物容器）应符合废物处置设施的接收准则。每 个废物包应具有唯一的、长期有效的（直至处置）标识，并能够与相关记录关联。 3 具体要求 3.1 废物产生的控制 3.1.1 应从废物的产生开始控制，主要应考虑以下方面： （1）合理选择设施的工艺，设计方案，材料，构筑物、系统和部件； （2）选择合适的建造方法； （3）优化调试大纲和运行规程； （4）应选择有效的、可靠的技术和设备； （5）应确保放射性废物的容器和包装具有完整性； （6）厂房合理设置辐射分区，防止放射性污染扩散； （7）应有各分区去污的规划和提供防止放射性污染扩散的设备。 3.1.2 从放射性废物中分拣出非放射性废物，以减少放射性废物产生量。 3.1.3 放射性废物经过贮存（滞留）衰变或处理后达到清洁解控水平（或排 放限值）时，应及时解控（或排放），以减少放射性废物产生量。 3.2 废物表征和分类 3.2.1 废物的表征 3.2.1.1 为确定合适的废物处置前管理的方案，应考虑如下因素： （1）废物的来源、类型和物理状态（固体、液体或气体）； （2）放射性特性（如半衰期、放射性核素的活度浓度、剂量率、释热量）； （3）其他物理特性（如尺寸、重量、可压缩性）； （4）化学特性（如放射性废物的组成、含水量、溶解性、腐蚀性、可燃性、 释气性、化学毒性）； （5）生物特性（如与废物相关的生物危害）； （6）预期的处理、贮存和处置的方法。 3.2.1.2 废物的表征内容应包括放射性特性、物理特性、化学特性和生物特 性。 3.2.1.3 应根据放射性废物的类型、形态和来源，确定不同废物流的废物表 征的要求、方法和结果。 3.2.1.4 应对废物的表征方法和过程进行控制，保证表征数据的可信度。 3.2.2 废物的分类 3.2.2.1 放射性废物的分类应符合《放射性废物分类》（环境保护部公告2017 年第65号）的要求。 出于不同的目的，放射性废物还可以从其他角度进行分类，如根据形态、成 分、处理方式进行分类。 3.2.2.2 放射性废物可根据其物理形态，分为气体、液体和固体三类废物。 不同的核设施产生的放射性废物不同，各类核设施的放射性废物示例参见附录 C、D、E。 3.2.2.3 放射性废气可根据其成分分类，如含氧废气和含氢废气；可根据其 来源分类，如工艺废气和厂房废气。 3.2.2.4 放射性废液可根据其含有的放射性核素半衰期（如短寿命核素和长 寿命核素）、活度浓度、化学成分、组分状态、处理方法进行分类。 3.2.2.5 放射性固体废物通常可分为湿废物和干废物，湿废物通常包括：树 脂、泥浆、浓缩液、活性炭、沸石等；干废物包括在核设施运行和维修过程中产 生的被放射性污染的固体材料（如被放射性污染的防护用品、擦拭材料、纸张、 塑料、橡胶制品等），以及控制区废弃的被放射性污染的设备、零部件、工具和 保温材料等。 3.2.2.6 放射性固体废物可根据废物处理方法分为可燃或不可燃、可压实或 不可压实、金属或非金属和固定表面污染或非固定表面污染废物等。 3.3 废物预处理 3.3.1 预处理包括废物的收集、分拣、化学调制和去污等操作。 3.3.2 放射性废物应根据废物的放射性、物理和化学性质进行分类收集，包 括： （1）废液、废气和湿废物通常采用贮槽进行收集； （2）根据放射性水平的差异，干废物通常采用不同种类的塑料袋、桶类或 箱类容器进行收集，以满足后续废物搬运、处理、辐射防护等要求； （3）有机废液应单独收集，避免与其他废液混合。 3.3.3 应制定有关废物分拣的指导程序，在执行分拣时： （1）尽可能在废物产生地就近进行适当的分拣； （2）尽可能将非放射性废物和被放射性核素轻微污染且直接或经过贮存衰 变后可清洁解控、再循环或排放的废物从放射性废物中分拣出，以减少放射性废 物产生量； （3）根据废物运行管理要求，尽可能将不同类型的废物进行分组，如将主 要含短寿命放射性核素的废物与含长寿命放射性核素的废物分开，或将可压实废 物与不可压实废物分开等。 3.3.4 废旧放射源应与其他废物分开、单独存放。 3.3.5 对于含α核素，含有易燃、易爆、腐蚀性或其他有害物质、游离液体或 压缩气体的废物，应单独收集，避免与其他废物混合。 3.3.6 采用化学调制（如pH调节等）对废物进行预处理，以适应进一步的处 理。 3.3.7 采用机械、化学和电化学的方法去除表面污染时，应限制二次废物的 产生量，并确保二次废物能得到有效处理。 3.3.8 在废物产生点收集废物时，应考虑废物的放射性和化学特性的相容， 且符合废物管理设施（如处理、贮存或处置）的废物接收准则。收集不同化学特 性的废物时，应对可能发生的化学反应进行评价，特别是放热反应，以避免不受 控的或意外的反应发生，防止挥发性放射性核素或放射性气溶胶的意外释放。不 同化学特性的有机废液需要采用不同的处理措施，并应与水分离。有机废液收集 和贮存时应考虑足够的通风和防火措施。 3.4 废物处理 3.4.1 放射性废物的处理目的和处理方式包括： （1）减小废物体积（如焚烧、压实、切割、解体等）； （2）去除放射性核素（如蒸发浓缩、离子交换、过滤、反渗透、超滤、离 心等）； （3）改变废物的状态或组成（如沉淀、絮凝、化学氧化或热氧化、固化等）。 3.4.2 废气处理 3.4.2.1放射性废气处理系统运行时，应考虑待处理的废气量、活度浓度、废 气中含有的核素、化学成分、湿度、毒性、可能含有的腐蚀或易爆物质。 3.4.2.2废气中的放射性颗粒和气溶胶可通过高效过滤器（HEPA）去除，碘 可以通过活性炭过滤器等去除，惰性气体可进行贮存衰变或在活性炭滞留床中衰 变。废气中的化学物质、颗粒和气溶胶的去除可考虑采用洗涤器处理，对安全相 关部分应考虑冗余设计。废气排放系统应设置状态监测装置，如温度监测、压差 测量等。 3.4.3 废液处理 3.4.3.1应根据放射性废物的特性（如物理和化学特性、放射性核素种类和活 度浓度、有机含量、含盐量、悬浮物含量、酸碱度等）和排放限值选择合适的处 理工艺。同时，应考虑发生腐蚀、结垢、起泡、火灾和爆炸等风险的工艺限制条 件。若废液含有易裂变材料，应通过设计和采用管理措施，在实践可行的范围内 进行评估，并消除潜在的临界风险。废液浓缩后活度浓度增加，可能导致废物分 类级别发生变化，应考虑合适的工艺对其进行整备。 3.4.3.2废液在排放前可通过暂存衰变的方式减少短寿命放射性核素，也可通 过处理系统或其他方式去除废液中的放射性核素。经处理后达到复用要求的废 水，应尽量在厂内复用，以减少排放量。 3.4.3.3废液处理后形成的液态流出物应满足排放要求。 3.4.3.4对于有机废液的管理，除需考虑放射性的影响，还应考虑化学有机成 分的影响。 3.4.4 固体废物处理 3.4.4.1应根据废物特性选择合适的处理工艺，采用成熟的或经验证的先进技 术。 3.4.4.2可燃废物通过焚烧可实现最大程度的减容，在选择焚烧工艺时应考虑 以下内容： （1）应根据废物特性（如化学成分、热焓、含水率、不可燃含量等）选择 合理的炉型和操作条件，保证燃烧完全，防止炉内结焦、堵塞和产生有毒物或易 爆物； （2）焚烧系统的设计应考虑可能危及到操作人员安全或造成放射性核素向 环境无控制排放的预期运行事件及事故工况； （3）应设置尾气处理和放射性监测系统，确保放射性物质和非放射性危险 物质排放的浓度和排放量低于规定的限值； （4）焚烧将使灰分活度浓度增加，可能导致废物分类级别发生变化，应对 产生的灰分进行安全整备。 3.4.4.3可压实废物可通过压实的方法进行减容。采用压实方法应明确和控制 待压实材料的特性和期望的减容因子。在选择、设计和实施压实作业时应考虑以 下内容： （1）挥发性放射性核素和放射性气溶胶释放的可能； （2）污染液体的流出； （3）材料在压实期间和压实后的化学反应性； （4）由易燃易爆材料或带压部件引起的火灾和爆炸危险； （5）含有易裂变材料的废物压实后单位体积内易裂变材料含量的增加可能 引入的临界风险。 3.4.4.4大体积废物可采用切割、解体等技术进行预处理。在技术选择和设备 运行时，应考虑防止污染扩散和防火的措施。 3.4.4.5对不可燃不可压实的固体废物，在衰变和去污效果不佳时，可考虑直 接整备。废金属可考虑采用金属熔炼的方法去除其中的放射性核素，实现材料复 用或清洁解控。 3.4.5 适合近地表处置的低、中水平放射性废物可采用水泥固化，高放废液 可采用玻璃固化。废物固化体的特性通常应满足： （1）与基质材料和包装容器有良好的相容性； （2）质地均匀、密实，空隙率低，整体性好； （3）放射性核素的浸出率低； （4）具有足够的化学、生物、热和辐射稳定性； （5）具有一定的机械强度和抗击性能。 3.5 废物整备 3.5.1 废物的整备包括将废物固定、封装在容器内，以及必要时进行外包装 等操作。采用的废物容器应符合国家相关法规标准的规定，并满足贮存、运输和 处置的废物接收准则的要求。 3.5.2 低、中水平放射性废物采用基材进行固定整备（如水泥固定）时，应 保证废物体尽可能均匀和密实。 3.5.3 低、中水平放射性废物可在没有基材的情况下实现整备，如废过滤器 芯、干燥后的产物装入高完整性容器。 3.5.4 废物整备过程中应考虑的风险包括： （1）材料混合产生放热反应可能会发生火灾和（或）爆炸危险； （2）某些金属废物（如镁、铝、锆等）与水泥浆的碱性水或从混凝土基体 扩散的水发生反应而产生氢气； （3）当颗粒表面积大小比例与环境条件合适时，某些金属废物（如锆）可 能会易燃。 3.5.5 废物的整备应使废物成为符合后续管理步骤所要求的废物接收准则的 废物包，保证搬运、运输和贮存（处置）过程中的安全。 3.5.6 对容器的辐射屏蔽性能需求取决于废物特性以及搬运、运输和贮存的 方法。在选择容器的材料及外表面形式时，应考虑其易于去污。如果废物包最初 设计不符合运输、贮存或处置的相关接收准则，则需要增加外包装以使其能满足 接收准则，应确保废物包与外包装的兼容性符合废物接收准则和运输要求。 3.6 废物贮存 3.6.1 在废物处理的各个阶段应采用适当贮存方式，以确保隔离和保护环境。 3.6.2 贮存设施的设计应考虑放射性废物的类型、放射性特征、相关危害性 及预计贮存期；应便于废物的接收、搬运、贮存和回取；应尽量减少二次废物的 产生量，且不会造成不必要的职业照射、公众照射或环境影响。 3.6.3 应对贮存设施进行定期监测、检查和维护，以确保其持续的完整性； 还应采取措施确保贮存设施的性能参数保持在可接受的运行和监管限值之内。必 要时，应对放射性废液排放区域或放射性废物处理和排放之前的贮存区域进行限 制。 3.6.4 在技术可行时，放射性废物应以固有安全状态贮存。营运单位应确保 在预期的贮存期内，构筑物、设备、废物体形式和容器保持完整性；应考虑废物、 容器和环境之间的相互作用（如由化学反应或电化学反应导致的腐蚀过程）；对 于某些类型的废物（如腐蚀性液体废物），应采取特殊预防措施，如使用双壁容 器和防渗层。 3.6.5 对于产生大量废液的设施，应设置废液收集贮槽，必要时考虑适当的 屏蔽防护，并考虑废液贮槽泄漏时防止污染扩散的措施。贮槽应冗余配置并具备 应急倒料条件。 3.6.6 主要含有极短寿命放射性核素的放射性废物可通过贮存衰变以达到许 可排放或清洁解控的水平。 3.6.7 放射性废物应分类贮存，以便于回取后进行进一步的处理、整备、转 运到另一个贮存设施或处置场。放射性废物应与非放射性工业废物进行物理隔离 分开贮存，以避免工业废物受到污染、放射性物质失控或增加操作人员或公众所 受的照射。 3.6.8 贮存设施应具有良好的通风系统，必要时设排气净化系统，使放射性 气溶胶经净化处理后排放，确保烟囱排出的气态流出物放射性浓度低于规定限 值。防火、火灾探测和控制的措施应纳入可燃废物贮存设施的设计。 3.6.9 对于高放废物的贮存还应考虑以下内容： 3.6.9.1高放废物贮存设施应靠近高放废物产生、处理设施，避免远距离输送； 3.6.9.2贮存设施原则上应建在地下水位低于设施结构底板之下的位置，否则 需采取工程措施以保证地下水位低于结构底板。主动式的降水位措施应与最大降 水发生时的地下水流量相匹配； 3.6.9.3高放废液贮槽设计时，应全面分析影响临界的各种因素，确保临界安 全，同时还需考虑： （1）贮槽及其内构件应根据其内部物料的特性选用耐腐蚀金属材料； （2）应设冷却装置，确保贮槽内废液温度低于安全限值； （3）应设搅拌装置，防止颗粒沉降于槽底影响冷却效果； （4）应设可靠的取样装置； （5）应设适当的补酸系统，保证高放废液具备适当的酸度； （6）应设物理和关键化学参数的监测仪表，便于贮存过程中对高放废液状 态进行监测与控制。对于重要的工艺参数，如温度、液位、酸度、氢气浓度等应 设置多重性或多样性的测量仪表； （7）应设清洗装置，便于贮槽退役； （8）应采取措施及时稀释和排出贮槽内的辐解氢气，保证贮槽内空气的氢 气浓度低于控制限值。 3.6.9.4高放废液贮槽及其带有放射性的辅助工艺设备应设置在有足够屏蔽 厚度的钢筋混凝土设备室内。输送管道、阀门应布置在带屏蔽的工艺管沟及阀门 室内。设备室、阀门室及工艺管沟应衬覆面，并应选择耐腐蚀、耐辐照、易去污 的材料。每个设备室应设置气溶胶监测装置，以便及时发现贮槽泄漏情况。 3.6.9.5高放废液贮存设施应设置相应的应急系统，包括应急压空系统、应急 电源、独立的应急冷却系统，以确保设施安全。 3.6.9.6采用射流或小孔元件的高放废液输送系统应设置被动或主动的破坏 真空和防止堵塞的措施。 3.6.9.7高放固体废物应贮存于设置有冷却系统的贮存库中，直至其放射性衰 变至温度达到高放废物处置设施接收准则。冷却系统应保证贮存库贮存区域土建 结构材料常年温度保持在安全温度范围内。 3.6.9.8高放固体废物贮存库设计时，应考虑： （1）贮存容量应与处置外运计划相匹配，合理确定其中间暂存期和容量； （2）贮存区排风系统应设置排气温度监测系统及连续气溶胶监测系统； （3）机械装置应具备故障后可移动的功能或配套装置，以便将故障设备移 动至检修区域； （4）应设置相应的应急系统，包括应急电源、应急冷却系统、应急固体废 物收集系统和贮存区域土建结构材料应急温度监测装置，以确保设施安全； （5）高放固体废物的转运、码放、回取应采用适当的自动屏蔽装置或在足 够屏蔽的条件下实施； （6）应考虑高放固体废物的外运接口。 3.6.10 应制定并应用废物管理信息系统。该系统应记录废物包及其位置，并 可提供贮存废物的清单。废物管理信息系统（如标签和条形码）的复杂程度应根 据国家总体要求和处置需求确定。 3.7 废物运输 3.7.1 废物的厂外运输必须遵照国家相关法规标准，应当采用符合国家放射 性物品运输安全标准的包装容器，容器须确保必要的安全等级。 3.7.2 废物的厂内运输应根据废物包的特性和厂内运输条件考虑实施部分或 全部厂外运输的基本要求。必须根据合理可行尽量低的原则使用恰当的包装和防 护，使厂区人员所受照射保持最低，并且在运输事故情况下，使不可控制的释放 的可能性减至最小。 3.8 废物处置前管理设施寿期内的安全考虑 3.8.1 废物处置前管理设施（包括核设施配套建设的放射性废物处置前管理 设施）的构筑物、系统和部件（以下简称物项）的设计应符合相关法规标准的要 求，包括物项安全等级、抗震分类、质量可靠性、内外部灾害等。 3.8.2 废物处置前管理设施设计过程中，应考虑： （1）临界安全； （2）废物处理和贮存区域应进行辐射分区并对出入进行控制； （3）废物的回取； （4）废物表征和库存控制； （5）废物及其包装容器的检测； （6）处理不符合要求的废物和废物包的措施； （7）气液态流出物的控制； （8）可引起非放射性危害的废物的管理； （9）设施维护和最终退役。 3.8.3 废物处置前管理设施应与监管机构批准文件中的描述一致，并对设施 加以调试，以核实物项是否达到建造（设计）的目标。 3.8.4 废物处置前管理设施应制定正常运行以及事故工况运行的操作规程和 程序。 3.8.5 在正常运行过程中应严格按照放射性废物管理程序开展管理活动，有 效限制或防止不必要的放射性照射，包括： （1）放射性废物与厂区工作人员、公众实施隔离； （2）操作和搬运废物过程中应进行放射性监测和可视检查； （3）废液泄漏的检测、收集和处理； （4）人员和设备的去污； （5）去污活动中产生的废物的处理。 3.8.6 涉及临界风险相关的运行规程应经过严格审查，确保与设计的安全要 求一致，考虑的因素包括： （1）将要贮存的废物的类型和类别； （2）必要时采用几何安全结构确保次临界； （3）次临界对中子吸收材料的依赖； （4）最佳慢化和反射的条件； （5）废物体和废物包的特性； （6）搬运操作； （7）潜在的异常运行。 3.8.7 应系统地收集、筛选、分析和（或）审查废物管理设施以及类似设施 报告的运行经验和事件，并通过适当的经验反馈机制汲取和落实结论。应关注新 的标准、法规或监管导则，以核查其对于设施安全的适用性。这种经验反馈也应 用于废物处置前管理设施的设计和运行。 3.8.8 为确保废物处置前管理设施安全和可靠运行，应制定维修计划和程序， 相关设备须按照预定维修计划开展维修，使工作人员受照剂量保持在合理可行尽 量低的水平。通常包括以下措施： （1）根据以往的经验或其他适用数据分析维修要求； （2）考虑有关技能熟练人员的调用、工具和材料（包括备品）准备的工作 计划； （3）注意辐射防护和工业安全。