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1、附件 3废放射源近地表处置接收要求 (征求意见稿) 编制说明1. 编制背景放射源被广泛地应用于工业、农业、医疗、教学及科研等领域，给人类社会 带来多方面的利益。然而，放射源的应用必然产生废放射源，对废放射源的管理 是放射源安全管理的重要组成部分。目前，我国对废放射源的管理手段是集中贮 存在有关废物库内，截至 2022 年 8 月，国家废放射源集中贮存库共收贮废源超 过 15 万枚，各省 (包括直辖市和自治区) 核技术利用放射性废物贮存库共收贮 废源超过 6 万枚。集中的贮存对大多数废放射源来讲并非最终的长期安全管理方 案，实施安全处置是废放射源安全管理的最终出路。根据国际经验，不同核素不同活度
2、的废源的处置方案也不相同，近地表处置 场、中等深度处置 (钻孔处置) 和深地质处置分别对应不同种类、不同活度的废 源。国际上废源处置的已有实践如下：美国的 Barnwell 处置场、Richland 处置场 和 Andrews 处置场可接收属于 A 、B 、C 类低水平废物的废放射源；法国的奥布 处置场 (CSA) 可接收半衰期比 137Cs 短，活度低于特定限值的一些短寿命废放 射源；西班牙的 EI Cabril 处置场和匈牙利的 Pspkszilgy 处置场可接收半衰期 小于等于 5 年的短寿命废放射源。为安全处置废源，需要建立必要的标准。 目前 ISO 组织仅发布了与放射源 管理相关的几
3、个标准，未发布包含废放射源处置的有关管理标准；国际原子能机 构 (IAEA) 发布了与放射源管理相关的标准，但是关于废放射源处置的要求不 够具体，不具备可操作性。在法国，法国国家放射性废物管理局 (ANDRA) 于 2001 年建立了奥布中低 放废物处置设施中心 (CSFMA) 废放射源货包的接收限值，给出了废放射源各 放射性核素的活度标准，称之为“源活度限值” (LAS) ，该限值已得到法国核安 全局 (ASN) 的认可。 自 2007 年，奥布处置场 (CSA) 开始接收短寿命废放射 源。CSA 可处置的废放射源包括：60Co源，货包活度270TBq；90Sr源，活度8MBq；1137Cs
4、 源，活度22MBq。主要接收准则包括：接收含单一放射性核素的废放射源； 半衰期30 年；考虑到运行安全：废物包最大活度270TBq (2.701014Bq) ；考 虑关闭后安全：源活度源活度限值 (LAS) ，源活度限值 (LAS) 通过安全评 价推导得出，并且与废放射源尺寸有关，具体限值见表 1。表 1 法国废放射源近地表处置活度限值核素半衰期(a)小尺寸 (直径3cm 或 体积15cm3或面积20cm2)LAS(Bq)关键景象LAS(Bq)关键景象LAS(Bq)关键景象133Ba112.551013摄入6.791013装口袋6.781014破坏152Eu131.361011摄入1.491
5、011装口袋1.491011破坏90Sr298. 18106携带8. 18106装口袋8. 16107破坏137Cs302. 19107携带2. 19107装口袋2. 19108破坏美国核管会 (NRC) 的 10 CFR61 将商业低水平放射性废物 (LLRW) 划分 为 A 、B 、C 和超 C 类。对于废放射源，有相当一部分可以归为 LLRW ，美国没 有单独考虑废放射源的处置，对于废放射源的处置，只需判断含废放射源的废物 包属于 10 CFR 61.55 中的废物分类表中的哪类废物，从而判定是否可以进行近 地表处置。Barnwell 、Richland 和 Andrews 三个近地表处
6、置场可以接收处置的废 源活度限值如表 2。NRC 在 10 CFR 61.55 中的废物分类表是基于分析无意闯入者的景象，进行 的安全评价。而含废放射源的货包，则按照 NRC 关于放射性废物浓度平均的技 术文件来评估是否开展近地表处置。2表 2 美国商业废放射源近地表处置活度限值 (2017 年)核素非超 C 类废源活度限值Barnwell 处置场Richland 处置场Andrews 处置场241Am238Pu239Pu1.85E+07Bq/单个容器3.7E+03Bq/g1.11E+09Bq/单个容器(55 加仑，约 250L)252Cf3.7E+11Bq1)4.81E+11Bq2)4.81
7、E+11Bq2)244Cm1.85E+07Bq/单个容器 1)3.7E+03Bq/g3.7E+03Bq/g60Co3.7E+11Bq1)无限值 3)无限值 3)13s7C3.7E+11Bq1)3.61E+13Bq3.61E+13Bq192Ir3.7E+11Bq1)4.81E+11Bq2)4.81E+11Bq2)90Sr3.7E+11Bq1)5.49E+13Bq5.49E+13Bq226Ra1.85E+06Bq/单个容器4.44E+10Bq3.7E+09Bq/单个容器 (55 加仑，约 250L)注：1) 超过此限值的需要另外批准；2) 设施可根据工人的受照情况和具体场址的其他考虑以“一事一议”
8、的方式接收超过 此限值的废放射源。3) 对于 60Co，C 类废物没有限值，在运行中的处置设施的接收取决于该设施的废物接收 标准和运行考虑因素，如职业照射剂量率和废物盘存量限制。英国国家低放废物近地表处置设施(LLWR)可以接收处置低活度废放射源。 最新的废物接收准则 (WAC) 文件对废源处置提出了以下要求：如尽可能去除 屏蔽；毁坏有废旧金属价值的源；处置在“小容器”中 (1- 15 升) ；与至少 100 毫升水泥浆混合；每次运输一个源容器(运输限值为：对于发射体不超过4GBq/t， 其他核素不超过 12GBq/t) ；完成废物特性表格，包括以下资料：放射性核素、 每个源的总活度、源的数量
9、、水泥浆量。我国目前还没有关于废放射源处置的相关标准，为确保废放射源最终安全处置，应该制订废放射近地表处置接收要求标准。本标准根据我国近地表处置场的环境特性和工程措施，考虑了实施整备的情况，提出我国的废放射源近地表处置接收要求。2. 编制过程2019 年，中国辐射防护研究院承担了生态环境部辐射源安全监管司核与辐射安全年度项目“废放射源近地表处置安全要求和接收准则初步研究”。在该项目 下，开展了废源处置的有关研究。2022 年 1 月生态环境部辐射源安全监管司委托中国辐射防护研究院编制国家生态环境标准废密封放射源近地表处置接收准则。中国辐射防护研究院、3生态环境部核与辐射安全中心、中国核电工程公
10、司成立了标准编制组，并编制了 标准开题论证报告和标准草案。2022 年 1 月 19 日生态环境部辐射源安全监管司组织召开了国家生态环境标 准废密封放射源近地表处置接收准则开题论证会，会议同意标准制定的工作 路线与工作方案，并对标准 (草案) 提出了意见。会后，编制组按照会议要求开 展了工作，完成了标准征求意见稿 (初稿) 。2022 年 8 月 4 日生态环境部辐射源安全监管司组织召开了国家生态环境标 准征求意见稿 (初稿) 技术审查会，对标准征求意见稿 (初稿) 进行了审查。专 家建议将标准名称修改为废放射源近地表处置接收要求，并提出了其他一些 具体建议，编制组依据专家意见进行了修改，形成
11、了标准征求意见稿。3. 编制依据及原则(1) 标准格式遵照生态环境部发布的国家生态环境标准制修订工作规则 以及环境保护标准编制出版技术指南 (HJ 565) 的相关要求。(2) 依据项目研究成果开展标准的编写工作；同时，参考国际权威技术报 告和相关文献，考虑与已颁布的法规、标准等的协调。(3) 从废放射源处置的实际出发，借鉴美国、法国、英国等国家废放射源 接收、处置及管理经验，总结国内废放射源整备、放射性废物处置工作经验，合 理制订废放射源近地表处置接收要求，强化标准的可操作性，为废放射源的安全、 有效处置提供技术保障。4. 基本框架与主要内容4.1 标准框架我国废放射源近地表处置的辐射防护要
12、求遵守电离辐射防护与辐射源安全 基本标准 (GB18871) 的规定，基本安全要求遵守低、中水平放射性固体废 物近地表处置安全规定 (GB9132) 的规定，整备形成的废放射源废物包遵守 低、中水平放射性固体废物包安全标准 (GB12771) 的规定，运输满足放射性物品安全运输规程 (GB11806) 的规定。考虑近地表处置接收的废放射源为半衰期30a的固体废放射源，衰变子体为半衰期30a且发射粒子的超铀核素 除外 (如252Cf、244Cm等) 。4标准需要明确废放射源近地表处置的活度限值；由于活度限值与具体整备形 成的废物包形式有关，还需考虑可近地表处置的废放射源的整备要求。标准正文包括
13、9 部分：适用范围、规范性引用文件、术语和定义、基本要求、 废放射源特性要求、废放射源整备要求、废放射源废物包要求、废放射源废物包 接收操作要求和质量保证。4.2 范围本标准规定了固体废放射源近地表处置的接收要求，包括基本要求、废放射 源特性、废放射源整备、废放射源废物包及其接收操作、质量保证等要求，用于 指导废放射源近地表处置。4.3 规范性引用文件根据标准的主要技术内容，引用了“低、中水平放射性固体废物近地表处置 安全规定 (GB9132) ”等 7 项现行有效的标准、文件。4.4 术语和定义为了便于本标准的使用，给出了“废放射源”和“整备”两个术语。4.5 基本要求基本要求提出了废放射源
14、整备和近地表处置的辐射防护要求必须遵守 GB18871 的规定，处置的基本安全要求必须遵守 GB9132 的规定，整备形成的废 放射源废物包的运输必须遵守 GB11806 的规定。4.6 废放射源特性要求从废放射源近地表处置安全性考虑，近地表处置可接收的废放射源为含半衰 期小于等于 30 年 (含 137Cs) 放射性核素的固体废放射源，但衰变子体为半衰 期30a 且发射粒子的超铀核素除外，如 252Cf、244Cm 等。废放射源整备形成的封装管内所有放射性核素活度浓度上限值不得高于放 射性废物分类公告中所规定的低水平放射性废物的活度浓度上限值，封装管内 核素活度浓度的计算为废放射源总活度/封
15、装管总质量。废物包的表面剂量率需 满足特定处置场的表面剂量率要求。根据美国 2015 年求平均浓度和封装的部门技术见解报告，对于废放射源这种独立的离散物项，平均放射性核素浓度=离散(离)物(散)项(物)的(项)体(的)积(总)或(活)质(度)量，但如果独立物 项是封装的，平均放射性核素浓度=最终废物体 度的体积或质量。5本标准中要求对废放射源进行封装整备，将废放射源封装在两种类型的封装 管中，所含其他半衰期小于等于 5 年的放射性核素的废放射源封装在 FZG-型封 装管中，其体积约为 60L 。所含 60Co 和半衰期大于 5 年小于等于 30 年的放射性 核素的废放射源封装在 FZG-型封装管中，其体积约为 1500mL。废放射源近地表处置时在单个封装管中的活度限值先根据放射性废物分类 中低水平放射性废物的活度浓度限值考虑。放射性废物分类公告表 2 中未列出的放射性核素低水平放射性废物活度
