1、ICS 27. 120. 10 F 68 备案号：19516-2007中华人民共和国核行业标准EJ/T 1200-2006 生产堆退役设计安全准则Safety criteria for decommissioning design of production react。r2006一12-15发布2007-05-01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1200一2006目欠前言口1范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 2 规范性引用文件3 术语和定义. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 4一般安全要求. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 5 退役放射性特性调查. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3 6 放射性物料和废物的清理. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3 7 去污. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 8 系统、设备拆除. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
5、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 9 建（构筑物拆毁. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 10 堆芯安全封存. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
6、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 11 废物安全管理. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 12 退役范围内场区环境整治. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
7、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 13 质量保证喃. . . . . . . . . . . 6 14 实体保护和应急方案. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 EJ/T 1200-2006 刚自本标准编写时，参考了国际原子能机构（IAEA）发布的有关安全导则：核燃料循环设施的退役安全导则No.WS-G-2.4）、核动力堆和研究堆
8、的退役（安全导则No.WS-G-2. 1）和安全丛书核设施退役（SSNo. 111仕的，并进俑我国现行有关辐射防护和核安全的标准，也参考了已完成的核设施退役设计实践自II 本标准由中圈核工业集团公司提出圄本标准由接工业标准化研究所归口。本标准起草单位：核工业第二研究设计院。本标准主要起草人：朱华、樊秀梅、鲍芳、赵华松、李强、邵立达、邓搜献、王晓轩。EJ/T 1200-2006 生产堆退役设计安全准则1 范围本标准规定了生产堆退役设计（堆芯拆除设计除外中的基本安全准则，以保障迫性活动的安全性。本桥准适用于生产堆的退役设计，其他类型反应堆的退役设计出可参照使用2 规范性引用文件下列文件中的条款通过
9、本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GB/T 4960.5核科学技术术语辐射防护与辐射据安全GB/T 4960.8核科学技术术语放射性废物管理GB 9133 放射性废物的分类GB 11806 放射性物质安全运输规程GB 11928 低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定GB 12711 低、中水平放射性固体废物包装安全标准GB 14500 放射性废物管理规定GB 14588-1993 反应堆退役环境管理
10、技术规定GB 17567 核设施的钢铁和铝再循环再利用的清洁解控水平GB 18871-2002 电离辐射防护与辐射糠安全基本标准GB/T 19597 核设施退役安全要求EJ/T 876 生产堆退役质量保证EJ/T 941 生产堆退役的去污技术准则EJ/T 968 生产堆退役环境和流出物辐射监测准则3 术语和定义GB/T 4960.5和GB/T4960.8确立的以及下列术语和定义适用于本标准。3. 1 放射性特性调查adiologicalcharacterization 用调研信息、计算、测量、来样分析等方法估算反应堆厂房和设备的放射性存留情况，包括放尉性核素种类和活度、它们的分布和物理与化学状
11、态。3.2 （生产堆堆芯安全封存(Production reactor) core safe enclosure 生产堆退役过程中的一种状态。在采取封堵堆芯管道、设置密封隔离屏障、采取有效的维护措施、建立完善的堆芯监测和检查系统等措施后，使堆芯能按预定的目标要求进行长期监督和维护。4一般安全要求4. 1 安全目标生产堆退役应满足下列基本安全目标：a）生产堆退役设计的安全目标应遵循GB18871-2002和GB/T19597的有关要求：1 EJ/T 1200-2006 b）生产堆退役设计的安全目标是确保返役过程中放射性物质和二Ir放射性有毒有害物质对工作人员、公众和l环境的危害降低到现行法规限值
12、以下，并保持可合理达到尽量低的水平。对某些特定活动可能产生的危害所涉及的安全问题作妥善管理。4. 2 辐射安全生产堆返役设计应满足下列辐射安全要求：a）生产堆退役的辐射防护设计应按照GB18871-2002的有关规定进行。在退役实施准备阶段应编写退役辐射防护大纲和辐射监测大纲，其内容应符合GB/T19597的要求：b）生产堆退役设计中对退役作业涉及的区域范围，按GB18871-2002中6.4的要求进行分区，以便于辐射防护管理和职业照射控制。随着退役工作的进展，可以对放射性区域分区情况进行调整；c）生产堆的每项迫役活动设计，都应根据退役活动的内容特点选择适当的迫役技术。对放射性水平高的退役作业
13、应采用屏蔽、远距离操作或限时工作等措施，尽量采用成熟的技术、设备、仪器，使操作人员所受剂量达到尽可能低的水平：的生产堆退役设计中应对个人受照剂量加以限制。来自各项退役实践的综合照射所致的个人总有效剂量应不超过管理目标值：e）制定合理的退役工作顺序，采取合理措施，避免发生交叉污染；f）在生产堆退役过程和最终状所涉及的区域内，应根据需要设计完善的辐射监测系统：如工作人员个人剂量监测、退役作业区及其周围环境的辐射监测和气洛胶浓度监测、堆芯封存期间堆芯放射性物质泄漏及环境辐射的长期监测等，确保工作人员和公众的健康和安全：g）在退役整个过程中，要有完善的辐射防护管理体系及质量保证和管理体系，控制工作人员
14、的辐照剂量，保证安全。4.3 废物安全生产堆退役设计应满足下列废物安全要求：a）退役设计中应充分考虑放射性废物最小化，并保证退役废物的安全暂存、处理、处置；b）退役设计应采用适直的流程，选择技术与经济综合性能好的工艺、设备、试剂和材料，使退役过程中产生的废物量少、体积小、有害物质含量低、放射性活度浓度低，并且易于安全、经济地处理和处置。在废物的处理和整备设施的优化设计中，应选用使用寿命长、处理效果好以及二次废物产生量少的工艺和设备：c）设置极低放废物类别，采用可靠的分析、测量手段，将极低放废物与其它类别的废物分开；并尽量考虑退役废弃物的再循环再利用，以充分利用资源和减少放射性废物量：d）应尽量
15、减少退役过程中向环境排放的废气量和废液章或放射性活度量。凡是污染空气的排放都应经过过滤、净化和检测；废液须经过处理、检测合格后进行槽式排放，井尽量循环使用；e）退役产生的固体废物应按GB9133、GB11806、GB11928、GB12711、GB14500等的有关规定，进行分类、处理、整备、暂存、运输和处置：f）反应堆停堆后应及时清理运行废物，退役过程中要及时分类清理退役废物。处理和处置退役废物的工艺、设施和场地应在退役废物产生前准备妥善。避免退役废物大量堆积和交叉污染。4.4 堆芯封存安全生产堆堆芯的长期安全封存设计应满足下列要求：a）加固原有的生物屏障墙结构和设备承重结构，保证堆芯长期封
16、存期间的稳定性和可靠性；b）完善堆芯封墙，保证堆芯封存期间放射性物质不会地漏到周围环境中；c）在堆芯封存区周围设置防水、排水设施和地下水警戒水位监测系统，确保封存期内堆芯不浸水不受潮；d）设置必要的监测系统，在堆芯长期封存期间对地下水、堆芯温度和气榕胶等进行监测。4. 5 环境安全2 EJ/T 1200-2006 生产堆退役设计中应；词足下列环境安全要求：a）生产堆退役环境安全设计应按GB14588-1993的规定进行：b）退役前应使“三废”治理和环境保护设施与措施处于恃运行状态，以确保公众与环境的安全；c）采取有效措施，严格管理退役废物，防止其在暂存期丢失和！运输时的散嚣，确保环境安全；d）
17、在生产堆退役设计中应按GB14588-1993及EJ/T968的规定控制生产堆退役期间的放射性流出物和非放射性污染物的排放，井对排放物进行处理和监测；e）制定环境监测大纲，大纲的内容应符合GB14588-1993第9章要求。4. 6工业安全退役设计中应考虑下列工业安全问题，在安全分析结论的基础上，根据我国相关工种安全生产的有关规定采取相应的防范措施：a）使用高酒、高压设备时产生的危害；b) 电伤害的危害：c）火灾的危害；d）有毒有害的固态、液态废物（如铅、石棉、含恪废水、腐蚀性液体等处理过程中可能发生的危寄：e）可爆炸或有毒气体的危害；f）机械伤害及高位作业事故；g）噪声的危害；h）室外土方工
18、程作业时可能发生事故。5 退役放射性特性调查5. 1 放射性特性调查应贯穿于退役的全过程。可通过查阅运行资料、现场测量和来样分析、理论计算等手段进行放射性特性调查。5.2 生产堆退役放射性特性调查应查清退役放射性物质盘存量、核索及在各系统、设备、建（构）筑物上的分布、活度浓度巳在不同退役阶段应根据退役设计和实施的具体要求提供相应的特性调查数据资料，生产堆退役设计中，放射性特性调查分以下三个阶段：a）初始放射性特性调查：退役设计开始前，应获取退役对象的放射性物质粗略盘存量、陪染核素种类、放射性污染分布、活度搜度等数据和资料，满足退役设计输入要求：b）退役过程中的放射性特性调查：在退役施工过程中，
19、对退役对象进行放射性特性调查，以便选择适宜的作业方案和措施；或完成某退役施工作业时，对作业对象进行放射性特性调查，如y剂量测量、表面污染测量和放射性活度限度删量等，以判断施工作业是否达到预定目标值，井对退役活动进行监督；c）阶段完工状态放射性特性调查：完成某退役阶段作业后，对本退役阶段涉及范围内保留下来的系统、设备、建构筑物上的残留放射性进行放射性特性调查，以判断退役施工结果是否持合管理目标值要求。本调查结果也是后结退役阶段的设计输入项。5.3 为保证安全退役，在生产堆退役中，放射性特性调查应有计划、逐步进行。由浅入深，由易到难，层层深入。应在分析前一步调查结果的基础上再安排下一步的调查活动，
20、并提供可信的调查结果。5.4在放射性特性调查过程中，应注意采取适当措施保护工作人员的安全。6 放射性物料和废物的清理6. 1 反应堆退役设计时应考虑下列运行废物清理要求：a）退役之始，就应将运行期间更换下来未及时处理的废设备、废都件及劳保用品、散落热铀元件和靶件等打捞废物、废被及温固体废物等进行彻底清理：b）处理运行废物时，应按辐射防护标准的有关规定，采取相应的辐射防护安全措施对其进行清理。3 EJ/T 1200-2006 6. 2 在进行各系统、设备拆除作业前，先请理作业捞及区域内的可移动物项：在拆除作业完工后，运走所有拆除物项井作栩鹿清理。6.3 退役过程中产生的放射性物料应及日才清理，避
21、免物料堆积。在生产堆各系统、设各、建筑物拆在前，应妥善安排放射性物料的处理、处置工艺、设施和i场地，并使废物挝理、处置的能力满足退役过程中产生的废物量处理、处置要求。6.4应将清理出的就射性废物技第11章的要求进行管理。7 去污7. 1 生产堆退役设计应按EJ/T941的有关规定对放射性污染物项进行去污设计，以降低其污染水平，减少职业照射，减少放射性废物量。7.2 去污工作随生产堆退役进程分阶段进行。去污设计时应明确各阶段去污工作的内容、去污管理目标值、去污方法、去污废物的处理和去陌安全防护等。7.3 去污设计内容应包括对现场的系统、设备、房间和建（掏筑物的去污和拆除物项的去污。7.4 去污管
22、理目标值的制定应根据去陌目的、去污方法、去污对象的可接近性及去污对象的材料、污染水平、荷染核素、污染形式等因素而确定，做到既能使用现有的去污手段较易达到，又不为下一步退役工作设置障碍。7.5 去再设计中选择的去污技术应具有安全性、有效性、经济性、产生的废物量少，优先选择先进的和经现场条件验证过的去巧技术。去污技术的安全性、有效性和经济性是指：a）安全性一一选择的去污技术应对去后作业人员有精射安全保障和非放射性职业安全保障。去污设计中应针对去陌技术特点，设计有效的洁范措施：也）有效性一温择的去污技术应能使放射性污染物项的表面污染阵低E预期水平：c）经济性一一选择的去污技术应具有相对合理的经济性，
23、经济性体现在合理的去污戚本效益分析上；d）去污设计应考虑去污活动所产生的二次废物量最小化。7. 6 去巧设计中应考虑去市时放射性扩散的控制措施。7. 7 应收集去污过程中产生的废物（气、椒、国）井采用适当的技术进行处理和处置，去污废破应尽量循环使用。8 系统、设备拆除8. 1 本标准所攒及的生产堆系统、设备的拆除范围为反应堆生物屏障墙以外的全部系统、设备。8.2 系统、设备的拆除设计中，应按各系统、设备拆除顺序分割成几个抽立的拆除单元p相关联的单元在适当位置回断、封墙。对每个拆除单元也应规定合理的拆除排序，并按序远个拆除，避免交叉巧染。8. 3 选择合适的位置切断井封墙与堆芯相通的管道，确保反
24、应堆堆芯放射性物质不扑地。8.4 在系统、设备拆除前，应检查管道内是否有积存液体井排空，然后对待拆除的系统、设备及其所在房间先进行初步去市，以降低作业人员的职业受照剂量，井尽量避免其它危害发生的可能性。8.5 在拆除设备或部件前，应切断井封墙与其联系的所有设施，但应确保拆除作业及结果不会影响有用的服务系统的有敢性。8.6 在系统、设各拆除设计中，还应对拆除物项后续处理过程中的切割进行设计。两项设计应相互配合，井均应满足各项安全要求。8. 7 在系统、设备拆除方法的设计中应考虑悻业区墙的辐射场强度、切割设备的适用性、作业时间和费用效益比等因素。8.8 选用拆除和切割机具时应考虑机具的性能及其灵活
25、性、去污的难易程度、工作人员受照剂量、二次废物产生量等因素，4 EJ/T 1200-2006 8.9 系统、设备拆除设计中应规定作业的安全措施、二次废物收集和l处理装置、放射性气暗胶和烟尘的收集与净化设备、必要的辐射屏献和l远距离操作或遥控装置、工作人员的辐射安全和非放肘性职业危害的防范措施等。B. 10 对拆除下来的物项进行放射性检测，制定合理的后续处理、处置计划。9 建（构筑物拆毁9. 1 本标准所涉及的生产堆建（构筑物的拆毁范围为反应堆生物屏蔽墙以外的所有建（构筑物。9.2 待拆毁的建（构）筑物需具备下列条件：a）在待拆毁的建（构筑物（整体或局部内，系统、设备己全部拆除，现场己清理干净：
26、穿墙和（或楼板的目染管道己拆除或去污；建（掏筑物表面层己清除，井达到管理目标值要求；b）已确定该建构筑物不作其它用途：c）拆毁产生的垃极己有妥善的处理措施。9.3 对独立、小型的建（构筑物可以一次性全部拆毁，对大型、多系统的建构）筑物允许分单元拆毁。应根据建（构筑物结构特点、周围建（构）筑物条件，选择合适的拆毁方案、设备和机具。9.4爆破作业应按国家有关规定，并由具备资质的单位实施。9.5 拆毁建（构筑物前应预先制定清除和拆毁作业规程，采取防范措施，确保附近设施、系统、工作人员和公众的人身和财产的安全。10堆芯安全封存10. 1 实施堆芯安全封存前，应对堆本体进行放射性特性调查，并估算进行堆芯
27、安全封存作业时作业区域内的辐射剂量分布。制定辐射防护措施，严格现场剂量监测，确保工作人员辐射安全。10.2 堆芯安全封存作业的主要活动有：封堵与堆芯相通的管道：采用多道密封隔离措施；对雄本体结构进行加固：建立完整的堆芯监控和防护系统。10.3 在设计中应选择成熟的切割、封培技术和材料，井制定详尽的实施细则和严格的检查程序e实施封墙作业时，作业工具应能远距离或遥控操作，操作简捷正确，工作安全可靠，所有的封堵材料应具备耐久性和抗辐照性。封堵后，应检查每根管道是否满足密封要求u10.4 为确保堆芯长期安全封存、金属结构稳固而不倒塌以及生物屏敲墙的良好密封性，在堆芯安全封存设计中应对堆本体进行加固。进
28、行加国时应：a）全面调查堆本体结构封存前的状况：结构腐蚀情况和支承结构的现状及其结构的完整性；b）根据堆本体结构的承重情况进行结构计算；c）对堆本体金属结构及梅凝土结构的寿命进行研究和评估：的制定堆本体结构加固的实施方案。确定加固方法、工艺和材料，选择相应的作业工具，保证加固后的堆本体结构能满足堆芯长期安全封存的要求。10. 5 在堆芯安全封存设计中应采用多重屏障3保证堆芯长期封存的密封性。10. 6 堆芯封存设计中应采取良好的防水措施和设立地下水监测和疏排系统。通过调查、研究、试验，选择出长寿命的防水材料和防水方法，确定最佳防水工艺和设施。10. 7 设计切实可行的堆芯监测方案，建立封存期内
29、有效运行的监测系统和选择相关的仪器、仪表，对堆芯内部的y照射率、放射性气体和气溜胶、握度、温度等进行连续的跟踪测量。11 废物安全管理11. 1 退役废物的安全管理按GB14500的规定执行。11. 2 废物安全管理设计的目的是采用合理可行的措施管理迫役废物，确保工作人员、公众及环境安全。11. 3 退役废物管理各阶段的设计中，应从技术的经济性和安全性等方面结合考虑退役废物的管理措施，井尽量做到放射性废物量最小化。5 EJ/T 1200-2006 11. 4 退役废物的管理设计应包括退役废物的预处理、处理、监备、；恳输、贮存和！处置等活动的设计。11. 4. 1 废物预处理设计内容：a）退役废
30、物收集、分类，尽量监免混淆废物类别，以减少废物的处理、处置量；b）对放射性废吻进行去污，降低废物等级，以减少放射性废物量和废物处理过程中的职业照射。门.4. 2 对放身才性废物进行处理，达到减容、从废物中除去放射性核素或改变组成的要求。放射性废物处理工艺包括：a）选择合适的熔炼工艺、设备和助熔剂，对低放射性水平巧染金属进行熔炼去污处理，实现退役金属物料的再循环再利用。设计中应对炉渣、滤尘、尾气的处理选择适宜方案；b）对可燃放射性废物，应根据物料特性选择合理的焚烧工艺和焚烧炉型进行焚烧处理，使废物减容。设置防火、防爆装置和排气净化系统，选择合适的焚烧灰渣处理装置；c）对可压缩固体废物采用压实减容
31、。收集压实时产生的废液，井防止发生气载污染。门.4. 3 选择成熟的固定、固化、包装工艺对退役放射性废物进行整各，保证搬运、运输、暂存和l处置过程中的安全。固体废物包装按GB12711标准执行。11. 4. 4 退役放射性废物的运输按GB11806的规定执行，确保放射性废物运输过程中工作人员和公众的健康、货包及环境安全。11. 4. 5 追役放射性废物的暂时贮存技GB11928的规定执行，废物暂存期间，应将废物分类放置，避免交叉持染：设置屏障隔离并严格管理措随；应保证废物包装完好、标识清楚、方便回取。11. 5 退役设计中应首先考虑退役废物的处理过程和处置出路，退役废物管理所需的措施、设施和场
32、地的建立应与整个退役过程相配合，避免退役废物的大量堆积、1昆杂或影响if!役活动的进展。11. 6 在退投废物管理设计中，尽量减少废物管理过程中产生的二次废物量，井严格控制二次废物处理对工作人员、工作环境及周围环境的影晌。门.7尽可能采取措施来实现材料的再循环再利用。退役废物的再循环再利用和清洁解控按GB17567 和GB18871-2002等标准或审管部门的规定执行。12 退投范围内场区环境整洁12. 1 退役范围内场区环境整泊的目的是使役场址土壤中的放射性残留物质及其它有害物质达到管理目标值要求。退役范围内场区环境整治应根据退役的不同阶段制定相应的整治方案和整治管理目标值。12.2 在生产
33、堆退役过程中，系统、设备拆除区、建（掏筑物拆毁区、废物暂存区及其它涉及放射性废物的场所，待放射性废物清理完毕后，及时对这些场所桂行环境整治。环境整治的主要作业内容是清除该区域内的放射性陌染土层及梅蔽的放射性污染物料，使该区域满足退役工程管理目标值要求。12. 3 应在堆芯封存前进行场区放射性特性调查，做出场区内放射性物项分布图：建立堆芯封存区后，清除封存区外退役范围内场区中的放射性污染物，使清除区城内的放射性残留污染水平满足管理目标值要求。13 质量保证13. 1 营运单位应按照EJ/T876及审管部门的规定编制和实施一个合适的、最新的质量保证大纲，大纲应对开展退役质量保证活动的管理作出规定。
34、13. 2 质量保证大纲应规定：6 a）组织机构和有关单位各种人员的责任和权力；b）退役工作中适用的工程规艳、标准和技术条件，井且应有保证满足这些要求的规定：c）适用的物工页、服务和工艺过程，井对其规定适当的管理和验证方法：d）对执行影响质量的工作，规定适当的保障条件：e）对从事影响质量的工作人员进行培训的措施：EJ丁1200-2006f）对质量有影响的工作应按照适用该工作的书面程序、因主氏、规程和说明书来完成，这些文件应包括定性和定量的验收标准：g）承担退役工作的单位，应制订各自的质量保证大纲程序，并形成文件，定期对程序进行审查和修订。13.3 根据质量保证大纲编制设计质量保证大纲，规定退役
35、设计的控制措施：a）规定的设计要求都应正确地体现在技术文件、图纸、规则成说明书等设计文件中；b）应规定退役作业中所采用的物项的质量要求及适用的质量标准：c）应规定对设计要求质量标准的变更和偏离的控制措施：d）应规定对物项安全功能起重要作用的材料、工具、设各和工艺选择及审查的控制要求：e）应规定影响安全的重要设计问题制定相应的控制措施；f）所有的设计工作应当形成文件，并应规定接口文件及其传递、设计验证、设计变更等的控制措施。14 实体保护和应急方案14. 1 在退役期间，退役场所应设置必要的物理屏障和实体保护措施，并严格控制场区的人员出入，以保障安全退役。14.2 退役期间，对退役核设施及可能对公众或环境造成危害的放射性物料、有害物质、退役操作设施及退役器材等实施保护。14.3 针对退役活动中可能出现的事故工况，制定应急计划或预案，由审管部门审查通过后执行。营运单位按己审批的应急预案提出应急措施，配置必要的应急设备。OONICONF 产叮
