1、I CS 27. 120. 01 F70 备案号：19517-2007中华人民共和国核行业标准EJ/T 1201-2006 核燃料后处理厂退役设计安全准则Safety criteria for decommissioning design of spent fuel reprocessing plant 2006一12一15发布2007-05-01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1201 -2006 目次前言. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . I I l范围.1 2 规范性引用文件. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 3 术语和定义. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 4 退役设计的一般安全要求.1 5 放射性特性调查.2 6 放射性物料清理.3 7 去污.o o o 0 . I * -o I I I o o o o 0 of o 0 . 8 系统、设备拆除. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4、. . . . . . . . . 3 9 建（构筑物拆毁. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 10 退役范围内的厂区环境整治. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 11 退役废
5、物安全管理. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 12 事故应急. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 13 质
6、量保证. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4 I EJ/T 1201一2006目U本标准是参考国际原子能机构的核燃料循环设施的退役（安全导则No.WS-G-2. 4, 2001. 7）、非反应堆核设施退役（技术报告丛书第386号及其他相关文件，并结合我国后处理厂退役活动的实际经验编写的。II 本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业
7、标准化研究所归口。本标准起草单位1核工业第二研究设计院。本标准主要起草人：鲍芳、吴仲尧、赵华松。EJ/T 1201-2006 核燃料后处理厂退役设计安全准则1 范围本标准规定了核燃料后处理厂退役设计的安全准则。本标准适用于正常关闭的核燃料后处理厂的退役设计。非正常关闭的后处理厂以及放射性废物处理设施的退役设计也可参照使用。2 规范性引用文件下列文件中的条款通过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/
8、T 4960.3 核科学技术术语核燃料与核燃料循环GB/T 4960.5 核科学技术术语辐射防护与辐射安全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 14500 放射性废物管理规定GB 18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB/T 19597 核设施退役安全要求EJ 1186 放射性废物体和废物包的特性鉴定盯IT1203 核设施退役实施中辐射防护大纲要求3 术语和定义GB/T 4960.3、GB/T4960.5和GB/T4960.8确立的以及下列术语和定义适用于本标准。3. 1 退役deco
9、mmissioning 核设施使用期满或因其他原因停止服役后，为保护工作人员和公众的健康与保护环境，使核设施全部或部分解除审管控制而采取的行政的和技术的行动。此定义不适用于废物处置场或特定的铀矿冶设施的关闭。3.2 废物最小化waste minimization 在从设施设计到退役的各个阶段，通过减少废物的产生、进行再循环再利用、对一次废物和二次废物做适当处理等措施，使放射性废物的量和活度浓度减小到可合理达到的尽量低水平。4 退役设计的一般安全要求4. 1 安全目标退役设计的安全目标是通过优化分析确保安全退役，放射性物质和非放射性有毒有害物质对工作人员、公众和环境的危害低于规定的限值，井保持在
10、可合理达到的尽可能低的水平。4. 2 辐射安全4. 2. 1 辐射防护设计应符合GB1887卜2002的要求。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和盯T1203的要求。1 EJ/T 1201-2006 4.2. 2退役活动涉及的区域应按照GB18871-2002中6.4要求进行分区管理巳合理组织人流物流和气流走向。随着退役活动的进展，可适时对放射性分区进行调整。4.2.3 对放射性剂量水平高的场所实施退役，应考虑采取扉蔽措施或采用远距离操作方式。4.2.4对表面污染水平较高军11存在发射体污染场所实施退役，应采取适当的隔离措施，采用有效的排风、
11、J争化措施，必要时应使用防护气衣。4.2.5 制定合理的迫役工作顺序，以免发生交叉污染。4.2.6在对可能存在污染扩大的设施进行作业时，应考虑预防措施，以免发生不可接受的照射剂量。4.3 应物安全4. 3. 1 退役产生的固体废物应根据GB9133、GB14500、EJ1186的规定，边行分类、收集、整备、包装、暂存、运输、处理和处置。4. 3.2 退役产生的接体废物应经过分类收集、处理后控制排放，退役产生的气体需经净化后排放。4.3 3 在迫役设计和实施中，应采用优化工艺，通过采取减少产生、分类收集、减容整备、再循环再利用等措施及加强废物监测和严格执行监督管理制度达到废物最小化。4. 3.4
12、对口废物应采取密封措施防止气榕胶外溢。4. 4 环境安全4. 4. 1 根据退役设计要求，设置必要的排放监测点，大气、土壤、地表水、地下水放射性取样监测点和环境y辐射水平监测点。4. 4.2 经检测，符合GB18871-2002中4.2.5要求的物项可予以解控。4.4.3 设计应保证在退役终态下，场址残留版射性物质对公众个人造成的年有效剂量应低于规定的管理目标值。4.5 工业安全退役设计中应对非放射性职业危害进行分析井采取相应的防范措施，包括：a）使用高跟高压设备产生的危害；b）使用带电设备产生的危害：c）火灾的危险因素分析及设置渭防设施；d）尘埃和有毒、有害物质的危害；的可爆炸或有毒气体的危
13、害：f）噪声控制：g）机械伤害及高位作业事故的危险。4. 6其他安全4. 6. 1 退役活动愤及到含有易裂变物质的系统和设备时，应采取适当措施确保临界安全。4. 6. 2 退役废物运输应按GB11806和国家有关放射性物质和危险货物运输法规和规程进行设计和组织运输。4. 6.3 应充分考虑长期埋葬（藏的设施、装置，在预计埋葬藏期间和环境中的耐久性，井在埋葬（藏）前采取必要的措施，以保证其长期稳定性。5 放射性特性调查放射性特性调查应贯穿退役的全过程。应根据不同退役阶段退役活动的具体情况，有计划、逐步深入地进行相应的特性调查。调查可通过查阅生产运行资料、现场测量、取样分析和理论计算等手段进行。应
14、采取措施保护从事特性调查工作人员的安全。2 放射性特性调查可分为以下三个阶段：a) 初始放射性特性调查：开始退役设计之前应查清退役设施和周围环境中的放射性物质盘存量、存在类型及其分布。调查结果应满足退役设计输入要求：b) 阶段完工状态放射性特性调查：退役各阶段完工后应进行放射性特性调查以确定是否达到阶段退EJ/T 1201 -2006 役工作目标，该调查结果也应满足下一阶段迅役工作设计输入的要求：c) 退役终态放射性特性调查：完成退役工作后，应进行终态放射性特性调查，以确认是否达到预期的退役目标，场址的残余放射性水平是否达到规定的要求。6 放射性物料清理6. 1 移走磁余工艺物料6. 1. 1
15、 在核设施退役前，应移走残留在设施系统内的工艺物料。只有在确保安全的前提下，退役准备活动与移走残余工艺物料的活动才可以同时进行。6. 1. 2 移出系统的工艺物料应有妥善处理、安全贮存的方法和设施，避免放射性物质丢失或扩散。6.2 广房内残留放射性废物的清理6. 2. 1 在核设施退役前，应清理现场残留的固体废物。暂时不能清理的固体废物应集中存放在适当的房间内，待条件具备后立即转运至废物贮存库或处理设施。6. 2.2 应将清理出的放射性废物按第11章的要求管理。7 去河7. 1 厂房及系统的整治维修为保证退役所需的各辅助设施与系统在退役活动期间能维持正常运行，在退役实施开始前，应对有关设施与系
16、统进行整治。内容包括：a）根据退役的需要修复建构）筑物、排风、照明、动力电、通信、上下水、恃下水、压空、辐射检测、报警和消防等系统，必要时建立临时系统：b）对工艺泵、阀、自控系统、仪表和后续退役工作需要的废水与废气处理系统进行检修或更换。7. 2去污目标应根据辐射防护要求和去污目的、去污对象的材质及放射性水平以及现有的去陌技术手段，确定适当的去污方法和去污目标值，满足后续退役工作的需要。7. 3 去污技术的选择选择去污技术时应考虑：a）安全性，即该方法的应用不应造成对操作人员辐射危害的增加，避免发生临界事故，同时还应预防其他工业危害的发生：b）有效性，即选择的去污方法可使污染在较短时间内降低到
17、预期的水平；c）经济效益，即经过代价利益分析选择能经济地达到去污目标或和再利用的目的；d）废物最少化，即去污方法不应产生过多的二次废物，且产生的二次废物应易于处理和处置。8 系统和设备拆除8. 1 拆除技术与设备的选择原则应选择安全、有效、耐用、使用方便、易于维修、易获得的拆除方法和设备。8. 2 拆除作业中的安全拆除作业的设计中应考虑以下因素：a）机具的性能、机具去污的难易程度、操作或检修人员受辐射照射剂量、废物最小化等因素：b）在拆除任何装置或部件之前，应切断所有辅助系统（水源、电源、蒸汽与该部件的联系，并确保拆除工作不影响辅助系统的有效性；c）拆除需按一定顺序进行，避免交叉污染；d）在维
18、修人员不可接近的工作区，应采用增加屏蔽、远距离操作工具或遥控设备进行拆除；e）对拆除作业区域采取必要的隔离和密闭措施，并控制人员迸出该区。必要时可考虑设置气闸或过被问：3 EJ/T 1201-2006 f）拆除qf亏染设施时应注意加强隔离和l防护，减少内、外照射，并组织好气流，防止气榕胶扩散的危险；g）对拆除下来的物项进行必要的放射性检测，按GB9133和GB14500的要求分类、管理，井制定计划进行处理、处置或再循环、再利用。9 建（构）筑物拆毁9. 1 开始建（构）筑物拆毁的工作前应先确认该设施的放射性照射水平已经达到设计规定的要求。9 2 应根据建（构筑物的大小、结构特点、周围建（构筑物
19、的条件，选择合适的拆毁方案、设备和机具a9.3 爆破作业应按国家有关规定，井由具备资质的单位实施。9.4应制订拆毁作业规程，采取各种防范措施，确保作业人员、附近设施与系统、工作人员或周围公众的人身和财产安全国10 退役范围内的厂区环境整治10. 1 退役实施过程中，特别是室外工程退役时，应采取充分的措施对放射性物质实施封堵隔离，控制放射性释放，保证环境不被陌染，公众不受过量照射。10.2 应采取优化的整治措施，及时有效地清除退役设施周围环境中残留的放射性物质，达到退役目标值。11 退徨废物安全管理11. 1 退役废物的管理应符合GB14500的要求。11. 2 在设计中应选择优化的退役方案，从
20、技术、经济、安全等方面综合考虑，尽量减少放射性废物量，应特别注意采取措施做到废物最小化。11.3 对退役产生的废物应分类收集，并进行适当的处理，采用合适的包装容器，严格控制其对工作环境和周围环境的影响，避免污染扩散。11. 4在经济合理的前题下，应采取措施尽可能实现材料的再循环、再利用和清洁解控。11. 5 对退役废物的检测应根据退役活动的需要进行，直至废物安全处置或运离厂址。检测的内容应包括放射性核素种类及活度浓度。11. 6 退役废物应考虑处置出路，暂时不能处置的，应对废物实施暂存。暂存期间，应保证废物包装完好，标识可清楚识别，暂存设施应具备方便回取的条件。12 事故应急12. 1 应视核设施具体情况，编制和实施一个与退役活动中可能出现的异常工况或事故相适应的应急预案。应急预案应由审管部门批准后执行。12.2 按应急预案提出的应急措施，配置所需的设备。13 质量保证从事退役设计的单位应有相应的设计资质和完善的质量管理体系，确保其有能力稳定地提供满足设施运营单位和适用的法律法规要求的设计与技术服务。4 COON-FCNF 叮
