標準編號:	GB 9132-2018
中文名稱:	低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規定
英文名稱:	Safety requirements for near surface disposal of low and medium level radioactive solid waste
中標分類:	Z05    污染控制技術規范
行業分類:	GB    國家標準
ICS分類:	13.030 13.030    廢物 13.030
發布機構:	生態環境部
發布日期:	2018-07-10
實施日期:	2019-1-1
標準狀態:	valid
替代舊標準:	GB 9132-1988 低中水平放射性固體廢物的淺地層處置規定 GB 16933-1997 放射性廢物近地表處置的廢物接收準則
翻譯語言:	英文
文件格式:	PDF
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Codeofchina.com is in charge of this English translation. In case of any doubt about the English translation, the Chinese original shall be considered authoritative. This standard is formulated with a view to implementing the Environmental protection law of the People's Republic of China, Law of the People′s Republic of China on the prevention and control of radioactive pollution and Nuclear Security Law of the People's Republic of China, preventing the radioactive waste pollution, and improving the environmental quality. This standard specifies the general requirements for near surface disposal of radioactive solid waste, and provides the general requirements for site selection, design, construction, operation, shutdown, monitoring, and environmental monitoring, safety case and quality assurance of near surface disposal sites. This standard is a revision of GB 9132-1988 Regulation for shallow ground disposal of solid low-and intermediate-level radioactive wastes. This standard was issued in 1988 as first edition. The main revisions are as follows: ——the name of this standard is changed to Safety requirements for near-surface disposal of low and medium level radioactive solid waste; ——Clause 2 “Normative references" is added; ——the “waste package”, “safety case”, “passive safety features” and other terms are added in Clause 3 “Terms and definitions”; ——the “Basic requirements of waste disposal” in Clause 4 “General” is modified. The “site selection” is changed to Clause 6, and the “waste package” as Clause 5; ——the “Site selection procedure” in Clause 6 “Site selection” is subject to revision and the environmental protection requirements are added in accordance with the requirements of HJ/T 23; ——the activity concentration for near surface disposal of low level radioactive solid waste is required for meeting the requirements of the Classification of Radioactive Waste. The characteristics requirements of the waste is supplemented, and the “Waste packaging requirements” is revised according to the relevant standards of our country, and the “Waste packaging requirements” is changed to the “Waste package requirements”, which stipulates that the disposal site shall establish waste acceptance criteria; ——the requirements for the disposal unit are clearly defined in Clause 7 “Design and construction of the disposal site”, for the disposal site that receives the high surface dose rate waste package, “the equipment that shall be set up for remote or telecontrol transshipment and placement of waste packages” is proposed; ——the requirements for establishing a digital information management system for waste disposal and formulating an emergency plan are added in Clause 8 “Operation of disposal sites”. For the stage of simultaneous construction and operation of the disposal site, the requirements of “ensuring that relevant construction activities do not affect the safety of operation facilities” is proposed; ——the relevant contents of the three phases after the closure of the disposal site in Clause 9 “Closure of disposal sites” are deleted, and “the closure of disposal sites shall meet the requirements of closure permit documents” is specified; ——Clause 10 “Monitoring after the closure of the disposal site” and Clause 11 “Environmental monitoring of the disposal site” are added; ——Clause 9 “Safety assessment" is changed to Clause 12 “Safety case"; ——Clause 13 “Quality assurance” is added; ——the “Annex A (Normative) Requirements for the contents of the waste package file” is added. From the implementation of this standard, GB 9132-1988 Regulation for shallow ground disposal of solid low-and intermediate-level radioactive wastes and GB 16933-1997 Acceptance criteria for near surface disposal of radioactive waste are abolished. Annex A of this standard is normative. This standard was prepared by Department of Radioactive Sources Safety Supervision and Management and Department of Technology and Standard of the Ministry of Ecology and Environment. Drafting organization: China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. This standard was approved by the Ministry of Ecology and Environment on July 10, 2018. This standard shall be implemented from January 1, 2019. The Ministry of Ecology and Environment is in charge of the explanation of this standard. Safety requirements for near surface disposal of low and medium level radioactive solid waste 1 Application scope This standard specifies the general requirements for near surface disposal of radioactive solid waste, and provides the general requirements for site selection, design, construction, operation, shutdown, monitoring, and environmental monitoring, safety case and quality assurance of near-surface disposal sites. This standard is applicable to near surface disposal of low and medium level radioactive solid waste. With a considerable amount of long-lived nuclides, medium-level radioactive solid waste can’t only rely on monitoring measures to ensure the safe disposal of waste, and requires a higher allowance and isolation than low-level radioactive solid waste. This standard is not applicable to the disposal of radioactive waste, natural radioactive waste generated during the development and utilization of uranium (thorium) mine and the cave disposal and drilling disposal of radioactive waste. 2 Normative references The following normative document contain provisions which, through reference in this text, constitute provisions of this standard. For undated references, the latest edition of the normative document referred to applies. GB 12711 Standard of safety for low and intermediate-level solid radioactive waste packages GB 14569.1 Performance requirements for low and intermediate level radioactive waste form-Cemented waste form GB 18871 Basic standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources GB 50011 Code for seismic design of buildings GB 50223 Standard for classification of seismic production of building constructions EJ 1186 Characterization of radioactive waste forms and packages Classification of radioactive wastes, (Environmental Protection, notification of the Ministry of the Ministry of Industry and Information Technology, and State Administration of Science, Technology and Industry for National Defense, PRC (No. 65, 2017) 3 Terms and definitions For the purpose of this standard, the following terms and definitions apply. 3.1 near surface disposal the radioactive waste is placed in a facility of the surface or below the surface of tens meters, and an engineering barrier is set 3.2 waste package waste-prepared products, including waste objects and containers, and linings that may be present to meet the requirements of handling, transport, storage, and/or disposal 3.3 institutional control control of waste disposal sites by government agencies or their designated units the control includes active (monitoring, supervision, and facility maintenance) or passive (restricted land use) controls 3.4 closure it contains normal closure and abnormal closure. Closure operations generally include backfilling, covering disposal facilities, terminating and finishing activities related to ancillary facilities to ensure the permanent closure the disposal site 3.5 safety case it refers to document integration of arguments and demonstrations supporting and stating the science, technology, administration, and management of site safety, covering site suitability, design, construction and operation safety of facilities, and reasonableness of radiation risk assessment, and the adequacy and reliability of all works related to the safety of the disposal site 3.6 passive safety features it refers to the natural safety characteristics in which disposal site allows the radioactivity, isolates radioactive waste and restrict the release of radionuclide to the biosphere, including physical barriers (such as engineering barriers, natural barriers and shielding), material performance (such as adsorptive performance of natural or artificial materials for radionuclide) and favorable properties of the site (such as topography and geological conditions that are conducive to the stability of the disposal site) etc. 4 General 4.1 Basic safety requirements of waste disposal 4.1.1 Waste disposal shall follow the principle of defense in depth, the multiple barriers (including waste objects, package containers, disposal units, geological bodies, etc.) shall be set to establish and maintain effective defense against radioactive hazards, and protect humans and environment from the harmful effects of ionizing radiation. 4.1.2 During the site selection, design, construction, operation and closure of the disposal site, effective measures shall be taken to ensure the stability of the disposal site. 4.1.3 Disposal site shall allow the radioactivity, isolate radioactive waste, and restrict the release of radionuclide to the biosphere (allowance and isolation time for low-level radioactive solid waste is generally 300 to 500 years). 4.1.4 The disposal system shall provide safety by multiple safety functions and its overall performance should not overly depend on a single safety function. 4.1.5 The design, construction, operation and closure of the disposal site shall be as much as possible to ensure safety by passive measures and minimize the necessity for continuous active maintenance after the closure of facility. 4.1.6 Site selection, construction, operation and closure shall be carried out in a progressive manner, and the iterative design and assessment of performance and safety of disposal system shall be conducted to support each step of site selection, construction, operation and closure. 4.1.7 In order to maintain the passive safety features of the disposal site and ensure the safety function after closure, the passive safety features of the disposal site shall be monitored and controlled. 4.2 Radiation protection requirements of waste disposal 4.2.1 The radiation exposure of the disposal site to the staff and the public under normal operating conditions and accident conditions shall meet the requirements of GB 18871. 4.2.2 The annual effective dose of radionuclide released to the environment by various means to a representative individual in the public is not more than 0.25 mSv. 4.2.3 Protection is provided to individuals who break into the disposal site unintentionally or touch the waste at any time after the release of the organized control of the disposal site. The annual effective dose of the unintentional individual is not more than 1 mSv, the effective dose of the single acute exposure is not more than 5 mSv.

Foreword i 1 Application scope 2 Normative references 3 Terms and definitions 4 General 5 Waste package 6 Site selection 7 Design and construction of the disposal site 8 Operation of the disposal site 9 Closure of the disposal site 10 Monitoring after closure of the disposal site 11 Environmental monitoring of the disposal site 12 Safety case 13 Quality assurance Annex A (Normative) Requirements for the contents of the waste package file

ICS 13.030 Z 05 中華人民共和國國家標準 GB 9132—2018 代替GB 9132－1988 GB 16933－1997 低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規定 Safety requirements for near surface disposal of low and medium level radioactive solid waste 2018-07-10 發布 2019-01-01 實施 生態環境部 國家市場監督管理總局 發布 前言 為貫徹《中華人民共和國環境保護法》《中華人民共和國放射性污染防治法》和《中華人民共和國核安全法》，防治放射性廢物污染，改善環境質量，制定本標準。 本標準規定了放射性固體廢物近地表處置的總體要求，并對近地表處置場的選址、設計、建造、運行、關閉、監護，以及環境監測、安全全過程系統分析和質量保證提出了一般要求。 本標準是對《低、中水平放射性固體廢物的淺地層處置規定》（GB 9132－1988）的修訂。 本標準首次發布于1988年。本次為第一次修訂。 本次修訂的主要內容： ——標準名稱改為《低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規定》； ——增加了“2 規范性引用文件”； ——在“3 術語和定義”中增加“廢物包”、“安全全過程系統分析”、“被動安全特性”等術語； ——修改了“4 總則”中的“廢物處置的基本要求”。將“場址選擇”改為第6 章，將“廢物包”作為第5 章； ——根據HJ/T 23 的規定，對“6 場址選擇”中的“選址步驟”進行了修訂，增加了環保要求； ——提出近地表處置的低水平放射性固體廢物活度濃度應符合《放射性廢物分類》的規定。補充了廢物體特性要求，并根據我國有關標準對“廢物包裝要求”進行了修訂，將“廢物包裝要求”改為“廢物包要求”，規定處置場應制定廢物接收準則； ——在“7 處置場的設計和建造”中明確了對處置單元的要求，對于接收高表面劑量率廢物包的處置場，提出“應設置遠距離或遙控轉運及放置廢物包的設備”的要求； ——在“8 處置場的運行”一章中增加了建立廢物處置數字化信息管理系統及制定應急方案的要求，對于處置場建造和運行同時進行的階段，提出“應確保相關建造活動不影響運行設施的安全”的要求； ——在“9 處置場的關閉”一章中刪去了有關處置場關閉之后三個階段的有關內容，規定了處置場關閉應遵守關閉許可文件的要求； ——增加“10 處置場關閉后的監護”和“11 處置場的環境監測”； ——將“9 安全評價”改為“12 安全全過程系統分析”； ——增加“13 質量保證”； ——增加附錄A（規范性附錄）廢物包檔案內容要求。 自本標準實施之日起，《低、中水平放射性固體廢物的淺地層處置規定》（GB 9132－1988），《放射性廢物近地表處置的廢物接收準則》（GB 16933－1997）廢止。 本標準的附錄A為規范性附錄。 本標準由生態環境部輻射源安全監管司和科技標準司組織制訂。 本標準起草單位：中國核電工程有限公司。 本標準生態環境部2018年07月10日批準。 本標準自2019年01月01日起實施。 本標準由生態環境部解釋。 低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規定 1 適用范圍 本標準規定了放射性固體廢物近地表處置的總體要求，并對近地表處置場的選址、設計、建造、運行、關閉、監護，以及環境監測、安全全過程系統分析和質量保證提出了一般要求。 本標準適用于低、中水平放射性固體廢物的近地表處置。中水平放射性固體廢物由于含有相當數量的長壽命核素，不能僅依靠監護措施確保廢物的處置安全，需要比低水平放射性固體廢物采取更高程度的包容和隔離措施。 本標準不適用于鈾（釷）礦開發利用過程中產生的放射性廢物、天然放射性廢物的處置，以及放射性廢物的巖洞處置和鉆孔處置。 2 規范性引用文件 本標準引用了下列文件中的條款。凡是不注明日期的引用文件，其有效版本適用于本標準。 GB 12711 低、中水平放射性固體廢物包裝安全標準 GB 14569.1 低、中水平放射性廢物固化體性能要求——水泥固化體 GB 18871 電離輻射防護與輻射源安全基本標準 GB 50011 建筑抗震設計規范 GB 50223 建筑工程抗震設防分類標準 EJ 1186 放射性廢物體和廢物包的特性鑒定 《放射性廢物分類》（環境保護部、工業和信息化部、國家國防科技工業局公告2017年第65號） 3 術語和定義 下列術語和定義適用于本標準。 3.1 近地表處置near surface disposal 將放射性廢物放置在地表面或地表面以下幾十米深的設施中，并設置工程屏障。 3.2 廢物包waste package 廢物整備后的產品，包括廢物體和容器，也包括可能存在的襯里，以便符合搬運、運輸、貯存和（或）處置的要求。 3.3 有組織控制（監護） institutional control 由政府部門或其指定的單位對廢物處置場址進行的控制。這種控制包括主動的（監測、監督和設施維護）或被動的（限制土地使用）控制。 3.4 關閉closure 關閉包括正常關閉和非正常關閉。關閉作業一般包括回填、覆蓋處置設施，終止和結束有關輔助設施的活動，使處置場永久封閉。 3.5 安全全過程系統分析safety case 指支持和說明處置場安全的科學、技術、行政和管理等方面論據和論證的文件集成，涵蓋場址的適宜性，設施的設計、建造和運行的安全性，輻射風險評價的合理性，以及所有與處置場安全相關工作的充分性和可靠性。 3.6 被動安全特性passive safety features 指處置場包容放射性、隔離放射性廢物和限制放射性核素向生物圈釋放的固有安全特性，包括實體屏障（如工程屏障、天然屏障和屏蔽等）、材料性能（如天然或人工材料對放射性核素的吸附性能等）及場址的有利特性（如有利于處置場穩定性的地形、地質條件）等。 4 總則 4.1 廢物處置的基本安全要求 4.1.1 廢物處置應遵循縱深防御的原則，設置多重屏障（包括廢物體、包裝容器，處置單元、地質體等），建立和維持對放射性危害的有效防御，保護人類與環境免受電離輻射的有害影響。 4.1.2 在處置場選址、設計、建造、運行和關閉過程中，應采取有效的措施保障處置場的堅穩性。 4.1.3 處置場應包容放射性、隔離放射性廢物、限制放射性核素向生物圈的釋放（對低水平放射性固體廢物的包容、隔離時間一般300 至500 年）。 4.1.4 處置系統應通過多重安全功能提供安全，其總體性能不得過分依賴某個單一安全功能。 4.1.5 處置場的設計、建造、運行和關閉應盡可能以被動措施確保安全，并將設施關閉后需要持續進行主動維護的必要性減至最少。 4.1.6 應采取循序漸進的方式開展選址、建造、運行和關閉活動，并通過對處置系統的性能和安全進行迭代設計和評價，為選址、建造、運行和關閉的每一步驟提供支持。 4.1.7 為保持處置場的被動安全特性，保證關閉后的安全功能，應對處置場的被動安全特性進行監護和控制。 4.2 廢物處置的輻射防護要求 4.2.1 處置場在正常運行工況和事故工況對工作人員和公眾所造成的輻射照射應符合GB 18871 的要求。 4.2.2 經各種途徑向環境釋放的放射性核素對公眾中代表性個人的年有效劑量不超過0.25 mSv。 4.2.3 在處置場的有組織控制解除后的任何時間內，對無意闖入處置場或接觸廢物的個人提供保護，無意闖入者持續受到照射的年有效劑量不超過1 mSv，單次急性照射的有效劑量不超過5 mSv。 5 廢物包 5.1 廢物體特性要求 5.1.1 近地表處置的放射性固體廢物活度濃度應符合《放射性廢物分類》的規定。 5.1.2 固體廢物中所含非腐蝕性的游離狀態液體含量應盡量低，廢物包內游離液體的體積應小于固體廢物體積的1%。 5.1.3 廢物包內不應含有以下物質： a）易爆或在常溫常壓下易于發生劇烈的分解或反應，或者與水或空氣接觸能產生猛烈反應的物質。 b）自燃、易燃物質； c）強腐蝕性物質； d）未經處理的動物尸體和含病原體物質； e）非放射性劇毒物質； f）含有或可能產生對運輸、裝卸或處置工作人員帶來有害影響的有毒氣體、蒸汽或煙霧。 5.1.4 水泥固化體的性能應滿足GB 14569.1 的要求。水泥固定廢物體的性能應符合EJ 1186 的相關要求。 5.2 廢物包要求 5.2.1 廢物包裝容器應符合GB 12711 和相關標準的規定，并應滿足裝卸、運輸和處置的要求。 5.2.2 廢物包裝容器內盛裝的廢物應盡可能密實和充滿容器。 5.2.3 廢物包應具有穩定性，不會發生結構上的破壞，并且不會因廢物包塌陷、坍塌而影響處置場的總體穩定性。廢物包的穩定性可通過將廢物包整備成穩定的形式或將廢物裝入高整體容器中來實現。 5.2.4 廢物包的標志和標識應符合GB 12711 的相關規定。 5.3 廢物包接收準則 處置場營運單位應根據5.1、5.2的要求、處置場的環境特性和采取的工程措施，經過安全評價給出廢物接收準則。廢物接收準則應涵蓋對處置場運行安全和關閉后安全有重要意義的廢物特性，包括： a）廢物包核素種類、特性以及核素活度濃度； b）廢物包允許的表面劑量率和表面污染水平； c）廢物體化學與物理特性的允許范圍； d）廢物中不允許含有的物質； e）可接收的廢物包裝容器類型； f）可接收廢物包的規格； g）可定量測量廢物特性測量誤差的限制要求； h）對廢物包檔案的要求，廢物包檔案內容要求見附錄A。 6 場址選擇 6.1 場址選擇步驟 6.1.1 選址階段劃分 處置場的選址可分為規劃選址、區域調查、場址特性評價和場址確定四個階段。 6.1.2 規劃選址 在規劃選址階段，應制定選址總體規劃，建立選址原則，確定所需的場址特性。 6.1.3 區域調查 確定有可能建立處置場的區域，并對該區域的地殼構造穩定性、地震、地質構造、工程地質、水文地質、氣象條件和社會經濟等因素進行評價，確定可能場址。 6.1.4 場址特性評價 場址特性評價是在區域調查的基礎上通過現場踏勘、勘察和對資料的分析研究，確定推薦場址。 6.1.5 場址確定 對推薦場址進行詳細的研究，以論證場址的適宜性，并向審管部門提出詳細的報告，以使審管部門能夠作出判斷，批準所選擇的場址。 6.2 選址準則 6.2.1 一般要求 6.2.1.1 處置場的選址應符合國家相關法律、法規的要求。 6.2.1.2 選址階段應考慮場址擬接收廢物包的源項（廢物總體積和放射性總活度）及處置場今后擴建的可能性。 6.2.2 地質 6.2.2.1 場址的地質條件應有利于隔離廢物和限制放射性核素向外界的遷移，也應有利于處置系統的穩定，應為處置廢物提供充足的空間。 6.2.2.2 應優先考慮巖性均一、構造簡單、地質條件較好，并且易于通過地質勘察技術查明其特性的場址。 6.2.3 水文地質 6.2.3.1 場址水文地質條件應有利于阻隔放射性核素遷移。 6.2.3.2 應評價由于自然事件和處置作業所引起的重要水文地質條件的預期變化。應優先考慮地質構造簡單、易于評價水文地質特性和建立模型的場址。 6.2.3.3 應評價地下水系統對放射性核素的吸附和彌散特性。 6.2.3.4 近地表處置單元底板應高于地下水水位，以避免地下水進入處置單元。 6.2.3.5 處置場不應對水源地有污染影響，處置場場址邊界與水源間的距離應根據地下水中放射性核素的遷移評價確定。 6.2.4 地球化學 6.2.4.1 地下水和地質體的地球化學特性應有利于阻隔放射性核素向處置場外的釋放，并不會明顯降低工程屏障的壽命。 6.2.4.2 應優先考慮具有促使放射性核素被吸附、沉淀/共沉淀、抑制形成易遷移化合物的地球化學特性的場址。 6.2.4.3 在考慮處置系統內可能的化學反應時，應評價如下過程或參數： a）地下水對工程屏障的侵蝕性； b）影響放射性核素溶解和吸附的化學過程或條件； c）地下水的Eh 值和pH 值； d）有天然膠體和有機物存在的化學過程或條件； e）處置系統可能產生的氣體。 6.2.5 構造和地震 6.2.5.1 場址應選在構造活動和地震活動性較弱的地區。 6.2.5.2 選址過程中應考慮下述情況： a）活動斷層、構造活動或火山活動的地質和歷史證據； b）歷史地震情況，包括震級和烈度； c）能引起水文地質條件改變的自然事件發生的可能性； d）在地震作用下砂土液化的判別。 6.2.6 地表作用 6.2.6.1 處置場場址的洪水、滑坡、泥石流等地表活動發生的頻率和強度應不影響處置系統的安全性。 6.2.6.2 處置場址應具備良好的排水能力，并應避開洪水影響地區。應評價降水、融雪、控水構筑物失效、河道阻塞或滑坡、泥石流引起的洪水對處置場的影響，應使積水量減至最低，以防徑流沖蝕或淹沒。應優先考慮地形和水文特性好，可以順利排除洪水的地區或場址。 6.2.7 氣象 6.2.7.1 應評價場址區域的氣象特性，以便在設計處置場時考慮極端氣象條件的影響。 6.2.7.2 應評價極端氣象事件發生的可能性，并根據這些事件影響的程度來篩選可能的場址。選址過程應考慮下述氣象條件： a）降水（雨和雪）； b）極端氣象現象。 6.2.8 人為事件 6.2.8.1 在所確定的場址或場址附近，現在或將來人類的活動應不會影響處置系統的隔離能力。 6.2.8.2 應評價毗鄰主要危險設施或因危險品運輸可能對處置場的影響。 6.2.8.3 應查明場址區是否存在有潛在價值的礦產資源和其他資源。 6.2.9 廢物包運輸 6.2.9.1 所確定場址應方便廢物包運輸，對公眾造成的潛在風險盡可能低。 6.2.9.2 應考慮廢物包運輸費用、正常運輸和事故情況輻射影響。 6.2.10 土地利用 6.2.10.1 應統籌考慮處置場的土地使用與該地區可預見的土地開發和土地利用規劃。 6.2.10.2 應評價所推薦場址附近土地的未來利用對處置場運行和性能帶來的影響，還應考慮處置場運行對附近土地未來利用的影響，如對土地將來使用的限制要求。 6.2.11 人口分布 處置場應避開人口稠密區,同時應考慮處置場將來受到干擾的可能性，以及處置場釋放的放射性核素對公眾的輻射影響。 6.2.12 環境保護 應保證在處置場壽期內周圍環境能得到充分的保護，并把可能的不利影響降到可以接受的程度。 7 處置場的設計和建造 7.1 一般要求 7.1.1 處置場的設計應滿足本標準第4 章的要求。 7.1.2 處置場的設計應為處置場的關閉提供必要的條件。 7.1.3 應充分利用天然屏障并設置工程屏障來保證和提高處置場的包容和隔離功能。 7.1.4 應根據處置流程、輻射防護實踐、預估的輻射照射情況和污染可能性，開展處置場的輻射防護最優化設計。 7.1.5 處置場應根據輻射防護要求設置個人劑量監測設備和區域監測設備，根據處置單元和廢物包特性設計廢物監測設備，處置場的輻射監測設計還應滿足正常運行和事故工況的監測需求。 7.2 處置場的設計 7.2.1 根據具體場址特性通過安全全過程系統分析確定處置場的設計處置容量，包括廢物包的體積和總活度。處置場一般由處置單元區、廢物包接收站和實驗室、車庫等組成。處置單元區的設計應按全場 的總體規劃來安排。處置場的總體規劃要注意入口與通道的布置，以及放射性操作區與非放射性操作區的控制。 7.2.2 廢物包接收站可根據處置場實際情況設置： a）廢物包表面劑量率、表面污染、核素活度、外觀質量以及運輸車輛和運輸容器的檢查裝置； b）廢物包的裝卸設備； c）運輸車輛出入輻射監測報警設備； d）運行產生二次廢物及處置時意外破損廢物包的處理手段； e）運輸車輛的去污手段。 7.2.3 對于接收高表面劑量率廢物包的處置場，應設置遠距離或遙控轉運及放置廢物包的設備。 7.2.4 廢物處置單元的設計可采用地上土丘式、地下壕溝式以及其他形式，以適應不同場址特性和不同類型廢物的處置要求。處置單元應根據GB 50011、GB 50223 的要求按乙類建筑進行抗震設防設計，抗震設防標準應按高于本地區抗震設防烈度1 度的要求加強其抗震措施。 7.2.5 處置單元與處置場邊界之間應設立緩沖區，并應在緩沖區的地下水流向的上下游設置地下水監測井。 7.2.6 處置廢物的處置單元，廢物包的頂部至少在覆蓋層頂部表面以下2 m，且覆蓋層的厚度要大于季節性凍土地區凍土厚度。應設置防闖入屏障，這種屏障的設計至少在有組織控制期內可以為無意闖入者提供保護。 7.2.7 應根據處置場場址的降水量、水文、地形等條件，設置相應的防洪排水設施。處置單元未裝滿封蓋前，宜設置防雨措施。 7.2.8 處置場覆蓋層的設計應使水的滲透量減少到實際可行的最低程度，能夠使滲透水或地表水得以導離處置單元，能夠抵抗由于地表地質過程和生物活動所帶來的剝蝕。 7.2.9 處置場的設計應防止處置期間的積水和處置后的滲透水與廢物包接觸。 7.2.10 處置場可以設有廢物包暫存設施，該設施的設計應與各種運輸容器和運輸車輛相適應。 7.2.11 處置場可根據具體場址情況設置相應的配套設施，如衛生出入、設備及儀表維修、設備及工具去污、去污廢物處理（也可運往臨近的廢物處理設施進行處理）等設施。去污廢水應集中收集、監測、處理和排放。還應有安全保衛系統、行政管理系統等。 7.3 處置場的建造 7.3.1 處置場的處置單元可根據需要分期建造，輔助設施可以一次性建成。 7.3.2 當處置作業和處置單元的建造交叉進行時，施工組織設計應對人流、物流進行合理組織，避免互相干擾。 7.3.3 選擇建筑材料應充分考慮耐久性、兼容性和屏蔽安全等方面的要求。 7.3.4 建造活動應避免對地質環境造成不必要的擾動。必要時對巖土性質狀態和地下水變化進行監測，并采取相應的措施。 7.3.5 在運行前，應對處置場的各設施開展調試工作，驗證工程設計、安全相關設備以及運行程序是否滿足規定的性能要求。 8 處置場的運行 8.1 一般要求 8.1.1 處置場的運行包括廢物包的接收、廢物包的碼放、處置單元的填充和封頂。 8.1.2 處置場的運行應遵守運行許可證的規定和相關監管的要求。 8.1.3 處置場應制定廢物包接收準則，以保證廢物包能實現其預期的安全功能。__ 8.1.4 當處置場建造和運行同時進行時，應確保相關建造活動不影響運行設施的安全。 8.2 廢物包的接收 8.2.1 處置場應遵守廢物包接收的程序,對接收的廢物包進行核查，確認廢物包： a）是否符合第5 章的要求； b）運輸過程中有無損壞； c）是否與廢物包檔案相符。 8.2.2 處置場可對廢物產生單位的廢物處理、整備工藝實施質量監查，必要時還可對接收的廢物包進行隨機抽樣檢測，以保證送到處置場的廢物包符合第5 章的要求。 8.2.3 應對廢物包外表面的輻射劑量率和放射性表面污染水平進行監測，以保證廢物包外表面任一點的輻射水平滿足監管部門批準的限值，廢物包外表面的放射性污染水平應低于表1 所列限值。 表1 廢物包外表面的放射性污染水平限值 核素發射體類型 廢物包外表面的放射性污染水平限值， Bq/cm2 β、γ發射體、低毒性 α發射體 4 其它 α發射體 0.4 8.3 廢物包的碼放 8.3.1 廢物包在處置單元內的碼放方案應實現廢物包放置的最優化（根據廢物的類型和尺寸、表面劑量率等），以便占用最少的處置空間和產生最小的輻射影響。 8.3.2 為滿足廢物包的身份識別和處置操作要求，處置場宜采用遠距離識別和遙控操作設備。 8.4 處置單元的填充和封頂 廢物包之間的空隙應及時填充，處置單元填充完成后應及時澆注頂蓋，以防止雨水的進入和包裝容器的腐蝕。 8.5 記錄保存 廢物處置運行檔案應包括廢物處置的日期和位置、廢物包檔案以及處置操作期間發生的問題和解決措施等。處置場應建立廢物處置數字化信息管理系統。應按規定長期保管運行檔案，其副本送交有關部門保存。 8.6 異常情況 8.6.1 處置場應制定應急方案，通過應急措施和補救手段來處理非正常情況（如廢物包檔案不清楚、廢物包不合格或破裂、廢物散落、以及發現放射性物質非正常的釋放等），以阻止或盡量減少放射性污染的擴散。 8.6.2 一旦發生可能引起放射性污染的事故，應盡快確定放射性污染的地點、核素、水平、范圍及其發生原因，以決定應采取的應急措施。當事故嚴重到必須要打開處置單元時，應按事先制定的周密計劃實施作業，并采取必要的措施來限制放射性污染（包括空氣的污染，水的污染以及材料的污染）。 9 處置場的關閉 9.1 關閉的條件 9.1.1 當已經達到運行許可證允許處置的廢物數量或放射性總活度限值時，處置場應實行正常關閉。 9.1.2 當發現處置場選址或設計有不可改正的嚴重錯誤，或發生嚴重事故，或發生不可預見的自然災害，使得處置場不再適合處置放射性廢物時，處置場應實行非正常關閉。實施非正常關閉應得到監管部門的批準。 9.2 關閉 9.2.1 處置場關閉應遵守關閉許可文件的規定。 9.2.2 處置場在關閉階段不再接收任何外來廢物包，在關閉階段應繼續做好處置單元的覆蓋層的維護和穩定化工作，以確保處置場的安全。應對與有組織控制無關的地表設施進行去污和（或）拆除以及所需的任何環境修復。 9.2.3 應在處置場場區和處置單元附近的適當位置設立永久性標志，標明廢物埋藏的位置和有關事項。 10 處置場關閉后的監護 10.1 為了保證安全屏障的完整性，處置場關閉前應制定監護計劃，監護計劃應定期更新，關閉后監護的持續時間應當根據處置場的類型及其容納廢物的種類確定。 10.2 處置場關閉后的監護控制可以是主動的（監測、監督和設施維護）或被動的（限制土地使用）控制。 11 處置場的環境監測 處置場的環境監測應覆蓋處置場壽期內的各階段，監測計劃應根據各階段的特點制定。 11.1 運行前的監測 在選址階段，以收集資料為主，包括放射性本底、生態、氣象、氣候、水文、水文地質等方面的基本環境資料。 在場址確定以后，應開展放射性本底調查，至少應獲得處置場運行前最近兩年的放射性本底數據。 調查內容、范圍等應結合場址的環境特性和處置廢物包特性確定。 在處置場的建設期間，應對廠址及其周圍的大氣環境、聲環境、受納水體化學污染、水土流失等開展監測。 11.2 運行期間的監測 處置場運行期間應制定和執行環境監測大綱，監測項目、范圍等應符合相關法規標準的要求，并考慮與運行前環境放射性本底調查工作相銜接。 處置場運行期間的改建、擴建工程可能對環境產生影響時，應根據工程特性對大氣環境、聲環境、受納水體化學污染物、水土流失等開展監測。 處置場運行期間需針對極端事故可能造成處置場放射性物質向環境的非正常釋放制定應急監測方案。 11.3 關閉后的監測 a） 處置場關閉后，應根據處置場的運行歷史以及關閉和穩定化情況保留合適的環境監測功能，以保證處置場內放射性核素在其離開場址邊界向場外釋放前可給出早期警報。 b） 如果監測確認沒有潛在問題并經監管部門批準，可以逐漸減少監測頻度。 12 安全全過程系統分析 12.1 一般要求 12.1.1 近地表處置場的安全全過程系統分析，是近地表處置場選址、建造、運行、關閉和關閉后監測整個過程中每一階段依法依規開展相關安全與環境分析論證，產生的技術文件的集成。根據近地表處置場外部條件、安全管理要求、科學技術以及人類認知等的不斷變化和發展，及時充實并完善相關論據和論證，為相關方決策、長期安全管理和增強公眾信心提供技術支撐。 12.1.2 安全全過程系統分析應包括對所有安全問題的分析評價，以證明處置場的堅穩性、對人類和環境的防護水平符合相關法規標準的要求和輻射防護已達到最優化，重點關注關閉后的長期安全。 12.1.3 安全全過程系統分析的各類文件編制應符合相關法規標準的要求，并具有可追溯性。 12.2 關閉后的長期安全 12.2.1 應根據場址、設施和所處置廢物的特性，確定關閉后的長期安全分析評價的時間范圍，且應覆蓋最大/峰值劑量或危險出現的時間。 12.2.2 關閉后的長期安全評價應包括： a） 處置系統及處置系統演變的描述； b） 處置系統性能的評價； c） 驗證處置設施滿足設計要求； d） 人類無意闖入活動的評價； e） 對不確定因素的分析； f） 質量保證的描述。 13 質量保證 13.1 一般要求 13.1.1 應根據本標準的要求制定放射性廢物近地表處置質量保證大綱，并組織實施。該大綱應對近地表處置的各個階段（選址、設計和建造、運行、關閉和關閉后有組織的控制期）的質量保證工作作出規定，以保證處置場所有與安全有關的活動符合相關的法規和標準的要求。 13.1.2 質量保證大綱應考慮每個要素對處置場安全性的潛在影響，應根據運行階段和關閉后階段的安全評價結果來確定對安全操作、安全處置重要的活動、構筑物、系統和設備的要求。質量保證大綱中還應對相關技術文件的更新和長期有效做出規定。 13.1.3 處置場營運單位應制定和實施質量保證總大綱，各分包商應制定和實施相應的分大綱，營運單位對總大綱的有效性負責，但不減輕各分包商應承擔的義務和責任。 13.2 選址 選址階段的質量保證大綱應在選址初期制定，大綱應對選址有關的所有文件、證明資料的產生和保存作出規定，使這些資料準確、有效、完整和有代表性。 13.3 設計、建造和運行 在近地表處置場的設計、建造和運行期間，應特別注意對工程屏障設計、廢物特性和操作程序等變化的控制，以保證不會對處置場的安全性能帶來不利影響。無論何時，當重要參數（例如說明場址特性的參數）發生變化時，應及時更新安全評價。 13.4 廢物包的接收 13.4.1 質量保證大綱應指明處置場的安全不僅取決于營運單位，而且與廢物產生單位對廢物的處理情況有關。 13.4.2 廢物產生單位應保證送交的廢物包滿足處置要求，并應按附錄A 的要求向處置場提供符合質量保證要求所必需的文件（如廢物的種類，特性，放射性核素的種類、放射性活度濃度和放射性活度，廢物包的編號和包裝容器的規格等）以及其它可能影響處置安全的文件，并對文件的真實性負責。 13.4.3 處置場接收廢物時，應檢查廢物包產生單位所提供文件的質量，為廢物包的可接收性提供充分的保證。相關文件應包括廢物包產生的全過程的質量控制內容。 13.5 關閉和關閉后的控制 13.5.1 應制定處置場關閉和關閉后有組織控制期的質量保證大綱。特別要規定收集和保存對處置場長期安全性重要的所有資料。 13.5.2 應保存處置場從選址到關閉后的有組織控制期各階段的資料，如場址特性資料、工程設計圖紙和說明書、廢物清單（包括廢物在處置單元中的位置、包裝標志）、安全分析報告和環境影響評價報告（包括所使用的計算機程序）、環境監測結果以及處置場關閉資料等。 附錄A （規范性附錄） 廢物包檔案內容要求 A.1 廢物包產生單位填寫的廢物包檔案應包括如下基本內容： a）廢物包產生單位； b）廢物包編號； c）包裝容器類型及特性：規格尺寸（mm）、容積（m3）、空重（kg）及材料，容器生產廠編（批）號； d）廢物包重量（kg）； e）處理前廢物類型，如廢樹脂、濃縮液、泥漿、焚燒灰、過濾器芯、污染工作服、污染工器具等； f）廢物體類型，如固化體、固定體等； g）廢物包內容物體積（m3）、廢物總活度（Bq）、主要放射性核素及活度濃度（Bq/kg 或Bq/m3）、測量日期； h）廢物包內容物中有害化學物質組分； i）廢物包表面劑量率（mSv/h）及測量日期； j）廢物包表面污染水平（Bq/cm2）及測量日期； k）廢物包產生單位責任人簽字和日期。 A.2 處置場應根據上述要求細化廢物包檔案的內容和格式。