GB 9134-1988 轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定

中华人民共和国国家标准

轻水堆核电厂放射性

固体废物处理系统技术规定GO9134-88

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1主巨内容与适用范围

本标准规定了轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统（以下简称本系统）设计、建造和运行的最低

技术要求．

本标准适用于轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统的设计、建造和运行．对类似反应堆的放射性

固体废物处理系统亦应参照使用。

本标准中，放射性固体废物处理系统湿“”废物的起点是放射性废液处理系统的废树脂、过滤淤渣、

燕发浓缩液等的排出口，需要处理的各种干“”废物则由各废物产生点收集，经过初步包装后由专用容器

或车辆送入本系统．本系统终点是处理后废物容器运往厂内暂存库的装车点．

2引用标准

GB6249核电厂环境辐射防护规定

HAF020。核电厂设计安全规定

3术语

3.1固化

把液体物质转化为固体．

3.2包覆

用固化剂或固化剂与废物的混合物覆盖或包容废物。

3.3固定

将废物转化成一种固体形态，以减少在贮存、运输和处理期间由于自然过程而可能造成的放射性核

素的迁移或弥散。

3.4游离液体

不为固体基质所束缚的非结合液体。

3.5工程贮存

一种人为工程结构，能在一定时期内保护经过处理、包装后的放射性废物。在自然或人为事故破坏

的情况下能够保持这些废物，不致严重污染人类环境。

3.6处置

将废物放在地面洞穴或地下贮存库中，或者放在某一给定的场地，不再回取．

3.了必须、应该和可以

国家环境保护局1988一05一25批准1988一09一01实施

GB9134一88

“必须”表示必要条件，是强制性的要求专“应该”表示推荐或建议；“可以”表示允许，既不是要求，也

不是建议。放射性固体废物处理系统必须按照本标准规定的要求进行设计、建造和运行，而不一定采用

其中的建议。

4目标

本标准所规定的一系列要求的目的是使放射性固体废物处理系统达到本章所规定的安全目标，设

计目标和运行目标．

4.1安全目标

4.1.1系统的设计、建造和运行必须保证电厂工作人员和公众所受到的辐射照射符合可合理达到尽量

低的原则．

4.1.2核电厂工作人员和公众所受的剂量当量不得超过国家规定的相应限值。

4.2设计目标和运行目标

4.2.1系统应能及时地收集、存放、处理和包装固体废物．

4.2.2固体废物经过处理后的体积应该尽可能小。固定、固化后的产物性能必须稳定。

4.2.3经过处理后的固体废物及其包装必须符合有关放射性废物运输、贮存和处置的要求．

5放射性固体废物的来源

来自于核电厂的运行和维修过程中所产生的湿废物和干废物。

5.1湿废物

5.1.1废液

主要是废液处理系统产生的浓缩废液，以及实验室和去污过程中所产生的化学废液。

5.1.2泥浆

主要是一回路冷却剂净化系统与废液处理系统产生的废离子交换树脂和过滤淤渣．

5.1.3废过滤器芯

一回路冷却剂净化系统与废液处理系统所产生的废过滤器芯．

5.2干废物

在核电厂检修过程中废弃的设备、工具和材料以及被放射性污染的废弃的工作服、手套、纸张、擦拭

材料等。更换下来的排风过滤器、活性炭过滤器等也属于干废物．

6系统要求

6.1工艺设计

工艺设计时建议采用的轻水堆核电厂固体废物处理系统的系统流程如图所示．

GB9134一88

弓

轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统流程图

6.1.1湿废物的处理

6.1.1.1废液：废液必须进行固化，可以采用沥青固化、水泥固化和热固性塑料例（如不饱和聚醋）固

化。

6.1.1.2泥浆：废树脂应该进行固定，可以采用水泥和热固性塑料固定。

废树脂产生量较少时，也可暂存于不锈钢贮槽内．

6.1.1.3废过滤器芯：废过滤器芯应放在容器中用水泥固定。也可以在沥干后封装在有足够量吸附剂

的容器中。

6.1.2干废物的处理

6.1.2.1可燃废物：可燃废物可采用焚烧或压缩方法减容．

61.2.2可压缩废物：废塑料、橡胶制品、玻璃容器、保温材料、薄壁金属容器等可压缩废物应该压缩减

容．

6.1.23不可压缩废物：必须设有专门的场地存放被污染的大型设备部件等不可压缩废物。在外运处

置之前，这些部件应该去污、切割和包装。

6.1.2.4松散性废物：其他零星废物在装入废物容器以前应该先用塑料袋包装．

6.2系统设计和建造

6.2.1抗震设计

设计本系统的设备时不必考虑抗震因素．但是安装放射性废液或泥浆设备的场所必须在运行基准

地震条件下仍能容纳设备中的全部废液或泥浆．

6.2.2材料

本系统各受压设备或部件的材料必须符合钢《制石油化工压力容器设计规定》，’中的有关规定。

材料选择必须考虑在正常运行以及预期运行条件下的腐蚀、去污和辐照效应．

注：1)由石油化工总公司、化学工业部、机械工业部联合发布．化学工业出版社1985年出版．

6.2.3焊接

系统应该尽可能采用焊接结构，所有受压部件和管道压力边界的焊接都必须符合JB741(钢制焊接

容器技术条件》和GBJ235工《业管道工程施工及验收规范》的要求．

输送泥浆、废离子交换树脂的管线应该采用带有自耗焊料的对接焊，使焊缝内壁光滑，放射性物质

Gs9134一88

在焊接点的沉积最少．

其他工艺管道的连接均应采用对接焊，如果采用法兰连接或快速拆卸接头比焊接更利于维修时可

采用法兰连接或快速拆卸接头连接。

焊接人员必须经过考试取得合格证书后方可进行操作．

所有放射性设备及管道的焊缝必须根据其重要程度以及所在位置分别提出不同的透视检查要求．

6.2.4防火

本系统如果使用或贮存易燃材料必须设置专门消防系统．其设计应该符合国家有关防火规程。

B-2.5取样

废液、泥浆在进入本系统处理前进行取样，分析其常量组成，并不定期地测量其放射性核素组成．

废液、泥浆在本系统处理后的产物应能取样，测定其物理化学性能．

6.3质f保证

6.3.1设计和订购

a．设计和订购文件的管理

设计和订购文件必须由设计部门中的非文件起草人员审校，对这些文件的修改也必须审核。

b．订购管理

必须制定措施，以保证设备和材料供应部门以及建造部门按照订购文件中所规定的质量要求供货，

可以通过测试和鉴定来达到这一目的。

c．装卸、贮存和运输的管理

必须对设备和材料的装卸、贮存、运输和保管制定相应规程，以保证清洁度并防止损坏和变质。

6.3.2制造和建造

a.检查

必须由质量检查部门制定并执行一项检查工作大纲，以评定是否符合设计文件所提出的全部质量

要求．

b.检验、试验状态显示

必须制定措施鉴别那些已经满意地通过检验与试验要求的项目。

c．对不合格项目的鉴定与修正措施

必须制定措施，按订购文件或现行规范要求审核不合格项目，制定相应的补救措施，并对这些措施

予以鉴定。

了设备要求

了．1槽

7.1.1排气

常压槽必须设有排气口，排气口的尺寸应该足以保证槽内处于常压。

放射性废液、废泥浆槽的排气应排到废气处理系统，不允许排到设备室内。

7.1.2溢流