標準編號:	GB 12711-2018
中文名稱:	低、中水平放射性固體廢物包安全標準
英文名稱:	Standard of safety for low and intermediate level solid radioactive waste packages
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 國家市場監督管理總局
發布日期:	2018-10-29
實施日期:	2019-3-1
標準狀態:	valid
替代舊標準:	GB 12711-1991 低,中水平放射性固體廢物 包裝安全標準
翻譯語言:	英文
文件格式:	PDF
中文字符數:	10000 字
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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 prepared with a view to implementing the Environmental Protection Law of the People's Republic of China, the People’s Republic of China Law of the Prevention and Control of Radioactive Pollution, and the Nuclear Safety Law of the People's Republic of China, protecting environment, guaranteeing human health and standardizing safety management of low and intermediate level solid radioactive wastes. This standard specifies the basic safety requirements for low and intermediate level solid radioactive waste packages, including the basic safety requirements for low and intermediate level solid radioactive package container, over-package (radiation shielding) container and freight container. This standard is a revision of GB 12711-1991 Standard of safety for low and intermediate-level solid radioactive wastes packages and the original standard was drafted by China Institute of Atomic Energy. The following main revisions have been made with respect to the previous edition: ——The requirements for surface dose rate of waste packages of general concern are modified; ——A few additions and deletions on "normative references" and "terms and definitions" are made; ——"Basic requirements for containments in waste packages" and "basic requirements for design and manufacturing of package container" are rewritten; ——Specified provisions are added in "emergency plan and preparation" and "quality assurance"; ——The clause "test and inspection" is added; ——The provisions for adapting to waste minimization and waste package safety are added. This standard was firstly issued in 1991, and this edition is the first revision. GB 12711-1991 is abolished from the implementation date of this standard. This standard was prepared by the Department of Radioactive Sources Safety Supervision and Management, Department of Nuclear Facilities Safety Supervision and Department of Science, Technology and Standards of the Ministry of Ecology and Environment. This standard shall be implemented from March 1, 2019. The Ministry of Ecology and Environment is responsible for the explanation of this standard. Standard of safety for low and intermediate level solid radioactive waste packages 1 Application scope This standard specifies the basic safety requirements and the requirements for storage, disposal and transportation of low and intermediate level solid radioactive waste packages. This standard is applicable to the waste packages reconditioned of low and intermediate level solid radioactive wastes produced by nuclear facilities and nuclear technology utilization organizations during operation and decommissioning. This standard is not applicable to the waste packages reconditioned of radioactive tailing residues and spent radiation sources. 2 Normative references The following referenced documents are indispensable for the application of this document. For dated references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the normative document (including any amendments) applies. GB 9132 Safety requirements for near surface disposal of low and medium level radioactive solid waste GB 11806 Regulations for the safe transport of radioactive material GB 11928 Regulations for interim storage of low-and intermediate-level radioactive solid wastes GB/T 15219 Quality assurance for packaging used in transport of radioactive material GB 18871 Basic standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources EJ 914 Concrete container for low-and intermediate-level radioactive solid wastes EJ 1042 Containers for low and intermediate level radioactive solid waste - Steel drum EJ 1076 Container for low and intermediate level radioactive solid waste - Steel box EJ 1186 Characterization of Radioactive Waste Forms and Packages Classification of radioactive wastes, notification of the Ministry of Environmental Protection, the Ministry of Industry and Information Technology, and State Administration of Science, Technology and Industry for National Defence, PRC (No. 65, 2017) 3 Terms and definitions 3.1 waste package sum of waste and package container. The waste package delivered for transportation is referred to as waste goods package 3.2 package container containers used for storing radioactive wastes after solidification, fixation or other treatments 3.3 over-package container additional package container on the external surface of waste package in order to reduce radiation level where the surface dose rate of waste package exceeds the management limit, or additional package container on the external surface of waste package due to damage of waste package. Some over-package containers are repeatedly used; some are disposed together and used only once 3.4 freight container package container assembled with multiple encapsulated waste packages for the convenience of transportation, handling, storage and disposal. Most freight containers are used for transportation and repeatedly used; few are also disposed together and used only once 3.5 efficient loading factor percentage of waste volume contained in the waste package to the total volume of waste package 3.6 dispersible waste non-monolithic, dispersible wastes that are prone to pollution and spread, such as incineration ash, evaporation residue, waste ion exchange resin, waste activated carbon powder, etc. 3.7 high integrity container container effectively containing the low and intermediate level solid radioactive wastes within the expected service life for more than 300 years. It may be made of different materials (e.g. concrete, ductile cast iron, high-density polyethylene material or composite materials) 3.8 load combination combination of acting forces, such as combination of container dead weight, gravity load of contents under normal working conditions or in test state, temperature gradient or thermal expansion acting force, static load of the maximum load bearing of covering layer during stacking and disposal, and the dynamic load of acting force during transportation or lifting 4 General 4.1 The organizations producing low and intermediate level solid radioactive wastes shall have safe, reliable and economic measures for packaging radioactive wastes, preventing the radioactive materials from releasing to the environment in an unacceptable quantity, ensuring the exposure dose to the public and working personnel not exceeding the limit as specified in GB 18871, and reasonably reaching the level as low as possible. 4.2 The wastes shall be collected separately, preferably in appropriate package container, to avoid repeatedly replacing containers and handling wastes as possible. 4.3 The waste package shall meet the requirements for handling, storage, disposal and transportation, be convenient to operate, and ensure that it can be taken out from the storehouse and sent for disposal within the specified storage period; and it may be able to play a role of engineered barrier in multiple barrier systems within a certain period after disposal. 4.4 For the waste packages with surface dose rate exceeding the limit, over-package containers may be adopted for handling and/or transportation to reduce the exposure dose to working personnel. In order to facilitate the transportation of waste packages and improve the work efficiency, freight containers may be adopted for container handling and transportation. 4.5 The wastes shall be subjected to appropriate volume reduction in advance, and the containers with high efficient loading factor shall be selected to reduce the burden of waste storage, transportation and disposal. 4.6 In principle, standard series of containers shall be adopted for waste packaging. For the large wastes generated by decommissioning and overhaul, large non-standard containers may be adopted due to high cost of cutting and dismantling or inconvenience of cutting. However, the use of such containers shall meet safety requirements and comply with relevant requirements for transportation, storage and disposal. 5 Basic requirements for contents in low and intermediate level solid radioactive waste packages 5.1 The specific activity of wastes in the package container shall reach the radiation level of low and intermediate level solid radioactive wastes. 5.2 The waste in the container shall be as dense as possible to fill with the container. Except for the case of adopting high integrity containers, the dispersible wastes such as evaporation residue, mud, incineration ash and waste ion exchange resin shall be solidified or otherwise treated before disposal. After placed in containers, small incompressible solids, cut solid components and super-compacted waste cakes shall be fixed by pouring cement mortar before disposal. 5.3 In case that the waste contained is likely to generate gas (such as radiolysis gas), consideration shall be given to reserve appropriate space in the package container or take other measures to avoid overpressure. 5.4 The following materials are forbidden to be packed into waste package container: a) explosive substances or substances which may result in violent reaction after exposed to water; b) spontaneously combustible, and inflammable substances; c) strongly corrosive substances; d) untreated animal carcasses and pathogen-containing substances; e) non-radioactive highly toxic substances. 5.5 The volume of free liquid in waste package shall be less than 1% the volume of solid waste. 5.6 The amount of fissile material in the waste package shall be less than 15g.

Foreword i 1 Application scope 2 Normative references 3 Terms and definitions 4 General 5 Basic requirements for contents in low and intermediate level solid radioactive waste packages 6 Basic requirements for package containers of low and intermediate level solid radioactive wastes 7 Surface dose rate limits of low and intermediate level solid radioactive waste packages 8 Surface pollution limits of low and intermediate level solid radioactive waste packages 9 Test and inspection 10 Stacking/storage, transportation and disposal of waste packages 11 Emergency plan and preparation 12 Quality assurance

ICS 13.030 Z 05 中華人民共和國國家標準 GB 12711—2018 代替GB 12711－1991 低、中水平放射性固體廢物包安全標準 Standard of safety for low and intermediate level solid radioactive waste packages 本電子版為發布稿。請以中國環境科學出版社出版的正式標準文本為準。 2018-10-29 發布 2019-3-1 實施 國家市場監督管理總局 生態環境部 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》《中華人民共和國核安全法》，保護環境，保障人體健康，規范低、中水平放射性固體廢物安全管理，制定本標準。 本標準規定了低、中水平放射性固體廢物包安全基本要求，包括低、中水平放射性固體包裝容器、外包裝（輻射屏蔽）容器和集裝容器的安全基本要求。 本標準是對《低、中水平放射性固體廢物包裝安全標準》（GB 12711-1991）的修訂，原標準起草單位中國原子能科學研究院。與原標準相比，主要修改內容如下： ——對普遍關注的廢物包表面劑量率要求作了修改； ——“引用文件”與“術語和`定義”作了少量增刪調整； ——改寫了“廢物包內盛物基本要求”和“包裝容器設計制造基本要求”； ——“應急計劃和準備”與“質量保證”二章增加了規定條款； ——增加了“試驗和檢驗”一章； ——增加了適應廢物最小化及廢物包安全的條款。 本標準于1991 年首次發布，本次為第一次修訂。 自本標準實施之日起，GB 12711-1991 廢止。 本標準由生態環境部輻射源安全監管司、核設施安全監管司、科技標準司組織制訂。 本標準自2019年3月1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包安全標準 1 適用范圍 本標準規定了低、中水平放射性固體廢物包安全基本要求，對低、中水平放射性固體廢物包貯存、處置及運輸操作提出了要求。 本標準適用于核設施、核技術利用單位在運行和退役中所產生的低、中水平放射性固體廢物經整備后的廢物包。 本標準不適用于放射性尾礦渣和廢放射源經整備后的廢物包。 2 規范性引用文件 下列文件對于本文件的應用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，僅所注日期的版本適用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改單）適用于本文件。 GB 9132 低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規定 GB 11806 放射性物質安全運輸規程 GB 11928 低、中水平放射性固體廢物暫時貯存規定 GB/T 15219 放射性物質運輸包裝質量保證 GB 18871 電離輻射防護與輻射源安全基本標準 EJ 914 低、中水平放射性固體廢物混凝土容器 EJ 1042 低、中水平放射性固體廢物容器鋼桶 EJ 1076 低、中水平放射性固體廢物容器鋼箱 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 3.1 廢物包waste package 廢物體及其包裝容器的總和。交付運輸的廢物包稱為廢物貨包。 3.2 包裝容器package container 裝容經固化或固定和其他處理后的放射性廢物的容器。 3.3 外包裝容器over-package container 當廢物包表面劑量率超過管理限值時，為降低輻射水平附加在廢物包外面的包裝容器，或因廢物包損壞而附加在廢物包外面的包裝容器。有的外包裝容器多次使用；有的被一起處置，僅一次性使用。 3.4 集裝容器freight container 為方便運輸、搬運、貯存和處置作業，集裝多個已封裝好的廢物包的包裝容器。多數集裝容器用于運輸過程，多次性使用；也有少數被一起處置，僅一次性使用。 3.5 有效裝填系數efficient loading factor 廢物包中盛裝廢物的體積占廢物包總容積的百分數。 3.6 彌散性廢物dispersible waste 非整塊狀的、分散性的、容易造成污染擴散的廢物，如焚燒灰、蒸發殘渣、廢離子交換樹脂、廢活性炭粉等。 3.7 高完整性容器high integrity container 在預期300年以上的使用壽命內，能有效包容其中盛裝的低、中水平放射性固體廢物的容器。高完整性容器可以由不同材料制成（如混凝土、球墨鑄鐵、高密度聚乙烯材料或復合材料）。 3.8 載荷組合load combination 多種作用力的組合，如：容器自重、正常工作條件下或試驗狀態下內裝物的重力載荷、溫度梯度或熱膨脹作用力、堆碼和處置時覆蓋層最大承重等的靜載荷, 以及運輸或吊裝時作用力的動載荷的組合。 4 一般原則 4.1 凡產生低、中水平放射性固體廢物的單位，應有安全、可靠、經濟地包裝放射性廢物的措施，防止放射性物質以不可接受的量釋放到環境中去，保證公眾和工作人員受照劑量不超過GB 18871 規定的限值，并且合理可達到的盡可能低的水平。 4.2 廢物應分類收集、優選適當的包裝容器, 盡量避免反復更換容器倒裝廢物。 4.3 廢物包應滿足搬運、貯存、處置和運輸的要求，方便操作，保證在規定貯存期內能夠從貯存庫回取送去處置；并在處置后一定時間內，能夠起到多重屏障體系中一道工程屏障的作用。 4.4 對于表面劑量率超過限值的廢物包，為減少工作人員受照劑量，可采用外包裝容器包裝后實施搬運和（或）運輸。為方便廢物包的運輸操作和提高工效，可采用集裝容器實施集裝搬運和集裝運輸。 4.5 廢物應事先作適當的減容處理，并選用有效裝填系數高的容器，以減輕廢物貯存、運輸和處置的負擔。 4.6 原則上，廢物包裝應采用標準系列容器。對于退役和檢修產生的大件廢物，因切割解體代價太大或不便切割等原因，可采用非標型大容器。但這種容器的使用，應滿足安全要求和符合運輸、貯存和處置的相關規定。 5 低、中水平放射性固體廢物包內容物基本要求 5.1 包裝容器內盛裝的廢物的比活度應符合低、中水平放射性固體廢物的放射性水平。 5.2 容器內盛裝的廢物應盡可能密實化和充滿容器。蒸發殘渣、泥漿、焚燒灰、廢離子交換樹脂等彌散性廢物，除采用高完整性容器情況外，處置前應先作固化或其他方法的處理。小塊不可壓縮固體物和切割的固體部件以及超級壓實的廢物餅塊裝入容器后，處置前應該用澆注水泥砂漿等辦法作固定處理。 5.3 盛裝廢物會產生氣體（如輻解氣體）的情況，包裝容器應考慮預留適當空間或其他避免出現超壓的措施。 5.4 廢物包裝容器內不允許裝入 a) 爆炸性物質或與水接觸后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。 5.5 廢物包中游離液體體積應小于固體廢物體積的1%。 5.6 廢物包中所含的易裂變物質的量應少于15g。 6 低、中水平放射性固體廢物包裝容器基本要求 6.1 低、中水平放射性固體廢物包裝容器除主要采用有關標準規定的鋼桶（EJ 1042）、鋼箱（EJ 1076）和混凝土容器（EJ 914）外，也可采用滿足搬運（裝卸）、運輸、貯存和處置要求的其它材質和結構的容器，如高完整性容器、聚合物浸漬混凝土容器和鑄鐵容器，以及用放射性污染廢鋼鐵熔煉回收合格鋼材制造的容器。 6.2 低、中水平放射性固體廢物容器應該根據廢物特性、國家規定的暫存期限、暫存地點的環境條件、運輸方法、處置方法和預計可能發生的事故，進行設計和制造，滿足以下要求： a) 堅固結實，能承受正常工況下的各種載荷組合作用，并能承受裝卸、搬運、堆貯和運輸過程中發生的不超過設計基準事故的各種事故條件下的損害作用； b) 封蓋操作簡便、密封性好,封蓋不會因為內壓而被沖開； c) 方便拴固、堆碼，可穩定地固定在運輸車輛上。常規運輸中遇到的加速度、振動和共振作用，不會破壞廢物包的完好性，螺母、螺栓/或其它緊固件不會松動或脫落； d) 容器結構和材料與所盛裝廢物的理化性質和環境條件（如溫度、濕度、空氣氛圍等）相容性好,可承受通常操作中可能遇到的溫度和壓力的影響，以及處置條件下溫度和壓力的作用； e) 耐腐蝕、抗輻照和抗生物侵蝕，在設計所規定的貯存期限內保證容器可被回取； f) 外表光滑、平整，不集水和積水，容易去污； g) 廢物包可方便、安全地進行搬運,裝卸作業； h) 選材合理, 結構簡單, 經濟耐用。 6.3 低、中水平放射性固體廢物的鋼制容器應重視涂層（如噴涂油漆、噴涂鋅層等）的保護作用。涂層均勻，有適當厚度。除考慮容器外壁的腐蝕作用外，還應重視內盛廢物對容器內壁的腐蝕作用。 6.4 外包裝容器應滿足輻射屏蔽的要求，并與內裝廢物容器的尺寸相匹配，可安全裝卸內裝的廢物包。如果外包裝容器要作處置容器一次性使用,應考慮填充其間的空隙。 6.5 集裝容器應大小適宜，與內裝廢物包很好匹配,有較高的有效裝填系數,并易安全裝卸內裝的廢物包。如果集裝容器要作處置容器一次使用,應考慮填充集裝容器內部的空隙。 6.6 廢物包外表面應有放射性標志和編號。放射性標志執行GB 11806 規定。廢物包編號設在包裝容器下半部居中位置，為黑色正體阿拉伯數字，字體高度為容器高度的1/7～1/10。這種標志和編號應醒目、清楚、耐水、能長期保存。廢物包也可采用條形碼。 6.7 低、中水平放射性固體廢物貨包多屬GB 11806 規定的工業貨包或“A 型貨包”，少數屬于B 型貨包。A 型貨包的包裝容器用黃色，B 型貨包的包裝容器用桔紅色。 7 低、中水平放射性固體廢物包表面劑量率限值 7.1 直接操作進行裝卸、搬運、貯存和處置的低、中水平放射性固體廢物包，其外表面上任意一點的劑量率應≤2.0mSv/h 。超過此限值者，應采取外加屏蔽（如外包裝容器等）或采用遠距離操作。 7.2 場外運輸的低、中水平放射性固體廢物包，其劑量率限值應滿足GB 11806 相關規定。 8 低、中水平放射性固體廢物包表面污染限值 低、中水平放射性固體廢物包表面污染水平應低于表1所列限值： 表1 低、中水平放射性固體廢物包表面污染限值 β、γ發射體、低毒性 α發射體 4 Bq/cm2 其它 α發射體 0.4 Bq/cm2 注：可用在表面的任意部位任一300cm2面積上取的非固定污染的平均值來判斷 9 試驗和檢驗 9.1 廢物包裝容器、外包裝容器和集裝容器應按相關規定進行試驗和檢驗。 9.2 鋼桶、鋼箱和混凝土容器的產品質量檢驗分別按EJ 1042，EJ 1076 和EJ 914 的規定進行。出廠容器應符合質量檢驗要求，出廠時應提交產品質量檢驗合格證和產品檢驗卡。 9.3 按GB 11806 和EJ 1186 規定，對工業貨包或A 型貨包的試驗項目包括： a) 噴水試驗； b) 自由下落試驗； c) 堆碼試驗； d) 貫穿試驗。 上述試驗項目按照GB 11806 的規定進行。 9.4 對B 型貨包的試驗項目按GB 11806 相關規定進行。 10 廢物包堆貯、運輸和處置操作 10.1 廢物包堆貯、運輸和處置操作，應由培訓合格的人員進行，輻射防護人員有責任進行督查。 10.2 裝卸操作應采用適當的裝卸設備和工具，不允許違章作業。 10.3 廢物包的貯存和處置應按設定位置整齊堆放，防止跌落事故。 10.4 操作人員應佩戴個人劑量計和穿戴必要的防護衣具。 10.5 廢物包貯存操作執行GB 11928 中的相關規定；廢物包運輸操作執行GB 11806 中的相關規定；廢物包處置操作執行GB 9132 中的相關規定。 10.6 操作人員及公眾的受照劑量限值，執行GB 18871 相關規定。 11 應急計劃和準備 11.1 廢物包堆貯、運輸和處置操作應有應急計劃和準備。 11.2 堆貯和裝卸廢物包作業應采用適當的工具，避免摔碰、跌落而損傷廢物包裝容器。 11.3 廢物包明顯損壞和出現放射性物質泄漏，或者懷疑發生了破損和放射性物質泄漏時，應禁止無適當防護措施的人員接近廢物包，并盡快由輻射防護人員檢測污染范圍和污染水平。當發現已造成環境污染時，應劃定污染區域并做出標記。泄漏的放射性物質，應進行收集；造成的污染，應做去污處理。 11.4 受損的廢物包, 應進行修復或更換包裝容器，或者在原包裝容器外套上一個新容器, 以防泄漏和污染的擴展，輻射防護人員有責任對處理進行督查。 11.5 當發現人體受到污染時，應在輻射防護或醫護人員指導下，進行人體去污，根據需要作醫學處理。廢物包事故的原因和處理情況應按相關規定及時報告有關部門。 11.6 廢物包運輸、貯存過程，應有適當的安保措施，防止廢物包丟失和被盜。萬一發生廢物包丟失或被盜事件，應盡快報告有關部門，及時找回所丟失或被盜的廢物包。 11.7 廢物包貯存場所，應滿足防水、防火、防雷擊、抗震等要求。遇到火災、水淹、地震等情況，應采取應急措施，防止危及廢物包和擴大危害作用。 12 質量保證 12.1 低、中水平放射性固體廢物包裝容器、外包裝容器和集裝容器的設計、制造和檢驗活動均應建立和執行質量保證要求，質保要求參照執行GB/T 15219 相關規定。 12.2 低、中水平放射性固體廢物包裝容器、外包裝容器和集裝容器應由有資質的廠家制造，其制造工藝和使用的材料應遵守相應的設計規范，產品檢驗應保存可追溯的記錄。 12.3 低、中水平放射性固體廢物包裝容器、外包裝容器和集裝容器的采購應按質保規定進行。 12.4 對重復使用的低、中水平放射性固體廢物外包裝容器和集裝容器, 應盡量防止內壁造成污染；應作定期檢查和維修，必要時要作去污處理, 以確保處于良好工作狀態，可以安全地重復使用。 12.5 廢物包的內盛物，應和填寫的卡片或處置報送的申報單相符。廢物包檔案應按規定妥善保存。