ICS27.120 F49 中华人民共和国国家标准 GB11929—2011 代替GB11929—1989 高 水平放射性废液贮存厂房设计规定 Regulationsfordesigningstoragebuildingofhighlevelradioactiveliquidwaste 2011-12-30发布 2012-12-01实施 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 中国国家标准化管理委员会发布目 次 前言 Ⅰ ………………………………………………………………………………………………………… 1 范围 1 ……………………………………………………………………………………………………… 2 规范性引用文件 1 ………………………………………………………………………………………… 3 总则 1 ……………………………………………………………………………………………………… 4 贮存厂房 1 ………………………………………………………………………………………………… 5 贮槽 4 ……………………………………………………………………………………………………… 6 放射性废物管理 5 ………………………………………………………………………………………… 7 安全分析和环境影响评价 5 ……………………………………………………………………………… 8 辐射安全与监测措施 6 …………………………………………………………………………………… 9 应急考虑 6 ………………………………………………………………………………………………… 10 退役考虑 6 …………………………………………………………………………………………………GB11929—2011 前 言 本标准的全部技术内容均为强制性的。 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准代替GB11929—1989《高水平放射性废液贮存厂房设计规定》。本标准与GB11929—1989 相比,除编辑性修改外,主要技术变化如下: ———规范性引用文件中,用GB18871代替了GB4792及GB8703;增加了EJ588、EJ849、EJ877、 EJ/T681、EJ/T938、EJ/T939; ———删除了“术语”章节; ———删除了“厂址选择”章节; ———在总则中强调了“高放废液贮存厂房属于后处理厂的一部分,应与后处理厂在同一厂址建设” (见3.1); ———增加了厂房建(构)筑物、系统和部件的分级要求(见4.1); ———将原标准中的附录A取消,表格内容移入本标准的4.3.1,并作了相应修改; ———增加了厂房通风系统设计要求(见4.3.4); ———将原标准中的10.1、10.2、10.3的内容移入本标准的4.3“贮存厂房设计原则”中,作为4.3.5、 4.3.6、4.3.7,并作了相应的修改; ———增加贮槽补水和补酸装置(见5.1.9); ———增加了贮槽的酸度检测要求(见5.2c)); ———增加了第6章“放射性废物管理”,增加了放射性废物最小化的考虑,并将原标准中的9.1.4、 9.1.5的内容移入此章(见第6章); ———第7章“安全分析和环境影响评价”按照EJ/T681的相关规定进行了修改,将原标准中的8.1 “最大可信事故”与8.2“事故的预防”合并作为本标准的7.1“安全分析”,相关内容进行了精简 和完善,增加了编制安全分析报告的要求(见7.1.3); ———第8章根据GB18871及EJ849的相关规定进行了修改; ———第9章“应急考虑”在原标准的第10章“应急措施”基础上进行了修改,原标准的10.1~10.3 移入本标准的4.3,本章内容主要考虑设计阶段对应急的考虑; ———根据EJ588增加了“退役考虑”(见第10章); ———删除附录A。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)归口。 本标准起草单位:中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人:李思凡、卢涛、陈勇、刘郢、逯迎春。 本标准所代替的标准历次发布情况为: ———GB11929—1989。 ⅠGB11929—2011 高水平放射性废液贮存厂房设计规定 1 范围 本标准规定了高水平放射性废液(以下简称“高放废液”)贮存厂房设计所涉及的技术要求。 本标准适用于乏燃料后处理产生的高放废液贮存厂房设计。 2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文 件。凡是不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。 GB18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 EJ588 核燃料后处理厂退役辐射防护规定 EJ/T681 核燃料后处理厂安全分析报告的标准格式与内容 EJ849 核燃料后处理厂辐射安全设计规定 EJ877 核燃料后处理厂安全设计准则 EJ/T938 核燃料后处理厂通风与空气净化设计规定 EJ/T939 核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则 3 总则 3.1 高放废液贮存厂房属于后处理厂的一部分,应与后处理厂在同一厂址建设,并且靠近高放废液建 造设施,避免远距离输送。 3.2 设计应保证运行安全、可靠和实用,尽量减少二次放射性废物的产生量和放射性物质向环境的释 放量。 3.3 设计工作中应进行安全分析和环境影响评价。 3.4 厂房设计应保证辐射安全,并遵循辐射防护最优化原则。 3.5 在贮槽设计时,应全面分析影响临界安全的各种因素,如有必要,采取一切合理可行的措施,以保 证临界安全。 3.6 厂房设计应满足抗震以及其他防御外部事件的要求。 3.7 设计应满足应急和退役的要求。 3.8 设计应制定质量保证大纲。 3.9 设计应明确规定贮槽的设计使用期限。 3.10 高放废液贮存厂房的设计,还应遵循GB18871、EJ588、EJ849、EJ877等设计相关规定。 4 贮存厂房 4.1 贮存厂房建(构)筑物、系统和部件的分级 为确保核安全功能的实施,应对高放废液贮存厂房的建(构)筑物、系统和部件划分安全等级,并根 1GB11929—2011 据安全等级确定抗震分类、质量保证分级和设计、制造、采购要求。分级原则见EJ/T939。 4.2 贮存厂房组成 4.2.1 贮存厂房工艺系统组成 高放废液贮存厂房的工艺系统应包括以下部分: a) 高放废液贮槽及废液输送设备; b) 高放废液贮槽搅拌系统; c) 高放废液冷却系统; d) 高放废液贮槽稀释空气及工艺排气处理系统; e) 其他辅助系统。 4.2.2 贮存厂房建筑物 4.2.2.1 混凝土屏蔽设备室 所用的高放废液贮槽及其带有放射性的辅助工艺设备都应设置在有足够屏蔽厚度的钢筋混凝土设 备室内。 4.2.2.2 工艺管沟及阀门室 输送放射性废液的管道、阀门均应布置在带屏蔽的工艺管沟及阀门室内。 4.2.2.3 覆面及集液坑 放射性设备室、阀门室及工艺管沟应衬覆面,并应选择耐腐蚀、耐辐照、易去污的覆面材料,覆面底 部应做成一定坡度并在最低处设集液坑。 4.2.2.4 安装检修区 为了安装、检修放射性设备,应设置安装检修区。 4.2.2.5 工艺控制间及其他辅助用房 包括各专业(水、暖、电、气等)用房,卫生闸门等。 4.3 贮存厂房设计原则 4.3.1 高放废液贮存厂房的布置应按照GB18871标准,将辐射工作场所分为控制区和监督区,以便 于辐射防护管理和职业照射控制,同时按照EJ849的规定,根据辐射水平和可能污染的程度,再将控制 区划分为三个子区,即绿区、橙区和红区,白区为监督区。各区应有合理的气流组织和负压要求,具体分 区原则见表1。 4.3.2 高放废液贮存厂房应遵循纵深防御原则设计。其中多重屏障主要包括贮槽和管道系统、设备室 不锈钢覆面、混凝土设备室、厂房通风系统等。设备室应该设在能承受整个构筑物的重量,渗透性小和 具有较高放射性核素吸附能力的岩土上,保证贮槽的安全。 4.3.3 高放废液贮存厂房的设计应按照单一故障准则以保证系统的可靠性,即假设在一个系统的任一 单个部件失效的情况下,仍能正确地完成预定的系统功能。 2GB11929—2011 表1 厂房分区原则 序号 厂房内从事放射性工作的区域 特 征 人流控制 1 监督区 (通常不需要专门 的防护手段或安全 措施的区域,但需要 经常对职业照射条 件进行监督和评价) 白区 (非放射性工作区) 放射性厂房内不接触 放射性工作的区域,一般 无污染 进入本区的工作人员一般不 需要更换工作服 2 3 4 控制区 (需要和可能需要 专门防护手段或安 全措施的区域) 绿区 (操作放射性工作区) 人员全班停留本区也 是安全的,有出现表面沾 污和气溶胶污染的可能 性,但能及时发现和消除 本区入口设立卫生通过间 橙区 (放射性设备维修区) 人员不经常停留的区 域,检修人员需经辐射防 护人员的允许才能进入 工作 进入此区的人员应经过卫生 闸门及空气闸门 红区 (放射性设备区) 直接存放放射性物质 的区域,平时外照射很 强,污染严重 平时不允许人员进入,只有经 过全面去污,在剂量人员严密监 督下,才能进入本区检修 4.3.4 厂房通风系统设计应遵照EJ/T938的规定。 4.3.5 贮槽应设置独立的应急冷却系统,在正常冷却水供应中断时,保证贮槽内的废液温度仍低于 60℃。 4.3.6 厂房内应设置应急压空,保证正常压空供应中断时贮槽内空气的氢气浓度仍低于控制安全下限 4.1%(体积百分比)。 4.3.7 厂房内应设置应急电源,保证外来电源中断时,工艺冷却系统、主要仪表和控