书 书 书犐犆犛 １３ ． ２８０ 犉 ７３ 中华人民共和国国家标准 犌犅 ／ 犜 １４５８８ — ２００９ 代替 ＧＢ１４５８８ — １９９３ 反应堆退役环境管理技术规定 犜犲犮犺狀犻犮犪犾狉犲犵狌犾犪狋犻狅狀狊犳狅狉犲狀狏犻狉狅狀犿犲狀狋犪犾犿犪狀犪犵犲犿犲狀狋狅犳狉犲犪犮狋狅狉犱犲犮狅犿犿犻狊狊犻狅狀犻狀犵 ２００９  ０３  １３ 发布 ２００９  １１  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 发布书 书 书前 　　 言 　　 本标准代替 ＧＢ１４５８８ — １９９３ 《 反应堆退役环境管理技术规定 》。 本标准与 ＧＢ１４５８８ — １９９３ 相比主要改变如下 ： ——— 对 “ 退役 ”、“ 遗留核设施 ” 的定义进行了修正 ， 去掉了 “ 退役级别 ”、“ 无限制再利用 ”、“ 退役作 业 ”、“ 低于低放的废物 ”， 新增 “ 退役策略 ” 等定义 ； ——— 增加了 “ 环境管理目标 ” 一章 ， 明确本标准环境管理的基本目标 ； ——— 去掉了 “ 环境管理程序 ” 一章 ； ——— 对 “ 执行标准 ” 一章中所引用的标准进行了修订 ， 并增加了适用于本标准内容的相关标准 ； ——— 去掉了 “ 反应堆退役初步环境影响报告书 ” 和 “ 反应堆退役最终环境影响报告书 ” 的说法 ， 修改 “ 对退役中的技术文件的要求 ” 一章为 “ 对退役环境管理的技术文件的要求 ”， 并重新编写 ； ——— 去掉了 “ 环境评价与环境调查的范围 ” 一章 ， 其内容并入第 ６ 章 “ 执行标准 ” 中 ； ——— 将原 “ 意外事故处理计划 ” 一章改写为 “ 应急对策 ”。 本标准由中国核工业集团公司提出 。 本标准由核工业标准化研究所归口 。 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 ： 郝文江 、 姜星斗 、 鲍芳 、 赵华松 。 本标准所代替标准的历次版本发布情况为 ： ——— ＧＢ１４５８８ — １９９３ 。 Ⅰ 犌犅 ／ 犜 １４５８８ — ２００９ 反应堆退役环境管理技术规定 １ 　 范围 本标准规定了反应堆退役过程和终态的环境管理目标 、 原则 、 程序及要求等内容 。 本标准适用于生产堆及研究试验堆退役 。 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 （ 不包括勘误的内容 ） 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 。 ＧＢ５０８５ 　 危险废物鉴别标准 ＧＢ８９７８ 　 污水综合排放标准 ＧＢ９１３２ 　 低中水平放射性固体废物的浅地层处置规定 ＧＢ９１３３ 　 放射性废物的分类 ＧＢ１１２１５ 　 核辐射环境质量评价一般规定 ＧＢ１１８０６ 　 放射性物质安全运输规程 ＧＢ１１９２８ 　 低 、 中水平放射性固体废物暂时贮存规定 ＧＢ１２３４８ 　 工业企业厂界噪声标准 ＧＢ１２３７９ 　 环境核辐射监测规定 ＧＢ１２７１１ 　 低 、 中水平放射性固体废物包装安全标准 ＧＢ１４５００ 　 放射性废物管理规定 ＧＢ１６２９７ 　 大气污染物综合排放标准 ＧＢ ／ Ｔ１７５６７ — ２００９ 　 核设施的钢铁 、 铝 、 镍和铜再循环 、 再利用的清洁解控水平 ＧＢ ／ Ｔ１７９４７ 　 拟再循环 、 再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量 ＧＢ１８５９７ 　 危险废物贮存污染控制标准 ＧＢ１８５９８ 　 危险废物填埋污染控制标准 ＧＢ ／ Ｔ１８８７１ — ２００２ 　 电离辐射防护与辐射安全基本标准 ＨＪ５３ 　 拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定 （ 暂行 ） ＨＪ ／ Ｔ６１ 　 辐射环境监测技术规范 ３ 　 术语和定义 下列术语和定义适用于本标准 。 ３ ． １ 退役 　 犱犲犮狅犿犿犻狊狊犻狅狀犻狀犵 为解除核设施 （ 处置场除外 ， 处置场是 “ 关闭 ” 而不是 “ 退役 ”） 的部分或全部监管控制而采取的行政 和技术行动 。 ３ ． ２ 退役策略 　 犱犲犮狅犿犿犻狊狊犻狅狀犻狀犵狊狋狉犪狋犲犵犻犲狊 ａ ） 　 立即拆除 　 ｉｍｍｅｄｉａｔｅｄｉｓｍａｎｔｌｉｎｇ 核设施设备 、 构筑物和局部含有的放射性污染物被转移或去污到设施允许无限制使用或由监 管部门规定的有限制使用的水平 ， 并且在设施最终关闭后立即实施 。 这就意味着要从设施及 １ 犌犅 ／ 犜 １４５８８ — ２００９ 时地转移处理放射性物质到其他新建或已有设施中长期贮存或处置 。 ｂ ） 　 延迟拆除 （ 安全贮存或安全封存 ） ｄｅｆｅｒｒｅｄｄｉｓｍａｎｔｌｉｎｇ （ ｓａｆｅｓｔｏｒａｇｅｏｒｓａｆｅｅｎｃｌｏｓｕｒｅ ） 核设施局部含有的放射性污染物被处理或达到安全贮存的状态 ， 直到能被随后去污和拆除到 设施允许被解控他用的水平 。 ｃ ） 　 就地埋葬 　 ｅｎｔｏｍｂｍｅｎｔ 放射性污染物在结构上被长期包容直到放射性衰变到允许设施无限制使用或由监管部门规定 的有限制使用的水平 。 由于放射性物项将保留在场址 ， 从本质上来讲设施将最终指定为近地 表废物处置设施 。 ３ ． ３ 解控 　 犮犾犲犪狉犪狀犮犲 审管部门按规定解除对已批准进行的实践中的放射性材料或物品的管理控制 。 ３ ． ４ 退役阶段 　 犱犲犮狅犿犿犻狊狊犻狅狀犻狀犵狊狋犪犵犲 退役过程中 ， 根据退役实施的不同时间段和目标而划分的作业阶段 。 一般分为准备阶段 、 去污拆除 阶段 、 场址整治验收等阶段 。 ３ ． ５ 遗留核设施 　 狉犲犿犪犻狀犻狀犵狀狌犮犾犲犪狉犳犪犮犻犾犻狋狔 核设施退役完成后 ， 原场址内仍在监管控制下的剩余或新建核设施 。 ３ ． ６ 退役终态 　 犱犲犮狅犿犿犻狊狊犻狅狀犻狀犵犲狀犱狆狅犻狀狋 通过已批准退役方案的实施 ， 场址完成最终放射性特性调查后达到的状态 ， 通常包括场址的有限制 开放和无限制开放两种终态 。 ４ 　 环境管理目标 通过退役活动 ， 使得退役实施过程和终态的放射性残存物以及其他有害物质对公众和环境的危险 减少到可以接受的水平 ， 并对退役产生的废物进行有效的管理 ， 实现物料的再循环再利用以及场址的无 限制或有限制的开放和使用 。 ５ 　 环境管理一般要求 ５ ． １ 　 反应堆退役环境管理的程序和技术要求除满足本标准外 ， 还应符合国家相关法规 、 标准和审管部 门的要求 。 ５ ． ２ 　 反应堆退役实施前 ， 为退役服务的环境保护设施和各项措施应落实并可投入使用 。 ５ ． ３ 　 反应堆退役过程中应满足辐射防护最优化原则 ， 使职业照射和公众受照剂量满足可合理达到的尽 量低原则 。 ５ ． ４ 　 反应堆退役过程中应贯彻废物最小化的原则 ， 各阶段产生的放射性废物及其他有害废物 ， 均应予 以安全妥善的处理处置 。 ５ ． ５ 　 在退役阶段的质量保证大纲中 ， 应包括环境管理的内容 。 ５ ． ６ 　 应制定应急对策 ， 以应对可能发生的 、 会对环境产生影响的事件和事故 ， 具体要求参见第 ９ 章 。 ６ 　 执行标准 ６ ． １ 　 反应堆退役对公众照射的控制应符合 ＧＢ ／ Ｔ１８８７１ — ２００２ 第 ８ 章的规定 ； 反应堆退役终态对公众 所造成的持续照射 ， 其剂量约束值应不高于该设施运行期间的剂量约束 ， 剂量约束值的选取应符合 ＧＢ ／ Ｔ１８８７１ — ２００２ 中 １１．４ 的规定 。 ６ ． ２ 　 反应堆退役过程中向环境排放的放射性物质 ， 应符合 ＧＢ ／ Ｔ１８８７１ — ２００２ 中 ８．６ 的规定 。 ２ 犌犅 ／ 犜 １４５８８ — ２００９ 反应堆退役过程中大气污染物的排放应符合 ＧＢ１６２９７ 的相关规定 。 反应堆退役过程中非放射性污水向水体的排放应符合 ＧＢ８９７８ 的相关规定 。 ６ ． ３ 　 反应堆退役过程中放射性废物的管理应符合 ＧＢ１４５００ 相关规定 。 其中放射性废物的分类 、 暂存 、 中低放废物的浅地层处置应符合 ＧＢ９１３３ 、 ＧＢ１１９２８ 、 ＧＢ９１３２ 的相 关规定 。 反应堆退役过程中运出厂区的放射性物质或放射性废物 ， 应按照 ＧＢ１２７１１ 、 ＧＢ１１８０６ 的相关规定 进行包装和运输 ， 非放射性废物也应进行合理包装 。 ６ ． ４ 　 反应堆退役过程中产生的物料 ， 经审管部门认可 ， 可以不再遵循本标准的要求 ， 即可以将其解控 。 反应堆退役过程中产生的钢铁和铝等材料需要再循环 、 再利用时 ， 应符合 ＧＢ ／ Ｔ１７５６７ 的相关规 定 。 其他材料可参照 ＧＢ ／ Ｔ１７５６７ — ２００９ 附录 Ｂ 的方法 ， 提出建议值 ， 申报批准 。 反应堆退役过程中拟再循环 、 再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量应符合 ＧＢ ／ Ｔ１７９４７ 相关规定 。 ６ ． ５ 　 反应堆退役过程中有毒有害危险废物的处理应符合 ＧＢ５０８５ 、 ＧＢ１８５９７ 和 ＧＢ１８５９８ 的相关 规定 。 ６ ． ６ 　 反应堆退役过程的环境影响评价和辐射监测应符合 ＧＢ１１２１５ 、 ＧＢ１２３７９ 和 ＨＪ ／ Ｔ６１ 相关规定 。 ６ ． ７ 　 反应堆退役过程中产生的环境噪声应符合 ＧＢ１２３４８ 相关规定 。 ６ ． ８ 　 反应堆退役后拟无限制开放场址土壤剩余放射性可接受水平可参照 ＨＪ５３ 相关规定