核電廠管理制度
在當今社會生活中，越來越多人會去使用制度，制度泛指以規(guī)則或運作模式，規(guī)范個體行動的一種社會結(jié)構(gòu)。什么樣的制度才是有效的呢？以下是小編精心整理的核電廠管理制度，歡迎閱讀，希望大家能夠喜歡。
1.引言
1.1目的
本規(guī)定對熱中子反應堆核電廠放射性廢物管理中有重要影響的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的設計及運行規(guī)定了基本要求。本規(guī)定強調(diào)必須滿足的安全要求,而不是規(guī)定如何滿足這些要求的方法。
1.2范圍
本規(guī)定的內(nèi)容涉及核電廠所有放射性廢物的整個管理系統(tǒng),包括:
氣態(tài)、液態(tài)和固態(tài)廢物系統(tǒng)的設計和運行;
廢物的處理、運輸、貯存和處置;
退役廢物的管理;
意外事件所產(chǎn)生的廢物。
對于退役廢物、意外事件廢物、放射性廢物處置和乏燃料管理等方面僅根據(jù)當前狀況作了一些原則規(guī)定,具體要求將另行制定。
2.廢物管理的目標和要求
2.1總的目標
廢物管理的總目標是在考慮社會和經(jīng)濟因素的基礎上,采用妥善的方式管理放射性廢物,使人和環(huán)境不論現(xiàn)在和將來都免受任何不可接受的損害,并盡量減少后代的劑量負擔。廢物管理系統(tǒng)和設施的可接受性應以輻射防護及環(huán)境保護的基本要求為判斷的準則。
2.2輻射防護要求
廢物管理應遵循輻射防護的基本原則,即正當化、最優(yōu)化和劑量限值體系。
廢物管理必須在考慮到經(jīng)濟和社會因素的同時,保證工作人員和公眾的照射滿足合理可行盡量低的原則。
工作人員和公眾所受劑量不得超過國家規(guī)定的劑量限值。對于最優(yōu)化和個人劑量限值兩者的實際應用,都必須考慮由當前的實踐所引起的將來的劑量,即將來某個時期可能造成人類受照射的劑量。
2.3環(huán)境保護要求
應防止核電廠產(chǎn)生的放射性廢物和某些非放射性廢物對環(huán)境的有害影響。核電廠放射性廢物的管理必須符合國家的有關(guān)規(guī)定。
3.機構(gòu)和職責
3.1營運單位的職責
核電廠營運單位必須對該廠產(chǎn)生的放射性廢物的安全管理負全面責任,直到放射性廢物及其責任合法地轉(zhuǎn)移為止。其主要職責是:
(1)作出廢物管理活動的安全分析。
(2)研究并向核安全部門提交排出流中放射性核素的預估量,以及監(jiān)測和控制排放的方法和程序。
(3)向核安全部門提供放射性廢物的操作、處理、整備、運輸、貯存和處置等設施的選址、設計、建造、運行和關(guān)閉等文件,并證明這些文件符合有關(guān)法規(guī)要求。
(4)制定和修改運行與維修規(guī)程,培訓運行和維修人員,使之勝任其職責。
(5)按照國家核安全部門的要求和批準的技術(shù)條件,運行廢物管理系統(tǒng)。
(6)檢查并保存所有廢物管理活動的記錄,按所要求的期限,向國家核安全部門定期提交報告。在發(fā)生事故或意外情況時,立即報告事故范圍和性質(zhì),以及所采取的補救措施。
(7)保存所貯存、運輸和處理的廢物的清單,根據(jù)核安全部門的要求,提供此類資料。
(8)按照核安全部門的要求,保留流出物樣品。
3.2國家核安全部門的主要職責
(1)制定有關(guān)核電廠廢物管理的法規(guī)、導則和標準。
(2)按照本規(guī)定的要求,評價核電廠營運單位提交的報告和計劃。
(3)通過對放射性管理設施的設計、建造、運行,以及對人員資格和記錄的審查,評價該設施是否符合有關(guān)法規(guī)和標準。
(4)對不符合法規(guī)和標準要求的事項,要求采取補救和糾正措施。
4.廢物管理系統(tǒng)的設計
4.1目標
核電廠的設計應該使廢物產(chǎn)生量減到最少。廢物管理系統(tǒng)和設施的設計目標是保證核電廠運行中產(chǎn)生的所有放射性廢物能安全地收集、處理、整備、貯存、運輸和處置,以達到第二章所提出的目標。
4.2設計要求
4.2.1核電廠放射性廢物管理系統(tǒng)和設施的設計必須遵照“核電廠設計安全規(guī)定”中的有關(guān)要求進行。
4.2.2對核電廠產(chǎn)生的放射性廢物必須進行系統(tǒng)管理,必須考慮安全法規(guī)要求、經(jīng)濟因素和廢物的貯存、處理、運輸和處置等各個方面。設計廢物管理系統(tǒng)時要進行多方案的比較,以達到實施合理可行盡量低的原則。
4.2.3對核電廠選用的物料,必須考慮到它們將來成為放射性廢物時的管理問題。
4.3設計考慮事項
4.3.1總的考慮
在設計廢物管理系統(tǒng)和設施時,應考慮:
(1)選擇液態(tài)、氣態(tài)、固態(tài)廢物處理系統(tǒng)時,應考慮適合各類廢物的收集處理、貯存、運輸和處置,以及工藝可靠性和以往的經(jīng)驗;
(2)放射性廢物應分類收集,便于以后的處理和整備;
(3)為保證需要處理的廢物在減容時安全操作而進行的處理;
(4)保證廢物整備到符合運輸、貯存和(或)處置要求的形式;
(5)對核電廠工作人員的屏蔽和輻射防護;
(6)核實有待處理的廢物的來源、數(shù)量和物理化學性質(zhì);
(7)準備采用的處理或整備工藝的有效性和可靠性;
(8)具備正常運行、停止運行和維修期間所需要的足夠的貯存容量和處理能力,以及為意外事件附加的貯存容量;
(9)廠址和環(huán)境特征對排出流彌散的影響,以及對正常運行或非計劃事件時排放可能造成的影響;
(10)保證各系統(tǒng)具有高度的完整性和適應性;
(11)整備包裝后待處置廢物的檢驗;
(l2)控制泄漏的包容及其相關(guān)設備;
(13)有代表性的工藝取樣;
(14)系統(tǒng)的安全性、可靠性和維修;
(15)應急廢物處理設備和現(xiàn)有設施連接的.可能性;
(16)將來的退役工作。
4.3.2廢氣處理系統(tǒng)
4.3.2.1在設計廢氣處理系統(tǒng)時應考慮:
(1)操作溫度和流量;
(2)壓力降和壓力波動;
(3)凈化效率(衰變或物理分離);
(4)密封性;
(5)防火與防爆;
(6)過濾器標準檢驗方法的使用;
(7)放射性物質(zhì)的表面沉積;
(8)過濾器芯和吸附介質(zhì)的取出和更換。
4.3.2.2在適當情況下,廢氣應該收集到一個單獨的共用系統(tǒng),以便監(jiān)測和控制排放。
4.3.3廢液處理系統(tǒng)
在設計廢液處理系統(tǒng)時應考慮:
(1)減少顆粒沉積的可能性;
(2)對任何可能的液體溢流或泄漏提供適當?shù)慕邮赵O備和檢漏措施;
(3)選擇合造的離子交換劑并控制其負荷,避免有機物的降解和氣體的產(chǎn)生;
(4)對不適宜用其它方法處理的廢液采用直接固化;
(5)離子交換劑和其它介質(zhì)的引入與排出。
4.3.4固體廢物處理系統(tǒng)
4.3.4.1在設計固體廢物處理系統(tǒng)時應考慮:
(1)容積變化和二次廢物產(chǎn)生對整個廢物管理系統(tǒng)最優(yōu)化的影響;
(2)污染(包括氣載污染)擴大的可能性;
(3)防火及其控制系統(tǒng)。
4.3.4.2必須保證整備工藝使廢物包裝具有符合貯存、運輸和處置準則的特性,包括:化學耐久性、抗彌散性、熱穩(wěn)定性、輻射穩(wěn)定性、放射性物質(zhì)含量、劑量率、抗老化性、抗沖擊性、抗微生物降解性、抗浸出性、可燃性和壓縮強度。
4.4貯存
廠區(qū)應有足夠容量的暫存、轉(zhuǎn)運廢物的場所和設施。
設計未處理和已處理廢物的貯存設施時應考慮:
(1)廢物的可回取性;
(2)貯存區(qū)的控制和檢查(安全、廢物狀態(tài)、監(jiān)測、防火等);
(3)因氣體逸出或液體的泄漏所造成的污染的控制;
(4)根據(jù)外部條件和廢物降解的可能性,考慮在規(guī)定時期內(nèi)廢物包裝的完整性;
(5)需要時,應能給單個容器和設施表面去污;
(6)清楚標出設施容量和廢物貯量;
(7)有氣體產(chǎn)生的場所應有適當?shù)耐L。
5.廢物管理系統(tǒng)的運行
5.1目標
廢物管理系統(tǒng)運行的目標應按照設計要求進行并得到國家核安全部門的許可。為達到這個主要目標,需要監(jiān)督所有有關(guān)活動,包括檢修、人員的培訓和維修程序等,并提供與操作有關(guān)的資料,即工藝、操作和維修手冊。
5.2運行要求
營運單位對設施的安全運行全面負責。為此必須建立一個適當?shù)臋C構(gòu),并明確規(guī)定其任務和對下列活動的職責:
(1)設施運行要符合設計目標,并得到國家核安全部門的許可;
(2)適當監(jiān)督所有廢物系統(tǒng)的活動,以保證其達到并保持系統(tǒng)操作的相應標準;
(3)在符合輻射防護原則下進行維修;
(4)培訓操作人員和維修人員以保證操作符合設計目標和輻射防護原則;
(5)編制正常和意外情況下的操作、維修和工藝手冊;
(6)在符合其它要求的前提下,應采取措施使廢物的產(chǎn)生量減到最少。
5.3監(jiān)管
必須對廢物管理系統(tǒng)進行監(jiān)督,以保證系統(tǒng)有關(guān)的活動協(xié)調(diào)一致,并且符合設計要求。監(jiān)管人員必須熟悉工藝,掌握輻射防護知識,以便監(jiān)管放射性廢物管理設施所有的操作和維修活動。
5.4維修
廢物管理設施運行前必須制定維修程序,目的是在增加設施的利用率的同時減少檢修人員的照射。
5.5培訓
5.5.1培訓大綱必須保證能培養(yǎng)出足夠數(shù)量的在輻射防護基礎知識和實踐兩方面都合格的操作人員和檢修人員。培訓大綱應該結(jié)合運行經(jīng)驗定期修訂,并按核電廠所有可能的實際情況進行培訓。
5.5.2核電廠其他有關(guān)的工作人員也應該進行廢物管理實踐的培訓,使他們了解減少廢物體積和降低放射性水平等所帶來的益處。
5.6手冊
核電廠營運單位必須編制敘述廢物管理系統(tǒng)工藝、操作、維修和輻射防護實踐方面的手冊。這些手冊應包括全部必需控制的工藝參數(shù)、廢物的特性和有關(guān)廢物貯存、運輸和處置的容器說明。
6.廢物管理系統(tǒng)的監(jiān)督和監(jiān)測
6.1目標
廢物管理系統(tǒng)監(jiān)督和監(jiān)測的目標如下:
(1)給出有關(guān)放射性廢物的來源、數(shù)量和特性的資料,并提供證明其符合法規(guī)要求所必須的資料;
(2)保證廢物處理和整備系統(tǒng)的正確操作;
(3)控制放射性物質(zhì)的排放;
(4)保證廢物的包裝符合貯存、運輸和處置的要求;
(5)保證場內(nèi)外人員的輻射防護;
(6)按核電廠主管部門和(或)有關(guān)監(jiān)督部門的要求,從場址調(diào)查階段起就應確定處置場在要求的時期內(nèi)的特性。
6.2要求
核電廠營運單位和有關(guān)監(jiān)督部門必須負責保證配備適當?shù)谋O(jiān)測和監(jiān)視設備并配備工作人員,以滿足6.1所述的目標。
6.3氣態(tài)和液態(tài)排出流的監(jiān)測
6.3.1全部監(jiān)測計劃必須考慮:
(1)需要監(jiān)測的重要放射性核素以及所要求的測量靈敏度;
(2)極端情況下的測量范圍;
(3)必要的采樣和分析頻度;
(4)采樣和測量的代表性;
(5)采樣點(特別是意外事件情況時)的可接近性;
(6)分析測量技術(shù)的質(zhì)量控制。
6.3.2核電廠內(nèi)監(jiān)測必須和環(huán)境監(jiān)測一起實施,以保證在所選環(huán)境介質(zhì)中有重要影響的放射性核素污染水平是可以接受的。
6.3.3應制定相應措施,監(jiān)測意外事件發(fā)生時或發(fā)生后的釋放。
6.3.4必須定量測量排出流中重要的放射性核素。當放射性核素濃度或排放速率變化較大時,或當意外釋放的可能性及其潛在后果明顯時,應進行連續(xù)監(jiān)測。
6.4廢物運出前的監(jiān)測
必須對運出廠外的廢物包裝進行檢測,以符合運輸法規(guī)的要求。除了運輸要求外,為了掌握對處置是重要的放射性核素在處置場地的數(shù)量,應對特定的放射性核素進行測量或分析。
6.5貯存或處置場址的勘查和監(jiān)測
必須制定和執(zhí)行勘查監(jiān)測大綱,以提供現(xiàn)場和環(huán)境的基礎資料(如水文、地質(zhì)、氣象、地震、放射學等)。該大綱范圍必須能滿足核電廠主管部門和(或)有關(guān)監(jiān)督部門的要求:從場址調(diào)研階段起就要確定處置場在整個可能運行的時期內(nèi)的特性。
6.6監(jiān)測結(jié)果的記錄和報告
6.6.1監(jiān)測數(shù)據(jù)和有關(guān)資料的記錄和報告必須滿足6.1節(jié)中提出的目標。
6.6.2應該按計數(shù)器和監(jiān)測器實際給出的測量單位來記錄監(jiān)測數(shù)據(jù)。從這些數(shù)據(jù)計算出或推導出的數(shù)據(jù)也應記錄,但不能代替測量值。
6.6.3監(jiān)測結(jié)果報告的形式應便于與被批準的限值或標準進行比較,并按有關(guān)的監(jiān)督部門規(guī)定的程序上報。
6.6.4應取得和記錄每種類型排出流(氣載或液體)的監(jiān)測數(shù)據(jù),以便使數(shù)據(jù)能以統(tǒng)一的方式進行報告。對運出廠外處置的每個容器都必須有裝運和處置記錄。
7.廢物的運輸
7.1廠外運輸
7.1.1廠外運輸必須符合國家關(guān)于放射性物質(zhì)運輸?shù)囊?guī)定。國際運輸必須符合有關(guān)的國際規(guī)章。
7.1.2應選擇適當?shù)膹U物運輸?shù)姆绞胶吐肪�,以限制運輸所造成的影響。
7.2廠內(nèi)運輸
7.2.1在核電廠內(nèi)或廠區(qū)邊界內(nèi)的放射性廢物的運輸必須符合國家的有關(guān)規(guī)定。
7.2.2廠內(nèi)運輸?shù)淖畹鸵笫潜仨毚_保場區(qū)人員有足夠的輻射防護,并足以防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。
8.處置
8.1總的要求
放射性廢物處置必須符合國家有關(guān)規(guī)定。在處置方法取得批準之前,必須提供適當?shù)闹虚g貯存設施。
8.2淺地層處置
淺地層或巖穴處置一般適用于核電廠正常運行產(chǎn)生的固態(tài)放射性廢物,此類廢物一般只含有中等量的裂變產(chǎn)物以及少量的alpha輻射或長壽命放射性核素。處置方案和處置庫場址的選擇必須符合國家有關(guān)法規(guī)的要求。
8.3海洋投棄
固態(tài)廢物的海洋投棄,必須遵守國家有關(guān)法規(guī)和有關(guān)廢物和其他物質(zhì)海洋污染防止的國際公約。
8.4廢物的整備
放射性廢物處置之前,必須進行整備使其符合有關(guān)監(jiān)督部門制定的準則。選取這些準則應以所選定的處置方案的安全分析為基礎。
9.與乏燃料有關(guān)的廢物管理
9.1總的要求
應該認識到,在管理乏燃料的過程中會產(chǎn)生廢物,必須根據(jù)需要制定這類廢物的管理措施,這些措施要與本規(guī)定第二章的總目標和要求相一致。
9.2乏燃料后處理中產(chǎn)生的廢物
乏燃料后處理產(chǎn)生的高放廢物或alpha廢物必須以確保與環(huán)境足夠隔離的方法處置。
10.退役廢物的管理
10.1退役計劃
核電廠達到使用壽期之后采取的所有行動必須根據(jù)第二章中提出的廢物管理總目標制定退役計劃。
10.2退役廢物
10.2.1核電廠營運單位制定的退役階段和大綱,必須報國家核安全部門。國家核安全部門只有確信在退役各階段廢物處理、運輸、貯存和(或)處置已有適用的設施時才給予批準。
10.2.2核電廠退役過程中要產(chǎn)生大量的一般廢物和放射性廢物。這些廢物不同于核電廠正常運行中產(chǎn)生的廢物,需要特殊的操作和處理。這些廢物應該按照核素含量、物理形態(tài)、大小和材料種類來區(qū)分。退役產(chǎn)生的物料的再使用或處置必須按國家有關(guān)規(guī)定和標準執(zhí)行。
11.意外事件產(chǎn)生的廢物
11.1總則
核電廠發(fā)生意外事件時,可能產(chǎn)生一些氣態(tài)、液態(tài)或固態(tài)廢物。它們的體積、化學組成或放射性含量可能超出廢物管理系統(tǒng)與工藝規(guī)程許可的范圍。本節(jié)未涉及為改正引起意外事件失誤所需采取的行動。但應該指出,意外事件發(fā)生后采取的行動,首先必須考慮總的安全,還必須考慮廢物管理問題。
11.2計劃
對于意外事件所產(chǎn)生的廢物,核電廠營運單位及其主管部門在開始進行廢物管理活動之前應根據(jù)廢物的特性,就這種廢物管理工作的安全操作和環(huán)境影響仔細的制定計劃,以保證廢物管理的要求得到滿足。
12.質(zhì)量保證
12.1質(zhì)量保證責任
核電廠營運單位必須制定并實施核電廠廢物管理系統(tǒng)的全面質(zhì)量保證大綱,此大綱應按“核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定”的要求制定并必須貫徹到場址評價、設計、采購、制造、建造、試運行、檢驗、運行和退役等各環(huán)節(jié)。
12.2系統(tǒng)要求
12.2.1處理和整備系統(tǒng)運行的質(zhì)量保證大綱必須包括過程控制,以保證得到可接受的廢物形態(tài)及堅固的廢物包裝。此過程控制必須包括系統(tǒng)的合格鑒定,通過實際設備的試驗確定行之有效的整備工藝參數(shù),定期驗證工藝參數(shù)的可接受性和必要時修正這些參數(shù)的措施。
12.2.2質(zhì)量保證大綱還必須包括對放射性廢物處理、裝運和處置的記錄和文件的準備、保存和使用,對廢物包裝的轉(zhuǎn)移和裝運應建立裝貨清單制度,并能對其進行跟蹤。
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