废放射性物质污染控制标准（2025版）

废放射性物质污染控制标准（2025版）1.范围本标准规定了对废放射性物质（以下简称“废物”）的污染控制要求、排放限值、处理、整备、贮存、运输、处置及辐射防护与安全管理的基本原则与具体技术指标。本标准适用于核设施、放射性同位素生产与应用、核燃料循环设施、放射性伴生矿物开发利用以及涉及放射性物质研究、生产、使用和退役等活动中产生的废放射性物质的环境污染控制与安全管理。本标准不适用于放射性流出物向环境的排放控制（该部分应遵循国家放射性流出物排放相关标准），也不适用于含极低水平放射性废物的豁免管理（若另有专门豁免标准则优先执行）。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本标准。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本标准。2.规范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本标准；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本标准。GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB14500放射性废物管理规定GB16909放射性物质运输包装容器的结构完好性标准GB9132低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定GB13695放射性固体废物包的表面污染及辐射水平监测HJ2025危险废物收集贮存运输技术规范GB5073核辐射环境质量评价一般规定IAEASafetyStandardsSeriesNo.GSRPart3放射性废物和乏燃料管理安全IAEASafetyStandardsSeriesNo.GSRPart5放射性源安全3.术语和定义3.1废放射性物质含有放射性核素或被放射性核素污染，其放射性活度浓度或表面污染水平超过国家规定豁免水平，且预期不再被利用的物质。包括气载废物、液体废物和固体废物。3.2清洁解控受控实践中的物质或材料，经审管部门确认其活度浓度和表面污染水平低于规定的清洁解控水平，从而不再受辐射防护法规和标准控制的管理过程。3.3豁免根据辐射防护原则，若某辐射源或实践对公众成员造成的年有效剂量低于规定的豁免剂量准则，且该源或实践不具备集体剂量的优化潜力，则该源或实践可免予审管管理。3.4放射性废物最小化在放射性废物产生和管理的各个阶段，通过采取各种可行的措施，使放射性废物的体积（活度）尽可能减少的过程。3.5近地表处置地表或地下浅层（通常地表以下几十米内）处置设施中，将低、中水平放射性固体废物置于具有工程屏障的处置单元中，并在一定时期内依靠隔离和包容确保安全的处置方式。3.6高放废物含有高浓度长寿命裂变产物或高浓度超铀核素，释热率高，需要深层地质处置的放射性废物。4.总则4.1辐射防护原则废放射性物质的管理必须遵循辐射防护的三大原则：实践的正当性、辐射防护的最优化和个人剂量限值。在废物管理的各个环节，必须采取一切合理可行的措施，确保工作人员和公众的受照剂量保持在可合理达到的尽量低水平（ALARA原则）。4.2废物最小化原则废物产生单位应从源头控制，通过优化工艺流程、改进操作技术、采用去污、分拣、压实、焚烧、固化等手段，最大限度地减少废物的产生量和放射性活度。所有新建、改建、扩建的核设施及相关项目，必须在设计阶段充分考虑废物最小化的要求。4.3分类管理原则废放射性物质应根据其物理性状（气、液、固）、放射性核素种类、比活度、半衰期、辐射水平、释热率及危害程度等进行严格分类，分别采取相应的处理、整备、贮存和处置措施。严禁将不同类别的放射性废物混合收集和处理，以免增加处理难度和处置风险。4.4安全责任废物产生单位对废放射性物质的安全管理承担全面责任。必须建立健全废物管理组织机构，制定详细的管理制度和操作规程，配备合格的专业人员，并对从事废物管理工作人员进行定期培训和资格认证。5.废物污染控制限值与豁免5.1表面污染控制限值操作放射性物质的工作人员体表、工作服、手套及工作场所的设备、墙壁、地面等表面污染控制水平，不得超过下表规定的限值。表1表面污染控制水平（单位：Bq/cm²）污染表面类型α放射性物质β放射性物质工作台、设备、墙壁、地面控制区：10监督区：10控制区：100监督区：100工作服、手套、工作鞋控制区：1监督区：1控制区：10监督区：10手、皮肤、内衣0.010.1注1：表中所列数值系指固定污染和松散污染的总和。注2：表面污染水平按一定面积上的平均值计算：工作台、设备、墙壁、地面取100cm²；手、皮肤、内衣取300cm²。注3：当可能存在β、γ混合辐射时，其控制水平以放射性毒性较高者为准。5.2放射性浓度豁免水平对于微量放射性物质，若其活度浓度或总活度低于下表所列数值，经审管部门批准后可予以豁免管理，不再作为放射性废物处理。表2常见放射性核素的豁免活度浓度与豁免活度核素豁免活度浓度(Bq/g)豁免活度(Bq)核素豁免活度浓度(Bq/g)豁免活度(Bq)氚-31E61E9钴-601E11E5碳-141E41E7锶-901E21E6磷-321E31E6铯-1371E11E6硫-351E51E8钋-2101E21E5钙-451E41E7镅-2411E01E4铁-551E41E6铀-2381E01E4镍-631E51E8钚-2391E-11E3注：对于未列出的核素，应依据GB18871附录A推导或查询相关数据。5.3清洁解控水平对于拟解控的固体物料或再生利用材料，其放射性核素活度浓度必须低于规定的清洁解控水平。一般情况下，清洁解控水平不得高于豁免活度浓度的10倍（对于特定核素或特定场景，需经审管部门专项评估）。任何物料在解控前必须进行全面的辐射监测和评价，确保其不对公众和环境造成不可接受的辐射影响。6.废放射性物质收集与预处理6.1废物收集6.1.1废物必须按其放射性特性（α/β/γ）、半衰期（长/短）、物理形态（干/湿）及化学性质（腐蚀性、易燃性等）进行分类收集。严禁将放射性废物与普通生活垃圾、危险化学废物混放。6.1.2收集容器必须与废物性质相容。对于液体废物，应使用耐腐蚀、防泄漏的容器；对于含锐器的废物，应使用防刺穿容器；对于含気废物，应使用密闭且能阻隔氢气渗透的容器。所有收集容器外表面必须张贴符合国家标准要求的电离辐射警示标志和标签，注明废物类别、主要核素、表面剂量率、收集日期等信息。6.1.3收集场所应设置必要的通风、屏蔽和监测设备。操作人员应佩戴个人剂量计和防护用品。收集过程中应防止废物散落、泼洒和扩散。6.2废物分拣与预处理6.2.1产生的废物在送入处理中心前，必须在产生地进行初步分拣。将可回收利用的物料（如经过去污后的金属部件）与真正的废物分开；将极低放废物与中放废物分开。6.2.2对于被污染的设备、工具等，应优先考虑去污处理。去污过程应遵循“尽量减少二次废物”的原则。去污后的物体表面污染水平若低于清洁解控水平，可申请解控；若仍高于控制水平，则作为废物处理。6.2.3液体废物在处理前，应根据其化学成分进行调节（如pH调节、沉淀剂添加），以利于后续的固化处理。严禁将未经处理的酸性或碱性高放液体直接排入工艺系统或环境。7.废物处理与整备技术要求7.1气载废物处理7.1.1放射性气溶胶和气体必须经过高效过滤（如HEPA过滤器）和吸附（如活性炭吸附）处理，确保排入环境的放射性物质浓度低于国家规定的排放限值，并排入足够高度的的高架排气烟囱进行大气扩散。7.1.2过滤器和吸附器应定期更换，更换下来的废过滤器芯属于固体废物，应按湿固体废物或干固体废物（视具体工艺而定）进行包装整备。7.2液体废物处理7.2.1放射性废液应根据其比活度和化学性质选择蒸发、离子交换、膜处理或化学沉淀等方法进行处理。处理后的流出液应尽可能复用，复用产生的浓缩液属于放射性废物。7.2.2.蒸发处理：适用于高放废液或含盐量较高的中放废液。蒸发残液的浓缩倍数应尽可能高，以减少后续固化体积。蒸发装置必须设置可靠的去污和清洗设施。7.2.3.离子交换/膜处理：适用于低放废液。废树脂和废膜组件应滤干水分后进行固定处理。7.3固体废物处理与整备7.3.1固体废物必须进行减容处理，常用的方法包括压实（超级压实）和焚烧。焚烧炉必须配备完善的尾气处理系统，以捕集放射性气溶胶和有害气体。焚烧产生的灰烬属于高比活度废物，必须进行固化处理。7.3.2废物整备是将废物转化为适于贮存、运输和处置的废物包的过程。所有待处置的放射性废物必须进行固化/固定处理。7.3.3常用的固化基质包括水泥、沥青、聚合物和玻璃。水泥固化：适用于中、低放废物（如废树脂、浓缩液、污泥、压实体）。水泥固化体必须满足：抗压强度≥7MPa（28天），抗浸出性符合GB14500要求，游离水含量控制在一定范围，且无游离液体析出。水泥固化：适用于中、低放废物（如废树脂、浓缩液、污泥、压实体）。水泥固化体必须满足：抗压强度≥7MPa（28天），抗浸出性符合GB14500要求，游离水含量控制在一定范围，且无游离液体析出。沥青固化：适用于蒸发残液、废树脂等。固化体应具有良好的塑性、抗浸出性和化学稳定性，且必须考虑工艺过程中的火灾风险（通常要求固化温度低于燃点）。沥青固化：适用于蒸发残液、废树脂等。固化体应具有良好的塑性、抗浸出性和化学稳定性，且必须考虑工艺过程中的火灾风险（通常要求固化温度低于燃点）。玻璃固化：适用于高放废液。玻璃固化体应具有极高的化学稳定性、机械稳定性和耐辐照性，确保在地质处置时间尺度（万年以上）内阻滞核素迁移。玻璃固化：适用于高放废液。玻璃固化体应具有极高的化学稳定性、机械稳定性和耐辐照性，确保在地质处置时间尺度（万年以上）内阻滞核素迁移。7.3.4废物包装容器必须符合国家标准。常用的容器有200L标准钢桶、混凝土容器、铸铁容器等。容器内废物必须填实，不得有空隙，以确保运输和处置过程中的机械稳定性。表3放射性废物包性能验收标准性能指标低、中水平固体废物包高放废物包（玻璃固化体）表面剂量率≤2.0mSv/h依据运输和处置专项规定表面污染<0.4Bq/cm²(α)<4Bq/cm²(β/γ)<0.4Bq/cm²(α)<4Bq/cm²(β/γ)抗冲击性满足GB16909规定的跌落试验满足特定地质处置安全评价要求抗浸出性浸出率符合GB7023或GB14500浸出率极低，满足长期安全要求抗压强度水泥固化体≥7MPa玻璃体抗压强度极高热稳定性在贮存条件下不发生降解、自燃在处置条件下不发生结晶或析晶含水量废物包内无游离液体不适用8.废物贮存管理8.1贮存设施设计放射性废物贮存设施必须根据废物的类别进行设计。低、中放废物贮存设施通常为地面构筑物，需具备防火、防洪、防盗、防临界事故（针对易裂变材料）的能力。设施应设置足够的屏蔽厚度，确保周围公众剂量符合限值。8.2贮存分区与堆放8.2.1贮存设施内应严格划分控制区，不同类别的废物包应分区存放。例如，短寿命废物与长寿命废物分开，α废物与非α废物分开。8.2.2废物包应采用整齐排列，留有通道和操作空间。堆放高度和间距需经过核算，防止因重力导致底层包装桶变形或因屏蔽失效造成局部辐射热点。8.2.3对于含有易裂变材料的废物包，必须严格控制几何排列和间距，设置中子吸收体，确保在任何情况下均处于次临界状态。8.3贮存监测与维护8.3.1贮存设施必须建立24小时连续监测系统，监测项目包括：工作场所辐射水平（γ剂量率、中子剂量率）、表面污染、气溶胶浓度、温湿度以及排风系统过滤效率。8.3.2定期对废物包装容器进行巡检，检查是否有锈蚀、变形、泄漏或标签脱落现象。发现异常应及时进行倒桶、重新包装或去污处理。8.3.3建立废物贮存台账，详细记录每桶废物的入库时间、核素、活度、重量、产生单位、存放位置等信息，并实施计算机化管理，确保数据可追溯。9.废物运输安全9.1运输分类放射性废物的运输必须严格遵守《放射性物品运输安全管理条例》。根据废物的辐射水平和物理化学性质，将运输货包分为例外货包、1型工业货包（IP-1）、2型工业货包（IP-2）、3型工业货包（IP-3）、A型货包和B型货包。9.2运输容器与要求9.2.1所有运输容器（货包）必须具备国家核安全监管部门颁发的设计批准书和制造许可证。容器设计必须能承受正常运输条件和事故工况下的热、力、水力等效应。9.2.2运输前必须对货包进行表面污染和辐射水平监测，确保符合运输标准。货包外表面必须贴有醒目的电离辐射标志、联合国编号（UN编号）、运输专用标签（类别、等级）。9.2.3运输车辆应配备辐射监测仪表、防护用品和应急工具。运输路线应避开人口密集区、交通枢纽和易发生事故的路段。运输过程中应实施实时定位监控。9.3运输事故应急承运单位必须制定详细的辐射事故应急预案。一旦发生交通事故或货包破损，应立即启动应急响应，划定警戒区，疏散无关人员，监测环境污染水平，并采取专业的去污和回收措施，防止污染扩散。10.废物处置要求10.1处置方式选择10.1.1低、中水平放射性固体废物：原则上采用近地表处置方式。对于半衰期较短的废物（如小于5年），也可考虑在具备条件的情况下进行贮存衰变后解控或处置。10.1.2高水平放射性废物和α废物：必须采用深地质处置方式。目前阶段，高放废物通常在进行中间贮存的同时，开展地质处置库的选址和建设。10.2处置场选址与建设10.2.1处置场选址应避开地震活动区、断层带、地下水位高且流速快的区域、以及矿产开采区。应充分预测地质、水文、气候及人文社会因素在未来数万年内的稳定性。10.2.2处置场建设应包含多重屏障体系：工程屏障（混凝土处置单元、回填材料、覆盖层）和天然屏障（地质体）。多重屏障应协同作用，阻滞放射性核素向生物圈迁移。10.3废物接收标准处置场运营单位应制定严格的废物接收标准。废物包必须满足以下条件方可入场：废物包符合国家或行业标准，且经过整备；废物包符合国家或行业标准，且经过整备；废物体的核素和活度在处置场设计允许范围内；废物体的核素和活度在处置场设计允许范围内；废物包表面剂量率、表面污染、包装完整性符合验收要求；废物包表面剂量率、表面污染、包装完整性符合验收要求；废物包具有完整的产生、处理、整备档案文件。废物包具有完整的产生、处理、整备档案文件。10.4处置作业与关闭10.4.1废物包放入处置单元后，通常用水泥砂浆等回填材料填充空隙，形成整体性结构。10.4.2处置单元装满后，进行单元封顶。处置场达到设计容量后，进行全场关闭。关闭后应设置明显的永久性标志，并实施制度控制（限制土地使用），在规定的主动监护期内（通常300-500年）进行监测和维护。11.环境监测与质量保证11.1环境监测废物产生、处理、贮存和处置单位必须制定环境监测方案。监测介质：空气、水（地表水、地下水）、土壤、生物（农产品、水产品）、沉积物。监测介质：空气、水（地表水、地下水）、土壤、生物（农产品、水产品）、沉积物。监测核素：根据操作涉及的核素确定，重点监测关键核素。监测核素：根据操作涉及的核素确定，重点监测关键核素。监测频次：常规监测至少每季度一次，周围环境γ辐射水平连续监测。监测频次：常规监测至少每季度一次，周围环境γ辐射水平连续监测。监测布点：在主导风向的下风向、排水口下游等敏感区域设置监测点。监测布点：在主导风向的下风向、排水口下游等敏感区域设置监测点。所有监测数据必须定期上报审管部门，并向社会公开（除涉密内容外），接受公众监督。11.2质量保证（QA）11.2.1必须建立覆盖废物管理全过程的质保大纲。质保大纲应包括组织机构、人员培训、文件控制、采购控制、工艺控制、记录管理和审查制度。11.2.2关键工艺（如固化、整备、监测）必须制定详细的质保程序和作业指导书。所有测量仪表必须按规定进行定期校准和检定，确保测量数据的溯源性。11.2.3应定期进行内部审核和管理评审，对发现的不符合项进行纠正和预防措施，持续改进废物管理水平。12.应急准备与响应12.1应急预案凡涉及废放射性物质操作的单位必须编制辐射事故应急预案。预案内容应包括：应急组织与职责、应急装备与物资、事故分级与响应行动、辐射监测方案、医疗救护、去污行动、公众沟通与信息发布等。12.2应急设施与设备必须配备应急监测设备（便携式剂量率仪、α/β表面污染仪、空气采样器等）、个人防护用品（防气溶胶口罩、防护服、铅橡胶衣等）、去污工具和器材。应急设施应定期检查和维护，确保随时可用。12.3应急演练应定期组织开展辐射事故应急演练，至少每2年进行一次综合演练或专项演练，检验应急预案的有效性和人员的应急响应能力。演练后应进行评估总结，修订完善预案。13.记录与报告13.1记录保存废物管理活动的所有环节必须保持完整、准确、清晰的记录。记录内容包括：废物产生记录、收发记录、处理整备记录、监测记录、贮存台账、运输文件、事故报告等。记录的保存期限应根据废物的性质确定：对于含长寿命核素的废物记录，应永久保存；对于短寿命废物记录，保存至废物解控或处置后至少10年。13.2定期报告废物产生和营运单位应定期向审管部门提交报告，报告内容包括：废物产生量、存量及处理处置情况；废物产生量、存量及处理处置情况；环境监测结果与剂量评估；环境监测结果与剂量评估；设施运行状态与异常事件；设施运行状态与异常事件；下一步工作计划。下一步工作计划。14.特殊废物管理要求14.1含氚废物的管理含氚废物由于氚具有特殊的生物化学行为（以水形式存在）和易渗透性，其管理需特别注意。含氚废液应尽可能采用贮存衰变后排放或特殊固化处理。含氚固体废物应采用多层包装，并设置気滞留层，防止気向环境扩散。14.2易燃、易爆放射性废物的管理含有有机溶剂（如废二乙苯、废煤油）的放射性废物属于易燃废物。此类废物严禁采用焚烧或直接压实处理，应优先通过蒸馏回收溶剂，或采用特殊稳定的聚合物固化技术进行固定。贮存和运输时必须严格遵守危险化学品管理规定。14.3伴生放射性废物的管理稀土、锆铪、钽铌等伴生放射性矿物开发利用过程中产生的废物，虽然天然放射性核素比活度可能较低，但总量巨大。应严格按照本标准进行分类，对于达到豁免水平的废物，在确保环境安全的前提下可利用；对于超过豁免水平的，必须作为放射性废物进行妥善处置，严禁随意倾倒