HAD 301／05-2021 标准规范下载简介

HAD 301／05-2021 乏燃料后处理设施安全.pdf

核材料衡算的主要环节应包括：确定衡算区域，材料的测量，记录的保存， 编制并提交衡算报告，核实并分析决定MUF（物料不明损失量）正确性和准确 度的衡算数据，并进行评价。 乏燃料后处理设施应提供能对易裂变物质进行衡算计量的手段，包括衡算 计量区域划分、衡算计量控制点的设置、衡算计量数据的获取（包括记录、传 输和处理）及其相应仪表和分析装置。 应设置核材料衡算平衡区。平衡区应尽量与实体边界相一致，应便于接收 发运、转移核材料的准确测量，应避免互相交义，应有利于采用封隔、监视措 施，同时考虑工艺流程、核材料形态、物料放射性及敏感数据的保密性等因素。 应根据工艺流程及核材料形态便于测量等因素设置关键测量点。测量方法 的选择应考虑测量方法本身的准确度和精密度。测量系统应具有追溯性。

乏燃料接收和场内转运应采用轨道或其他平稳的运输方式。应进行辐射屏 蔽，应防止泄漏和临界。产品、放射性废物及其他危险化学品的厂内运输，应 尽可能减少运输环节，选择安全合理的运输方式和运输路线

4.13应急准备与响应

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后处理设施建造周期长，会涉及到较多的设计方和承包方DB65／T 4033-2017 农业机械卫星导航自动驾驶技术应用规范.pdf，设计、建造和 前期调试等工作有可能在设施的不同部分中同时进行。作为管理体系的一部分， 营运单位应制定建造阶段质量保证大纲和设计变更程序，以避免在建造过程中 的风险，以确保尽量降低与设计意图之间的偏差。 后处理设施是包含复杂化学工艺和机械操作的大型核设施。后处理设施的 建造应尽可能地便用模块化、标准化的部件，以确保这些部件交付现场前的质 量。 设备在安装前，应尽可能在制造方厂房或现场进行测试和验证。应在建造 和安装前选择合适的时机对特定的安全级物项进行测试和验证，如屏蔽效率的 验证，中子解耦装置测试，临界风险相关的几何尺寸的验证和焊缝检测等

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本导则主要涉及后处理设施安全方面相关的调试。由于后处理设施的复杂 生和高危险性，应严格遵守确定的调试程序，并吸收以往调试和运行中的经验 教训

尽可能将调试工作同设施止式运行一样对待。应通过调试使员工逐渐遵 守运行操作规程。 营运单位应充分利用调试阶段熟悉设施，并在整个组织中培养良好的核安 全文化，积极的行为和态度。在熟悉设施的过程中，应对所有的工况予以考虑： （a）设施正常运行； （b）开车和停车过程； （c）维修或整改工作：

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的物料特性一致的模拟物料。如果特性不同，应在批准使用前严格分析相关差 别可能会带来的影响，确定潜在效应对设施寿期内整体性能的影响，同时应确 定由这些差别引起的对调试结果有效性的影响。应采用类似控制措施，确保常 现物料不能代替特殊要求的物料，如用饮用水、生产水替软化水，除非对潜在 影响进行了全面的评价。 热调试阶段在开始前和完成时需要监管机构的批准。监管机构应明确与设 施和活动的复杂性及潜在危害相适应的停工待检点和见证点，并在调试期间进 行必要的检查，以验证监管要求和许可证条件是否得到遵守。营运单位应与监 管机构建立并保持有效沟通，以确保全面了解监管要求并遵守。 调试应至少包括以下活动： （a）确认屏蔽、密封、包容性能； （b）确认临界探测和报警系统的可用性： （c）应急演练和演习，以确认应急预案是充分、可靠的； （d）确认人员培训和资质满足要求； （e）确认其他探测和报警系统（例如火灾探测和报警系统）的可用性。 在正常和异常情况下，各组织之间的沟通是设施总体安全至关重要的组成 部分。应通过调试练习并熟练使用通信线路和相关设备。应采用人性化技术来 办助对人员进行沟通培训，例如三向沟通，班前简报，班后回顾，质疑的态度 和同行审查等。应利用调试编制并确定值班日志的标准格式和交接班程序，通 过调试培训人员正确使用值班日志，并评估使用效果

后处理设施宜采用分工段或分子项、分系统调试的方式。如果采用分阶段 调试，营运单位应确保已经调试完的工段或子项、系统得到合适的维护，确保 调试期间每个工段或子项、系统获得的知识和经验得到保存。应考虑后续的建 造和安装工程可能对调试完的安全级建（构）筑物、系统和部件造成变更的可 能性和风险。调试大纲中应包括变更前后对已完成调试的安全级建（构）筑物、 系统和部件必要时进行再验证测试或确认的要求。 调试大纲应至少包括：调试的组织机构和职责、调试阶段、调试内容、进 度安排、调试程序、审查和核实的方法、偏差和缺陷的处理、主要审查点和控 制点等。应对调试大纲进行审核、审查和核实，确保试验按计划执行并确保满

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足大纲目标。不得进行可能使设施进人没有分析过的工况的试验。 营运单位负责核安全监督的组织机构应对分工段或分子项、系统调试的组 识控制，以及调试组与设施内其他组织之间的协调提出安全建议。组织机构也 立对测试过的安全级建（构）筑物、系统和部件及其辅助系统，在下一个调试 介段前是否需要再次测试确认给出建议。对于刚调试完的工段或子项、系统是 否由于安全分析报告的修改或升版造成对下一阶段调试的延误给出建议。 应合理组织调试顺序，及时为正在调试的设施提供所需的支持。这主要涉 及设施的“上游”部分（包括电力、蒸汽、试剂、冷却水和压缩空气等公用设施） 没施的“下游”部分（包括固体暂存、废水处理、废液和废气排放和环境监测） 和设施的辅助”部分（包括自动取样装置、样品输送网络和分析实验室）。营运 单位负责核安全监督的组织机构应对调试顺序提出建议，尤其是避免因设施下 游部分不可用而造成环境的污染

对于后处理设施，调试应根据预期目标分为若干阶段。通常包括以下2个 阶段。

6.3.1阶段1：非放射性调试

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予以纠正或接受，如果接受不符合项，应进行审批流程并更新相关技术文件。 6.3.2阶段2：放射性调试 m

6.3.2阶段2：放射性调试

在本阶段应使用天然铀或贫铀作为物料，以避免临界风险，尽量减少职业 照射，并尽可能降低去污需求。本阶段应进行核材料管控制度的调试，这在引 入裂变产物和易裂变材料的放射性调试阶段是必需的。本调试阶段实施的安全 测试应重点对包容的检查，包括：（i）气溶胶；(ii)表面污染；(i)气态和液态流 出物排放以及放射性物质的意外积累。 后处理设施引入放射性物质后，所有监测设备（固定式和移动式）及人员 剂量仪表均应处于正常工作状态。 应在本阶段对一些可测量的参数进行验证。必要时应考虑使用示踪剂以加 强此类验证试验。 在进入铀调试阶段前应急组织应落实到位，包括：程序、培训、应急物资、 足够数量且培训合格的人员、应急演练和演习。应通过演习来测试应急响应能 力。

6.3,2.2 热调试

在热调试开始前，营运单位应已获得设施运行的监管许可。在本阶段，营 运单位将采取与设施全面运行时相同的安全程序和组织管理模式开展热调试。 热调试期间应全面实施对于设施运行阶段有效的安全制度。除非进行了安 全评估，并获得监管机构的批准，否则安全制度不应停止执行或更改。 应执行运行期辐射防护大纲的全部要求，包括工作人员个人剂量监测和工 作场所剂量监测。 相比其他调试阶段，热调试对于设施控制部署和员工技能方面要求有很大 改变，例如有关的包容、临界、冷却和辐射。设施的管理应确保在热调试实施 前，设施和工作人员需要为转变到热调试而做好准备。应在这一阶段提升安全 文化，以实现安全运行。 本阶段应通过稳步增加进入设施的乏燃料的质量和活度，使工艺逐步进入 全面运行的状态。 本阶段应对之前仅经过计算得到的参数进行进一步测量验证，尤其是场所 辐射水平、气溶胶水平、流出物排放以及工作人员内、外照射。应通过这些测

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馈来指导纠正行动，并改进估算中的假定

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后处理设施的运行、计划性维修和非计划性维修等工作都需要密的控制、 计划和协调。营运单位应建立一个职责分明的运行组织机构和管理体系来管理 和协调上述工作。 应有24小时连续运转的组织机构，组织机构中应包括运行人员、工程技术 人员、辐射防护人员、应急管理人员、有经验的现场人员或随时待命人员和其 他必要的人员。通过进行授权以确保现场始终有具有相关权限的人员，与应急 响应能力要求一致。 针对营运组织机构要求如下： （a）应在相关人员、设施和组织之间建立和维持适当的接口（特别是应 用现场通信程序），包括： 一后处理设施中倒班人员和日常运行白班人员之间 一后处理设施和厂内其他设施之间 一后处理设施和负责厂内放射性物质运输的组织单位之间 一后处理设施和任何负责有关设施优化改进的组织之间（例如，提高产 量或增加额外容量的项目） 一后处理设施与参与后处理设施应急响应功能的外部应急服务组织之间： （b)应定期检查后处理设施的运行组织机构、后处理设施相关人员的培训、 经验和专业知识，确保一直都具备充足的知识和经验。应审查所有合理可预见 的细节，包括员工的缺勤等。 应建立后处理设施运行阶段负责核安全的组织机构。应在管理体系中明确 该组织机构的职能，配备适当的人员，应包含各技术领域的专家，并适当地独 立干营运单位的纵向管理

7.1.2人员资质与培训

营运单位应制定相应的培训、考核、资格管理和持照岗位管理制度。设施 操作人员应按照有关规定取得相应资格证书。 在制定培训大纲时，应充分考虑操作人员、维修人员和其他人员所面临的 安全风险和危害。特别是所有处理易裂变材料的人员，包括处理含易裂变材料

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后处理设施的管理体系应包括针对所有变更使用的标准程序。程序应使用 变更申请单或等效管理工具。营运单位应编制程序指南并提供培训，以确保责 任人经过必要的培训和授权。针对安装、调试和运行过程中的潜在危害，应评 舌变更的安全性，做出的变更决定应是保守的 变更申请单中应包含对变更内容及变更原因的描述。应使用变更电请单识 别可能受变更影响的安全物项。变更申请单应说明变更过程中及变更后对潜在 危害已采取适当且充分的安全措施。变更申请单还应确认是否需要由监管机构 更新或延续许可证。 变更申请单应经有相应资质的人员审查和批准，以核实安全论据是否可靠 针对可能对工作人员或公众辐照有影响的变更申请，应进行重点审查。变更的 安全论据的深度和详细审查的程度应与变更的安全重要性（潜在危害）相符合。 应由负责其核安全监督的内部机构审查变更申请单，该组织机构应拥有相应的 专家并能独立检查。应对专家建议的记录进行存档。后处理设施应指定专人负 责批准和管理变更。此类授权应定期进行审查。 变更申请单应明确由于变更导致需要更新的文件和培训。 文件和培训的控制程序应确保可按变更申请单中的规定执行：

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一已经进行了培训和评估 一在变更生效前文件已经更改 一变更后合理期限内，完成所有（剩余）文件和培训要求的更改。 变更申请单应明确在变更的系统再次全面运行前所需的功能检查（调试检 查）。 应定期审查设施变更，确保安全影响小的变更产生的综合效应不会对设施 总体安全产生不可接受的影响。并应将此作为定期安全审查的一部分。 只有确认变更申请单所有要求已经就位，并且所在岗位的操作人员经过了 实体操作（包括维修在内的）的培训，不会对运行限值、条件和安全级建（构） 筑物、系统和部件产生影响，才可以重新投入运行。

7.1.5运行经验反馈

营运单位应当建立核安全经验反馈体系。应对设施调试、运行阶段（持续 进行）的经验教训进行收集、评估和反馈。同时也应吸取其他后处理设施或有 类似风险的设施（如化工厂）的经验教训。

营运单位应在组织内部为之燃料处理计划进行职责分配，制定滑晰的制度、 现程，以明确之燃料处理计划的管理及独立验证条款。 后处理设施只可接收一定规格参数的乏燃料。乏燃料处理计划应考虑乏燃 规格参数和设施中安全相关的限制参数。 工艺过程控制通常依靠仪表读数和样品分析数据。应根据管理体系的规定 更用分析仪器和建立分析方法，并应进行适当的校准和验证。应根据既定程序 管理取样及样品分析活动以尽量减少工作人员受照剂量，并对产生的废物进行 管理。基于样品分析做出的决定应适当考虑取样过程和所用分析方法的准确性： 必要时还要考虑取样和得到分析结果的时间延退。 工艺料液和废物按批转运后，操作人员应尽可能地确认从供料容器转运的 本积与接收容器所接收体积的一致性。 营运单位应采取措施应对生产间歇期间集中维修的特定风险，包括专门的 训、分配更有经验的工作人员到人员经验较少的班组以及加强工作监管。 管理体系应包括内部审查大纲的规定。内部审查大纲目的之一是定期确认

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设施的运行是符合运行程序的（包括设施的运行限值和条件、安全事项和许口 证条件）。应由具备相关资质且经验丰富的人员开展此类审查，审查人员应是独 立于纵向管理的人员。 尽可能地确保设施的所有区域都会受到定期检查。要特别注意对异常情况 的记录、评估和报告。巡检大纲应具有适当程度的独立性（例如，来自厂内其 他设施的人员或厂外人员）。巡检内容应包括： （a）与液位或泄漏、密封和通风失效相关的就地仪表读数和可视信号； （b）设备定期安全检查情况； （c）监督区和控制区出入口情况； （d）临时受限区域的数量和情况； （e）个人剂量计的有效性和状况； （f）废物积累情况； （g）化学试剂和设备合规贮存情况； （h）应急设备的待命情况。 后处理设施运行寿期内应定期进行系统的安全评价。应基于设施的实际状 况、运行经验、预期的寿期末状况、目前的分析方法、适用的规定、标准及利 技水平进行定期安全评价。定期安全评价的范围应覆盖设施的所有安全方面。 设施运行时应评价设计中考虑的老化机理和金别在使用中可能发生的预计不至 的情况或性能劣化。应根据定期安全评价结果，实施必要的纠正行动，以符合 法规和标准要求。 营运单位应当根据当前设计基准威胁定期对实物保护系统实施风险评价利 有效性评估，对相关设备进行性能测试。实物保护系统经过验收并运行1年后 应进行有效性评估工作；应与设施定期安全评价同步开展实物保护系统有效性 评估：实物保护系统进行重大升级改造后也应进行有效性评估

7.2.2临界安全控制

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营运单位应有防护和安全最优化的政策，制定适当的辐射防护大纲，确保 防护和安全的最优化，确保工作人员和公众的照射剂量符合剂量限值要求，并 达到合理、可行和尽可能低的水平。为满足上述限值要求应采用所有合理可行

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的物理手段和管理措施进行防护。 运行阶段辐射防护大纲应考虑源的积累和多样性、后处理设施的规模和复 杂性。 运行阶段辐射防护大纲应包括监测相关设备或房间辐射状态变化的规定， 包括对流出物监测或环境辐射监测的规定。应确保迅速发现和识别问题，并及 时采取纠正和缓解措施。 应由经过培训人员对工作场所进行定期、例行的监测，并尽可能地对整个 后处理设施现场开展定期工作场所监测。应特别注意记录、标识或张贴、评价 和报告异常辐射水平或异常情况。工作场所监测的频率应与区域辐射或污染的 相对风险相关。辐射防护人员应根据易识别的边界，考虑制定对每个设施区域 监测频率。 辐射防护人员应当参与到与运行管理相关的辐射防护最优化要求的决策过 程，

7.2.3.1运行期间辐射防护

所有操作过程都应提供内照射和外照射的防护措施。必要时应考虑受照射 时间的限制、使用额外屏蔽和远距离操作，使用实物模型以便对人员进行培训， 尤化复杂或高剂量任务，以尽量减少受照射次数和照射水平，并将风险降至最 低。 设施内应保持高标准的运行管理。应尽可能地使用不造成空气污染的清洗 技术。维修或类似干预措施产生的废物应及时地分类收集并暂存或直接处置。 应对设施区域和设备开展定期污染调查，以确认设施清洗方案是否有效。 应在辐射或污染水平增加后迅速开展调查。执行额外的清洗和提供额外的屏蔽 可能导致额外的辐射照射，应与常规操作的正常照射保持平衡。 为了有助于运行人员评估任务的风险和确定污染或辐射常规调查的频次： 应考虑将设施区域进行污染或辐射等级划分。等级的确定应基于设施设计中使 用的分级，并征求辐射防护人员的意见。应定期检查和调整这些污染区及其边 界。如果气溶胶水平超过预定的行动水平，连续气溶胶监测设备应具备报警功 能。行动水平应尽可能接近该区域的正常水平。必要时，例如在维护或其他操 作中有污染扩散的风险时，应在污染源附近和污染区边界使用移动式空气采样 器。一旦出现气溶胶的高水平读数应立即进行调查。 应对新确认的污染区进行划定，并根据设施程序要求正确标识和设置屏障

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应采用临时包容措施应对更高程度的污染，例如在进入点设置带污染检查的临 时围栏，或者设置专用的局部通风系统。应对污染区域、屏障和围栏做好登记。 管理层应定期审查临时污染区登记。通过去污或消除根本原因，尽可能减 少临时污染区的数量，必要时需对设施或其程序进行修改。 在运行人员、辐射防护人员、维修人员和管理人员之间，应建立和保持良 好的沟通，以确保及时采取纠正行动。 应培训工作人员在运行状态下正确操作，例如，进行通用要求的培训和所 在设施辐射防护要求的特殊培训。 应对工作人员进行剂量仪表和个人防护装备的使用培训，包括防护装备穿 戴，并进行个人监测。个人防护设备应保持良好状态，定期检查确保随时可用 人员和设备应进行污染检查并去污，并应按要求在适当的区域进行去污 应仔细考虑放射性危害与工业危害共同作用。应特别注意与使用个人防护 设备有关的风险和利益平衡，特别是空气供应系统

7.2.3.2直接维修工作的辐射防护

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（b）应在指定的进入点提供个人防护设备，并在处理任何有放射性的物 质时使用； （c）根据已评估的风险，辐射防护专业人员应在工作场所监测辐射条件和 其他安全相关条件；辐射防护专业人员应有权在不可接受的风险情况下终止工 作和撤回人员。此人还应协助维修人员穿戴和监测个人防护装备。 针对维修时正常的密封屏障减弱或移除的情况，应执行上述建议要求

7.2.3.3职业照射监测

垃按描射防护取优代时原市刷道三 进行相应的监测与评价，确保防护和安全的最优化，确保工作人员和公众的照 射剂量符合剂量限值要求，并达到合理、可行和尽可能低的水平。应在适当的 地方提供监测仪表，以便在运行状态和事故工况下快速、可靠、准确地指示气 溶胶活度浓度和场所辐射水平。 应事先估计并在工作活动期间监测人员剂量，使用适当的固定式工作场所 监测设备和个人剂量计，最好具有报警功能， 工作场所监测的范围和类型应与预期的气溶胶水平、污染和辐射类型及其 潜在照射和放射性污染变化相适应。 个人剂量计应根据需要使用。必要时累积剂量和剂量率都应设置报警。 个人剂量计和移动式辐射探测器的选择和使用要适应预期的辐射能谱和放 射性物质的物理状态。 后处理设施中用于监测局部剂量率和个人剂量及气溶胶活度浓度的设备应 根据实际需要包括： （a）β/和中子监测设备和仪表或剂量计，临界事故探测器等； （b）肢端剂量计，例如，测量手指剂量； （c）带有即时、就地报警功能的移动式气溶胶监测设备，用于维修工作区 帐篷、临时围栏和气闸； （d）用于低水平气溶胶监测的移动式空气取样器。 评估内照射剂量的方法应基于个人内照射和外照射监测，辅以及时收集的 工作场所空气采样数据，并结合工作人员职业数据。必要时固定探测器和个人 剂量之间的关系应通过在限定期限的取样周期内使用个人空气采样器进行验证 在房间或区域内探测到异常辐射或污染时，应对该区域的工作人员进行检 查，并根据结果实施相应的去污或医疗王预。

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后处理厂的辐射防护监测主要包括个人监测和工作场所监测外，个人监测 包括按照国家法规实施常规的内照射监测和生物取样。必要时，应在监测大纲 中考虑到危险化学品和放射性影响。 针对职业辐射防护与内、外照射的辐射评估需满足国家相关标准规范要求。

7.2.4防火、化学与工业安全管理

后处理设施中常规非核风险主要包括： （a）处理或贮存的常规化学品： （b）用电作业； （c）火灾和爆炸； （d）过热水和蒸汽： (e）室息; （f）重物跌落； （g）高处坠落； (h）噪音; (i) 粉尘。

后处理设施中常规非 （a）处理或贮存的 （b）用电作业； （c）火灾和爆炸； （d）过热水和蒸汽 （e）室息; （f）重物跌落； （g）高处坠落； （h）噪音； (i)粉尘。

7.2.4.1化学危害

7.2.4.2火灾和爆炸危害

后处理设施会使用易燃的、可燃的、易爆的、强氧化的物质，应提供适当

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（a） 消防系统相关设备定期试验、检查和维修： (b) 常规和详细的操作规程以及消防人员的相关培训； （c） 消防计划； (d） 包括涉及厂外应急设施的消防演练； (e) 运行人员和应急人员的培训

7.2.5维修、校准、定期试验和检查

对后处理设施的维修过程进行协调和管理，确保维修与运行之间或在两 项维修活动之间的相互影响不会导致负面的安全后果。 管理体系应确保审查所有维修活动中关于维修物项可靠性和性能问题的证 据。应定期审查较高风险的、复杂的或延伸的维修活动，从中波取经验教训， 以便对防护和安全进行优化。负责其核安全监督的内部机构应对事关安全的重 要建（构）筑物、系统和部件的维修报告以及任何其他对设施安全产生影响的 重大情况进行例行审查。 在任何维修活动之前，应考虑工作区域的辐射检查、去污需求，以及维修 期间和重新投运前定期检查的需求。 对涉及临时改变包容或屏蔽的维修，包括任何临时或短暂的过程，应事先

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进行全面的分析，确保污染和剂量是可接受的。分析应明确相应的补充措施和 监测要求。 维修期间，应尽量确保正在维修的设备与正在运行的工厂或其他有放射性 物质的设施之间的隔离。 应尽量在设备排空并清洗去污后再进行人工维修，以达到去除放射性物质 减少辐射风险和污染风险的目的。 对于有高预期剂量或剂量风险的维修任务，应考虑采用区域模拟、电子模 型或其他培训方法，使操作人员熟悉任务，制定辅助措施并优化工作技能，例 如，可开发远距离操作工具，

仪器设备校准程序和标准应覆盖后处理设施中所使用的设备以及后处理设 施支持机构所使用的设备，例如分析实验室、辐射防护设备供应商和试剂供应 商。营运单位应确认外部供应的或本设施的设备均定期校准，并应遵循国家相 应标准。 校准和定期检测的频率对于安全而言至关重要，因此应在经安全分析的运 行限值和条件中规定安全相关重要建（构）筑物、系统和部件（包括分析实验 室中的仪表）的校准和定期试验频率，

7.2.6放射性废物管理

营运单位应制定放射性废物管理策略，并编制放射性废物管理大纲。运行 期间根据需处理的废物类型以及国家废物管理政策严格执行。 营运单位应明确后处理设施放射性废物最小化管理措施并制定管理目标值 将废物最小化管理措施作为后处理设施管理体系的一部分，应严格实施、定期 审查并及时更新放射性废物管理大纲。应对相关人员开展废物管理分类、废物 管理计划及相关程序要求的培训。 运行期间产生的放射性废物均应根据国家分类管理标准以及废物管理大纲 进行妥善处理和安全贮存。营运单位应根据贮存设施的贮存能力和国家规定的 贮存年限等，制定处置计划、明确处置去向并及时送交处置。所有放射性废物 均应给予明确的特性表征，且应满足放射性废物处置设施的接收要求。放射性 发物特性表征信息应安全保存且可追溯。对于特殊放射性废物，在无明确处置 去向的情况下，应尽可能全面表征废物特性，并保证贮存安全。 运行期间应按废物最小化原则避免放射性废物的产生，例如通过减少二次

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后处理设施通常有多个排放点，对应单独或总的排放许可限值。营运单位 应建立适当的管理体系，管理和控制每个排放点的排放以及总的排放。 后处理设施应在排放前对流出物进行检测，若不能在排放前进行检测，则 应在排放点进行实时监测。当使用取样装置和程序时，结果应具有代表性和及 时性。

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7.2.7.1气态流出物排放

放射性气态流出物应通过适当的废气处理系统处理后，再进行排放。 过滤器更换时，应核实更换程序，以确保过滤器正确安装。必要时，可测 式新更换的过滤器以确保其（至少）满足安全分析中采用或假定的过滤效率。 应按确定的运行限值和条件，对气态流出物排放量进行严格控制

7.2.7.2液态流出物排放

听有从后处理设施内收集的、必须排放人环境的液体，例如建筑物附近的 地表水、地下水和工艺流出物，应根据许可进行评估和管理。 应合理运行液态流出物系统，包括液体收集和排放管道，临时存等，并 保持其有效性。 放射性液体排放许可限值通常是特定核素的年度排放量，必要时还包括流 出物的物理和化学特性。根据实际情况可进一步规定排放条件以尽量减少环境 影响。应执行运行程序以满足排放许可限值的要求。 放射性液体排放应以批式排放的方式运行，在排放前需要取样和分析

7.2.8核材料衡算和盘存

营运单位应开展核材料实物盘存和核材料衡算。芝燃料后处理设施每次开 亭车均要进行实物盘存。核材料记录与核材料衡算报告应完整、及时、准确、 规范，数据应具有可追溯性。记录系统应及时反映后处理设施中核材料的动态 分布。在核材料衡算评价中，所有进入核材料衡算的数据应是实测值，所用测 量系统的误差应是已知的DB／T29-219-2013标准下载，所有数据具有可追溯性，并具有可靠的技术性文件：

系统误差传递总标准偏差应符合法规要求。

7.2.9应急准备与响应

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后处理设施应明确退役策略国际名苑施工组织设计方案.doc，首选立即拆除。

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