ICS 13.280 EJ F 70 备案号：15857-2005 中华人民共和国核行业标准 EJ/T1193-2005 后处理厂退役源项调查取样技术准则 Technical criteria for sampling of source term survey for decommissioning of reprocessing plant 2005-0411发布 2005—07-01实施 国防科学技术工业委员会发布 060531000001 EJ/T1193—2005 目次 前言 II 范围 规范性引用文件 术语和定义 取样原则. 4 5 取样点设计 5.1工艺系统 5.2Ⅱ区、II区塑料地面、混凝土地面和墙面. 5.3设备室不锈钢覆面及附件 5.4排风过滤器、壁、取样柜、仪表托盘和仪表罩 5.5I、I、II区排风管道 6取样方法 6.1金属构件取样 6.2混凝土结构取样 6.3 塑料覆面取样. 6.4其它样品的取样 7样品预处理 7.1样品预处理的目标 7.2基本要求 7.3预处理方法 8辐射防护， 8.1基本要求 8.2二次废物管理 9质量保证. 9.1基本要求. 9.2质量保证大纲 9.3 取样方案 9.4取样组织机构. 9.5取样文件和记录. 资源配置 9.7培训 9.8取样过程和监督检查控制 9.9数据分析 9.10 样品及样品卡标识 9.11 样品保管 9.12 不合格项控制与改进 I EJ/T11932005 前 言 后处理厂退役源项调查是开展后处理厂退役工程的规划、设计、施工和放射性废物的处理处置等 的基础，对提高后处理厂退役工程的科学性、经济性和安全性具有重要意义，而取样又是源项调查的 关键环节，制定和执行本标准对于保证源项调查的质量具有重要作用。 在初始源项调查过程中，能直接测量或剂量较高的场所应尽可能采取直接测量的方法，以减少取样 量，降低工作人员的受照剂量。对直接测量结果进行复核以及有特殊要求的源项调查取样时可采用本 标准提供的取样方法。 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：四川中核环境保护与发展有限责任公司、中国核工业集团公司四O四厂。 本标准主要起草人：史永成、梁禹、李鸿展、金瑞玉、吴能礼、黄鹏、顾琼、李玉军、杨掌众。 II EJ/T1193-—2005 后处理厂退役源项调查取样技术准则 1范围 本标准规定了核燃料后处理厂退役源项调查的取样原则、取样点设计、取样方法、样品预处理、 辐射防护和质量保证等技术要求。 本标准适用于核燃料后处理厂退役源项调查时构筑物、系统和设备的取样。其他类型的核设施退 役源项调查取样可参考使用。 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（不包含勘误的内容）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。 GB/T4960核科学技术术语 GB9133放射性废物的分类 GB14500放射性废物管理规定 GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准 EJ940核燃料后处理厂放射性废物管理技术规定 3术语和定义 GB/T4960确立的以及下列术语和定义适用于本标准。 3. 1 后处理厂reprocessingplant 将反应堆辐照过的金属铀元件，采用典型的Purex工艺流程，进行萃取提取环和铀以及高、中放废 液的蒸发浓缩及金属回收的工厂。 3. 2 取样sampling 按照一定的要求，采用适当的方法，从源项调查的对象中采集一定数量具有代表性样品的过程。 3.3 源项sourceterm 指后处理厂服役期满停运或因其他原因停运时以及退役各阶段盘存在各工艺系统设备、设施、构 筑物内的放射性物质的总量、组分及分布情况。 3. 4 退役decommissioning 核设施使用期满或停止服役后，为保护公众健康和环境的长期安全而采取的管理和技术行动。退 役的最终目的是实现场址和设施不受限制或有限制的开放和使用。 3. 5 退役源项调查 source term survey for decommissioning 在一定的可信度范围内，对核设施已存在的辐射水平、放射性盘存量、污染特性、放射性分布状 况、设施及内容物的现状、数量等进行的全面调查。源项调查的目的是确定核设施退役方案和措施， 并将拆除废物进行分类，分别予以贮存和处置。 1 EJ/T1193—2005 3. 6 特性调查characterization 即对退役核设施工程特性参数调查的过程。是对厂房建筑物及其内部的各种被污染的物项（如设 备、管道、阀门、仪器仪表、电线电缆、各种建（构）筑物等）的尺寸、重量、体积、结构和材料等 进行测量或取样估算的资料收集过程。它为退役过程中不同阶段放射性污染量和总的放射性残余量估 算提供依据。 4取样原则 4.1根据核燃料后处理厂退役物项的现状和取样目的，确定源项调查中的取样内容，并在对取样的 正当性、必要性和经济性进行分析的基础上制定取样计划。 4.2取样前要进行生产工艺、设施（设备）、系统、废物、发生的事故和处理等历史和现状进行调 查，并将调查得到的数据建立数据库。然后对核设施放射性污染水平进行巡测，根据巡测结果和调查 得到的数据，绘制放射性污染情况分布图，并标出热点分布。据此划分调查子区，利用统计技术、可 靠性分析等方法确定取样点和取样方法。 4.3取样时要根据各退役物项受污染的情况，尽可能取得具有代表性的样品。 4.4根据退役的目的和实际工作需要，宜科学、合理的调整或变更取样点和取样量，但样品的取样 量应当满足测量分析和比对样的需要，尤其对可能构成α废物的物项应重点取样。在满足源项调查实 际需要的情况下，尽可能减少取样量。 4.5取样应当考虑样品的代表性和测量的可重复性，并有效地防止样品交叉污染。 4.6取样过程中应当遵守“安全第一”和产生的废物量最少化的原则，采取必要措施，执行GB18871 的规定，保证取样操作人员的辐射防护执行ALARA原则，减少取样人员的受照剂量，防止发生超剂量 事故。对工作场所剂量水平较高，防护达不到要求时，不得采用人工直接取样的方法，应采用远距离 直接测量的方法进行。 4.7进行破坏性取样时要注意防止放射性物质外泄。初始源项调查一般不采用破坏性取样；在必要 时，也可采用破坏性取样技术，但是，对取样破坏部位应及时修复；退役实施过程中进行的源项调查 可采用破坏性的取样技术，根据退役后续工作需要，决定是否恢复取样破坏部位；退役完成后的终态 源项调查取样时可采用各种技术，破坏部位不要求恢复。 4.8由于后处理厂退役源项调查所取样品大都含α核素，因此在取样、制样、样品保管及最终处理 时要充分注意到α核素易扩散的特性，严防造成污染。 5取样点设计 5.1工艺系统 5.1.1元件溶解系统 选取该系统具有代表性的设备1台、仪表杆1根，对设备外表面按照上、中、下三个部位各取1个 样品；在仪表杆浸入液体部分底端距设备底部20cm处取1个样品，用其来代表在线设备内表面的污染 水平。选取有代表性的阀门2个，对其可更换部件取4个样品；按照工艺流程和管线分布情况，选取1 根工艺管道，对其内外表面各取1个样品。其它各工艺系统按上述方法取样。 5.1.2铀、环共去污和铀、环分离循环系统 选取该系统设备（包括柱子、离心机）共4台，对设备外表面各取3个样品；仪表杆选取4根，各 取1个样品。选取有代表性的阀门8个和计量泵4台，对其可更换构（部）件取24个样品。按照工艺流 程和管线分布，选取5根工艺管道，对其内外表面各取1个样品。 5.1.3铀线的二、三循环及纯化铀系统 2 EJ/T1193-2005 选取该系统设备4台、对设备外表面各取3个样品：仪表杆4根，各取1个样品。选取有代表性的阀 门8个和计量泵3台，对其可更换部件取22个样品。按照工艺流程和管线分布，选取4根工艺管道，对 其内外表面各取1个样品。 5.1.4铀产品制备系统 选取该系统设备3台，对设备外表面各取3个样品：仪表杆2根，各取1个样品。选取有代表性的阀 门2个和计量泵2台，对其可更换部件取8个样品。按照工艺流程和管线分布，选取2根工艺管道，对其 内外表面各取1个样品。 5.1.5纯化和产品制备系统 选取该系统设备4台，对设备外表面各取3个样品；仪表杆4根，各取1个样品。选取有代表性的阀 门4个和计量泵2台，对其可更换部件取12个样品。按照工艺流程和管线分布，选取4根工艺管道，对 其内外表面各取1个样品。 5.1.6溶剂再生系统 选取该系统设备2台，对设备外表面各取3个样品；仪表杆2根，各取1个样品。选取有代表性的阀 门4个和计量泵2台，对其可更换部件取12个样品。按照工艺流程和管线分布，选取2根工艺管道，对 其内外表面各取1个样品。 5.1.7气体净化系统 选取该系统设备2台，对设备外表面各取3个样品：仪表杆2根，各取1个样品。选取4台具代表性 的过滤器，吊出过滤器芯子制样4个；选取有代表性的阀门4个，对其可更换部件取8个样品。按照工 艺流程和管线分布，选取4根工艺管道，对其内外表面各取1个样品。 5.1.8试剂配置系统 选取该系统设备2台，对其外表面各取3个样品；选取有代表性的阀门2个，对其可更换部件取4 个样品。选取有代表性的工艺管线2根，对其内外表面各取1个样品 5.1.9高放废液浓缩系统 选取该系统设备2台，对设备外表面各取3个样品；仪表杆2根，各取1个样品。选取1台过滤器， 吊出过滤器芯子制1个样品。选取有代表性的阀门2个