ICS27.120 F49 中华人民共和国国家标准 GB11929—2011 代替GB11929—1989 高 水平放射性废液贮存厂房设计规定 Regulationsfordesigningstoragebuildingofhighlevelradioactiveliquidwaste 2011-12-30发布 2012-12-01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 目 次 前言 Ⅰ ………………………………………………………………………………………………………… 1 范围 1 ……………………………………………………………………………………………………… 2 规范性引用文件 1 ………………………………………………………………………………………… 3 总则 1 ……………………………………………………………………………………………………… 4 贮存厂房 1 ………………………………………………………………………………………………… 5 贮槽 4 ……………………………………………………………………………………………………… 6 放射性废物管理 5 ………………………………………………………………………………………… 7 安全分析和环境影响评价 5 ……………………………………………………………………………… 8 辐射安全与监测措施 6 …………………………………………………………………………………… 9 应急考虑 6 ………………………………………………………………………………………………… 10 退役考虑 6 …………………………………………………………………………………………………GB11929—2011 前 言 本标准的全部技术内容均为强制性的。 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准代替GB11929—1989《高水平放射性废液贮存厂房设计规定》。本标准与GB11929—1989 相比,除编辑性修改外,主要技术变化如下: ———规范性引用文件中,用GB18871代替了GB4792及GB8703;增加了EJ588、EJ849、EJ877、 EJ/T681、EJ/T938、EJ/T939; ———删除了“术语”章节; ———删除了“厂址选择”章节; ———在总则中强调了“高放废液贮存厂房属于后处理厂的一部分,应与后处理厂在同一厂址建设” (见3.1); ———增加了厂房建(构)筑物、系统和部件的分级要求(见4.1); ———将原标准中的附录A取消,表格内容移入本标准的4.3.1,并作了相应修改; ———增加了厂房通风系统设计要求(见4.3.4); ———将原标准中的10.1、10.2、10.3的内容移入本标准的4.3“贮存厂房设计原则”中,作为4.3.5、 4.3.6、4.3.7,并作了相应的修改; ———增加贮槽补水和补酸装置(见5.1.9); ———增加了贮槽的酸度检测要求(见5.2c)); ———增加了第6章“放射性废物管理”,增加了放射性废物最小化的考虑,并将原标准中的9.1.4、 9.1.5的内容移入此章(见第6章); ———第7章“安全分析和环境影响评价”按照EJ/T681的相关规定进行了修改,将原标准中的8.1 “最大可信事故”与8.2“事故的预防”合并作为本标准的7.1“安全分析”,相关内容进行了精简 和完善,增加了编制安全分析报告的要求(见7.1.3); ———第8章根据GB18871及EJ849的相关规定进行了修改; ———第9章“应急考虑”在原标准的第10章“应急措施”基础上进行了修改,原标准的10.1~10.3 移入本标准的4.3,本章内容主要考虑设计阶段对应急的考虑; ———根据EJ588增加了“退役考虑”(见第10章); ———删除附录A。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)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:李思凡、卢涛、陈勇、刘郢、逯迎春。 本标准所代替的标准历次发布情况为: ———GB11929—1989。 ⅠGB11929—2011 高水平放射性废液贮存厂房设计规定 1 范围 本标准规定了高水平放射性废液(以下简称“高放废液”)贮存厂房设计所涉及的技术要求。 本标准适用于乏燃料后处理产生的高放废液贮存厂房设计。 2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文 件。凡是不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。 GB18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 EJ588 核燃料后处理厂退役辐射防护规定 EJ/T681 核燃料后处理厂安全分析报告的标准格式与内容 EJ849 核燃料后处理厂辐射安全设计规定 EJ877 核燃料后处理厂安全设计准则 EJ/T938 核燃料后处理厂通风与空气净化设计规定 EJ/T939 核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则 3 总则 3.1 高放废液贮存厂房属于后处理厂的一部分,应与后处理厂在同一厂址建设,并且靠近高放废液建 造设施,避免远距离输送。 3.2 设计应保证运行安全、可靠和实用,尽量减少二次放射性废物的产生量和放射性物质向环境的释 放量。 3.3 设计工作中应进行安全分析和环境影响评价。 3.4 厂房设计应保证辐射安全,并遵循辐射防护最优化原则。 3.5 在贮槽设计时,应全面分析影响临界安全的各种因素,如有必要,采取一切合理可行的措施,以保 证临界安全。 3.6 厂房设计应满足抗震以及其他防御外部事件的要求。 3.7 设计应满足应急和退役的要求。 3.8 设计应制定质量保证大纲。 3.9 设计应明确规定贮槽的设计使用期限。 3.10 高放废液贮存厂房的设计,还应遵循GB18871、EJ588、EJ849、EJ877等设计相关规定。 4 贮存厂房 4.1 贮存厂房建(构)筑物、系统和部件的分级 为确保核安全功能的实施,应对高放废液贮存厂房的建(构)筑物、系统和部件划分安全等级,并根 1GB11929—2011