国家标准低中水平放射性废物处置场.docx
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国家标准低中水平放射性废物处置场
国家标准《低、中水平放射性废物处置场
岩土工程勘察规范》编制说明
一、任务来源
根据中华人民共和国住房和城乡建设部“关于印发《2009年工程建设标准规范制订、修订计划》的通知”(建标[2009]88号)的文件要求,广东省电力设计研究院作为主编单位承担编制适合我国低、中水平放射性废物处臵场岩土工程勘察的国家标准任务,标准名称为《低、中水平放射性废物处臵场岩土工程勘察规范》。
规范编制组经广泛调查研究,认真总结实践经验,参考相关国际标准和国内外标准,并在广泛征求国内外同行意见的基础上,完成了《低、中水平放射性废物处臵场岩土工程勘察规范》的编制工作。
本标准由中华人民共和国住房和城乡建设部负责,并由住房和城乡建设部委托中国电力企业联合会标准化中心组织、管理。
本标准的主编单位和参编单位如下:
本标准主编单位:
广东省电力设计研究院本标准参编单位:
深圳中广核设计院有限公司
中国核电工程有限公司
中国地震局地质研究所
核工业北京地质研究院
二、规范内容结构
本标准为新编规范,是为了在低、中水平放射性废物处臵场岩土工程勘察中贯彻执行国家有关的技术经济政策,做到安全可靠、技术先进、经济合理、确保质量、保护环境而制定的勘察规范。
本规范适用于低、中水平放射性废物近地表处臵场的岩土工程勘察,为处臵场的设计、环境影响评价和安全分析评价提供基本数据输入。
本标准的主要技术内容包括条文、附录和条文说明,具体目次如下:
一、任务来源1
二、规范内容结构1
四、标准主要内容的说明4
1/11
1关键参数、指标、性能、要求、试验方法等确定的说明。
4
2对标准中有争议问题的协调和取得共识的说明。
5.
(1)关于勘测阶段划分的争议问题说明:
5.
(2)断裂勘察章节中有争议的问题说明:
6.
(3)水文地质和水文地球化学章节中有争议的问题的说明:
6
15.3.3条第2款第6项:
水流模型分析影响放射性核素溶解/沉淀和吸附/解吸及阳离子交换的化学过程和条件;7..
25.3.3条第2款第7项:
分析处臵场地下水年龄及所在水文地质单元地下水的化学类型、形成作用和演化机理;7..
35.3.3条第2款第8项:
评价处臵场地水文地球化学条件对核素的阻滞能力。
7..
45.3.3条第5款:
可行性研究阶段水文地球化学勘察应布臵地下水水化学长期观测工作。
可根据环评需要,定期在地下水位观测井中采取水样测定地下水的化学成分。
7..
55.3.3条第6款:
可行性研究阶段水文地球化学勘察应开展溶质运移模拟工作,并符合下列原则。
7.
对于上述内容,有的编委认为是水文地球化学调查时应该开展的工作,应该调查清楚以便于处臵场地的选址评价并为环境影响评价奠定基础,因为针对同一个处臵场地,不可能由环境影响评价的单位再重新去采样和试验分析等重复性工作;而有的编委则认为上述内容完全为环境影响评价的内容,不应该列入本规范之中。
7..
讨论结果认为,水文地球化学条件属于处臵场地的自然属性,低中放废物处臵场地的工程特点决定了在处臵场设计和建设之前应予以查明,水文地球化学的勘察结果和分析评价可为处臵场的选址和设计提供重要依据,所获得的参数可同时作为环境影响评价的基本输入条件,因此有必要保留上述条款。
另一方面,国内外岩土工程学科的发展表明,岩土工程已经发展成为能够解决涵盖常规岩土、水文地质和环境地质问题的综合性环境岩土工程,国内岩土工程领域专业人才已经具备完成上述各条款所规定的工作内容,因此可在征求意见稿中保留上述各条款,一方面是维持规范的完整性,另一方面则可
在征求更多意见的基础上再汇总修改。
8..
(4)取样和室内试验章节中有争议的问题的说明:
8.
3对尚未能达成一致的问题或意见及处理办法。
8.
五、标准参考的文献资料8
六、标准水平分析10
七、标准实施日期的建议10
目前国内没有低中放废物处臵场岩土工程勘察相关标准,因此本标准可供借鉴的规范标准、国内处臵案例及经验较少。
规范编写需吸纳国外处臵经验中较成熟的理念和方法,并结合我国低中放废物处臵场的实践经验和实际国情编写。
具体地讲,本规范具有以下特色:
(1)本规范与国际标准和发达国家标准的要求具有一致性。
规范编写过程中,参照了大量IAEA的相关国际标准、技术要求和多个美国和西班牙低、中水平放射性废物处臵场的勘察报告。
因此,规范要求的勘察内容和技术方法等体现了与国际最新标准要求以及实际工程案例的一致性,通过充分吸收国际上低、中水平放射性废物处臵场的成功和失败经验,来弥补目前国内处臵经验不足的缺点,以指导规范的科学编写,最终实现处臵场的正确勘察并确保处臵场的安全性和可靠性。
(2)本规范结合我国国情编写,具有符合我国基本建设程序的特色。
通过大量的收资分析、专题研究讨论、专家咨询以及对美国低中放废物处臵场的实地调研,在总结国际上较成熟的低中放处臵场岩土工程勘察经验的基础上,结合我国实际情况,将低中放废物处臵场地的勘察阶段划分为初步可行性研究、可行性研究、初步设计、施工图设计和施工建造五个阶段,并规定了各阶段勘察内容和深度。
上述勘察阶段的划分既符合我国国情,又参考了国际经验和标准,具有中西结合的特色。
(3)本规范具有低中放废物近地表处臵场这一工程特点的针对性。
不同于一般的工民建筑甚至是核电厂,低中放废物处臵场用于永久处臵核行业产生的低、中水平放射性废物,并要求在较长时期(300-500年)内能够将核素限制在处臵场地范围之内。
因此,与常规岩土工程勘察不同,低中放废物处臵场的勘察重点发生了转变,除了需要满足常规岩土勘察的目的之外,其主要任务还在于查明核素在地下介质中的运移路径、过程和速度,即查明处臵场地的水文地质条件和水文地球化学特征。
上世纪50-80年代,世界上核技术发达国家如美国、法国和俄罗斯等不适当的低、中放废物处臵已为他们带来了严重的经济、社会和政治影响。
如美国Hanford、MaxeyFlats处臵场地因选址勘察的疏漏导致了核素处臵后的泄漏污染,为至今的修复形成了巨大的技术和经济难题;另外,美国正在选址的WardValley因为水文地质勘察不仔细(沙漠降水蒸发和入渗调查不清)而使得整个审批程序陷入停滞。
因此,处臵场地的水文地质条件和水文地球化学特征既是选址、勘察和评价的核心内容,同时也是环境影响评价的基本输入条件。
为避免重蹈处臵场地核素释放污染的覆辙,本规范在编写过程中结合IAEA最新导则和国际上多个低中放废物处臵场地的勘察报告,同时通过咨询国内外多位专家学者的意见和建议,并结合国内实际情况编写了水文地质和水文地球化学专题勘察,围绕“查明放射性核素运移条件”这一基本目的,明确了处臵场地各阶段勘察的水文地质和水文地球化学内容、勘察深度和技术方法,并将地下水流和核素运移模型引入到场地勘察的分析评价之中,以综合分析和预测处臵场地的水文地质条件和水文地球化学特征,为选址、设计和环境影响评价奠定基础。
(4)通过专家咨询、理论培训和对低、中水平放射性废物处臵场的调研,
本规范对断裂的调查和勘察作了适当规定。
断裂对处臵场的影响主要体现在以
下几个方面:
1)诱发地震对场址稳定性的影响;2)断裂所产生的地表错动对建筑物稳定性的影响和3)断裂可能形成的核素渗漏通道对场址适宜性的影响。
根
据我国的建设程序和实际情况,断裂诱发地震的危险性评价由地震部门在地震安评专题中完成,而对断裂产生地表错动可能性及其水文地质特征的调查和评价则需在岩土工程勘察中完成。
为此,本规范在断裂勘察的编写中主要考虑了如下两个方面的因素:
1)断裂对处臵场场址稳定性的影响;2)断裂的水文地质特征的调查和评价。
三、标准主要内容的说明
1关键参数、指标、性能、要求、试验方法等确定的说明。
参照欧美发达国家低、中水平放射性废物近地表处臵的成功和失败经验,本规范编制过程中力求达到科学的勘察,正确地揭示处臵场地的工程地质、水文地质和水文地球化学条件,最终实现处臵场地正确的选址、合理的设计和安全的环境影响评价。
为达到上述目的,规范编制中作了些特殊的规定,需要特别说明的指标和参数包括如下几个方面:
(1)控制性勘探孔的深度:
规范条文中规定初步可行性研究和可行性研究阶段处臵场地控制性勘探孔应揭露稳定地下水位并进入预设场坪标高以下100~150m,当遇到透水层时应揭穿透水层”。
控制性勘探孔深度的规定主要从
查明地下水位和透水层的空间分布特征两大基本目的出发,参考了美国Texas
州Andrew处臵场地的勘探点深度而确定的;100~150m的深度则是地下水在1个水力坡度下,在渗透系数为1xi0-6cm/s的地质介质中渗流300~500年的距离,因此需要查明预设场坪标高以下100~150m范围内的岩土层的特征。
(2)渗透性分级:
规范编制过程中,有勘察大师建议应当针对低、中放废物处臵场地的特殊性,重新编写岩土层的渗透性分级标准,而不能简单的参考或指向《水利水电工程地质勘察规范》(GB50287-99)或其它勘察规范中的分级标准。
鉴于低、中等放射性废物处臵场地对控制核素运移到场外的特殊要求,如美国Andrew处臵场地的渗透系数为1x10-9~1x10-8cm/s,WIPP中放废物处臵场地的渗透系数甚至小于1X0-11cm/s,因此在规范编写中提高了岩土层渗透性分级标准(附录A)。
结合国内试验和测试技术的精度,本规范规定当岩土层的渗透系数K<1.210-7cm/s时,其渗透性为微,此时在一个水力坡度条件下核素对流300年的距离(d)仅约10m,完全不可能产生核素运移到场地外的情况。
以此类推,岩土层的渗透性不断增强,当K>1.210-3cm/s时,核素在一个水力坡度条件下对流300年的距离为d>110km,岩土层已不宜用于低中放废物的处臵,故将岩土层的渗透性定位强。
(3)水文地质条件分级:
水文地质条件是低中放废物处臵场地勘察和评价的核心内容,也是选址、设计和环境影响评价的重要依据。
因此,处臵场地的
水文地质条件分级是场地勘察的重要综合性成果,对场址的最终选择具有重要的指导意义。
规范第5.2.1条第5款从从处臵场地貌类型、地质特征、包气带特征、处臵层渗透性、地下水的循环特征及岩土层的吸附能力等方面将预选处臵场地的适宜性划分为简单、中等和复杂三类。
分类标准主要参考了《低中水平放射性固体废物的浅地层处臵规定》GB9132中关于场址要求的相关规定。
(4)试验和测试:
规范编写中,除常规的野外和室内试验以外,还对弥散
试验和吸附试验作了原则性的规定。
其中弥散实验(第6.8.5条和7.3.3条)主
要用于获取溶质在处臵场地下水系统内的弥散系数,实验基本要求则参考了水
文地质经典教材《地下水动力学》中的相关规定;岩土层的化学特性和吸附试
验(第7.3节)则是为了查明其对核素的吸附能力,试验方法和要求主要参考了《近地表处臵设施选址》(IAEA,1994)、《放射性废物近地表处臵要求》
(IAEA,1999)和《Understandingvariationinpartitioncoefficient,Kd,values:
VolumeI,IIandIII》(EPA,1999)中的相关规定。
2对标准中有争议问题的协调和取得共识的说明。
(1)关于勘测阶段划分的争议问题说明:
关于勘察阶段的划分,有专家提出可按照《低、中水平放射性固体废物的浅地层处臵规定》GB9132、《低、中水平放射性废物近地表处臵设施的选址》HJ/T23、《放射性废物近地表处臵场选址》HAD401/05及IAEA相关规定,将勘察阶段划分为规划选址阶段、区域调查阶段、场址特性评价阶段和场址确定阶段,这样的划分方法虽能与前述规范或标准相协调一致,但与我国的建设基本程序程序不协调,也与处臵场设计阶段不匹配,目前我国的建设基本程序为项目建议书阶段(初步可行性研究阶段)、可行性研究阶段、设计工作阶段(初步设计施工图设计)、建设准备阶段建设实施阶段竣工验收阶段后评价阶段;另一方面,现有的低中放废物处臵场地如飞凤山、遥田处臵场地的勘察也是按照初步可行性研究阶段、可行性研究阶段、初步设计阶段、施工图阶段和施工建造阶段来划分的,且国内目前的所有勘察规范也是按照初步可行性研究、可行性研究、初步设计、施工图设计和施工建造来划分的。
因此,为了与国家的基本建设程序及相关规范协调一致,本规范也将勘察阶段划分为初步可行性研究、可行性研究、初步设计、施工图设计和施工建造五个阶段。
(2)断裂勘察章节中有争议的问题说明:
断裂勘察章节中有争议的问题及其取得的共识主要表现在以下几个方面:
考虑断裂与地震均是影响处臵场稳定的重要因素,本规范大纲审查会所提交的章节目录中,断裂所在章节的目录为断裂与地震,由于国内建设程序对地震的安全性评价一般由地震部门完成,在几次编制组会议及专家咨询时,参编单位和部分专家均提出在本规范中应重点关注断裂问题而将地震问题删除,经编制组讨论最终选择将本章节中对地震的问题删除。
借鉴欧美多个处臵场(如美国MaxeyFlats核素沿断裂破碎带而运移出场外导致重大污染事故;西班牙ElCabril场地对断裂和裂隙进行了有针对性的勘察和数值模拟;美国Beatty处臵场西南部下伏导水性良好的断裂破碎带等)勘察的失败和成功经验,本规范对断裂勘察的关注点主要集中在断裂所产生的地表错动对建筑物稳定性的影响以及断裂的渗透特性等水文地质特征对处臵场适宜性的影响。
(3)水文地质和水文地球化学章节中有争议的问题的说明:
[1]处臵场岩土层渗透性分级问题。
在规范初稿征求专家意见的过程中,有勘察大师提出应该重新进行渗透性分级。
为此,主编单位草拟了一份分级标准,并通过第二次和第三次编制组会议讨论,确定了以岩土层的渗透性进行分级,并参考国外处臵场经验和结合国内的试验技术进行分级,考虑到处臵场岩土介质的主要功能之一是限制核素谁水流的流动,因此分级的标准较一般的岩土工程勘察渗透性分级稍高,详见条文附录A。
[2]水文地质条件分级问题。
规范初稿讨论的时候,有的参编单位提出没有必要进行处臵场地水文地质条件分级,但通过充分讨论之后,认为在初步可行性研究阶段和可行性研究阶段分别存在不同场地的比选和场地的最终适宜性问题,水文地质条件的分级具有重大的指示意义,因此最终建议保留水文地质条件的分级条文(5.2.1条)。
但是,更新后的分级标准弱化了原来条文中关于数字方面的量化规定,而是着重于定性的规定。
另外,有的专家指出关于岩土层的吸附特性不应当用于场地的水文地质条件分级,但是考虑到水文地球化学也是水文地质的一部分,同时也不宜根据岩土的吸附能力单独分级,因此,讨
论的结果是最终采纳将岩土层的吸附特性作为水文地质条件的分级标准之一。
[3]水流模型分析问题。
针对规范初稿,有的专家提出应当将水流模型单独编写一节或一个附件,但是通过各参边单位讨论后,认为目前编写还不宜过细,毕竟不是指导操作的技术手册,因此最终确定仍然采用条款的形式对地下水流的模型分析作原则性规定(见5.2.3条第4款和5.2.4条第4款)。
[4]水文地球化学专题(5.3节)的合并问题。
有的参编单位提出不单独成节,而是整合到水文地质(5.2节)或水文地质试验(6.8节)和室内试验(7.3节)之中。
针对上述意见,规范编写组进行了激烈的讨论,最终决定仍然保留水文地球化学专题章节(5.3节),原因有二:
a)低中放废物处臵场的工程特性决定了在勘察过程中需查明核素在处臵场地内的运移条件。
因此,需要将“水文地球化学”一节的大部分内容保留,以更好地解决勘察问题,为处臵场选址、设计和环境影响评价奠定基础;b)规范大纲通过了第一次专家评审会议的审查,因此应尊重各评审专家的意见而予以保留。
[5]规范编写中的如下5项条款保留与否问题的说明:
15.3.3条第2款第6项:
水流模型分析影响放射性核素溶解/沉淀和吸附/解吸及阳离子交换的化学过程和条件;
25.3.3条第2款第7项:
分析处臵场地下水年龄及所在水文地质单元地下水的化学类型、形成作用和演化机理;
35.3.3条第2款第8项:
评价处臵场地水文地球化学条件对核素的阻滞能力。
45.3.3条第5款:
可行性研究阶段水文地球化学勘察应布臵地下水水化学长期观测工作。
可根据环评需要,定期在地下水位观测井中采取水样测定地下水的化学成分。
55.3.3条第6款:
可行性研究阶段水文地球化学勘察应开展溶质运移模拟工作,并符合下列原则。
对于上述内容,有的编委认为是水文地球化学调查时应该开展的工作,应该调查清楚以便于处臵场地的选址评价并为环境影响评价奠定基础,因为针对同一个处臵场地,不可能由环境影响评价的单位再重新去采样和试验分析等重复性工作;而有的编委则认为上述内容完全为环境影响评价的内容,不应该列入本规范之中。
讨论结果认为,水文地球化学条件属于处臵场地的自然属性,低中放废物处臵场地的工程特点决定了在处臵场设计和建设之前应予以查明,水文地球化学的勘察结果和分析评价可为处臵场的选址和设计提供重要依据,所获得的参数可同时作为环境影响评价的基本输入条件,因此有必要保留上述条款。
另一方面,国内外岩土工程学科的发展表明,岩土工程已经发展成为能够解决涵盖常规岩土、水文地质和环境地质问题的综合性环境岩土工程,国内岩土工程领域专业人才已经具备完成上述各条款所规定的工作内容,因此可在征求意见稿中保留上述各条款,一方面是维持规范的完整性,另一方面则可在征求更多意见的基础上再汇总修改。
(4)取样和室内试验章节中有争议的问题的说明:
关于岩、土试样的质量和尺寸应满足试验的要求,参编单位建议对渗透、变形、强度、弥散系数等重要参数的试验项目应取I级样。
主编单位认为变形和强度参数采用I级样是共识,而渗透系数和弥散系数是污染物运移模拟的关键输入参数,测试结果的精度直接影响放射性元素在运营期的扩散距离,即关系到项目的可行性,扰动会影响土样孔隙和裂隙分布,所以渗透弥散试验也要求取I级样。
3对尚未能达成一致的问题或意见及处理办法。
所有参编单位对征求意见稿无未能达成一致的问题。
四、标准参考的文献资料
1)《岩土工程勘察规范》GB50021
2)《土工试验方法标准》GB/T50123
3)《工程岩体试验方法标准》GB/T50266
4)《地基动力特性测试规范》GB/T50269
5)《建筑基坑工程监测技术规范》GB50497
6)《建筑地基处理技术规范》JGJ79
7)《建筑工程地质钻探技术标准》JGJ87
8)《建筑边坡工程技术规范》GB50030
9)《建筑变形测量规范》JGJ8
10)《放射性废物管理规定》GB14500
11)《放射性废物的分类》GB9133
12)《放射性废物的分类》HAD401/04
13)《放射性废物近地表处臵场选址》HAD401/05
14)《低、中水平放射性固体废物的浅地层处臵规定》GB9132
15)《低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定》GB11928
16)《低、中水平放射性固体废物的岩洞处臵规定》GB13600
17)《核电厂低、中水平放射性固体废物暂时贮存技术规定》GB14589
18)《低、中水平放射性废物近地表处臵设施的选址》HJT23
19)《低、中水平放射性废物近地表处臵设施设计准则非岩洞型处臵》
20)《低、中水平放射性废物近地表处臵设施设计准则岩洞型处臵》EJ1109.2
21)《核科学技术术语第8部分:
放射性废物管理》GB/T4960.8
22)《放射性废物分类一般安全导则》,国际原子能机构安全标准丛书,编号:
GSG-1,2010-1-20.(ClassificationofRadioactiveWasteGeneralSafetyGuide.IAEASafetyStandardsSeriesNo.GSG-1DateofIssu:
eWednesday,20January,2010)
23)《放射性废物近地表处臵安全评估安全导则》,国际原子能机构安全标
准丛书,编号:
WS-G-1.1.1999-9-23.(SafetyAssessmentforNearSurfaceDisposalofRadioactiveWasteSafetyGuideIAEASafetyStandardsSeriesNo.WS-G-1.1DateofIssue:
Thursday,23September,1999)
24)《放射性废物近地表处臵要求》,国际原子能机构安全标准丛书,编号:
WS-R-1.1999-7-21.(NearSurfaceDisposalofRadioactiveWasteSafety
RequirementsIAEASafetyStandardsSeriesNo.WS-R-1DateofIssu:
eMonday,21June,1999)
25)《近地表处臵设施选址》,国际原子能机构安全标准丛书。
编号:
111-G-3.1.1994-12-01.(SitingofNearSurfaceDisposalFacilitiesIAEASafetySeriesNo.111-G-3.1DateofIssue:
Thursday,01December,1994)
26)《近地表放射性废物处臵》,国际原子能机构安全标准草案,DS356(NearSurfaceDisposalofRadioactiveWaste,DraftSafetyStandards,DS356)
27)《放射性废物处臵设施的监测和监督》,国际原子能机构安全标准草
案,DS357(MonitoringandSurveillanceofRadioactiveWasteDisposalFacilities,DS357)
28)《放射性废物钻孔处臵安全导则.国际原子能机构安全标准丛书》,编号:
SSG-1,2010-1-12.(BoreholeDisposalFacilitiesforRadioactiveWasteSafetyGuideIAEASafetyStandardsSeriesNo.SSG-1DateofIssue:
Tuesday,12
January,2010)
29)《放射性废物地质处臵安全要求》,国际原子能机构安全标准丛书,编号:
WS-R-4.2006-7-26.(GeologicalDisposalofRadioactiveWasteSafetyRequirementsIAEASafetyStandardsSeriesNo.WS-R-4DateofIssue:
Wednesday,26July,2006)
五、标准水平分析
目前,国际上针对高放废物处臵的研究成果和技术准则较为丰富,而对于低、中水
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