為規(guī)范低水平放射性固體廢物包的特性鑒定，保證放射性廢物安全，我部組織編制了國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)《低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見(jiàn)稿)》。現(xiàn)印送給你們，請(qǐng)研究并提出書面意見(jiàn)，并于2018年12月25日前通過(guò)信函或電子郵件的方式將意見(jiàn)反饋我部(電子文檔請(qǐng)同時(shí)發(fā)送至聯(lián)系人郵箱)。逾期未反饋意見(jiàn)的將按無(wú)意見(jiàn)處理。標(biāo)準(zhǔn)征求意見(jiàn)稿及其編制說(shuō)明可登錄我部網(wǎng)站(http://www.mee.gov.cn/)“意見(jiàn)征集”欄目檢索查閱。
聯(lián)系人：輻射源安全監(jiān)管司鄧少剛
電話：(010)66556375
傳真：(010)66556375
郵箱：HSSFFC@mee.gov.cn
通信地址：北京市西城區(qū)西直門南小街115號(hào)
郵政編碼：100035
附件：1.征求意見(jiàn)單位名單
2.低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見(jiàn)稿)
3.《低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見(jiàn)稿)》編制說(shuō)明
生態(tài)環(huán)境部辦公廳
2018年11月13日
附件1
征求意見(jiàn)單位名單
中國(guó)工程物理研究院
中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)有限公司
中國(guó)廣核集團(tuán)有限公司
國(guó)家電力投資集團(tuán)有限公司
清華大學(xué)
中國(guó)原子能科學(xué)研究院
中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院
中國(guó)輻射防護(hù)研究院
中國(guó)核電工程有限公司
上海核工程研究設(shè)計(jì)院有限公司
深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司
中核四〇四有限公司
中核四川環(huán)保工程有限責(zé)任公司
中核清原環(huán)境技術(shù)工程有限責(zé)任公司
各地區(qū)核與輻射安全監(jiān)督站
核與輻射安全中心
(部?jī)?nèi)征求固體廢物與化學(xué)品司、核設(shè)施安全監(jiān)管司、核電安全監(jiān)管司意見(jiàn))
前 言
為貫徹《中華人民共和國(guó)環(huán)境保護(hù)法》《中華人民共和國(guó)放射性污染防治法》和《中華人民共和國(guó)核安全法》，防治放射性廢物污染，保證放射性廢物安全，規(guī)范低水平放射性固體廢物包的特性鑒定，制定本標(biāo)準(zhǔn)。
本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了在近地表處置場(chǎng)處置的低水平放射性廢物包的特性要求和鑒定方法。本標(biāo)準(zhǔn)為首次制定。
本標(biāo)準(zhǔn)的附錄A、附錄B為資料性附錄。
本標(biāo)準(zhǔn)按照GB/T1.1-2009給出的規(guī)則起草。
本標(biāo)準(zhǔn)由生態(tài)環(huán)境部輻射源安全監(jiān)管司和法規(guī)與標(biāo)準(zhǔn)司組織制訂。
本標(biāo)準(zhǔn)主要起草單位：中國(guó)工程物理研究院材料研究所、中核四川環(huán)保工程有限責(zé)任公司、中核四〇四有限公司、深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司、中國(guó)輻射防護(hù)研究院。
本標(biāo)準(zhǔn)生態(tài)環(huán)境部20□□年□□月□□日批準(zhǔn)。
本標(biāo)準(zhǔn)自20□□年□□月□□日起實(shí)施。
本標(biāo)準(zhǔn)由生態(tài)環(huán)境部解釋。
低水平放射性廢物包的特性鑒定
1 范圍
本標(biāo)準(zhǔn)適用于待處置的低水平放射性廢物包的特性要求和鑒定方法。
本標(biāo)準(zhǔn)不適用于高完整性容器。
2 規(guī)范性引用文件
本標(biāo)準(zhǔn)引用了下列文件中的條款。凡是不注明日期的引用文件，其有效版本適用于本標(biāo)準(zhǔn)。
GB/T 2419 水泥膠砂流動(dòng)度檢驗(yàn)方法
GB 5085.1 危險(xiǎn)廢物鑒別標(biāo)準(zhǔn)腐蝕性鑒別
GB 5085.3 危險(xiǎn)廢物鑒別標(biāo)準(zhǔn)浸出毒性鑒別
GB 5085.5 危險(xiǎn)廢物鑒別標(biāo)準(zhǔn)反應(yīng)性鑒別
GB/T 5202 輻射防護(hù)儀器α、β和α/β(β能量大于60keV)污染測(cè)量?jī)x與監(jiān)測(cè)儀
GB 9132 低、中水平放射性固體廢物近地表處置安全規(guī)定
GB 11806 放射性物質(zhì)安全運(yùn)輸規(guī)程
GB 12711 低、中水平放射性固體廢物包裝安全標(biāo)準(zhǔn)
GB/T 14056.2 表面污染測(cè)定第2部分：氚表面污染
GB 14500 放射性廢物管理規(guī)定
GB 14569.1 低、中水平放射性廢物固化體性能要求水泥固化體
GB/T 17671 水泥膠砂強(qiáng)度檢驗(yàn)方法(ISO法)
GB 18871 電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)
GB/T 50080 普通混凝土拌合物性能試驗(yàn)方法標(biāo)準(zhǔn)
GB/T 50081 普通混凝土力學(xué)性能試驗(yàn)方法標(biāo)準(zhǔn)
EJ/T 776 輻射防護(hù)用β、x和γ輻射劑量當(dāng)量?jī)x和劑量當(dāng)量率儀
EJ 914 低、中水平放射性固體廢物混凝土容器
EJ 1042 低、中水平放射性固體廢物容器 鋼桶
EJ 1076 低、中水平放射性固體廢物容器 鋼箱
HJ/T 20 工業(yè)固體廢物采樣制樣技術(shù)規(guī)范
《放射性廢物分類》(環(huán)境保護(hù)部、工業(yè)和信息化部、國(guó)家國(guó)防科技工業(yè)局公告2017年第65
號(hào))
3 術(shù)語(yǔ)與定義
下列術(shù)語(yǔ)和定義適用于本標(biāo)準(zhǔn)。
3.1 特性鑒定 characterization
通過(guò)調(diào)查、計(jì)算、分析和(或)測(cè)量確定廢物體和廢物包的物理、化學(xué)性能和放射特性。
3.2 廢物體 waste form
通過(guò)處理和(或)整備后形成的具有一定物理和化學(xué)形態(tài)的固體廢物。廢物體是廢物包的一部分。
3.3 廢物包 waste package
按照搬運(yùn)、運(yùn)輸、貯存和(或)處置要求整備后的產(chǎn)物，包括廢物體、容器和容器之間的填充物。
3.4 固定廢物體 immobilized waste form
用水泥砂漿、細(xì)石混凝土等固定介質(zhì)把放射性固體廢物團(tuán)結(jié)成整體的廢物體。
4 低水平放射性廢物包的技術(shù)要求
4.1 低水平放射性廢物體
4.1.1 基本要求
低水平放射性廢物體的性能應(yīng)滿足GB 9132和GB 14500的有關(guān)要求。
4.1.2 水泥固化體
水泥固化體的性能應(yīng)滿足GB 14569.1中第5章規(guī)定的要求，參見(jiàn)附錄A。
4.1.3 固定廢物體
4.1.3.1 被固定的放射性廢物應(yīng)是非流動(dòng)態(tài)的、化學(xué)穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性良好的廢物。
4.1.3.2 待固定的放射性廢物的裝填量應(yīng)不小于廢物容器有效容積的 85%，且裝填高度應(yīng)不超過(guò)廢物容器有效高度的 95%。
4.1.3.3 待固定的放射性廢物應(yīng)經(jīng)過(guò)預(yù)處理，使其盡可能密實(shí)。
4.1.3.4 應(yīng)采取措施(如減小尺寸、加隔離物、緩沖物等)，防止內(nèi)裝的尖銳物損壞廢物容器。
4.1.3.5 對(duì)于易產(chǎn)生彌散性粉塵的廢物，固定前應(yīng)采取防止粉塵擴(kuò)散的手段。
4.1.3.6 廢物中的可燃物質(zhì)固定前應(yīng)進(jìn)行預(yù)處理，防止燃燒。
4.1.3.7 不同種類廢物混合固定時(shí)，應(yīng)考慮載荷的均勻分布。
4.1.3.8 固定廢物體周圍應(yīng)有不小于 20mm 的固定介質(zhì)保護(hù)層，以保證廢物體的整體性和強(qiáng)度滿足運(yùn)輸、貯存和處置的要求。
4.1.3.9 應(yīng)采用與廢物固結(jié)性能良好的固定介質(zhì)，如水泥砂漿或細(xì)石混凝土。
4.1.3.10 用水泥砂漿或細(xì)石混凝土固定時(shí)，廢物中不應(yīng)含有能吸收砂漿或細(xì)石混凝土中水分的物質(zhì)，并應(yīng)滿足以下要求：
a) 水泥砂漿
1) 28d 抗壓強(qiáng)度不小于 60MPa；
2) 流動(dòng)度不小于 310mm；
3) 抗?jié)B性能 28d 氯離子遷移電量不大于 2500C。
b) 細(xì)石混凝土
1) 28d 抗壓強(qiáng)度不小于 60MPa；
2) 塌落擴(kuò)展度不小于 680mm；
3) 抗?jié)B性能 28d 氯離子遷移電量不大于 2000C。
4.2 放射性廢物容器
4.2.1 基本要求
4.2.1.1 放射性廢物容器的結(jié)構(gòu)材料、襯里材料、涂層材料和密封材料應(yīng)與所盛裝的廢物特性和容器的工作環(huán)境條件(如溫度、濕度、壓力、腐蝕氣氛、輻射場(chǎng))相容。
4.2.1.2 在設(shè)計(jì)規(guī)定的條件和壽期內(nèi)，放射性廢物容器及其具有包容功能的附件應(yīng)能保持其包容和屏蔽能力，并滿足搬運(yùn)、運(yùn)輸、貯存和處置的要求或接收準(zhǔn)則。
4.2.1.3 放射性廢物容器的設(shè)計(jì)應(yīng)考慮最大限度的利用資源和存放空間，與貯存廠房、運(yùn)輸工具和處置設(shè)施相適應(yīng)。
4.2.1.4 放射性廢物容器應(yīng)有足夠的機(jī)械強(qiáng)度，能夠承受搬運(yùn)、運(yùn)輸、貯存和處置過(guò)程中正常情況下的負(fù)載、堆碼、振動(dòng)和沖擊，以及設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(如下落、碰撞)下的破壞。
4.2.2 鋼制容器
4.2.2.1 桶形鋼制容器應(yīng)滿足 EJ 1042 規(guī)定的要求。
4.2.2.2 集裝箱型鋼制容器應(yīng)滿足 EJ 1076 規(guī)定的要求。
4.2.2.3 其他形式的非標(biāo)廢物容器應(yīng)滿足 4.2.1 規(guī)定的要求。
4.2.3 混凝土容器
混凝土容器應(yīng)滿足EJ914規(guī)定的要求。
4.2.4 氚廢物容器
4.2.4.1 氚廢物容器應(yīng)選用經(jīng)試驗(yàn)證實(shí)、阻氚性能好的材料，并根據(jù)內(nèi)裝氚量，選用一層或多層包容材料，且玻璃不能作為最外層包裝容器。
4.2.4.2 氚廢物容器應(yīng)具有良好的密封性，并應(yīng)考慮由于溫度升高和氚衰變產(chǎn)生氦氣而形成增壓的影響。
4.2.4.3 對(duì)于含氚量大的廢物體，其容器內(nèi)可設(shè)置氚吸收裝置。
4.3 低水平放射性廢物包
4.3.1 基本要求
4.3.1.1 廢物包應(yīng)滿足 GB 9132 規(guī)定的要求。
4.3.1.2 廢物包的類型、型號(hào)、規(guī)格、尺寸和額定載荷，以及廢物包中裝載的放射性物質(zhì)種類、數(shù)量和放射性活度，應(yīng)符合相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)和相應(yīng)設(shè)計(jì)的要求。
4.3.1.3 廢物包的整備、包裝、搬運(yùn)、貯存、運(yùn)輸與處置過(guò)程中應(yīng)遵守 GB 18871 和相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的要求，并
形成符合要求和可追蹤的記錄文件。
4.3.1.4 廢物包應(yīng)備有所裝廢物的技術(shù)特性說(shuō)明書和單個(gè)廢物包中廢物體的特征和特性數(shù)據(jù)表，包括廢物
的物理、化學(xué)和放射性特性，以及廢物容器的檢驗(yàn)合格證明。
4.3.1.5 廢物包應(yīng)標(biāo)有與其記錄文件一致并符合規(guī)定的識(shí)別標(biāo)志和標(biāo)記。
4.3.2 放射性
4.3.2.1 廢物包內(nèi)放射性核素的活度濃度應(yīng)符合《放射性廢物分類》中低水平放射性廢物的限值要求。
4.3.2.2 廢物包的劑量率與表面污染水平應(yīng)滿足 GB 12711 規(guī)定的要求。
4.3.3 物理特性
4.3.3.1 廢物包內(nèi)包覆或固化的廢物應(yīng)呈密實(shí)的、非流動(dòng)的固體形態(tài)，并盡可能地充滿廢物包。
4.3.3.2 廢物包中游離液體的體積應(yīng)小于固體廢物體積的 1%。
4.3.4 機(jī)械和結(jié)構(gòu)性能
4.3.4.1 廢物包的機(jī)械和結(jié)構(gòu)性能應(yīng)符合相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)或 GB 11806 的規(guī)定，能夠承受搬運(yùn)、貯存、運(yùn)輸和處置過(guò)程中各種正常情況下的負(fù)荷應(yīng)力。
4.3.4.2 廢物包應(yīng)是密封、防水的，且應(yīng)考慮廢物包內(nèi)可能的壓力和廢物體尺寸變化(膨脹或收縮)的影響。
4.3.5 含氚廢物包
單個(gè)含氚放射性廢物包中氚的總活度應(yīng)不超過(guò)1.3×1013Bq，且氚釋放率每月不得大于總活度的10-5。
5 低水平放射性廢物包的檢驗(yàn)要求
5.1 應(yīng)根據(jù)廢物來(lái)源、廢物流特征，對(duì)廢物包產(chǎn)生過(guò)程(包括廢物分類收集、處理、整備、貯存和處
置)中的特性數(shù)據(jù)進(jìn)行調(diào)查、記錄、分析，作為廢物包性能評(píng)價(jià)的依據(jù)。
5.2 廢物包的放射性核素組成和濃度表征是廢物包特性鑒定中的核心內(nèi)容。應(yīng)在廢物體形成前、廢物
的產(chǎn)生、處理(整備)階段進(jìn)行測(cè)量；在廢物體形成后，主要是對(duì)其放射性特性進(jìn)行驗(yàn)證。根據(jù)廢物來(lái)
源途徑、廢物體中放射性核素是否均勻分布，可以建立測(cè)量方法。類似來(lái)源的廢物可以通過(guò)測(cè)試-模型- 驗(yàn)證的途徑，建立表征方法。使用的各類參數(shù)、模型以及方法，應(yīng)該是可信的，并經(jīng)過(guò)驗(yàn)證或證明。
5.3 在廢物包形成的過(guò)程中，對(duì)應(yīng)的檢驗(yàn)項(xiàng)目和檢驗(yàn)方法見(jiàn)表 1。
6 低水平放射性廢物體性能檢驗(yàn)方法
6.1 放射性
6.1.1 直接測(cè)量法
采用附錄B推薦的取樣方法，使用能譜分析和/或放射化學(xué)分析手段，測(cè)定廢物的放射性核素組成及活度。
6.1.2 關(guān)鍵核素推算法
如果已知廢物中不同放射性核素之間的定量關(guān)系，并且其中至少有一個(gè)容易測(cè)量的關(guān)鍵核素，可以通過(guò)對(duì)該關(guān)鍵核素的測(cè)量，用換算因子或核素間的平衡關(guān)系計(jì)算出其他核素的量和廢物體中的放射性活度。
6.1.3 計(jì)算法
通過(guò)廢物中放射性核素的組成和/或工藝過(guò)程及其關(guān)鍵參數(shù)(如中子注量率、輻照時(shí)間、平均燃耗、冷卻衰變時(shí)間、物料與放射性平衡計(jì)算、過(guò)程中的核素遷移計(jì)算參數(shù)和固化體中廢物包容量等)，采用經(jīng)過(guò)驗(yàn)證的程序，計(jì)算或估算廢物體中的放射性核素及其比活度。
6.1.4 非破壞性測(cè)量
6.1.4.1 使用γ能譜分析、中子分析等非破壞性測(cè)量專用設(shè)備，采用經(jīng)過(guò)驗(yàn)證合格的模型、程序，根據(jù)廢物源項(xiàng)資料和廢物體產(chǎn)生工藝、廢物容器屏蔽參數(shù)、核素在廢物體中的分布情況等參數(shù)，推算廢物體中放射性核素的組成和活度。
6.1.4.2 非破壞性測(cè)量方法在建立階段需要驗(yàn)證，并進(jìn)行不確定性分析；在向不同場(chǎng)景下拓展使用范圍時(shí)也需要證明和合理的驗(yàn)證；在使用階段，模型使用的重要參數(shù)，也需要定期驗(yàn)證。
6.2 化學(xué)性能
6.2.1 化學(xué)組成
采用附錄B推薦的取樣方法，對(duì)樣品進(jìn)行化學(xué)分析和/或放化分析。
6.2.2 浸出率
6.2.2.1 水泥固化體中放射性核素的浸出率采用 GB 14569.1 中 6.3.1 規(guī)定的方法測(cè)定。
6.2.2.2 廢物體中危險(xiǎn)化學(xué)物質(zhì)的浸出性能檢驗(yàn)按 GB 5085.3 規(guī)定的方法進(jìn)行。
6.2.3 抗浸泡性
水泥固化體抗浸泡性采用GB 14569.1中6.3.2規(guī)定的方法測(cè)定。
6.2.4 腐蝕性
廢物體的腐蝕性檢驗(yàn)按GB 5085.1規(guī)定的方法進(jìn)行。
6.2.5 化學(xué)反應(yīng)性
6.2.5.1 廢物體的化學(xué)反應(yīng)性檢驗(yàn)按 GB 5085.5 規(guī)定的方法進(jìn)行。
6.2.5.2 對(duì)含有輻解時(shí)會(huì)產(chǎn)生氫氣或甲烷的廢物體，或者易揮發(fā)有機(jī)化合物的廢物體，應(yīng)根據(jù)廢物中含氫物質(zhì)的量和所含放射性核素的量，估算氫氣和甲烷的生成速率，并用氣體質(zhì)譜法測(cè)定形成的廢物包的頂部空間中氫氣、甲烷和易揮發(fā)有機(jī)化合物的濃度。
6.3 物理性能
6.3.1 均勻性
6.3.1.1 廢物體中放射性核素分布的均勻性可用分段γ掃描或?qū)游?gamma;掃描測(cè)定。
6.3.1.2 廢物體結(jié)構(gòu)方面的均勻性可用層析 X 射線照相法測(cè)定。
6.3.2 游離液體
6.3.2.1 水泥固化體中游離液體按 GB 14569.1 中 6.1 的規(guī)定檢查。
6.3.2.2 固定廢物體中游離液體可采用射線照相、層析 X 射線照相或超聲波測(cè)定。
6.3.3 固定介質(zhì)的抗?jié)B性能
水泥砂漿和細(xì)石混凝土的抗?jié)B性能檢驗(yàn)方法按EJ 914中附錄C的規(guī)定進(jìn)行。
6.3.4 流動(dòng)度
6.3.4.1 水泥砂漿流動(dòng)度的測(cè)定方法按 GB/T 2419 的規(guī)定進(jìn)行。
6.3.4.2 細(xì)石混凝土塌落擴(kuò)展度的測(cè)定方法按 GB/T 50080 的規(guī)定進(jìn)行。
6.4 機(jī)械性能
6.4.1 水泥固化體的抗壓強(qiáng)度、抗沖擊性按 GB 14569.1 中 6.2 規(guī)定的方法進(jìn)行檢驗(yàn)。
6.4.2 水泥砂漿的抗壓強(qiáng)度檢驗(yàn)方法按 GB/T 17671 的規(guī)定進(jìn)行。
6.4.3 細(xì)石混凝土的抗壓強(qiáng)度檢驗(yàn)方法按 GB/T 50081 的規(guī)定進(jìn)行。
6.5 輻照穩(wěn)定性
水泥固化體耐γ輻照性按GB 14569.1中6.5規(guī)定的方法進(jìn)行測(cè)試，固定介質(zhì)的耐γ輻照性測(cè)試可參照?qǐng)?zhí)行。
6.6 熱性能
水泥固化體的抗凍融性按GB 14569.1中6.4規(guī)定的方法進(jìn)行測(cè)試。
7 低水平放射性廢物包的檢驗(yàn)方法
7.1 放射性
7.1.1 劑量率測(cè)量
7.1.1.1 應(yīng)采用符合 EJ/T 776 規(guī)定的劑量率儀進(jìn)行測(cè)量。
7.1.1.2 應(yīng)考慮環(huán)境輻射本底的影響，并設(shè)法加以避免或扣除。
7.1.2 表面污染測(cè)量
7.1.2.1 廢物包表面總污染應(yīng)采用符合 GB/T 5202 規(guī)定的表面污染測(cè)量?jī)x進(jìn)行測(cè)量。
7.1.2.2 廢物包表面的非固定污染測(cè)量應(yīng)采用擦拭法。擦拭面積應(yīng)根據(jù)廢物包的大小和置信度的要求決定，通常不應(yīng)小于 300cm2；擦拭取樣應(yīng)有代表性，擦拭樣品的測(cè)量應(yīng)使用屏蔽良好的固定式計(jì)數(shù)裝置，同時(shí)扣除本底。
7.2 堆碼試驗(yàn)
7.2.1 廢物包的堆碼試驗(yàn)按 GB 11806 規(guī)定的方法進(jìn)行。
7.2.2 采用低、中放廢物鋼箱容器的廢物包的負(fù)載試驗(yàn)按 EJ 1076 規(guī)定的方法進(jìn)行。
7.2.3 采用低、中放廢物混凝土容器的廢物包的負(fù)載試驗(yàn)按 EJ 914 規(guī)定的方法進(jìn)行。
7.3 用作運(yùn)輸?shù)膹U物包的試驗(yàn)
用作運(yùn)輸?shù)膹U物包還應(yīng)按GB 11806的規(guī)定進(jìn)行噴水試驗(yàn)、自由下落試驗(yàn)和貫穿試驗(yàn)。
7.4 附加試驗(yàn)
混凝土容器的滲水試驗(yàn)按EJ 914規(guī)定的方法進(jìn)行。
7.5 含氚廢物包
7.5.1 廢物包表面的氚污染測(cè)量按 GB/T 14056.2 規(guī)定的方法進(jìn)行。
7.5.2 含氚廢物包的釋氚率采用全氚取樣、液體閃爍譜儀測(cè)量的方法，測(cè)算釋氚率。
7.6 廢物包的實(shí)物檢查
廢物包應(yīng)根據(jù)廢物源項(xiàng)和/或產(chǎn)生批次,按不大于 2%(至少 2 件)的比例進(jìn)行抽查。抽查檢驗(yàn)以非破壞性檢驗(yàn)為主，必要時(shí)可按附錄 B 的規(guī)定進(jìn)行取樣分析，包括以下部分或全部?jī)?nèi)容：
a) 廢物包外觀質(zhì)量；
b) 廢物包質(zhì)量；
c) 廢物包的表面污染水平；
d) 廢物包的表面輻射劑量水平；
e) 廢物包內(nèi)放射性核素種類及活度；
f) 廢物包的空隙及填充率。
8 質(zhì)量保證
8.1 總則
8.1.1 與廢物體和廢物包特性鑒定有關(guān)的單位應(yīng)編制特性鑒定的質(zhì)量保證大綱或質(zhì)量計(jì)劃，從組織機(jī)構(gòu)、人員和設(shè)備配置、管理程序、技術(shù)等方面保證特性鑒定的質(zhì)量滿足本標(biāo)準(zhǔn)及有關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的要求。
8.1.2 質(zhì)量保證大綱應(yīng)規(guī)定要進(jìn)行的各項(xiàng)活動(dòng)的技術(shù)方面的要求，以及保證滿足這些要求的措施。
8.2 過(guò)程控制
8.2.1 廢物產(chǎn)生單位在加工處理廢物時(shí)，應(yīng)對(duì)各工藝過(guò)程、工藝設(shè)備和儀表進(jìn)行質(zhì)量控制和評(píng)定，確保生產(chǎn)過(guò)程處于受控狀態(tài)。
8.2.2 應(yīng)按照相關(guān)規(guī)范、標(biāo)準(zhǔn)和準(zhǔn)則的要求對(duì)廢物體、廢物包產(chǎn)生的工藝過(guò)程進(jìn)行控制，確保這些工藝過(guò)程由合格的人員，按照認(rèn)可的程序、使用合格的設(shè)備，按現(xiàn)有標(biāo)準(zhǔn)來(lái)完成。
8.2.3 應(yīng)制定必要的程序和操作手冊(cè)對(duì)特性鑒定過(guò)程中的采樣、制樣、分析、測(cè)量、數(shù)據(jù)處理和評(píng)審、接口管理進(jìn)行控制，保證特性鑒定結(jié)果的可靠性和具有足夠的置信度。
8.2.4 應(yīng)采取措施對(duì)使用的儀器和設(shè)備進(jìn)行妥善維護(hù)、保管和定期標(biāo)定，保證其合適的準(zhǔn)確度和精度。
8.2.5 應(yīng)按照相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)、規(guī)范的要求，編制廢物包特性技術(shù)說(shuō)明書，并對(duì)文件的真實(shí)性負(fù)責(zé)。
8.3 人員配備與培訓(xùn)
應(yīng)建立特性鑒定人員的聘用、培訓(xùn)和考核制度，保證工作人員能可靠地完成所承擔(dān)的任務(wù)，并保持其應(yīng)有的水平和能力。
8.4 質(zhì)量保證記錄
應(yīng)建立并執(zhí)行質(zhì)量保證記錄制度。按規(guī)定的程序?qū)μ匦澡b定的記錄和質(zhì)量保證記錄進(jìn)行審查、批準(zhǔn)、發(fā)放、保存和銷毀，以保證在合理時(shí)間內(nèi)能提供所有的證據(jù)。
附 錄 A
(資料性附錄)
水泥固化體主要性能及其檢驗(yàn)方法
表 A.1 水泥固化體主要性能及其檢驗(yàn)方法
附 錄 B
(資料性附錄)
取樣
B.1 基本要求
B.1.1 應(yīng)根據(jù)廢物源項(xiàng)、處理工藝的穩(wěn)定性、廢物體的均勻性和取樣目的，制定取樣方案。
B.1.2 選用的取樣方法和設(shè)備應(yīng)適合被取樣物的特性和取樣點(diǎn)設(shè)計(jì)的要求。
B.1.3 必要時(shí)可采取實(shí)驗(yàn)室模擬手段制樣，也可在廢物的處理、整備過(guò)程中采樣。
B.1.4 為滿足數(shù)據(jù)的置信度和準(zhǔn)確度要求，必須有足夠的樣品量和合適的平行樣數(shù)。
B.1.5 應(yīng)滿足GB 18871規(guī)定的要求，盡量減少取樣造成的輻射危害和環(huán)境污染。
B.2 均勻廢物取樣
B.2.1 工藝過(guò)程取樣
均勻廢物應(yīng)采用在線、定時(shí)定點(diǎn)取樣。
B.2.2 廢物包中取樣
應(yīng)采用抽樣或等分取樣方式，對(duì)廢物包進(jìn)行鉆芯取樣、壓芯取樣或切割取樣。
B.3 非均勻廢物取樣
B.3.1 應(yīng)在不同廢物產(chǎn)生地或在混合之前，分別對(duì)不同廢物的代表性樣品進(jìn)行隨機(jī)取樣。
B.3.2 應(yīng)盡可能將非勻質(zhì)廢物切碎、混合后，按HJ/T 20規(guī)定的方法進(jìn)行。
B.3.3 對(duì)于不易切碎的非勻質(zhì)廢物，宜壓實(shí)后“鉆芯”取樣。
B.3.4 對(duì)非勻質(zhì)的金屬?gòu)U物，宜熔融處理后再取樣。
B.4 取樣頻度與取樣量
B.4.1 根據(jù)廢物處理工藝的穩(wěn)定性、廢物體的均勻性和取樣目的，參照HJ/T 20規(guī)定的方法進(jìn)行設(shè)定取樣頻度和取樣量。
B.4.2 當(dāng)測(cè)定結(jié)果不滿足所規(guī)定的置信度或準(zhǔn)確度要求時(shí)，需要再次取樣。
原標(biāo)題：關(guān)于征求國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)《低水平放射性廢物包的特性鑒定(征求意見(jiàn)稿)》意見(jiàn)的函