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类型EJ 1107-2000 铀矿冶设施退役整治工程设计规定.pdf

  • 上传人:hans_07
  • 文档编号:44781970
  • 上传时间:2017-06-17
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    EJ 1107-2000 铀矿冶设施退役整治工程设计规定 1107 2000 铀矿 设施 退役 整治 工程设计 规定
    资源描述:
    ICS7.120.30
    F 49
    中华人民共和国核行业标准
    EJ1107--2000
    铀矿治设施退役整治工程设计规定
    The design regulations for
    decommissioning and restoration
    of uranium mining and milling facilities
    2001-02-28发布
    2001-08-01实施
    国防科学技术工业委员会发布
    EJ1107~2000

    本标准是为适应核工业铀矿冶设施退役整治工程设计而编写的。本标准发布后,将使我国的铀矿治
    设施退役整治工程设计有统一标准,从而进一步提高设计质量,达到退役整治与环境效益的统一,以保
    证达到公众免受放射性辐射危害和给环境带来明显的社会效益的预期结果。
    本标准以GB8703-8《辐射防护规定》和GB14586-93《铀矿冶设施退役环境管理技术規定》
    为主要依据。
    本标准由中国核工业总公司矿治局、安防局提出
    本标准由核工业标准化研究所归囗
    本标准起草单位:核工业第四研究设计院。
    本标准主要起草人:陈功烈、张旺、马相池。
    EJ1107~-2000
    铀矿治设施退役整治工程设计规定
    1范
    本标准规定了铀矿冶设施退役整治工程设计应遵循的原则、管理限值和设计技术要求。
    本标准适用于铀矿冶设施退役整治工程设计。非铀矿治设施退役整治工程的设计,当其放射性物质
    含量超过本規定的管理限值时,可参照执行。
    2定义
    本标准采用下列定义。
    退役 decomp ssioning
    对永久终止运行的铀矿冶核设施所采取的治理措施,以保证公众免受残留和长期受控制的放射性物
    质危害及其他可能的危害,且使建筑物、设备和场地有可能得到重新利用。
    整治 restoration
    使铀厂(矿)的坑(井)口、露天采场废墟、废石场、堆浸渣场、尾矿库等处于长期监护状态下所
    采取的行动。
    2.3
    露天采场慶 opencast ruins
    露天采矿作业己结束的场所
    地浸井场 dr ii ling site of in situ leaching
    系指原地浸出采矿场所。一般由注液钻孔、抽液钻孔、监控钻孔、输送管网和有关设施等组成
    废石场 waste ore site
    堆放露天剥离物或井下掘进废石的场地。
    2.6
    堆浸场 heap leaching site
    堆放矿石并对矿石堆中某些有用成分进行没出的专用场地。
    堆浸渣场 heap leaching residues site
    堆放经过堆浸处理后废矿渣、矿混和其他余产物的场地。
    2.8
    尾矿库 tai l ings impoundment
    贮存水治厂尾矿和其它有害物的专用设施。一般由尾矿坝、滩面及排水泄洪设施组成
    EJ1107-2000
    3退役蓬治工程设计原则
    3.1严格逆循轴矿治设施退役整治工程设计程序。设计一般按初步设计、施工图设计程序进行,当工
    稈技术简单或经主管部门批准,可根据批准的可行性研究报告直接进行施工图设计。可行性研究报告、
    初步设计完成后应及时上报,并按有关要求进行审批
    3.2设计应贯彻“就地处置、相对集中、回填复垦”的技术政策:坚持因地制定、技术先进、经济合
    理、安全可、保护环境的原则:积极采用和推广国内外成熟的新技术。
    3.3设计整治方案要充分体现环境效益、经济效益和社会效益,并在不同条件下应有所侧重;应运用
    代价效益分析的方法:贯彻辐射剂量可合理达到的尽量低原则:整治方案应具有可操作性
    3.4整治工程的设计,要同时考虑工程长期监控措施和管理要求。
    3.5役整治项目的设计应尽量避免在退役整治过程中发生二次污染。
    3.6整治后的尾矿坝、废石场的拦渣墙、护坡、排洪沟和埽陷区等工程应保持长期稳定。
    3.7对位于地震、湿陷性黄土、永冻地区及其它特殊条件下的退役整治工程设计还应同时满足有关规
    范(定)要求。
    4退役整治设计的环境管理限值
    4.1退役整治工程实施后,最终状态下公众受照终生平均年有效剂量应低于0.25mSv。
    4.2废石场、尾矿库、堆没场、露天采场废及地表工业场地等经最终整治后,其表面平均氧析出率
    不应超过0.74Bq/um2?s)
    4.3土地去污后,任何平均100m2范围内,表层15cm厚度土层中核素2Ra的最离比活度平均值不应
    超过0.18Bq/g:其下层15cm厚度土层中不应超过0.56Bqg
    4.4被污染的设各、器材、建《(构)筑物等表面经去污处理后,其a放射性表面污染的水平,当低于
    0.08Bq/cm2时,可在一殷场合使用。
    4.5可居住建筑物去污后,氧子体的浓度值(含本底)不应超过624×10~'Iim3。
    4.6废水经处理后流入环境地表水时,应保证在排放口下游最近取水处水中的主要天然放射性核景浓
    度所致公众剂量应满足有关规定要求。
    4.7非放射性有毒有害物质浓度应符合国家有关标准规定。
    5退役整治工程项目
    5.1经监测,凡超过相应管理值的工业场地及建(构)筑物、设备材料及管线、铁路专用线及转运
    站、运矿公路、农田、地表水体及地下水等均应列为退役治理項目。
    5.2尾矿库、废石场、堆浸渣场、地浸场、露天采场废墟、坑(井)口、塌陷区等,均应列为整治项

    5.3经监测,略有超过管理限值的污染项目,当具有下述情况之一时,根据情况可考虑不予整治
    a)在整治过程中,施工人员的危险性较大
    b)在整治过程中,有可能再扩大污染:
    c)在整治过程中,干旱地区的榬被這破坏
    dり整治后,取得的效益同整治费用严重失衡。
    5.4对环境影响较大的项目,而当前又无确定的整治措施,应作研究课题提出,并在设计中预留适当
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