3.7.3.3 废物包的转运
应考虑处理、整备后对废物包进行检查（包括表面剂量率、表面污染水平和废物包完好性），以及检验合格后转运至废物库贮存的需求。 3.7.3.4 二次废物的管理
废物库设计应考虑废物库运行产生的放射性废物的处理、整备和处置。可以根据本废物库和本地区的条件采取在本废物库或其它有能力的设施中处理、整备和处置二次废物。产生的非放废物可以在本废物库场址范围内或送交地方垃圾填掩场址处置。 3.8 辐射防护
3.8.1 辐射防护设计原则
⑴ 废物库的设计，必须符合GB 18871规定的原则和要求，为从事废物作业的工作人员和公众提供辐射防护措施。
⑵ 从事废物运输、接收、贮存、检查和监测的工作人员及公众的受照剂量应不超过GB 18871所规定的限值。
3.8.2 辐射分区
放射性废物贮存库内的房间按其辐射水平和可能污染的程度分为二区，即控制区和监督区。废物贮存车间、贮源车间、废物处理车间所在区为控制区，其他工作间为监督区。 3.8.3 辐射屏蔽设计
3.8.3.1 屏蔽计算中源项的选取
⑴ 在确定贮存坑盖板及废物库墙体的屏蔽层厚度时，应选取所存废物内可能出现的活度高且γ射线能量较高的核素作为屏蔽计算的主要辐射源项，以适应未来贮存的需要。 ⑵ 当废物堆放面积和体积均较大时，可选用半无穷大体源计算屏蔽厚度。
⑶ 由于废源库接收的不在用的或废弃的密封放射源均带有屏蔽容器，根据GB11806《放射性物质安全运输规定》，其表面及一米处的剂量率应符合三级货包运输规定，即表面剂量率小于2mSv/h、距表面一米处小于0.1 mSv/h。屏蔽计算时，可选用点源及点源组合，按钴-60γ射线能量确定屏蔽层厚度。 3.8.3.2 剂量目标值
设计所采取的剂量目标值如下：
⑴ 从事放射性废物运输、检查、监测和贮存等放射性工作的人员，年有效剂量不超过5 mSv；库区周围公众年有效剂量不超过0.1 mSv。
⑵ 在进行屏蔽层厚度计算时，选用的剂量率值分别为： — 距盖板表面0.5米的剂量率不超过20μSv/h； — 各贮存间隔墙表面0.2米处剂量率不超过20μSv/h； — 库体外墙外表面0.2米处剂量率不超过2.5μSv/h。 ⑶ 表面污染控制水平按GB 18871 规定值执行。 3.8.3.3 屏蔽材料
废物库主体建筑物的墙体（高度2米以下）、贮存区内的隔墙、贮存坑及贮存坑盖板应选用质量合格的普通混凝土做屏蔽材料，混凝土的密度不低于2.2 g/cm3。 3.8.4 辐射监测
辐射监测设计应提供必要的手段和仪器，保证工作人员的受照剂量、工作场所的外照射水平和空气污染水平、以及废物的放射性水平和废物包的表面剂量和表面污染水平监测的要求。 3.8.4.1 个人剂量监测
采用个人剂量仪监测放射性工作人员的受照剂量，以了解放射性工作人员受照情况及做为对其职业照射评价的依据。
3.8.4.2 工作场所监测 ⑴ 外照射水平监测
应提供可携式剂量率仪，对工作场所、废物桶、废源容器、屏蔽层外的外照射水平进行监测，以确定工作方式及贮存位置。 ⑵ 表面污染监测
应提供表面污染监测仪，监测工作人员皮肤与工作服、搬运工具、废物包装容器、工作场所等处的表面污染水平，以确定是否符合控制值要求及应采取的对策。 ⑶ 气溶胶监测
应提供可携式空气取样器，对气态流出物及工作场所、贮存间等地的空气采样，在放射性气溶胶监测仪上进行测量，以确定取样处的空气污染水平及应采取的措施。 3.8.4.3 事故下的监测
应提供上述仪表，以便在能发生的事故工况下，对上述监测内容进行测量，对事故影响作出评价。 3.8.5 个人防护
应为从事废物搬运、吊装、检查、贮存、监测等放射性操作的工作人员，提供必备的个人剂量监测仪表和个人防护用品（包括防护衣、手套、工作鞋、口罩等）。 3.8.6 环境监测
应考虑对库区内、外环境实施监测，以便评价和证实废物库的安全性。 3.8.6.1 外照射水平监测
应选用便携式剂量仪表对库区内、外环境的外照射水平进行测量并与开工前的本底水平进行比较，以便对辐射质量现状进行评价。 3.8.6.2 环境样品监测
应为库区内、外环境中的空气、地表水和地下水、土壤、动植物等样品测量提供必要的仪表。 3.8.6.3 监测仪表
应选择灵敏度较高的低量程仪表，以满足环境监测工作需要。
一类废物库应尽可能建立自己完备的监测系统，包括核素分析及低本底监测仪。二类废物库可视实际情况配置必要仪表或将样品送有资质的单位进行分析测量。 3.8.6.4 记录与数据保存
应为所有监测记录与数据的长期妥善保存提供相应的手段和设备。 3.9 建筑 3.9.1 建筑布置
⑴ 放射性废物库的平面和空间布置应满足工艺布置要求，同时应能防止非获准的人员进入库房。 ⑵ 废物库的平面设计应组织好人流和物流，避免交叉污染。人流的路线应遵循从低辐射区进入高辐射区的原则。
⑶ 废物库入口和走道处应设置指示牌和警告牌。不同辐射分区应采用不同色标；
⑷ 工作人员进入或离开贮存区或废物处理操作区，必须通过过渡间或卫生出入口。卫生出入口处应设置手/脚污染监测装置。贮存区或废物处理操作区不能作为通向其他作业区通道的一部分；
⑸ 建筑布置应充分考虑废物装卸、运输和处理等操作空间以及维修设备和工具的贮存场地的需要。 3.9.2 建筑防火等级
废物库设计应符合GB J16的有关规定，废物库贮存物品的火灾危险性分类按丙类设计，建筑物耐火等级为二级。
3.9.3 地面设计
废物库地面设计应符合GB 50037的有关规定。为了便于去除可能产生的放射性污染，贮存区和操作区的地面层应平整，并涂装涂料，其底层应设置防潮层，还需考虑汽车、叉车的通行和物件可能跌落的冲击作用。 应采取措施防止室外雨水侵入室，防止贮存区进水，防止墙体与基础之间渗水。 3.9.4 屋面设计
废物库的屋面设计应符合GB 50207的有关规定，屋面的防水等级为“I”级，库房不应设置内落水。屋面
设计应有防止结露的措施。 3.9.5 建筑涂装
废物库内应根据辐射屏蔽设计要求布置钢筋混凝土外墙和内墙。库区的墙面、地面和废源的贮存坑应按工艺要求涂装涂料。涂层应满足以下要求：
⑴ 涂膜在正常使用条件下保持稳定，至少在七年内不出现起泡、裂缝、粉化等外观缺陷； ⑵ 涂层要易于修补； ⑶ 光滑且易清洁；
⑷ 涂层系统应通过试验证明漆膜具有良好的附着力和去除放射性污染的性能；
⑸ 设计中应详细说明混凝土表面涂装涂料的技术要求：包括涂料品种和面漆颜色，涂料的性能和试验验收要求，基层表面的预处理，涂料施工和质量检验等。 3.9.6 门窗设计
为了防止可能的盗窃和放射性气溶胶向外泄漏，库房通常不设窗户。如需窗户，应采用固定窗，设置在2.5m以上，并设防盗栅栏。库房的外门应满足防盗和半气密的要求。 3.9.7 地下部分设计
地下和半地下废物库宜采用钢筋混凝土箱式结构，并采用有效的防水措施。 3.10 结构 3.10.1 基本准则
⑴ 废物贮存库的结构构件，应根据承载能力极限状态及正常使用极限状态的要求，按各使用工况分别进行承载能力及稳定、变形、抗裂、裂缝宽度计算和验算，处于地震设防区的结构，应按GB 50011的有关规定进行结构构件抗震的承载力计算。
⑵ 废物库建筑结构安全等级为二级。处于地震设防区的废物库，其抗震设防分类按GB 50023的规定为乙类。
3.10.2 结构荷载和荷载组合
⑴ 建筑物地基基础设计应遵循GB 50007的有关规定。 ⑵ 结构荷载和荷载组合应遵循GB 50009的有关规定。 ⑶ 处于地震区的废物库应遵循GB 50011的有关规定。 ⑷ 混凝土墙和地坑的设计应考虑大气温度变化产生的效应。
⑸ 废源贮存坑盖板应考虑盖板叠放时荷载和吊物从吊钩垂落引起的冲击力。
⑹ 地下、半地下的废物库应考虑地下水的作用效应。当有充分理由证明在使用期内地下水和上部滞水等不会对地下室产生水力作用时，可不考虑地下水的作用。 3.10.3 混凝土结构
⑴ 混凝土结构设计应遵循GB 50010的有关规定。
⑵ 混凝土结构厚度由辐射防护设计决定，最小厚度不宜小于250mm，混凝土强度等级不宜低于C25，并符合GB 50010规定的有关混凝土耐久性的要求。
⑶ 废物库外墙内侧，废源贮存坑的墙和盖板宜采用精制模板，处理后用作油漆涂装的基层，不宜采用水泥砂浆抹面。
3.10.4 废源贮存坑和盖板设计
⑴ 为满足辐射屏蔽要求，盖板周边均要设计成企口，盖板铺设后不应出现通缝。企口尺寸不小于100mm。盖板相互缝隙和盖板与墙体之间的缝隙尺寸不应超过10mm。 ⑵ 盖板的分块应与吊车起重量相适应。
⑶ 为了保护盖板周边不会因吊运的撞击造成边角损坏，盖板周边和企口处、墙与盖板的接合处应包镶角钢。 ⑷ 盖板铺设后要求平整，盖板吊钩不宜高出地面，吊钩部位要求光滑和便于去除放射性污染。 3.10.5 地下或半地下的废物库设计
地下或半地下的废物库应遵循GB 50108的有关规定。防水等级为二级，采用防水混凝土，混凝土抗渗等级
不低于S6。结构外侧宜采用防水措施。 3.11 通风
3.11.1 通风设计原则
放射性废物库的通风设计原则如下：
⑴ 通风设计应确保气流组织由放射性水平低的区域流向放射性水平高的区域；
⑵ 从事开放性操作的区域（如密封箱室内）和在正常条件下有可能受放射性污染的区域（如贮存镭源的贮存坑和废物处理操作间）应单独设立通风系统，以免交叉污染；
⑶ 应根据场址气候条件决定是否设置机械进风。对沙尘较多的地区应设置有效的进风过滤系统，防止室外的沙尘进入，抑制放射性污染扩散；
⑷ 应采取措施保持特定区域（如密封箱室）内在运行和停运工况下的适当负压，以防放射性气载物泄漏和扩散；
⑸ 向环境排放放射性物质应满足相关法规、标准和审管部门规定的要求；
⑹ 除上述要求外，采暖通风与空调系统的设计应符合EJ/T 1108、GBJ 19和相关规范的规定。 3.11.2 通风换气次数 通风换气次数如表1。 表1 通风换气次数表 工作区 换气次数 负压Pa
非放工作区 约2次/时，或自然通风 常压 废物贮存车间 约2次/时 约20 排风机房 约4次/时 约30 废物处理车间 约5次/时 约50 工作箱 不小于5次/时 200～300
3.12 给排水
放射性废物库的给排水设计原则如下：
⑴ 放射性废物和废源的贮存库内不应设置供水点，以防漏水造成废物包受浸和放射性污染扩散； ⑵ 应采取措施，将有可能因放射性泄漏而污染的上水系统与其他的生产上水、生活上水隔离； ⑶ 应采取措施，将有可能受污染的生产下水和排水系统与其他非放系统隔离，并单独收集和处理； ⑷ 向环境排放的废水应满足相关法规、标准和审管部门规定的要求；
⑸ 除上述要求外，给排水系统（包括消防）的设计应符合GB J13、GBJ 14、GBJ 15、GBJ 16和GBJ 140规定的要求。 3.13 电气
放射性废物库的电气设计应满足GB 50034、GB 50053、GB 50054、GB 50055、GB 50057、GBJ 45等规范的要求。 3.14 通信
放射性废物库的通信设计应满足GBJ 42的要求，并考虑多种手段的可靠性。 3.15 安全保卫
应根据放射性废物库的放射性源项和周边社会与安全环境情况参照HAF 501/01和HAD 501/02的规定设置适当的安全保卫系统，包括出入口控制系统、闭路电视监视系统和（或）库区周界照明和报警系统。 3.15.1 出入口控制系统
应在废物库区的出入口，特别是废物贮存车间和废物处理车间的出入口设置合适的控制系统，如证件检查、可视对讲、密码输入或读卡控制系统。出入口控制系统应与出入登记系统和（或）闭路电视监视系统相连，以便确认、记录和（或）监视出入人员。 3.15.2 闭路电视监视系统
闭路电视监视系统由工艺操作室内监视系统、室外监视系统和监控室组成。
⑴ 应在废物贮存车间和废物处理车间内的适当位置设置适当数量的变焦云台摄像机，供工艺操作和室内监视用。
⑵ 应在出入口和库区周界控制处设置室外监视摄像机，供识别与记录出入人员和遥控出入口用。 ⑶ 监控室应装置足够的电视屏和画面转换器，遥控出入口和周界照射灯的开关。 ⑷ 废物贮存车间及其吊车的电源控制与报警系统应设置在监控室内。 3.15.3 周界照明和报警系统
周界照明和报警系统应包括废物贮存车间、废物处理车间和废物库区周界照明灯、入侵探测器和报警器以及监控室的报警器。
3.16 环境影响与辐射安全评价 3.16.1 环境影响评价
设计文件中应包括环境保护的篇章，论述辐射环境质量现状、对环境可能产生的辐射危害因素及其影响；阐明设计选取的剂量约束值及评价结果，并详细说明设计所采取的环境保护措施。 3.16.2 辐射安全评估
说明设计中所采取的辐射安全措施；阐明设计选取的目标值；计算从事废物收贮作业中各类放射性工作人员的年有效剂量及评估结果。 详细说明设计所采取的辐射安全措施。 3.17 事故预防和应急
设计应考虑预防事故发生以及事故应急措施所需的资源和条件。 3.17.1 可能发生的事故
应考虑在废物收贮过程中最可能发生的二种事故： （1）废物运输中发生交通事故（如撞车或着火）； （2）废物桶装卸作业中，废物包跌落。
以及由上述事故造成人员伤亡、废物容器损坏、废物散落出来或放射性气溶胶释放的后果。 3.17.2 事故预防措施
应针对可能发生的预期事故及其后果，按GB 14500第十三章的要求采取相应的预防措施。 3.17.3 事故应急措施
应针对可能发生的预期事故及其后果，按核安全部门的规定制定事故应急预案，提出应急措施。 3.18 退役 3.18.1 一般原则
在设计中应该考虑方便将来废物库的退役，包括：
⑴ 在可能受污染的地面墙面和工作表面使用光滑的、无缝的、不易吸收污染的材料和（或）容易去污的或剥离的涂料；
⑵ 建筑物、设备和管道的布置应考虑有足够的通道和空间以便于去污与拆除操作以及人员和机具的出入； ⑶ 设备和管道布置应防止放射性物质在系统和局部地方沉积，并考虑就地去污的可能性； ⑷ 考虑适当的通风系统，以防在运行和退役去污、拆除作业中可能出现污染扩散。 3.18.2 退役计划
设计阶段的退役计划应包括以下主要内容： ⑴ 退役设施的放射性源项估计； ⑵ 退役的目标和终态的辐射测量要求；
⑶ 拟采用的退役方案（包括特性调查、清除放射性物质和废放射源、去污、拆除、终态辐射测量）和使用现有技术实施安全退役的可能性；
⑷ 设施退役和退役废物管理所需的资源和条件；
⑸ 在建造阶段和运行阶段中对退役计划不断进行评估、细化与更新的要求。