国家标准计划《核动力厂中、低水平放射性废物包活度确定 比例因子法》由 TC58（全国核能标准化技术委员会）归口，TC58SC2（全国核能标准化技术委员会辐射防护分会）执行 ，主管部门为国家标准委。

主要起草单位 上海核工程研究设计院股份有限公司 、生态环境部核与辐射安全中心 、中广核环保产业有限公司 、中国核电运行管理有限公司 、福建福清核电有限公司 、中国核电工程有限公司 、中广核工程有限公司 、苏州热工研究院有限公司 、中广核研究院有限公司 。

本标准修改采用ISO国际标准：ISO 21238:2007。

采标中文名称:核能—核燃料技术—核动力厂中、低水平放射性废物包活度确定 比例因子法。

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目前，全球核电事业的繁荣发展，各国纷纷将核能作为能源发展的关键方向。

我国在“双碳”目标驱动下，也将核能作为了能源转型的重要支柱。

但是，核电厂运行期间也会产生大量放射性废物。

例如：我国秦山、大亚湾和田湾三个核电基地经过几十年的运行，已积累了相当数量的放射性固体废物。

随着我国的核电机组不断投入运行，核电机组的运行和检修中将产生大量放射性固体废物，除部分固体废物进行解控外，大部分固体废物在证明满足处置场接收准则的条件下，送入废物处置场进行处置。

在此情况下，如何获取核电厂运行所产生的废物的活度浓度信息，以确定放射性废物是否满足近地表处置场的接收准则，仍是目前核电厂放射性废物管理中亟待解决的问题。

世界各国都对核电厂放射性废物的活度浓度监测做出了相关要求。

我国多个法律、部门规章、国家标准都对此也有相关明确指示。

我国《中华人民共和国核安全法》中明确给出了放射性废物的定义，同时《中华人民共和国放射性污染防治法》在《中华人民共和国核安全法》的基础上，补充要求对放射性废物进行监测数据记录，记录内容包括放射性废物的种类、数量和活度等。

2017年11月30日，环境保护部、工业和信息化部、国家国防科技工业局联合发布了《放射性废物分类》公告，公告要求针对放射性废物的活度浓度进行分类。

GB9132-2018《低、中水平放射性固体废物近地表处置安全规定》5.1.1节进一步指出近地表处置的放射性固体废物活度浓度应符合《放射性废物分类》的规定。

综上所述，有必要对放射性废物的核素活度浓度进行估算和测量。

放射性废物核素活度浓度的确定具有一定的重要性。

放射性核素活度浓度的确定是辐射防护和放射性废物管理的源头，对其进行合理的分析和控制，将直接决定工作人员、公众和环境的辐射照射是否可以保持在合理可行和尽量低的水平。

当前世界各国核电厂主要采用物理、化学以及放射性化学方法检测核素活度浓度。

在我国，已经建立国家级-省级-地市级三级辐射监测管理体系，确保核能利用过程中产生的放射性满足监督管理要求。

目前针对放射性废物核电厂主要采用桶外γ扫描测量方法，但是这种方法给出的都是易测核素的活度浓度。

但是并非所有核电厂产生的核素都可以采用直接测量的方法。

这些核素如3H、14C、63Ni、55Fe、90Sr等，需要对废物取样后用放射化学方法进行分析，而这些分析方法大多过程相对复杂，对实验室设备要求较高，难以进行测量，电厂内的实验室目前也不具备测量能力，因此被称为难测核素（Difficult To Measure Nuclides, DTM）。

美国核管会（NRC）于1982年发布了10CRF 61报告《放射性废物土地处置许可要求》，要求运营单位对所有转运至低水平放射性废物处置场的固体废物，必须给出几个难测核素的量。

我国也有相关规定要求放射性废物必须满足近地表处置场的接收准则。

因此如何确定废物中的难测核素活度仍是目前我国核电厂放射性废物管理中亟待解决的问题。

根据NRC的监管指导，核电厂可以利用长寿命、难测量放射性核素与更容易直接测量核素之间（通常被称为关键核素）的比例因子来表征难以测量的放射性废物。

美国EPRI上世纪八十年代开始对大量废物进行了测量，并根据测量数据建立一套“比例因子”来标定难测核素与一些关键核素（Key Nuclides, KM）的活度比，以方便电厂通过测量易测核素的活度来估算难测核素的活度。

难测核素的活度浓度可以表示为关键核素的活度浓度与比例因子的乘积。

这个方法是经验性的，通过取样测量和统计评价确定比例因子。

是否适用这个方法，由难测核素和关键核素活度水平的关联性来决定，以置信度水平的接受为基础。

比例因子方法依赖于核素之间的关联性或可预见的关系，对一个给定的难测核素和关键核素对是否适用该方法，可以通过以下方式检验：（1）考虑它们的产生机制，物理化学行为和观察它们的相关性；（2）利用统计方法检查是否存在关联性。

当难测核素的放射性活度与关键核素的浓度成线性关系时，比例因子由分析值的几何平均值确定；当难测核素和关键核素的关系呈非线性时，将测量数据的对数值进行线性回归得到比例因子。

通常，60Co作为来自反应堆冷却剂的腐蚀产物和活化产物核素的关键核素，60Co 和137Cs作为裂变产物核素和α核素的关键核素。

目前，比例因子法在很多国家的核电厂都得到了应用，并且已经有二十多年的实践经验。

同时，比例因子法具有一定的适用性，比例因子提供了一个机制，通过对大量废物流开展有限数量的放化分析来估计单个废物包里的难测核素，然后确定废物样品中难测核素和关键核素之间的关系，在合理的置信度下，认为这些关系能够代表整个同类或不同类废物流。

但是我国核电厂在这方面的实践并不多，目前只有少数电厂在使用这种方法，所引用的比例因子还是法国九十年代的数据，综上所述，可以考虑比例因子法在我国进一步使用。

本标准将针对核电厂难测核素的确定方法提出要求。 本标准适用于水冷反应堆核电厂产生的放射性废物中难测核素的比例因子的确定。本标准也适用于其他反应堆类型，例如气冷反应堆。基于理论考虑（即非基于实验测量）确定比例因子的方法不在本国际标准范围内。 主要技术内容包括： 1、范围 2、规范性引用文件 3、术语和定义 ？难测核素 ？关键核素 ？比例因子 ？废物包 ？代表性样品 ？混合样品 ？干放射性废物 ？均质废物 ？非均质废物 4、总则 ？比例因子法 ？关注的难测核素 5、取样的技术要求 ？取样总则 ？代表性取样 ？离群值的排除 ？样品记录 6、比例因子的评估方法 ？比例因子法的适用性 ？线性关系法评估 ？非线性关系法评估 ？关键核素的选取 ？比例因子整合与分类方法 ？比例因子整合的准确性 附录A（资料性）比例因子法应用实践与示例