放射性废水的处理方法范文

[关键词]放射性废物库；放射源；探测器；放射源监控管理系统

[中图分类号]TP277；TL941[文献标识码]A

1放射性废物库监控管理现状

我国的原子能事业起步于上世纪五十年代中期，在巩固国防和维护世界和平方面起到了极其重要的作用，现在原子能事业转向为国民经济建设服务，以放射性同位素与核辐射技术为代表的核技术，在我国工业、农业、医疗、卫生、地质勘探和科学研究等领域的应用越来越广泛，同时导致我国产生了不少放射性废物。政府制订出相关放射性废物处置政策、法规，各地建立不同规模的放射性废物库，负责收贮和暂存各行业核技术应用中产生的放射性废物和废放射源，对保护环境和保障公众健康起到了极其重要的作用。

但是，由于放射性废物库管理经验的欠缺以及技术手段的不完善，在一定程度上对环境和公众健康构成了威胁。因此，在促进核能、核技术开发利用的过程中，必须加强对放射性污染的防治，保护环境，保障人体健康。加强对放射性废物和废放射源的监控和管理是当务之急。

放射性废物的监控和管理是一个新的课题，没有固定方案可遵循，没有专用仪器和设备，但我们却要对整个废物库进行不间断地检测，掌握整个库区的放射性水平和安全状况，对任何意外情况都能及时做出报警。这就需要一套功能完善、工作可靠的放射性废物的监控管理系统，提高放射源及危险废弃物安全管理水平。放射性废物库监控管理系统应是针对废物库中的放射性核废物的存在位置、状态、安全、管理的一个综合性的监测管理系统。

2放射性废物库监控管理系统目标及原则

放射性废物库监控管理系统主要解决的是如下几个关键问题：

1）废物库内监测：在库内不间断进行剂量率监测，对放射性污染进行预警。

2）废物库外监测：在库外不间断进行环境剂量率监测，防止放射性污染的蔓延。

3）废物的安全管理：利用门禁、红外、摄像等手段防止放射源丢失、被盗及非法移动。

4）本地及远程报警：当剂量率水平及安全出现异常，及时报警。

5）库房管理：对核废物的出入库进行有效管理。

放射源安全管理的关键是永远保证放射源处于其指定的正确位置，防止人员误入控制区遭遇误照，避免放射源的丢失和被盗。坚持辐射防护“三原则”，即实践的正当性，辐射防护的最优化以及个人剂量的限值。放射性废物库监控管理系统要做到：灵敏、稳定、可靠，多重报警方式，信息传输快捷通畅。

3城市放射性废物库监控及管理系统设计的依据及标准

3.1设计依据

《中华人民共和国环境保护法》；《中华人民共和国放射性污染防治法》；《放射环境管理办法》国家环保局令[90]第3号。

3.2采用标准

《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求》（试行）；《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）；《放射性废物管理规定》（GB14500-2002）；《放射性物质安全运输规程》（GB11806-2004）、《使用密封放射源的放射卫生防护要求》（GB16354-1996）、《操作开放型放射性物质的辐射防护规定》（GB11930-89）。

4放射性废物库监控管理系统

4.1概述

放射性废物库监控管理系统主要实现对放射源出入库、集中存放进行日常管理，对放射性废物库内工作场所、放射源存放区域以及库区外环境进行实时监测；并以红外、门禁、摄像等手段相辅助。当所监测区域的辐射剂量率、计数率超过所预设的报警阈值，或者出现放射源非法移动、库门非法开启时，发出报警信号，存储数据和相关信息，并上报上一级主管部门及省级辐射监测站，以保证现场设备的放射源的安全、工艺安全、人员安全和环境安全。

4.2系统组成及各部分功能

放射性废物库监控管理系统由计算机及其管理系统软件、中子放射性检测仪、γ放射性检测仪、通道式γ检测仪、气溶胶快速测量仪、气象站、远距离读卡器、便携式读卡器、电子标签、检测数据显示装置、红外防盗装置、门禁连锁装置、声光报警装置、远程报警装置、便携式辐射测量仪、远程通信设备等组成。

放射性废物库监控管理系统以数据处理控制计算机为核心，采用模块化设计。将各功能模块有机地结合成一个整体，完成剂量率的检测、安防监控、报警、库房管理以及数据存储和上传。放射性废物库监控管理系统框图如图1所示。

4.2.1库区内放射性检测仪

库区内放射性检测仪采用固定式安装，主要包括区域就地二次仪表（含报警灯铃）、区域γ监测仪、区域中子监测仪、通道式γ放射性检测仪、α/β放射性气溶胶快速测量仪。用于检测出、入库以及存储区内的放射源检查和监测。当出现剂量率或者计数率越限时报警装置发出报警信号。

4.2.2库区外放射性检测仪

库区外放射性检测仪也采用固定式安装，主要包括区域就地二次仪表（含报警灯铃）和区域γ监测仪。用于库区外的环境放射性检测。当出现剂量率越限时报警装置发出报警信号。

4.2.3气象站

检测气温、湿度、风向、风力、气压、雨量等气象信息，便于对剂量率监测数据进行综合分析。

4.2.4远距离读卡器、电子标签

远距离读卡器和电子标签配合使用，主要作用是进行库房管理中核废物和管理人员的识别。便于查询在库区中放射源和人员状况。电子标签分为两类：人员和放射源罐，其ID具有唯一性。

4.2.5红外报警系统

红外防盗装置检测库房内人员或物体运动情况。当出现非法的移动时，向数据处理控制计算机和报警装置发出报警信号。

4.2.6门禁系统

当出现非法开关门或者非法闯入时向报警装置发出报警信号。同时将信息上传数据处理控制计算机。

4.2.7视频监控

在放射性废物库周围以及废物库的存储区、工作区，实施不间断的视频图像监控，保证放射源的安全。

4.2.8连锁声光报警装置

当收到报警信息后，判断、确认合理报警，在现场进行声光报警。

4.2.9便携式辐射测量仪

便携式测量仪主要包括：便携式中子检测仪、便携式γ检测仪、个人剂量计、便携式伸缩长杆测量仪。主要用于库区内辐射剂量测量和其他辅助测量。

4.2.10数据处理控制计算机

1）数据处理控制计算机主要对检测仪传输来的监测信息进行集中处理、显示、控制、贮存和打印。同时通过以太网可将数据上传至上级信息管理平台。

2）放射源出入库的自动登记和日常管理。

3）放射源及人员管理。

4）可对放射源出入库向上级部门提出申请。上级部门授权后，通过门禁系统才能实现库门的开启。

5）当出现报警信息后通过远程报警装置发出报警信号。

4.2.11远程报警装置

接收数据处理控制计算机命令，以短信方式向管理员手机发出报警信息。

4.2.12写卡器

增减或修改放射源及人员电子标签。

4.2.13上级信息管理平台

1）查询库房管理信息

2）向数据处理控制计算机进行放射源出入库授权。

4.3系统基本应用方案

库区内设备的布置以及严格的管理措施、合理的系统配置方案及系统应用是保证放射源存储库中放射源及管理人员安全的必备条件。必须对现有的设备合理应用、取长补短，才能充分发挥每种设备的最大功效。

4.3.1管理人员档案管理及其电子标签制备

数据处理控制计算机利用写卡器为库房管理人员制备电子标签，其ID应为终身唯一编号。同时将管理人员的基本信息输入计算机，存入数据库备档。同时赋予管理人员相关的操作权限。管理人员以后进入库区必须携带自己的电子标签才能进行相应操作。

4.3.2系统初次使用时库内现有放射源备档及电子标签制备系统初次使用时，应先将已经库存的放射源进行备档，主要将放射源的种类、活度、剂量、放置位置等重要信息输入计算机，存入数据库，同时也要为放射源制备终身唯一编号的电子标签。并将标签固定于放射源罐。

4.3.3库存放射源统计

利用远程读卡器的自动识别功能。自动识别库区内的电子标签（放射源和人员）的类型和数量，进而明确库存的放射源或者库区停留的工作人员。

4.3.4放射源入库

1）操作人员通过数据处理控制计算机经以太网向上级部门提出申请，在得到上级部门的授权后，方可通过计算控制门禁系统解除对库门的锁定，打开库房门。此时记录打开库房门的时间。

2）管理人员进入库区（携带自己的电子标签，便于远程读卡器自动识别，计算机将存储此信息）。

3）如果是第一次入库的放射源则要进行放射源备档及电子标签制备。

4）运输车辆进入库区，将需要入库的放射源移动到操作台上；远程读卡器自动识别放射源id，放射性检测仪工作检测当前的剂量值；数据处理计算机将当前的数据和历史最近存储数据进行比对，同时在现场显示装置上显示对比结果，确认入库放射源无误，并记录入库的剂量值。

5）将放射源安置于存储区相应位置；

6）车辆离开库区，关闭库门，记录关门时间。

4.3.5库存放射源出库

1）操作人员通过数据处理控制计算机经以太网向上级部门提出申请，在得到上级部门的授权后，方可通过计算控制门禁系统解除对库门的锁定，打开库房门。此时记录打开库房门的时间。

2）管理人员进入库区（携带自己的电子标签，便于远程读卡器自动识别，计算机将存储此信息），将需要出库的放射源取出移动到操作台上；远程读卡器自动识别放射源id，放射性检测仪工作检测当前的剂量值；数据处理计算机将当前的数据和历史最近存储数据进行比对，同时在现场显示装置上显示对比结果，确认出库放射源无误，并记录出库的剂量值。

3）车辆进入库区，装载后退出库区。关闭库门，记录关门时间。

4.3.6剂量率水平监测

1）在库区内的工作区域，以及放射源存储区域，连续不间断的监测剂量率水平的变化，及时作出预警；

2）在库区外不间断进行环境剂量率水平及气象的监测；

3）利用便携式仪表对重点放射源进行监测、排查。

4.3.7视频监控

在放射性废物库周围以及废物库的存储区、工作区，实施不间断的视频图像监控，保证放射源的安全。

4.3.8报警

当遇到下列情况时，触发声光报警装置报警，并上传报警信息。

1）库门非法打开或者没有打开时红外报警装置报警即触发声光报警装置报警。

2）未检测到操作人员进入，但检测到放射源进入或者离开库区。

3）存放区所测剂量率值超过设定域值。

4）库区外所测剂量率值超过设定域值。

5）库门未关，库内长时间没有管理人员。

6）出库放射源未经检测记录直接出库。

7）入库放射源未经检测记录直接入库。

5系统主要设备选型及技术性能

5.1区域监测仪

区域监测仪采集γ探测器测量数据等进行处理、显示、存贮，在巡检方式下应答上位机的呼叫信号，并能够处理上位机命令，将各种测量结果、各仪表的工作状态和报警信号实时传送给数据处理中心。接收上位机的时钟信息，并按该信息调整时钟。

技术参数：

射线类型：Χ、γ；能量范围：60keV～7MeV；测量范围：剂量率：10nGy/h～1Gy/h，10nSv/h～1Sv/h；长期稳定性：≤5%；自检功能：开机进行自检和自诊断功能；输入接口：1路RS232、1路RS485，与探测器连接；通讯接口：1路RS485，1个RJ45，1个USB口，可与计算机相连接通讯；通讯协议：支持TCP/IP协议，支持GPRS无线数据传输；报警阈设置：整个测量范围内任意设备，可设置报警、高报、高高报、失效等报警阈值；报警输出：每组报警1对开关量输出，AC220V，7A；数据存储：1G存储空间，1年5min的历史数据；外壳防护等级：IP64，适合户外安装；备电：备电自动切换，备电电池可以支持工作72小时以上；重量：监测仪（不含电池）10Kg。

5.2γ辐射剂量率探测器

γ辐射剂量率探测器内置工业级CPU和高压模块，采用英国进口的带能量补偿的ZP1202和ZP1304GM计数管作为探测元器件，在探测器内部进行数据处理和计算，高低量程自动切换，将测量结果通过RS485与外部通讯。具有集成度高、可靠性强、数据可靠、响应时间快的特点。

技术性能：

探测射线类型：X、γ；探测器类型：带能量补偿的双GM管（进口）；GM管型号：低量程ZP1202高量程ZP1304（英国）；能量范围：50keV～3MeV（±30%）；参考能量：137Cs，661keV；测量范围：50nGy/h～10Gy/h；50nSv/h～10Sv/h；量程：自动切换；能量响应：≤±30%；响应时间：3s；角响应：≤5%（4π立体角）；基本误差：≤±10%（137Cs，661keV）；不确定度：≤±10%；变异系数：≤10%；长期稳定性：≤±10%；重复性：≤±10%；外壳防护等级：IP67；温度范围：-20℃～+60℃；供电：DC12V；安装方式：就地壁挂式；传输距离：≤800m（探测器到监测仪）；设计寿命：大于20年。

5.3中子探测器

中子探测器采用进口H3探测器，内置工业CPU进行数据采集处理，与WF-9200采用RS485通讯，灵敏度高、线性好，寿命长，一致性好，可实现互换性，适用于测量环境级的射线测量。

技术性能：

探测射线类型：中子射线；探测器类型：H3；能量范围：热中子-14MeV；参考能量：镅铍中子源；测量范围：0.1μGy/h～100000μGy/h；基本误差：≤±15%（镅铍中子源）；变异系数（统计涨落）：≤10%；长期稳定性：≤±10%（2μGy/h）；安装方式：壁挂或就地；外壳防护等级：IP64；探测器尺寸：Φ220×320mm；供电：DC12V；输出：RS485通讯；重量：11.5Kg。

5.4移动式人员通道辐射检测仪

采用环境γ宽量程WF-PTM-F数字化塑料闪烁探测器。探测器采用3R3塑料闪烁晶体和光电倍增管作为探测元件，内置工业级CPU和高压模块，采用CW-HV双高压切换技术，有效拓宽了探测器测量范围，实时进行温度补偿，测量数据在探测器内部进行处理，与外部RS485进行通讯，保证了测量精度和环境适应性，具有灵敏度高、测量范围宽、精度高、抗干扰能力强、稳定性好、应用范围广的特点。

技术性能：

探测射线类型：Χ、γ；能量范围：30keV～10MeV；参考能量：137Cs，661keV；测量范围：0.01μSv/h～100mSv/h；能量响应：≤30%；响应时间：3S；各向同项响应：≤10%（4π立体角）；基本误差：≤±20%（137Cs，661keV）；长期稳定性：≤±10%，变异系数：≤10%；壳防护等级：IP65；通讯：RS485；供电：DC12V。

5.5如图2所示系统软件示例

6结束语

本系统已经成功运用到放射性废物库，系统运行稳定、可靠，提高了放射源及危险废弃物安全管理水平。

参考文献

[1]GB/T4075―2003密封放射源一般要求和分级.

[2]GB/T4960.8―2008核科学技术术语放射性废物管理.

[3]GB18871―2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准.

[4]GB12711―1991低中水平放射性固体废物包装安全标准.

[5]GB14500―2002放射性废物管理规定.

[6]HJ/T61―2001辐射环境监测技术规范.

[7]国家环保总局.国环办建（84）第029号：建设城市放射性废物库的暂行规定.1984.

放射性废水的处理方法范文

关键词：放射性废物；水泥固化；玻璃固化；陶瓷固化

中图分类号：V444.3+8文献标识码：A文章编号：

1前言

核能的利用已成为继化石燃料（包括煤、石油和天然气等）和水力资源之后的第3种主要能源[1]。核能的开发和利用给人类带来巨大的经济效益和社会效益，但也产生了大量的放射性废物，给人类的生存环境带来了较大的威胁。现在的科学技术仍不能将这些放射性核素重新利用，只能把它们当废物处置。因此，如何安全有效地处理放射性废物，使其能够与生物圈最大限度的隔离，已成为核工业、核科学面临的重要课题，是影响核能持续健康发展的关键因素。

2放射性废物固化

固化体在深地质下，要承受高温高压的环境[3]，因此，放射性废物固化体应具备两个基本条件：(1)能对核素进行长期的固化，达到相关标准测试评定的要求。(2)具有长期的耐久性。同时，考虑到固化体的运输，这些材料还要求有一定的抗机械性力学性能。现在，世界各国根据以上条件研究和使用的固化体材料较多，有了以下几种固化方法。

2.1水泥固化

水泥固化至今已有40多年的历史，已是一种成熟的技术，被很多国家的核电站、核工业部门以及核研究中心广泛采用，在德国、法国、美国、日本、印度等国都有大规模工程化应用[4]。它被广泛用于蒸残液、泥浆、废树脂等中、低放废物的处理。近年来，水泥化学、新水泥系列、混合材、外加剂及混凝土用纤维等方面取得了许多进展，这对于指导放射性废物水泥固化的研究和应用有很大的帮助。

水泥固化的机理[5]：固化有放射性废物的水泥固化体是一个不均匀的多相体系，由固相、少量液体和空气组成。其中，固相主要由各种水化产物、残余熟料和废物等构成，而少量液体则存在于体系的孔隙中。整个体系对于核素的滞留作用主要有三种：固溶作用、吸附作用和包容作用。前两种是化学作用，与水化产物及核素的化学性质有关，核素离子与水泥水化产物反应生成新的矿物质或者在混合材表面吸附；包容是物理作用，与固化体的孔结构有关，水泥致密的孔结构会在空间上阻碍核素的扩散。

现今用的水泥固化基材主要有：（1）硅酸盐水泥（PC），这是以硅酸钙为主要成分的熟料制成的水泥的总称，在世界范围内长期用来固化液体和湿固体危险废物，国内也大多用硅酸盐水泥进行放射性废物实践。（2）硫铝酸盐水泥（SAC），这类水泥是由我国自主开发的品种，具有抗冻、耐腐蚀、抗渗、低碱度等优点。（3）碱活化矿渣水泥（AASC），又称碱矿渣水泥，是指矿渣与碱金属化合物共同磨细组成的一种水硬性胶凝材料，碱性物质作为活化剂，使潜在水硬性的矿渣表现出凝胶性质。与PC相比，AASC的水化产物对核素离子的固溶和吸附作用更强，而且AASC的孔隙率远小于PC，对核素的包容作用更好，核素浸出率更低。向AASC其中掺入黏土类材料，可使固化体水化产物中生成沸石类物质，从而提高对Sr、Cs的吸附性能[5]。

水泥固化与其他固化方法相比，原料易得，设备简单，生产能力大，成本低，无废气净化问题，固化生产过程二次污染少，迄今为止仍是核电站应用最广泛的一种固化工艺。而由于水泥固化体多孔性导致的核素浸出率等问题正随着固化配方和工艺的深入研究不断改进，水泥固化用于放射性废物处理具有巨大的社会效益和经济效益。

2.2玻璃固化

最近几年，我国加强了对玻璃固化体的浸出机理的研究，建立了静态浸泡、动态浸泡、高温静态浸泡等一系列的浸泡实验方法。已经研究了温度、pH、浸泡剂流速、浸泡剂类型、容器腐蚀产物、各种回填材料等各种环境因素对固化体浸出的影响。通过实验建立起的一套经验方程和数学模型，能够比较好地预测固化体中长期的浸出行为。研究表明玻璃固化体的浸出受温度的影响较为明显，在较低温度时（60～70℃以下），玻璃固化体浸出的反应速率是由离子交换反应控制的；较高温度时则以网络溶解反应控制整个反应的速率。求出表观活化能则可以很方便地看出由于温度变化而导致反应机理的改变[17]。

玻璃固化体有很强的放射性和很高的释热率，在法国拉阿格的高放玻璃固体罐一般要冷却贮存40～50年才进行处置[18]。因此，制定高放废物货包放置的接受准则，还只是在酝酿阶段，接受准则的建立是一项艰巨的任务。

目前，人们已经认识到玻璃固化高放废液的缺点[19]：首先，玻璃是一种过冷过饱和固溶体，从热力学上讲，析晶必然发生，析出的晶体绝大多数是水溶性的，不利于最终深地质处置；其次，玻璃体对核素的包容量偏低，对锕系核素的包容量更低。玻璃固化体的包容量低、长期稳定性差成为高放废物最终处置的世界性难题。增加废物的包容量、提高固化体的长期化学稳定性是目前的研究方向。

2.3陶瓷固化

陶瓷固化（即矿物固化）是用人造岩石（SYNROC）作为核废液的固化材料，SYNROC是是Syntheticrock的简称，由澳大利亚Ringwood等首次提出的一种固化体，其实质是一种陶瓷。人造岩石固化体被誉为“第二代高放废物固化体”，因为它具有比玻璃固化体更好的长期热和化学稳定性、更高的密度和废物包容量。陶瓷固化体是从地球化学观点出发，根据“类质同象”、“矿相取代”、“低温共熔”原理开发研制的一系列固化体。这种固化体材料针对锕族核素的固化体呈现出了优良的性能，具有巨大的发展潜力。

陶瓷固化体它们有一些共同点：（1）化学组分复杂（类质同象广泛）；（2）晶体结构对称性低（抗辐射损伤）；（3）结构紧密；（4）化学键性复杂；（5）结晶能力强。目前，陶瓷固化普遍存在原料价格昂贵、工艺复杂、对特定的放射性废物需要设计特定的矿相并采用与之相适应的固化处理工艺等问题，使得放射性废物的处理工艺受到放射性废物的物质状态、化学成分等因素的限制，给研究工作及工程化应用带来了诸多困难。

3结论与展望

水泥固化，玻璃固化和陶瓷固化在处理放射性废物方面各有优缺点，但都不能完全达到处理放射性废物的要求。水泥固化与其他固化方法相比，设备简单，生产能力大，成本低，无废气净化问题，原料易得，固化生产过程二次污染少，但水泥固化体多孔性导致的核素浸出率低；玻璃固化可以同时固化高放废液的全部组分，但固化体的包容量低、长期稳定性差；陶瓷固化体有长期热和化学稳定性、更高的密度和废物包容量，但原料价格昂贵、工艺复杂。而理想的固化体要求同时具有优越的化学稳定性、机械稳定性、热稳定性、较高的货载量，要求设备简单，生产能力大，投资和运行费用低，无废气净化问题，原料易得，固化生产过程二次污染少。因此，对于放射性废物的固化研究还需要长期的探索。

参考文献：

[1]姜圣阶,任凤仪.核燃料后处理工学[M].北京:原子能出版社,1995:1

[2]郭永海,王驹.高放废料深地质处置及国内研究进展[J].工程地质学报,2000,63(5):1004

[3]FERGUSGFGibb.High-temperature,verydeep,geologicaldisposal:asaferalternativeforhigh-levelradioactivewaste.WasteManagement,1999,19:207

放射性废水的处理方法范文篇3

第二条凡在本省行政区域内应用放射性同位素或辐射技术和开发利用伴生放射性矿物资源，产生放射性废物的单位和个人，均应遵守本办法。

第三条本办法所指放射性废物包括：

(一)废放射源；

(二)受放射性物质污染或经清洁去污处理后仍超过国家标准规定限值的金属、非金属材料、劳保用品、工具、设备等；

(三)放射性核素含量超过国家规定限值的废液、废气；

(四)被放射性污染的动物尸体或植株；

(五)含放射性核素的有机闪烁液(比活度大于37Bq/L)；

(六)伴生放射性矿物资源开发利用中产生的尾矿砂和废矿石及有关固体废物(其天然放射性核素比活度大于2×104Bq/kg)；

(七)其它放射性废物。

第四条省环境保护行政主管部门对全省放射性废物实施统一监督管理。省辐射环境监测管理机构具体负责全省放射性废物的监督管理和监测工作。

市地、县(市)环境保护行政主管部门，依照本办法规定，对本辖区的放射性废物实施监督管理。

第五条产生放射性废物的单位和个人应采取措施，防止或减少放射性废物对环境的污染。

产生放射性废物的新建、扩建、改建项目(包括转产、退役)以及放射性废渣坝(库)的选址，其环境影响报告书(表)，经所在地县以上环境保护行政主管部门审查后，报省环境保护行政主管部门审批；防治放射性污染的设施，未经省环境保护行政主督部门验收合格，其建设项目不得投入生产或使用。

第六条禁止任何单位和个人有下列行为：

(一）将放射性废物混入非放射性废物、垃圾中，或将废放射源混放在各种材料、物品中；

(二)擅自倾倒、堆放、贮存、焚烧、掩埋放射性废物；

(三)擅自转移或接受放射性废物；

(四)丢失、弃置废放射源；

(五)转让、收购放射性废物；

(六)超标准向环境中排放含放射性物质的废水、废气、废渣。

第七条拥有核材料、放射性同位素、密封源(含仪器中配备的放射源)、含天然放射性物质的原材料或产品、放射性废物的单位和个人，必须按本办法的规定，向当地县级以上环境保护行政主管部门如实申报登记。

防治放射性污染的设施，必须保持正常使用，拆除或闲置防治放射性污染设施的，必须事先报经省环境保护部门批准。

第八条向环境中排放含放射性物质的废水、废气、废渣，必须经省辐射环境监测管理机构监测核准。

第九条本办法第三条第(一)项至第(五)项规定的放射性废物，须送河南省放射性废物库集中贮存、处置，进行长期监测管理。

本办法第三条第(六)项规定的放射性废物，必须建造专用贮存钡(库)存放，设立明显标志，并接受环境保护行政主管部门的长期监测和监督管理。

第十条产生放射性废物的单位和个人，需要设置或改变放射性废物暂存场所的，应事先到市地环境保护行政主管部门办理登记手续，并报省辐射环境监测管理机构备案。设置或改变放射性废物暂存场所，应当符合《辐射防护规定》要求。

未经登记备案的现有暂存场所，由市地环境保护行政主管部门责令登记备案。

暂时不用的放射源，本单位不具备存放条件的，必须送省放射性废物库存放。

第十一条在暂存场所存放的放射性废物，必须按规定进行分类包装、加附标记、建立管理档案，明确专人管理，并采取防止放射性废物泄漏污染的安全措施。

放射性废物容器及暂存场所，应设置明显的电离辐射标志和标牌。

第十二条县以上环境保护行政主管部门，应对辖区内产生、贮存(含暂存)放射性废物的单位，进行经常性现场监督检查。被检查的单位和个人应当如实反映情况、提供有关资料。检查人员应当为被检查的单位保守技术、业务秘密。

第十三条进出本省贮存和处置放射性废物，必须报省以上环境保护行政主管部门批准。

第十四条送交省放射性废物库贮存的放射性废物，送贮单位或个人应按下列要求进行预处理：

(一)废物应干燥，游离液体率不大于1％；

(二)废物性能稳定，无挥发性，无易燃、易爆等不稳定性物质，无强氧化剂、腐蚀剂等物质；

(三)试验植株应脱水、干化或灰化；

(四)动物尸体应固化于水泥中或防腐、干化、灰化；

(五)中、高放废液必须转化为不同类型的固化物；

(六)将放射性废物按短半衰期(T1/2≤60天)、中半衰期(60天＜T1/2≤53年)和长半衰期(T1/2＞53年)的不同性质分别装入专用包装容器内；

(七)包装体外表面的污染控制水平分别为：α＜004Bq/cm2；β＜04BP/cm2；

(八)包装体表面剂量率应不超过01mSv/h，包装体积不超过30升，重量不超过25公斤。

第十五条送贮放射性废物的单位和个人，应遵守下列规定：

(一)向收贮单位提供放射性废物的暂存记录或废放射源的原始档案(包括该废源原用途、原包装状况及使用情况等)；

(二)废放射源应放在包装容器中，损坏的密封源应重新包装，并附说明卡片；

(三)接受省放射性废物库管理人员检查验收，按规定办理入库手续；

(四)按国家及省的有关规定，缴纳放射性废物送贮、处置费用。

第十六条收集、运输放射性废物必须使用专用车辆，并遵守国家有关放射性物质安全运输管理规定，沿途公安、交通管理部门应提供便利条件。

第十七条放射性废物运载车辆表面剂量率应低于02mSv/h，驾驶室内的剂量率应低于0025mSv/h。超过表面污染控制水平时应采取去污措施。

第十八条放射性废物入库后，收运人员、运载车辆和工具应进行表面污染检查，合格后方可离开废物库区。表面污染超过国家标准规定的限值的，必须采取去污措施。

第十九条发生放射性废物污染环境事故的单位和个人，必须及时采取措施消除或减轻污染危害，并在12小时以内向当地环保、卫生、公安部门报告，接受调查处理。对造成事故的直接责任人和单位负责人，视情节轻重给予行政处分，构成犯罪的，依法追究刑事责任。

第二十条任何单位和个人，有权对造成放射性废物污染环境的行为进行检举和控告。

第二十一条违反本办法规定，有下列行为之一的，由县以上环境保护行政主管部门责令限期改正，并给予500元以上5000元以下的罚款：

(一)不按规定申报登记放射性废物或者在申报登记时弄虚作假的；

(二)拒绝接受环境保护行政主管部门现场检查或在被检查时弄虚作假的；

(三)不办理放射性废物暂存场所登记手续或暂存场所、废渣坝(库)不附设标志的；

(四)将放射性废物混入非放射性废物、垃圾中或将废放射源混放在各种材料、物品中的；

(五)擅自倾倒、物、贮存、掩埋、焚烧放射性废物的；

(六)发生事故不按规定报告的。

第二十二条违反本办法规定，有下列行为之一的，由省环境保护行政主管部门责令限期改正，并处5000元以上20000元以下罚款：

(一)超标准向环境中排放含放射性物质的废水、废气、废渣的；

(二)丢失、弃置废放射源的；

(三)转让、转移、收购、接受放射性废物的；

(四)进出本省贮存和处置放射性废物未办理报批手续的。

第二十三条违反本办法第五条规定的，按照国家或省建设项目环境管理有关规定处理。

第二十四条不按时交纳放射性废物贮存、处置费的，由省环境保护行政主管部门责令限期交纳；逾期仍不交纳的，每日加收应交费用总额3％的滞纳金。

第二十五条被处罚的单位和个人并不免除其消除污染、排除危害和赔偿损失的责任。

第二十六条破坏放射性废物库、渣坝(库)及暂存场所设施，依照治安管理处罚条例处理；构成犯罪的，依法追究刑事责任。