6．6废石场

　　6．6．1废石场应建造拦石坝，防止废石滑坡流失。

　　6．6．2沿废石场周围设置防洪沟，防止洪水冲浸废石场。

　　6．6．3废石场表面氡析出率平均值超过附录A中A2条规定限值时，应进行覆土植被。

　　6．7尾矿库

　　6．7．1尾矿库的退役处置，必须使氡的析出率和γ辐射水平低于规定限值，并防止坝体塌垮，尾矿流失，渗水污染环境。

　　6．7．2尾矿库退役时不应保留库内凹地，可用土壤或废石填平。库顶部在覆土植被前要先平整成2％～4％的坡度。在没有坝堤的边坡，应修成坡度1：3～1：5的斜坡，再用石块砌成厚度为50～100cm的护坡，必须满足稳定化要求并保留排洪和渗水回收设施。

　　6．7．3覆盖尾矿应因地制宜合理选用覆盖材料，覆盖层厚度应满足附录A中A2条要求，并防止风蚀、雨水冲刷和尾矿流失。

　　7工程竣工验收

　　7．1设施退役工程竣工以后，应按照EJ432的要求进行监测。监测的目的是：

　　a．评价设施退役工程是否符合国家和有关部门颁布的对放射性废物处置的要求，检验环境影响报告书是否符合实际情况。

　　b．及时发现可能的污染环境的事件及途径。

　　c．为设施的验收交付工作提供数据。

　　7．2提交设施退役整治工程竣工报告时，应同时提交设施退役环境现状评价报告，上报有关主管部门。

　　7．3主管部门在接到工程竣工报告和环境现状评价报告书后，负责会同地方政府组织专家对设施退役的环境保护措施和工程质量进行审查验收。

　　8退役设施的移交和长期监护

　　8．1设施退役交付地方时，退役单位必须将竣工报告、环境现状评价报告书交给接收单位，接收单位应在接收后一年内进行监督性监测，当确认达到退役环境管理标准时办理正式移交手续，此后由接受单位负责长期监护。

　　8．2退役的设施必须进行长期监护和管理，其主要内容包括：

　　a．废石场和尾矿库避免裸露；

　　b．采用的封闭隔离系统，能有效地防止地下水和地表水受到放射性核素迁移而引起的污染；

　　c．废石和尾矿中氡的析出；

　　d．放射性粉尘和γ辐射所造成的影响。

　　8．3退役设施移交后的环境监测和评价报告应由地方有关部门负责编制。

　　9质量保证

　　9．1为保证退役工程的质量达到长期稳定的目的，在编制退役工程方案的同时，应编制退役工程质量保证大纲，要求设计、施工单位制定质量保证的具体措施。

　　9．2重大的退役工程的设计应委托有设计资格的单位承担，设计必须满足经过批准的环境影响报告书的要求，施工设计必须经过上级主管部门审查批准方可施工。

　　9．3对设施退役的申请报告、退役方案、设计、施工、验收资料、环境监测数据、环境影响评价报告以及有关的质量保证文件等都应建立档案，永久保存。

　　9．4设计部门和设施退役单位对施工质量应进行检查监督，发现质量问题应限期解决。

　　10环境管理标准

　　10．1设施退役的辐射剂量限值必须符合GB8703对公众和环境规定的要求。

　　10．1．1设施退役经最终处置后，在考虑到环境的特征与社会和经济的条件下，退役设施对周围居民造成的附加照射剂量应限制到为其规定的终生平均年有效剂量当量限值的适当部分，并为其他可能的照射留有足够的份额。

　　10．1．2污染设备、器材、建筑物等经去污处理后，其非固定α、β放射性表面污染度≤0．08Bq／cm2时，经防护部门监测许可后，可在一般工业中使用(食品工业除外)。

　　10．1．3污染的废旧钢铁经清洗去污后，可不加限制地使用的表面污染度限值见附录A中A1条规定。

　　10．1．4废石场、尾矿库、堆浸、地浸、露天废墟场地经最终处置后，其表面平均氡析出率限值见附录A中A2条规定。

　　10．1．5土地去污整治后，不同深度土壤中对核素镭—226的最高比活度限值见附录A中A3条规定。

　　10．1．6经最终处置后的矿井、废石场、尾矿库、堆浸、地浸、露天废墟等设施的渗出水流入环境时，其放射性物质导致关键人群组一年所受的剂量应符合10．1．1条规定。

　　10．2非放射性的有毒有害物质排放标准，按国家有关规定执行。

　　附录A

环境管理限值

(参考件)

　　引自国际原子能机构(IAEA)第85号安全丛书和《辐射源和实践的豁免管理原则》的部分环境管理限值：

　　A1污染的废旧钢铁经清洗去污后，其α、β放射性表面污染度低于0．04Bq／cm2，可不加限制地使用。

　　A2废石场、尾矿库、堆浸、地浸、露天废墟场地经最终处置后，其表面平均氡析出率不应超过0．74Bq／m2•S。

　　A3土地去污整治后对核素镭—226的最高比活度要求：任何平均100m2范围内，上层15cm厚度土层中平均值为0．18Bq／g；15cm厚度土层以下的平均值为0．56Bq／g。

　　A4可居住建筑物的去污，要求氡子体的最高浓度值(含本底)尽可能达到4．16×10—7J／m3(0．02WL)，但不能超过6．24×10—7J／m3(0．03WL)。

　　附加说明：

　　本标准由国家环境保护局提出。

　　本标准由中国核工业总公司矿冶部、国营二七二厂负责起草。

　　本标准主要起草人肖宝鑑、潘英杰、桑士勤、曾昭利、李勒杰。

　　本标准由国家环境保护局负责解释。