雒书鸿（山东出入境检验检疫局）

陆地（烟台出入境检验检疫局）

进口废物原料口岸放射性检验若干问题讨论和改进建议

雒书鸿（山东出入境检验检疫局）

陆地（烟台出入境检验检疫局）

为了及时发现、纠正、改进口岸进口废物原料放射性监测中存在的问题，以我国口岸客观条件和监测实践为基础，比较了GB 16487.1～16487.12—2005与我国其他含放射性物料安全标准、IAEA安全导则的一致性，对比了我国口岸现行监测方法标准SN/T 0570—2007与IAEA推荐的监测方法，通过蒙特卡洛方法模拟计算标准集装箱运载废铜时屏蔽效应的影响。执行SN/T 0570—2007监测方法难以保证满足GB 16487.1～16487.12—2005的规定，漏报活度浓度高于GB 16487.1～16487.12—2005限量放射性污染的风险不容忽视。

废物原料 放射性 监测

1 前言

进口废物原料是指列入我国《自动许可进口固体废物目录》《限制进口固体废物目录》经国家环保部门审批允许进口的一种可用作原料的固体废物。因具有较大的安全和环境风险，长期以来，我国口岸检验检疫部门将其作为一种重点敏感商品进行严格检验监管，经检验符合国家环境保护强制性标准的，予以放行，否则予以退运。其中，放射性污染检验与防控作为进口废物原料检验监管中的一项重要内容，长期以来备受各级检验检疫机构、进口商、废物利用企业和相关部门的关注。一方面，检验检疫部门作为口岸执法把关部门，必须严格依法施检，最大限度地杜绝放射性污染废物闯关入境。另一方面，检验检疫部门还必须科学施检，在确保执法把关有效性的前提下尽可能提高通关速度，便利通关，避免因繁琐的放射性检验检测程序导致货物滞港、压港的发生。根据有关法律法规，进口废物原料放射性检验主要依据是《进口可用作原料的固体废物环境保护控制标准》（GB 16487.1～16487.12—2005）和《进口可用作原料的废物放射性污染检验规程》（SN/T 0570—2007） 标 准。GB 16487.1～16487.12—2005主要从管控角度规定了涉及环境保护和人身安全的有毒有害夹杂物或污染物的含量限量，包括放射性污染限量。SN/T 0570—2007主要规定了放射性污染检验的程序、方法及合格评定限值。国家质检总局规定“各级检验检疫机构要严格按照《进口可用作原料的废物放射性污染检验规程》（SN/T 0570—2007）对所有进口废物原料实施放射性检验》 ”[1]。据此，SN/T 0570—2007虽属推荐性行业标准，但事实上已经具有须强制执行的效力。GB 16487.1～16487.12—2005和 SN/T 0570—2007相互引用、互为补充。

本文依据文献分析、理论推算并结合多年工作经验，对GB 16487.1～16487.12—2005和SN/T 0570—2007应用在口岸进口废物原料检验监管实践中存在的问题进行了讨论分析，提出了改进进口废物原料放射性检验的具体建议，为GB 16487和SN/T 0570今后的修订提供参考。

2 进口废物原料口岸放射性检验工作的特点

目前，我国是全球最大的废物原料进口国。进口废物原料主要有以下特点：一是进口量大，质量安全风险高，对口岸检验检疫依法施检、科学施检、快速施检提出了很高要求。据统计，2012年全国共有3662家企业在21个省、自治区和直辖市的200多个口岸，进口各类废物原料37.14万批、5892.72万t、货值365.94亿美元，上述废物原料来自全球159个国家（地区），其中90%以上为集装箱运输。进口废物原料质量安全形势不容小觑，2012年经口岸检验检疫部门实施到货检验检出不符合国家环境保护强制性标准的260批、5.58万t、货值2085.36万美元，其中，涉及放射性检验不合格的34批；另有5117批、58.10万t不符合中国环保控制标准的废物原料被海外装运前检验机构拦截在境外发货口岸[2]。二是运输方式多样，流转环节多，运输工具及货物自屏蔽对放射性检验工作影响很大。我国废物原料进口口岸包括海（河）港、铁路、公路口岸，运输方式包括集装箱、散装船、火车、卡车等多种方式。以集装箱装载进口废物原料为例，从卸船到口岸监管部门放行，涉及堆场堆存、集装箱转场、开掏箱查验、货物回箱等环节，集装箱以及货物自身对射线的屏蔽效应对放射性检验具有很大影响。在设计放射性检验程序时，如何在尽可能降低屏蔽效应的影响和不降低放射性检验的效率之间求得平衡是首要解决的问题，因此检验地点的设置和检验时机的把握显得极为重要。

3 GB 16487.1～16487.12—2005和SN/T 0570—2007存在问题探讨及分析

3.1 GB 16487.1～16487.12—2005和SN/T 0570—2007对放射性检验的基本规定

GB 16487.1～16487.12—2005涉及进口原料放射性限量主要涉及3个方面的要求[3]：（1）禁止混有放射性废物。此项规定意味着进口废物原料中一经检出放射性废物，即可判定整批不合格。（2）放射性核素比活度限值。列出了16种放射性核素和2种不明成分的放射性核素活度浓度限值，规定进口废物原料中放射性核素活度浓度应低于该限值（见表1）。（3）α、β表面污染水平。规定进口废物原料的表面任何部分的300cm2的最大检测水平的平均值α不超过0.04Bq/cm2,β不超过0.4Bq/cm2。此外，GB 16487.1～16487.12—2005还规定涉及放射性的检验，按照SN/T 0570执行。

表1 放射性核素比活度限值

续表1

SN/T 0570—2007对进口废物原料放射性检验做出了以下规定[4]：（1）明确管理限值。将α、β表面污染水平和外照射贯穿辐射剂量率3个指标作为管理限值。其中α、β表面污染水平与GB 16487.1～16487.12—2005的规定相一致，另规定“以进口口岸正常天然辐射本底值+0.25μGy/h为外照射贯穿辐射剂量率的进口管理指标的限值”，超出上述3项任一管理限值的，判定为不合格。对于检验结果存在争议的，依据GB 16487.1～16487.12—2005进行。（2）统一检验程序。规定进口废物原料放射性的“检验批”，是指“在一批中根据装载运输工具的不同，以每个集装箱、或每个车皮、或每个舱位、或每辆货车等装载货物为一检验批”。对每一检验批均实施巡测、布点、落地检测、数据修正和结果判定。

3.2 存在问题讨论与分析

3.2.1 GB 16487.1～16487.12—2005中“放射性废物”的含义及其与放射性核素活度浓度限量之间的关系不明确，造成适用条款不清。GB 16487.1～16487.12—2005中并未明确第（1）项中“放射性废物”的含义，以及该定义与第（2）项限量要求之间的关系。如何通过该标准判定什么是“放射性废物”，以及第（2）项放射性核素限量是针对进口废物原料中的夹杂物质还是废物原料本身均未明确，在实际执行中不易掌握。通过查询我国《放射性污染防治法》、《放射性废物管理规定》（GB 14500—2002）对“放射性废物”的定义（“放射性废物”是指“含有放射性核素或者被放射性核素污染，其浓度或者比活度大于国家确定的清洁解控水平，预期不再使用的废弃物”）以及《核科学技术术语 第8部分：放射性废物管理》（GB/T 4960.8—2008）对“清洁解控水平”的定义[“清洁解控水平”是指“审管部门规定的，以活度浓度和（或）总活度表示的值，当辐射源和活度浓度和（或）总活度等于或低于该值时，可以不再受审管部门的监管。]，由于GB 16487.1～16487.12—2005就是专门用于进口废物原料环境保护控制和放射性污染防治的国家强制性标准，是由国家环保部门制定并颁布实施，那么GB 16487.1～16487.12—2005中规定的放射性核素活度浓度限值就可以认为是由“审管部门规定的”“清洁解控水平”。 据此，GB 16487.1～16487.12—2005中定义的“放射性废物”就可以进口废物原料本身或所混有放射性核素的活度浓度是否符合表1所列限值作为判定标准。换句话说，GB 16487.1～16487.12—2005中禁止混有放射性废物的规定与表1的限量规定在一定程度上是同义反复，含有超过核素活度浓度限量的物质或被超过核素限量放射性核素污染的废物原料本身就是含有放射性的废物，两者的含义是一致的，在检验中实际无需严格区分。

需要指出的是，GB 16487.1～16487.12—2005标准的《起草说明》对放射性核素活度浓度限值的来源进行了说明[5]，指出主要是在综合比较我国《辐射源和实践的豁免管理原则》（GB 13367—1992）、日本放射防护研究所的标准综合值、国际原子能机构（IAEA）《电离辐射防护和辐射源安全的基本标准》（BSS115）、《排除、豁免和清洁解控活度浓度水平的推导初始报告》（IAEA-TECDOC-855）等文献基础上给出的清洁解控水平。目前，我国《辐射源和实践的豁免管理原则》（GB 13367—1992）已经废止， IAEA在2006年发布了《排除、豁免和解控概念的适用》（IAEA安全导则RS-G-1.7），我国相对应的国家标准是《可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度》（GB 27742—2011），对适用清洁解控的放射性核素活度浓度限量进行了更新。GB 16487.1～16487.12—2005标准所设定的放射性核素活度浓度限量应当及时根据以上标准的变化进行适时修订。

3.2.2 SN/T 0570—2007规定的外照射贯穿辐射剂量率的检验和判定方法不能满足GB 16487.1～16487.12—2005要求。GB 16487.1～16487.12—2005作为我国进口废物原料环境保护控制的基础性标准，虽然对进口废物原料的放射性核素活度浓度限量做出了规定，但并未规定检验方法，而是要求涉及放射性的检验“参照SN/T 0570规定执行”。然而，在SN/T 0570—2007中，除了α、β表面污染水平与GB 16487.1～16487.12—2005的规定相一致外，并未就如何探测放射性废物以及对进口废物原料涉及放射性核素活度浓度的样品抽取和检测方法做出任何规定，而是在4.2.2中规定“以进口口岸正常天然辐射本底值+0.25μGy/h为外照射贯穿辐射剂量率的进口管理指标的限值”；并在4.1.5中规定“对于有争议的货物，必要时可按GB16487系列标准的要求进行核素测定”。认真研读SN/T 0570—2007标准的起草和修订说明[6]可以看出，在SN/T 0570—2007标准的制定过程中，关于使用外照射贯穿辐射剂量率限量的设定并非从GB 16487.1～16487.12—2005规定的限量出发结合进口废物原料放射性检验实际和辐射防护的需要推算推得，而是另起炉灶，其与GB 16487.1～16487.12—2005规定的限量之间是何关系尚不得而知。但根据理论推算，由于存在运输工具（如集装箱）屏蔽及被检货物自屏蔽，依据SN/T 0570—2007规定的以“本底+0.25μGy/h”作为外照射贯穿辐射剂量率限量进行合格评定是不能满足GB 16487.1～ 16487.12—2005规定的核素限量要求的，完全可能存在使用SN/T 0570—2007规定的检验方法判定合格，但不符合GB 16487.1～16487.12—2005核素限量规定的情况。举例为证，以进口铜废碎料为例，当采用标准集装箱（长12.19m，宽2.44m，高2.59m）运输时，设铜废碎料在集装箱内均匀分布，等效密度为7.12g/cm3。假设集装箱长轴中部上有一枚137Cs放射源，探测设备位于集装箱两侧距离集装箱表面10cm处，采用MCNP3C程序模拟计算得知，如果使标准集装箱长侧面外10cm处的附加剂量率（不包含本底）达到250nGy/h，则位于标准集装箱长轴的137Cs放射源活度至少要达到约5×106Bq，远远高于GB 16487.1～16487.12—2005规定的限量，但依据SN/T 0570—2007却可以判为合格。

3.2.3 SN/T 0570—2007规定的放射性检验程序与国际通行做法差异较大。2002年以来，IAEA陆续发布了《防止放射性材料的非故意移动和非法运输》（IAEA-TECDOC-1311）、《放射性物质的边境探测》（IAEA-TECDOC-1312）、《涉及放射性材料的非故意移动和非法运输的响应》（IAEATECDOC-1313）等技术文献，指导各国建立完善各自的放射性监控体系。就口岸放射性物质监控程序和方法而言，IAEA在其技术文献《放射性物质的边境探测》（IAEA-TECDOC-1312）给出了具体指南[7]，具体包括以下步骤：确定对某地点（如机场、边境、海关等）进行探查的必要性和对现场各种情况进行分析评价；确定调查水平和报警阈值；选择所需的仪器设备；设备安装、调试、检验；建立维护计划，培训操作人员和技术人员；报警与响应的评估，核查定位；对所发现的放射性物质进行鉴别等。其中，在报警阈值与响应的评估方面，IAEA并未给出统一的报警阈值设置参数，而是建议在有效控制放射性监测设备误报警和漏报警的情况下，以稍高出本底值（如1.2倍本底值）或监测仪器监测天然本底统计涨落标准差的倍数（如3σ或4σ）作为报警阈值。一旦放射性监测设备发出报警，再进一步确认报警的真实性、进行定位和核素识别。此外，为支持各国发展各自的放射性废金属监控和响应体系，加强国际合作和协调，促进废金属国际贸易，提高辐射防护水平，联合国欧洲经济委员会（UNECE）自2002年起，陆续发布了一系列研究报告和建议书。尤其2006年出版的《放射性废金属监控与响应程序的建议书》[8]提出对放射性废金属应采取预防、监控、响应的管理制度体系，其中对口岸放射性废金属的监控，也提出了与IAEA技术文献建议类似的方法。反观SN/T 0570—2007建立的放射性巡测、布点、落地测量程序，以及将外照射贯穿辐射剂量率“本底+0.25μGy/h”当作放射性监控的报警阈值，同时，将该值作为放射性检验合格评定的依据（不再进行核素识别和定量分析）规定，与IAEA推荐的检验程序和评定依据存在较大差异。

3.2.4 SN/T 0570—2007对于集装箱装载进口废物原料放射性检验程序的设定，与其他相关标准规定不相协调。对于进口废物原料，口岸检验检疫部门除了应按照SN/T 0570—2007实施放射性检验外，还要依据《进口可用作原料的固体废物检验检疫规程》（SN/T 1791—2006系列）实施其他安全、环保项目的检验[1]。SN/T 1791—2006系列标准将“检验批”规定为检验检疫机构受理报检的进口批[9]，对集装箱装载的每一检验批查验的集装箱数量为“开箱查验数量应不少于检验批集装箱数量的50%，掏箱检验不少于10%”。但SN/T 0570—2007规定的“检验批”是指“在一批中根据装载运输工具的不同，以每个集装箱、或每个车皮、或每个舱位、或每辆货车等装载货物为一检验批”，对每一检验批均应将实施巡测、布点、落地检测。此规定意味着对于由多个集装箱装载的废物原料进口批，将被划分为多个检验批，并应100%卸离集装箱实施放射性检验。由此可以看出，SN/T 0570—2007对“检验批”的划分规定与SN/T 1791—2006相悖。从口岸检验实践看，按照SN/T 0570—2007实施放射性检验需要花费大量时间，并且占用大量查验场地和查验设施，在物流业高度发达、港口区域寸土寸金的现状下，实施废物原料100%卸离集装箱放射性检验既不现实也不科学，也与IAEA、UNECE等权威国际组织的推荐程序相去甚远。

从口岸检验实践来看，SN/T 0570—2007对“检验批”的规定，比较适合陆路口岸进口废物原料的放射性检验，国外货运列车进入我国必须换装我国货运列车，需要将所有货物卸载再换装至我国列车，在此环节实施放射性检验既方便又高效。但此种优势在海运集装箱口岸完全不存在。

4 改进建议

目前，我国进口废物原料主要来自国外固体废物回收领域，因输出国核安全法律法规、监管水平差异较大，在进口废物原料中检出放射性物质时有发生。随着国际核恐怖主义形势日益严峻、2011年日本福岛核泄漏事故突然发生、民间核技术应用高速发展等，非故意或具有特定目的地通过废物原料国际贸易跨境转移放射性物质和特殊核材料的风险显著升高，口岸检验把关面临更大挑战，改进和完善口岸放射性检验程序和方法已势在必行。放射性检验作为进口废物原料质量安全检验内容之一，虽然其检验方法与其他安全、卫生、健康、环保等项目有所不同，但在体现检验工作特殊性的同时还应与其他检验项目的工作程序相协调。近年来口岸检验检疫部门技术装备水平得到显著提升，大型通道式放射性监测设备、带有核素识别分析功能的便携式放射性检测设备目前已得到广泛应用，无疑为提高口岸放射性监控把关水平提供了有力保障。改进当前进口废物原料放射性检验标准，可参考IAEA、UNECE等国际组织推荐程序和方法，结合我国废物原料进口管理的国情，从实际出发予以完善。

4.1 调整口岸放射性检验工作定位

一些国际机构已提出，对于固体废物回收再利用等领域的放射性污染防控，应“明确放射性物质从产生到处置全过程中（包括跨国运输和国内运输）相关政府部门和企业的权利和义务”，强调“公共部门（政府）、边境检查部门、废物的搜集、运输（包括跨国运输和国内运输）、利用企业均应作为放射性防控链条上的主体，承担起各自职责”[10]。

反观我国进口废物原料放射性检验的相关标准，无论是GB 16487.1～16487.12—2005还是SN/T 0570—2007，其中有关放射性检验的条款，其主要目的均在于进口废物料放射性检验项目的合格评定，即经检验符合标准限量的判为合格、予以放行；放射性超标则判为不合格、予以退运。实践中，进口废物原料由于运输工具、口岸条件、通关压力等因素的限制，对进口批实施放射性检验合格评定受到很大制约。况且，放射性物质在运输条件下极易被屏蔽，实践中未检出放射性并不意味着不存在放射性物质或放射性检验合格。另一方面，基于合格评定的放射性检验工作定位，也极易给废物原料再利用单位一种错觉，认为经口岸检验检疫部门放行的进口废物原料在放射性检验项目上就是合格的，从而忽视建立自身的放射性监控和防护措施。例如，有统计调查表明，目前我国废金属行业“整体上对放射性问题重要性的认识较低，放射性监测专业化、规范化水平较低，自主监测能力较薄弱，放射性监测硬件条件不足，辐射防护措施缺失”[11]。

因此，作为进口废物原料放射性检验的基础性标准，无论是GB 16487.1～16487.12—2005还是SN/T0570—2007均应着眼于进口废物原料放射性的全过程防控。其中GB 16487.1～16487.12—2005可以规定表面污染和清洁解控水平，作为进口废物原料放射性物质的审管标准；而SN/T 0570—2007则应定位于口岸放射性监控的程序和方法，注重放射性物质的口岸探测，而非合格评定的依据和方法。同时，应以法规形式明确进口废物原料放射性物质从产生到处置全过程监控的相关主体责任，从而建立起进口废物原料放射性安全的全面防控体系。换言之，口岸放射性检验工作不应将合格评定作为重心，而应当以放射性物质的探测和响应作为工作重点。

4.2 将探测放射性废物作为口岸检验重点

从进口废物原料放射性检验监管实践看，进口废物原料放射性检验的重点应与其他进口商品（如进口石材、有色金属矿产品）放射性检验的重点有所不同。对后者来说，关注的放射性核素绝大多数为天然放射性核素（NORM），在贸易货物中一般呈均匀分布状态，放射性监测的主要目的是识别核素种类，测定活度浓度水平，从而判定是否符合豁免水平。但对于进口废物原料，引起放射性超标的放射性物质一般以夹杂点状源、表面污染（包括“无看管源”、局部或表面被放射性核素污染的废物原料）的形态出现，即所谓放射性废物。如果测定了所夹杂放射性废物的活度浓度再根据GB 16487.1～16487.12—2005确定进口废物原料整体的放射性活度浓度既无必要又无法实施。因此，GB 16487.1～16487.12—2005中对进口废物原料（整体）放射性活度浓度进行规定在实践中缺乏明确的监管目标和可操作性。根据本文3.2.1的讨论，应将GB 16487.1～16487.12—2005中对废物原料放射性核素的活度浓度水平作为放射性废物的清洁解控水平进行理解和修订，从而使该标准在进口废物原料口岸放射性检验中更好地发挥指导作用。

4.3 改革口岸放射性检验程序

建议以IAEA《放射性物质的边境探查》（IAEATECDOC-1312）为指导，全面修订SN/T 0570—2007标准。

4.3.1 取消外照射贯穿辐射剂量率的进口管理限值。如前文所述，SN/T 0570—2007中将“以进口口岸正常天然辐射本底值+0.25μGy/h为外照射贯穿辐射剂量率的进口管理限值”既无依据，又极易漏检。根据IAEA-TECDOC-1312的建议，在进口废物原料放射性检验程序设计上，应重点突出探测仪器的设置，提高探测灵敏度和响应水平。建议不再将外照射贯穿辐射剂量率作为放射性检验合格评定水平，而应当制定放射性检验初筛水平。同时根据各地口岸天然本底统计涨落，以本底值标准差的3～4倍（通道式放射性检测仪）或天然本底值的1.2倍（便携式放射性检测仪）作为放射性检验初筛报警阈值。

4.3.2 完善检验和响应程序。为提高口岸震慑效果，装备通道式放射性检测仪的进口口岸，可要求进口废物原料运输单元（集装箱、卡车、车厢等）逐个通过通道式放射性检测仪进行筛查。初筛后，即使放射性检测仪未报警，为消除屏蔽效应，可按照SN/T 1791系列标准规定的比例抽查实施落地检验，从而最大程度消除漏检的可能，同时与SN/T 1791系列标准规定的抽查检验保持一致。经初筛如果放射性检测仪报警，应立即进行初始响应，并对货物进行隔离和排查。排除仪器误报警后，测定货物近表面周围剂量当量率（ambient dose equivalent rate），并使用带有核素分析能力的仪器进行核素识别。经判断属于夹杂放射性废物的，直接按照GB 16487.1～16487.12—2005规定禁止夹杂放射性废物进行处置。必要时，可根据γ射线外照射贯穿辐射剂量率推算活度浓度。如果测定的剂量率较小，因受到仪器探测下限限制不能进行判定，应取样送实验室进行核素分析。经实验室核素分析检出超过GB 16487.1～16487.12—2005规定的活度浓度水平的，也可依据GB 16487.1～16487.12—2005判定为夹杂放射性废物，进而实施退运处理。

[1]国家质检总局. 关于贯彻执行〈进口可用作原料的固体废物检验检疫监督管理办法〉的通知：国质检检〔2009〕475号[EB/OL].http://www.cnca.gov.cn/cnca/psi/fkfw/431134. shtml.

[2]国家质检总局.中国进口可用作原料的固体废物检验检疫状况（2012年度）[EB/OL].http://www.aqsiq.gov.cn/zjxw/ zjxw/zjftpxw/201306/t20130627_363307.htm.

[3]GB 16487.1～16487.12—2005 进口可用作原料的固体废物环境保护控制标准[S].

[4]SN/T 0570—2007 进口可用作原料的废物放射性污染检验规程[S].

[5]进口废物环境保护控制标准（试行）（GB 16487.1～16487.12—1996）起草说明[A].

[6]进口可用作原料的固体废物放射性污染检验规程（SN/T0570—2007）起草和修订说明[A].

[7]IAEA. Detection of Radioactive Materials at Borders. IAEA-TECDOC-1312. Vienna ,2002.

[8]United Nations Economic Commission for Europe. Monitoring and response procedures for radioactive scrap metal. UNECE，Geneva , 2006.

[9]SN/T 1791.1～1791.13—2006 进口可用作原料的固体废物检验检疫规程[S].

[10]雒书鸿，郝怡磊，宋春雨，等. 联合国欧洲经济委员会对跨国放射性废金属的防治建议[J]. 辐射防护，2009（1）：121-128.

[11]陆地，雒书鸿，刘明杰，等. 85家废金属加工利用企业放射性监测管理现状调查与分析[J]. 中国国境卫生检疫杂志，2012（6）：392-396.

Discussions and Suggestions on Inspecting Radioactivity of the Recycled Waste Material Imported in Port

Luo Shuhong ( Shandong Entry & Exit Inspection and Quarantine Bureau )
Lu Di ( Yantai Entry & Exit Inspection and Quarantine Bureau )

Objective: Finding, correcting and improvement in time the problems existing in the monitoring radioactivity of recycled waste material in port. Method: on the basis of the port of objective conditions and monitoring practice in our country, evaluated the consistency of GB 16487.1～16487.12—2005 and the other Chinese safety standards about the material containing radioactive nuclides, and compared it with the relevant IAEA safe guide. Compared the port of Chinese currently standard monitoring method SN/T 0570—2007 with the monitoring method recommended by IAEA. Simulated and calculated the shielding effect by the Monte Carlo method when it was supposed a standard container was filled with scrap copper. Conclusion: Implementing SN/T 0570—2007 monitoring method is hardly to ensure the provisions of GB 16487.1～16487.12—2005 are met, The omission of the radioactive polluted material which activity concentration exceed limit of GB 16487.1～16487.12—2005 is not neglectable .

recycled waste material, radioactivity, monitoring