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反應堆退役輻射防護規定(GB 11850-89) -輻射儀_輻射檢測儀_輻射巡測儀_輻射監測儀_輻射劑量?jì)x器_輻射巡檢儀_輻射報警儀-上海仁日輻射防護設備有限公司

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標準與法規

反應堆退役輻射防護規定(GB 11850-89)

2005/10/1 20:49:00

發(fā)布時(shí)間:1989-10-1
   
   
    1 主題內容與適用范圍
      本標準規定了反應堆退役的輻射防護標準、原則、基本要求與措施。
      本標準主要適用于生產(chǎn)堆的退役,也適用于研究試驗堆的退役。
   
    2 引用標準
      GB 4792 放射衛生防護基本標準
      GB 8703 輻射防護規定
      GB 9132 低、中水平放射性固體廢物的淺地層處置規定
      GB 9133 放射性廢物分類(lèi)標準
      GB 11806 放射性物質(zhì)安全運輸規定
   
    3 術(shù)語(yǔ)
     3.1 退役 核設施服役期滿(mǎn)后,有計劃地實(shí)施必要的措施,使其永久性地退出服役的過(guò)程。
     3.2 退役階段 核設施退役所處的狀態(tài)及廠(chǎng)址可利用程度的標志。
     3.3 去污 去除或減低核設施和廠(chǎng)址范圍內放射性核素的沾附物。
     3.4 退役工作人員 從事核設施退役管理與操作的人員。
     3.5 退役作業(yè) 為使核設施安全退役有計劃地實(shí)施的各項措施與操作。
   
    4 總則
     4.1 在反應堆退役的全過(guò)程中,都應當符合實(shí)踐的正當性和輻射防護最優(yōu)化的原則,并確保個(gè)人所受的劑量當量低于相應的劑量限值。
     4.2 退役作業(yè)前應準備必要的輻射防護設施,環(huán)境保護設施應執行與退役工程三同時(shí)原則。
     4.3 應建立退役輻射防護與安全機構。建立、健全崗位責任制。
     4.4 退役輻射防護與安全機構對本規定負有監督、檢查其實(shí)施的責任,遇有嚴重違反規定并可能使職工安全或環(huán)境安全受到嚴重危害的事件,有權予以制止,并向有關(guān)部門(mén)報告。
     4.5 反應堆營(yíng)運單位的領(lǐng)導,應對退役中輻射防護和環(huán)境保護工作全面負責,確保開(kāi)展上述工作所需要的經(jīng)費與人員。
     4.6 退役輻射工作人員,應經(jīng)過(guò)考核并取得“輻射工作合格證”后方可參加工作。
     4.7 反應堆營(yíng)運單位,應在反應堆退役前向國家主管部門(mén)提交“反應堆退役報告”,
    經(jīng)審查批準并獲得“反應堆退役許可證”后方可開(kāi)始退役工作。
      “反應堆退役報告”中應包括:
      a. 反應堆退役可行性研究報告;
      b. 反應堆退役安全分析報告,應報送國家主管部門(mén)、核安全監督部門(mén)審批;
      c. 反應堆退役環(huán)境影響報告書(shū),應報送國家主管部門(mén)、國家環(huán)保局審批。
     4.8 反應堆退役工程必須有專(zhuān)門(mén)設計。退役設計分初步設計和作業(yè)設計兩個(gè)階段。兩階段的設計文件均應呈上級主管部門(mén),經(jīng)審查批準后方可開(kāi)始退役作業(yè)。
     4.9 反應堆營(yíng)運單位應按退役作業(yè)設計的要求組織好退役作業(yè)。
     4.10 反應堆退役工程竣工后,營(yíng)運單位應做好總結工作,提交“反應堆退役工程竣工報告”和“反應堆退役最終環(huán)境影響報告書(shū)”,分別呈送國家主管部門(mén)和國家環(huán)保局,經(jīng)審查、驗收合格后,方可結束退役工作。
   
    5 劑量當量限值和控制原則
     5.1 輻射工作人員劑量當量限值
     5.1.1 反應堆退役輻射工作人員劑量當量限值應執行GB 4792中第2.2、2.5和2.8條中的規定。
     5.1.2 反應堆退役輻射工作人員的年人均有效劑量當量目標值應控制在10mSv(1rem)以下。如果因計劃進(jìn)行某些特殊操作有可能使年人均有效劑量當量超過(guò)上述目標值時(shí),應提出安全論證報告,并經(jīng)上級主管部門(mén)批準。
     5.1.3 反應堆退役輻射工作人員的受照劑量可按季度控制。當有可能超過(guò)季度劑量時(shí),連續兩個(gè)季度的受照劑量必須小于年限值的1/2。
     5.2 公眾成員的劑量限值
     5.2.1 反應堆退役對公眾成員造成的年劑量當量應不高于1mSv(0.1rem)。
     5.2.2 反應堆退役期間,放射性流出物的排放對廠(chǎng)址外關(guān)鍵居民組中任何公眾成員(成人)造成的年有效劑量當量應不超過(guò)0.25mSv(25mrem)這一目標值。
   
    6 表面放射性物質(zhì)污染控制水平
     6.1 在反應堆退役期間,退役工作人員的體表、衣物,作業(yè)中使用的工具、設備,作業(yè)場(chǎng)所的工作臺、墻壁、地面等表面放射性物質(zhì)污染水平應控制在下表所列數值以下。
   
    表面放射性物質(zhì)污染控制水平表 Bq/cm2
   
   
   
    注:1) 指表面固定污染物與松散污染物的總和
   
     6.2 退役作業(yè)中使用的工具、設備、工作臺受到污染時(shí),經(jīng)采取適當措施去污后仍超過(guò)表中所列數值時(shí),可視為固定性污染,其污染允許水平可適當提高,但不得超過(guò)表中所列數值的10倍。
     6.3 表面低、中毒組核素污染的控制水平,可放寬到表中的所列數值的10倍。
     6.4 對即將拆除的污染設備或廠(chǎng)房,應去除表面的松散污染物,并使工作人的最大外照射劑量不大于輻射工作人員年劑量當量限值。
   
    7 退役設備、材料或廠(chǎng)房回收再利用的控制標準
     7.1 退役設備或材料達到下列要求者,可在本企業(yè)非控制區除食品工業(yè)或食品器械、醫療衛生器械加工業(yè)之外的普通工業(yè)廠(chǎng)房?jì)仍倮茫?BR>      a. 污染設備經(jīng)認真去污后,其表面(在300cm2上的平均值)固定污染水平低于表中列數值1/10者;
      b. 設備或材料在1000kg中的平均比活度小于下列數值:β/r輻射:比活度<7Bq/g。
     7.2 退役設備或材料達到下列要求者,可作為普通物品再利用:
      a. 污染設備經(jīng)認真去污后,其表面(在300cm2上的平均值)固定性污染水平小于表中所列數值1/50,并經(jīng)輻射防護部門(mén)測量許可者;
      b. 設備或材料在1 000kg中的平均比活度小于下列數值者:
    β/γ輻射:比活度<1.5Bq/g。
     7.3 退役設備或材料達到7.2條要求時(shí),允許送往普通冶煉爐與其他非放射性材料一起熔煉,熔煉后的金屬可不受限制地使用。
     7.4 退役廠(chǎng)房建筑物表面經(jīng)認真去污后,其表面固定性污染水平小于表中所列數值1/10時(shí),可作為本企業(yè)非控制區普通工業(yè)廠(chǎng)房再利用。
   
    8 退役的輻射管理
     8.1 在退役可行性研究報告中,應正確估計反應堆終止運行后的放射性總積存量、放射源的種類(lèi)、數量與分布及放射性廢物量,初步評價(jià)各發(fā)退役方案及其達到的退役階段的輻射安全性及對環(huán)境的影響。
     8.2 退役設計
     8.2.1 初步設計的內容應包括:
      a. 確定反應堆及其輔助系統的放射源及其分布;
      b. 提出貫徹輻射防護最優(yōu)化原則應采取的輻射防護與監測措施;
      c. 作出放射性廢物處理、包裝、運輸與最后處置方案;
     8.2.2 作業(yè)設計的內容應包括:
      a. 制定各項作業(yè)方案的作業(yè)步驟、輻射防護要求與監測實(shí)施辦法;
      b. 針對作業(yè)方案的具體情況提出減少工作人員內、外照射劑量的輻射防護措施與監測辦法;
      c. 提出減少放射性流出物排放量的措施與排放管理辦法,提出監測實(shí)施細則;
      d. 提出放射性廢物處理與處置的實(shí)施細則。
     8.3 “反應堆退役安全分析報告”的內容應包括:
      a. 提供反應堆終止運行時(shí)放射性物質(zhì)的積存量、性質(zhì)及分布;
      b. 分析反應堆退役方案的安全可行性,研究退役的步驟與方法,特別是控制退役輻射工作人員受照量保持在合理、可行、盡量低水平所采取的方法與措施是否完善與充分;
      c. 分析退役后的最終狀態(tài)是否符合國家有關(guān)規定的要求;
      d. 研究退役全過(guò)程中所采取的環(huán)境監測方法和廠(chǎng)區保安措施是否充分與合理。
     8.4 “反應堆退役環(huán)境影響報告書(shū)”的內容應包括:
      a. 提供廠(chǎng)址與環(huán)境狀況,其中應包括人口分布、土地利用及資源概況、氣象、水文、地質(zhì)、地震、居民健康狀況、噪聲等;
      b. 分析退役各階段作業(yè)對環(huán)境的影響,其中包括各種放射性物質(zhì)的釋放途徑及對環(huán)境的輻射影響,以及由于退役作業(yè)而帶來(lái)的其他環(huán)境影響,并評價(jià)貫徹環(huán)境保護設施與退役工程三同時(shí)原則所采取的方法與措施是否完善與充分;
      c. 分析退役各階段作業(yè)中可能發(fā)生的事故,評價(jià)事故后果對環(huán)境的影響;
      d. 提出退役后階段的流出物監測方案與環(huán)境監測方案及相應的質(zhì)量保證計劃;
      e. 評價(jià)退役后的最終狀態(tài)是否符合國家有關(guān)環(huán)境保護規定的要求。
     8.5 退役作業(yè)中的區域劃分與管理
     8.5.1 退役作業(yè)的區域劃分
     8.5.1.1 退役作業(yè)區域按GB 8703的規定劃分為控制區、監督區和非限制區。
     8.5.1.2 可根據退役作業(yè)的需要,在控制區內設置局部“高劑量率區”或“高污染”區,即工作人員作業(yè)處外照射劑量率可能大于0.1mSv/h的區域或表面污染水平大于表中所列數值50倍的部位。
     8.5.2 退役作業(yè)區的管理
     8.5.2.1 退役作業(yè)的控制區與監督區應限制進(jìn)入。其出入口應設置衛生閘門(mén),以控制人員與物品的進(jìn)出,防止放射性物質(zhì)的擴散。
     8.5.2.2 進(jìn)入控制區與監督區工作的人員,進(jìn)入前應根據作業(yè)要求對其進(jìn)行輻射安全基本知識與規程的教育,經(jīng)考試合格并得到批準后方可進(jìn)入該區工作。
     8.5.2.3 控制區應有明確的邊界線(xiàn),區內應有輻射標志和警告信號。
     8.5.2.4 “高劑量率區”與“高污染區”應有醒目的邊界線(xiàn),如設置欄桿或障礙物,并有醒目的輻射標志與警告信號,未經(jīng)特許不得入內。
     8.5.2.5 應根據退役作業(yè)的進(jìn)展和實(shí)際需要,及時(shí)擴大或縮小、設置或解除控制區及控制區內的“高劑量率區”與“高污染區”。
     8.6 退役作業(yè)中的輻射安全措施
     8.6.1 在退役作業(yè)前應周密計劃作業(yè)需要的人數與時(shí)間、工作程序與防護措施,預測退役作業(yè)可能發(fā)生的意外事件,并作出應的應變安排。
     8.6.2 應保證退役作業(yè)期間工作場(chǎng)所的通風(fēng)系統與空氣凈化裝置有效地運行。
     8.6.3 在拆卸污染設備前,應進(jìn)行有效的去污處理。在選擇去污工藝與去污方法時(shí),應注意減少二次廢物量,并考慮廢物處理的復雜性。
     8.6.4 在拆卸污染設備時(shí),應采取防止放射性粉塵遷移與擴散的措施,如水下切割、濕法操作,設置把整個(gè)切割機械與被切物品都包容在里面吸塵罩,安裝帶有高效微�?諝膺^(guò)濾器的局部排風(fēng)裝置等。
     8.6.5 在拆卸污染設備時(shí),作業(yè)人員應根據作業(yè)需要,采取戴呼吸面罩、穿防護氣衣等減少放射性粉塵吸入量的措施。
     8.6.6 退役過(guò)程中應嚴格執行國家有關(guān)放射性流出物向環(huán)境排放的規定。
     8.6.6.1 放射性氣體、氣溶膠經(jīng)適當處理,達到允許標準后方可由煙囪排入大氣。
     8.6.6.2 排入環(huán)境的放射性液體應經(jīng)過(guò)處理,當達到允許標準后方可排放。放射性廢液的排放口必須符合國家有關(guān)標準的規定。
     8.7 退役的輻射監測
     8.7.1 應根據國家有關(guān)規定的要求,對退役工作人員進(jìn)行個(gè)人劑量監測。
     8.7.2 必須監測退役作業(yè)場(chǎng)所的輻射水平和排入環(huán)境的放射性流出物濃度。
     8.7.2.1 應根據作業(yè)場(chǎng)所的輻射水平和工作要求,選擇適當的劑量?jì)x表和監測地點(diǎn),定期地或者連續地監測作業(yè)場(chǎng)所的輻射水平。
     8.7.2.2 應根據退役作業(yè)的需要監測作業(yè)場(chǎng)所空氣中的放射性氣溶膠濃度及主要核素所占的比分。
     8.7.2.3 應監測煙囪口放射性氣體的總排放量、排放濃度及主要核素所占的比分。
     8.7.2.4 應監測放射性廢液排放口的總排放量、排放濃度及主要核素所占的比分。
     8.7.2.5 在去污作業(yè)與拆除作業(yè)中應進(jìn)行表面污染監測。應拆除一處、監測一處,以確保退役作業(yè)的質(zhì)量。
     8.7.2.6 退役中應定期進(jìn)行環(huán)境監測,監測內容為:
      a. 大氣中放射性氣溶膠濃度監測;
      b. 放射性沉降物監測;
      c. 土壤放射性比活度監測;
      d. 天然水源中放射性濃度監測;
      e. 動(dòng)、植物體中放射性比活度監測;
      f. 環(huán)境γ輻射監測。
     8.7.3 退役工程完成后,應進(jìn)行全面的輻射監測。監測內容主要為:
      a. 退役遺址的表面污染水平監測及主要污染核素分析;
      b. 退役遺址的環(huán)境監測。監測內容同8.7.2.6條。
     8.7.4 退役工程完成后,若留有放射性遺址,應定期進(jìn)行放射性氣體逸出率與放射性液體滲透率測量,并定期進(jìn)行環(huán)境輻射影響監測。
     8.8 對退役后留下的放射性遺址,應作好保護性覆蓋層,并設置安全警戒標志。
   
    9 放射性廢物的處理與處置
     9.1 應制訂詳細的廢物處理與處置計劃,提出安全、有效地處理、包裝、裝卸、運輸與最終處置放射性廢物的技術(shù)方案。
     9.2 對退役中產(chǎn)生的放射性廢物應按GB 9133的規定進(jìn)行區分,并按其種類(lèi)、等級分別予以處理與處置。
     9.3 禁止將放射性廢物與非放廢物混合收集、貯存。嚴禁將易燃、易爆、易腐蝕的廢物與放射性廢物混合收集、貯存。超鈾廢物與非放化學(xué)毒物禁止送低、中放廢物處置場(chǎng)處置。放射性廢物應送放射性廢物庫。
     9.4 放射性廢氣、廢液處理中產(chǎn)生的廢物殘渣應予以固化并妥善貯存。固化廢物塊應具有浸出率低、化學(xué)穩定性好、熱導性高、抗輻照性能好及機械強度高等特性。
     9.5 放射性廢物的處理與處置應確保露天水源和地下水不被污染。
     9.6 退役中產(chǎn)生的低、中放固體廢物的處置應符合GB 9132及國家其他有關(guān)規定的要求。
     9.7 外運的放射性廢物必須包裝。包裝物應具有足夠的機械強度,以滿(mǎn)足裝卸、運輸與處置要求。貨包的重量、體積、形狀與尺寸應與裝卸、運輸、處置中的安全操作相適應。
     9.8 放射性廢物的貨包與貨包的分類(lèi)、分級、放射性活度限值、運輸容器表面污染要求、運輸與標簽要求、安全管理及批手續等,均應符合GB11806的要求。

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  • REN500T長(cháng)桿x-γ劑量率儀

    產(chǎn)品名稱(chēng):REN500T長(cháng)桿x-γ劑量率儀

    產(chǎn)品描述:      REN500T是手持式儀表可用來(lái)監測X、γ輻射劑量率。用于各種γ輻射場(chǎng)或環(huán)境γ輻射的監測工作。儀器配有伸縮長(cháng)桿,可用于測量人員不易到達或有較強放射性存在的場(chǎng)所,為使用人員提供有效保護。此外通過(guò)配套的RenRiRate劑量率管理軟件可將存儲

  • REN-NaI30型高靈敏度閃爍體低量程射線(xiàn)探頭

    產(chǎn)品名稱(chēng):REN-NaI30型高靈敏度閃爍體低量程射線(xiàn)探頭

    產(chǎn)品描述:REN系列智能化輻射探頭均可和REN300、REN300A、REN300B系列主機配套使用,也可以單獨配套RenRiArea輻射區域監測軟件使用。且具有RS485/RS232的通訊能力。所有探頭均可單獨外接報警燈,在超閾值的情況下就地給出聲光報警。 1、測量射線(xiàn)類(lèi)型:X、γ射線(xiàn)2、探測器:Φ30×

  • REN-GM45-Mul型α、β、γ、X多功能射線(xiàn)探頭

    產(chǎn)品名稱(chēng):REN-GM45-Mul型α、β、γ、X多功能射線(xiàn)探頭

    產(chǎn)品描述:REN系列智能化輻射探頭均可和REN300、REN300A、REN300B系列主機配套使用,也可以單獨配套RenRiArea輻射區域監測軟件使用。且具有RS485/RS232的通訊能力。所有探頭均可單獨外接報警燈,在超閾值的情況下就地給出聲光報警。 1、測量射線(xiàn)類(lèi)型:α、β、γ、X射線(xiàn)2、探測器: