發(fā)布時間:1989-10-1
   
   
    1　主題內容與適用范圍
    　　本標準規(guī)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(wèi)生防護基本標準
    　　GB 8703　輻射防護規(guī)定
    　　GB 9132　低、中水平放射性固體廢物的淺地層處置規(guī)定
    　　GB 9133　放射性廢物分類標準
    　　GB 11806　放射性物質安全運輸規(guī)定
   
    3　術語
    　3.1　退役　核設施服役期滿后，有計劃地實施必要的措施，使其永久性地退出服役的過程。
    　3.2　退役階段　核設施退役所處的狀態(tài)及廠址可利用程度的標志。
    　3.3　去污　去除或減低核設施和廠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施的各項措施與操作。
   
    4　總則
    　4.1　在反應堆退役的全過程中，都應當符合實踐的正當性和輻射防護最優(yōu)化的原則，并確保個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(zhí)行與退役工程三同時原則。
    　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(guī)定負有監(jiān)督、檢查其實施的責任，遇有嚴重違反規(guī)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，并向有關部門報告。
    　4.5　反應堆營運單位的領導，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　反應堆營運單位，應在反應堆退役前向國家主管部門提交“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、核安全監(jiān)督部門審批；
    　　c. 反應堆退役環(huán)境影響報告書，應報送國家主管部門、國家環(huán)保局審批。
    　4.8　反應堆退役工程必須有專門設計。退役設計分初步設計和作業(yè)設計兩個階段。兩階段的設計文件均應呈上級主管部門，經(jīng)審查批準后方可開始退役作業(yè)。
    　4.9　反應堆營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”，分別呈送國家主管部門和國家環(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(zhí)行GB 4792中第2.2、2.5和2.8條中的規(guī)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。如果因計劃進行某些特殊操作有可能使年人均有效劑量當量超過上述目標值時，應提出安全論證報告，并經(jīng)上級主管部門批準。
    　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。當有可能超過季度劑量時，連續(xù)兩個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址外關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0.25mSv(25mrem)這一目標值。
   
    6　表面放射性物質污染控制水平
    　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)場所的工作臺、墻壁、地面等表面放射性物質污染水平應控制在下表所列數(shù)值以下。
   
    表面放射性物質污染控制水平表 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，經(jīng)采取適當措施去污后仍超過表中所列數(shù)值時，可視為固定性污染，其污染允許水平可適當提高，但不得超過表中所列數(shù)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(shù)值的10倍。
    　6.4　對即將拆除的污染設備或廠房，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(qū)除食品工業(yè)或食品器械、醫(yī)療衛(wèi)生器械加工業(yè)之外的普通工業(yè)廠房內再利用：
    　　a. 污染設備經(jīng)認真去污后，其表面(在300cm2上的平均值)固定污染水平低于表中列數(shù)值1/10者；
    　　b. 設備或材料在1000kg中的平均比活度小于下列數(shù)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(shù)值1/50，并經(jīng)輻射防護部門測量許可者；
    　　b. 設備或材料在1 000kg中的平均比活度小于下列數(shù)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，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(shù)值1/10時，可作為本企業(yè)非控制區(qū)普通工業(yè)廠房再利用。
   
    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、數(shù)量與分布及放射性廢物量，初步評價各發(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(tǒng)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(jiān)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(jiān)測實施辦法；
    　　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(jiān)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(jiān)測實施細則；
    　　d. 提出放射性廢物處理與處置的實施細則。
    　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放射性物質的積存量、性質及分布；
    　　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)是否符合國家有關規(guī)定的要求；
    　　d. 研究退役全過程中所采取的環(huán)境監(jiān)測方法和廠區(qū)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”的內容應包括：
    　　a. 提供廠址與環(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、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)而帶來的其他環(huán)境影響，并評價貫徹環(huán)境保護設施與退役工程三同時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，評價事故后果對環(huán)境的影響；
    　　d. 提出退役后階段的流出物監(jiān)測方案與環(huán)境監(jiān)測方案及相應的質量保證計劃；
    　　e. 評價退役后的最終狀態(tài)是否符合國家有關環(huán)境保護規(guī)定的要求。
    　8.5　退役作業(yè)中的區(qū)域劃分與管理
    　8.5.1　退役作業(yè)的區(qū)域劃分
    　8.5.1.1　退役作業(yè)區(qū)域按GB 8703的規(guī)定劃分為控制區(qū)、監(jiān)督區(qū)和非限制區(qū)。
    　8.5.1.2　可根據(jù)退役作業(yè)的需要，在控制區(qū)內設置局部“高劑量率區(qū)”或“高污染”區(qū)，即工作人員作業(yè)處外照射劑量率可能大于0.1mSv/h的區(qū)域或表面污染水平大于表中所列數(shù)值50倍的部位。
    　8.5.2　退役作業(yè)區(qū)的管理
    　8.5.2.1　退役作業(yè)的控制區(qū)與監(jiān)督區(qū)應限制進入。其出入口應設置衛(wèi)生閘門，以控制人員與物品的進出，防止放射性物質的擴散。
    　8.5.2.2　進入控制區(qū)與監(jiān)督區(qū)工作的人員，進入前應根據(jù)作業(yè)要求對其進行輻射安全基本知識與規(guī)程的教育，經(jīng)考試合格并得到批準后方可進入該區(qū)工作。
    　8.5.2.3　控制區(qū)應有明確的邊界線，區(qū)內應有輻射標志和警告信號。
    　8.5.2.4　“高劑量率區(qū)”與“高污染區(qū)”應有醒目的邊界線，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(jù)退役作業(yè)的進展和實際需要，及時擴大或縮小、設置或解除控制區(qū)及控制區(qū)內的“高劑量率區(qū)”與“高污染區(qū)”。
    　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(shù)與時間、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)期間工作場所的通風系統(tǒng)與空氣凈化裝置有效地運行。
    　8.6.3　在拆卸污染設備前，應進行有效的去污處理。在選擇去污工藝與去污方法時，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，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^濾器的局部排風裝置等。
    　8.6.5　在拆卸污染設備時，作業(yè)人員應根據(jù)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　退役過程中應嚴格執(zhí)行國家有關放射性流出物向環(huán)境排放的規(guī)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標準的規(guī)定。
    　8.7　退役的輻射監(jiān)測
    　8.7.1　應根據(jù)國家有關規(guī)定的要求，對退役工作人員進行個人劑量監(jiān)測。
    　8.7.2　必須監(jiān)測退役作業(yè)場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(jù)作業(yè)場所的輻射水平和工作要求，選擇適當?shù)膭┝績x表和監(jiān)測地點，定期地或者連續(xù)地監(jiān)測作業(yè)場所的輻射水平。
    　8.7.2.2　應根據(jù)退役作業(yè)的需要監(jiān)測作業(yè)場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(jiān)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(jiān)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)中應進行表面污染監(jiān)測。應拆除一處、監(jiān)測一處，以確保退役作業(yè)的質量。
    　8.7.2.6　退役中應定期進行環(huán)境監(jiān)測，監(jiān)測內容為：
    　　a. 大氣中放射性氣溶膠濃度監(jiān)測；
    　　b. 放射性沉降物監(jiān)測；
    　　c. 土壤放射性比活度監(jiān)測；
    　　d. 天然水源中放射性濃度監(jiān)測；
    　　e. 動、植物體中放射性比活度監(jiān)測；
    　　f. 環(huán)境γ輻射監(jiān)測。
    　8.7.3　退役工程完成后，應進行全面的輻射監(jiān)測。監(jiān)測內容主要為：
    　　a. 退役遺址的表面污染水平監(jiān)測及主要污染核素分析；
    　　b. 退役遺址的環(huán)境監(jiān)測。監(jiān)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，應定期進行放射性氣體逸出率與放射性液體滲透率測量，并定期進行環(huán)境輻射影響監(jiān)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方案。
    　9.2　對退役中產(chǎn)生的放射性廢物應按GB 9133的規(guī)定進行區(qū)分，并按其種類、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毒物禁止送低、中放廢物處置場處置。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、化學穩(wěn)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及國家其他有關規(guī)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、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(xù)等，均應符合GB11806的要求。