發(fā)布時間:1989-10-1
   
   
    1　主題內(nèi)容與適用范圍
    　　本標準規(guī)定了反應(yīng)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(zhì)安全運輸規(guī)定
   
    3　術(shù)語
    　3.1　退役　核設(shè)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(shè)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(shè)施和廠址范圍內(nèi)放射性核素的沾附物。
    　3.4　退役工作人員　從事核設(shè)施退役管理與操作的人員。
    　3.5　退役作業(yè)　為使核設(shè)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(yīng)堆退役的全過程中，都應(yīng)當(dāng)符合實踐的正當(dāng)性和輻射防護最優(yōu)化的原則，并確保個人所受的劑量當(dāng)量低于相應(yīng)的劑量限值。
    　4.2　退役作業(yè)前應(yīng)準備必要的輻射防護設(shè)施，環(huán)境保護設(shè)施應(yīng)執(zhí)行與退役工程三同時原則。
    　4.3　應(yīng)建立退役輻射防護與安全機構(gòu)。建立、健全崗位責(zé)任制。
    　4.4　退役輻射防護與安全機構(gòu)對本規(guī)定負有監(jiān)督、檢查其實施的責(zé)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(quán)予以制止，并向有關(guān)部門報告。
    　4.5　反應(yīng)堆營運單位的領(lǐng)導(dǎo)，應(yīng)對退役中輻射防護和環(huán)境保護工作全面負責(zé)，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(yīng)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(yīng)堆營運單位，應(yīng)在反應(yīng)堆退役前向國家主管部門提交“反應(yīng)堆退役報告”，
    經(jīng)審查批準并獲得“反應(yīng)堆退役許可證”后方可開始退役工作。
    　　“反應(yīng)堆退役報告”中應(yīng)包括：
    　　a. 反應(yīng)堆退役可行性研究報告；
    　　b. 反應(yīng)堆退役安全分析報告，應(yīng)報送國家主管部門、核安全監(jiān)督部門審批；
    　　c. 反應(yīng)堆退役環(huán)境影響報告書，應(yīng)報送國家主管部門、國家環(huán)保局審批。
    　4.8　反應(yīng)堆退役工程必須有專門設(shè)計。退役設(shè)計分初步設(shè)計和作業(yè)設(shè)計兩個階段。兩階段的設(shè)計文件均應(yīng)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(yīng)堆營運單位應(yīng)按退役作業(yè)設(shè)計的要求組織好退役作業(yè)。
    　4.10　反應(yīng)堆退役工程竣工后，營運單位應(yīng)做好總結(jié)工作，提交“反應(yīng)堆退役工程竣工報告”和“反應(yīng)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(jié)束退役工作。
   
    5　劑量當(dāng)量限值和控制原則
    　5.1　輻射工作人員劑量當(dāng)量限值
    　5.1.1　反應(yīng)堆退役輻射工作人員劑量當(dāng)量限值應(yīng)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(yīng)堆退役輻射工作人員的年人均有效劑量當(dāng)量目標值應(yīng)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(dāng)量超過上述目標值時，應(yīng)提出安全論證報告，并經(jīng)上級主管部門批準。
    　5.1.3　反應(yīng)堆退役輻射工作人員的受照劑量可按季度控制。當(dāng)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(yīng)堆退役對公眾成員造成的年劑量當(dāng)量應(yīng)不高于1mSv(0.1rem)。
    　5.2.2　反應(yīng)堆退役期間，放射性流出物的排放對廠址外關(guān)鍵居民組中任何公眾成員(成人)造成的年有效劑量當(dāng)量應(yīng)不超過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(yīng)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(shè)備，作業(yè)場所的工作臺、墻壁、地面等表面放射性物質(zhì)污染水平應(yīng)控制在下表所列數(shù)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(shè)備、工作臺受到污染時，經(jīng)采取適當(dāng)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(dāng)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(shè)備或廠房，應(yīng)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(dāng)量限值。
   
    7　退役設(shè)備、材料或廠房回收再利用的控制標準
    　7.1　退役設(shè)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(nèi)再利用：
    　　a. 污染設(shè)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(shè)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(shè)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(shè)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(shè)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(shè)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(yīng)正確估計反應(yīng)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(shè)計
    　8.2.1　初步設(shè)計的內(nèi)容應(yīng)包括：
    　　a. 確定反應(yīng)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(yīng)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(shè)計的內(nèi)容應(yīng)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(nèi)、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(yīng)堆退役安全分析報告”的內(nèi)容應(yīng)包括：
    　　a. 提供反應(yīng)堆終止運行時放射性物質(zhì)的積存量、性質(zhì)及分布；
    　　b. 分析反應(yīng)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(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(yīng)堆退役環(huán)境影響報告書”的內(nèi)容應(yīng)包括：
    　　a. 提供廠址與環(huán)境狀況，其中應(yīng)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)而帶來的其他環(huán)境影響，并評價貫徹環(huán)境保護設(shè)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(yīng)的質(zhì)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(guān)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(nèi)設(shè)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(yīng)限制進入。其出入口應(yīng)設(shè)置衛(wèi)生閘門，以控制人員與物品的進出，防止放射性物質(zhì)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(yīng)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(yīng)有明確的邊界線，區(qū)內(nèi)應(yīng)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(yīng)有醒目的邊界線，如設(shè)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(nèi)。
    　8.5.2.5　應(yīng)根據(jù)退役作業(yè)的進展和實際需要，及時擴大或縮小、設(shè)置或解除控制區(qū)及控制區(qū)內(nèi)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(yīng)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(yù)測退役作業(yè)可能發(fā)生的意外事件，并作出應(yīng)的應(yīng)變安排。
    　8.6.2　應(yīng)保證退役作業(yè)期間工作場所的通風(fēng)系統(tǒng)與空氣凈化裝置有效地運行。
    　8.6.3　在拆卸污染設(shè)備前，應(yīng)進行有效的去污處理。在選擇去污工藝與去污方法時，應(yīng)注意減少二次廢物量，并考慮廢物處理的復(fù)雜性。
    　8.6.4　在拆卸污染設(shè)備時，應(yīng)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(shè)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(fēng)裝置等。
    　8.6.5　在拆卸污染設(shè)備時，作業(yè)人員應(yīng)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(yīng)嚴格執(zhí)行國家有關(guān)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(dāng)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(yīng)經(jīng)過處理，當(dāng)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(guī)定。
    　8.7　退役的輻射監(jiān)測
    　8.7.1　應(yīng)根據(jù)國家有關(guān)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(yīng)根據(jù)作業(yè)場所的輻射水平和工作要求，選擇適當(dāng)?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(yīng)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(yīng)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(yīng)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(yīng)進行表面污染監(jiān)測。應(yīng)拆除一處、監(jiān)測一處，以確保退役作業(yè)的質(zhì)量。
    　8.7.2.6　退役中應(yīng)定期進行環(huán)境監(jiān)測，監(jiān)測內(nèi)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(yīng)進行全面的輻射監(jiān)測。監(jiān)測內(nèi)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(nèi)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(yīng)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(yīng)作好保護性覆蓋層，并設(shè)置安全警戒標志。
   
    9　放射性廢物的處理與處置
    　9.1　應(yīng)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(yīng)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(xué)毒物禁止送低、中放廢物處置場處置。放射性廢物應(yīng)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(yīng)予以固化并妥善貯存。固化廢物塊應(yīng)具有浸出率低、化學(xué)穩(wěn)定性好、熱導(dǎo)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(yīng)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(yīng)符合GB 9132及國家其他有關(guān)規(guī)定的要求。
    　9.7　外運的放射性廢物必須包裝。包裝物應(yīng)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(yīng)與裝卸、運輸、處置中的安全操作相適應(yīng)。
    　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(yīng)符合GB11806的要求。