核技術(shù)利用放射性廢物庫 選址、設(shè)計(jì)與建造技術(shù)規(guī)范

為貫徹《中華人民共和國放射性污染防治法》《放射性同位素與射線裝置安全和防護(hù)條例》，保障人體健康，保護(hù)生態(tài)環(huán)境，規(guī)范核技術(shù)利用放射性廢物庫的選址、設(shè)計(jì)、建造工作，確保核技術(shù)利用放射性廢物和廢（舊）放射源的安全貯存，制定本標(biāo)準(zhǔn)。本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了核技術(shù)利用放射性廢物庫的選址、設(shè)計(jì)和建造技術(shù)要求。本標(biāo)準(zhǔn)的附錄 A 為規(guī)范性附錄。本標(biāo)準(zhǔn)為發(fā)布。

其中輻射防護(hù)（節(jié)選）

6.11 輻射防護(hù)

6.11.1 劑量限值和污染控制水平

6.11.1.1 從事廢物（源）接收、貯存、監(jiān)測的工作人員及公眾的受照劑量應(yīng)符合 GB 18871 所規(guī)定的限值。

6.11.1.2 工作人員的年有效劑量管理目標(biāo)值不超過 5 mSv，公眾年有效劑量管理目標(biāo)值不超過 0.1 mSv。

6.11.1.3 庫房蓋板正上方 0.5 m 處的最大劑量率不超過 20 μSv/h；庫房外墻表面 0.3 m處的最大劑量率不超過 2.5 μSv/h。

6.11.1.4 工作場所表面污染控制水平應(yīng)按照 GB 18871 規(guī)定執(zhí)行。

6.11.2 輻射屏蔽 

6.11.2.1 接收的廢（舊）放射源及放射性廢物包裝表面的空氣吸收劑量率小于 2 mSv/h，表面 1 m 處劑量率小于 0.1 mSv/h。

6.11.2.2 在確定貯存坑蓋板及廢物庫墻體的屏蔽層厚度時(shí)，應(yīng)選取所存廢物內(nèi)可能出現(xiàn)的活度高且γ 射線能量較高的核素作為屏蔽計(jì)算的主要輻射源項(xiàng)；若無法確定核素類型時(shí)，按 60Co 核素能量確定屏蔽層厚度。

6.11.2.3 當(dāng)廢物堆放面積和體積均較大時(shí)，可選用半無窮大體源模型計(jì)算屏蔽厚度。

6.11.2.4 源庫的外墻體選用對γ射線、中子都有防護(hù)效果的混凝土作為防護(hù)材料；防護(hù)門也要考慮γ 射線、中子的防護(hù)。

6.11.3 輻射分區(qū)

廢物庫庫房按其輻射水平和可能污染的程度分為控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)，對于范圍比較大的控制區(qū)，如果 其中的照射或污染水平在不同的局部變化較大，需要實(shí)施不同的專門防護(hù)手段或安全措施，則可根據(jù)需要再劃分不同的子區(qū)，以方便管理。將廢物（源）貯存車間、廢物裝卸廳、排風(fēng)機(jī)房等潛在劑量率或污染水平較高的區(qū)域定為控制區(qū)；其它區(qū)域定為監(jiān)督區(qū)。

6.11.4 輻射監(jiān)測

6.11.4.1 廢物庫庫房應(yīng)配備固定式γ劑量率在線監(jiān)測系統(tǒng)，有條件時(shí)增設(shè)中子探頭；衛(wèi)生通過間應(yīng)配備手腳污染監(jiān)測裝置。

6.11.4.2 配置便攜式 X-γ 劑量率儀、中子輻射監(jiān)測儀、表面污染監(jiān)測儀、便攜式氣溶膠監(jiān)測設(shè)備或氣溶膠取樣器等輻射監(jiān)測設(shè)備，應(yīng)符合 HJ 61 中的輻射監(jiān)測要求。

6.11.4.3 應(yīng)配備個(gè)人劑量計(jì)和個(gè)人劑量報(bào)警儀對輻射工作人員的受照劑量進(jìn)行監(jiān)測。

本公司有提供仁機(jī)輻射劑量儀