核技術(shù)利用放射性廢物庫 選址、設計與建造技術(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條例》，保障人體健康，保護生態(tài)環(huán)境，規(guī)范核技術(shù)利用放射性廢物庫的選址、設計、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，制定本標準。本標準規(guī)定了核技術(shù)利用放射性廢物庫的選址、設計和建造技術(shù)要求。本標準的附錄 A 為規(guī)范性附錄。本標準為發(fā)布。

其中輻射防護（節(jié)選）

6.11 輻射防護

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值不超過 5 mSv，公眾年有效劑量管理目標值不超過 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，應選取所存廢物內(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算的主要輻射源項；若無法確定核素類型時，按 60Co 核素能量確定屏蔽層厚度。

6.11.2.3 當廢物堆放面積和體積均較大時，可選用半無窮大體源模型計算屏蔽厚度。

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

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，需要實施不同的專門防護手段或安全措施，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、排風機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 廢物庫庫房應配備固定式γ劑量率在線監(jiān)測系統(tǒng)，有條件時增設中子探頭；衛(wèi)生通過間應配備手腳污染監(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)測設備或氣溶膠取樣器等輻射監(jiān)測設備，應符合 HJ 61 中的輻射監(jiān)測要求。

6.11.4.3 應配備個人劑量計和個人劑量報警儀對輻射工作人員的受照劑量進行監(jiān)測。

本公司有提供仁機輻射劑量儀