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REN510型便攜式γ譜儀主要用于安檢、反恐、核事故現場的污染分析，可進行γ輻射劑量的測量，同時系統內置核素庫，可以自動識別人工及天然同位素。儀器為一體式，內置2英寸NaI(Tl) γ探測器，可同時測量γ能譜、γ劑量率。儀器為全數字化，集探測器、成型放大器、多道分析器、電源、觸摸屏、內存為一體，功耗
為了加強對放射性廢液排放的監督管理，保障人體健康，保護環境，根據《中華人民共和國放射性污染防治法》《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》《 醫用放射性廢物的衛生防護管理》等相關法規與標準的要求，考慮人為操作失誤及放射性廢液錯誤排放后可能引發的嚴重環境危
REN600是一種便攜式,大面積的放射性表面沾污測量儀，是根據核快速應急反應監測技術要求，專門為安監部門、疾病控制中心、核醫學、分子生物實驗室、核材料運輸及其它存在αβ表面沾污而設計，是一種高靈敏度智能化便攜式儀器;可進行α和β/γ測量，測量單位cps\cpm\ Bq/cm2可轉換.主要應用在疾病控
REN200A型X、γ輻射個人劑量當量HP(10)監測儀（簡稱：個人劑量報警儀）內置高靈敏度蓋格計數管為探測器，主要用來監測各種放射性工作場所的X、γ以及硬β射線的輻射，具有響應快，測量范圍寬的特點。能顯示工作場所的劑量當量率和累積劑量，更換電池時，日期及累積數據能永久保存�？蛇x配RenRiPers
REN500型智能化χ、γ輻射儀采用高靈敏的閃爍晶體作為探測器,反應速度快, 和國內同類儀器相比，該儀器具有更寬的劑量率測量范圍。 該儀器除能測高能、低能γ射線外，還能對低能X射線進行準確的測量，具有良好的能量響應特性。此外通過配套的Re
REN300在線x-γ輻射安全報警儀是一種新型的x-γ輻射連續監測報警裝置，它采用特殊設計的前置放大電路，具有靈敏度高、操作方便、自動顯示、數據存儲和超閾值報警等特點，能實時給出xγ輻射劑量率。考慮到現場操作、應急快速響應的需要，主機安裝在輻射現場，實現實時監測與就地報警，通過RS48
REN310型立柱式輻射監測系統，主要用于放射性監測場所的行人或行包通過的監測系統，采用大體積的閃爍體探測器作為探測器，具有體積小，便于攜帶，靈敏度高，誤差小的特點，適用與核應急等特殊的放射性檢測場合。該系統主要由安裝在現場的立柱和遠程計算機系統組成。立柱內置的
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
反應堆退役輻射防護規定(GB 11850-89)
2005/10/1 20:49:00
發布時間:1989-10-11 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 放射性廢物分類標準
GB 11806 放射性物質安全運輸規定
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 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 退役作業前應準備必要的輻射防護設施，環境保護設施應執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定負有監督、檢查其實施的責任，遇有嚴重違反規定并可能使職工安全或環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境保護工作全面負責，確保開展上述工作所需要的經費與人員。
4.6 退役輻射工作人員，應經過考核并取得“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、核安全監督部門審批；
c. 反應堆退役環境影響報告書，應報送國家主管部門、國家環保局審批。
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設計兩個階段。兩階段的設計文件均應呈上級主管部門，經審查批準后方可開始退役作業。
4.9 反應堆營運單位應按退役作業設計的要求組織好退役作業。
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“反應堆退役最終環境影響報告書”，分別呈送國家主管部門和國家環保局，經審查、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，作業中使用的工具、設備，作業場所的工作臺、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 退役作業中使用的工具、設備、工作臺受到污染時，經采取適當措施去污后仍超過表中所列數值時，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，可在本企業非控制區除食品工業或食品器械、醫療衛生器械加工業之外的普通工業廠房內再利用：
a. 污染設備經認真去污后，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，可作為本企業非控制區普通工業廠房再利用。
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、數量與分布及放射性廢物量，初步評價各發退役方案及其達到的退役階段的輻射安全性及對環境的影響。
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 作業設計的內容應包括：
a. 制定各項作業方案的作業步驟、輻射防護要求與監測實施辦法；
b. 針對作業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是否符合國家有關規定的要求；
d. 研究退役全過程中所采取的環境監測方法和廠區保安措施是否充分與合理。
8.4 “反應堆退役環境影響報告書”的內容應包括：
a. 提供廠址與環境狀況，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對環境的影響，其中包括各種放射性物質的釋放途徑及對環境的輻射影響，以及由于退役作業而帶來的其他環境影響，并評價貫徹環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中可能發生的事故，評價事故后果對環境的影響；
d. 提出退役后階段的流出物監測方案與環境監測方案及相應的質量保證計劃；
e. 評價退役后的最終狀態是否符合國家有關環境保護規定的要求。
8.5 退役作業中的區域劃分與管理
8.5.1 退役作業的區域劃分
8.5.1.1 退役作業區域按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 退役作業區的管理
8.5.2.1 退役作業的控制區與監督區應限制進入。其出入口應設置衛生閘門，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 進入控制區與監督區工作的人員，進入前應根據作業要求對其進行輻射安全基本知識與規程的教育，經考試合格并得到批準后方可進入該區工作。
8.5.2.3 控制區應有明確的邊界線，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，如設置欄桿或障礙物，并有醒目的輻射標志與警告信號，未經特許不得入內。
8.5.2.5 應根據退役作業的進展和實際需要，及時擴大或縮小、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 退役作業中的輻射安全措施
8.6.1 在退役作業前應周密計劃作業需要的人數與時間、工作程序與防護措施，預測退役作業可能發生的意外事件，并作出應的應變安排。
8.6.2 應保證退役作業期間工作場所的通風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，作業人員應根據作業需要，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行國家有關放射性流出物向環境排放的規定。
8.6.6.1 放射性氣體、氣溶膠經適當處理，達到允許標準后方可由煙囪排入大氣。
8.6.6.2 排入環境的放射性液體應經過處理，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定。
8.7 退役的輻射監測
8.7.1 應根據國家有關規定的要求，對退役工作人員進行個人劑量監測。
8.7.2 必須監測退役作業場所的輻射水平和排入環境的放射性流出物濃度。
8.7.2.1 應根據作業場所的輻射水平和工作要求，選擇適當的劑量儀表和監測地點，定期地或者連續地監測作業場所的輻射水平。
8.7.2.2 應根據退役作業的需要監測作業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 在去污作業與拆除作業中應進行表面污染監測。應拆除一處、監測一處，以確保退役作業的質量。
8.7.2.6 退役中應定期進行環境監測，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、植物體中放射性比活度監測；
f. 環境γ輻射監測。
8.7.3 退役工程完成后，應進行全面的輻射監測。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方案。
9.2 對退役中產生的放射性廢物應按GB 9133的規定進行區分，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、安全管理及批手續等，均應符合GB11806的要求。
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