PDF《T/CIRA》

40 年.若达到退役年限但运营者要求延期的,应向主管部门提交申请延 期报告,说明延期的理由,提供可以延期的支持性资料,其构筑物和安全防护设施均满足 GB 17568《γ 辐照装置设计建造和使用规范》和GB 10252《γ 辐照装置的辐射防护与安全规范》的要求,方可延期 运行.对无法修复或改造的装置,或改造后仍不符合上述标准和有关安全规定的装置应强制其退役. 4.6 退役场址拟向公众开放时,其中的构筑物、设备等必须满足清洁解控要求,土壤中残留放射性物 质的活度浓度应达到允许开放的可接受水平,方可解除控制,无限制开放使用.

5 退役目标 5.1 个人剂量约束值 在装置退役实施过程中,剂量约束值为: a) 对参与退役放射性操作的人员的辐射照射应进行控制,在整个退役过程中其剂量约束值为 5mSv. GB/T XXXXX―XXXX

3 b) 辐照退役场址环境评价范围内公众中关键人群组成员, 累计在整个退役过程中所接受的附加剂 量不应超过 0.1mSv. c) 对有放射性污染的场区或土壤, 在采取了清除和补救行动后实施重新开放或利用时, 公众中关 键人群组成员所受的附加年有效剂量应控制在 0.1mSv 以下. 5.2 清洁解控水平 退役场址内所有物品应达到以下水平,方可解控: a) 贮源井水向污水管网排放时,所含放射性污染物的活度浓度应控制在 10Bq/L 以下,排放总活 度不应超过 1* 105Bq. b) 对仅有表面污染的物件(如被污染的源架、井衬、井覆面、地面、水处理系统中的管路和设备 等),表面 β 污染解控水平为 0.8Bq/cm2,该值为设备表面固定污染和松散污染的总和.污染 水平按一定面积上的平均值计算,工作服取 100cm

2、设备取 300cm2. c) 参与退役的工作人员的衣服、体表及退役工作所使用的设备、工具等表面 β 污染应控制在 GB18871 中规定的表面污染水平. d) 贮源井底沉积物的活度浓度解控水平推荐值为: 1)

60 Co:10Bq/g(

60 Coγ辐照装置);

2)

137 Cs:10Bq/g(

137 Csγ辐照装置). e) 土壤(混凝土)活度浓度解控水平推荐值为: 1)

60 Co :0.03Bq/g(

60 Coγ辐照装置);

2)

137 Cs :0.1Bq/g(

137 Csγ辐照装置). f) 固体废物量为 3t 以下者(包括纯水过滤介质),其活度浓度解控水平推荐值为: 1)

60 Co 10Bq/g(

60 Coγ辐照装置);

2)

137 Cs 10Bq/g(

60 Co、

137 Csγ辐照装置).

6 退役实施 6.1 概述 γ辐照装置退役实施过程中的关键控制点包源项调查、放射源移送、环境影响评价、辐射防护和监 测、排水、去污、放射性废物管理、竣工环境保护验收等. 6.2 组织机构和人员资质 6.2.1 组织机构 应设立退役指挥、退役实施、辐射安全与环境监测、安全保卫、运输以及后勤保障等相关组织并明 确职责. 6.2.2 人员资质 γ辐照装置的退役工作的具体实施应由具有专业知识和经验的人员负责: a) 在组织实施退役的队伍时, 退役总指挥一般为单位负责人, 操作人员应具备丰富退役实践经验, 另外还要配备辐射安全与环境监测、安全保卫、运输以及后勤保障等人员;

除了退役实施单位 工作人员外,应吸收业主单位装置运行阶段的关键工作人员参与,协助退役工作. GB/T XXXXX―XXXX

4 b) 应对实施退役工作的人员进行相关的培训和良好的安全文化素养的教育, 使其了解待实施退役 活动的规模、复杂程度和性质,以便有能力安全地完成指派给他们的工作.具备辐射防护中级 培训证书资格以上的人员方可参与退役工作. 6.3 运行历史资料收集 对辐照装置自投入运行到退役的整个期间运行和变更情况及所发生的故障和事故进行资料收集和 分析,包括: a) 装置原设计工程图纸,包括设计的变更及重要修改的细节;