PDF《T/CIRA》

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0001 ―2019 γ辐照装置退役规范 Regulations for decommissioning of gamma irradiation facilities (征求意见稿) XXXX - XX - XX 发布 XXXX - XX - XX 实施 中国同位素与辐射行业协会 发布 GB/T XXXXX―XXXX I 目次前言 II

1 范围

1 2 规范性引用文件

1 3 术语和定义

1 4 总则

2 5 退役目标

2 6 退役实施

3 7 竣工环境保护验收

9 8 解控和开放

10 附录 A(资料性附录) 放射源信息调查示例.

11 附录 B(资料性附录) 放射性污染物调查内容示例.12 GB/T XXXXX―XXXX II 前言本标准按照GB/T 1.1-2009给出的规则起草. 本标准由中国同位素与辐射行业协会提出. 本标准由核工业标准化研究所归口. 本标准起草单位:北京三强核力辐射工程技术有限公司、北京国原新技术有限公司、中核同兴(北京) 核技术有限公司、北京北科核源科贸有限公司、陕西方圆高科实业有限公司、黑龙江省科学院技术 物理研究所、上海金鹏源辐照技术有限公司. 本标准主要起草人:. GB/T XXXXX―XXXX

1 γ辐照装置退役规范

1 范围 本标准规定了γ辐照装置退役的目标、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、解控和开放等阶段的要求. 本标准适用于γ辐照装置的退役, 凡涉及到贮源井水及水处理系统的相关内容仅适用于湿法贮源γ 辐照装置(包括水下γ辐照装置)的退役.

2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的. 凡是注日期的引用文件, 仅所注日期的版本适用于本文 件.凡是不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件. GB

10252 γ辐照装置的辐射防护与安全规范 GB

17568 γ辐照装置设计建造和使用规范 GB

18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准

3 术语和定义 本文件采用以下定义. 3.1 γ 辐照装置 gamma irradiation facilities 利用γ射线通过安全可靠的辐射加工工艺对物品和材料进行加工的装置. 3.2 γ辐照装置退役 decommissioning of gamma irradiation facilities γ辐照装置退役是为了解除辐照装置的全部监管控制达到场址无限制开放所采取的技术活动,是环 境保护的一项重要措施. 3.3 辐照室 irradiation room 辐照装置内由辐射屏蔽体围封着、 进行辐射加工且在工作状态时由于安全联锁措施人员不能进入的 空间. 3.4 源项调查 radioactive source term investigation GB/T XXXXX―XXXX

2 源项调查是对退役活动的实际边界、 放射源情况、 污染情况、 废物积存情况和放射性水平等做调查. 3.5 放射性废物 radioactive waste 放射性废物是指含有放射性核素或者被放射性核素污染, 其活度浓度大于国家确定的解控水平, 预 期不再使用的废弃物. 3.6 解控废物 uncontrolled waste 废物中放射性核素的活度浓度极低, 满足豁免水平或解控水平, 不需要采取或者不需要进一步采取 辐射防护控制措施.解控废物不属于放射性废物. 3.7 去污 decontamination 去污是采用适宜的措施清除或减少管道、设备、墙壁、地面等表面的放射性污染的活动.

4 总则 4.1 γ辐照装置退役工作应遵循辐射防护三原则和一般工业安全防护原则.退役过程中应全面分析退 役期间的潜在危害,制定并采取安全防护措施,保护工作人员和公众安全. 4.2 按辐射水平对γ辐照装置退役工作场所进行分区管理,对退役过程的各个阶段进行辐射监测并做 好记录. 4.3 根据国家相关法律法规要求处理处置废旧放射源,放射性废物处理和处置工作应遵循废物最小化 原则. 4.4 辐照装置在设计、建造和运行各阶段都应考虑采取便于退役的各项措施. 4.5 γ 辐照装置设计寿期为

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;

b) 业主辐射安全许可证,装置建造时的环境影响评价文件;

c) 水井中曾存放过的和现有放射源记录,包括放射源的采购记录、放射源编码、放射源退役或转 让记录;

d) 贮源井水检测报告,包括每次倒装源后井水水质和场所的检测报告以及近

3 年来的检测报告;

e) 个人剂量监测报告,包括每次倒装源后工作人员个人剂量监测报告以及近

3 年来的监测报告;

f) 涉源故障和事故,包括故障或事故发生的时间,故障或事故原因,处理的过程和采取的补救措 施,故障或事故有关的当事人,以及参与事故处理的管理人员和专家;

g) 设备安全检查文件,包括近

3 年定期的和倒源后的安全联锁检查以及监管部门的例行检查意 见. 6.4 源项调查 6.4.1 概述 源项调查应贯穿退役的全过程. 源项调查应查清历史上使用的放射源和现有放射源情况、 初步确定 水井是否污染及污染程度、辐照装置是否存在放射性沾污、是否存放放射性废物;

并对现有放射源进行 分类计算其活度,估算退役可能产生的放射性废物量. 6.4.2 调查范围 调查范围为辐照室外围50m的区域.除对周围环境和工作场所进行普遍检测调查外,应针对性地对 辐照室及附属房间进行源项调查.主要包括贮源井水、井底沉积物、源架、假源棒、井内附件、井覆面 内表面、倒源工具、水处理系统、土壤等的放射性水平. 6.4.3 调查内容 调查辐照装置运行历史和现状,主要了解放射源使用历史与现状,放射源调查内容见附录A,放射 性污染物调查的内容见附录B.确认贮源井内放射源情况,是否有副井,副井内是否存放有放射源,贮 源井内的放射源是否破损.清查放射源台账,做到帐物相符.放射源要重点调查以下内容: a) 历史使用放射源的来源、去向、种类、数量及其相关证明材料;

b) 现有放射源的产地、出厂日期、种类、数量、活度、编码、标号等,并将已到使用寿期的和未 到使用寿期的放射源进行分类. 6.5 退役方案 装置退役应制定退役技术方案, 退役实施单位应按照本标准和国家其他法律法规的要求制定科学合 理的退役技术方案, 退役实施单位应持有相应的资质证书和质量体系认证证书, 以保证退役工作可以安 全地完成.主要内容: a) 装置的描述,包括技术参数、运行历史、放射性物质的种类、存量和状态;

GB/T XXXXX―XXXX

5 b) 退役实施的组织机构与职责, 技术负责人应具有辐射工程工作经验丰富的高级工程师或注册核 安全工程师担任;

c) 预估废物的种类与数量;

d) 放射源及放射性废物的处理与处置;

e) 贮源井水的检测与排放;

f) 辐射防护与监测;

g) 环境影响评价与竣工环境保护验收;

h) 去污措施;

i) 其他废物的处理与处置,尤其是危险废物离子交换树脂的处理与处置;

j) 安全保障措施、质量保障措施、应急预案;

k) 退役目标与时间安排. 6.6 移送放射源 6.6.1 制定操作规程 对辐照装置现场进行踏勘,根据实际情况拟定放射源移送操作技术规程.规程中应设立领导小组, 落实倒源工作人员并明确职责,制定适宜的放射源移送操作步骤、辐射安全与环境监测、安全保卫、运 输及后勤保障等. 6.6.2 放射源移送 放射源的移送应根据其实际情况分类分别进行处理: a) 根据国家相关法律法规的要求, 退役放射源经主管部门审批后, 将废旧放射源交回生产单位或 者返回原出口方并进行备案;

b) 确实无法交回生产单位或者返回原出口方的,送交具备相应资质的放射性废物集中贮存单位;

c) 具有再利用价值的放射源可依法转让至有使用资质的单位, 并按国家相关法律法规办理转让审 批手续和备案;

d) 放射源倒装前后应分别对贮源井水放射性水平进行检测,确认放射源未破损或泄露;

e) 放射源的运输应使用经批准的合格容器,并具备相应的放射源运输核与辐射安全分析报告书, 其运输应委托有资质的单位完成;

f) 放射源启运前, 运输容器需经有资质的单位进行辐射监测, 并在当地主管部门备案后方可启运;

g) 在退役过程中,若发现有破损放射源时,应立即向当地主管部门报告,并尽快通知该破损源的 生产单位,分析确定破损原因并经一定的处理后返回生产单位. 6.7 贮源井水排放 6.7.1 井水检测 在所有放射源移出后, 委托有资质的单位对贮源井水进行检测并出具检测报告, 应对水井的上、 中、 下三层分别提取水样,检测内容包括:

60 Co(

137 Cs)活度浓度. 6.7.2 井水排放 贮源井水的排放γ辐照装置退役的关键环节之一,应按照以下流程进行: a) 井水检测结果在 5.2 节的控制限值以下水平时, 向当地主管部门申请, 经批准后排放到城市污 水管网. GB/T XXXXX―XXXX

6 b) 井水检测结果在 5.2 节的控制限值以上水平时, 采取过滤等措施减少井水放射性水平, 直至其 活度浓度达到 5.2 节的控制限值后,向主管部门申请,经批准后排放到城市污水管网.井水处 理完后,应对操作工具及源架等表面、贮源井覆面及................