核技術利用放射性廢物庫 選址、設計與建造技術規範

為(wei) 貫徹《中華人民共和國放射性汙染防治法》《放射性同位素與(yu) 射線裝置安全和防護條例》，保障人體(ti) 健康，保護生態環境，規範核技術利用放射性廢物庫的選址、設計、建造工作，確保核技術利用放射性廢物和廢（舊）放射源的安全貯存，製定本標準。本標準規定了核技術利用放射性廢物庫的選址、設計和建造技術要求。本標準的附錄 A 為(wei) 規範性附錄。本標準為(wei) 發布。

其中輻射防護（節選）

6.11 輻射防護

6.11.1 劑量限值和汙染控製水平

6.11.1.1 從(cong) 事廢物（源）接收、貯存、監測的工作人員及公眾(zhong) 的受照劑量應符合 GB 18871 所規定的限值。

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(zhong) 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；庫房外牆表麵 0.3 m處的最大劑量率不超過 2.5 μSv/h。

6.11.1.4 工作場所表麵汙染控製水平應按照 GB 18871 規定執行。

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麵的空氣吸收劑量率小於(yu) 2 mSv/h，表麵 1 m 處劑量率小於(yu) 0.1 mSv/h。

6.11.2.2 在確定貯存坑蓋板及廢物庫牆體(ti) 的屏蔽層厚度時，應選取所存廢物內(nei) 可能出現的活度高且γ 射線能量較高的核素作為(wei) 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 當廢物堆放麵積和體(ti) 積均較大時，可選用半無窮大體(ti) 源模型計算屏蔽厚度。

6.11.2.4 源庫的外牆體(ti) 選用對γ射線、中子都有防護效果的混凝土作為(wei) 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

廢物庫庫房按其輻射水平和可能汙染的程度分為(wei) 控製區和監督區，對於(yu) 範圍比較大的控製區，如果 其中的照射或汙染水平在不同的局部變化較大，需要實施不同的專(zhuan) 門防護手段或安全措施，則可根據需要再劃分不同的子區，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汙染水平較高的區域定為(wei) 控製區；其它區域定為(wei) 監督區。

6.11.4 輻射監測

6.11.4.1 廢物庫庫房應配備固定式γ劑量率在線監測係統，有條件時增設中子探頭；衛生通過間應配備手腳汙染監測裝置。

6.11.4.2 配置便攜式 X-γ 劑量率儀(yi) 、中子輻射監測儀(yi) 、表麵汙染監測儀(yi) 、便攜式氣溶膠監測設備或氣溶膠取樣器等輻射監測設備，應符合 HJ 61 中的輻射監測要求。

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

本公司有提供仁機輻射劑量儀(yi)