核技术利用放射性废物库 选址、设计与建造技术规范

为贯彻《中华人民共和国放射性污染防治法》《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》，保障人体健康，保护生态环境，规范核技术利用放射性废物库的选址、设计、建造工作，确保核技术利用放射性废物和废（旧）放射源的安全贮存，制定本标准。本标准规定了核技术利用放射性废物库的选址、设计和建造技术要求。本标准的附录 A 为规范性附录。本标准为发布。

其中辐射防护（节选）

6.11 辐射防护

6.11.1 剂量限值和污染控制水平

6.11.1.1 从事废物（源）接收、贮存、监测的工作人员及公众的受照剂量应符合 GB 18871 所规定的限值。

6.11.1.2 工作人员的年有效剂量管理目标值不超过 5 mSv，公众年有效剂量管理目标值不超过 0.1 mSv。

6.11.1.3 库房盖板正上方 0.5 m 处的最大剂量率不超过 20 μSv/h；库房外墙表面 0.3 m处的最大剂量率不超过 2.5 μSv/h。

6.11.1.4 工作场所表面污染控制水平应按照 GB 18871 规定执行。

6.11.2 辐射屏蔽 

6.11.2.1 接收的废（旧）放射源及放射性废物包装表面的空气吸收剂量率小于 2 mSv/h，表面 1 m 处剂量率小于 0.1 mSv/h。

6.11.2.2 在确定贮存坑盖板及废物库墙体的屏蔽层厚度时，应选取所存废物内可能出现的活度高且γ 射线能量较高的核素作为屏蔽计算的主要辐射源项；若无法确定核素类型时，按 60Co 核素能量确定屏蔽层厚度。

6.11.2.3 当废物堆放面积和体积均较大时，可选用半无穷大体源模型计算屏蔽厚度。

6.11.2.4 源库的外墙体选用对γ射线、中子都有防护效果的混凝土作为防护材料；防护门也要考虑γ 射线、中子的防护。

6.11.3 辐射分区

废物库库房按其辐射水平和可能污染的程度分为控制区和监督区，对于范围比较大的控制区，如果 其中的照射或污染水平在不同的局部变化较大，需要实施不同的专门防护手段或安全措施，则可根据需要再划分不同的子区，以方便管理。将废物（源）贮存车间、废物装卸厅、排风机房等潜在剂量率或污染水平较高的区域定为控制区；其它区域定为监督区。

6.11.4 辐射监测

6.11.4.1 废物库库房应配备固定式γ剂量率在线监测系统，有条件时增设中子探头；卫生通过间应配备手脚污染监测装置。

6.11.4.2 配置便携式 X-γ 剂量率仪、中子辐射监测仪、表面污染监测仪、便携式气溶胶监测设备或气溶胶取样器等辐射监测设备，应符合 HJ 61 中的辐射监测要求。

6.11.4.3 应配备个人剂量计和个人剂量报警仪对辐射工作人员的受照剂量进行监测。

本公司有提供仁机辐射剂量仪