钴-60γ辐照装置退役处置β放射性表面沾污测量

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60Co辐照装置退役存在的问题及解决对策

王杨，王海理，葸瑾.60Co辐照装置退役存在的问题及解决对策［J］.核安全，2020，19（6）：116-120.Wang Yang,Wang Haili,Xi Jin.Problems Existing in the Decommissioning of the60Co Irradiation Device and the Countermeasures［J］.Nuclear Safety，2020，19（6）：116-120.60Co辐照装置退役存在的问题及解决对策王杨1，王海理1，葸瑾2（1.生态环境部东北核与辐射安全监督站，大连116001；2.核工业大连应用技术研究所，大连116001）摘要：辐照装置历史退役档案表明，无法退役或者退役进程滞缓的辐照装置引发了各种问题，如未清理的放射源对周边环境带来安全隐患、滞缓的进程给监管部门及地方政府带来监管负担、废弃的场址给不知情的公众造成心理恐惧甚至引发不良舆情等。

为解决60Co辐照装置退役过程中存在的问题，本文调查了2006—2019年全国60Co辐照装置退役数据，探讨了辐照装置退役过程存在的难点，分析了原因，提出了解决对策，并结合案例说明了辐照装置退役难题在政策与技术方面的解决途径，为未来辐照装置的退役提供了参考。

关键词：辐照装置；退役；安全监管中图分类号：TL7文章标志码：B文章编号：1672-5360（2020）06-0116-05随着辐照行业安全标准的不断修订、监管要求的不断提升，20世纪70~80年代建成的60Co 辐照装置在装置运行、安全联锁、人员管控、应急措施等方面存在日趋凸显的安全隐患，已逐渐不能满足国家标准的要求。

这些装置也临近40年安全寿期，未来10年将是早期建成的辐照装置的集中退役时期［1］。

某些单位的装置因各种原因提前进行了退役。

在历史退役档案中表明，无法退役或者退役进程滞缓的辐照装置引发了各种问题，如未清理的放射源对周边环境带来的安全隐患、滞缓的进程给监管部门及地方政府带来监管负担、废弃的场址给不知情的公众造成心理恐惧甚至引发不良舆情。

钴-60γ辐照装置退役处置β放射性表面沾污测量

钴-60γ辐照装置退役处置β放射性表面沾污测量
沈思林
【期刊名称】《环境科学导刊》
【年(卷),期】2011(030)003
【摘要】介绍了辐照装置退役,放射性表面沾污的测量过程.
【总页数】3页(P11-13)
【作者】沈思林
【作者单位】云南省辐射环境监督站,云南昆明650034
【正文语种】中文
【中图分类】X34
【相关文献】
1.某退役辐照装置储源井钢件表面沾污测量 [J], 刘军;闵开春;李文政;张晓妍
2.利用退役钴源辐照装置改建成电子加速器辐照装置的可行性分析 [J], 杨斌; 张玥; 靳健乔; 刘钊; 唐卫东
3.利用退役钴源辐照装置改建成电子加速器辐照装置的可行性分析 [J], 杨斌; 张玥; 靳健乔; 刘钊; 唐卫东
4.60Co源辐照装置破损泄露后的退役处置 [J], 荣耀;连福龙;张道庆;黄少杰
5.某单位钴-60γ辐照装置退役环境影响评价 [J], 戴霞;王凤瑛;刁端阳
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γ辐照装置退役

附件1核安全导则 HAD 401/07-2013γ辐照装置退役国家核安全局2013年5月24日批准发布国家核安全局— 1 —γ辐照装置退役(2013年5月24日国家核安全局批准发布)本导则自2013年5月24日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。

在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

— 2 —目录1 引言 (5)1.1 目的 (5)1.2 范围 (5)2 退役原则和目标 (5)2.1退役原则 (5)2.2退役目标 (6)3 装置设计、建造和运行各阶段对退役的考虑 (7)3.1设计和建造阶段 (7)3.2运行阶段 (8)4退役实施 (8)4.1组织机构和人员资质 (9)4.2运行历史资料收集和分析 (9)4.3源项调查 (10)4.4退役计划 (10)4.5清查和移送放射源 (10)4.6环境影响评价 (11)4.7辐射防护和监测 (11)4.8排水 (12)4.9去污 (13)4.10拆除和拆毁 (13)4.11放射性废物管理 (14)4.12应急 (14)4.13安全保卫 (15)4.14文件管理 (15)4.15质量保证 (15)5 退役的完成 (16)5.1终态验收辐射监测报告 (16)5.2退役总结报告 (16)5.3验收 (16)附录A 源项调查示例 (18)— 3 —附录B 放射源移送方案示例 (19)附录C 退役终态验收辐射监测报告 (20)附录D 放射源情况登记表 .... ... . (21)— 4 —1 引言1.1目的本导则依据《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》和《放射性废物安全管理条例》编制，旨在为γ辐照装置的退役提供具体的技术指导。

1.2范围本导则适用于γ辐照装置的退役。

附录A、B、C、D为参考性文件。

2 退役原则和目标2.1退役原则2.1.1按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002），γ辐照装置退役放射性废物处理和处置工作应遵循辐射防护三原则和废物最小化原则。

一次钴源辐照装置退役过程的经验总结

Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2019年第16期·83·文章编号：2095－6835（2019）16－0083－02一次钴源辐照装置退役过程的经验总结杨斌，张玥，靳健乔，贾福洲，马志斌（天津市技术物理研究所，天津300192）摘要：钴源γ辐照装置的退役涉及环保部、省级环境保护部门、公安部门、安监部门等，需要多单位协作完成。

通过对一次大型钴源辐照装置完整退役过程进行总结，介绍了钴源关停后的安全防范措施、钴源退役处置过程中需要注意的问题和解决方法、场所最终实现无限制开放使用过程中的注意事项等。

关键词：钴源辐照装置；退役；监测；安全维护中图分类号：R144文献标识码：A DOI ：10.15913/ki.kjycx.2019.16.0341引言某单位原运行一座30万居里60Coγ辐照装置，在安全运行近30年后，该单位对这座钴源辐照装置进行退役关停处置。

从2015-11-07全面停止钴源运行到2017-07-27终态验收意见获批，原辐照场所实现无限制开放使用共历时近21个月。

钴源γ辐照装置退役涉及环保部、省级环境保护部门、公安部门、安监部门、本单位上级领导部门等，需要多单位协作完成。

主要涉及到的相关法律依据有《中华人民共和国放射性污染防治法》[1]，中华人民共和国国务院令第449号《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》[2]，中华人民共和国环境保护部令第11号《放射性物品运输安全许可管理办法》[3]，中华人民共和国环境环保部令2012第18号《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》[4]，核安全导则《γ辐照装置退役》（HAD 401/07—2013）[5]及《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》（GB 10252—2009）[6]。

本文对此次大型钴源辐照装置完整退役过程进行总结，介绍装置退役过程中需要注意的问题及采取的解决措施。

γ辐照装置钴-60倒源过程操作规范(SR1)

γ辐照装置钴-60倒源过程操作规范吴舸洋、许竞地、王峰、胥洪军、吴明全（单位）摘要：我院经过多次γ辐照装置倒源经历,积累了大量成功经验。

此过程中不断完善操作过程,提高对放射源防护意识，遵守倒源各项法规、标准，整个过程从放射源到达至倒源完毕，直到辐照装置可以正常运行,我们已经逐步摸索出一套有章可循的操作规范。

这为倒源实际工作中提供指导性操作规范，使整个倒源过程精确、规范，减少工作人员受照射剂量，同时防止倒源中可能出现的辐射安全事故具有重要意义。

关键词：γ辐照装置；倒源; 辐射安全近年来，随着我国对食品，药品，医疗器械等安全卫生的重视程度加大，采用γ射线消毒灭菌的需求逐步增加，各省辐照加工单位也在陆续增加。

放射源倒源的安全操作，也成为人们比较关心的问题，国际原子能机构指出：倒源实践活动具有较高的潜在辐射危险，由于技术、机械、设备和人员等多重因素，有可能使这种潜在的辐射危险变成重大辐射事故。

我院经过多次倒源积累的成功经验，为使辐照加工行业安全、规范、健康发展，我们编写《γ辐照装置钴-60倒源过程操作规范》作为完善的操作依据，确保在将来的倒源过程中不出现重大辐照安全事故，避免工作人员受到超标剂量照射。

1 倒源定义根据辐照装置工程计划和对源的要求，从持有源许可证的部门手中获取放射源罐和源，使用单位按照规定的程序和方法，并在可靠的安全监督条件下，借助专用工具，将放射源从源罐中取出，安装在源架或指定的装置上；而退役的放射源又放回源罐内，这一过程通常称为“倒源”。

在此过程中必须防止放射源受损泄漏，人员受超标剂量照射等重大事故的发生。

2 适用法规、标准《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》，《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》《中华人民共和国环境保护法》，《中华人民共和国职业病防治法》。

3 放射源源罐与放射源以此次我院采用的加拿大进口放射源为例，数量为29枚，总活度在30万居里左右，屏蔽容器为自重6吨的圆柱形罐体两个（罐体为什么材料，可以说明下），编号分别为102#和103#。

某单位钴_60_辐照装置退役环境影响评价

4 结论经检测分析知 :除道口微波通信站点使用的 DMR2000 数字
微波传送设备的进出线区超标 0. 05 倍以外 ,其余各检测点的微波辐射均符合国家微波辐射卫生标准 GB10436286 的规定。
参考文献 : [1 ] GB10436289 ,微波辐射卫生标准[ S] . [2 ] 刘世杰主编 ,工业卫生知识讲座 [M] . 北京 :中国广播电视
117
东
92
99
西
103
103
南
77
98
北
112
112
132
118
迷道中间
210
134
辐照室中央
236
142
辐照室贮源井口
7 285
134
辐照室贮源井底
Π
146
监测结果表明 ,倒源后γ辐射剂量率水平大幅度下降 ,基本接近江苏省正常本底水平 33. 1～131. 2 nGyΠh ,表明放射源退役未对环境造成重大γ辐射影响 ,井内正常位置的放射源已经倒出且安全运离。
大学出版社 ,1990. (收稿日期 :2005 - 11 - 03)
© 1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House. All rights reserved.
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中国辐射卫生 2006 年 6 月第 15 卷第 2 期 Chin J Radiol Health ,June 2006 ,Vol 15 ,No 2
6 风险评价 6. 1 源项不清风险评价放射源的源项记录与实际情况可能会有出入。因此倒源过程中 ,要对室内辐射剂量进行现场监测 ,只有当辐射剂量达到环境水平后 ,才可结束倒源。如果发现多出放射源 ,应一并倒入源罐 ,妥善保管 ,并立即向省环保部门申报登记 ,经相关部门审批后运输送贮。如果发现倒出的放射源少于 20 枚 ,倒源单位应当保护好现场 ,认真配合公安部门、环保部门调查原因。倒源结束后 ,要经过主管部门审查验收后 ,才能对场地实施无限制或有限制的开放和使用。 6. 2 倒源风险评价倒源具有较高的潜在辐射危险。倒源过程中工作人员操作不当、防护不当 ,或者倒源工具出现故障等都会引起重大的辐射事故。如果发生放射源泄露事故 ,要尽快向相关部门汇报 ,封锁现场。将受到污染的井水交由具有资质的单位处理 ;对可能受放射性污染或者辐射损伤的人员 ,立即采取暂时隔离和应急救援等措施。 6. 3 运输风险评价放射性物质运输对工作人员、公众及环境具有潜在的辐射危险 ,放射源运输必须按国家有关规定对包装容器和剂量进行检测 ,经环保部门核查后方可运输。此外 , 要确保即使在运输事故下 ,也能提供足够的放射性物质包容和辐射屏蔽 ,从而避免给工作人员、公众和环境造成不可接受的辐射危害。 6. 4 事故风险评价整个倒源及运输过程都要严格按照国家相关规定执行 ,避免出现放射性事故 ;万一出现事故 ,倒源单位应积极配合环保部门、公安部门及时有效地处理放射事故 , 以减轻事故造成的后果。

60Co退役放射源的安全处置探析

60Co退役放射源的安全处置探析摘要介绍了放射性钴源退役采取的安全处置措施及环境保护部门对退役放射源的监测、质量控制以及对环境的全程治理和环境评估,并严格按照国家标准规范操作,规范流程,以达到保护生命、保护环境的目的。

关键词60co;放射源;退役;监测;安全处置中图分类号 tl943 文献标识码a文章编号1007-5739(2009)21-0316-021处置过程1.1放射源情况1975年,由湖南省科委下文,从株洲化工厂调拨移交给彬州市农业科学研究所的钴源38支,放射总强度为5 500g镭当量。

其中原苏联进口钴源1支,规格26mm×27mm;加拿大进口钴源17支,规格6mm×11mm;国产钴源20支,规格26mm×27mm。

钴源安装完成后,彬州市农科所先后开展了辐射诱变育种、食品灭菌消毒、刺激作物增产、辐射产品加工等综合性应用。

1994年,由于钴源的衰变,总强度不足500g镭当量,已失去农业综合应用价值,所以于1995年对辐照室进行就地封存。

1998年,湖南省劳动卫生职业病防治研究所对封存钴源外围10个点的辐射强度进行了测量,γ外照射范围为2.58~12.90nc/kg·h;广西大学为彬州市农科所废旧钴源测量的技术参数为每支均为1.46×1010bq,总活度约2.04e+12bq,平均每枚活度为5.4e+10bq,为ⅱ类高危险源。

辐照室封存后,对现场单位、周边居民及环境是一项长期的安全隐患。

因此,将钴源进行处理,运离现场,完成废源安全接收、贮存以及废物在现场的最终处置,使辐照区域达到无限制开放的要求显得日趋紧迫。

1.2钴源封源在钴源通道进口和排风口,用48cm厚红砖砌紧,外用2cm厚水泥封面,以防被盗及防辐射,并挂危险标识。

封源时,操作人员必需穿戴射线防护服、铅帽、铅手套、护目镜;工作结束后,对工作服和工具进行规定存放,防止污染扩散;封源后,钴源周围划出安全保护区,沿钴源中心划出安全保护线50m,严禁人畜进入。

国家核安全局关于发布《γ辐照装置退役》等两项核安全导则的通知(2013修定)

国家核安全局关于发布《γ辐照装置退役》等两项核
安全导则的通知(2013修定)
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2013.05.24
•【文号】国核安发[2013]117号
•【施行日期】2013.05.24
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于发布《γ辐照装置退役》等两项核安全导
则的通知
（国核安发[2013]117号）
各有关单位：
为进一步完善我国核与辐射安全法规体系，提高我国核安全监管水平，我局组织制定了《γ辐照装置退役》（HAD 401/07-2013），修定了《高水平放射性废物地质处置设施选址》（HAD401/06 -2013），现发布以上两项核安全导则，自发布之日起实施。

原《放射性废物地质处置库选址》（HAD401/06 -1998）自新导则发布之日起停止适用。

附件：1.γ辐照装置退役（略）
2.高水平放射性废物地质处置设施选址（略）
国家核安全局
2013年5月24日。

某医院钴-60治疗机退役环境影响评价

装准ｂ吊车前］准运期／罐备至备铅倒源小
运
机备
放射治疗机头中有放射源通道，倒源容器中有源抽屉通道，源抽屉的一端设有往复移动的推拉杆。通过推拉杆，可以实现源抽屉移动到倒源容器中设定的位置，完成放射源的
辐射安全，必须按“ 射防护ｊ原则” 辐做好辐射防护工作和个人剂监测，使操作人员所受照射控制在合理可行的尽量低
的水平。 ① 个人剂监测和防护
在放射源倒出后，运输单位司机在钴包装车之前，严格
（色）包。具体运输货包参数见表１黄货。在钴包装车启运之前，请有资质的环境监测单位对钻包
员从业资格证》《和道路危险货物运输驾驶员从业资格证》。
１．５运输过程中的辐射防护措施．２２．
钻源货包表面ｌ处剂量率的控制值为０Ｉｖ，ｍ．ｍＳ／ｈ
役为案例，从放射源装置退役倒源过程及运输过程等方面进行环境影响评价，通过计算和方案制定等具体细节，为辐射项目
退役过程中的辐射环境管理提供参考。
［关键词］放射源辐射装置退役环境评价
１项目分析
上作。５）人员防护与现场辐射安全管理
医疗源倒源上作属于Ｉ类强放射性操作、作人员必须操清醒认识辐射上作的危害性。倒源操作虽采用治疗机与运输

I类医用Co-60放射源安全退役处置过程

治区环境保护行政主管部门和四川省级环境保护行
政主管部门的同意。
我院退役的Ｉ类医用Ｃｏ一６０放射源，是１９９９年７月从中国核动力研究设计院设备厂购进，活度
（４）办理运输审批手续。根据《中华人民共和国放射性物品运输安全管理条例》规定成都中核高通同位素股份有限公司负责向国家核安全局申请ｃｏ一６０医疗源运输货包核与辐射安全分析报告
（３）倒源工作过程，具体如下：
①吊运铅罐至倒源小车。运输车辆到达工作现
８１
医疗装备２０１５第６期
场后，吊运人员按吊运指令，配合吊车司机将铅罐
从运输车辆上吊卸至运输小车上、吊卸后应对铅罐
现场及治疗室）的遗留物进行清理并按照相关规定进行处理，防止产生放射性污染。现场遗留物清理完毕后撤销安全警示标志、解除控制，完成倒源工作。测量并记录机房内壁和小车运输过道的＾ｙ
省级新疆自治区环境保护行政主管部门申请Ｉ类医
射源机房，禁止无关人员进入。监督区包括Ｃｏ一６０放射源机房和控制室。其 பைடு நூலகம் 区域划分为非控
制区。
用放射源退役和废旧放射源送贮备案，取得新疆自
收稿日期：２０１５— ０２— ０８

环境保护部办公厅关于加强γ辐照装置退役工作管理的通知-环办函[2011]1150号

环境保护部办公厅关于加强γ辐照装置退役工作管理的通知
正文：
---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 环境保护部办公厅关于加强γ辐照装置退役工作管理的通知
（环办函[2011]1150号）
各辐照装置单位：
为了加强对γ辐照装置（以下简称“装置”）退役工作的管理，减少装置停用后对人员、环境造成的潜在危险，正在进行退役和拟退役的装置单位应该严格按照《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》（环保部令第18号）的要求开展退役工作。

现将有关事项通知如下：
一、终止运行后的装置必须在完成放射源的转移、送贮工作后六个月内启动退役程序，并在场址无限制开放验收监测完成后向我部提交终态验收申请。

二、未依法完成退役工作的装置，其场址涉嫌放射性污染，不允许对公众开放，也不得随意进行建筑的拆除或将该场址用作其他用途。

三、因装置所在场址违规开放、施工或挪作他用所带来的全部后果，由原业主或场址拥有者承担所有的法律责任。

请各省级环保部门协同我部各核与辐射安全监督站，加强辖区内装置退役的监督管理工作，督促装置单位依法完成退役各项程序。

二○一一年九月二十七日
——结束——。

《γ辐照装置退役规范(征求意见稿)》编制说明

《γ辐照装置退役规范（征求意见稿）》编制说明一、任务来源及计划要求2018年5月23日，中国同位素与辐射行业协会文件（中同辐协[2018]11号）“关于下达中国同位素与辐射行业协会标准2018年第一批立项计划的通知”，《γ辐照装置退役规范》位列第4项，本批计划共计14项。

《γ辐照装置退役规范》立项编号为：2018-CIRA-TB-1-1，要求完成时间为2019年6月30日。

中国同位素与辐射行业协会要求各单位严格按照协会团体标准管理办法规定，加强组织协调，抓紧落实标准编写工作。

在编制过程中要强化标准的质量管理，广泛征求意见，征求意见时间不少于30天，确保按期保质完成标准编制。

《γ辐照装置退役规范》由中国同位素与辐射行业协会提出，归口单位是核工业标准化研究所，起草单位为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。

二、编制过程1. 编制目的为使废旧放射源和放射性污染得到妥善处理，消除安全隐患，保护环境，保障公众健康，确保辐照装置安全退役，依据国家相关法律、法规和标准的有关规定，特制定本标准，以期为γ辐照装置退役提供科学的技术指导。

2. 编制背景：我国自20 世纪50 年代后期开始辐照技术的研究与应用，随着技术的不断发展，在工业、农业、医疗卫生、环境保护等领域得到广泛应用，陆续建成的γ辐照装置有140余座。

早期建成的γ辐照装置由于安全性能不完善、发生事故后整改未达标、基础防护设施难以适应现行辐射安全防护制度、单位结构调整、城市规划功能的调整、超过使用寿期等原因存在严重的潜在辐射危害，需要实施退役。

目前，国内与γ辐照装置退役相关的标准仅有核安全导则HAD 401/07《γ辐照装置退役》，该导则是2013年发布实施的，距今已有6年之久，近年来，我国的环保法律、法规和标准都做了很大的变化和更新，尤其是《建设项目环境保护管理条例》的修订以及《关于规范建设单位自主开展建设项目竣工环境保护验收的通知（征求意见稿）》，对环境影响评价和竣工环境保护验收的要求有了较大变化，该导则中对环境影响评价和竣工环境保护验收的要求已与现行环保规定不相适应。

钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准

钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准Standards for radiation protection and safetyof 60Co irradiation facilityGB 10252-1996 代替GB10252-881996-12-19发布 1997-12-01实施国家技术监督局发布前言本标准是GB10252-88《辐射加工用钴-60辐照装置的辐射防护规定》的修订版本。

本版在格式上依照GB/T1.1-1993《标准化工作导则第1单元：标准的起草与表述规则第1部分：标准编写的基本规定》。

修订部分主要有：增加前言和引用标准一章；不再列出职业人员基本限值，只提出执行有关的标准，并给出与源相关的剂量控制值、对公众照射给出了管理限值；井水中污染控制值改为10Bq/L；通过屏蔽墙对非限制区公众的照射原规定过产，现适当放宽；在总结了近年来国内经验和教训的基础上，对原版中的有关辐射防护与安全管理部分，参照国际原子能机构(IAEA)有关规范，增加了辐照装置的安全分析、辐射源的清点与盘存和辐射防护与安全检测内容三章；原版中的附录A删去。

本标准从实施之日起，同时代替GB 10252-88。

本标准的附录A是标准的附录。

本标准由中国核工业总公司提出。

本标准起草单位：北京放射医学研究所。

本标准起草人：郭勇、史元明、李成林1. 范围本标准规定了60Co辐照装置设施的辐射防护与安全要求，包括场所划分、工作人员和公众受照控制以及有关防护与安全等管理和技术要求。

本标准适用于水池贮源式60Co辐射装置的选址、设计、运行和退役。

2. 引用标准下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。

本标准出版时，所示版本均为有效。

所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。

GB3095-82 大气环境质量标准GB4076-83 密封放射源一般规定GB13367-92 辐射源和实践的豁免管理原则3. 辐射照射与污染控制3.1 职业照射的控制放射工作人员职业照射的控制依照有关辐射防护基本标准执行。

某医院伽马刀治疗中心放射源钴60更换前后辐射环境监测

摘要：采用便携式Ｘ－γ剂量率仪对伽马刀治疗机表面及治疗室周围进行 γ辐射空气吸收剂量率监测。通过对比换源前后监测数据的变化，估算治疗中心工作人员所受个人有效剂量是否在国家标准允许范围内。换源前后治疗机全年可能给工作人员带来的个人局部附加剂量满足《ＧＢ１８８７１－２００２电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的要求，且换源前后治疗室周围开机、关机状态下测值无异常。
监测点位描述体刀机房周围头刀机房周围监测数据统计
测量值（均值 ±标准差）
换源前
换源后
８８～９９６８～９１
－－
７０～９５
８７～９８７２～９０
－－
７７～９３
８７～９９６８～９１
－－
７０～９５
备注
关机开机关机开机关机开机
３结果检测结果见表３，［１］、表４［１］。
Ａｂｓｔｒａｃｔ：ＰｏｒｔａｂｌｅＸ－γｄｏｓｉｍｅｔｅｒｗａｓｕｓｅｄｔｏｍｏｎｉｔｏｒｔｈｅｇａｍｍａｒａｄｉａｔｉｏｎａｂｓｏｒｂｅｄｄｏｓｅｒａｔｅｉｎｔｈｅｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｏｆｔｈｅｔｒｅａｔｍｅｎｔｒｏｏｍａｎｄｔｈｅｓｕｒｆａｃｅｏｆｔｈｅｇａｍｍａｋｎｉｆｅｍａｃｈｉｎｅ．Ｔｈｅｃｈａｎｇｅｓｏｆｔｈｅｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇｄａｔａｂｅｆｏｒｅａｎｄａｆｔｅｒｓｗｉｔｃｈｉｎｇｔｈｅｃｏｂａｌｔｗｅｒｅｃｏｍｐａｒｅｄｔｏｅｓｔｉｍａｔｅｉｆｔｈｅｅｆｆｅｃｔｉｖｅｄｏｓｅｅｘｐｏｓｅｄｔｏｔｈｅｓｔａｆｆｗａｓｕｎｄｅｒｔｈｅｐｅｒｍｉｔｔｅｄｎａｔｉｏｎａｌｓｔａｎｄａｒｄｒａｎｇｅ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｅｄｔｈａｔｔｈｅｐｏｓｓｉｂｌｅａｄｄｉｔｉｏｎａｌｄｏｓｅｅｘｐｏｓｅｄｔｏｐｅｒｓｏｎｎｅｌｃｏｕｌｄｍｅｅｔｔｈｅｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｏｆ“ＢａｓｉｃｓｔａｎｄａｒｄｓｆｏｒｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎａｇａｉｎｓｔｉｏｎｉｚｉｎｇｒａｄｉａｔｉｏｎａｎｄｆｏｒｔｈｅｓａｆｅｔｙｏｆｒａｄｉａｔｉｏｎｓｏｕｒｃｅｓＧＢ１８８７１－２００２”．Ｆｕｒｔｈｅｒｍｏｒｅ，ｎｏａｂｎｏｒｍａｌｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇｄａｔａｗｅｒｅｔｅｓｔｅｄａｒｏｕｎｄｔｈｅｔｒｅａｔｍｅｎｔｒｏｏｍｗｈｅｎｔｕｒｎｉｎｇｏｎａｎｄｏｆｆｔｈｅｍａｃｈｉｎｅｂｅｆｏｒｅａｎｄａｆｔｅｒｔｈｅｃｈａｎｇｅｏｆｃｏｂａｌｔ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ｇａｍｍａｋｎｉｆｅ；ｒａｄｉａｔｉｏｎｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ；ｅｆｆｅｃｔｉｖｅｄｏｓｅ

钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准

中华人民共和国国家标准钴A#"辐照装置的辐射防护与安全标准)*#,2+%+!,..$代替T G2"!<!!23>>,#范围本标准规定了#":-辐照装置设施的辐射防护与安全要求!包括场所划分"工作人员和公众受照控制以及有关防护与安全等管理和技术要求#本标准适用于水池贮源式#":-辐照装置的选址"设计"建造"运行和退役#+#引用标准下列标准所包含的条文!通过在本标准中引用而构成为本标准的条文#本标准出版时!所示版本均为有效#所有标准都会被修订!使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性# T G;"3<A>!#大气环境质量标准T G4"5#A>;#密封放射源一般规定T G2;;#5A3!#辐射源和实践的豁免管理原则’#辐射照射与污染控制;E2#职业照射的控制;E2E2#放射工作人员职业照射的控制依照有关辐射防护基本标准执行#;E2E!#在辐照装置控制区和监督区内工作的人员!与源相关的剂量应控制在每年<8%_以内#;E!#公众受照的控制;E!E2#由辐射装置所致公众个人的照射!不应超过每"E!<8%_#;E!E!#照射室屏蔽墙的设计!要保证非限制区内和附近公众个人受照年剂量不应超过"E28%_#;E;#放射性物质污染的控制;E;E2#贮源井水中所含放射性污染物的活度浓度应控制在2"G a$U以下#;E;E!#依照T G2;;#5!每月排到下水道的#":-总活度不得超过2]2"#G a#单次排放活度不应超过2 ]2"<G a#排放点要固定!排放后用水冲洗排放口!以免污染物积累#;E;E;#工作人员的衣服"体表及工作场所的设备"工具"地面等表面!放射性物质污染控制水平见表2#表2#表面!放射性物质污染控制水平G a$78!表面类型!放射性物质控制区地面4"源设备和源的装卸工具4"监督区地面4工作服"手套"工作鞋4手"皮肤"内衣"工作袜"E4##注!2#表中所列数值系指固定污染和松散污染总量"!#表面污染水平按一定面积上的平均值计算!地面取2"""78!#设备取;""78!#手$皮肤和工作服取2""78!";#手$皮肤和内衣污染时#应采取去污措施$及时清洗并尽可能达到本底水平"设备$墙壁$地面经去污后#仍高于表中数值时#可视为固定性污染#经辐射防护部门检查同意#可适当提高控制水平#但不得超过表中数值的<倍"##;E;E 4#工作场所内的设备与用品#经仔细去污后#其污染水平低于表2中所列控制区限值的2%<"时#经辐射防护部门测量并许可后#可作普通物件使用#但不得用于炊具"(#工作场所的划分与要求4E 2#控制区!辐照装置照射室屏蔽回路外端入口以内的区域"在此区工作的人员必须严格遵守规定的防护和安全操作规程"照射室的入口处应设置明显的电离辐射标志#应设置防止人员误入照射室的控制措施"4E !#监督区!与照射室直接相连接的房间$控制室以及照射室回路入口以外的通道及房间"在源运行状态下#在此区工作的人员受到的照射可以有把握的预估能满足本标准对职业人员照射的控制要求"此区内也应设置电离辐射标志"4E ;#非限制区!与照射室不直接连接的辅助房间"在此区长期停留的人员受到的照射能满足公众受照控制的要求"此区内不设电离辐射标志#也不要求有特殊的防护措施"%#辐射防护与安全管理<E 2#辐照装置的选址$设计$建造$运行和退役必须按有关的法规$标准要求#由营运单位提出申请#提交&辐照装置安全分析报告’#经审管部门审评合格并发放许可证后方可实施"<E !#辐照装置装源量有显著增加或装置有重大改变时#营运单位必须向审管部门提出审批申请#经对其辐射防护和安全认证后方可实施"<E ;#辐照装置营运单位必须设有专职或兼职的辐射防护与安全工作人员#负责日常辐射防护与安全的管理与监督"通常情况下#还应聘请有关专家担任辐射防护与安全顾问"<E 4#辐照装置营运单位应对辐射防护与安全负主要责任#其职责应至少包括!+(确立符合标准要求的防护与安全目标)P(制定$实施防护与安全大纲#主要内容包括!2(确定并保证达到防护与安全目标所需的措施与资源)!(经常评审所需的措施与资源#定期核实是否已达到防护和安全目标);(鉴定所需的措施与资源的失误和缺点#采取纠正步骤并进行经验反馈)4(做好并保存防护与安全管理记录"<E <#必须制定辐射防护与安全操作规程和有关文件#其中应至少包括下列资料!***向主管部门提交营运单位的组织和人员及其职责的说明)***操作说明书)***安全联锁$辐照装置及元器件运行功能的检查$测试程序和方法)***辐照装置设计及建设单位$最大装源活度$装卸源登记)***辐照装置全部图纸)***以上与防护和安全相关的文件+或副本(应保存在控制室"4"4!""#年无损检测与探伤应用技术标准手册$#辐射防护与安全技术要求#E 2#基本要求#E 2E 2#辐照装置在建造!正常运行!维修!应急情况下"对工作人员和公众的辐射照射应保持在可合理达到的尽可能低的水平#事故发生几率和严重程度应保持在可合理达到的最低水平$#E 2E !#辐照装置安全系统的设计应遵循下列主要原则%&&&多重性%对重要的其失效可能产生人身危害的安全措施须有足够的冗余"至少应设置两种或两种以上的安全对策以及相应的硬件设备#&&&多样性%对重要的安全控制器件"应采用两个或两个以上不同结构和不同生产厂的产品"以防止因同一原因使执行同一功能的措施同时失效#&&&独立性%各种安全措施应是相互独立的"以防止因同一原因造成两个或两个以上安全措施同时失效$#E !#密封辐射源及其托架#E !E 2#辐照装置的密封辐射源必须符合T G4"5#的要求"经生产厂检验并出具检验证明$#E !E !#必须有保护辐射源不受贮源井水腐蚀的措施$#E !E ;#源托架必须确保辐射源的定位"在正常运行中不脱落$#E !E 4#应有防止被照射物或容器碰撞或倒压在辐射源上的保护措施$#E ;#屏蔽#E ;E 2#应保证照射室辐射屏蔽的完整性和安全性$构筑物的屏蔽设计要有足够厚度"混凝土浇注应保证无裂缝和空腔$对于辐射屏蔽薄弱的部位’如排风口!屋顶!穿墙管道周围等("应有防止漏束的补偿措施$#E ;E !#应保证水井辐射屏蔽的完整性和安全性$井内设备和井衬里应选用耐腐蚀性好的材料"井底不得穿孔"并确保在最大装源活度时"水表面剂量不应超过监督区的控制水平"应设水位控制系统和报警系统"水位低于容许值时应能自动补水并有防止人员进’掉(入井内的措施$#E 4#照射室出入口联锁#E 4E 2#照射室进出口必须设置安全和防护联锁装置及断电保护装置’通常情况下"断电时源能自动进入安全位置($通道外出口处的剂量不得超过监督区剂量控制值"必须设有防止人员误入的措施或安全防护门$不得在去除任一安全联锁部分的情况下继续运行$#E 4E !#辐照装置正在照射时应有信号指示$此时联锁装置必须能阻止人员误入照射室或当人员强行进入时使辐射源自动降入贮源井水中$此项安全措施还应保证即使在断电情况下亦能起到防护作用$#E 4E ;#为防止有人留在照射室内源被提升"应在升源前给出信号或其他安全措施’如熄灭照明灯!亮起升源红灯"注意不可关闭全部灯光($误留于室内人员可在内出口处控制终止升源’并降源("同时开启出口防护门$#E <#废物控制#E <E 2#被放射性物质污染的水!器物和营运过程中产生的放射性废物"必须按有关规定处理和处置$#E <E !#应对辐射源产生的臭氧和其他有害气体浓度加以控制$臭氧和其他有害气体的控制浓度和监测要求见附录K ’标准的附录($0#辐照装置的安全分析5E 2#营运单位必须在辐照装置设计初步完成时提交)辐照装置初步安全分析报告*"在装源前提交)辐照装置最终安全分析报告*$这两个安全分析报告作为审管部门向营运单位发放建造许可证和运行许可证的重要评审评内容之一$5E !#安全分析报告应至少包括下列内容%<"4!""#年无损检测与探伤应用技术标准手册+!辐照装置的规模"主要用途"拥有或计划拥有的辐射源的类型"数量#P!辐照装置周围环境"交通"人口分布#7!辐照装置构筑物"系统和部件的功能与可靠性描述和分析#/!对可能发生的事件或事故的分析$2!系统或部件的完整性%如照射室屏蔽"辐射源密封和水池的完整性等受到破坏#!!辐射源移动控制失灵或脱出#;!系统或部件故障和误操作#4!照射室入口控制失效#<!防闯入措施失效##!动力故障%局部至全部失去电源#5!外部事件%如风暴"洪水"火灾"地震或爆炸等外部事件的后果#>!人因错误分析#3!管理程序受到破坏&)!运行组织机构"职能与管理程序描述和分析$2!安全负责人员的职责和经验与培训#!!工作人员的资格与培训#;!辐射安全大纲%其中包括个人监测%辐射监测仪表%泄漏检验"检修计划等#4!废物管理#<!应急计划##!退役计划&/#辐射源的清点与盘存>E 2#新进源必须持有使用许可证%并做好交接手续&在装源前后必须清点并做好详细的立帐登记’包括辐射源的类型%数量%每一个源的活度"日期"占据源架的位置等!%装源人员"辐射防护负责人和主管人员签字%记录长期保存&>E !#对使用中的辐射源应经常检查有无脱落%每年必须清点一次%做好详细记录并经检查人签字&>E ;#拆下的辐射源’包括退役源!%在最终处置或退回生产厂前%必须办理审批手续并有详细的登记记录’包括源活度"日期"存放地点"安全防护措施"管理人和主管人员等!&有关人员变动时要有交接记录%每年进行核查并做记录&辐射源调出本单位时必须办理审批手续并有经办及主管人员签名和详细的记录&以上各记录要长期保存&>E 4#辐射源退役必须向审管部门提出申请%提交(辐射源退役安全分析报告)&退役辐射源的处理和处置必须符合国家有关法规和标准的要求&.#辐射防护与安全检测内容3E 2#辐照装置换源或加源时的检测应至少包括下列内容$***辐射源的数量及泄漏污染状况#***装源容器表面剂量率及污染状况#***装卸源工具状况#***直读式个人剂量计"辐射报警仪"携带式剂量监测仪和累积剂量计&3E !#辐照装置装源后的检测应至少包括下列内容$***污染状况%重点为井水的#":-污染##"4!""#年无损检测与探伤应用技术标准手册!!!辐射巡测"在没有被照射物的条件下"当源在贮存位置时"对照射室人员可进入的位置以及各进出口和管道部位#3E ;#常规日检查应至少包括下列内容$!!!照射室联锁控制状况%!!!升降源和被照射物传输系统状况%!!!个人报警剂量仪和携带式剂量监测仪"用检验源检验正常%!!!贮源井水位置%!!!通风系统#3E 4#常规月检查应至少包括下列内容$!!!照射室内固定式辐射监测仪%!!!应急停照和迫降系统%!!!升降源&导轨&被照射物传动系统#3E <#常规年检查应至少包括下列内容$!!!配合年检修的检测%!!!水质及污染检测%!!!环境辐射水平%!!!全部机电&电子系统#3E ##上述检测都应有规范化表格并做出详细记录"该记录应保存至辐照装置退役#,2#辐射监测2"E 2#在控制区和监督区内工作的人员都必须佩带个人剂量计"并至少有一人佩带有声音报警的个人剂量计#剂量计的量程应能覆盖正常运行和事故情况下受照剂量范围#个人剂量计性能应符合有关标准"并依照有关规定进行检定#正常运行2!;个月测读一次#2"E !#剂量计’包括环境和个人剂量计(应测读周围剂量当量和个人剂量当量#2"E ;#控制区内必须设置固定式辐射监测仪表"此仪表读数应能区分出源在贮存位&照射位或升降途中的工况#推荐用数字&宽量程仪表#每日每班都应首先检查仪表"保证其处于正常工作状态#2"E 4#进入照射室的人员必须携带使用便携式’或袖珍式(射线监测仪和报警仪#仪表应能在超报警阈值时自动报警#2"E <#正常运行时"每半年应进行至少一次贮源井水污染测量#新装源井水在装源前后各做一次#":-#放射性比活度测量#2"E ##向下水道排水后要检测有无可测到的污染物滞留在管道口内#辐照装置建成后或改建后或运行期间"要每年监测监督区及非限制区环境辐射水平和污染水平#2"E 5#各监测仪表都要符合有关标准规定"按照有关规定由法定计量技术机构对所用仪表进行周期检定"并遵守监测质量保证#2"E >#监测结果应按有关规定进行记录&上报和保管#,,#事故与应急中的辐射防护22E 2#辐照装置营运单位应制定事故应急方案"其中包括事故预想&应急程序等具体措施#22E !#发生事故后要按有关规定及时处理和报告#在一次事件中参加事故处理的应急人员受照不得超过2""8%_#孕妇和未成年人不得接受应急照射#22E ;#接受应急照射的人员"应携带个人报警式剂量仪"并佩带二个以上个人剂量计#操作全过程要有5"4!""#年无损检测与探伤应用技术标准手册辐射防护人员对相关的辐射场进行监测!并记录可能受照射较大人员的操作条件和工作时间"22E 4#在执行应急方案中要防止放射性污染!应保证污染不扩散到控制区以外的地方"对超过排放标准的污染水!要净化处理达到;E ;E 2或;E ;E !要求后方可排放"22E <#事故报告#受照人员处理及医疗措施等!必须按照有关标准和规章办理"22E ##事故处理后清理的污染物!要统一收集后处理!并进行一次全面的辐射监测"22E 5#事故及处理经过要作出详细记录并长期保存"附录K $标准的附录%有害气体浓度限值及监测K 2#照射室内当辐射源降至井水下贮位<8,’后!臭氧浓度不应超过"E ;81&8;"K !#照射室外的臭氧浓度2I 平均不应超过"E 2#81&8;"K ;#照射室内当辐射源至井水下贮存位<8,’后!L &!浓度$包括L &#L !&#L &!等各种氮氧化物均换算为L &!的浓度%不应超过<81&8;"K 4#照射室外的氮氧化物日平均浓度不应超过"E 281&8;!任何一次采样的浓度不超过"E 2<81&8;"K <#有害气体的监测执行T G;"3<的规定">"4!""#年无损检测与探伤应用技术标准手册。

某单位钴_60_辐照装置退役环境影响评价

某单位钴_60_辐照装置退役环境影响评价环境影响评价是针对一个特定项目或设施的建设或运营对环境造成的影响进行评估和预测的过程。

针对单位的钴-60辐照装置的退役环境影响评价，主要考虑以下几个方面的环境影响：放射性废物管理、土壤和水体污染、空气污染以及社会经济影响。

首先，钴-60辐照装置是一个辐射源，退役后产生的放射性废物需要进行严格的管理和处理。

这些放射性废物包括装置本身的辐射源、辅助设备、辐照样品和使用过的防护材料等。

在退役过程中，必须采取适当的方法来安全地取出和处理这些放射性废物，避免对环境和人类健康造成任何负面影响。

其次，钴-60辐照装置的退役可能造成土壤和水体的污染。

在退役过程中，可能会释放出一些放射性物质，这些物质有可能通过土壤渗透至地下水或者附着在土壤表面，造成土壤和水体的污染。

因此，在退役过程中必须采取适当的措施，包括排放废液和废气的处理以及污染物的监测和清理，以确保土壤和水体的质量不受影响。

第三，退役过程中，可能会有一些废气和废水排放到大气中，导致空气污染。

这些废气和废水中可能含有一些放射性或有毒物质，对周围环境造成潜在危害。

因此，需要进行废气和废水的治理和排放控制，以减少对大气质量的不良影响。

最后，退役过程中，可能对当地社会和经济产生一定的影响。

例如，人员安置、岗位变化、资源重分配等。

需要对相关利益相关方进行充分的沟通和协商，确保他们的权益得到保护，减少不良社会和经济影响。

针对以上环境影响，可以采取一系列的措施来减轻和管理退役过程中的环境影响。

例如，对放射性废物进行分类、包装和储存，并按照相关法规进行安全的处置；对废水和废气进行适当的处理和监测，确保其排放符合相关的标准；定期对土壤、水体和空气进行监测，确保其质量不受影响；与当地社区和利益相关方进行充分的沟通和协商，共同制定合理的退役计划和措施，减少对其产生的不良影响。

总之，针对单位钴-60辐照装置退役的环境影响评价应综合考虑放射性废物管理、土壤和水体污染、空气污染以及社会经济影响等方面。

某退役辐照装置储源井钢件表面沾污测量

计，全世界现有大型辐照装置２１０多座，总装源量超过７．４ｘ１０－ｓＢｑ（２亿Ｃｉ）。美国已设计建造了装源能力超过３．７Ｘ１０ ”Ｂｑ（１０００万Ｃｉ）的大型辐射灭菌装置。近年来我国＾ｙ辐照装置也有了长足的进步，截至２００６年底，设计装源能力３０万Ｃｉ以上的商用辐
井水被污染，进而在退役过程中可能污染工作场所、设备等。另外，在运行过程中的蒸发、挥发、溢出或洒落，退役期间源的倒装、转移等过程也会发生污染。
中图分类号：Ｘ５９１
文献标识码：Ｂ
文章编号：１６７４ — １０２１【２０１４）０３ — ００６７ — ０３
１引言
辐照装置是利用电离辐射与物质相互作用产生物理效应、化学效应和生物效应，对物质和材料进行辐照加工处理的装置。在工业、农业、医疗卫生、环境保护等许多领域有广泛应用，如医疗用品消毒灭菌、提高农作物产量、提高食品质量及保险贮存、新材料合成与改性、处理工业 “ 三废” 等。辐射装置主要分为两类：电子直线加速器及辐照装置。据不完全统
ｉｄｅｎｔｉｃａ１．Ａｆｆｅｃｔｅｄｂｙｔｈｅｓｔｒｕｃｔｕｒｅａｎｄｓｉｚｅｏｆｔｈｅｏｂｊｅｃｔｉｔｓｅｌｆ．ｒｅｓｕｌｔｏｆｔｈｅｐｈｙｓｉｃａｌｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔｅｓｔｉｍａｔｅｓｅｒｒｏｒ：

放射源钴60报废流程

放射源钴60报废流程英文回答：Decommissioning Procedure for Radioactive SourceCobalt-60。

Cobalt-60 is a radioactive isotope of cobalt used in various industrial and medical applications. Due to its radioactive nature, the decommissioning of Cobalt-60 sources requires a comprehensive and systematic approach to ensure the safety of personnel and the environment.1. Preparation.Conduct a thorough inventory of all Cobalt-60 sources, including their location, activity, and shielding.Establish a decommissioning plan outlining the methodology, safety protocols, and disposal arrangements.Obtain necessary permits and regulatory approvals for decommissioning.2. Decontamination.Decontaminate the source and its surroundings using appropriate methods (e.g., chemical cleaning, scraping, or grinding).Collect and dispose of contaminated materials as radioactive waste.3. Source Removal.Remove the Cobalt-60 source from its storage or usage location using specialized equipment and shielding.Transport the source to a designated interim storage facility or disposal site.4. Temporary Storage.Store the Cobalt-60 source in a secure and shielded facility until it can be permanently disposed of.Monitor the source regularly for any potentialradiation leakage or deterioration.5. Permanent Disposal.Explore available disposal options for Cobalt-60 sources, such as:Near-surface disposal in a licensed radioactive waste repository.Geological disposal in a deep geological formation.Choose a disposal method that meets regulatory requirements and minimizes environmental impact.6. Site Restoration.Restore the decommissioned site to its original ordesignated condition.Conduct radiological surveys to ensure that noresidual radioactivity exceeds permissible limits.Issue a decommissioning report summarizing the process and documenting the safety of the site.中文回答：钴60放射源报废流程。