EJ380-1989开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范

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EJ 380-1989 开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范

EJ 380-1989 开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范

F 70EJ 380-1989开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范1989-03-24发布1989-10-01实施中国核工业总公司发布附加说明:本标准由中国核工业总公司安防环保卫生部提出。

本标准由中国核工业总公司第二研究设计院负责起草。

本标准主要起草人:孙维奇、范深根。

1 主题内容与适用范围本标准规定了开放型放射性物质实验室(以下简称开放型实验室)设计中的辐射防护要求,目的在于从设计上保障工作人员及附近居民的健康和安全及保护环境。

本标准适用于放射性同位素生产及应用开放型放射性物质实验室辐射防护设计,也可供已建成单位在扩建和改建中参照使用。

本标准不适用于乏燃料后处理厂和铀矿冶金系统实验室的辐射防护设计。

2 引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 4792 放射卫生防护基本标准GB 11806 放射性物质安全运输规定EJJ 6 加工处理裂度材料临界安全规定3 术语3.1 开放型实验室指由一个或多个处理非密封的放射性物质的实验室,实验室内设有热室、屏蔽工作箱、手套箱和通风柜等设备,还有为实验室正常运行所需的各种辅助设施。

3.2 开放性放射性工作指非密封放射性工作,即在箱室或工作台上正常操作工作中,有可能引起工作场所和周围环境污染的工作。

3.3 开放型实验室分区为控制污染,在设计上把实验室内分成数个区域,不同区域的设计要求不同。

3.4 白区(一区)该区为实验室内不从事放射性工作的区域,一般情况下,该区无放射性污染。

白区包括:办公室、会议室、休息室、“冷”工作间(如试剂、药品间),“冷”实验室等。

3.5 绿区(二区)实验室内从事隔离操作放射性物质的工作区,事故时可能出现污染,但能及时发现和清除。

绿区包括:热室、屏蔽工作箱、手套箱的操作房间或存有密封容器的房间。

3.6 橙区(三区)实验室内工作人员不经常停留的区域,只有在进行去污、检修和取样等工作时才进入。

该区在正常运行时也会出现污染,污染一般能清除。

橙区包括:热室、屏蔽工作箱、手套箱的检修区、放射性污染物暂3.7 红区(四区)实验室内放射性物质所在的区域,操作时外照射很强,空气污染严重。

工程建设行业标准:核工业工程

工程建设行业标准:核工业工程

◎〖EJ/T 170—76〗密封防护门◎〖EJ/T 171—76〗铸铁防护门◎〖EJ 269—84〗α、γ和射线外照射个人剂量监测规定◎〖EJ 270—84〗核电站辐射防护规定◎〖EJ 275—85〗铀矿地质生产安全规程◎〖EJ/T311-94〗压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号◎〖EJ 312—88〗压水堆核电厂运行及事故工况分类◎〖EJ313-88〗压水堆核电厂系统部件安全等级的划分◎〖EJ/T 314—88〗压水堆核电厂事故分析安全评据◎〖EJ/T 315—88〗压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法◎〖EJ 316—88〗压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则◎〖EJ 317—88〗压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则◎〖EJ/T 318—92〗压水堆核电厂反应堆设计准则◎〖EJ/T 319—92〗压水堆核电厂反应堆热工——水力设计准则◎〖EJ/T 320—98〗压水堆核电厂反应堆总体设计准则◎〖EJ/T 321—98〗压水堆核电厂堆内构件设计准则◎〖EJ/T 322—94〗压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则◎〖EJ/T 323—98〗压水堆核电厂燃料组件设计准则◎〖EJ/T 324—88〗压水堆核电厂燃料相关组件设计准则◎〖EJ/T 325—88〗压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则◎〖EJ/T 327—88〗压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则◎〖EJ/T 328—88〗压水堆核电厂余热排出系统设计准则◎〖EJ/T 330—98〗压水堆核电厂控制室撤离设计准则◎〖EJ/T 331—92〗失水事故后流体系统的安全壳隔离装置◎〖EJ/T 332—88〗压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则◎〖EJ/T 333—88〗压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 335—98〗压水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则◎〖EJ/T 336—88〗压水堆核电厂核供汽系统布置准则◎〖EJ/T 337—88〗压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则◎〖EJ/T 338—88〗压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则◎〖EJ/T 339—88〗压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系统设计准则◎〖EJ/T 340—88〗压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则◎〖EJ/T 341—98〗压水堆核电厂核蒸汽系统补给水要求◎〖EJ/T 342—88〗压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求◎〖EJ/T 343—88〗压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则◎〖EJ/T 344—88〗压水堆核电厂电缆敷设和隔离准则◎〖EJ/T 345—88〗压水堆核电厂水化学技术条件◎〖EJ/T 346—88〗粒子加速器工程设施辐射防护设计规范◎〖EJ 348—88〗铀矿冶辐射防护设计规定◎〖EJ 355—88〗x、γ外照射个人剂量监测质量保证规定◎〖EJ 359—89〗铀矿井排氡通风技术规范◎〖EJ 380—89〗开放型放射物质实验室辐射防护设计规范◎〖EJ/T 386—99〗三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定◎〖EJ/T 399—89〗三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件◎〖EJ/T 420—89〗三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定◎〖EJ/T 450—89〗三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定◎〖EJ/T480—89〗三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定◎〖EJ/T 508—90〗三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范◎〖EJ/T 514—90〗研究性反应堆建筑物采暖、通风与空气净化系统设计规范◎〖EJ/T 534—91〗核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装◎〖EJ/T 551—91〗铀矿资源评价规范◎〖EJ/T 552—91〗铀矿山水文地质、工程地质规程◎〖EJ/T 559—91〗核供热站设计安全原则和基本要求◎〖EJ/T 561—91〗压水堆停堆冷却准则◎〖EJ/T 570—91〗压水堆安全重要流体系统单一故障准则◎〖EJ/T 571—91〗核电厂保卫系统电气设备准则◎〖EJ/T 572—91〗核电厂安全系统设备设计鉴定◎〖EJ/T 574—91〗核电厂安全级控制仪表盘(屏)和机架的设计与鉴定◎〖EJ/T 588—91〗核燃料后处理厂退役辐射防护规定◎〖EJ/T 590—91〗核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则◎〖EJ/T 603—91〗试验堆安全系统准则◎〖EJ/T 626—92〗核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求◎〖EJ/T 635—92〗压水堆核电厂硼回收系统设计准则◎〖EJ/T 637—92〗核电厂安全有关通信系统◎〖EJ/T 649—92〗核电厂电缆系统设计及安装准则◎〖EJ/T 650—92〗核电厂大型铅酸电池设计和安装准则◎〖EJ/T 669—92〗压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则◎〖EJ/T 759.1—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第一部分控制器◎〖EJ/T 759.2—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第二部分屏幕的应用◎〖EJ/T 760—93〗核电厂安全重要的仪表和控制系统的供电要求◎〖EJ/T 762—93〗脉冲堆核测量系统设计准则◎〖EJ/T 763—93〗轻水试验研究反应堆水质技术条件◎〖EJ/T 764—93〗重水研究堆水质技术条件◎〖EJ/T 780—93〗脉冲堆控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 789—93〗核设施辐射屏蔽设计一般原则◎〖EJ/T 794—93〗铀水冶厂尾矿库安全设计规定◎〖EJ/T 808—94〗铀燃料元件厂设计准则◎〖EJ/T 809—94〗铀燃料元件厂抗震设计分级◎〖EJ/T 816—94〗压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则◎〖EJ/T 833—94〗铀矿冶建设岩土工程勘察规范◎〖EJ/T 834—94〗压水堆核电厂辅助给水系统设计准则◎〖EJ 877—94〗核燃料后处理厂安全设计准则◎〖EJ 878—94〗乏燃料离堆贮存水池安全设计准则。

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F 70EJ 380-1989开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范1989-03-24发布1989-10-01实施中国核工业总公司发布附加说明:本标准由中国核工业总公司安防环保卫生部提出。

本标准由中国核工业总公司第二研究设计院负责起草。

本标准主要起草人:孙维奇、范深根。

1 主题内容与适用范围本标准规定了开放型放射性物质实验室(以下简称开放型实验室)设计中的辐射防护要求,目的在于从设计上保障工作人员及附近居民的健康和安全及保护环境。

本标准适用于放射性同位素生产及应用开放型放射性物质实验室辐射防护设计,也可供已建成单位在扩建和改建中参照使用。

本标准不适用于乏燃料后处理厂和铀矿冶金系统实验室的辐射防护设计。

2 引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 4792 放射卫生防护基本标准GB 11806 放射性物质安全运输规定EJJ 6 加工处理裂度材料临界安全规定3 术语3.1 开放型实验室指由一个或多个处理非密封的放射性物质的实验室,实验室内设有热室、屏蔽工作箱、手套箱和通风柜等设备,还有为实验室正常运行所需的各种辅助设施。

3.2 开放性放射性工作指非密封放射性工作,即在箱室或工作台上正常操作工作中,有可能引起工作场所和周围环境污染的工作。

3.3 开放型实验室分区为控制污染,在设计上把实验室内分成数个区域,不同区域的设计要求不同。

3.4 白区(一区)该区为实验室内不从事放射性工作的区域,一般情况下,该区无放射性污染。

白区包括:办公室、会议室、休息室、“冷”工作间(如试剂、药品间),“冷”实验室等。

3.5 绿区(二区)实验室内从事隔离操作放射性物质的工作区,事故时可能出现污染,但能及时发现和清除。

绿区包括:热室、屏蔽工作箱、手套箱的操作房间或存有密封容器的房间。

3.6 橙区(三区)实验室内工作人员不经常停留的区域,只有在进行去污、检修和取样等工作时才进入。

该区在正常运行时也会出现污染,污染一般能清除。

橙区包括:热室、屏蔽工作箱、手套箱的检修区、放射性污染物暂存间和去污间等。

SICOLAB科研实验建筑设计规范

SICOLAB科研实验建筑设计规范

SICOLAB科研实验建筑设计规范一、基本规定:1 通用实验室、专用实验室、研究工作室宜采用模数化、标准实验单元组合设计,其结构选型及荷载、柱网、机电设备布局应满足实验工作近远期变化的需求,具有适宜的灵活性与适应性。

2 窗应符合下列规定:1)实验室外窗应采取防止节肢动物及防啮齿动物进入的措施;2)东、南、西向外窗宜设遮阳措施。

3 门应符合下列规定:1)由1/2个标准单元组成的实验室的门洞宽度不应小于1m,高度不应小于2.10m。

由一个及以上标准单元组成的实验室的门洞宽度不应小于1.20m,高度不应小于2.10m;2)实验室的门扇应设观察窗、闭门器及门锁,门锁及门的开启方向应不妨碍室内人员逃生,并满足相对应实验环境的防火、防爆及防盗要求;3)外门应采取防止节肢动物及防啮齿动物进入的措施。

4 走道最小净宽不宜小于表1的规定。

疏散走道需满足消防需要。

表1走道最小净宽5 更衣间、淋浴室应符合下列规定:1)科学实验建筑应设更衣间、淋浴室。

更衣间,每人使用面积不宜小于0.6m2,且应设更衣柜及换鞋柜;2)更衣间、淋浴室可采用集中式、分散式或两者结合的布置方式。

6 科研实验建筑应设置灵活适用的非实验用储物空间。

7 隔声应符合下列规定:1)除特殊实验室外、科研实验建筑室内声环境,按现行《办公建筑设计规范》JGJ 67-2006的6.4条执行;2)产生噪声的公用设施、实验室等用房不宜与其他实验室、研究工作室、学术活动室及阅览室贴邻,否则应采取隔声及消声措施。

8 隔振应符合下列规定:1)产生振动的公用设施、实验室等用房不宜与实验室、研究工作室、学术活动室及阅览室贴邻,且宜设在底层或地下室内,其设备基础等应采取隔振措施;2)设在楼层或顶层的空调机房、排风机房等,其设备基础等应采取隔振措施。

9 室内净高应符合下列规定:1)通用实验室和研究工作室的室内净高:当不设置空气调节时,不宜低于2.80m;设置空气调节时,不应低于2.50m;2)专用实验室的室内净高应按实验仪器设备尺寸、安装及检修的要求确定;3)走道净高不应低于2.40m。

核工业标准目录(本目录包含934个标准)

核工业标准目录(本目录包含934个标准)

核工业标准目录(本目录包含934个标准)核工业标准EJ1.EJ/T 1—1974机械图样管理制度2.EJ/T 2—1975衬垫管接头3.EJ/T 3—1975衬垫管接头体4.EJ/T 4—1975内接头5.EJ/T 5—1975管接头衬垫6.EJ/T6—1975管接头螺母7.EJ/T 7—1975衬垫双面管接头8.EJ/T 8—1975衬垫双面管接头体9.EJ/T 9—1975备用衬垫双面管接头10.EJ/T 10—1975衬垫胶管管接头11.EJ/T 11—1975衬垫胶管管接头体12.EJ/T 12—1975阀门衬垫管接头13.EJ/T 13—1975阀门衬垫管接头体14.EJ/T 14—1975阀门接头衬垫15.EJ/T19—1975穿管接头16.EJ/T 20—1975钢手套接盘17.EJ/T 21—1975有机玻璃手套接盘ML18.EJ/T 22—1975乳胶手套19.EJ/T 23—1975两用乳胶手套20.EJ/T 24—1975乳胶手套紧密封橡皮圈21.EJ/T 25—1975窗用密封橡胶带22.EJ/T 26—1975密封胶带23.EJ/T 27—1975工作箱体支架24.EJ/T 36—1975窥视窗防、耐辐射玻璃板25.EJ/T 37—1975窥视窗26.EJ/T 38—1975内窥视窗27.EJ/T 39—1984滚动轴承门铰链28.EJ/T 40—1984门插销29.EJ/T 41—1984把手30.EJ/T 42—1975法兰密封检修门31.EJ/T 43—1975密封门32.EJ/T 44—1975密封门门栓33.EJ/T 45—1975推拉门34.EJ/T 46—1975提升门35.EJ/T 51—1975进风过滤器36.EJ/T 52—1984排风过滤器37.EJ/T 53—1975密封活门38.EJ/T 54—1984蝶阀39.EJ/T 55—1975联接套环40.EJ/T 57—1975蝶阀操纵杆41.EJ/T 58—1975蝶阀操纵杆42.EJ/T 60—1975阀门操纵杆43.EJ/T 61—1975止逆操纵杆44.EJ/T 62—1975工作箱操纵杆45.EJ/T 63—1975热室操纵杆46.EJ/T 64—1975操纵接头47.EJ/T 66—1975工作箱萤光照明灯具48.EJ/T 68—1975通风柜萤光照明灯具49.EJ/T 69—1975灯用开关盒50.EJ/T 70—1975开关盒51.EJ/T76—1975工作箱技术条件52.EJ/T 77—1975空气过滤器技术条件53.EJ/T 78—1975屏蔽铸铁件技术条件54.EJ/T 79—1975工作箱基本型式与参数55.EJ/T 168—1975不锈耐酸钢锻件技术条件56.EJ/T 170—1976密封防护门57.EJ/T 171—1976铸铁防护门58.EJ 190—1994钢制产品容器技术条件59.EJ/T 192.1—1982环境样品大气中氟化物含量的分析方法60.EJ/T 192.2—1982环境样品水中氟化物含量的分析方法61.EJ/T 192.3—1982环境样品土壤中氟化物含量的分析方法62.EJ/T 192.4—1982环境样品植物中氟化物含量的分析方法63.EJ/T 194.1—1982环境样品大气中微量总汞的分析方法64.EJ/T 194.2—1982环境样品水中微量总汞的分析方法65.EJ/T 194.3—1982环境样品生物样品中微量总汞的分析方法66.EJ/T 194.4—1982环境样品土壤中微量总汞的分析方法67.EJ/T 217—1984手套孔盖68.EJ/T218—1984双开防护门F7969.EJ/T 219—1984运输道门70.EJ/T 221—1984法兰密封窥视窗71.EJ/T 223—1984脚踏阀门72.EJ/T 224—1984带托盘薄壁前室(PBS)73.EJ/T 225—1984带托盘防护前室(PFS 25)74.EJ/T 226—1984带托盘防护前室(PFS 50)75.EJ/T 227—1984带转运盒薄壁前室(HBS)76.EJ/T 228—1984带转运盒防护前室(HFS 25)77.EJ/T 229—1984带转运盒防护前室(HFS 50)78.EJ/T 255—1985通风柜技术条件79.EJ/T 266—1993重铀酸盐中铀的测定硫酸亚铁还原重铬酸钾氧化滴定法80.EJ 266—1984D45EJ/T 267.1—1984铀矿石中铀的分析方法总则及一般规定81.EJ/T 267.2—1984铀矿石中铀的测定硫酸亚铁还原钒酸铵氧化滴定法82.EJ/T 267.3—1984铀矿石中铀的测定三氯化钛还原钒酸铵氧化滴定法83.EJ/T 267.4—1984低品位铀矿石中铀的测定三正辛基氧膦(或三烷基氧膦)萃取分离、2-(5-溴-2-吡啶偶氮)-5-二乙氨基苯酚分光光度法84.EJ/T 267.5—1984铀矿石中铀的测定氯化亚锡还原钒酸铵氧化滴定法85.EJ 269—1984X、γ射线外照射个人剂量监测规定86.EJ 270—1984核电站辐射防护规定87.EJ/T 272.1—1985铀矿冶外排废水镉的分析方法88.EJ/T 272.2—1985铀矿冶外排废水铬的分析方法89.EJ/T 272.3—1985铀矿冶外排废水砷的分析方法90.EJ/T 272.4—1985铀矿冶外排废水铅的分析方法91.EJ/T 274—1985尿中钚的分析方法92.EJ 275—1985铀矿地质生产安全规程93.EJ/T 276—1998铀矿水化学找矿规范94.EJ/T 277—1986高纯八氧化三铀中铀的精密度测试硫酸亚铁还原重铬酸钾电位滴定法95.EJ 280—1986铀矿冶放射性物探仪器检修调试质量标准96.EJ 281—1986铀矿冶放射性选矿仪器检修调试质量标准97.EJ 282—1986铀矿冶化工自动化仪表检修质量标准98.EJ/T 283—1986γ闪烁法测定岩、矿粉末样品中的镭99.EJ/T 284—1986β-γ闪烁法测定岩、矿粉末样品中的铀100.EJ 285—1986二氧化钚(机密)101.EJ 286—1992无损检验用铱-192γ源102.EJ/T 287—2000氚内照射剂量估算及评价方法103.EJ 287—19877692—2000104.EJ/T 296.2—1987尿中微量铀的分析方法激光液体荧光法105.EJ/T 297.1—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法总则及一般规定106.EJ/T 297.2—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法二氧化硅量的测定107.EJ/T 297.3—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法全铁量的测定108.EJ/T 297.4—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法三氧化二铝量的测定109.EJ/T 297.5—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钙量的测定110.EJ/T 297.6—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化镁量的测定111.EJ/T 297.7—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化锰量的测定112.EJ/T 297.8—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法二氧化钛量的测定113.EJ/T 297.9—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法五氧化二磷量的测定114.EJ/T 297.10—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钾量的测定115.EJ/T 297.11—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钠量的测定116.EJ/T 297.12—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法总硫量的测定117.EJ/T 297.13—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氟量的测定118.EJ/T 298—1987人体甲状腺摄碘率测定仪探头技术要求119.EJ/T 299—1988铀矿床水文地质勘探规范120.EJ 300—1987核电厂辐射工作人员的医学监督规定121.EJ/T 301—1987铀矿山生产探矿规程122.EJ/T 302—1987铀矿山补充地质勘探规程123.EJ/T 303—19941 L六氟化铀容器124.EJ/T 304—199460 L六氟化铀容器125.EJ/T 305—1994300 L六氟化铀容器126.EJ/T 306—19941 000 L六氟化铀容器127.EJ/T 307—1996六氟化铀容器使用规定128.EJ/T 308—1987钚内照射剂量估算及评价方法129.EJ/T 311—1994压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号130.EJ 312—1988压水堆核电厂运行及事故工况分类131.EJ 313—1988压水堆核电厂系统部件安全等级的划分132.EJ/T 314—1988压水堆核电厂事故分析安全判据133.EJ/T 315—1988压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法134.EJ/T 316—1988压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则135.EJ/T 317—1998压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则136.EJ/T 318—1992压水堆核电厂反应堆设计准则137.EJ/T 319—1992压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则138.EJ/T 320—1998压水堆核电厂反应堆结构总体设计准则139.EJ/T 321—1998压水堆核电厂堆内构件设计准则140.EJ/T 322—1994压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则141.EJ/T 323—1998压水堆核电厂燃料组件设计准则142.EJ/T 324—1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则143.EJ/T 325—1988压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则144.EJ/T 327—1988压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则145.EJ/T 328—1988压水堆核电厂余热排出系统设计准则146.EJ/T 330—1998压水堆核电厂控制室撤离设计准则147.EJ/T 331—1992失水事故后流体系统的安全壳隔离装置148.EJ/T 332—1988压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则149.EJ/T 333—1988压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则150.EJ/T 335—1998轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则151.EJ/T 336—1988压水堆核电厂核供汽系统布置准则152.EJ/T 337—1988压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则153.EJ/T 338—1988压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则154.EJ/T 339—1988压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则155.EJ/T 340—1988压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则ML 156.EJ/T 341—1998压水堆核电厂核蒸汽供应系统补给水要求157.EJ/T 342—1988压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求158.EJ/T 343—1988压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则159.EJ/T 344—1988压水堆核电厂电缆敷射和隔离准则160.EJ/T 345—1988压水堆核电厂水化学技术条件161.EJ 346—1988粒子加速器工程设施辐射防护设计规范162.EJ 348—1988铀矿冶辐射防护设计规定163.EJ/T 349.1—1988岩石中微量铀、钍分析方法总则及一般规定164.EJ/T 349.2—1988岩石中微量铀的分析方法165.EJ/T 349.3—1997岩石中微量钍的分析方法166.EJ/T 349.4—1998岩石中微量铀、钍的测定P350吸附树脂萃取色层连续分离分光光度法167.EJ/T 350—1994740 L六氟化铀容器168.EJ/T 353—19881∶20万铀矿遥感地质技术规定169.EJ/T 354—1994定标器170.EJ 355—1988X、γ外照射个人剂量监测质量保证规定171.EJ 359—1989铀矿井排氡通风技术规范172.EJ/T 360—1989铀矿井排氡子体风量计算方法0173.EJ/T 362—1989核燃料化学分析方法标准编写通则174.EJ/T 363—1998地面伽玛能谱测量规范175.EJ/T 364—1993电压幅度甄别器176.EJ 366—1989铀矿石地质数据采集格式177.EJ/T 367—1989高效空气粒子过滤器技术条件178.EJ/T 368—1989高效空气粒子过滤器性能试验方法179.EJ/T 369—1989耐火高效空气过滤纸技术条件180.EJ/T 370—1989铀矿石计量站γ快速分析总则181.EJ/T 371—1989铀矿石矿车计量站γ快速分析182.EJ/T 372—1989铀矿石汽车计量站γ快速分析183.EJ/T 373—1989铀矿石火车计量站γ快速分析184.EJ/T 374—1989铀矿石皮带计量站γ快速分析185.EJ 375—1989内照射个人监测规定186.EJ/T 376—1989铯 137内照射剂量估算与评价方法187.EJ/T 378—1989铀矿山空气中氡及氡子体测定方法188.EJ 380—1989开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范ML189.EJ 381—1989电离辐射工作场所监测的一般规定190.EJ/T 382—1989核电厂环境辐射监测规定191.EJ/T 383—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计瞬态规定192.EJ/T 384—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道安装技术条件193.EJ/T 385—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全壳通风系统194.EJ/T 386—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定195.EJ/T 387—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统调试阶段清洗技术条件196.EJ/T 388—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸汽发生器氦气检漏技术条件197.EJ/T 389—1989三十万千瓦压水堆核电厂稳压器技术条件198.EJ/T 390—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级离心泵技术条件199.EJ/T 391—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全三级离心泵技术条件200.EJ/T 392—1989三十万千瓦压水堆核电厂一级设备支承件设计规定EJ/T 393—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统安全四级管道安装技术条件201.EJ/T 394—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统管道支吊架制造和验收技术条件202.EJ/T 395—1989三十万千瓦压水堆核电厂阀门电动装置技术条件203.EJ/T 396—1989三十万千瓦压水堆核电厂电动阀门动作试验要求204.EJ/T 397—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路辅助系统过滤器滤芯制造验收技术条件205.EJ/T 398—1989三十万千瓦压水堆核电厂稳压器电加热器技术条件206.EJ/T399—1989三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件207.EJ/T 400—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆厂房二回路系统管道安装技术条件208.EJ/T 402—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全壳喷淋嘴及管接头的制造、试验和验收技术条件209.EJ/T 403—1999压水堆核电厂一回路系统大口径电弧焊接不锈钢卷制钢管及管件技术条件210.EJ/T 404—1999压水堆核电厂一回路系统无缝对接焊不锈钢管件技术条件211.EJ/T 405—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路不锈钢阀门通用技术条件212.EJ/T 406—1999压水堆核电厂一回路系统不锈钢管中频弯管技术条件213.EJ/T 407—1999压水堆核电厂不锈钢热轧钢板技术条件214.EJ/T 408—1999压水堆核电厂堆内构件用不锈钢热轧钢管技术条件 215.EJ/T 409—1999压水堆核电厂不锈钢棒材技术条件216.EJ/T 410—1999压水堆核电厂一回路工艺系统冷轧、冷拔无缝不锈钢管技术条件217.EJ/T 411—1999压水堆核电厂安全一级压力容器用218.EJ/T 412—1999压水堆核电厂安全二级压力容器用16MnHR钢板技术条件219.EJ/T 413—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统管道及设备保温层施工技术条件220.EJ/T 414—1989三十万千瓦压水堆核电厂正常排风系统空气净化装置设计规定221.EJ/T 415—1989三十万千瓦压水堆核电厂专设安全设施空气净化装置设计规定222.EJ/T416—1989三十万千瓦压水堆核电厂管道系统标色规定223.EJ/T 417—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵包装技术条件224.EJ/T 418—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵清洁度和清洗工艺技术条件225.EJ/T 419—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵涂装工艺技术条件ML226.EJ/T 420—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定227.EJ/T 421—1989三十万千瓦压水堆核电厂核级高效碘吸附器228.EJ/T 422—1989三十万千瓦压水堆核电厂晶闸管筛选及老化标准229.EJ/T 424—1994 3立方米六氟化铀容器230.EJ/T 426—1989井口机械机组231.EJ/T 427—1989六氟化铀中烃含氯烃和部分取代卤代烃的测定232.EJ/T 428—1989环境核辐射监测中土壤样品采集与制备的一般规定233.EJ 430—1989核工业信息分类编码的基本原则及标准的编写方法234.EJ 431—1989中国核工业总公司单位代码(机密)235.EJ 432—1989铀矿冶辐射环境监测规定236.EJ/T 433—1989核供汽系统的设备清洗和包装要求237.EJ/T 434—1989核供汽系统设备在贮存建造安装和启动期间的清洁度要求238.EJ/T 435—1989放射性污染防护服的设计、检验、选择和使用239.EJ/T 436—1989核仪器可靠性试验240.EJ 441—1989肾功能仪准直探头241.EJ/T 442—1998核电厂操纵员培训及考试用模拟机242.EJ/T 443—1997铀矿石浓缩物包装桶技术条件243.EJ/T 444—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆核设计内容的规定244.EJ/T 445—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应性和功率分布异常分析245.EJ/T 446—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆物理启动试验246.EJ/T 447—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸汽发生器制造和验收技术条件247.EJ/T 448—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂泵技术条件EJ/T 449—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆主系统设备及其支承件安装准则248.EJ/T 450—1989三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定249.EJ/T 451—1989三十万千瓦压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护设计规范250.EJ/T 452—1989三十万千瓦压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护系统调试运行准则251. EJ/T 453—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级、三级压力容器的油漆、包装和运输技术条件252.EJ/T 454—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路主、辅系统安全一级、二级、三级管道安装技术条件253.EJ/T 455—1989三十万千瓦压水堆核电厂不锈钢管道焊接接头型式254.EJ/T 457—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全一级压力容器用手工电弧焊焊条技术条件255.EJ/T 459—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全有关传感器和变送器的安装和布置256.EJ/T 460—1989三十万千瓦压水堆核电厂与安全有关工艺系统连接的仪表信号管路257.EJ/T 461—1989三十万千瓦压水堆核电厂电缆、屏、台、盘编号规定258.EJ/T 463—1999压水堆核电厂镍铬铁合金棒材 169A锻棒、600合金棒材技术条件259.EJ/T 464—1989三十万千瓦压水堆核电厂镍铬铁合金棒材技术条件260.EJ/T 465—1999压水堆核电厂马氏体时效不锈钢锻棒技术条件 261.EJ/T 466—1999压水堆核电厂安全二级压力容器用16Mn、15MnNi钢锻件技术条件262.EJ/T 468—1999压水堆核电厂不锈钢锻件技术条件263.EJ/T 469—1999压水堆核电厂安全一级设备主螺栓材料技术条件264.EJ/T 470—1999压水堆核电厂GH4169A合金冷轧带材技术条件 265.EJ/T 471—1999压水堆核电厂GH4169A合金“O”形环技术条件 266.EJ/T 472—1999压水堆核电厂燃料组件定位格架用600号镍基钎料技术条件267.EJ/T 473—2000压水堆核电厂蒸汽发生器镍铁铬合金传热管技术条件268.EJ/T 474—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆压力容器金属箔保温层技术条件269.EJ/T 475—1989三十万千瓦压水堆核电厂控制棒导向管设计规定270.EJ/T 476—1989三十万千瓦压水堆核电厂可燃毒物技术条件271.EJ/T 477—1989三十万千瓦压水堆核电厂阻力塞组件设计272.EJ/T 478—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆压力容器顶盖组件273.EJ/T 479—1989三十万千瓦压水堆核电厂调节阀的选用和设计274.EJ/T 480—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定275.EJ/T 481—1999压水堆核电厂镍基合金弹簧丝技术条件276.EJ/T 482—1989三十万千瓦压水堆核电厂管系强度分析277.EJ/T 483—1989三十万千瓦压水堆核电厂压力容器技术文编制准则278.EJ/T 484—1989三十万千瓦压水堆核电厂厂区土壤腐蚀性勘测与评定279.EJ/T 486—1999压水堆核电厂超低碳奥氏体不锈钢堆焊材料技术条件280.EJ/T 488—1989三十万千瓦压水堆核电厂混凝土安全壳结构完整性试验和泄漏率试验281.EJ/T 489—1989三十万千瓦压水堆核电厂辐射监测系统安装技术条件282.EJ/T 490—1989三十万千瓦压水堆核电厂辐射监测系统管道和设备清洗技术条件283.EJ/T 491—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸气发生器管子支承板和流量分配板技术条件284.EJ/T 492—1989三十万千瓦压水堆核电厂核设施防护涂层的质量保证285.EJ/T 493—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆堆芯中子通量测量系统管系设计规定286.EJ/T 494—1999压水堆核电厂堆内构件压紧弹性环锻件技术条件 287.EJ/T 495—1989三十万千瓦压水堆核电厂燃料棒设计规定288.EJ/T 496—1989三十万千瓦压水堆核电厂定位格架设计和制造规定289.EJ/T 497—1989三十万千瓦压水堆核电厂燃料组件设计规定290.EJ/T 498—1989三十万千瓦压水堆核电厂控制棒组件设计和制造技术条件291.EJ/T 499—1989三十万千瓦压水堆核电厂一次中子源棒设计和制造技术条件292.EJ/T 500—1989三十万千瓦压水堆核电厂二次中子源组件设计和制造技术条件293.EJ/T 503—1990三十万千瓦压水堆核电厂反应堆堆内构件设计和制造技术条件294.EJ/T 504—1990三十万千瓦压水堆核电厂安全级电子元器件老化筛选和降额使用295.EJ/T 506—1990三十万千瓦压水堆核电厂控制棒驱动机构设计规定296.EJ/T 508—1990三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范297.EJ/T 509—1990三十万千瓦压水堆核电厂安全壳内的设施、设备的防护涂层298.EJ/T 510—1990铈-144内照射剂量估算及评价方法299.EJ/T 511—1991碘-131内照射剂量估算及评价方法300.EJ/T 512—1990辐射事故应急医学处理设施和装备的规定301.EJ/T 513—1990放射性污染防护手套302.EJ/T 514—1990研究性反应堆建物采暖、通风与空气净化系统设计规范303.EJ/T 515—1990受权的检查机构在役检验、主检验员和资格和责任304.EJ/T 516—1990核电厂检查、检验和试验人员资格305.EJ/T 517—1990压水堆核电厂建造期间机械物项安装、检查及试验的质量保证要求306.EJ/T 518—1998核电厂安全级电动机控制中心质量鉴定307.EJ 519—1990核电厂安全级电力系统运行前试验大纲编制导则308.EJ/T520—1990生物化学发光测试仪309.EJ 521—1990铀矿冶辐射环境质量评价规定310.EJ/T 522—1990铀矿冶辐射防护仪器检修试质量标准311.EJ/T 523—1990高纯三碳酸铀酰铵312.EJ/T 524—1990二氧化铀313.EJ/T 525.2—1999核电厂用铅酸蓄电池第2部分:安装设计和安装准则314.EJ/T 525.4—1997核电厂用铅酸蓄电池第4部分:维护、试验和更换方法315.EJ/T 526—1990铀矿石和铀化合物的安全运输规定316.EJ/T 527—1990环境辐射监测中生物采样和基本规定317.EJ 528—1998核仪器安全通用要求318.EJ/T 529—1990用于核电厂安全重要系统数字计算机319.EJ 530—1990核电厂安全级仪表和电气设备的设计和制造的质量保证大纲要求320.EJ 531—1990核电厂安全级阀门驱动装置的鉴定321.EJ/T 532—1990低、中水平放射性固体废物暂时贮存库安全分析报告要求322.EJ/T 533—1990核工业质量管理手册编写指南323.EJ/T 534—1991核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装324.EJ/T 535—1991离子感烟火灾探测器用镅-241α源环境试验325.EJ/T 536—1991钚-239α参考源326.EJ/T 537—1991钷-147辐射发光粉327.EJ/T 538—1991镅-241α参考源328.EJ 539—1991密封放源批量产品的检验抽样标准329.EJ 540—1991铀矿冶、铀同位素分离、燃料元件制造和后处理术语330.EJ/T 541—1991铀三硅二-铝板型燃料组件技术条件331.EJ/T 542—1991烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件332.EJ/T 543—1991核级三氧化二钆粉末技术条件333.EJ/T 544—1991三碳酸铀酰铵产品和取样仲裁方法334.EJ/T 545—1991三碳酸铀酰铵中水分的测定卡尔·费休尔滴定法335.EJ/T 546—1991岩石矿物钐钕等时年龄测定336.EJ/T 547—1991含铀岩石中铅的测定火焰原子吸收分光度法337.EJ/T 548—1991含铀岩石中微量铜的测定示波极谱法338.EJ/T 549—1991含铀岩石中微量锌的测定示波极谱法339.EJ/T 550—2000土壤、岩石等样品中铀的测定激光荧光法340.EJ/T 551—1991铀矿资源评价规范341.EJ/T 552—1991铀矿山水文地质工程地质规程342.EJ/T 553—1991矿物晶胞参数的测定粉末X射线衍射法343.EJ/T 554—1991五氟化溴法测定石英单矿物氧同位素344.EJ 555—1991过量受照人员的应急医学处理规定345.EJ 556—1999核安全与辐射安全文件格式与内容标准的编制规定 346.EJ/T 557—1991核电厂场内应急计划的标准格式与内容347.EJ/T 558—1991牛奶中氘的测定方法348.EJ/T 559—199核供热站设计安全原则和基本要求349.EJ/T 560—199反应堆压力容器材料辐照监督要求350.EJ/T 561—199压水堆停堆冷却准则351.EJ/T 562—1991核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则352.EJ/T 563—1999压水堆重新装料后的物理启动试验353.EJ/T 564—1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求354.EJ/T 565—1991乏燃料运输容器技术条件355.EJ/T 566—1991主从机械手通用技术条件356.EJ 567—1991核反应堆仪表术语357.EJ 568—1991核仪器仪表分类与代码358.EJ 569—1991核辐射探测器分类与代码359.EJ 570—1999压水堆安全重要流体系统单一故障准则360.EJ 571—1991核电厂保卫系统电气设备准则361.EJ/T 572—1991核电厂安全系统设备设计鉴定362.EJ/T 573—1991核电厂安全级蓄电池质量鉴定363.EJ 574—1991核电厂安全级控制仪表盘(屏)和机架的设计与鉴定364.EJ 575—1991核电厂中使用的测量和试验设备校准与管理的技术要求365.EJ/T 576—1991多道幅度分析器类型、主要性能和技术要求366.EJ/T 577—1991多道分析器作为多路定标器时的测试方法367.EJ/T 579—1991紫外盖革弥勒计数管368.EJ/T 580—1991穆斯堡尔谱仪369.EJ/T 581—1991计数率测量系统中与计数率表配套的部件特性和测试方法370.EJ/T 582—1991统计涨落技术仪表特性和测试方法371.EJ/T 583—1991轻便型γ测井仪372.EJ/T 584—1994勘探用便携式γ辐射仪和γ能谱仪373.EJ/T 585—1991车载γ能谱测量系统374.EJ/T 586—1991固定式个人表面污染α和β辐射、监测装置375.EJ 587—1991放射性气溶胶污染测量仪和监测仪376.EJ 588—1991核燃料后处理厂退役辐射防护规定377.EJ/T 589—1999压水堆核电厂安全壳密封性试验378.EJ/T 590—1991核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则379.EJ/T 591—1991单位分离功电耗计算方法380.EJ/T 592—1991三碳酸铀酰铵产品综合能耗计算方法381.EJ/T 593—1991铀矿床工业指标制定原则和方法的规定382.EJ/T 594—1991钨钼等元素在线分析仪技术条件383.EJ/T 595—1991数字显示报警仪技术条件384.EJ/T 596—1991溶解氧分析器385.EJ/T 597—1991磁浮子液位计386.EJ/T 598—1991双管电磁流量计技术条件387.EJ 603—1991试验堆安全系统准则388.EJ 604—1991标准核仪器插件、机箱通用技术条件389.EJ/T 605—1991氡及其子体测量规范390.EJ/T 606—1991压水堆核电厂反应堆压力容器焊缝超声波在役检查391.EJ/T 607—1991安全二、三级钢制压力容器技术条件392.EJ/T 608—1991压水堆核电厂新燃料组件运输容器通用技术条件393.EJ/T 609—1991核电厂保护系统电气插件型式检验准则394.EJ/T 610—1991盖革弥勒计数管总规范395.EJ/T 611—1991γ测井规范396.EJ/T 612—1991核电厂场外应急计划的标准格式与内容397.EJ/T 613—1991铀矿冶设施安全分析报告的标准格式与内容398.EJ 614—1991铀矿冶工作人员辐射防护监测规定399.EJ/T 615—1991钡 131示踪测井微球400.EJ/T 616—1991三碳酸铀酰铵产品的常规取样方法401.EJ/T 617—1991核工业科学和工程计算机程序验证和确认指南402.EJ/T 618—1991核工业产品设计评审规范403.EJ/T 619—1991核级容器制造质量保证404.EJ/T 620—1991核工业无损检测质量控制规范405.EJ/T 621—1991核工业产品工艺评审规范406.EJ 622—1992反应堆燃料元件术语407.EJ623—1992铀加工和核燃料元件制造厂的职业辐射监测规定408.EJ/T 624—1992氘靶409.EJ 625—1992核电厂备用电源用柴油发电机组准则410.EJ 626—1992核电厂电器、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求411.EJ 627—1992保护动作的手动触发412.EJ/T 628—1999核电厂安全级连续工作制电动机的质量鉴定413.EJ/T 629—1992压水堆燃料组件机械设计和评价414.EJ/T 630—1992X、γ辐射个人剂量报警仪415.EJ/T 631—1992放射性气溶胶采样器416.EJ/T 632—1992反应性仪特性和测试方法417.EJ/T 633—1992管激发能量色散X荧光分析仪418.EJ/T 634—1992核探测器用直流高压稳压电源419.EJ/T 635—1992压水堆核电厂硼回收系统设计准则420.EJ/T 636—1992核电厂厂址选择辐射防护要求421.EJ/T 637—1992核电厂安全有关通信系统422.EJ/T 638—1992核电厂控制室综合体的设计准则423.EJ/T 639—1992核电厂安全级电力系统及设备保护准则424.EJ/T 640—1992核电厂备用电源柴油发电机组定期试验425.EJ/T 641—1992核电厂大型铅酸蓄电池容量的确定426.EJ/T 642—1992核电厂管道电热系统设计和安装427.EJ/T 643—1992核电厂维修工作程序的制定和实施428.EJ/T 644—1992核工业计算机软件开发规范429.EJ/T 645—1992核工业计算机软件需求分析指南430.EJ/T 646—1992核工业计算机软件开发文档编制指南431.EJ/T 647—1994金属用工业离子注入机432.EJ/T 649—1992核电厂电缆系统设计及安装准则433.EJ/T 651—1992气相色谱用镍-63β放射源434.EJ 652—1992氘气F48435.EJ/T 653—1998高通量工程试验反应堆燃料组件技术条件436.EJ/T 654—1992核工业铀水冶质量控制规范437.EJ/T 655—1992核工业铀纯化质量控制规范438.EJ/T 656—1999γ谱仪用系列点标准源439.EJ 657.1—1992中国档案分类法核工业档案分类与代码440.EJ 657.2—1992中国档案分类法核工业档案专用综合复分表。

2023年一级注册建筑师考试-建筑材料与构造模拟试题5

2023年一级注册建筑师考试-建筑材料与构造模拟试题5

2022年一级注册建筑师考试-建筑材料与构造模拟试题5姓名年级学号题型选择题填空题解答题判断题计算题附加题总分得分评卷人得分一、单项选择题1.生产以下哪种轻集料混凝土时可以有效地利用工业废料?()A.浮石混凝土B.页岩陶粒混凝土C.粉煤灰陶粒混凝土√D.膨胀珍珠岩混凝土解析:2.以下哪个材料名称是指铜和锌的合金?()A.红铜B.紫铜C.青铜D.黄铜√解析:铜合金分为黄铜(铜锌合金)和青铜(铜锡合金),主要用于各种装饰板、卫生洁具、锁具等。

纯铜又称为紫铜或红铜。

3.根据混凝土拌和物坍落度的不同,可将混凝土分为()A.特重混凝土、重混凝土、混凝土、特轻混凝土B.防水混凝土、耐热混凝土、耐酸混凝土、抗冻混凝土C.轻骨料混凝土、多孔混凝土、泡沫混凝土、钢纤维混凝土D.干硬性混凝土、低塑性混凝土、塑性混凝土、流态混凝土√解析:根据坍落度的不同,可将混凝土拌和物分为4级:低塑性混凝土、塑性混凝土、流态混凝土和大流动性混凝土。

根据《混凝土质量控制标准》,混凝土拌和物按照坍落度分为S1~S5五级(适于坍落度不小于10mm),按维勃稠度分为V1~V5五级(适于维勃稠度5~30s),按扩展度分为F1~F6六级(适于泵送高强混凝土和自密实混凝土)。

4.防水混凝土所用石子的最大粒径为多少?()A.10cmB.8cmC.6cmD.4cm √解析:《地下工程防水技术规范》4.1.10规定:用于防水混凝土的砂、石,应符合下列规定:宜选用坚固耐久、粒形良好的洁净石子;最大粒径不宜大于40mm,泵送时其最大粒径不应大于输送管径的1/4;吸水率不应大于1.5%;不得使用碱活性骨料;石子的质量要求应符合国家现行标准《普通混凝土用碎石或卵石质量标准及检验方法》有关规定。

5.在建筑石材的性能评价中,下列哪项不正确?()B.岩石晶粒越粗,强度越高√C.致密的岩石抗冻性好D.深成岩和变质岩易于取材,并可雕琢加工解析:石料的抗压强度主要取决于组成岩石的矿物成分,以及岩石的结构和构造。

开放型放射性设施场所的辐射防护 共32页PPT资料

开放型放射性设施场所的辐射防护 共32页PPT资料
开放型放射性设施的辐射防护

放射性物质运输的辐射防护
——D组
1
供各位学习之用~注意版权
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2
密封源
放射性物质
非密封源(开放型放射源)
放射源处于密封状态, 不会逸出来污染环境的
放射性操作场所
封闭型
放射性工作场所
开放型
操作过程中所使用的 放射源能向工作场所 和环境释放放射性核 素,并可能污染环境 的放射性工作场所
5
开放型工作场所的选址及总平面设计
控制区和监督区 指定出入路线;专用运输道路
开放型工作场所的分区与房间布置
甲级实验室
绿区:实验室内从事隔离操作放射性物质的工作区
橙区:实验室内工作人员不经常停留的区域,只有
在进行去污、检修和取样等工作时才进入
红区:实验室内放射性物质所在的区域,操作时外
照射很强,空气污染严重
外照射检测;表面污染水平检测;空气污染检测;其他检测
⑧其它辐射安全管理措施
安全文化素养
13
辐射安全评价
——辐射防护的重要环节 ①实验设施源项 ②辐射防护设计
热室的设计;放射性废液的管理;屏蔽设计
③职业照射评价
职业照射的主要途径是外照射
④公众照射剂量评价
液态流出物的影响很小,主要考虑气载流出物的排放对公众的照射
14
放射性固体废物处置前活动的辐射防护
废物管理流程包括废物的分类分拣、处理、整备、 储存、运输和处置等过程。
在废物管理中,实施现场就地分类分拣与分类收集 储存、就地清洁解控、采用优化处理工艺技术、采用有 效的整备计数,就构成了实现废物管理最优化的重要技 术环节。
放射性废物处理

89号放射性工作安全防护规程doc

89号放射性工作安全防护规程doc

应物发资字[2004] 89号关于印发“中国科学院上海应用物理研究所放射性工作安全防护规程”的通知全所各部门:根据国家近两年颁布的《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国职业病防治法》和GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》等新的法规和标准,结合我所具体情况,对2002年制定的“中国科学院上海原子核研究所放射性工作卫生防护规程”进行了修改,形成了“中国科学院上海应用物理研究所放射性工作安全防护规程”。

现印发给你们,请遵照执行。

二○○四年十月二十五日主题词:安全放射性辐射防护规程通知中科院上海应用物理所办公室2004年10月25日印发校对:支敏打字:李萍中国科学院上海应用物理研究所放射性工作安全防护规程二OO四年十月目录第一章总则第二章放射工作人员管理要求第三章剂量限值第四章非密封源工作场所及其防护要求第五章密封源、辐照装置和射线装置防护要求第六章电离辐射监测要求第七章剂量员(安全员)职责第八章放射性同位素管理要求第九章放射性废物收集贮存要求第十章放射性检修工作安全防护要求第十一章电离辐射事故管理要求第十二章附则放射性工作安全防护规程第一章总则第一条为保障我所从事放射性工作人员和职工的健康与安全,保护所区周围环境,依据国家标准GB18871-2002 “电离辐射防护与辐射源安全基本标准”和国家有关法规,结合我所实际情况,制定本规程。

第二条本规程适用于我所所有从事放射性工作部门(包括研究部门、厂、公司)。

各从事放射性工作部门,应根据本规程要求,结合本部门实际情况,制定相应管理办法和操作规程。

使一切具有正当理由的照射保持在可以合理达到的最低水平,以保证工作人员终身或全部工龄期间的照射,低于相应剂量限值。

第三条从事放射性工作人员,必须熟悉本规程内容,并能自觉遵守执行。

第四条对新建、改建、扩建放射性工作场所,在选址、防护措施、三废处理等方面要按国家有关规定,委托有资质单位进行环境影响评价和职业卫生评价,再经上级审管部门批准,方可开始实施。

放射防护安全技术规程范本(2篇)

放射防护安全技术规程范本(2篇)

放射防护安全技术规程范本一、引言放射防护安全技术规程是为了保护人员、环境和设备免受放射性物质的辐射而制定的具体措施。

本技术规程适用于进行放射操作的单位,以确保操作的安全和监督的有效性。

二、目的与适用范围1. 本技术规程的主要目的是确保放射源使用过程中的安全,并对操作人员和环境的辐射剂量控制进行规定。

2. 本技术规程适用于所有进行放射操作的单位,包括医疗机构、实验室和工业企业等。

三、基本防护原则1. 防御原则:采取适当的预防和保护措施,以减少辐射对人体和环境的危害。

2. 限制暴露原则:限制辐射工作者和公众的辐射暴露在合理的范围内。

3. 优先原则:依据放射防护等级的要求,优先考虑和实施技术性的防护手段。

4. ALARA原则:在尽可能的情况下,限制辐射暴露和剂量保持在最低合理限度以下。

四、放射防护组织及人员1. 建立放射防护工作组织,明确放射安全责任并进行相应的职责分工。

2. 配备合格的放射防护管理人员,负责组织和实施防护措施,确保操作人员的安全。

3. 各级放射安全管理人员应定期进行培训和考核,提高其对放射防护的认识和应对能力。

五、放射设备安全1. 设备选择:在购买或使用放射设备之前,应对设备进行详细评估和验证,确保其符合安全规定。

2. 设备运行:对放射设备的运行进行严格的控制和管理,包括设备校准、质量控制和影像质量评估等。

3. 故障处理:设备故障时,应立即采取措施停机,并有专业人员进行维修和排除故障。

六、操作员防护1. 严格遵守个人防护措施,在进行放射操作时佩戴必要的防护设备,如防护服、手套、面罩等。

2. 操作员应受过专业培训,并持有相应的放射安全操作资格证书。

3. 保持设备的正常运行状态,及时对辐射源进行更换和维修,以减少操作过程中的辐射风险。

七、环境辐射防护1. 对环境辐射进行连续监测和记录,确保环境辐射剂量在安全范围内。

2. 对放射源泄漏进行紧急处理,并及时向相关部门报告。

3. 排放的废气、废水和固体废物应按照法规要求进行处理和处置,避免对环境和人类健康造成污染和伤害。

放射防护规章制度

放射防护规章制度

放射防护规章制度一. 总则1. 本规章的订立目的是为了规范采纳放射性物质的工作,并促进放射卫生保护工作的开展。

本规章适用于全部采纳放射性物质的工作,包括放射性同位素分别、加工、使用及废物处理等。

2. 本规章的重要内容包括:放射性物质的保管和使用、人员防护、工作环境的安全、放射性废物的处理和放射事故的报告与处理等。

二. 放射性物质的保管和使用1. 放射性物质的存储(1)放射性物质应专门存放在密闭、防护良好的仓库中,仓库应设防雷、防火设施;(2)在仓库中应明确标示物质的种类、浓度、放射性特性、运输日期、有效期等信息;(3)在仓库中应设有空气过滤装置,以充足环境污染的要求。

2. 放射性物质的使用(1)各单位应订立放射性物质使用计划,并指定专人负责物质的使用和处理;(2)在使用前应确定物质的含量和消耗量,以便编制相应的操作计划;(3)使用过程中应保持物质的完整性,防止意外事故发生。

三. 人员防护1. 人员防护器材(1)各单位应依据实际情况购置必要的人员防护器材;(2)人员防护器材应定期检修、校准或更换,新购置的器材应经过验收合格后方可使用。

2. 人员防护措施(1)在进行放射性物质操作时,应依据剂量率和时间等因素选择不同的个人防护措施;(2)在禁区内进行工作时,应遵从放射卫生保护措施,避开直接接触放射性物质和辐射源。

四. 工作环境的安全1. 工作场所(1)义务工作者应依照规定进行定期职业健康体检,以监测放射物质残留有无影响健康的情况,对于体检超过限制的人员应进行调整或暂时停止其工作;(2)使用放射性装置或物质的试验室应设在独立的建筑物中,以保证工作区域与非工作区域的隔离,削减装置或物质的泄漏。

2. 工作流程(1)工作流程应合理、清楚,工作程序要遵守规范;(2)在工作中应注意剂量率和辐射源。

五. 放射性废物的处理1. 放射性废物的分类和标示(1)放射性废物应依据其放射性特性和化学性质等进行分类并标示;(2)分类好的放射性废物应统一储存、处理和转移。

放射防护安全技术规程范文

放射防护安全技术规程范文

放射防护安全技术规程范文第一章总则第一条为了保护人民群众和环境的健康安全,保障放射性物质的安全使用,加强放射性源的管理和防护工作,制定本规程。

第二条本规程适用于所有使用和管理放射性物质的单位及个人。

第三条放射防护安全技术规程是指依法使用和管理放射性物质,保护人民群众和环境健康的一系列规定和措施。

第二章放射性物质的分类和管理第四条放射性物质根据其辐射性质、活度和使用场所的不同,分为不同级别,进行相应的管理和防护。

第五条对于含有放射性物质的设备和探测装置,应按照相关国家标准对其进行分类、封存和管理。

第六条对于活度较高的放射性物质,应采取防护措施确保其安全使用。

对于特别敏感的放射性物质,应对其进行特殊管理和防护。

第三章防护设施和装备第七条对于使用放射性物质的场所,应建立相应的防护设施和装备,确保工作人员和公众的安全。

第八条防护设施和装备应符合相关国家标准,并经过定期的检测和维护,确保其正常运行。

第九条防护设施和装备应包括:防护屏蔽、防护探测器、电离辐射测量仪器和个人防护装备等。

第四章人员培训和健康监测第十条所有使用和管理放射性物质的人员,应经过相应的培训并持有相应的培训证书,具备相应的技能和知识,确保其能够正确地使用和管理放射性物质。

第十一条对于定期接触放射性物质的人员,应进行定期的健康监测,确保其身体健康状况。

第十二条对于放射性物质可能造成的事故和突发事件,应制定相应的应急预案,并进行相关人员的培训和演练。

第五章监督和管理第十三条放射性物质的使用和管理应受到相关监管部门的监督和管理。

第十四条监督和管理部门应组织定期检查和评估,确保放射性物质的使用和管理符合相关法律法规的要求。

第十五条违反放射性物质管理相关规定的单位和个人,将受到相应的处罚和追责。

第六章附则第十六条本规程自发布之日起施行。

第十七条其他未尽事宜按照相关法律法规执行。

以上就是放射防护安全技术规程范文,希望对您有所帮助。

操作开放型放射性物质的辐射防护规定

操作开放型放射性物质的辐射防护规定

中华人民共和国国家标准操作开放型放射性物质的辐射防护规定GB 11930一89Regulation of radiation protection forhandling nonsealed radioactive material1 主题内容与适用范围本标准规定了操作开放型放射性物质所应遵循的辐射防护原则与要求。

本标准适用于放射性同位素生产和应用中,操作开放型放射性物质的一切实践活动;对核工业中操作开放型放射性物质的实践活动亦可参照使用。

2 引用标准GB 8 7 03 辐射防护规定GB 8 9 99 电离辐射监测质量保证一般规定GB 9 1 33 放射性废物分类标准GB 1 1 80 6 放射性物质安全运输规定GB 1 1 92 8 低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定3 辐射防护一般原则和剂量当量限值3.1 一般原则3.1.1 操作开放型放射性物质的工作场所,在选址、实验室分级、场所内分区、布局、辐射屏蔽,以及放射性“三废”处理,操作条件和辐射监测设备等方面必须符合有关规定。

3.1.2 如果计划操作的放射性核素种类、操作量、操作方式以及防护设施和设备的要求超出原设计规范,应事先向主管部门提交辐射防护评价报告和拟采取的防护措施,并经主管部门审查批准后方可进行。

3.1.3 在操作开放型放射性物质的一切实践活动中,应遵守实践正当性、辐射防护最优化和个人剂量当量不超过相应规定限值的三项原则。

3.1.4 操作开放型放射性物质的单位,均应结合单位的实际情况编制辐射防护评价报告。

并经常进行评价,不断改善防护措施,实现辐射防护最优化。

3.1.5 各单位应定期检查工作场所各项防护措施的防护效能,确保其处在良好的运行状态。

3.1.6 各单位应采取适当有效的防护措施,使各类人员所受的照射保持在合理达到的尽可能低的水平。

这些措施至少应包括:a. 尽量减少放射性核素的使用量;b. 尽可能选用放射性毒性较低的核素代替毒性较高的核素;c. 设法用密闭型操作代替开放型操作;d. 提高工作人员的操作熟练程度,缩短操作时间;e. 使用有效的防护措施;f. 正确收集和处理放射性“三废”;g. 加强全管理.防止事故发生等。

生态环境部 核医学工作场所辐射防护与安全要求标准 征求意见稿

生态环境部 核医学工作场所辐射防护与安全要求标准  征求意见稿
3 选址和平面布局............................................................................................................................11 3.1 选址.................................................................................................................................... 11 3.2 平面布局............................................................................................................................11
5 屏蔽要求........................................................................................................................................14 6 放射性废物的管理........................................................................................................................15
附件 2 核安全导则 HAD XXX/XX-201X
核医学工作场所辐射防护 与安全要求
国家核安全局 XXXX 年 XX 月 XX 日批准发布 (征求意见稿)

电离辐射防护安全法规、标准和规定

电离辐射防护安全法规、标准和规定

电离辐射防护安全法规、标准和规定环境:本法所称环境,是指影响人类生存和发展的各种天然的和经过人工改造的自然因素的总体,包括大气、水、海洋、土地、矿藏、森林、草原、野生动物、自然遗迹、人文遗迹、自然保护区、风景名胜区、城市和乡村等。

国家对放射性污染的防治,实行预防为主、防治结合、严格管理、安全第一的方针。

与核设施相配套的放射性污染防治设施,应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。

职业病:本法所称职业病,是指企业、事业单位和个体经济组织(统称用人单位)的劳动者在职业活动中,因接触粉尘、放射性物质和其他有毒、有害物质等因素而引起的疾病。

职业病防治工作坚持预防为主、防治结合的方针,实行分类管理、综合治理。

本法所称环境影响评价,是指对规划和建设项目实施后造成的环境影响进行分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,进行跟踪监测的方法与制度。

规划有关环境影响的篇章或者说明,应当对规划实施后可能造成的环境影响作出分析、预测和评估,提出预防或者减轻不良环境影响的对策和措施,作为规划草案的组成部分一并报送规划审批机关。

放射防护最优化:应当避免一切不必要的照射;以放射防护最优化为原则,以期用最小的代价,获得最大的净利益,从而使一切必要的照射保持在可合理达到的最低水平。

个人剂量的限制:个人所受照射的剂量当量应当不超过规定的限值。

放射工作条件的分类:甲种工作条件:一年照射的有效剂量当量有可能超过15mSv。

对于这种工作条件下的工作人员,要有个人剂量检测,对场所要有经常性的监测,建立工作人员个人受照剂量和场所监测档案。

乙种工作条件:一年照射的有效剂量当量很少可能超过15mSv。

但有可能超过5mSv,。

对于这种工作条件的场所,要定期进行监测。

要进行个人剂量监测并建立个人受照射剂量档案。

丙种工作条件:一年照射的有效剂量当量很少可能超过5mSv。

对于这种工作条件的场所,可根据需要进行监测,并做记录。

全身均匀照射:5mSv任何单个组织或器官(包括皮肤和眼晶体):50mSv对放射专业的学生,其剂量的限值应遵守放射工作人员的防护条款。

实验室接触放射性物质防护制度

实验室接触放射性物质防护制度

实验室接触放射性物质防护制度
(1)凡操作带有放射性的试验,必须在防护的条件下进行。

(2)凡对放射源操作,均严禁用口吸。

(3)对操作不同活度的放射源,必须要有“鲜、陈”的标志,并区分进行。

(4)分装活度大的放射源,必须在通风橱内,对产生的放射性废物,必须按国家的规定处理。

(5)每天实验完毕都要进行洗消处理。

(6)凡是被放射源污染场所,必须立即用明显的记号标记,同时把污染情况及过程及时汇报,不准灭迹、隐瞒。

(7)对违反本制度者,视情节轻重,给予批评、罚款及纪律处分。

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F 70EJ 380-1989开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范1989-03-24发布1989-10-01实施中国核工业总公司发布附加说明:本标准由中国核工业总公司安防环保卫生部提出。

本标准由中国核工业总公司第二研究设计院负责起草。

本标准主要起草人:孙维奇、范深根。

1 主题内容与适用范围本标准规定了开放型放射性物质实验室(以下简称开放型实验室)设计中的辐射防护要求,目的在于从设计上保障工作人员及附近居民的健康和安全及保护环境。

本标准适用于放射性同位素生产及应用开放型放射性物质实验室辐射防护设计,也可供已建成单位在扩建和改建中参照使用。

本标准不适用于乏燃料后处理厂和铀矿冶金系统实验室的辐射防护设计。

2 引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 4792 放射卫生防护基本标准GB 11806 放射性物质安全运输规定EJJ 6 加工处理裂度材料临界安全规定3 术语3.1 开放型实验室指由一个或多个处理非密封的放射性物质的实验室,实验室内设有热室、屏蔽工作箱、手套箱和通风柜等设备,还有为实验室正常运行所需的各种辅助设施。

3.2 开放性放射性工作指非密封放射性工作,即在箱室或工作台上正常操作工作中,有可能引起工作场所和周围环境污染的工作。

3.3 开放型实验室分区为控制污染,在设计上把实验室内分成数个区域,不同区域的设计要求不同。

3.4 白区(一区)该区为实验室内不从事放射性工作的区域,一般情况下,该区无放射性污染。

白区包括:办公室、会议室、休息室、“冷”工作间(如试剂、药品间),“冷”实验室等。

3.5 绿区(二区)实验室内从事隔离操作放射性物质的工作区,事故时可能出现污染,但能及时发现和清除。

绿区包括:热室、屏蔽工作箱、手套箱的操作房间或存有密封容器的房间。

3.6 橙区(三区)实验室内工作人员不经常停留的区域,只有在进行去污、检修和取样等工作时才进入。

该区在正常运行时也会出现污染,污染一般能清除。

橙区包括:热室、屏蔽工作箱、手套箱的检修区、放射性污染物暂3.7 红区(四区)实验室内放射性物质所在的区域,操作时外照射很强,空气污染严重。

红区包括:热室、屏蔽工作箱、手套箱的内部及辐照室等。

4 开放型实验室辐射防护设计一般原则和主要任务4.1 在设计开放型实验室设施时,必须遵循保证在设施建筑物内部工作的人员、设施建筑物外部工作人员、相邻区域内的人员及公众所接受的辐射剂量均不超过为他们规定的相应剂量限值这一原则,力求实现辐射防护最优化,把工作人员受的照射控制在合理可行尽量低的水平。

4.2 外照射的防护设计,主要靠屏蔽层、增加与放射源之间的距离、限制照射持续时间或综合这些措施来实现。

4.3 内照射的防护设计,主要采用合理的布局、密封、负压技术、配备良好的个人防护用品、去污手段、通风、空气净化系统、妥善地处理放射性废物等措施或综合采用这些措施来实现。

4.4 开放型实验室的设计必须遵守基本建设程序,认真执行设计审批制度。

在各设计阶段,根据有关规定,写出相应的安全分析报告书和环境影响报告书。

设计必须执行国家颁布的安全、环境保护法规和标准。

4.5 新建、扩建及改建的开放型实验室的设计,需由主管部门授权的设计单位承担。

辐射防护和三废处理设施与主实验室同时设计、同时施工、同时投产和同时验收。

4.6 开放型实验室辐射防护设计中,要有预防事故措施和事故发生后的处理措施,除注重那些几率小、后果严重的事故外,还应注意那些后果虽不严重,但易出现的事故。

4.7 辐射防护设计人员应参与工艺方案、设备布置、三废处理、去污检修等方案的论证,使辐射安全措施在方案中得以落实。

4.8 开放型实验室设计中辐射防护设计的主要任务。

4.8.1 辐射屏蔽设计。

4.8.2 辐射监测系统的设计。

4.8.3 根据设计进展,编写设计各阶段的安全分析报告和环境影响报告。

4.8.4 配合工艺合理地布局及分区;配合各工种制定有关保证辐射安全的措施和设计标准;会审各工种设计的与辐射防护有关的设计文件和图纸。

4.8.5 从辐射防护角度出发,对实验室的发展提出建议。

4.9 开放型实验室辐射防护设计中应考虑到实验室未来的退役,为未来退役提供必要的方便条件。

5 剂量限值和辐射照射控制原则5.1 放射工作人员的剂量限值5.1.1 从事放射工作人员的年剂量限值见GB 8703,该值是指一年内所受外照射剂量当量与一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量之和,不包括天然本底照射和医疗照射。

5.1.2 在一般情况下,连续三个月内一次或多次接受的总剂量当量不要超过年剂量当量限值的一半。

5.1.3 放射工作人员一年中允许摄入放射性核素的量及工作场所空气中放射性核素的导出浓度见GB 4792表B1或GB 8703附录E。

5.1.4 存在内外混合照射的情况下,按照GB 8703第2.4.3条中给出的公式进行计算。

5.2 公众中个人的剂量限值公众中个人受到的年剂量当量限值见GB 8703第2.4.2条。

5.3 放射性物质污染表面的导出限值5.3.1 操作放射性物质的工作人员的体表、衣物及工作场所的设备、墙壁、地面等表面污染水平,应控制在GB 8703表2所列值以下。

某些特定情况下,表2中的值可适当提高,有关细节见该表附注。

5.3.2 放射性物质运输的辐射防护标准见GB 11806《放射性物质安全运输规定》。

6 开放型实验室的分类及工作场所的划分6.1 按照工作场所空气中的导出浓度和相应的比活度,将放射性核素分为极毒、高毒、中毒和低毒四个毒性组(见GB 4792附录C),各组的毒性组别系数分别为10,1,0.1和0.01。

系数乘积之和),将实验室分为三类,各类实验室等效年用量见GB 4792表4。

6.3 按实验室所使用放射性核素的最大等效日操作量〔最大等效日操作量为各种放射性核素的实际最大日操作量与该核素毒性组别系数之积除以操作性质的修正系数(见GB 8703附录F)所得的商之和〕,将实验室分为三级,最大等效日操作量见GB 8703表1。

7 开放型实验室的选址及总平面布置7.1 第一、二类实验室不得设于市区(经有关领导部门会同放射卫生防护及环保主管部门审批者例外),第三类实验室及属二类的医疗单位可设于市区。

7.2 一类实验室的工作场所、二类实验室从事干式发尘操作的工作场所应设在单独的建筑物内。

二、三类实验室的工作场所可设在一般建筑物内,但应集中在建筑物的同一层或一端,与非放射性工作场所隔开。

7.3 根据实验室的性质、规模和当地的环境条件,应在实验室周围划定适当大小的非居住区及限制区。

7.4 实验室选址时,必须调查研究当地自然条件、社会环境、实验室可能产生的污染源项及放射性物质和放射性废物的贮存与运输等因素,进行最优化分析,对预选点进行综合评价,择优选定。

7.5 实验室所选地址,必须经有关主管部门批准后,才能进行实验室设计。

7.6 实验室在总平面布置时,一般应将实验室区域分成控制区与非控制区,所有可能从事放射性工作的实验室和房间都应设在控制区内。

7.7 实验室一般应按当地最小或较小频率的风向布置在居民区的上风侧,控制区位于非控制区的上风侧。

7.8 实验室室外路线设计应合理布置人流和车辆道路,保障射放性工作人员只能按指定路线进入实验室,防止非工作人员进入,避免交叉污染。

7.9 从事开放性放射性工作的各实验室布置上应相对集中,联系密切的实验室可布置在同一建筑物内或设通道连接,并设总卫生出入口。

单独的实验室自设卫生出入口。

7.10 经常运送放射性物质和放射性废物的实验室区域,应该设置专用道路。

7.11 较高等级的实验室可用于操作较低等级实验室所对应的放射性活度,但在较低等级实验室中操作较高等级实验室所对应的放射性活度时,必须对该实验室进行改建或扩建,使该实验室的各项辐射防护条件符合相应的较高等级实验室的各项要求。

8 开放型实验室的分区与房间布置8.1 甲级实验室按四区原则布置8.1.1 白区(一区)8.1.1.1 正常操作情况下,持续停留在该区的工作人员所受到的年剂量当量值不大于放射工作人员年剂量当量限值的十分之一。

8.1.1.2 不存在任何空气污染的危险时,最敏感的器官可能受到的外照射剂量当量不超过每年5mSv (0.5rem)。

8.1.1.3 不存在任何外照危险时,空气污染年平均浓度低于放射工作人员导出浓度值的十分之一。

8.1.2 绿区(二区)8.1.2.1 正常操作情况下,持续停留在该区的工作人员所受到的年剂量当量值一般不超过放射工作人员年剂量当量限值的十分之三。

个别情况下可能超过十分之三,但不应该超过放射工作人员的年剂量当量限值,并保证能够充分控制向白区(一区)或实验室外部扩散的污染。

8.1.2.2 不存在任何空气污染的危险时,最敏感的器官可能受到的外照射剂量当量一般不超过15mSv (1.5rem)。

8.1.2.3 不存在任何外照射危险时,空气污染年平均浓度低于放射工作人员导出浓度值的十分之三。

8.1.3 橙区(三区)8.1.3.1 正常操作情况下,工作人员在该区停留的时间也受到限制。

持续停留在该区的工作人员所受到的年剂量当量值可能会超过放射工作人员的年剂量当量限值。

8.1.3.2 不存在任何空气污染危险时,最敏感的器官可能受到的外照射剂量当量可能会超过每年50mSv8.1.3.3 不存在任何外照射危险时,空气污染季平均浓度可能超过放射工作人员的导出浓度值。

8.1.4 红区(四区)正常操作情况下,必须严禁工作人员进入,设计上要控制该区对其它区域或外部造成污染,对外照射要进行屏蔽。

只有在特殊情况下(如大修),经全面去污后,在剂量人员的严密监测下工作人员才能进入该区。

8.2 各区的布置,原则上污染严重的区域应依次被污染较轻的区域包围起来。

如果白区靠近橙区或红区,则应有一个隔离区,使得不能直接地、不受控制地从白区进入橙区和红区。

8.3 当红区仅仅靠墙壁或屋顶同外界分开时,不论是在正常操作还是在事故情况下,屏蔽体厚度和密封性均应足以屏蔽外照射和防止污染扩散。

8.4 为避免交叉污染,对位于同一个区域内,形成不同污染形式的操作,应分设在单独的房间;可能产生放射性气体污染的房间应该隔离布置,以防止污染的扩散。

8.5 a污染严重的区域容易导致空气中a放射性气溶胶浓度的升高,因此在房间布置上和辐射安全设计中应采取相应的措施。

8.6 设计上各区应按规定的颜色区分开并设区级标志。

8.7 甲级实验室应设在独立的建筑物内或设在隔离的建筑物侧翼,放射性工作必须在专用房间内进行。

8.8 甲级实验室白、绿区之间应设卫生出入口,卫生出入口应有淋浴和存放专用工作服及个人衣物的地方,并配有剂量监测仪表;绿、橙区之间应设卫生闸门(或气闸),备有检修用品、剂量仪表及个人防护用品,并根据可能污染情况,设气衣冲洗间。

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