医用放射性废物管理制度

医用放射性废物管理制度（共5篇）

医用放射性废物管理制度 篇1

医用放射性废物管理制度

根据卫生部公布的《GBZ133-2002医用放射性废物管理卫生防护标准》我院影像与核医学科对医用放射性废物管理作出以下规定。

一、医用放射性废物

系指在核医学工作中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。应根据废物的性状、体积以及所含核素的种类、半衰期、比活度选择相应的处理方法，使之不致在工作场所造成不必要的电离辐射危害，不致造成环境污染。

二、液体废物的管理 1.放射性废液 方法：核医学单位应具有废水专用处理装臵或分隔污水池轮流存放和排放废水。污水池必须恰当选址，池底和池壁应坚固、耐酸碱腐蚀和无渗透性，应有防止泄漏措施。

而无废水池的单位，应将废液注入容器存放10个半衰期，排入下水道系统。如废液含长半衰期核素，可先固化，然后作固体废物处理。

标准：将废液的降至放射性浓度不超过1×104Bq/L的废闪烁液，或仅含有浓度不超过1×105Bq/L的3H或14C的废闪烁液不按放射性废物处理。放射性浓度小于或等于”公众导出食入浓度”DIC(公众)的废液作非放射性废液处理，可排入下水道系统。

2.注射过或服用过放射性药物的病人的排泄物

必须为使用放射性药物病人提供有防护标志的专用厕所，对病人排泄物实施统一收集和管理。将其排泄物贮存10个半衰期后排入下水道系统。池内沉渣如难于排出，可进行酸化，促进排入下水道系统。注射或服用131I病人的排泄物处理，必须同时加入NaOH或10%KI溶液后密闭存放待处理。

三、固体废物的管理 1.废物收集

(1)按废物的可燃与不可燃、有无病原体毒性分开收集废物。(2)供收集废物的污物桶应具有外防护层和电离辐射标志。污物桶放臵点应避开工作人员作业和经常走动的地方。

(3)污物桶内应放臵专用塑料袋直接收纳废物。装满后的废物袋及时转送贮存室。2.废物存放

(1)贮存室建造结构应符合放射卫生防护要求，且具有自然通风条件或安装通风设备，出入处设电离辐射标志。

(2)废物袋或废物包、废物桶及其他存放废物的容器必须在显著位臵标有废物类型、核素种类、比活度范围和存放日期的说明。

(3)内装注射器及碎破璃等物品的废物袋应附加外套。3.废物处理

(1)焚烧可燃固体废物必须在具备焚烧放射性废物条件的焚化炉内进行。

(2)同时污染有病原体的固体废物，必须先消毒、灭菌，然后按固体放射性废物处理。

(3)GBq量级以下且失去使用价值的废弃非密封放射源必须在具备足够外照射屏蔽能力的设施里存放和待处理。

(4)比活度小于或等于7.4×104Bq/kg的医用废物可直接作非放射性废物处理。

(5)废物经过存放衰变，比活度降低到7.4×104Bq/kg以下后，即可作非放射性废物处理。

四、废物管理制度

1.由专(或兼)职废物管理人员负责废物的收集、分类、存放和处理。废物管理人员应熟悉废物管理原则和掌握剂量监测技术。

2.设废物存贮登记卡，废物主要特性和处理过程应记录在卡片上，并存档备案。

3.必须有预防发生废物丢失、被盗、容器破损和灾害事故的安全措施，贮存室的显著位臵应设安全警戒信号。

4.非密封放射源的废弃和处理，必须履行登记手续，并存档备查。

5.废物管理人员作业时必须使用个人防护用具和防护设施，防止超剂量照射。

医用放射性废物管理制度 篇2

(一) 法律制度内容统一化

随着经济全球化的飞速发展, 国际上的法律制度也追随这一趋势逐渐统一化了。海上放射性废物管理国际法律制度作为保护我们赖以生存的海洋环境的国际上法律制度, 也出现了统一化的发展。为了保护我们赖以生存的海洋环境免受海上放射性废物辐射的危害, 海上放射性废物管理国际性法律制度统一化的趋势形成。《1972伦敦公约》的颁布, 使各国之间关于海上放射性废物管理国际法律制度出现统一化。《1972伦敦公约》规定禁止向海洋中倾倒放射性废物, 为保护人类赖以生存的海洋环境作出了一定的贡献。各缔约国可以依照各国国内法律以及国际性法律制度来约束向海洋中倾倒放射性废物的行为。海上放射性废物管理国际法律制度统一化, 为各国管理海上放射性废物的行为提供了便利。同时, 防止了各国在适用法律时候产生彼此之间放射性废物管理法律的冲突。

(二) 法律制度范围扩大化

海上放射性废物管理国际性法律制度范围逐步开始扩大了, 例如, 《1996议定书》的适用范围扩大到了内水, 而且“倾倒”的定义延伸至了海洋中的近海石油平台的放弃使用以及推倒。《1996议定书》提出了向海洋倾倒的放射性废物名单的“反列名单”的表述, 来取代了《1972伦敦公约》的“禁止名单”的表述。《1996议定书》中“反列名单”的方法的立足点从仅仅禁止一小部分的物质, 但是允许大多数废物的海洋倾倒变成了除了允许一小部分物质外, 禁上其他的所有物质的海洋倾倒。“反列名单”的提出充分反映了保护海洋环境的环保观念有突飞猛进的发展, 很好的顺应了国际海洋环境保护的大趋势。海上放射性废物管理国际法律制度管理的范围逐渐扩大, 它的主要体现那就是禁止向海洋倾倒任何水平的放射性废物, 我们赖以生存的海洋环境可以得到更好地保护。

(三) 法律制度标准严格化

海上放射性废物管理国际法律制度标准越来越严格化, 有利于我们赖以生存的海洋环境的保护。同时, 海上放射性废物管理国际性法律制度标准严格可以形成威慑力, 使得各地约国严格要求国内的海上放射性废物行为。从《1972伦敦公约》及《1996议定书》的制定以及这几年的多次修订看来, 都可以充分的说明海上放射性废物管理国际法律制度标准越来越严格。对向海洋倾倒废物的管理越来越严格, 可以向海洋中进行倾倒的废物的种类越来越少, 刚开始1994年缔约国会议决定禁止向海洋倾倒任何水平的放射性废物, 后来规定禁止在海洋上进行任何形式的焚烧行为。《1996议定书》中“反列名单”取代“禁止名单”也体现了海上放射性废物管理国际性法律制度标准严格性。

(四) 法律制度显现科学化

海上放射性废物管理国际法律制度中确立了许多科学性的制度, 例如, 预防原则、倾倒许可制度等。海上放射性废物管理国际性法律制度的典范《1972伦敦公约》就确立了预付制度和倾倒许可制度。《1996议定书》采用专门条款规定了预防原则以及预防方法, 从而各缔约国在海上放射性废物管理必须按原则进行行为。同时, 《1972伦敦公约》也明确的规定了倾倒放射性废物需要许可的制度。倾倒许可制度是对向海洋中倾倒放射性废物进行管理的重大问题。《联合公约》也规定了此制度。预防原则、倾倒许可证制度这些科学制度的规定, 有利于有效的管理海上放射性废物, 有利于海洋环境的保护。

二、海上放射性废物管理国际法律制度的缺点

如今的《1972伦敦公约》、《1996协定书》、《联合公约》等关于放射性废物管理的国际性法律法规文件, 虽然在管理放射性废物方面取得了良好的效果, 但是还有些不尽人意的地方。面对放射性废物对海洋环境的前所未有的挑战, 海上放射性废物管理的国际法律制度的缺点日益显露。

(一) 缺乏足够的强制性

放射性废物具有难以预测的现实的和潜在的放射性辐射, 所以我们应当对放射性废物进行合理严格的管理。国际性法律制度应具有强制性才能更好地显示国际性法律制度的效果。但是, 对于有关放射性废物的国际法律制度而言, 这恰好是它的一个难以低估的弱点。就算各国出现了违反放射性废物管理国际条约的行为, 对该国家违约责任行为的追究依然缺乏足够的强制性。《联合公约》软法性质使得对放射性废物进行有效管理方面的国际实施上无法有效的开展。由此可见, 虽然放射性废物管理领域的国际性法律制度作出了一些必要的工作, 但是它“脆弱性仍表现在缺乏有效的监督与控制机制, 这与国际法的其他法律领域面临的问题是一样的”。

(二) 缺乏有效的操作性

从核试验产生大量的放射性废物到核电站排除放射性废物, 特别是日本福岛核电站向海洋排放放射性废物严重影响了海洋环境, 各国政府开始慢慢意识到为了保护人类健康和环境免受放射性废物可能带来的危害, 必须运用有效的法律措施来保证。主要因为国家利益的冲突以及国家主权的约束, 大多数关于放射性废物管理的国际性法律制度无法做出细致的规定。《伦敦倾废公约》和《联合公约》部分内容规定得过于原则, 缺乏执行的具体要求和标准。例如, 对处理放射性废物进行选址的具体方法、对处理放射性废物进行其他的实施措施等都没有具体的、严格的、规范的实施方法, 所以根本就无法实现真正的保护人类以及人类赖以生存的海洋环境免受放射性废物危害的影响。

(三) 缺乏明确的责任性

在放射性废物管理的方面, 通常情况下那些持有许可证的进行放射性废物处理的个人或机构要承担法律责任。即便是《联合公约》中明确的规定放射性废物处理上国家要承担一个补充性质的法律责任, 但是国家并不是最终责任的承担者可以说这样的规定是非常不适合的。因此强调国家承担国家设施产生的放射性废物侵权方面的责任, 实际上就是明确国家对于审批等各方面的那种审慎的义务, 这样将有利于核设施产生的放射性废物的管理。即便是有许多国家提出了有积极意义的建议而且大会进行了不懈的努力, 但是核电站、核试验产生的放射性废物导致海洋环境以及人类损害时候国家责任承担的问题一直没有得到很好地解决。

(四) 缺少有力的监督

一般情况下主权国家在自己区域内展开活动时不会受到外国以及国际组织的干涉, 但是国际法在赋予一个国家个体权利的同时也规定了国家作为个体的义务。虽然与《核安全公约》相比《联合公约》指出每一个缔约国都应当在每次的缔约审议会议的时候提交一份国家报告。报告的内容包括了对放射性废物的管理制度以及对放射性废物的管理活动。由此可见, 《联合公约》在各国所做的报告书内容上规定得更加具体了。但是仅仅有报告书只不过是有限度的公开, 关于放射性废物管理的各国执行放射性废物管理的真实情况的问题, 没有一个国际组织机构可以凌驾于缔结关于放射性废物管理的国家之上去检查、监督。国际原子能机构的对放射性废物有效管理的报告书并不能从实际意义上审查, 而只能在形式意义上审查那些放射性废物有效管理的报告书。作为各主权国家的各地约国自己就是自己的实质意义上的监督执行者, 这使得放射性废物管理的国际法律制度的各签订国陷入了自我监督的怪圈。

参考文献

[1]曹英志.国际海洋倾废立法趋势研究[D].中国海洋大学, 2008.

[2]胡敏飞.跨国环境侵权的国际私法问题研究[M].上海:复旦大学出版社, 2009:31.

[3][德]沃尔夫冈·格拉夫·魏智通.国际法[M].吴越, 毛晓飞译.北京:法律出版社, 2002:562.

医用放射性废物管理制度 篇3

1.1 编制目的

制订本规范的目的是为了加强对核技术利用中产生的放射性废物和废放射源的管理，规范核技术利用放射性废物贮存库（以下简称废物库）的选址、设计和建造工作，促进核技术的利用，保护人民健康和环境安全，保障社会安定。

1.2 适用范围

本规范适用于核技术利用产生的放射性固体废物和废放射源贮存库的选址、设计和建造。

1.3 编制依据

本规范的编制依据：

（1）《中华人民共和国环境保护法》

（2）《中华人民共和国放射性污染防治法》

（3）《放射性废物管理办法》（国家环保局1987年7月）

1.4 废物库的性质与分类

废物库是地区性放射性固体废物和废放射源贮存库，属社会公益性环境保护设施。

废物库主要接收来自工农业、科研、医疗、教学等领域在核技术利用过程中产生的低水平放射性固体废物（以下简称废物）和不再使用的或废弃的密封放射源（以下简称废源）。废物库中贮存的废物应是可回取的，废物库应实行动态管理，满足周转使用的需要。

根据地区废物产生的形态和量以及废物处理、整备能力的情况，废物库可分为二类：包括废物处理、整备装置和废物贮存设施的一类库和仅设贮存设施的二类库。

1.5 废物库的形式

废物库可根据当地条件和选址结果采用地面、地下、半地下或洞穴库的形式。

1.6 废物库的库容和设计寿命

应根据当地核技术应用的具体情况确定废物库的库容，一般有效库容不应小于500 m3。设计寿命不得低于100年。

1.7 废物库接收的废物和放射性水平

废物库接收的放射性废物一般不应超过GB 9133规定的低放水平。接收的单个废密封放射源或不在用密封放射源的活度一般不应超过4×1012 Bq（100Ci）。贮存设施仅接收符合有关法规、标准规定的废物包和废放射源。

选址

2.1 一般要求

废物库的选址应满足以下一般要求：

（1）满足废物库的建造、运行、扩建和退役的需要；

（2）考虑外部人为事件和自然事件对废物库的影响以及废物库可能的放射性与有害物质的释放对公众和环境的影响，保证在设计寿命期内为放射性废物提供与公众、环境间有足够的隔离和良好的包容性能，满足审管部门的要求；

（3）考虑对当地社会、经济发展的制约因素和废物库建造与运行的经济合理性。

2.2 选址的步骤

废物库的选址通常包括初选和场址确定二个步骤。

2.2.1初选

2.2.1.1 目标

初选的目标是通过对区域初步调查和初步评价，选出2～3个候选场址。特殊情况下，经审管部门同意可以只对指定的场址进行初步调查和评价。

2.2.1.2 区域调查

在本地区范围内对可能建立废物库的诸地区进行图上选址（包括行政区划、人口分布、地形、水文、地震等），必要时可以进行现场踏勘或查勘。

2.2.1.3 场地特性初步评价

对各区域的地质稳定性、工程地质、气象和水文条件，社会和经济学因素以及业主和当地政府和公众的意向进行初步评价，选出候选场址。

2.2.2场址确定

2.2.2.1 目标

场址确定的目标是通过对候选场址的详细调查、评价和论证，确定一个推荐场址。

2.2.2.2 详细调查

对候选场址进行详细的自然条件和社会与经济条件的资料和现场调查，以便为设计、环境影响评价和申请许可证提供必需的场址资料。

2.2.2.3 场址特性评价和论证

在详细调查的基础上，从技术、安全、环境和经济各方面对候选场址的适用性、安全性和与环境相容性进行评价和论证分析，确定推荐场址。

2.3 场址条件

场址条件应以不影响废物库安全运行和废物库运行不影响附近地区的环境安全和社会与经济发展为原则。

2.3.1场址的自然条件

u 地形地貌比较平坦、坡度较小的地区；

u 地质构造较简单，地震烈度较低的地区；

u 地下水位较深，离地表水距离较远的地区；

u 工程地质状态稳定（无泥石流、滑坡、塌陷、冲蚀等不良工程地表现象），岩土的透水性差、有足够承载力的地基土层的地区；

u 气象条件较好的地区。

2.3.2场址的社会与经济条件

u 附近没有可以对废物库安全造成影响的军事试验场、易燃易爆与危险物生产或储存等设施；

u 附近没有具有重要开发价值的矿产区、风景旅游区、饮用水源地保护区或经济开发区；

u 交通方便和水、电供应便利的地区。

2.4 应收集的基本资料

选址阶段应收集候选场址区域范围内以下的资料：

（1）行政区划图（包括省、市、县）和人口分布资料；

（2）交通（包括铁路、公路、水路）图和交通运输资料；

（3）地形图和地貌特征与分布资料；

（4）地质、构造和地震资料；

（5）岩土特性资料；

（6）地表水和地下水资料；

（7）气象资料（包括降水量、蒸发量、风向、风速、气温、灾害性天气等）；

（8）辐射环境本底资料（包括区域γ天然辐射本底水平及空气、地表水、地下水、土壤、动植物中放射性核素的活度浓度）；

（9）其他可能收集到的资料（例如军事设施、危险品仓库的位置等）。

设计

3.1 设计阶段的划分

根据《基本建设设计工作管理暂行办法》（国家计委，1983年）的规定，建设项目一般按初步设计和施工设计两个阶段进行。二类废物库，经主管部门同意，在适当加深可行性研究报告内容，并获批准后可直接做施工设计。

3.2 设计依据

设计的依据包括以下文件：

（1）主管部门对可行性研究报告或初步设计的批文；

（2）审管部门对环境影响报告书（表）的批文；

（3）设计合同及其附件。

3.3 引用标准

下列标准所包含的条文，通过在本规范中引用而构成为本规范的条文。本规范出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本规范的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。

GB 9133 放射性废物的分类

GB 11806 放射性物质安全运输规定

GB 14500 放射性废物管理规定

GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准

GB 50007 筑地基基础设计规范

GB 50009 建筑结构荷载规范

GB 50010 混凝土结构设计规范

GB 50011 建筑抗震设计规范

GB 50023 建筑抗震鉴定标准

GB 50034 工业企业照明设计标准

GB 50037 建筑地面设计规范

GB 50053 10 kV及以下变电所设计规范

GB 50054 低压配电装置及线路设计规范

GB 50055 通用用电设备配电设计规范

GB 50057 建筑物防雷设计规范

GB 50108 地下工程防水技术规范

GB 50207 屋面工程质量验收规范

GBJ 13 室外给水设计规范

GBJ 14 室外排水设计规范

GBJ 15 建筑给排水设计规范

GBJ 16 建筑设计防火规范

GBJ 19 采暖通风与空气调节设计规范

GBJ 42 工业企业通信设计规范

GBJ 45 工业与民用电力装置的接地设计规范

GBJ 140 建筑灭火器配置设计规范

EJ/T 1108 密封箱室设计原则

EJ 放射性废物体和废物包的特性鉴定

HAF 501/01 中华人民共和国核材料管制条例实施细则

HAF 501/02 核动力厂实物保护导则

3.4 设计原则

废物库设计的一般原则如下：

（1）满足法规、标准的要求；

（2）有利于废物库的建造、运行、维修和退役；

（3）方便废物的回取；

（4）采用经过实践检验，证明是安全、可靠和有效的技术、工艺、设备和仪器；

（5）经费概算应符合国家有关规定。

3.5 设计输入

设计输入主要包括以下方面的内容：

（1）设计依据文件中要求的条件；

（2）法规和标准规定的要求；

（3）设计合同书中约定的技术要求；

（4）拟收贮或处理废物的源项应包括废物的数量、物理性状、主要成分及其浓度（或百分比）、所含放射性核素及其活度浓度（或总活度）、非放有害物的组分及其浓度、废物包表面剂量率和表面污染水平等；

（5）场址条件应包括建筑占地尺寸（长´宽）、位置、自然条件、人为事故的影响等）。

3.6 工程项目组成及总图布置

3.6.1工程的子项及其任务

3.6.1.1 一类废物库

一类废物库通常包括以下子项：

（1）废物和废源贮存车间，可以在一个车间内设置废物贮存区和废源贮存区，如废物和废源的数量都很大时，经过优化评估也可以分别设置废物贮存车间和废源贮存车间；

（2）废物处理车间，根据废物源项情况和废物库的接收准则，选择所需的废物处理、整备装置；

（3）实验室，包括废物处理和贮存所需的分析与测量实验室和辐射防护测量实验室；

（4）办公楼，根据场址条件，也可将办公楼与实验室设在一个建筑物内；

（5）专用车库，用于停放放射性废物运输车；

（6）车库，用于停放公务车和家用车；

（7）洗衣房，用于接收和洗涤工作服，通常也设洗净工作服的存放和发放点；

（8）备品备件和材料库，用于存放运行、检修所需的各种工具材料；

（9）室外工程，包括大门、围墙、室外管网、排水沟、排洪沟、护坡、绿化工程等；

（10）其他。

3.6.1.2 二类废物库

除废物处理车间，二类废物库的子项与一类废物库基本相同。对于规模较小的二类废物库，可以考虑合并一些子项。

3.6.2总图布置

总图布置的原则如下：

（1）整个库区分为工作区、办公室和隔离区。工作区和办公室之间应相隔一定距离。放射性建（构）筑物应布置在主导风向的下风向方向。库区围墙外应设立隔离区，隔离距离应保证库区周围公众的年有效剂量达到3.8.3.2规定的要求；

（2）尽量缩短废物的运输搬运距离；

（3）道路、管网的布置应方便与场外设施的连接、方便运行和维修的作业、有利于场区的排水和防止人流与物流的交叉污染；

（4）有利于气载流出物的扩散；

（5）预留发展区。

3.7 工艺过程和布置

工艺设计应保证满足废物库运行、检修和退役过程中，废物接收、运输、存放、回取、外运、废物处理与处置、去污与拆除等活动所需的系统、设备、仪器、搬运工具的需求。

3.7.1废物接收

应考虑在废物库接收废物之前对拟接收的废物按有关法规、标准的规定进行检查、核实的需求。

3.7.1.1 核实

应考虑对废物产生（或送交）单位申请送交的废物进行就地核实的需求。包括：

（1）核对废物的数量和标识，根据需要抽查废物的核素及其活度浓度（或总活度），以验证申请报告中的数据的真实性和准确性；

（2）检查废物包是否符合有关标准的规定（如表面剂量率、表面污染水平、容器的完整性等）；

（3）对核查合格的废物包施封，并按规定标识和记录。

3.7.1.2 运输

应考虑按GB 14500第13章“废物的运输”中的要求组织运输的需求。

3.7.1.3 接收

应考虑废物库在接收前检查废物包的表面剂量率和废物包上的封装和标识是否完好，以及将全部信息输入废物库的计算机管理系统的需求。

特殊情况下（如运输中的事故），应考虑按事故应急措施的规定对废物包进行去污处理和（或）再包装的需求。

3.7.1.4 废物的分类

应考虑按GB 9133和国家环保总局制定的放射源分类导则的规定对放射性废物和废源进行分类，并分别存放、处理与整备的需求。

3.7.2废物贮存车间

3.7.2.1 分区

应根据废物的数量和类别的具体情况，将废物贮存区分为废源存放区、废物存放区、接收与转运存放区和（或）衰变存放区。必要时，可增设较高活度（或较高剂量率）废物存放区。

3.7.2.2 布置原则

废物贮存车间的布置原则如下：

（1）废源和废物存放区应分开布置；

（2）废源应存放在有屏蔽盖板的贮存坑内。活度小或半衰期很短的废源（如校准源、某些医疗用源）可以存放在地面上的铁柜内；

（3）放射性废物宜存放在贮存车间地面上。根据废物的特性，可将地面库分成较低活度间、较高活度间、衰变存放间等。对高活度废物应考虑尽量缩短其搬运距离，其存放间应有适当的屏蔽墙（门）或迷宫式通道；

（4）废物和废源均应分类、分组排列存放，各组间留有一定的距离，以便日常的检查、监测、回取和转运，并留有对受损废物包进行再包装的场地；

（5）应采取措施，加强对高危险源的安全保卫；

（6）排风机房的布置应靠近需要排风的贮存坑。

3.7.2.3 废物容器

废物容器的特性应符合GB 11806和《放射性废物体和废物包的特性鉴定》中相应规定的要求，尽可能采用标准包装容器。为了方便搬运和运输，可以将尺寸较小的废物包放在大的外包装内（小的废源可放在吊篮内）。

3.7.2.4 运输工具、搬运设备和工器具

（1）运输工具

应根据废物包的特性和运输路线的状况选择合适的运输车辆。运输车应有足够的承载能力，应配置拴固用的机具和明显的放射性货运标识。必要时应设置屏蔽防护装置。

（2）搬运设备

应根据废物包或空容器等物件的重量、尺寸、数量、放射性活度水平，废物库设计特点和搬运操作的条件，选择合适的搬运设备，如吊车（数控或手控）、叉车（电动或手动）、电瓶车、手推小车等。

对废物包搬运设备的基本要求如下：

①操作简便、行走平稳、安全可靠；

②定位准确；

③满足废物包堆码高度要求；

④起重能力满足最重废物包、吊篮或贮存坑盖板的吊装要求；

⑤与容器、抓具、拴固件、外包装相匹配。

（3）工器具

应根据废物包的重量、容器（吊篮、外包装）的形状和尺寸，以及搬运设备的要求选择合适的吊装用工器具，如专用的抓具、拴固件、钢丝绳等。

对工器具的基本要求如下：

①操作简便、安全可靠；

②有足够的强度；

③有可靠的自锁或拴固机构；

④与容器（吊篮、外包装）和搬运设备相匹配；

⑤无尖锐棱角、毛刺，以免损坏容器和伤害人员。

3.7.2.5 废物包和存放区的识别

应考虑不同类别的废物包和存放区均应有便于识别的标识的需求，以免发生差错。通常用色码来区别不同类别的废物包和用编码来识别废物包。有条件时，可考虑在使用遥控操作搬运设备时，用条码技术来识别废物包。

通常用不同的颜色或墙面（或地面）上的醒目文字来识别不同存放区。

3.7.2.6 废物信息管理系统

废物库应设置废物信息计算机管理系统，以便记录、修改、编辑、查询废物的信息，包括废物的特性、容器的特性、存放地点和位置、发送和接收单位、收发日期、事故和事故处理情况等。应考虑采取措施（如及时下载、设置备份、保存底稿等），保证信息安全的需求。

3.7.2.7 废物的检查、回取、解控和处置

（1）废物库的布置和废物包的堆码与存放安排应考虑检查和回取的要求。

（2）信息管理系统应能提供以下信息：

①废物衰变到解控水平。以便及时送指定的填埋厂处置。

②废物贮存时间达到审管部门规定的期限。以便及时送低中放废物处置场或极低放废物处置场处置。

3.7.3废物处理车间

废物处理车间通常应包括：废物分拣和存放区、处理与整备操作区、去污检修区、原材料存放区、风机房、配电间、控制室、办公室、工具间、卫生通道等。

3.7.3.1 处理、整备工艺的选择

应根据废物的特性和后续处理与整备、贮存、运输和处置的要求，优化选择合适的工艺，选用安全、高效、便于运行和检修、二次废物量少、包容性能好、技术复杂性小、节能和经济合理的技术和设备。废物处理与整备系统的设计应符合GB 14500第十章和第十一章规定的要求。

密封箱室的设计应符合EJ/T 1108及其各种部件标准的要求。

3.7.3.2 布置原则

废物处理车间的布置原则如下：

（1）放射性操作区应与非放工作区隔离，二者通道处应设过渡间或隔离台；

（2）应考虑工艺过程的连贯性（如压实后的固定、焚烧后焚烧灰的固化），减少废物转运距离，方便运转操作；

（3）不同的处理或整备装置应设置在不同的房间内，避免交叉污染；

（4）原材料（如水泥、砂石料等）存放区应紧靠处理车间单独设置。

3.7.3.3 废物包的转运

应考虑处理、整备后对废物包进行检查（包括表面剂量率、表面污染水平和废物包完好性），以及检验合格后转运至废物库贮存的需求。

3.7.3.4 二次废物的管理

废物库设计应考虑废物库运行产生的放射性废物的处理、整备和处置。可以根据本废物库和本地区的条件采取在本废物库或其他有能力的设施中处理、整备和处置二次废物。产生的非放废物可以在本废物库场址范围内或送交地方垃圾填掩场址处置。

3.8 辐射防护

3.8.1辐射防护设计原则

（1）废物库的设计，必须符合GB 18871规定的原则和要求，为从事废物作业的工作人员和公众提供辐射防护措施。

（2）从事废物运输、接收、贮存、检查和监测的工作人员及公众的受照剂量应不超过GB 18871所规定的限值。

3.8.2辐射分区

放射性废物贮存库内的房间按其辐射水平和可能污染的程度分为二区，即控制区和监督区。废物贮存车间、贮源车间、废物处理车间所在区为控制区，其他工作间为监督区。

3.8.3辐射屏蔽设计

3.8.3.1 屏蔽计算中源项的选取

（1）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，以适应未来贮存的需要。

（2）当废物堆放面积和体积均较大时，可选用半无穷大体源计算屏蔽厚度。

（3）由于废源库接收的不在用的或废弃的密封放射源均带有屏蔽容器，根据GB 11806《放射性物质安全运输规定》，其表面及1 m处的剂量率应符合三级货包运输规定，即表面剂量率小于2 mSv/h、距表面1 m处小于0.1 mSv/h。屏蔽计算时，可选用点源及点源组合，按钴-60 γ射线能量确定屏蔽层厚度。

3.8.3.2 剂量目标值

设计所采取的剂量目标值如下：

（1）从事放射性废物运输、检查、监测和贮存等放射性工作的人员，年有效剂量不超过5 mSv；库区周围公众年有效剂量不超过0.1 mSv。

（2）在进行屏蔽层厚度计算时，选用的剂量率值分别为：

距盖板表面0.5 m的剂量率不超过20μSv/h；

各贮存间隔墙表面0.2 m处剂量率不超过20μSv/h；

库体外墙外表面0.2 m处剂量率不超过2.5μSv/h。

（3）表面污染控制水平按GB 18871规定值执行。

3.8.3.3 屏蔽材料

废物库主体建筑物的墙体（高度2 m以下）、贮存区内的隔墙、贮存坑及贮存坑盖板应选用质量合格的普通混凝土做屏蔽材料，混凝土的密度不低于2.2 g/cm3。

3.8.4辐射监测

辐射监测设计应提供必要的手段和仪器，保证工作人员的受照剂量、工作场所的外照射水平和空气污染水平以及废物的放射性水平和废物包的表面剂量和表面污染水平监测的要求。

3.8.4.1 个人剂量监测

采用个人剂量仪监测放射性工作人员的受照剂量，以了解放射性工作人员受照情况及做为对其职业照射评价的依据。

3.8.4.2 工作场所监测

（1）外照射水平监测。

应提供可携式剂量率仪，对工作场所、废物桶、废源容器、屏蔽层外的外照射水平进行监测，以确定工作方式及贮存位置。

（2）表面污染监测。

应提供表面污染监测仪，监测工作人员皮肤与工作服、搬运工具、废物包装容器、工作场所等处的表面污染水平，以确定是否符合控制值要求及应采取的对策。

（3）气溶胶监测。

应提供可携式空气取样器，对气态流出物及工作场所、贮存间等地的空气采样，在放射性气溶胶监测仪上进行测量，以确定取样处的空气污染水平及应采取的措施。

3.8.4.3 事故下的监测

应提供上述仪表，以便在能发生的事故工况下，对上述监测内容进行测量，对事故影响作出评价。

3.8.5个人防护

应为从事废物搬运、吊装、检查、贮存、监测等放射性操作的工作人员，提供必备的个人剂量监测仪表和个人防护用品（包括防护衣、手套、工作鞋、口罩等）。

3.8.6环境监测

应考虑对库区内、外环境实施监测，以便评价和证实废物库的安全性。

3.8.6.1 外照射水平监测

应选用便携式剂量仪表对库区内、外环境的外照射水平进行测量并与开工前的本底水平进行比较，以便对辐射质量现状进行评价。

3.8.6.2 环境样品监测

应为库区内、外环境中的空气、地表水和地下水、土壤、动植物等样品测量提供必要的仪表。

3.8.6.3 监测仪表

应选择灵敏度较高的低量程仪表，以满足环境监测工作需要。

一类废物库应尽可能建立自己完备的监测系统，包括核素分析及低本底监测仪。二类废物库可视实际情况配置必要仪表或将样品送有资质的单位进行分析测量。

3.8.6.4 记录与数据保存

应为所有监测记录与数据的长期妥善保存提供相应的手段和设备。

3.9 建筑

3.9.1建筑布置

（1）放射性废物库的平面和空间布置应满足工艺布置要求，同时应能防止非获准的人员进入库房。

（2）废物库的平面设计应组织好人流和物流，避免交叉污染。人流的路线应遵循从低辐射区进入高辐射区的原则。

（3）废物库入口和走道处应设置指示牌和警告牌。不同辐射分区应采用不同色标；

（4）工作人员进入或离开贮存区或废物处理操作区，必须通过过渡间或卫生出入口。卫生出入口处应设置手/脚污染监测装置。贮存区或废物处理操作区不能作为通向其他作业区通道的一部分；

（5）建筑布置应充分考虑废物装卸、运输和处理等操作空间以及维修设备和工具的贮存场地的需要。

3.9.2建筑防火等级

废物库设计应符合GB J16的有关规定，废物库贮存物品的火灾危险性分类按丙类设计，建筑物耐火等级为二级。

3.9.3地面设计

废物库地面设计应符合GB 50037的有关规定。为了便于去除可能产生的放射性污染，贮存区和操作区的地面层应平整，并涂装涂料，其底层应设置防潮层，还需考虑汽车、叉车的通行和物件可能跌落的冲击作用。

应采取措施防止室外雨水侵入，防止贮存区进水，防止墙体与基础之间渗水。

3.9.4屋面设计

废物库的屋面设计应符合GB 50207的有关规定，屋面的防水等级为“Ⅰ”级，库房不应设置内落水。屋面设计应有防止结露的措施。

3.9.5建筑涂装

废物库内应根据辐射屏蔽设计要求布置钢筋混凝土外墙和内墙。库区的墙面、地面和废源的贮存坑应按工艺要求涂装涂料。涂层应满足以下要求：

（1）涂膜在正常使用条件下保持稳定，至少在七年内不出现起泡、裂缝、粉化等外观缺陷；

（2）涂层要易于修补；

（3）光滑且易清洁；

（4）涂层系统应通过试验证明漆膜具有良好的附着力和去除放射性污染的性能；

（5）设计中应详细说明混凝土表面涂装涂料的技术要求：包括涂料品种和面漆颜色，涂料的性能和试验验收要求，基层表面的预处理，涂料施工和质量检验等。

3.9.6门窗设计

为了防止可能的盗窃和放射性气溶胶向外泄漏，库房通常不设窗户。如需窗户，应采用固定窗，设置在2.5 m以上，并设防盗栅栏。库房的外门应满足防盗和半气密的要求。

3.9.7地下部分设计

地下和半地下废物库宜采用钢筋混凝土箱式结构，并采用有效的防水措施。

3.10 结构

3.10.1基本准则

（1）废物贮存库的结构构件，应根据承载能力极限状态及正常使用极限状态的要求，按各使用工况分别进行承载能力及稳定、变形、抗裂、裂缝宽度计算和验算，处于地震设防区的结构，应按GB 50011的有关规定进行结构构件抗震的承载力计算。

（2）废物库建筑结构安全等级为二级。处于地震设防区的废物库，其抗震设防分类按GB 50023的规定为乙类。

3.10.2结构荷载和荷载组合

（1）建筑物地基基础设计应遵循GB 50007的有关规定。

（2）结构荷载和荷载组合应遵循GB 50009的有关规定。

（3）处于地震区的废物库应遵循GB 50011的有关规定。

（4）混凝土墙和地坑的设计应考虑大气温度变化产生的效应。

（5）废源贮存坑盖板应考虑盖板叠放时荷载和吊物从吊钩垂落引起的冲击力。

（6）地下、半地下的废物库应考虑地下水的作用效应。当有充分理由证明在使用期内地下水和上部滞水等不会对地下室产生水力作用时，可不考虑地下水的作用。

3.10.3混凝土结构

（1）混凝土结构设计应遵循GB 50010的有关规定。

（2）混凝土结构厚度由辐射防护设计决定，最小厚度不宜小于250 mm，混凝土强度等级不宜低于C25，并符合GB 50010规定的有关混凝土耐久性的要求。

（3）废物库外墙内侧，废源贮存坑的墙和盖板宜采用精制模板，处理后用作油漆涂装的基层，不宜采用水泥砂浆抹面。

3.10.4废源贮存坑和盖板设计

（1）为满足辐射屏蔽要求，盖板周边均要设计成企口，盖板铺设后不应出现通缝。企口尺寸不小于100 mm。盖板相互缝隙和盖板与墙体之间的缝隙尺寸不应超过10 mm。

（2）盖板的分块应与吊车起重量相适应。

（3）为了保护盖板周边不会因吊运的撞击造成边角损坏，盖板周边和企口处、墙与盖板的接合处应包镶角钢。

（4）盖板铺设后要求平整，盖板吊钩不宜高出地面，吊钩部位要求光滑和便于去除放射性污染。

3.10.5地下或半地下的废物库设计

地下或半地下的废物库应遵循GB 50108的有关规定。防水等级为二级，采用防水混凝土，混凝土抗渗等级不低于S6。结构外侧宜采用防水措施。

3.11 通风

3.11.1通风设计原则

放射性废物库的通风设计原则如下：

（1）通风设计应确保气流组织由放射性水平低的区域流向放射性水平高的区域；

（2）从事开放性操作的区域（如密封箱室内）和在正常条件下有可能受放射性污染的区域（如贮存镭源的贮存坑和废物处理操作间）应单独设立通风系统，以免交叉污染；

（3）应根据场址气候条件决定是否设置机械进风。对沙尘较多的地区应设置有效的进风过滤系统，防止室外的沙尘进入，抑制放射性污染扩散；

（4）应采取措施保持特定区域（如密封箱室）内在运行和停运工况下的适当负压，以防放射性气载物泄漏和扩散；

（5）向环境排放放射性物质应满足相关法规、标准和审管部门规定的要求；

（6）除上述要求外，采暖通风与空调系统的设计应符合EJ/T 1108、GBJ 19和相关规范的规定。

3.11.2通风换气次数

通风换气次数如表1。

表1 通风换气次数表

工 作 区 换气次数 负压/Pa 非放工作区 约2次/时，或自然通风常压 废物贮存车间约2次/时 约20 排风机房 约4次/时 约30 废物处理车间约5次/时 约50

工作箱 不小于5次/时 200～300

3.12 给排水

放射性废物库的给排水设计原则如下：

（1）放射性废物和废源的贮存库内不应设置供水点，以防漏水造成废物包受浸和放射性污染扩散；

（2）应采取措施，将有可能因放射性泄漏而污染的上水系统与其他的生产上水、生活上水隔离；

（3）应采取措施，将有可能受污染的生产下水和排水系统与其他非放系统隔离，并单独收集和处理；

（4）向环境排放的废水应满足相关法规、标准和审管部门规定的要求；

（5）除上述要求外，给排水系统（包括消防）的设计应符合GB J13、GBJ

14、GBJ

15、GBJ 16和GBJ 140规定的要求。

3.13 电气

放射性废物库的电气设计应满足GB 50034、GB 50053、GB 50054、GB 50055、GB 50057、GBJ 45等规范的要求。

3.14 通信

放射性废物库的通信设计应满足GBJ 42的要求，并考虑多种手段的可靠性。

3.15 安全保卫

应根据放射性废物库的放射性源项和周边社会与安全环境情况参照HAF 501/01和HAD 501/02的规定设置适当的安全保卫系统，包括出入口控制系统、闭路电视监视系统和（或）库区周界照明和报警系统。

3.15.1出入口控制系统

应在废物库区的出入口，特别是废物贮存车间和废物处理车间的出入口设置合适的控制系统，如证件检查、可视对讲、密码输入或读卡控制系统。出入口控制系统应与出入登记系统和（或）闭路电视监视系统相连，以便确认、记录和（或）监视出入人员。

3.15.2闭路电视监视系统

闭路电视监视系统由工艺操作室内监视系统、室外监视系统和监控室组成。

（1）应在废物贮存车间和废物处理车间内的适当位置设置适当数量的变焦云台摄像机，供工艺操作和室内监视用。

（2）应在出入口和库区周界控制处设置室外监视摄像机，供识别与记录出入人员和遥控出入口用。

（3）监控室应装置足够的电视屏和画面转换器，遥控出入口和周界照射灯的开关。

（4）废物贮存车间及其吊车的电源控制与报警系统应设置在监控室内。

3.15.3周界照明和报警系统

周界照明和报警系统应包括废物贮存车间、废物处理车间和废物库区周界照明灯、入侵探测器和报警器以及监控室的报警器。

3.16 环境影响与辐射安全评价

3.16.1环境影响评价

设计文件中应包括环境保护的篇章，论述辐射环境质量现状、对环境可能产生的辐射危害因素及其影响；阐明设计选取的剂量约束值及评价结果，并详细说明设计所采取的环境保护措施。

3.16.2辐射安全评估

说明设计中所采取的辐射安全措施；阐明设计选取的目标值；计算从事废物收贮作业中各类放射性工作人员的年有效剂量及评估结果。

详细说明设计所采取的辐射安全措施。

3.17 事故预防和应急

设计应考虑预防事故发生以及事故应急措施所需的资源和条件。

3.17.1可能发生的事故

应考虑在废物收贮过程中最可能发生的二种事故：

（1）废物运输中发生交通事故（如撞车或着火）；

（2）废物桶装卸作业中，废物包跌落。

以及由上述事故造成人员伤亡、废物容器损坏、废物散落出来或放射性气溶胶释放的后果。

3.17.2事故预防措施

应针对可能发生的预期事故及其后果，按GB 14500第十三章的要求采取相应的预防措施。

3.17.3事故应急措施

应针对可能发生的预期事故及其后果，按核安全部门的规定制定事故应急预案，提出应急措施。

3.18 退役

3.18.1一般原则

在设计中应该考虑方便将来废物库的退役，包括：

（1）在可能受污染的地面墙面和工作表面使用光滑的、无缝的、不易吸收污染的材料和（或）容易去污的或剥离的涂料；

（2）建筑物、设备和管道的布置应考虑有足够的通道和空间以便于去污与拆除操作以及人员和机具的出入；

（3）设备和管道布置应防止放射性物质在系统和局部地方沉积，并考虑就地去污的可能性；

（4）考虑适当的通风系统，以防在运行和退役去污、拆除作业中可能出现污染扩散。

3.18.2退役计划

设计阶段的退役计划应包括以下主要内容：

（1）退役设施的放射性源项估计；

（2）退役的目标和终态的辐射测量要求；

（3）拟采用的退役方案（包括特性调查、清除放射性物质和废放射源、去污、拆除、终态辐射测量）和使用现有技术实施安全退役的可能性；

（4）设施退役和退役废物管理所需的资源和条件；

（5）在建造阶段和运行阶段中对退役计划不断进行评估、细化与更新的要求。

3.19 质量保证

3.19.1一般要求

放射性废物贮存库的设计应按照设计质量保证大纲进行。质量保证大纲应保证本规范所涉及的活动、系统、设备、建筑物和材料均处于受控状态，并满足有关法规、标准以及审管部门规定的要求。

3.19.2质量保证大纲的基本要求

（1）建立质保体系和组织机构，明确规定有关组织和人员的责任和权限，保证提供必要的资源；

（2）根据废物库的规模和特点编制并实施质保程序，确保设计的策划、输入、输出、评审、验证、确认、修改和设计文件的交付与交付后的服务的全过程都受到应有的监督和控制；

（3）设计管理人员和技术人员的资质、聘用和培训；

（4）设计文件的控制和保存。

3.20 人员编制

废物库的岗位设置及人员编制可根据废物库的性质和技术装备水平、营运单位的管理体制以及废物库现场的具体情况确定。表2是一类与二类废物库的日常操作所需的岗位设置及人员表。废物收集与运输、设备仪表检修等人员未计入在内。

表2 岗位设置及人员表

岗 位 人员（人）一类库 二类库 行政管理人员 2 1 操作人员 5 4 辐射防护、环境监测人员 1 1 监控人员（监控室）1 1 保安人员 4 4 合计 13 14 建造

4.1 总则

4.1.1引用标准

GB 5210 涂层附着力的测定法——拉开法

GB 6514 涂层作业安全规程 涂漆工艺安全

GB/T 9750 涂层产品包装标志

GB/T 13452.2 色漆和清漆 漆膜厚度测定

GB 50150 电气装置安装工程 电气设备交接试验标准

GB 50168 电气装置安装工程 电缆线路施工及验收规范

GB 50169 电气装置安装工程 接地装置施工及验收规范

GB 50170 电气装置安装工程 旋转电机施工及验收规范

GB 50171 电气装置安装工程 盘、柜及二次回路接线施工及验收规范

GB 50172 电气装置安装工程 蓄电池施工及验收规范

GB 50202 建筑地基基础工程施工质量验收规范

GB 50204 混凝土结构工程施工质量验收规范

GB 50243 建筑给水排水及采暖工程施工质量验收规范

GB 50243 通风与空调工程施工质量验收规范

GB 50276 起重设备安装工程施工及验收规范

GB 50300 建筑工程施工质量验收统一标准

4.1.2质量计划

建造开工前，施工单位应编制施工组织设计，在施工组织设计中不但要有明确的施工技术方案，还应有详细的质量计划和保证质量的措施，明确包括隐蔽工程验收、预制构件验收等质量检查点和停工待检点。施工组织设计应通过审查和建设单位的批准。

4.1.3不符合项处理

不符合项（不符合施工图、公差界限、技术规定并对结构承载力和正常使用产生影响的事项）一经发现即需寻求改正措施并报建设单位。当改正措施未能实现时，建设单位需向上级主管部门申报。

不符合项的报告、处理和验收都要有详尽的记录。

4.2 土石方工程

土石方工程应遵循GB 50202规范的要求，并在土石方开挖完成后，在验槽前应进行基坑和边坡的地质编录，并记录开挖后地基的原始地质状况。

4.3 钢筋混凝土工程

钢筋混凝土工程的施工应执行GB 50204的有关规定。

4.3.1材料、材料运输和贮存

（1）钢筋混凝土的材料包括：钢筋、水泥、外加剂、沙石骨料和拌和用水等，材料质量应符合相关的现行国家标准。

（2）钢筋进场除有出厂检验报告、钢筋合格证书外，现场应按规定抽样试验，证明合格后才能使用。

（3）每批水泥进场应有车辆运输单，水泥出厂合格证书和出厂检验报告等相关文件，并应对性能指标进行复验。

水泥的贮存和运输应避免不同性质、级别、质量的水泥混合和防止恶劣天气的影响。不同水泥应分类存放，并需有明确的标记。

（4）骨料的级配、清洁度、均匀性及硫酸盐和氯化物的含量都应满足现行的质量标准和检验方法，不同级别的骨料应分批单独贮存，以避免混杂。

（5）商品混凝土的使用需得到建设单位的同意。混凝土制作厂需具有生产混凝土的执照。每批混凝土需有明确的发货单，包括：制作厂，收货工地，混凝土的特性和指标，搅拌混凝土的材料和配比，卸入运输车的时间，使用期限等。

4.3.2混凝土配合比设计

（1）混凝土配合比的确定不但要满足强度和抗渗要求，而且应保证混凝土的和易性和稠度，使混凝土在所采用的浇注条件下能顺利地注入模板内并包住钢筋而无离析或过量泌水。

（2）混凝土配合比设计应采用现场实际使用的水泥、骨料、外加剂和拌和用水，并应考虑骨料含水量的影响。

（3）混凝土配合比的最后确定和试验报告应由建设单位和监理公司批准。

4.3.3混凝土搅拌

混凝土的搅拌应采用机械搅拌，并必须有一份详细的记录以说明：各种材料的批号；采用的配合比；此混凝土在结构中的大致部位；试块的编号和数量；搅拌和浇注的时间。

4.3.4混凝土的表面处理

（1）混凝土的施工缝在初凝时应使用压缩空气或压力水彻底冲刷，清除表面碎石、浮浆和油污。长期停顿后的施工缝表面需清洗、润湿，为使接合缝处混凝土饱和，在浇混凝土前用压缩空气将多余水清除。浇注的第一层混凝土应采用细骨料，并提高水泥用量。

（2）为了保证混凝土表面方便涂装涂料，要求采用精制模板，脱模后混凝土表面要求颜色均匀，无混凝土剥皮、分层和锈斑，无发展性裂缝。模板所涂脱模剂不得污染混凝土，造成后续涂装困难。施工单位应对脱模剂进行适应性试验。

4.4 预制盖板

盖板的模板要求见4.3.4条，盖板制作的尺寸允许偏差：

长度、宽度为：±5 mm

高度为：+3 mm

对角线为：±5 mm

表面平整度（包括端面和侧面）：2 m

靠尺检查为：3 mm

4.5 涂料施工

4.5.1涂料要求

（1）涂料的采购应满足设计文件的要求，并核实生产厂所完成的试验。涂料在现场应进行抽样鉴定试验，复核涂料厂所提供的材料性能。

（2）涂料产品应包装在清洁、干燥、密封的容器内，包装容器的标准按GB/T 9750执行。

（3）涂料的贮存和运输应按产品说明书的规定进行。涂料应在阴凉、通风、干燥的库房中贮存，不得在室外存放，防止日光照射，并隔绝火源，远离热源。涂料运输时应防止雨淋、曝晒，并应符合交通部门的有关规定。

涂料使用前应检查原始包装的完整性，如果容器有泄漏或已被打开，则该容器内产品不宜使用。

（4）涂料生产厂应向买方提交下述技术资料和样品：

u 所执行的产品标准；

u 产品合格证和出厂检验报告；

u 涂层系统的技术数据；

u 详细的施工说明书；

u 涂覆整套涂层系统的样板。

4.5.2混凝土表面处理

（1）新浇灌的混凝土应在25℃、相对湿度50%条件下经过至少28天的自然干燥或与此效果相当的干燥时间，使水分蒸发达到含水率的要求。

（2）涂装前混凝土基层必须干燥，在基层深度20 mm的范围内，含水率平均值不应大于6%。若所用涂料另有要求，则应满足涂料说明书的规定。

可采用称重法或塑料薄膜覆盖法确定基层含水率是否合格。

（3）混凝土表面应平整，没有连续错位，凹陷（小孔）表面积小于1 cm2，且深度小于5 mm，表面要去掉所有浮浆、固结物、脱模剂、油污、灰尘及其他有害物质。

混凝土表面必须进行预处理，如洗涤、冲洗、烘干、刮削、打磨、喷射、除尘等。凹坑处用涂料配套腻子或涂料生产厂规定的产品填平。

4.5.3涂料施工

（1）涂料施工应按涂料说明书的规定进行混合、搅拌、稀释等准备工作。涂料开桶后应防止灰尘和砂粒等杂物污染。超过贮存期限的涂料不宜使用。在开始施工前，施工单位应对涂层系统施涂面积大于40 m2的参考表面，作为永久性的参考面，以建立验收的参考标准。

（2）除另有规定外，涂料施工应在温度5～30℃，相对湿度小于85%的环境中进行。

基层表面要干燥清洁，表面温度应高于露点温度。

（3）表面处理完成后应尽快涂漆。对于地板应在下列规定的时间内涂漆：

u 对于通行区域为1 h；

u 对于无人穿行或封闭房间为10 h。

各道涂层涂覆后的干燥时间按涂料说明书的规定。

（4）涂料的施工方法应遵照涂料使用说明书和有关设计文件的规定。涂层的道数和厚度按有关的涂料文件执行。

最后一道面漆（除个别设备安装后无法接近的区域）宜在安装和现场施工的最后阶段进行涂覆。

对超过涂装间隔期限的已有涂层，在涂覆下一道涂层前，应对已有涂层表面采用适当的方法（如清洗、砂纸打磨、真空吸尘）进行处理，去除油脂、污物和灰尘，并将涂层表面打毛，以增强涂层间的附着力。

在涂覆下一道涂层前及涂装完成交工前，应对已有涂层的损坏部分进行修补，按与原有涂层相同的要求对损坏部分及边缘进行表面处理后涂覆原涂层相同的涂料。若某一区域面上涂层的修补面积超过20%时，应对该区全部再涂一道。

（5）涂料施工现场的通风和安全措施应遵循GB 6514的规定。

4.5.4涂装质量的检验

（1）涂装前应按要求规定逐一检查基底表面预处理的质量。

（2）漆膜外观应无裂缝、漏涂、流挂、起皱、凹陷、气泡等缺陷，漆膜应光滑平整。

漆膜颜色应符合设计要求，并与涂料产品样板和参考面一致。

（3）漆膜厚度按GB/T 13452.2进行检查。一般每200 m2监测一次湿膜厚度，每次至少取10个以上的测点，所有测点的漆膜厚度应达到或超过规定值，湿膜厚度规定值按干膜厚度规定值除以固体含量固体百分比计算。

（4）附着力测试可参照GB 5210的有关要求采用拉开法附着力测试仪器进行。一般每1 000 m2监测一次附着力，每次至少5个点，并至少取其中3点的平均值为测试结果，每点的测量值与平均值的误差不超过15%，附着力应大于1.5 MPa。

（5）涂装工程验收时，还应检查各项文件和记录，包括材料产品合格证书、性能检测报告、进场验收记录和施工记录等。

4.6 土建工程验收

土建工程验收应遵循GB 50300的有关规定。在地基与基础、主体结构、建筑装饰装修、建筑屋面、吊车梁施工等分项工程验收的基础上进行土建工程的验收。土建工程验收也可以与项目验收同时进行。

4.7 安装工程

（1）工艺设备的安装和验收应满足设计文件的具体规定。

（2）风机和风管的安装应执行GB 50243的有关规定。

（3）吊车安装应执行GB 50276的有关规定。

（4）给排水工程安装应执行GB 50242的规定。

放射性废物压饼装箱优化方法探讨 篇4

关键词：废物最小化,废物压饼,装箱问题,优化

1. 废物压饼装箱问题的提出

放射性固体废物打包后形成的200L桶装废物包装体经过超级压缩后, 形成的废物压饼要求在Ⅷ型钢箱内进行二次包装并水泥固定。目前压饼装箱前需在8位旋转平台上根据压饼厚度进行优选装箱, 由于该优选平台沿用原超压项目设计, 原优选平台是针对废物压饼装入400L废物桶进行设计的, 由于400L废物桶约装入约4个压饼, 因此8位的优选平台可以起到优选作用, 但根据新的设计要求每个Ⅷ型钢箱需装入压饼数量约为16个, 因此该优选平台无法满足压饼装箱优化的要求。

针对现场情况, 要解决废物压饼装箱优化问题主要有两条思路, 一种是彻底舍弃原有优选平台, 另一种是继续使用, 选取更合理的优化算法。根据以上两种思路, 可选的方案主要有以下3种:

(1) 采用在线算法

进行在线优化装填, 做到随到随装。

(2) 采用离线算法

对压饼先进行暂存, 当压饼总厚度不小于包装箱容量时, 进行离线优化, 根据离线优化结果再对压饼进行装填。

(3) 采用混合算法

将包装箱容量进行划分, 一部分作为在线装填, 一部分作为离线装填, 划分原则是优选平台上压饼总厚度不小于包装箱内剩余空间。

本文根据以上方案对放射性废物压饼装箱优化问题采用经典装箱问题在线近似算法、离线算法进行计算, 选取适合示范设施放射性固体废物压饼装箱的算法, 达到最优装填, 符合废物最小化原则。

2. 经典装箱问题

2.1 装箱问题定义

经典装箱问题:设有许多具有同样结构和负荷的箱子B1, B2, …其数量足够供所达到目的之用。每个箱子的负荷 (可为长度、重量等) 为C, 今有n个负荷为wj, 0<wj<C (j=1, 2, …, n) 的物品J1, J2, …, Jn需要装入箱内。要求以最小数量的箱子数将J1, J2, …, Jn全部装入箱内。

图1废物压饼装箱示意图

装箱问题用线性规划对装箱问题描述如下:

式中:

其中x, y变量含义如下:

2.2 装箱问题算法的分类

装箱问题是一个NP完全问题, 也就是说无法找到多项式时间的最优解法, 目前的求解方法主要是一些近似算法。根据货物装箱过程的特点, 按照货物的到达情况进行分类, 可分为在线装箱和离线装箱:

(1) 在线算法

如果一个近似装箱算法在执行过程中, 每当一个物品到达时, 就立刻决定把该物品放入哪个箱子中, 而不管后序物品如何, 这种算法就被称为在线算法, 主要有下次适应算法 (Next Fit) 、首次适应算法 (First Fit) 、最佳适应算法 (Best Fit) 等, 其中NF算法时间复杂度为O (n) , FF、BF算法时间复杂度为O (nlogn) ;。

(2) 离线算法

如果算法在开始装箱之前, 已经预先得到了所有物品的信息而一次性的确定装箱策略, 这种算法就被称为离线算法, 离线算法主要有降序首次适应算法 (First Fit Decreasing) 和降序最佳适应算法 (Best Fit Decreasing) 等, 时间复杂度都为O (nlogn) 。

3. 废物压饼装箱问题研究

为更明确说明各算法的特点, 下面将通过一个简单的例子对各算法的优缺点进行说明。根据工艺设计要求, 废物钢箱内部分4个区域进行废物压饼装箱操作, 装箱示意图如图1所示。结合装箱问题算法特点, 将钢箱内各分区看作相对独立个体, 相当于4个箱体进行装箱操作。若废物压饼大小及来料顺序{2 (A) , 4 (A) , 3 (A) , 3 (B) , 3 (C) , 2 (B) , 3 (D) , 2 (C) , 2 (D) , 3 (E) , 1 (A) , 2 (E) , 3 (F) , 2 (F) , 3 (G) , 2 (G) }, 要求使用钢箱内部空间最小。

3.1 废物压饼在线装箱

废物压饼在线装箱也就是要完全摒弃原有的8位优选平台, 对废物压饼按照先后顺序进行依次装箱, 这种情况主要采取下次适应算法 (Next Fit) 、首次适应算法 (First Fit) 、最佳适应算法 (Best Fit) 等。

下次适应算法 (Next Fit) 按照已经使用的最大标号的箱子能否装入当前压饼, 若不能装下当前废物压饼, 则重新开启新的钢箱, 并关闭已使用最大标号钢箱;首次适应算法 (First Fit) 按照每个废物压饼Jj总是放在能容纳它的最小标号的箱子进行装填;最佳适应算法 (Best Fit) 则是废物压饼Jj放入之后, 箱子剩余容量为最小者。

3.2 废物装箱离线算法

若采取离线装箱算法进行装填, 首先要对所有废物压饼进行暂存且废物压饼总高度要求大于钢箱容量, 然后根据算法要求对废物压饼进行装填, 达到最优装填方式。

降序首次适应算法 (First Fit Decreasing) 是先将废物压饼按高度从大到小排序, 然后用FF算法对物品装箱。

3.3 废物压饼混合装箱

该装填方式主要利用原有8位优选平台, 进行算法设计, 规避在线算法的缺点, 又减少离线算法对废物压饼暂存空间的要求。首先要对钢箱内容量按一定比例进行划分, 并采用在线装箱方式对划分空间进行装填;其次将后到的废物压饼依次放置在8位优选平台上, 并按其高度进行排序, 做好标记;再次将钢箱内剩余空间采用离线算法对优选平台上废物压饼进行装箱。图4为混合装填方式流程, 图5为FF算法与BFD算法混合装填结果。

结论

放射性固体废物要实现废物最小化, 就要在各个环节实现废物最小化, 结合放射性固体废物处理设施现场情况与废物压饼装箱的特点, 针对放射性固体废物处理设施冷调试过程中废物压饼装箱存在问题, 提出了相应的整改方案。

图2废物压饼在线装箱结果

图3废物压饼离线线装箱结果

图4混合装填方式流程

图5混合算法装填结果

参考文献

[1]吕海雷, 刘春秀, 张存平, 等.放射性固体废物回取与整备处理示范设施冷调试报告[R].中国原子能科学研究院, 2010.

[2]孙春玲, 陈智斌, 李建平.装箱问题的一种新的近似算法[J].云南大学学报 (自然科学版) , 2004, 26 (5) :392-396.

[3]李静, 吴耀华, 肖际伟.一种求解装箱问题的混合算法[J].物流科技, 2008 (12) :29-31.

[4]王凌.智能优化算法及其应用[M].北京:清华大学出版社, 2001.

医用直线加速器的感生放射性研究 篇5

医用直线加速器的应用在治疗肿瘤、挽救患者生命、减轻其痛苦方面起到了无法替代的作用。但医用直线加速器在产生射线的同时,也存在感生放射性,最后导致在使用过程中给患者、工作人员和公众带来了潜在的放射性危害与风险。

1 感生放射性的概念

在放射治疗过程中,加速器产生的高能粒子,如质子、电子或α粒子等轰击任何靶物质(加速器的靶材料、遮线器、均整器、治疗室内的空气以及人体等)的原子核时,它们之间发生的核物理过程包括:入射粒子改变方向;入射粒子损失一部分能量;入射粒子完全被靶核吸收并放出其他粒子或γ射线及入射粒子将靶核敲碎。在后2种过程中,靶核将变成一种新的原子核,这种反应被称之为核反应,生成的新核被称之为反冲核。反冲核往往是不稳定的,需要经过β衰变或γ衰变等才能变成稳定核,伴随衰变过程中产生的β射线和γ射线等被人们称为感生放射性。加速器的辐射源危害有2种,即瞬时辐射和剩余辐射[1]。

1.1 瞬时辐射

瞬时辐射在加速器运行时产生,关机后即消失。瞬时辐射又包括初级辐射和次级辐射。初级辐射指被加速的带电粒子;次级辐射指带电粒子与靶物质或加速器结构材料相互作用产生的X线和中子等。

1.2 剩余辐射

剩余辐射是辐射与周围物质相互作用产生的感生放射性材料放出的辐射,如β、γ等。剩余辐射有以下几个特点:(1)随加速器运行时间的增加而累积;(2)加速器停机后仍然存在;(3)随加速器关机时间的增长而减弱。

瞬时辐射仅仅存在于加速器运行时,易于被人们认识并加以屏蔽。剩余辐射即感生放射性,在加速器运行或不运行时均存在,相对于瞬时辐射而言更具有隐蔽性,其危害也不容忽视。

2 感生放射性的产生机制

感生放射性的种类取决于加速粒子的种类、能量、束流强度、靶材料的性质,以及运动时间长短等多种因素。感生放射性产生的物理学基础是核反应,惟有满足核反应条件时才会产生感生放射性。

2.1 任何能量的入射中子均能够引起核反应

因为中子在原子核外是不稳定的,所以其总是被其他原子核捕获而激发核反应。加速器的感生放射性多数是由中子引起的,不管中子能量如何,均能引起活化。当电子束或X线的能量大于(γ,n)反应阈能时亦可产生中子,其能谱是连续的,最大能量大致等于X线(电子)最高能量与(γ,n)反应阈能之差。从核反应阈能来看,能够直接产生感生放射性核素的带电粒子能量多数>5~10Me V,而绝大多数天然核素的(γ,n)反应阈能都>10Me V。因此,<10Me V的电子加速器不用考虑会产生感生放射性问题。

2.2 对于电子、质子等其他粒子而言,有2种情况可以引起核反应

(1)其能量达到产生中子的反应阈能,通过产生的中子而激发核反应。

(2)其能量要足够大到引起核碎裂时才能够引起感生放射性。

从核反应的阈能来看,能够直接产生感生放射性核素的被加速带电粒子能量多数需要>5~10Me V(氘的阈值为2.23Me V;铍的阈值为1.67Me V)。

与质子和离子加速器不同,电子加速器上产生的感生放射性主要不是由于原始粒子(电子)与介质的相互作用,因为无论电子能量如何,它的核反应截面都极小。它的产生机理是由于电子与介质作用产生韧致辐射,生成的高能光子(一般>10Me V)与介质产生光核反应,其后的中子、介子又引发核反应。

3 感生放射性的危害

感生放射性对人体健康所造成的影响具有潜伏期长、效应出现较晚的特点。其主要表现在易对人体的性腺、红骨髓、骨骼、肺、甲状腺及乳腺、发生癌的其他组织、皮肤以及眼晶体产生放射性危害,如诱发白血病、生育能力受损、甲状腺癌、乳腺癌、皮肤癌等。

医用直线加速器机房内感生放射性造成的危害有以下几个方面。

3.1 感生放射性对患者造成的危害

目前,全国肿瘤患者总数为450余万,每年新增200万,恶性肿瘤年发病率为160万。约70%的患者在其病程的不同阶段需要接受放射治疗。在接受治疗时,患者与机头的距离很近,这必然会受到感生放射性的照射。同时,高能粒子与人体治疗区域内组织器官的原子核也会发生核反应,其还会受到来自治疗室内空气中感生放射性的照射,这种空气中的感生放射性不仅对人体形成外照射,而且吸入后还将形成内照射危害。

3.2 感生放射性对工作人员造成的危害

目前,全国从事放疗的操作技师有6000余名,技师要在照射结束后短时间内进入治疗室进行摆位等工作,这时未冷却的感生放射性势必会对其造成危害。另外,高能加速器在使用过程中,某些部件需要维修或更换,而这些部件在受到高能粒子的长期照射后,某些半衰期较长的感生放射性核素已经积累到相当浓度,这也必然会对维修工作人员造成照射危害。

3.3 感生放射性对公众造成的危害

高能加速器治疗室内的空气受到高能粒子照射时产生的感生放射性核素,如3H、7Be、11C、13N、15O、41Ar等。加速器本身的结构材料由于腐蚀脱落而漂浮在空气中,加速器冷却水受热蒸发进入空气中,这些都是治疗室空气中感生放射性的可能来源。空气中的感生放射性核素如果不经过适当时间的衰变就被排入到空气中去,势必会对周围人群及环境造成放射性危害。此外,高能加速器治疗室屏蔽材料中的土壤、混凝土受到照射时同样会产生感生放射性核素,当治疗室停止使用被拆后,其地下的土壤和散落的混凝土渣可能会对周围环境造成污染。土壤中的放射性核素甚至会伴随降水渗入到地下水中污染水源或者通过污染区域的植物生长转移到食物中去。

4 感生放射性水平的影响因素

加速器机头处的感生放射性水平与高能粒子的的能量、粒子类型、机头处的结构材料、照射时间、冷却时间及治疗是通风状况等因素密切相关。

卢峰[2]等人的研究结果表明,加速器治疗头处的感生放射性水平与照射剂量成正比关系,照射剂量越大,则感生放射性的水平越高。在冷却时间段内(1min),这种正比关系更为明显。冷却时间段内(5min)感生放射性的水平随剂量增高的而趋势变缓。同时,加速器治疗机头处的感生放射性水平与停止照射后的冷却时间成反比,随着冷却时间的延长,感生放射性水平降低。

刘建防[3]等对不同材料的靶物质、速流管等的感生放射性进行研究,结果表明,不同材料所产生的感生放射性核素、半衰期及辐射类型不同。Ban S等[4]对一台2.5Ge V电子加速器使用Al、Fe、Cu、Pb等厚靶材料的感生放射性核素的饱和活度进行测量,结果表明,照射时间不同,光子剂量率随时间衰减的规律也不同。

5 降低感生放射性水平的措施

由于高能加速器在使用中存在危害性,所以可以从以下几个方面来减小直线加速器感生放射水平,以减少其对患者及工作人员造成的危害。

5.1 做好个人防护措施

在治疗过程中,尽量避免对患者患病部位以外的其他部位进行照射。参与治疗的医护人员和技术工程人员在摆位及检修设备时要穿戴防护服、防护眼镜及防护围脖,以减少机房内感生放射性及长期累积在机器零部件内的感生放射性对自身造成的危害。

5.2 选择合适的靶物质及机壳材料

由于不同物质受高能粒子照射产生的感生放射性不同,所以靶物质及机壳材料不同的直线加速器在使用过程中产生的感生放射性也不同,在选择时应加以考虑。同时,机房内应避免放置一些与治疗无关的物质,以避免其由于高能粒子照射放射出感生放射性核素。

5.3 尽量使用低能X线

射线能量在10MV以下时,不会产生感生放射性。射线能量越高,其冷却时间越长,对经常进出机房摆位的技师影响很大。建议在不影响治疗效果的情况下尽量使用低能射线。

5.4 增加机房强制通风

直线加速器电子束与加速器靶材料和空气中的介质相互作用,诱发产生的感生放射性核素的半衰期长短不一,短者只有7.3s,长者达121.53d。所以在加速器关机的状态下,短时间内感生放射性衰减的速度非常快,长时间内感生放射性的变化趋于平缓。长半衰期感生放射性核素的存在,使得停机状态下机房仍然存在一定水平的感生放射性,并且由于长时间积累,导致机房内本底值升高。因此,机房内要注意加速器室的强制通风,加强室内外空气的流通,减少加速器室内空气中感生放射性核素的含量[5]。

6 小结

随着人们对加速器感生放射性危害的认识,国内、外的相关研究也在不断地深入。由于感生放射性水平的影响因素的多样性,到目前为止,仍然没有一种成熟的检测方法。现在普遍采用的是蒙特卡洛模拟法。机房气流场对感生放射性水平的影响及感生放射性内照射的作用机制仍需进一步的研究。

参考文献

[1]王庆敏.15MeV医用电子直线加速器感生放射性影响分析[J].四川环境,2010,29(5):130-132.

[2]卢峰,刘翠杰,邓大平.加速器治疗室内感生放射性研究现状[J].国外医学(放射医学核医学分册),2005,29(6):297-300.

[3]刘建防,郑洁.对医用加速器产生感生放射性的分析与探讨[J].干旱环境监测,2005,19(4):201-203.

[4]Ban S,Nakamura H,Sato T.radioactivity induced in a 2.5 GeVelectron beam dump[J].Radiat prot Dos,2001,93(3):231-236.