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关于山东海阳生产基地三期建设项目环境影响报告表的公示

上传时间:2017-08-09   点击次数:243次

 我司山东海阳生产基地拟建三期项目为核技术利用建设项目。根据环保部门要求,需将环境影响报告表进行公示。

   
   
公示时间:201787-2017814日。

 

   公示内容:环境影响报告表
 

   联系人:王永迪 59573345


 

核技术利用建设项目
 
中核控制系统工程有限公司
山东海阳生产基地三期建设项目环境影响报告表
 
环境保护部监制
 
建设单位名称:中核控制系统工程有限公司
建设单位法人代表:师庆维
通讯地址:北京经济技术开发区宏达南路3号
邮政编码:100176                联系人:陈立
电子邮箱:chenli@cncs.bj.cn       联系电话:18611308281
 
 
项目名称:中核控制系统工程有限公司山东海阳生产基地三期建设项目
文件类型:环境影响报告表
适用的评价范围:特殊项目环境影响报告表(核与辐射项目)
法定代表人:常学奇
主持编制机构:中国辐射防护研究院
 
 
中核控制系统工程有限公司山东海阳生产基地三期建设项目
环境影响报告表编制人员名单表
编制
主持人 姓名 职(执)业资格证书编号 登记(注册证)编号 专业类别 本人签名
赵杨军 0012055 A130203311 核工业
主要编制人员情况 序号 姓名 职(执)业资格证书编号 登记(注册证)编号 编制内容(章节) 本人签名
1 赵杨军 0012055 A130203311 项目基本情况、项目工程分析与源项、辐射安全与防护、环境影响分析、结论与建议
2 王彦 0010806 A13020181300 放射源、非密封放射性物质、射线装置、废弃物、评价依据、环境质量和辐射现状
3 康晶 00016452 A13020251300 辐射安全管理、保护目标和评价范围
 
表1项目基本情况
建设项目名称 中核控制系统工程有限公司山东海阳生产基地三期建设项目
建设单位 中核控制系统工程有限公司
法人代表 师庆维 联系人 陈立 联系电话 18611308281
注册地址 /
项目建设地点 山东省海阳市凤城镇海滨中路92号
立项审批部门 / 批准文号 /
建设项目总投资(万元) 2611.27 项目环保投资(万元) 930 环保投资占总投资比例 35.6%
项目性质 □√新建 □改建 □扩建 □其它
占地面积(m2) 3225.19m2
应用类型 放射源 □销售 □Ⅰ类  □Ⅱ类  □Ⅲ类  □Ⅳ类  □Ⅴ类
□√使用
□Ⅰ类(医疗使用) □√Ⅱ类 □√Ⅲ类 □Ⅳ类 □Ⅴ类
 
非密封放射性物质 □生产 □制备PET用放射性药物
□销售 /
□√使用
□√乙    □丙
 
射线装置 □生产 □Ⅱ类  □Ⅲ类
□销售 □Ⅱ类  □Ⅲ类
□√使用
□√Ⅱ类  □Ⅲ类
 
其他
1.1建设单位基本情况
中核控制系统工程有限公司(以下简称“中核控制”)为中国核工业集团公司全资子公司,由中核(北京)核仪器厂和原北京中核东方控制系统工程有限公司于2013年10月15日重组成立。公司专业从事核工程数字化仪表控制系统、核电站专用仪控系统、核探测器、通用核仪器等的研发、生产制造、销售、工程和服务。
中核控制现位于北京经济技术开发区宏达南路3号,公司现有厂区用地(自有)108亩,总建筑面积8740.86m2,科研生产建筑面积3160.42m2。公司现有从业人员525人,其中70%为专业技术人员。
中核控制近年来承接福清核电站、方家山核电站、秦山核电站、昌江核电站、核化工项目等非安全级数字化仪控系统(DCS工程);为国内外30多座各类核反应堆提供了堆内、堆外核探测器和专用仪控设备;为核燃料生产厂、后处理厂等提供专用仪表;同时为神舟系列飞船、空间卫星、环境监测部门、各大专院校提供多项专用设备。
中核控制作为中核集团主要核仪器设备企业,借助国内核电发展和“走出去”的战略机遇,通过技术引进和自主研发,做强优势产品,形成有特色、有竞争力的核仪器设备专业供应商。公司规划“十三五”期间要重点打造堆用核探测器的研发、生产制造能力,规范产品生产工艺,提高产品质量和产能,强化产品生产过程中的标准化作业,加快新型堆用核探测器的研发定型。加快其他各类探测器产品二次侧的配套研发,提升探测器的市场附加值。目标在2020年前,实现堆用核探测器国内市场占有率绝对第一、国际市场不低于10%的目标。目前,公司探测器生产及研发位于北京,公司目前拥有北京市环保局颁发的辐射安全许可证,许可证编号为京环辐证【E0064】,许可从事的辐射工作为:使用Ⅱ类、Ⅲ类、Ⅳ类、Ⅴ类放射源,销售Ⅳ类、Ⅴ类放射源(辐射安全许可证见附件一),为实现公司战略,中核控制计划将探测器生产研发工作规划在山东海阳生产基地(见附图1)。
中核控制山东海阳基地位于山东省海阳市凤城镇海滨中路92号(见附图2),地处山东海阳核电设备厂东侧、海滨中路北侧、高尔夫东路西侧,基地占地面积约72326.5m2,规划建设四期工程,规划总建筑面积41674m2。其中一期工程(非放工程)建筑面积8740.8m2,主要为电子产品生产线、办公楼、食堂、宿舍等,目前已经建造完成,投入使用;二期工程(非放工程)建筑面积15570.5m2,主要用于堆芯、堆外探测器的组装,预计2017年10月份开工建设;本项目为三期工程(含放射性工程),项目占地面积3225.19m2,建筑面积903m2。主体工程为辐照试验室,包括1间放射源源库(存放IV、V类以及豁免放射源,根据山东省管理规定,另行单独编制环境影响评价登记表)、1间中子刻度室、1间中子照射室、1间X射线照射室、1间γ射线照射室和裂变室工作间(分别为裂变镀铀间、去气间、装架间、裂变室排气间、去污间、清洗间、更衣间构成)。主要用于裂变电离器生产制造、探测器中子灵敏度的测试、γ射线感应度检测、X照相和探伤实验、其他射线探测器的研发和生产。三期工程目前还未开工建设,待本项目环评批复获得通过后正式开工建设,预计开工建设时间为2018年6月;四期工程还处于规划状态。
1.2本次评价内容
本次评价范围内放射性同位素、放射源及射线装置情况详见下表1.1。
项目使用密封放射源包括γ放射源2枚(137Cs、60Co各1枚)和中子放射源14枚(241Am-Be),总计16枚,放射源类别为使用Ⅱ类、Ⅲ类放射源;使用1台X 射线照射探伤机,X 射线探伤机最大管电压350kV,最大管电流5mA,属使用Ⅱ类射线装置;建造裂变室工作间进行镀铀工艺操作,工作间核素最大日等效操作量为3.49×108Bq,为乙级非密封放射性物质工作场所。
根据《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国环境影响评价法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院令第449号)、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》(环境保护部令第3号,2008年修正)、《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》(环境保护部令第18号)及山东省环保厅的有关规定,本项目须执行环境影响评价制度。根据《建设项目环境影响评价分类管理名录》(2015年 6 月1 日起实施),本项目属于核技术应用项目,为新建乙级非密封放射性物质工作场所,并使用Ⅱ类、Ⅲ类放射源,使用Ⅱ类射线装置,应编制环境影响报告表。建设单位委托中国辐射防护研究院开展环境影响评价工作(附件二)。
接受本项目环境影响评价工作委托后,中国辐射防护研究院根据建设单位提供的本项目有关资料,在调查项目现场及周边环境后,根据国家的法律法规和环评导则《辐射环境保护管理导则—核技术应用项目环境影响报告书(表)的内容和格式》,编制了该项目的辐射环境影响报告表。
表1.1本次评价范围内放射性同位素、放射源及射线装置情况
一、放射性同位素
序号 核素名称 日等效最大操作量(Bq) 年最大用量(Bq) 工作场所名称 场所等级
1 234U 3.49E+08 1.75E+08 裂变电离室操作间 乙级
2 235U 1.02E+04 5.10E+06
3 238U 1.55E+02 7.75E+04
二、放射源
序号 放射源名称 批准总活度(Bq)
(Bq) 类别 用途 场所
1 241Am-Be 1.85×1011×11 探测器测量、刻度及性能试验 中子刻度室
2 241Am-Be 2.96×1011×2
3 137Cs 5.55×1012×1 γ射线照射室
4 60Co 5.55×1012×1
5 241Am-Be 8.14×1011×1 中子照射室
三、射线装置
序号 射线装置名称 规格型号 生产厂家 类别 数量 场所
1 X射线探伤机 (350kV,5mA) 待定 Ⅱ类 1 X射线照射室
1.3 产业政策符合性
本项目属《产业结构调整指导目录》(2011年本)(修正)中鼓励类—六、核能—“8、辐射防护技术开发与监测设备制造”。符合国家产业政策,项目与国家产业政策相容。
1.4 利益-代价分析
通过项目的建设运行后,本项目可以开展年产量满足4个核电堆的堆芯、堆外探测器的核性能测试和裂变电离室放射性工艺组装;项目建成可以促进地方产业配套服务能力提升,增加当地就业机会,拉动地方经济发展,增加地方财政收入,具有积极的经济效益和社会效益。
根据下文分析,本项目采取相应的辐射防护措施,保证放射性工作场所外剂量率和人员受照水平控制在标准范围内,保证生产基地放射性及敏感材料操作区域独立、功能完备;安全防范边界明确、防范措施有效,实现放射性物质受控使用,具有较为明显的环境效益。
因此,从该项目的代价和利益方面分析,本项目具有明显的经济效益、社会效益和环境效益,该项目的建设符合正当性。
 
表2放射源
序号 核素名称 总活度(Bq)/活度(Bq)×枚数 类别 活动种类 用途 使用场所 贮存方式与地点 备注
(中子产额n/s)*
1 241Am-Be 1.85×1011×11 使用 探测器测量、刻度及性能实验 中子刻度室 自屏蔽(铅+镉+石蜡),中子刻度室 1.00×107
2 241Am-Be 2.96×1011×2 使用 1.60×107
3 137Cs 5.55×1012×1 使用 γ射线照射室 自屏蔽(铅)
γ射线照射室
4 60Co 5.55×1012×1 使用
5 241Am-Be 8.14×1011×1 使用 中子照射室 自屏蔽(铅+镉+石蜡),中子照射室 4.40×107
注:241Am-Be 中子源中子产额为:0.0541×106(n/s)/GBq。
 
表3非密封放射性物质
核素名称 理化性质 活动
种类 实际日最大操作量(Bq) 日等效最大操作量(Bq) 年最大用量(Bq) 用途 操作方式* 使用场所 贮存方式与地点
1 硝酸双氧铀
(235U丰度为90%) 234U 溶液;高毒组;
半衰期:2.44E+05a 使用 3.49E+07 3.49E+08 1.75E+08 电镀 简单操作 裂变室镀铀间 罐装;放射源库
2 235U 溶液;低毒组;
半衰期:7.04E+08a 使用 1.02E+06 1.02E+04 5.10E+06
3 238U 溶液;低毒组,
半衰期:4.47E+09a 使用 1.55E+04 1.55E+02 7.75E+04
注:电极镀铀过程,工作人员直接在手套箱内进行操作,只对硝酸双氧铀溶液搅拌和电镀铀操作,根据《辐射防护手册》第三分册(P 143),“溶液的取样,转移、沉淀”操作方式为“简单操作”。
表4射线装置
(二)X 射线机,包括工业探伤、医用诊断和治疗、分析等用途
序号 名称 类别 数量 型号 最大管电压(kV) 最大管电流(mA) 用途 工作场所 备注
1 X射线探伤机 1 待定 350kV 5mA 探伤 室内(X射线照射室)
 
 
表5废弃物(重点是放射性废弃物)
名称 状态 核素名称 活度(Bq) 月排放量(Bq) 年排放总量(Bq) 排放口浓度(Bq/m3) 暂存情况 最终去向
镀铀间排气 气态 234U 1.75E+08 1.45E+03 1.75E+04 2.01E-02 / 通过一级高效过滤器(核级过滤器)进行过滤,过滤效率99.9%,过滤后通过屋顶烟囱(高出屋顶1m)排入环境中,烟囱高度为6.4m
235U 5.10E+06 4.21E+01 5.10E+02 5.87E-04
238U 7.75E+04 6.42E-01 7.75E+00 8.89E-06
退役/废旧放射源(137Cs、60Co、241Am-Be) 固态 137Cs、241Am 、60Co等 / 0 0 / 废旧放射源放入相应贮罐中后,送源库地下储存坑暂存 废旧放射源由厂家回收,在厂家无法回收的情况下,交由有相应资质单位处理,且由有运输资质的单位承运
废旧蓄电池 固态
(危险废物) / / / / / / 更换的蓄电池不在厂区内暂存,立即送有相应资质单位处理
废旧工作服、手套等 固态 234U、235U、238U / / / / 对存在放射性污染的废旧工作服、手套等固体废物收集、暂存到200L放射性废物桶 送有相应资质单位处理,且由有运输资质的单位承运
废电镀液与冲洗废液 液态 234U、235U、238U / / / / 废液通过蒸发干燥成残渣(量极少),累积到一定量后溶解,进行水泥固化,固化体满足GB14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》所要求的物理、化学、辐射标准。 水泥固化体交至有相应资质的单位处理处置,且由有运输资质的单位承运
生活垃圾 固态 / / / / / / 纳入公司统一管理
生活废水 液态 / / / / / / 纳入公司统一管理
注:1.常规废弃物排放浓度,对于液态单位为mg/L,固体为mg/kg,气态为mg/m3;年排放总量用kg。
2.含有放射性的废物要注明,其排放浓度、年排放总量分别用比活度(Bq/L或Bq/kg或Bq/m3)和活度(Bq)。
 
表6评价依据
法规文件 本项目采用的主要法律法规如下:
(1)《中华人民共和国环境保护法》,中华人民共和国主席令第9 号,2014 年;
(2)《中华人民共和国环境影响评价法》,中华人民共和国主席令第48 号,2016年;
(3)《中华人民共和国放射性污染防治法》,中华人民共和国主席令第6 号,2003年;
(4)《建设项目环境保护管理条例》,国务院令第253 号,1998 年;
(5)《放射性废物安全管理条例》,国务院令第612号,2011年;
(6)《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》,2005年国务院令第449号,2014年修订;
(7)《中华人民共和国核材料管制条例》,1987年;
(8)《建设项目环境影响评价分类管理名录》,环境保护部令第33号,2015年;
(9)《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》,环境保护部令第18号,2011年;
(10)《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》,国家环保总局第3号令,2008年修正;
(11)《关于发布放射源分类办法的公告》,国家环境保护总局公告,2005年第62号,2005年;
(12)《关于发布射线装置分类办法的公告》,国家环境保护总局公告2006年第26 号,2006年;
(13)《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,2011年;
(14)《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知》,国家环保总局环发[2006]145号,2006年;
(15)《突发环境事件信息报告办法》,环保部令第17号,2011年;
(16)《山东省辐射污染防治条例》,山东省人民代表大会常务委员会公告(第37号),2014年;
(17)《国家危险废物名录》,环保部部令第39号,2016年。
技术标准 本项目采用的主要评价标准如下:
(1) GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》;
(2) HJ2.1-2016《环境影响评价技术导则-总纲》;
(3) HJ/T10.1-2016《辐射环境保护管理导则核技术应用项目环境影响评价报告书(表)的内容和格式》;
(4) GB11930-2010《操作非密封源的辐射防护规定》;
(5) GB 9133-1995《放射性废物的分类》;
(6) GB 14500-2002《放射性废物管理规定》;
(7) GB14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》
(8) EJ380-1989《开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范》;
(9) HJ/T61-2001《辐射环境监测技术规范》;
(10) GBZ117-2015《工业X 射线探伤放射防护要求》;
(11) GBZ114-2006《密封放射源及密封γ放射源容器的放射卫生防护标准》;
(12) GB22448-2008《500kV 以下工业X 射线探伤机防护规则》。
其他 本项目采用的主要技术资料如下:
(1)中核控制系统工程有限公司辐射环境影响评价委托书;
(2)《辐射防护手册》第一分册《辐射源与屏蔽》(李德平主编,原子能出版社,1990年);
(3)《辐射防护手册》第三分册《辐射安全》(李德平主编,原子能出版社,1990年);
(4)《辐射防护导论》(李士竣等,原子能出版社,1988年))
(5)《山东省环境天然放射性水平调查研究报告》(山东省环境监测中心站,1989 年);
(6)《中核控制系统工程有限公司山东海阳生产基地三期建设项目项目建议书》(中国核电工程有限公司,2016年)。
 
表7保护目标和评价范围
7.1评价范围
根据《辐射环境保护管理导则—核技术利用建设项目环境影响评价文件的内容和格式》(HJ 10.1-2016)规定,“以项目实体边界为中心,放射性同位素生产项目(放射性药物生产除外)的评价范围半径不小于3km;放射性药物生产及其他非密封放射性物质工作场所项目的评价范围,甲级取半径500m 的范围,乙、丙级取半径50m 的范围;放射源和射线装置应用项目的评价范围,通常取装置所在场所实体屏蔽物边界外50m 的范围(无实体边界项目视具体情况而定,应不低于100m 的范围)。”本项目不是同位素生产项目,为乙级非密封物质工作场所,同时使用Ⅱ类、Ⅲ类放射源,使用Ⅱ类射线装置,因此,评价范围取工程实体边界外50m的范围。
7.2 保护目标
项目评价范围(周围50m范围)内无居民住宅等环境敏感目标。评价范围内只有中核控制山东海阳基地工作人员(包括放射性工作人员和非放射性工作人员),离本工程最近的建筑物为中核控制二期工程厂房,该厂房离本工程最近距离约15m。因此,本工程的保护目标为三期工程工作人员(放射性操作人员)和其他非放射性工作人员(不进行放射性操作,视为公众)。
7.3评价标准
7.3.1 《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)的防护要求
本标准适用于实践和干预中人员所受电离辐射照射的防护和实践中源的安全。
(1)人员照射剂量限制
标准中4.3.2.1规定:应对个人受到的正常照射加以限制,以保证本标准6.2.2规定的特殊情况外,由来自各项获准实践的综合照射所致的个人总有效剂量当量和有关器官或组织的总当量剂量不超过附录B(标准的附录B)中规定的相应剂量限值。不应将剂量限值应用于获准实践中的医疗照射。
B1 剂量限值:
B1.1 职业照射
B1.1.1剂量限值
B1.1.1.1 应对任何工作人员的职业照射水平进行控制,使之不超过下述限值:
a)由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量(但不可作任何追溯性平均),20mSv;
b)任何一年中的有效剂量,50mSv;
c)眼晶体的年当量剂量,150mSv;
d)四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量,500mSv。
B1.2 公众照射
B1.2.1剂量限值
实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不应超过下述限值:
a)年有效剂量,1mSv;
b)特殊情况下,如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv,则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv;
c)眼晶体的年当量剂量,15mSv;
d)皮肤的年当量剂量,50mSv。
依照照射剂量约束和潜在照射危险约束的防护要求,该标准又提出了剂量约束值通常应取1/10-3/10,本评价报告取规定限值的3/10,即以6.0mSv/a、0.3mSv/a分别作为职业工作人员、公众人员的剂量约束值。
(2)表面放射性污染的控制
工作人员体表、内衣、工作服、以及工作场所的设备和地面等表面放射性污染的控制应遵循附录B(标准的附录B)B2所规定的限制要求。
B2 表面污染控制水平
B2.1 工作场所的表面污染控制水平如表7.1所列。
表7.1 工作场所的放射性表面污染控制水平(Bq/cm2)
表面类型 α放射性物质
极毒性 其他
工作台、设备、墙壁、地面 控制区1) 4 4×10
监督区 4×10-1 4
工作服、手套、工作鞋 控制区 4×10-1 4×10-1
监督区
手、皮肤、内衣、工作袜 4×10-2 4×10-2
注:1)该区内的高污染子区除外
 
(3)辐射工作场所的分区
应把辐射工作场所分为控制区和监督区,以便于辐射防护管理和职业照射控制。
6.4.1 控制区
6.4.1.1  注册者和许可证持有者应把需要和可能需要专门防护手段或安全措施的区域定为控制区,以便控制正常工作条件下的正常照射或防止污染扩散,并预防潜在照射或限制潜在照射的范围。
6.4.1.2  确定控制区的边界时,应考虑预计的正常照射的水平、潜在照射的可能性和大小,以及所需要的防护手段与安全措施的性质和范围。
6.4.1.3  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出不同的子区,以方便管理。
6.4.1.4  注册者、许可证持有者应:
a) 采用实体边界划定控制区;采用实体边界不现实时也可以采用其它适当的手段;
c) 在控制区的进出口及其它适当位置处设立醒目的、符合附录F(标准的附录)规定的警告标志, 并给出相应的辐射水平和污染水平的指示;
d) 制定职业防护与安全措施,包括适用于控制区的规则与程序;
e) 运用行政管理程序(如进入控制区的工作许可证制度)和实体屏障(包括门锁和联锁装置)限制进出控制区;限制的严格程度应与预计的照射水平和可能性相适应;
f) 按需要在控制区的入口处提供防护衣具、监测设备和个人衣物贮存柜;
g) 按需要在控制区的出口处提供皮肤和工作服的污染监测仪、被携出物品的污染监测设备、冲冼或淋浴设施以及被污染防护衣具的贮存柜;
h) 定期审查控制区的实际状况,以确定是否有必要改变该区的防护手段或安全措施或该区的边界。
6.4.2 监督区
6.4.2.1  注册者和许可证持有者应将下述区域定为监督区:这种区域未被定为控制区, 在其中通常不需要专门的防护手段或安全措施,但需要经常对职业照射条件进行监督和评价。
6.4.2.2  注册者和许可证持有者应:
a) 采用适当的手段划出监督区的边界;
b) 在监督区入口处的适当地点设立表明监督区的标牌;
c) 定期审查该区的条件,以确定是否需要采取防护措施和做出安全规定,或是否需要更改监督区的边界。
(4)非密封源工作场所的分级
非密封源工作场所的分级应按附录C(标准的附录)的规定进行。
非密封源工作场所的分级
应按表7.2将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分级。
表7.2非密封源工作场所分级
分级 日等效最大操作量/Bq
甲级 >4×109
乙级 2×107~4×109
丙级 豁免活度值以上~2×107
 
②计算方法
附录C提供的非密封源场所放射性核素日等效操作量计算方法计算公式如下:
 
 
7.3.2 《工业X 射线探伤放射防护要求》(GBZ117-2015)
《工业X射线探伤放射性防护要求》规定X射线装置在额定工作条件下,距X射线管焦点1m处的漏射线空气比释动能率应符合表7.3的要求。
 
表7.3  X 射线管头组装体漏射线空气比释动能率
管电压(kV) 漏射线空气比释动能率(mGy/h)
<150 <1
150~200 <2.5
>200 <5
 
要求中规定X射线装置探伤室墙和入口的辐射屏蔽应同时满足:
(1) 人员在关注点的周剂量参考控制水平,对职业工作人员不大于100μSv/周,对公众不大于5μSv/周;
(2) 关注点最高周围剂量当量率参考控制水平不大于2.5μSv/h;
(3) 对不需要人员到达的探伤房顶,探伤房顶外表面30cm 处的剂量率参考控制水平通常可取为100μSv/h;
综上所述,X探伤机所致探伤室四周墙外表面、防护门外表面及探伤室通风口外中心线处的附加剂量率采用2.5μSv/h作为剂量率控制水平;根据《工业X射线探伤放射性防护要求》中关于探伤室屋顶的相关要求,本项目探伤室屋顶上方不需要人员到达,在自辐射源点到探伤室房顶内表面边缘所张立体角区域内无已建、拟建建筑物或邻近建筑物,所以探伤室屋顶因X射线散射、漏射引起的附加剂量率采用100μSv/h作为剂量率控制水平。
7.3.3《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》GB14569.1-2011
(1)游离液体
在室温、密闭条件下,经过养护后的水泥固化体不应存在泌出的游离液体。
(2)机械性能
在室温、密闭条件下,经过养护、完全硬化后的水泥固化体,应是密实、均匀、稳定的块体,并应满足下列要求:
a)抗压强度:水泥固化体试样的抗压强度不应小于7MPa;
b)抗冲击性能 从9m高处竖直自由下落到混凝土地面上的水泥固化体试样或带包装容器的固化体不应有明显的破碎。
(3)抗浸泡性
水泥固化体试样抗浸泡试验后,其外观不应有明显的裂缝或龟裂,抗压强度损失不超过25%。
(4)抗浸出性
水泥固化体试样在25℃的去离子水中浸出,应满足浸出率和累积浸出分数的限值要求:
a)核素第42天的浸出率应低于下列限值:其他α核素:1×10-5cm/d;
b)核素42天的累积浸出分数应低于下列限值: 0.17 cm。
 
表8 环境质量和辐射现状
8.1 自然环境
(1)地理位置
海阳市地处黄海之滨,山东半岛的中南部、胶东半岛南翼,南临黄海,北接半岛内陆,位于东经120°50'至121°29'和北纬36°16'至37°10',有东方夏威夷之美誉。该市地处烟台、青岛、威海三个开放窗口城市中心地带。总面积1886.84平方千米。全市总人口71.6万人,其中非农业人口8.34万人。
本项目地处山东海阳核电设备厂东侧、海滨中路北侧、高尔夫东路西侧,中核控制山东海阳生产基地内,位于基地东侧,见图8-1。
 
 
图8-1 项目地理位置图
(2)地形地貌
海阳为低山丘陵区。地形大势北高南低,中部和偏北部地势较高。市内山地占总面积的19.02%,丘陵占44.20%,平原占34.38%,海岸占2.40%。低山区位于中部和偏北部,招虎山和林寺山等海拔均在500米以上,为全是的屋脊,各山陵之间和河流两岸,分布着小块平原及小型山前倾斜平原。西北部为丘陵区,山峰海拔大都在300米以下,山坡平缓。南部逐渐降低,由海拔200米左右经东西向缓岗,过渡到50米海蚀台地,为海滨冲积平原。
(3)气候、气象
海阳市地处胶东半岛南部。属暖温带海洋性季风型气候,干湿区属于我国湿润区的北延;四季分明,雨量充沛,冬无严寒,夏无酷暑。无霜期长达200余天,在近30年中,年平均分风速3.4m/s,年平均气温12.0℃,年平均降水量850mm左右。
(4)矿产资源
海阳地下矿藏品种多、储量大。已探明具开采价值的有铁、铅、铜、金、重水晶、石棉、钼、石灰石、滑石、大理石、花岗岩等40余种矿产资源,其中花岗岩储量12.5亿立方米,大理石储量3700万吨,黄金储量60吨,硫储量35万吨,铅、锌各1000吨,石墨、滑石各50万吨,建筑用砂7000万吨,砖瓦粘土6500万吨。海阳市的金、大理石、花岗岩、建筑用砂和建筑石料等,资源潜力较大,所探明的工业储量可满足近期开采需要,并有较大的远景储量。
(5)水文
海阳市境内干流长度大于12公里的河流有7条,分别是富水河、昌水河、白沙河、纪疃河、留格河、古现河和东村河,为雨源型河道。其中东村河纵贯整个城市,由北向南流入黄海,市区内其他河流均属于东村河支流。
(6)地质和地震
海阳县位于胶东隆起的胶莱凹陷的东部,东北部与胶北隆起相接。境内岩性主要分布着中生界沉积岩和中生代燕山期的岩浆岩。构造以北东向50左右的断裂为主。
区域处在西太平洋地震带中部,属于华北地震区,北临张家口—渤海—黄海地震带,西临临沂—临沐地震带。该区域目前处于中强地震活跃期,地震活跃频次高,震级一般为3-4级。依据《中国地震动峰值加速度区划图》(GB18306-2001),项目区域位于抗震设防烈度6度区,地震动峰值加速度0.05g。
8.2 社会环境简况
(1)社会经济概况
根据《海阳市2015年国民经济和社会发展统计公报》,2015年,海阳市全市实现生产总值279.3亿元,比上年增长8.4%。其中,第一产业增加值62.9亿元,比上年增长5.3%;第二产业增加值104.5亿元,比上年增长7.9%;第三产业增加值111.9亿元,增长 10.5%。全市公共财政预算收入实现269567万元,增长9.1%。
(2)教育
根据《海阳市2015年国民经济和社会发展统计公报》,全市高中6处,毕业生为3446人,招生3008人,在校学生9674人;初中20处,毕业生4224人,招生4426人,在校学生19099人;小学30所,在校学生21037人;中等职业学校(机构)3所,毕(结)业生为1129人,招生877人,在校学生2957人。
(3)农业
2015年粮食总产36万吨,下降1.2%;油料总产7.9万吨,增长2.8%;水果总产35.7万吨,增长16.1%;蔬菜总产37.4万吨,下降20.3%;水产品总产32.3万吨,增长0.1%。肉类总产4.2万吨,禽蛋总产3.7万吨,奶类总产1.8万吨。全年完成造林面积1605公顷。全市农机总动力93.9万千瓦,增长6.2%。
(4)工业和建筑业
2016年上半年,全市规模以上工业国有控股工业和外商及港澳台投资工业分别实现工业总产值9.9亿元和41.4亿元,增长15.7%和12.1%,比全市平均水平分别高4.2个和0.6个百分点;股份制工业实现产值183.9亿元,增长11.3%,比全市平均水平低0.2个百分点。
(5)人口分布情况
全市总面积1887平方公里,辖14个镇(街道办事处),732个行政村。2015年末,全市总人口为655090人(公安户籍数),比上年减少3525人。其中城镇人口252629人。
8.3环境天然放射性水平
(1)环境天然γ空气吸收剂量率
根据《山东省环境天然放射性水平调查研究报告》(山东省环境监测中心站,1989年),烟台市环境天然γ空气吸收剂量率数据见表8.1。
表8.1烟台市环境天然γ空气吸收剂量率(×10-8Gy/h)
监测内容 范围 平均值 标准差
原野 2.14~12.05 5.84 1.26
道路 1.94~20.14 6.49 2.39
室内 4.56~20.53 10.11 2.71
注:表中数据摘自《山东省环境天然放射性水平调查研究报告》,山东省环境监测中心站,1989年
(2)土壤中天然放射性核素含量
根据《山东省环境天然放射性水平调查研究报告》(山东省环境监测中心站,1989年),烟台市土壤中天然放射性核素含量数据见表8.2。
表8.2烟台市土壤中天然放射性核素含量(Bq/kg)
监测内容 范围 平均值 标准差
U-238 17.2~61.6 28.4 9.3
Ra-226 16.2~46.1 28.5 7.8
Th-232 20.8~79.4 39.2 14.8
K-40 418.4~1870 805.8 243.7
注:表中数据摘自《山东省环境天然放射性水平调查研究报告》,山东省环境监测中心站,1989年
 
 
8.4辐射环境现状监测与评价
8.4.1 监测目的和项目
为了解工程周围辐射环境现状,对工程运行前、后辐射环境进行对比,需对工程周边辐射环境现状(本底)进行监测。本次检测项目考虑工程特性,对γ空气吸收剂量率、土壤中天然放射性核素(U-238、Ra-226、Th-232、K-40)含量、环境空气中核素浓度(总α、总β和总铀)进行测量,由于场地地下水埋深较深,且工程运行过程中不会有放射性废液的排放,工程运行期间,不会对地下水产生影响,因此,不考虑地下水监测。本工程监测报告见附件三。
8.4.2 监测仪器
(1)环境辐射监测仪:
型号:YB-Ⅲ型;出厂编号:2001-142;测量范围:1.0×10-8~10 Gy/h;制造商:中国原子能科学研究院;检定有效期至:2017.3.1;检定证书号:校字[2016]-R020;检定机构:中国辐射防护研究院放射性计量站。
(2)HpGe γ谱仪:
型号:Gc3519;出厂编号:10881900;测量范围:1~105 Bq;制造商:美国CANBERRA;检定有效期至:2017.8.14;检定证书号:GFJGJL1005140001002;检定机构:国防科技工业电离辐射一级计量站。
(3)低本底α/β测量仪:
型号:LB770;出厂编号:6438;测量范围:<104cpm;制造商:德国伯托;检定有效期至:2018.3.9;检定证书号:校字第[2016]-D015;检定机构:中国辐射防护研究院放射性计量站。
(4)微量铀分析仪:
型号:MUA型;出厂编号:031005;测量范围:10-9~10-6 g/ml;制造商:北京羽纶科技有限责任公司;检定有效期至:2017.8.17;检定证书号:放字2015-01号;检定机构:实验室自校。
8.4.3 监测方法
GB/T 14583-1993 《环境地表γ辐射剂量率测定规范》
GB/T11743-2013《土壤中放射性核素γ能谱测定》
GB/T 11713-2015《高纯锗γ能谱分析通用方法》
HJ/T 61-2001 《辐射环境监测技术规范》
EJ/T 1075-1998 《水中总α放射性浓度的测定厚源法》
EJ/T 900-1994 《水中总β放射性的测定方法蒸发法》
GB/T12377-1990  《空气中微量铀的分析方法激光荧光法》
 
8.4.4监测时间和监测单位
2017年1月18日,委托中国辐射防护研究院对辐射环境现状进行了监测。
8.4.5监测点位
土壤、γ剂量率:海阳基地四周、三期厂房四周各部值1个点,总计8个点;气溶胶:工程周边无其他核技术利用项目,因此只在厂房下风向(西南方向)布置1个点。各监测点位分部见图8-2。
 
 
图8-2 项目监测布点示意图
8.4.6监测结果
γ辐射空气吸收剂量率监测结果见表8.3。
表8.3 γ辐射空气吸收剂量率监测结果(×10-9Gy/h)
样品编号 点位名称 地表状况 分析结果
(nGy/h) 备注
1# 三期厂房东侧 荒草地 113 时间:2017.01.18;
天气:晴;
气温:2~4℃;
湿度:42~46%。
2# 三期厂房南侧 荒草地 116
3# 三期厂房西侧 荒草地 114
4# 三期厂房北侧 荒草地 114
5# 厂区东侧 田地 107
6# 厂区南侧 103
7# 厂区西侧 荒草地 92.5
8# 厂区北侧 荒草地 108
土壤中天然放射性核素监测结果见表8.4。
表8.4 土壤中天然放射性核素监测结果(Bq/kg)
样品编号 点位名称 地表状况 238U
(Bq/kg) 232Th
(Bq/kg) 226Ra
(Bq/kg) 40K
(Bq/kg)
1# 三期厂房东侧 荒草地 29.2 53.6 23.2 966
2# 三期厂房南侧 荒草地 29.8 69.1 26.1 1.02×103
3# 三期厂房西侧 荒草地 27.4 54.4 26.4 873
4# 三期厂房北侧 荒草地 29.7 55.9 26 930
5# 厂区东侧 田地 27.5 50.1 23.2 903
6# 厂区南侧 草地 31.6 59.6 29 898
7# 厂区西侧 荒草地 26.5 38.9 22 881
8# 厂区北侧 荒草地 28.9 48.6 23.2 876
 
环境空气中核素浓度监测结果见表8.5。
表8.5 环境空气中核素监测结果
样品编号 点位名称 总α
(mBq/m3) 总β
(mBq/m3) 总铀
(ng/m3)
1# 三期厂房南侧 0.18 1.19 0.39
8.4.7监测结果评价
根据表8.3可知,本项目周围γ辐射空气吸收剂量率本底监测结果范围为:9.25×10-8~1.16×10-8Gy/h,在烟台市环境天然放射性水平范围内波动。
根据表8.4可知,本项目周围土壤中U-238本底监测结果范围为:26.5~31.6Bq/kg;Th-232本底监测结果范围为38.9~69.1 Bq/kg;Ra-226本底监测结果范围为22~29Bq/kg;K-40本底监测结果范围为873~1020 Bq/kg,均在烟台市环境天然放射性水平范围内波动。
根据表8.5的监测结果可知,本项目周围环境空气中总α浓度为0.18 mBq/m3,总β浓度为1.19 mBq/m3,总铀浓度为0.39 ng/m3。
 
表9 项目工程分析与源项
9.1 项目工程概况
本项目位于山东省海阳市凤城镇海滨中路92号,地处山东海阳核电设备厂东侧、海滨中路北侧、高尔夫东路西侧,中核控制山东海阳生产基地内,位于基地东侧。
项目占地面积3225.19m2,建筑面积903m2。主体工程为辐照试验室,包括1间源库(存放IV、V类以及豁免放射源,根据山东省管理规定,另行单独编制环境影响评价登记表)、1间中子刻度室、1间中子照射室、1间X射线照射室、1间γ射线照射室和裂变室工作间(由裂变镀铀间、去气间、装架间、裂变室排气间、去污间、清洗间、更衣间构成)。主要用于裂变电离试验、堆芯探测器中子灵敏度的测试、γ射线灵敏度检测、X照相和探伤实验、其他射线探测器相关研发和生产。项目工程组成见表9.1。
表9.1项目工程组成和内容
项目 内容
主体工程 辐照试验室 辐照试验室为单层,采用大体积混凝土厚墙厚板结构,建筑面积903m2建筑物高度5.4m。包括1间源库、1间中子刻度室、1间中子照射室、1间X射线照射室、1间γ射线照射室和裂变室工作间(由裂变镀铀间、去气间、装架间、裂变室排气间、去污间、清洗间、更衣间构成)。主要用于裂变电离试验、堆芯探测器中子灵敏度的测量、γ射线灵敏度检测、X照相和探伤实验、放射源相关研发和生产。
辅助工程 围栏、室外道路及管线等。
公用工程 给水 供水由市政管网接入。
排水 项目雨污分离;生活污水排入厂房污水管,再纳入市政污水管网。
供电 厂区供电由市政电网供应。
环保工程 废气 裂变镀铀间废气通过高效过滤后(过滤效率>99.9%)由屋顶烟囱排放。
废水 新建地下储水池,有效容积20m3,用于淋浴废水存储;运行过程产生的少量放射性废液,通过蒸发干燥成残渣(量极少),累积到一定量后溶解,进行水泥固化,最终交由有相应资质的放射性废物单位处理处置。
固废 产生废旧源及放射性固体废物收集后暂存在放射源库内,最终交由有资质单位处理。更换的蓄电池为危险废物(HW49),不在厂区内暂存,立即交由有资质单位处理。
辐射屏蔽 采用铅、镉、石蜡等进行自屏蔽;屏蔽墙采用混凝土,屏蔽门采用铅、石蜡等。
 
源库1间(另行单独编制环境影响评价登记表):用于存储IV、V类以及豁免放射源。位于项目西北侧,内部宽3000mm,长11000mm,高5400mm,与中子刻度室相隔为500mm的防护混凝土墙。源库地面中间位置有一个10×0.5×0.5m的地坑,地坑内壁为不锈钢,分隔成40个独立的存储空间,用于储存放射源。每个存储空间的上盖板尺寸为0.5×0.5×0.1m的不锈钢屏蔽板,内部填充石蜡。盖板上有两个吊装用的吊环。屏蔽盖板盖上后,高出地面约0.05m。
中子刻度室1间:用途为探测器中子灵敏度和坪特性刻度实验和测试。内部宽5000mm,长13500mm,高5400mm,与中子照射室相隔为500mm的防护混凝土墙。中子刻度实验室主要装置为中子刻度装置,该装置为内置13枚Am-Be中子源的线性刻度装置,其中11枚中子源强度为5Ci,另2个位8Ci,中子源设置在自屏蔽体内,外形尺寸为3×1.2×1.7m。
中子照射室1间:用途为中子辐照性能实验。内部宽5000mm,长13500mm,高5400mm,与X射线照射室相隔为450mm的防护混凝土墙。室内设置固定式241Am-Be中子源,源强约为22Ci,中子源设置在自屏蔽体内。使用时开启中子源提升装置,将放射源提升至开口辐照区。正对屏蔽体开口处设置有自动控制位移的样品平台和轨道,平台移动范围为10m。中子照射室设置有辐射安全系统—安全联锁及控制系统,防止工作人员意外进入。设置一套固定式中子测量仪,用于对照射室内中子辐照水平进行实时监测。
X射线照射室1间:该实验室为X照相和探伤实验室,使用1台X射线成像装置,X光机管电压为350kV,电流为5mA,1米处照射量率为11.3 mGy?mA-1?min-1.m2。内部宽6000mm,长13500mm,高5400mm,与γ射线照射室相隔为600mm的防护混凝土墙。X射线装置坐落在1米高的基座上,实验室两侧和正前方的墙壁有屏蔽装置。射线机正前方有自动控制移动的台架,用于摆放测试样品,台架移动范围为10m。
γ射线照射室1间:设置有固定式Cs-137放射源γ刻度装置,源强为150Ci。刻度装置为一个带有扇形开口的屏蔽罐。使用时开启提升装置,将放射源提升至开口辐照区。正对屏蔽罐开口处设置有自动控制位移的样品平台和轨道,平台移动范围为10m。该实验室内同时设置固定式Co-60放射源γ刻度装置,源强为150Ci。刻度装置为一个带有扇形开口的屏蔽罐。使用时开启提升装置,将放射源提升至开口辐照区。正对屏蔽罐开口处设置有自动控制位移的样品平台和轨道,平台移动范围为10m。γ射线照射室内部宽8000mm,长13500mm,高5400mm。
裂变室工作间:由裂变镀铀间、去气间、装架间、裂变室排气间、去污间、清洗间、更衣间构成。裂变镀铀间完成各型号裂变电离室电极镀覆不同种灵敏材料的工艺;去气间对镀覆完成的电极进行预处理;装架间用于将裂变电离室的电极和其他零部件组装焊接成为一个完整的裂变电离室探测器;排气间用于对检漏合格的裂变电离室进行排气工艺;去污间、清洗间、更衣间主要用于对进出裂变室工作间的工作人员进行放射性污染检测,如发现有沾污情况则进入清洗间进行清洗去污处理,直至合格。各房间根据工艺流线顺序及人员防护要求布置在相对独立区域,形成完整的裂变电离室生产过程,裂变室工作室使用丰度为90%的U-235。主要设备为操作台及手套箱。裂变室工作间位于项目东北侧,尺寸为12600×23800×5400mm。
监控区(监控室):监控区集中布设有各实验室(中子照射室、X射线照射室、γ射线照射室)的监控显示器和操作控制台。监控显示器用于显示各实验室的运行及操作情况。在实验室运行期间,能实时显示各实验室的内部情况,以及各实验室在线监测数据。操作控制台用于控制各实验室的放射源的升降。工作人员可以远距离实现对放射源的控制,对工作人员进行保护。项目平面布置见图9-1。
出于辐射屏蔽及安全保卫需要,源库、各实验室、裂变间均不设窗户,由风道送风,并在房间另一侧排风,风道设计为沿地下风道绕行至室外。电缆管沟确定为沿地下绕行,再穿墙至室外,穿墙部分在管道敷设完成后采用铅砂等填充屏蔽。
中子照射室、γ射线照射室、X射线照射室均设置有固定式辐射剂量监控仪,在监控区离地面1.5m处墙上设置剂量率显示仪表。
 
图9-1 工程平面布置图
9.2工作原理及工艺流程
本工程包括探测器性能测试(γ射线源和中子源刻度)、非密封放射性工作场所以及射线装置的应用。
9.2.1 探测器性能测试工艺流程及源项
9.2.1.1放射源使用情况
中核控制生产的探测器出厂前需进行中子灵敏度的测试、γ射线灵敏度检测,并进行刻度,以适应核反应堆中子、γ射线通量高,量程宽等复杂环境。
探测器性能测试工艺共使用密封放射源36枚(其中豁免放射源、IV、V类放射源总计30枚,Ⅱ、Ⅲ类放射源总计16枚,对于豁免放射源、IV、V类放射源将单独编制环境影响报告登记表,本报告表中将不再描述),本次使用和存贮的Ⅱ、Ⅲ类放射源情况见表9.2。
表9.2  探测器性能测试Ⅱ、Ⅲ类密封源使用情况
序号 放射源名称 活度(Bq)及数量 类别 用途 场所
1 241Am-Be 1.85×1011×11 探测器测量、刻度及性能实验 中子刻度室
2 241Am-Be 2.96×1011×2
3 137Cs 5.55×1012×1 γ射线照射室
4 60Co 5.55×1012×1
5 241Am-Be 8.14×1011×1 中子照射室
合计 16枚
根据试验要求,对探测器在不同中子、γ射线能量和通量下的性能进行测试,需要使用不同种类、活度、能量的密封放射源。本项目根据放射源活度、种类将放射源的使用分为四种情况。对于Ⅳ类、V类以及豁免源(活度较小,产生的辐射危害较小)的使用和贮存,均在放射源库进行,放射源库储存的放射源总计20枚(单独评价);对于活度较大的Co-60和Cs-137源(γ源)的使用和贮存,均在γ射线照射室进行,γ射线照射室存放2枚放射源;对于241Am-Be中子源,根据工艺,将其分别储存在中子刻度室和中子照射室内,其中中子刻度室存放241Am-Be中子源13枚,中子照射室存放241Am-Be中子源1枚。
9.2.1.2主要设备和系统
本工程新增设备主要包括中子源刻度设备、γ射线辐照装置,具体新增设备见表9.3。图9-2给出了γ源辐照装置示意图,图9-3给出了中子源辐照装置示意图。
 
表9.3 新增主要设备一览表
序号 设备名称 主要技术(性能)指标或规格要求 数量
 
1 241Am-Be中子源辐照装置 屏蔽罐直径为1.2m、高2m,罐下端有0.5m高的罐体在实验室地平面以下,1.5m在地面以上。罐体内外层均为不锈钢。底部可直接容纳贮源罐。紧贴内层不锈钢填充铅,厚度为25cm;铅层外围填充石蜡,厚度为20cm。 1
2 Cs-137源辐照装置 屏蔽罐直径为1.2m、高2m,罐下端有0.5m高的罐体在实验室地平面以下,1.5米在地面以上。扇形开口距罐体上端0.8m。罐体内外层均为不锈钢。内层空腔直径约为 97cm。底部可直接容纳贮源罐。两层不锈钢之间填充铅,厚度为11.5cm。 1
3 Co-60源辐照装置 屏蔽罐直径为1.2m、高2m,罐下端有0.5m高的罐体在实验室地平面以下,1.5m在地面以上。扇形开口距罐体上端0.8m。罐体内外层均为不锈钢。内层空腔直径约为 76cm。底部可直接容纳贮源罐。两层不锈钢间填充铅,厚度为24cm。 1
4 241Am-Be中子源刻度装置 屏蔽罐为长方体,外形尺寸为3×1.2×1.7米(L×W×H)。内部有两条测试孔道,对外无出束口。罐体内外层均为不锈钢。 1
 
图9-2 γ源辐照装置示意图                 图9-3 中子辐照装置示意图
9.2.1.3放射源性质
本项目使用的主要放射性核素性质见表9.4,241Am-Be中子源性质见表9.5。
表9.4 本项目使用的主要放射性同位素性质
核素名称 放射性半衰期 衰变方式
(分支比/%) 主要粒子能量/MeV
(强度/%) 主要γ射线能量/MeV
(强度/%)
137Cs 30.0年 β-(100) 1.176(5.6)
0.514(94.4) 0.661(85)
0.036(1.3)
0.032(5.6)
60Co 5.27年 β-(100) 0.318(99.9) 1.332(99.8)
1.173(99.8)
 
表9.5 本项目使用的241Am-Be中子源性质
中子源名称 半衰期(a) 反应类型 中子能量(MeV) 中子产额
(n/(s•Bq)) 特点
最大 平均
241Am-Be 432 (α,n) 11.5 4.5 5.41×10-5 γ本底低
 
 
9.2.1.4核探测器性能测试及刻度原理
由γ源或中子源提供一个标准已知辐射场,将被测探测器放入该辐射场进行照射,对探测器的输出信号进行测量,将得到的输出信号和辐射场照射强度进行计算,得到探测器的灵敏度或感应度等数据。
9.2.1.5工艺流程及污染物产生
9.2.1.5.1 中子照射室
(1)操作流程
中子源存放在专门的自屏蔽体中,自屏蔽体为圆柱体,尺寸为:?1.2m×2m(H)。距顶端0.8m处设出束口,角度为30o,高度为1cm。探测器辐照流程为:将被测探测器放置在辐照室测试平台上,测试仪表放置在室外走廊,通过专用电缆连接。提升辐照源对探测器进行辐照,仪表端读取输出信号,将得到的输出信号和辐射场照射强度进行计算,得到探测器的灵敏度数据。中子辐照室操作流程见图9-4。
(2)工作负荷和人员配备
中子辐照性能实验满足4台核电机组探测器性能实验要求,每台核电机组需要约100个探测器,每个探测器性能测试一般不超过30min,则中子辐照室每年的工作时间约200h。
共配置5名辐射工作人员,同时兼职本项目的其他辐射工作,均参加初级辐射安全培训,待持有培训合格证书后方可上岗。
(3)污染物产生及污染因子
本项目中子辐照性能实验过程中,不会产生放射性废水和废气,项目预计产生的主要污染物为废旧/退役产生的放射源(241Am-Be中子源)。主要污染因子是放射源发射的中子及γ射线。由于241Am-Be中子源γ本底低,因此,实验室运行时的主要污染因子为中子。
 
 
图9-4  中子辐照室操作流程
9.2.1.5.2 γ射线照射室
(1)操作流程
γ射线照射室操作流程与中子照射室操作基本一致,操作流程见图9-4。
(2)工作负荷和人员配备
γ射线照射室工作负荷和人员配备与中子照射室基本一致。年工作时间约200小时,配备5名辐射工作人员,同时兼职本项目的其他辐射工作。
(3)污染物产生及污染因子
本项目γ射线辐照性能实验过程中,不会产生放射性废水和废气,项目预计产生的主要污染物为废旧/退役产生的放射源(60Co源和137Cs源)。主要污染因子是放射源发射的γ射线。
9.2.1.5.3 中子刻度室
(1)操作流程
刻度中子源存放在专门的自屏蔽体中,自屏蔽内部设两个测试孔道,无对外出束口。探测器中子刻度流程为:将被测探测器与测试仪表通过专用电缆连接,将探测器放入刻度装置孔道内,仪表中的高压端为探测器加电压,同时测试探测器的输出信号,将得到的输出信号和辐射场照射强度进行计算,得到探测器的灵敏度数据。操作流程见图9-5。
 
 
图9-5  中子刻度流程图
 
(2)工作负荷和人员配备
中子刻度室工作负荷和人员配备与中子照射室基本一致。年工作时间约200小时,配备5名辐射工作人员,同时兼职本项目的其他辐射工作。
(3)污染物产生及污染因子
本项目仪器刻度过程中,不会产生放射性废水和废气,项目预计产生的主要污染物为废旧/退役产生的放射源(241Am-Be中子源)。主要污染因子是放射源发射的中子及γ射线。
由于241Am-Be中子源γ本底低,因此,中子刻度运行时的主要污染因子为中子。
9.2.2 X射线照射及探伤
9.2.2.1 X射线探伤工作原理
X射线无损检测过程中,由于被检工件内部结构密度不同,其对射线的阻挡能力也不一样,物质的密度越大,射线强度减弱越大,底片感光量就小。当工件内部存在气孔、裂缝、夹渣等缺陷时,射线穿过有缺陷的路径比没有缺陷的路径所透过的物质密度要小得多,其强度减弱较小,即透过的射线强度较大,从而可以从曝光强度的差异判断焊接的质量、缺陷位置和被检样品内部的细微结构等。
X射线装置主要由X射线管和高压电源组成,X射线管由密封在真空玻璃壳中的阴极和阳极组成,阴极是钨制灯丝,它装在聚焦杯中,当灯丝通电加热时,电子就“蒸发”出来,而聚焦杯使这些电子聚集成束,直接向嵌在金属阳极中的靶体射击,靶体一般采用高原子序数的难熔金属制成。高电压加在X射线管的两极之间,使电子在射到靶体之前被加速达到很高的速度,高速电子到达靶面时被靶突然阻挡从而产生X射线。X射线机在接通电源时可以产生X射线,切断电源,X射线即消失,X射线发生器产生的X射线主要集中在其出束方向,其他方向均为散、漏射线,辐射水平相对较低。
9.2.2.2 X射线探伤操作流程
本项目采用射线成像技术,辐射工作人员在控制台进行远距离操作X射线探伤机,对拟检测的仪器/探测器进行X射线无损检测,其工作流程如下:
(1) 开启X射线照射室风机;
(2) 待检仪器送入X射线照射室;
(3) 工作人员进入探伤室,调整X射线发生器支架到合适位置,调整照射方向,进行检测;
(4) 人员撤离探伤室,关闭铅门;
(5) 再次检查探伤室内外无异常情况后开启X射线机进行无损检测;
(6) 达到预定的曝光量后关闭X射线探伤机;
(7) 电脑成像后,打印,并保存(本X光机图像输出为电子版,无需冲洗胶片);
(8) 待检仪器送出X射线照射室。
本项目X射线检测工作流程及产污环节图见图9-6。
 
图9-6  X射线照射及探伤操作流程及产污位置示意图
 
9.2.2.3 X 射线探伤机工作负荷和人员配备
X射线探伤满足4台核电机组探测器探伤要求,每台核电机组需要约100个探测器,每个探测器需要探测9次,每次探测开机时间约30s,则X射线机每年累积开机时间约30h。
共配置5名辐射工作人员,同时兼职本项目的其他辐射工作,均参加初级辐射安全培训,待持有培训合格证书后方可上岗。
9.2.2.4 X射线探伤过程污染物排放及环境问题
①放射性废物
本项目不产生放射性固体废物、废水和废气。
②X射线
X 射线机接通电源开机后产生X 射线,对周围环境产生辐射影响,关机后,X 射线随之消失。
③放射性污染因素分析
X 射线机产生的X 射线会使空气电离。空气电离产生臭氧(O3)和氮氧化物(NOX),在NOX中以NO2 为主。它们是具有刺激性作用的非放射性有害气体。如果通风措施不良,臭氧(O3)和氮氧化物(NOX)浓度超过国家标准所允许的范围,则会对进入的人员造成危害。
在同等照射条件下,NO2的产额比O3的产额低一个数量级,工作场所NO2的最大容许浓度为O3的17 倍,外部环境NO2的最大容许浓度与O3 相近,因此当O3浓度未超出国家标准时,NO2的浓度不会超出国家标准,因而首先考虑探伤室内O3 浓度。当换气次数达到每小时3次以上,O3排放符合《工业X 射线探伤放射防护要求》(GBZ117-2015)。本工程X射线照射室设置有机械通风,设计通风换气次数为3次/h,风量为1260m3/h,因此,O3 排放能满足标准要求。
综上分析,X射线光机运行过程中的评价因子为X射线。
9.2.3非密封放射性工作场所
9.2.3.1裂变电离室工作原理
裂变电离室的工作原理主要是由中子和裂变物质进行核反应产生的裂变碎片引起的。裂变反应将慢中子转换成为该电离产物而被测量。在裂变反应中一般产生两个“裂片”,按动量守恒,必定有一个“裂片”是射入工作气体产生电离的,另一个“裂片”则进入电极内部,并终止在那里,对信号没有贡献。
9.2.3.2裂变电离室操作流程
本项目采用电镀工艺,完成各型号裂变电离室电极镀覆不同种灵敏材料的工艺。使得镀层的均匀性、一致性、牢固性和厚度满足设计要求。其工作流程如下:
(1) 开启镀铀间通风及手套箱通风;
(2) 对电源设备进行调试,对电极进行预处理;
(3) 进行电镀液的配制,配制在镀铀操作台手套箱中进行,将待镀电极放入配制
       好的电镀液中;
(4) 进行电镀;
(5) 电镀完成后,对电镀废液进行收集,并对电镀效果进行检查;
(6) 检查合格后,在裂变式去气间对镀覆完成的电极进行预处理;
(7) 在裂变电离室装架间,将裂变电离室的电极和其他零部件组装焊接成为一个完
       整的裂变电离室探测器;
(8) 在排气间对检漏合格的裂变电离室进行排气工艺;
(9) 合格产品包装入库
 
 
 
 
图9-7  裂变室电极镀铀工艺流程图
9.2.3.3主要原辅材料消耗
实验室运行过程中,所需的原材料主要为硝酸双氧铀,化学式为UO2(NO3)2.6H2O,硝酸双氧铀又名硝酸铀酰,浅黄色晶体,密度2.807g/cm3,熔点60.2℃,可溶于水、乙醇、丙酮和乙醚,不溶于苯、甲苯。该物质受热分解产生三氧化铀,可用于制铀盐、化学试剂等。本次使用的硝酸双氧铀中235U丰度为90%,放射性同位素性质见表9.6。
实验室运行过程中,所需的辅助材料主要是电镀液配制过程中的一些材料,包括草酸铵、氨水和硝酸。主要原辅材料消耗见表9.7。
表9.6 裂变镀铀间使用的主要放射性同位素性质
核素名称 放射性半衰期 衰变方式
(分支比/%) 主要粒子能量/MeV
(强度/%) 主要γ射线能量/MeV
(强度/%)
234U 2.44×105年 α(100) 4.773(71.4)
4.723(22.4)
0.1209(3.42×10-4)
0.0533(1.23×10-3))
235U 7.04×108年 α(100) 4.596(5.6)
4.397(57)
4.574(6)
4.366(17)
0.2053(5.0×10-2)
0.1857(5.72×10-1)
0.1633(5.08×10-2)
0.1438(1.10×10-1)
238U 4.47×109年 α(100) 4.198(79)
4.151(21) 0.1135(1.02×10-4)
0.0495(6.4×10-4)
 
表9.7 主要原辅材料清单
工作场所 原材料名称 年使用量 存储量 存储地点
裂变室工作间 硝酸双氧铀
(235U丰度为90%) 150g 1kg 放射源库*
草酸铵 1kg 1kg 化学品仓库
(二期)
氨水 1L 1L
硝酸 1L 1L
注:*放射源库实体保卫满足核材料实物保护等级为Ⅲ级的要求
9.2.3.4 辐射分级
裂变电离室工作间为开放性放射源操作场所,包括镀铀间、去气间、装架间和排气间4个实验室,将上述4个实验室划分为统一的开放性放射源操作场所,采取出入口控制措施,将该区域与其它实验室隔开。根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中附录C中的规定,计算了该区域工作场所中核素的最大日等效操作量,放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量(Bq)与该核素毒性组别修正因子的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。计算过程如下:
该实验室采用的原材料为硝酸双氧铀,化学式为UO2(NO3)2.6H2O,分子量为499,U百分比为235÷499×100%=46.8%,根据辐射防护手册,U-235丰度为90%时,U同位素质量百分比234U:235U:238U=1.07:90.11:8.82。根据工艺,每次使用硝酸双氧铀的量为30g,每年操作不超过5次,计算每次操作过程中硝酸双氧铀中U同位素活度见表9.8。实验室日等效操作量计算见表9.9。
表9.8  30g硝酸双氧铀中U同位素活度计算
核素 质量百分数 U元素的量(g) U比活度(Bq/g) 活度(Bq)
U-234 1.07 0.151172345 2.31E+08 3.49E+07
U-235 90.11 12.73097194 8.00E+04 1.02E+06
U-238 8.82 1.246112224 1.24E+04 1.55E+04
合计 100 14.12825651 / 3.60E+07
注:对于丰度为90%的浓缩铀,U原子质量按235U考虑
表9.9 裂变室工作间核素日等效操作量计算
核素名称 单次操作量(Bq) 毒性/毒性因子 操作方式/操作方式修正因子 日等效最大操作量(Bq) 合计
(Bq) 场所等级 年最大用量(Bq)
234U 3.49E+07 极毒/10 溶液、简单操作/1 3.49E+08 3.49E+08 乙级 1.75E+08
235U 1.02E+06 低毒/0.01 溶液、简单操作/1 1.02E+04 5.10E+06
238U 1.55E+04 低毒/0.01 溶液、简单操作/1 1.55E+02 7.75E+04
 
由表9.9可以得出,裂变室工作间核素日等效操作量为3.49E+08Bq,小于4.00E+09Bq,为乙级非密封放射性物质工作场所。
9.2.3.5镀铀工艺工作负荷和人员配备
裂变镀铀间每年保守估计操作次数不超过5次,每次操作时间不超过40h,年工作时间约200h。
共5名辐射工作人员,同时兼职本项目的其他辐射工作,均参加初级辐射安全培训,待持有培训合格证书后方可上岗。
9.2.3.6镀铀工艺污染物排放及环境问题
①放射性废气
电极镀铀操作过程中,会有少量的含铀气溶胶进入到手套箱及工作间空气中,通过局排(手套箱单独排风)和全排(裂变镀铀间排风)进入到周围环境中。局排(手套箱)通风量为360m3/h,全排(裂变镀铀间)通风量为630m3/h。产生的放射性气溶胶通过一级高效过滤器(核级过滤器)进行过滤,过滤器对气溶胶粒子的过滤效率能达到99.9%,过滤后通过屋顶烟囱(高出屋顶1m)排入环境中,屋顶高度为5.4m,烟囱离地面高度为6.4m。
本次计算,将以镀铀间的年最大核素操作量进行保守估计,进入到环境中的放射性核素的量由下式进行计算:
                            
式中: —每年排入环境中核素i的量,Bq/a;
 —核素i的年操作量,Bq/a;
 —进入空气中核素的量与实际操作的量的比值,硝酸双氧铀溶液为不易挥发的液体,计算保守取为0.01;
 —过滤效率,计算保守取取 =99%。
镀铀间楼主要放射性核素及年释放量情况见表9.10。
表9.10 主要放射性核素及年释放量情况
核素名称 年最大用量(Bq/a) 放射性核素释放量(Bq/a)
234U 1.75E+08 1.75E+04
235U 5.10E+06 5.10E+02
238U 7.75E+04 7.75E+00
 
放射性废液
产生的放射性废液主要为电镀废液和冲洗废液,每次电镀废液和冲洗废液总量不超过70L,经检测废液中的铀元素含量为1.34×10-7 g/ml,每年操作不超过5次,每年镀铀工艺过程产生废液量为350L。
废液通过蒸发干燥成残渣(量极少),累积到一定量后再溶解,进行水泥固化,满足GB14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》所要求的物理、化学、辐射标准后,送山东省有资质单位处理。
射性固体废物
在进行电镀和电极处理过程中,可能产生一些沾污的口罩、手套、工作服。每年产生量不超过10kg,收集装入200L桶后送入放射源库暂存,待一定量后送有资质单位进行处理。
9.3本项目污染物排放及环境问题
综上所述,本项目主要污染物排放及环境问题如下:
中子、γ射线和X射线
在仪器性能试验和刻度时,241Am-Be中子源产生的中子,60Co、137Cs等放射源产生的γ射线,X射线机产生的X射线。
放射性废气
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废气;在电极镀铀操作过程中,会有少量的含铀气溶胶进入到手套箱及工作间空气中,通过局排(手套箱单独排风)和全排(裂变镀铀间排风)进入到周围环境中。
放射性废液
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废液;在电极镀铀操作过程中,产生的放射性废液主要为电镀废液和冲洗废液,每次电镀废液和冲洗废液总量不超过70L,经检测废液中的铀元素含量为1.34×10-7 g/ml,每年操作不超过5次,每年镀铀过程产生废液量为350L。
放射性固体废物
在仪器性能试验和刻度过程中,产生的放射性固体废物为废/旧放射源;在电极镀铀操作过程中,可能产生一些沾污的口罩、手套、工作服。每年产生量不超过10kg。将产生的固体废物收集装入200L桶后送入放射源库暂存,待一定量后送有资质单位进行处理。
危险废物
本项目使用蓄电池作为备用电源,运行过程可能需要更换蓄电池,根据我国“国家危险废物名录”(2016 年版)中的危险废物划分类别,本项目更换下来的蓄电池属于危险废物,其危险废物编号为HW49。为确保更换下来的蓄电池对环境不产生影响,更换的蓄电池不在厂区内暂存,立即送有资质单位进行处理。
 
 
表10 辐射安全与防护
10.1辐射分区
为了便于辐射防护管理和职业照射控制,在GB18871-2002中,将辐射工作场所划分为控制区和监督区,本工程辐射防护分区情况见表10.1和图10-1。
控制区:源库、各实验室、裂变室门口处以内为控制区。在运行照射时,严禁人员入内,并设置明显的电离辐射标志。
监督区:走廊、监控室、卫生间等区域皆为监督区。工作人员根据需要可按照运行制度在此停留。并设置明显的电离辐射标志。
表10.1 三期工程辐射分区
 
分区 剂量率限值 说明
监督区 D?2.5?Sv/h 走廊、监控区、卫生间等区域
控制区 D?2.5?Sv/h 源库、中子刻度室、中子照射室、X射线照射室、γ射线照射室和裂变室工作间(镀铀间、去气间、装架间和排气间)
 
图10-1 三期工程辐射分区示意图
 
10.2辐射屏蔽
对于活度较大的放射源(中子照射室、中子刻度室、γ照射室用源),放射源装在自屏蔽体内,自屏蔽体主要材质为铅(其中中子源屏蔽体还有镉和石蜡),对中子、γ射线进行屏蔽防护。
工程屏蔽墙采用混凝土对中子、γ射线、X射线进行屏蔽防护,防护门采用用铅+石蜡的方式对中子进行屏蔽,采用铅对γ射线、X射线进行屏蔽防护。各屏蔽层厚度见表10.2。
表10.2 工程辐射屏蔽措施
房间名称 屏蔽厚度
屏蔽墙厚度*(cm) 屋顶厚度
(cm) 防护门要求(cm)
中子刻度室 50 50 1cm厚铅+15cm厚石蜡
中子照射室 主屏蔽墙:65
侧墙:45 45 1cm厚铅+18cm厚石蜡
X射线照射室 主屏蔽墙:55
侧墙:45 45 1cm厚铅
γ辐照室 主屏蔽墙:125
南侧墙:65
西侧、北侧墙:60 65 1.5cm厚铅
注:*:屏蔽墙厚度指的是混凝土墙厚度。当两个房间共用一堵墙时,厚度采用较厚的墙。
10.3人流组织和物流组织
本项目共设有2个工作人员出入口,入口1为源库区(包括源库、中子刻度室、中子照射室、X射线照射室以及γ射线照射室)工作人员出入口。入口4为裂变间(包括裂变镀铀间、去气间、装架间和裂变室排气间)工作人员出入口,工作人员在进入裂变间前需换好工作服,工作过程中,严格遵守各项程序,避免将核材料沾染到工作箱内或工作服上。工作完成后,在门口经过放射性监测仪检查无沾污后,换下工作服。如果有沾污,则将工作服放置到专门容器内,工作人员在淋浴间淋浴,换洁净服装。再次检查合格后方可离开工作场所。
设置专门的大型物质专用物流通道,用于管理和控制大型货物和放射性物品的运送。在放射性物质运输时对在不可避免的人流和物流交叉的区域设置警示隔离带并进行严格管理,禁止不相关人员通过该区域。
项目人流物流组织示意图见图10-2。
 
 
 
图10-2项目人流物流组织示意图
10.4气流组织
为保证工作人员作业安全,各辐射工作场所(房间)保持一定的负压,由风道送风,并在房间另一侧进行机械排风。并对手套箱单独设立通排风,保证手套箱在负压下工作。各房间排风及手套箱排风经各自排风管道汇入到裂变间屋顶烟囱集中排放,烟囱高度为6.4m(高出屋顶1m),手套箱排风在汇入烟囱前设置单独的高效过滤器,高效过滤器对气溶胶粒子的过滤效率能达到99.9%。各房间通风情况见表10.3。
表10.3 本工程各房间通风情况
通风情况 房间号 排风量(m3/h) 过滤效率(%) 排放情况
厂房通风 放射源库 480 不经过过滤 经各自排风管道汇入到裂变间屋顶烟囱集中排放,烟囱高度为6.4m(高出屋顶1m)
中子刻度室 1050
中子照射室 1050
X射线照射室 1260
γ射线照射室 1680
裂变镀铀间 630 高效过滤器,过滤效率99.9%
去气间 450
装架间 450
裂变室排气间 540
局部排风 手套箱 360
 
图10-3给出了源库区(包括源库、中子刻度室、中子照射室、X射线照射室以及γ射线照射室)气流组织示意图,图10-4给出了裂变区(包括裂变镀铀间、去气间、装架间和裂变室排气间)气流组织示意图。
 
图10-3 源库区气流组织示意图
 
图10-4 裂变区气流组织示意图
10.5辐射警告标志牌
在源库区(包括源库、中子刻度室、中子照射室、X射线照射室以及γ射线照射室)门口、镀铀间门口及其它明显处,设置符合国家标准规定的带有电离辐射符号的警告标志牌。
10.6 源升降联锁系统
中子照射室、γ射线照射室在升源前,工作人员首先检查源是否在贮存位,同时固定式辐射剂量监控仪指示值在低剂量本底水平。X射线照射室在出束前,亦查看固定式辐射剂量监控仪指示值是否在低剂量本底水平。
在保证源在贮存位的前提下,工作人员佩戴个人剂量监测仪并携带便携式剂量报警仪,用与便携剂量报警仪固连的钥匙将防护门打开进入实验室内,进行巡视,确认无人员滞留后拧动钥匙开关,同时发出声光报警信号,准备升源或出束,警告任何人员不得进入实验室内。巡视人员出来后关好防护门。在所有升源(或出束)条件具备后,扭动主控钥匙至启动位,同时按下“升源(出束)”按钮,松开钥匙开关,钥匙开关自动返回运行位,源开始上升(或开始出束)。当源架上升到位后,声光报警信号停止,红色报警灯由闪光转为平光。
当源升到工作位或X射线机开始出束后,控制台上显示源在工作位或X射线机正在工作,实验室门口源位指示红色灯亮,固定式辐射剂量监控仪剂量指示有远高于本底的剂量读数,完成升源过程。
为保证源照射过程的安全性,升源程序与安全系统联锁,必须满足以下条件才能允许升源(出束):
? 源在贮存位置;
? 巡视按钮投入;
? 防护门关闭;
? 防人光电投入;
? 固定式剂量仪表投入生效,且未报警;
? 通风系统投入运行;
? 拉线开关未动作;
? 控制台紧急停止按钮未动作;
? 无烟雾报警;
? 控制台无其他报警信号。
当源在工作位置时,突然发生停电或其它可引发降源的机械设备故障。装置运行中,如有上述故障或异常情况发生,监控系统会自动弹出报警画面,并显示相应的报警指示。如突然遇有紧急情况,可以按动控制台上的紧急停机按钮或拉动拉线开关降源停机。降源到位后控制台上有显示信号。
10.7人员出入管制系统
人员出入实验室的管制系统包括:升源(出束)启动锁与防护门锁共用一把钥匙;在门口设防人光电,使其与降源(停止出束)联锁;防护门与固定式剂量监测仪表联锁。
(1)在实验室入口处上方显著位置设有实验室工作状态的LED指示灯。当源处在贮存位时,绿色‘源在贮存位’信号灯亮,工作人员可进入实验室。当源在工作位时,红色‘源在工作位’信号灯亮,警示人员不可进入实验室。
(2)防护门设有电控锁,与升源用同一把钥匙,并与剂量监测联锁。如果源在工作位时,防护门被强行打开,则引发降源。
(3)门口处设有光电装置,当有人员误入时,将引发自动降源。
10.8 风道、线缆的安全防护
出于辐射屏蔽及安全保卫需要,源库、各实验室、裂变间均不设窗户,由风道送风,并在房间另一侧排风,风道设计为沿地下风道绕行至室外。电缆管沟确定为沿地下绕行,再穿墙至室外,穿墙部分在管道敷设完成后采用铅砂等填充屏蔽。
10.9 放射源、放射性同位素的安全管理
在含源仪器调试场所、刻度室、放射源贮存场所、开放性放射性实验室出入口处或其边界、源容器上设置电离辐射警告标志和中文警示说明。放射源、放射性同位素及含源设备贮存场所配有安防措施(安装防盗门,安装闭路监视系统和红外防闯入系统等),并设专人定期巡查。
放射性物品库安装有防盗门、入侵报警、视频监控等安全防范设施,库房的技术防范系统及通讯系统信息联接至报警监控室。库房设专人管理,库房防盗门实行双人双锁制度。严格履行出入库登记手续,严禁私自领用、出借放射性物品,设立放射性物品库人员出入登记表,设立放射性物品专用帐目和放射性物品出入库登记表。库内存放的射性物品做到账目清楚、账物相符。建立放射源同位素领用、登记、使用归还管理制度。安全质量部安全员每天核对放射性物品出入库情况,日清日结;安全质量部安全主管核对库存放射性物品数量和出入库情况每月不少于一次,并做相应记录。并建立放射源管理的安全责任制度,公司总经理对放射源、放射性同位素负领导责任,安全质量部负管理责任,放射源、放射性同位素使用人员在使用过程中,负责放射源的安全。
10.10放射源、放射性同位素购入环节辐射安全管理
为保证放射源、放射性同位素转让符合法律法规要求,中核控制制定了《中核控制放射性同位素转让管理制度》,对放射源、放射性同位素转让(包括购入)的辐射安全管理进行了规定:
(1)转出、转入单位持有辐射安全许可证或与转让活动相符的豁免管理许可;
(2)持有环保部分批复的与转染活动相符的转让审批许可;
(3)签订书面转让协议及放射性源、放射性同位素使用期满后的处理方案。
10.11其它辐射安全措施
(1)建立固定式剂量监测仪表监测与报警系统;
(2)升源前操作人员必须进实验室巡视,拧动钥匙开关;
(3)实验室内设有拉线开关。沿实验室内墙壁上设拉线开关,高度为1500mm,万一升源时有人滞留在实验室内,当其听到报警铃声后可迅速就近拉动拉线开关,以中止升源操作,将源降到安全位置;
(4)在防护门内侧设置带灯式紧急开门按钮,并与源升降系统联锁;
(5)控制台上设有紧急降源按钮;
(6)火灾报警与自动降源联锁;
(7)停电自动降源,另外配置的不间断电源用来满足停电后其他设备运转;
(8)辐射工作人员配备个体防护装备:包括辐射防护服、防辐射手套等。
10.12三废的治理
放射性废气  
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废气;电极镀铀操作过程中,会有少量的含铀气溶胶进入到手套箱及工作间空气中,通过局排(手套箱单独排风)和全排(裂变镀铀间排风)进入到周围环境中。局排(手套箱)通风量为360m3/h,全排(裂变镀铀间)通风量为630m3/h。产生的放射性气溶胶通过一级高效过滤器(核级过滤器)进行过滤,过滤器对气溶胶粒子的过滤效率能达到99.9%,过滤后通过屋顶烟囱排入环境中,烟囱距离地面高度为6.4m。
放射性废液
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废液;在电极镀铀操作过程中,产生的放射性废液主要为电镀废液和冲洗废液,每次电镀废液和冲洗废液总量不超过70L,2016年1月,中核控制委托清华大学核能与新能源技术研究院对电镀废液中的铀元素进行了测量,经检测废液中的铀元素含量为1.34×10-7g/ml。镀铀工艺每年操作不超过5次,每年镀铀过程产生废液量为350L。废液通过蒸发干燥成残渣(量极少),累积到一定量再溶解后通过水泥固化,满足GB14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》所要求的物理、化学、辐射标准后,送山东省有资质单位处理。
放射性固体废物
在仪器性能试验和刻度过程中,产生的放射性固体废物为废/旧放射源,废/旧密封源由厂家回收,在厂家无法回收废/旧放射源的情况下,交由有相应资质的机构进行处理,且由有运输资质的单位承运;在电极镀铀操作过程中,可能产生一些沾污的口罩、手套、工作服。每年产生量不超过10kg。产生的废/旧放射源以及污染的口罩、手套、工作服等收集(其中废/旧放射源装入屏蔽罐中,污染的口罩、手套、工作服装入200L废物桶中)放入放射源库暂存,待一定量后交由有资质单位处理,且由有运输资质的单位承运。
中子、γ射线和X射线
在仪器性能试验和刻度时,241Am-Be中子源产生的中子,60Co、137Cs等放射源产生的γ射线,X射线机产生的X射线。本项目采取一定的辐射屏蔽措施后(包括源的自屏蔽和设置屏蔽墙、屏蔽门),屏蔽墙外和屏蔽门外的剂量率满足要求。
非放污染物
项目运行过程中,工作人员产生的生活垃圾以及生活污水纳入公司统一管理。生活垃圾定期由环卫部门清运处理,生活污水排入厂房污水管网,再纳入市政污水管网。X射线装置运行过程照射室内产生的臭氧(O3)和氮氧化物(NOX)通过机械通风排出,照射室通风换气次数为3次/h,满足《工业X 射线探伤放射防护要求》(GBZ117-2015)的要求。
危险废物
本项目使用蓄电池作为备用电源,运行过程可能需要更换蓄电池,根据我国“国家危险废物名录”(2016 年版)中的危险废物划分类别,本项目更换下来的蓄电池属于危险废物,其危险废物编号为HW49。为确保更换下来的蓄电池对环境不产生影响,更换的蓄电池不在厂区内暂存,立即送有资质单位进行处理。
 
 
表11 环境影响分析
11.1建设阶段对环境的影响
施工期间的环境影响因素主要有施工噪声、施工扬尘、施工期间废水和施工期间固体废物等。
(1)施工噪声主要来源于包括施工现场的各类机械设备和物料运输的交通噪声。项目施工期主要噪声污染源是建筑机械设备噪声和车辆交通噪声。机械设备主要包括混凝土搅拌机等,车辆交通噪声主要来自于翻斗车和重型卡车的行驶噪声。车辆途径居民区等敏感区域减低车速、禁止鸣笛、禁止夜间施工等可有效降低噪声对周围环境的影响;
(2)施工扬尘主要来自土方的挖掘机现场作业、建筑材料的现场搬运及堆放、施工垃圾的清运及堆放和人员车辆来往造成的现场道路扬尘等。现场采取必要的掩盖、洒水等措施可以大大减轻扬尘。
(3)施工期间废水主要为施工人员的生活污水和施工本身产生的废水,以及各种车辆冲洗废水等。对施工期间的废水进行统一收集,做处理后再行排放。
(4)施工期间固体废物主要为施工人员的生活垃圾、施工渣土以及损坏废弃的建筑材料。施工期间的生活垃圾按照相关环保部门的要求统一处理、清运。建筑渣土及废料按照相关主管部门的要求在指定地点消纳。
综上所述,施工建设过程中产生的污染物主要有扬尘、施工废水、噪声,和固体废物等。这些影响基本上都是短期的、局部的,且与人的环境意识、管理水平关系密切。通过采取有效的污染防治措施,加强施工现场管理,可以使施工过程对环境的影响降低到最小程度。施工结束后,及时清理场地,其影响可以在短期消失。
11.2运行阶段的辐射环境影响
11.2.1 探测器性能实验过程中的辐射环境影响
11.2.1.1 估算模式
(1)γ射线剂量率估算
根据辐射防护手册,未采取屏蔽措施时,γ射线剂量率计算公式如下:
                               (11-1)
                           (11-2)
                              (11-3)
式中: —X、γ射线照射量率,C•kg-1•s-1;
A—放射源活度,Bq;
 —照射率常数,C•m2•kg-1•Bq•s-1;
R—照射点距离源的距离,m;
 —吸收剂量率,Gy/s;
33.85—照射量率与吸收剂量率的转换系数;
 —个人有效剂量率,Sv/s;
0.7—吸收剂量与个人有效剂量的转换系数,取自UNSCEAR 2000年报告。
对于屏蔽后剂量率的计算公式如下:
                         (11-4)
式中:d—屏蔽层厚度,cm;
d1/2—γ射线在屏蔽材料的半减弱厚度,cm。
(2)中子剂量率估算
本次使用的的中子源为241Am-Be中子源,241Am-Be中子源的γ本底较低,屏蔽计算时,屏蔽层若能对中子进行有效屏蔽,则γ射线基本能有效屏蔽,因此,对于241Am-Be中子源只考虑中子辐射的影响。
根据辐射防护手册,中子照射剂量计算公式如下:
 :•                         (11-5)
 —剂量当量率,Sv/s;
 —中子注量率,n/(s•cm2);
 —剂量转换系数,对于241Am-Be中子源,取3.49E-10Sv/(n/cm2)。
对于点源,若中子发射率S(n/s),距离为r(cm),则: 
对于屏蔽后剂量率的计算公式如下:
                         (11-6)
式中:d—屏蔽层厚度,cm;
d1/2—中子屏蔽材料的半减弱厚度,cm。
(3)中子反射剂量率估算
中子射向物体表面时,经相互作用,又返回穿出表面,这现象称为辐射在物质表面的放射。在没有屏蔽情况下,中子反射剂量率的计算公式如下: 
                      (11-7)
式中: —中子反射造成的剂量率,Sv/s;
Y—中子产额,n/s;
 —剂量转换系数,对于241Am-Be中子源,取3.49E-10Sv/( n/cm2);
ri—源到反射点的距离,cm;
 —参考点到反射点的距离,cm;
a—反射面积,cm2;
an—反射物的反射系数,与入射辐射能量、反射物种类和反射角有关,查图,中子能量为4.5Mev时,取垂直入射,反射角为1800时,an为0.12;
B—屏蔽减弱因子。反射中子能量,一般比入射中子能量低,从偏安全考虑,可以直接采用入射中子能量进行屏蔽计算。
(4)γ射线反射剂量率计算
                     (11-8)
式中,B—屏蔽减弱因子,其余各符号的含义与(11-1)式和(11-7)式相同。散射后的60Co、137Cs光子能量约为0.23Mev,查辐射防护屏蔽手册,对应0.25Mev的射线,1.5cm厚铅的减弱因子可达1.0E+04倍以上,保守取B=1.0E+04。
an—反射物的反射系数,与入射辐射能量、反射物种类和反射角有关,查图,Co-60、Cs-137源γ射线,取垂直入射,反射角为1800时,an最大为0.02。
11.2.1.2 剂量率计算结果
(1)中子照射室
中子照射室使用1枚241Am-Be放射源,源活度为8.14×1011Bq,其中子发射率为4.40×107n/s。中子照射室主屏蔽墙(东墙)厚度为65cm厚混凝土,侧墙厚度为45cm厚混凝土,屏蔽门厚度为1cm厚铅+18cm厚石蜡。放射源平时装在自屏蔽体内,自屏蔽体距离主屏蔽墙10m。进行仪器性能测试时,由提升装置将放射源提升至出束口位置,出束口开口角度为30o,高度为1cm,距离地面约1.2m。
进行剂量率估算时,由于出束口有屏蔽,保证射线向主屏蔽墙方向(东墙)照射,不会对侧墙(南墙、北墙)进行照射,且这两面墙均和其他房间共用,平时不会有人靠近,因此,不再对侧墙(南墙、北墙)进行屏蔽计算。对于西墙和屏蔽门,主要考虑中子反射造成的照射,进行探测器性能测试时,探测器距源距离取1m,探测器距离屏蔽门(墙)距离取4m,探测器探头反射面积取0.25m2。
通过计算,中子照射室东墙(主屏蔽墙)屏蔽墙外的剂量率计算结果见表11.1,西墙和屏蔽门外的剂量率计算结果见表11.2。
表11.1 中子照射室东墙(主屏蔽墙)外剂量率计算
中子源 中子最大发射率
S(n/s) dH Sv/( n/cm2) 屏蔽墙厚度
(cm) R(cm) 半减弱厚度
(cm) 屏蔽墙外剂量率
(μSv/h)
241Am-Be 4.40E+07 3.49E-10 65 1000 10 4.86E-2
表11.2 中子照射室西墙和屏蔽门外剂量率计算(反射)
位置 中子最大发射率S(n/s) dH Sv/( n/cm2) 屏蔽层 ri(cm) rR(cm) B
减弱因子 屏蔽墙外剂量率
(μSv/h)
西墙 4.40E+07 3.49E-10 45cm厚混凝土 100 400 22 3.75E-02
屏蔽门* 4.40E+07 3.49E-10 1cm厚铅+18cm厚石蜡 100 400 10 8.25E-02
*保守只考虑石蜡的屏蔽
 
由表11.1和表11.2可以看出,中子照射室进行仪表性能测试时,屏蔽墙和屏蔽门外剂量率最大为8.25E-02μSv/h,小于2.5μSv/h,满足要求。
(2)γ射线照射室
γ射线照射室使用1枚60Co放射源和1枚137Cs放射源,源活度均为5.55×1012Bq,主屏蔽墙(东墙)厚度为125cm厚混凝土,南墙厚度为65cm厚混凝土,西墙厚度为600mm,屏蔽门厚度为1.5cm厚铅。放射源平时装在自屏蔽体内,自屏蔽体距离主屏蔽墙10m。进行仪器性能测试时,由提升装置将放射源提升至出束口位置,出束口开口角度为30o,高度为1cm,距离地面约1.2m。
进行剂量率估算时,由于出束口有屏蔽,保证射线向主屏蔽墙方向(东墙)照射,不会对侧墙(南墙、北墙)进行照射,因此,不再对侧墙(南墙、北墙)进行屏蔽计算。对于西墙和屏蔽门,主要考虑反射造成的照射,进行探测器性能测试时,距源距离取1m,探测器距离屏蔽门(墙)距离取4m,探测器探头反射面积取0.25m2。
通过计算,γ射线照射室东墙(主屏蔽墙)屏蔽墙外的剂量率计算结果见表11.3,西墙和屏蔽门外的剂量率计算结果见表11.4。
表11.3  γ射线照射室东墙(主屏蔽墙)外剂量率计算
核素名称 最大活度
(Bq) Г
C•m2•kg-1 屏蔽墙厚度
(cm) R(m) 半减弱厚度
(cm) 屏蔽墙外剂量率
(μSv/h)
137Cs 5.55E+12 6.35E-19 125 10 6.8 8.80E-03
60Co 5.55E+12 2.56E-18 8.0 2.40E-01
*每次只进行一个核素的操作
 
表11.4 γ射线照射室西墙和屏蔽门外剂量率计算(反射)
位置 放射源 最大活度
(Bq) Г
C•m2•kg-1 屏蔽层 ri(m) rR(m) B
减弱因子 屏蔽外剂量率
(μSv/h)
西墙 137Cs 5.55E+12 6.35E-19 60cm厚混凝土 1 4 4.1E+03 2.25E-02
60Co 5.55E+12 2.56E-18 60cm厚混凝土 1 4 4.1E+03 9.08E-02
屏蔽门 137Cs 5.55E+12 6.35E-19 1.5cm厚铅 1 4 1.0E+04 9.23E-03
60Co 5.55E+12 2.56E-18 1.5cm厚铅 1 4 1.0E+04 3.72E-02
*每次只进行一个核素的操作想
 
由表11.9和表11.10可以看出,γ射线照射室进行仪表性能测试时,屏蔽墙和屏蔽门外剂量率最大为2.40E-01μSv/h,小于2.5μSv/h,满足要求。
(3)中子刻度室
本工程使用的中子刻度装置与中核控制北京基地所使用的中子刻度装置基本一致,屏蔽材料和屏蔽厚度一致,中子源的个数一样,各中子源摆放位置也一样,但中子源的大小不一样(北京基地中子源总活度为4.81E11Bq,山东基地中子源总活度为2.63E12Bq)。刻度中子源存放在专门的自屏蔽体中,自屏蔽内部设两个测试孔道,无对外出束口。中核控制2015年委托山东省医学科学院放射医学研究所对北京现有中子刻度装置表面剂量率进行监测(监测报告见附件四),监测结果表明,中子刻度装置外表面5cm处γ剂量率范围为1.75~2.42μSv/h,5cm处中子剂量率范围为1.62~2.35μSv/h;1m处γ剂量率范围为0.52~0.56μSv/h,1m处中子剂量率范围为0.45~0.52μSv/h。类比北京基地,山东基地1m处γ剂量率不超过3.06μSv/h,1m处中子剂量率不超过2.84μSv/h。
中子刻度室屏蔽墙厚度为50cm厚的混凝土,照射装置距离屏蔽墙4m,屏蔽墙外的剂量率最大不超过5.47E-03μSv/h,远小于2.5μSv/h的控制值。
11.2.1.3 剂量估算结果
周围剂量当量估算
                       (11-9)
上式中:H-个人剂量,μSv/a;
 -参考点处剂量率,μSv/h;
T-人员在相应关注点驻留的居留因子;
t-照射时间,单位为h/a。
探测器性能实验过程中,各三期岗位工作人员所受剂量见表11.5。
保守考虑其他非放射性工作人员(公众)在三期厂房东侧围墙外,取东侧围墙外表面剂量率对其他非放射性工作人员(公众)进行计算,其他非放射性工作人员(公众)所受剂量计算见表11.6。
表11.5 仪器性能测试三期各岗位工作人员所受剂量
工作岗位 工作岗位最大剂量率(μSv/h) 时间(h/a) 居留因子 工作人员剂量(mSv/a)
γ射线照射室操作台 9.08E-02 200 1 1.82E-02
中子照射室操作台 8.25E-02 200 1 1.65E-02
中子刻度室* 5.90E+00 200 1 1.18E+00
合计 1.21E+00
注:*中子刻度室工作岗位处剂量率取距离刻度装置1m处的剂量率(3.06+2.84=5.90μSv/h)。
表11.6 仪器性能测试对其他非放射性工作人员(公众)造成的剂量
岗位 最大剂量率(μSv/h) 时间(h/a) 居留因子 公众剂量(mSv/a)
γ射线照射室 2.40E-01 200 1/4 1.20E-02
中子照射室 4.86E-02 200 1/4 2.43E-03
中子刻度室 5.47E-03 200 1/4 2.74E-04
合计 1.47E-02
注:保守假定其他非放射性工作人员(公众)位于主屏蔽墙(东墙)外,居留因子取1/4。
 
由表11.5和表11.6可以看出,进行仪表性能测试时,三期工作人员所受最大个人剂量为1.21 mSv/a,远小于本工程对工作人员的剂量约束值(6mSv/a);其他非放射性工作人员(公众)所受最大个人剂量为1.47×10-2mSv/a,远小于本工程对公众的剂量约束值(0.3mSv/a)。
11.2.2 X射线环境影响估算
根据工程分析可知,X射线照射室在运行后主要的环境影响是作业过程中产生的X 射线对周围环境的辐射影响。
本项目X射线照射室采用450mm厚混凝土墙对X射线进行屏蔽,根据设计资料,X射线机放置在移动支架上(离地1m),照射过程中不会朝向地面、屋顶照射,照射野不涉及通风口及铅门。因此,在进行辐射环境影响分析时,X射线照射室东墙(主射方向)考虑主射线影响,西墙、南墙、北墙、屋顶及正大门(铅门)主要考虑漏射线及散射线影响。本项目参考点设置在X照射室东墙、西墙、北墙及南墙外表面,屋顶的参考点设置在房顶外表面,铅门的参考点设置在西侧正大门外表面。
11.2.2.1剂量率估算模式
探伤室屏蔽墙外参考点的剂量率预测计算模式采用《工业X射线探伤室辐射屏蔽规范》(GBZ/T 250-2014)中的估算模式:
(1)主射线(透射射线):
在给定屏蔽物质厚度X 时,主射方向关注点处辐射剂量率 按式(11-10)计算:
                       (11-10)
上式中: -参考点处剂量率,μSv/h;
I-X 射线探伤装置在最高管电压下的常用最大管电流,取5mA;
H0-距辐射源点(靶点)1m 处输出量,11.3 mGy?m2/(mA?min);
B-屏蔽透射因子,根据GBZ/T-2014图B.2,取值为2.0E-5。
R-辐射源点(靶点)至关注点的距离,m,见表11.7。
(2)漏射线
在给定屏蔽物质厚度X 时,按式(11-11)计算泄漏辐射在关注点的剂量率 :
                        (11-11)
式中:B—屏蔽透射因子,根据GBZ/T-2014图B.2(B.1),取值为2.0E-5;
R—辐射源点(靶点)至关注点的距离,m;
 —距靶点1m 处X 射线管组装体的泄漏辐射剂量率,取2.5E+3 μSv/h。
(3)散射线
在给定屏蔽物质厚度X 时,关注点处散射辐射剂量率 按式(11-12)计算:
 …… (11-12)
式中: I—X 射线探伤装置在最高管电压下的管电流,5mA;
H0—距辐射源点(靶点)1m 处输出量,11.3 mGy?m2/(mA?min);
B—屏蔽透射因子,根据GBZ/T-2014图B.2(B.1),取值为2.0E-5;;
F—R0处的辐射野面积,单位m2;
α—散射因子,入射辐射被单位面积(1m2)散射体散射到距其1m 处的散射辐射剂量率与该面积上的入射辐射剂量率的比;
R0—辐射源点(靶点)至探伤工件的距离,单位m;
Rs—散射体至关注点的距离,计算时按,单位m。:
 
11.2.2.2剂量率估算结果
根据相关设计资料,正常工作时X 射线照射机离四周墙体约2~10m,离地最大高度1m,距楼顶4.4m,查找并代入相关参数,可估算出X射线照射室四周及顶部的最大辐射影响水平。参考点处估算结果见表11.7。
表11.7 X射线照射室参考点处剂量率计算
方向 剂量率控制μSv/h 距离m 屏蔽设计 屏蔽透射因子 需屏蔽的辐射源 剂量率计算结果(μSv/h) 是否满足要求
漏射 散射 主射 合计
东墙 2.5 10 45cm混凝土 2.0E-5 有用射束 / / 6.78E-1 6.78E-1 满足
南墙 2.5 3 45cm混凝土 2.0E-5 漏射辐射
散射辐射 5.56E-3 1.51E-1 / 1.57E-1 满足
西墙 2.5 2 45cm混凝土 2.0E-5 漏射辐射
散射辐射 1.25E-2 3.39E-1 / 3.51E-1 满足
西门 2.5 2 1cm厚铅 2.0E-5 漏射辐射
散射辐射 1.25E-2 3.39E-1 / 3.51E-1 满足
北墙 2.5 3 45cm混凝土 2.0E-5 漏射辐射
散射辐射 5.56E-3 1.51E-1 / 1.57E-1 满足
屋顶 100 4.4 45cm混凝土 2.0E-5 漏射辐射
散射辐射 2.58E-3 7.0E-2 / 7.26E-2 满足
 
由表11.7估算结果可知,当X射线机在最高管电压下满功率(即U=350kV,I=5mA)运行时,X射线照射室四周、屋顶及铅屏蔽门周围剂量当量率满足GBZ/T 117-2015中的相关要求。
11.2.2.3剂量计算
周围剂量当量估算公式见公式(11-9)。X射线机运行时间取30h/a,保守假定其他非放射性工作人员(公众)位于围墙外,居留因子取1/4,计算结果见表11.8。
表11.8 射线装置运行造成的工作人员和公众的个人剂量
人员 剂量率(μSv/h) 运行时间(h) 居留因子 剂量(mSv/a)
控制室工作人员 3.51E-1 30 1 1.05E-02
其他非放射性工作人员 6.78E-1 30 1/4 5.08E-03
 
由表11.8可以看出,射线装置运行过程中,三期工作人员最大个人剂量为1.05×10-2 mSv/a,远小于本工程对工作人员的剂量约束值(6mSv/a);其他非放射性工作人员(公众)最大个人剂量为5.08×10-3mSv/a,远小于本工程对公众的剂量约束值(0.3mSv/a)。
11.2.3镀铀工艺环境影响估算
11.2.3.1工作人员所受剂量估算
镀铀操作时,操作的放射性核素为234U、235U和238U,这3个核素衰变方式为α衰变,产生的γ射线能量比较低、发射强度也低,且在手套箱内进行操作,铀操作过程产生的外照射剂量可以忽略。本次主要考虑工作人员吸入含铀气溶胶造成的内照射。
工作人员吸入放射性核素i产生的内照射产生的有效剂量与实验室内空气中放射性核素浓度成正比:
                     (11-13)
                                 (11-14)
式中:Hh.i—核素i产生的吸入内照射有效剂量,Sv/a;
Ci—核素i在空气中的浓度,Bq/m3;
Vinh—工作人员的呼吸速率,m3/h。取成人的呼吸率为1.2m3/h;
gh.i—吸入放射性核素i产生的内照射有效剂量转换因子,Sv/Bq。
t—工作人员操作放射性时间,h/a,取200h。
Q—泄漏到实验室内的核素量,Bq;
V—排风速率,m3/h,裂变镀铀间的排风量约为630m3/h。
在实验过程中,保守假定有1%的放射性核素以气溶胶的形式进入到手套箱空气中,根据辐射防护手册第三分册P496页,手套箱的泄漏率一般在0.05~0.5%,本项目密封手套箱的泄露率取为0.5%,工作人员操作放射性核素时间取200h。则实验室内的放射性气溶胶浓度水平,以及工作人员吸入内照射剂量见表11.9。
表11.9  镀铀间气溶胶浓度及工作人员吸入内照射剂量
核素名称 实际操作量(Bq/a) 气溶胶浓度(Bq/m3) 剂量率转换因子
(Sv/Bq) 剂量(Sv/a)
U-234 1.75E+08 6.90E-02 8.50E-06 1.42E-04
U-235 5.10E+06 2.00E-03 7.70E-06 3.74E-06
U-238 7.75E+04 3.06E-05 7.30E-06 5.39E-08
合计 1.75E+08 7.15E-02 1.45E-04
计算结果表明,镀铀间工作人员吸入铀气溶胶造成的内照射剂量为0.145mSv/a,远小于本工程设定的工作人员剂量约束值6mSv/a。
11.2.3.2 公众所受剂量估算
(1)排放浓度
烟囱出口处的气溶胶中核素的排放速率计算公式如下: 
                            (11-15)
式中:Q—核素i的排放速率,Bq/s;
q—放射性核素的释放量,Bq;
t—年排放时间,取200h。
(2)大气弥散及核素浓度
本次模式采用筛选模式进行大气弥散计算,计算中考虑了大气稀释作用。排放源高度离地面6.4m,排放点附近200m范围建筑物高度约为8 m(二期工程拟建厂房),宽度约为30m的建筑,人员受照点的最近距离为15m,为中核控制非放工作人员。大气弥散采用IAEA19号报告推荐的计算公式进行计算,计算公式如下: 
                      (11-16)            
其中:Cai/Qi——大气弥散因子,s/m3;
Pp—一年中风吹向接收点所在扇形方位p的时间份额,无量纲。Pp的推荐值为0.25,取自IAEA19号报告。
Hb—邻近最高建筑物的高度,m,取8m;
Qi—放射性核素i的年均排放率,Bq/s;
ua —在释放高度上年平均风速,m/s。取ua =3.4 m/s;
K—经验常数,取K=1 m。
计算得到烟囱周围大气弥散因子为2.93×10-3 s/m3。落地点核素浓度见表11.10。
(3)吸入剂量
吸入剂量计算公式见(11-13)式,公众吸入剂量见表11.10。
11.10  其他非放射性工作人员(公众)吸入剂量计算
核素名称 放射性核素释放量(Bq) 核素i的排放速率(Bq/s) 落地点核素浓度(Bq/m3) 剂量率转换因子(Sv/Bq) 吸入剂量(Sv/a)
234U 1.75E+04 2.43E-02 7.12E-05 9.40E-06 7.04E-06
235U 5.10E+02 7.08E-04 2.08E-06 8.50E-06 1.85E-07
238U 7.75E+00 1.08E-05 3.15E-08 8.00E-06 2.65E-09
合计 7.23E-06
计算结果表明,镀铀工艺对其他非放射性工作人员(公众)造成的剂量为7.23×10-3 mSv/a,远小于本工程设定的公众剂量约束值0.3mSv/a。
11.2.4 总剂量
工程运行期间,各工序对工作人员和公众造成的总剂量见表11.11。
表11.11 各工序对工作人员和公众造成的总剂量
工序 三期工作人员所受剂量(mSv/a) 其他非放射性工作人员(公众)所受剂量(mSv/a)
仪器性能实验 1.21E+00 1.47E-02
X射线照射和探伤 1.05E-02 5.08E-03
镀铀工艺 1.45E-01 7.23E-03
合 计 1.37E+00 2.70E-02
 
由表11.11可以看出,工程运行过程中,三期工作人员最大个人剂量为1.37 mSv/a,小于本工程对工作人员的剂量约束值(6mSv/a);其他非放射性工作人员(公众)最大个人剂量为2.70×10-2mSv/a,远小于本工程对公众的剂量约束值(0.3mSv/a)。
11.2.5 放射性固体废物的环境影响分析
在仪器性能试验和刻度过程中,产生的放射性固体废物为废/旧放射源;在电极镀铀操作过程中,可能产生一些沾污的口罩、手套、工作服,每年产生量不超过10kg。产生的废/旧放射源放入屏蔽罐中后送放射源库暂存,放射性污染的口罩、手套、工作服等收集装入200L废物桶后放入放射源库暂存。废/旧放射源由厂家负责回收,厂家无法回收时,交由有资质的单位处理。放射性污染的口罩、手套、工作服等收集一定量后交由有资质单位处理。放射性固体废物均有明确去向,不外排,基本不会对周围环境造成影响。
11.2.6放射性废液的环境影响分析
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废液;在电极镀铀操作过程中,产生的放射性废液主要为电镀废液和冲洗废液,每次电镀废液和冲洗废液总量不超过70L,经检测废液中的铀元素含量为1.34×10-7 g/ml,每年操作不超过5次,每年镀铀过程产生废液量为350L。废液通过蒸发干燥成残渣(量极少),累积到一定量后溶解成溶液再通过水泥固化,满足GB14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》所要求的物理、化学、辐射标准后,送有资质单位处理。基本不会对周围环境造成影响。
11.2.7放射性废气的环境影响分析
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废气;在电极镀铀操作过程中,会产生少量的含铀气溶胶。气溶胶通过一级高效过滤器(核级过滤器,过滤效率99.9%)过滤后通过屋顶烟囱排入环境中,烟囱高度离地面6.4m。通过计算,含铀气溶胶对其他非放射性工作人员(公众)造成的剂量为7.23×10-3 mSv/a,远小于本工程设定的公众剂量约束值0.3mSv/a。
11.2.8其他非放污染物环境影响分析
项目运行过程中,工作人员产生的生活垃圾以及生活污水纳入公司统一管理。生活垃圾定期由环卫部门清运处理,生活污水排入厂房污水管网,再纳入市政污水管网。基本不会对周围环境造成影响。X射线装置运行过程照射室内产生的臭氧(O3)和氮氧化物(NOX)通过机械通风排出,照射室通风换气次数为3次/h,满足《工业X 射线探伤放射防护要求》(GBZ117-2015),不会对工作人员和环境造成影响。本项目更换下来的蓄电池为危险废物(HW49),更换的蓄电池不在厂区内暂存,立即送有资质单位进行处理,不会对环境造成影响。
11.3 事故影响分析
11.3.1 辐射事故分级
根据辐射事故性质、严重程度、可控性和影响等因素,从重到轻,辐射事故分为特别重大辐射事故、重大辐射事故、较大辐射事故和一般辐射事故四个等级。
? 特别重大辐射事故,是指Ⅰ类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控造成大范围严重辐射污染后果,或者放射性同位素和射线装置失控导致3人以上(含3人)急性死亡。
? 重大辐射事故,是指Ⅰ类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致2人以下(含2人)急性死亡或者10人以上(含10人)急性重度放射病、局部器官残疾。
? 较大辐射事故,是指Ⅲ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致9人以下(含9人)急性重度放射病、局部器官残疾。
? 一般辐射事故,是指Ⅳ类、Ⅴ类放射源丢失、被盗、失控,或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。
11.3.2 可能发生的辐射事故 
(1)X射线照射及探伤事故工况
X 射线照射探伤机只有在开机时才产生X 射线,事故多为开机误照射事故。本项目可能发生的辐射事故主要为安全报警装置失效,因屏蔽探伤室门-机联锁装置失灵导致在防护门未能完全关闭的状态下X 射线探伤机能够开机检测,给周围活动的人员和其他人员误入探伤室内造成误照射。
(2) 探测器性能测试事故工况及影响
探测器性能测试过程中可能发生的事故主要如下:
? 放射源被盗或丢失,使公众人员受到超剂量照射;
? 安全连锁装置发生故障,工作人员误入照射室,造成人员被误照,引发辐射事故。
(3) 镀铀工艺事故工况
电极镀铀操作过程中,可能发生的事故为电镀液撒漏,沾污实验操作台,工作人员处理事故时,对人员造成照射。
11.3.3 事故影响分析 
一、X射线照射及探伤事故工况
(1)事故情景假设:
? 门机联锁装置失效,有1人误入探伤室被误射;
? 探伤机以最大参数运行(350kv,5mA);
? 事故持续时间按一次探伤最大曝光时间30S计;
? 误入人员位于X探伤机主射束方向距靶1m处,无任何屏蔽措施。
(2)事故影响
根据以上事故情景,估算事故过程中误入人员所受剂量为28.3mSv/次,超过工作人员年剂量限值(20mSv),为一般辐射事故。
二、探测器性能测试事故工况
a. 放射源被盗或丢失
(1)事故情景假设:
? 为简化计算,本次只计算最大的γ放射源(60Co放射源,源活度为5.55×1012Bq)和中子源(241Am-Be中子源,源活度为8.14×1011Bq,中子发射率为4.40×107n/s)丢失;
? 假设丢失后在整个事故持续时间内密封源包壳未发生破损,事故持续过程中按点源考虑;
? 保守假设事故持续时间内,丢失的源被同一人随身携带,距离按10cm考虑;
? 受照人员不考虑任何屏蔽措施。
(2)事故影响
上述60Co密封源、241Am-Be密封源均为Ⅱ类放射源。在上述事故情景假设的条件下,接触60Co密封源后114s、接触241Am-Be密封源后125h的空气吸收剂量可达到5.50Gy,根据《实用辐射安全手册》(丛慧玲,北京:原子能出版社,2006.2,p115),受此剂量照射人员死亡率达到99%以上的确定性效应。 
根据《放射源同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院令第449号)的规定,本项目若发生上述密封源的丢失、被盗、失控,将导致发生重大辐射事故,甚至是特别重大事故。因此这类事故是项目运行期间必须坚决予以杜绝,绝对不能发生的。
b. 工作人员误入照射室
(1)事故情景假设:
? 为简化计算,本次只计算人员误入γ射线照射室和中子照射室,此时按最大的γ放射源(60Co放射源,源活度为5.55×1012Bq)和中子源(241Am-Be中子源,源活度为8.14×1011Bq,中子发射率为4.40×107n/s)计算;
? 假设人员误入事故持续时间为5min,按点源考虑;
? 保守假设事故持续时间内,距离按1m考虑;
? 受照人员不考虑任何屏蔽措施。
(2)事故影响
上述60Co密封源、241Am-Be密封源均为Ⅱ类放射源。在上述事故情景假设的条件下,人员误入γ射线照射室造成的剂量为144mSv,误入中子照射室造成的剂量为0.037 mSv,根据《实用辐射安全手册》(丛慧玲,北京:原子能出版社,2006.2,p115),当吸收剂量0.1~0.25Gy时,早期临床症状无明显变化,不会产生急性放射病。
三、电镀铀工艺事故工况
(1)事故情景假设:
? 电镀液全部洒落,沾污操作台。沾污的主要核素U-234、U-235、U-238的活度分别为3.49E+07Bq、1.02E+06Bq、和1.55E+04Bq;
? 假设擦拭去污时间保守取1h,放射源按无限大面源考虑;
? 保守假设擦拭去污过程中,距离取1cm;
? 受照人员不考虑任何屏蔽措施。
(2)事故影响
在上述事故情景假设的条件下,擦拭去污过程中,U-234、U-235、U-238对擦拭人员造成的剂量分别为1.12E-03mSv、2.25E-03mSv、4.03E-07mSv,远小于个人剂量限值。
11.3.4事故应急及防范措施
1)配置必要的辐射监测仪器,及时发现使用过程中射线是否泄漏,发生上述不必要的照射事故(件)时,对受照人员则进行计量评估,必要时进行医学处理;
2)加强对放射源的贮存、使用现场的管理,防止放射源被盗、丢失。一旦发生此类事件,根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院令第449 号)、《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》、《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知》(国家环保总局,环发[2006]145 号)以及《突发环境事件信息报告办法》(环保部令第17 号)中的有关要求,企业应按规定启动本单位辐射事故应急方案,并及时报告当地环保部门、公安部门以及卫生部门。
3)X射线照射室、γ射线照射室、中子照射室必须安装门-机联锁装置,正常情况下可以避免误闯探伤室的情况发生,但要经常性的检查、维护门-机联锁装置正常运行。避免人员误留照射室。
4)制定X 射线探伤机、γ辐照装置、中子辐照装置安全操作规程并严格执行,防止辐照事件发生;
5)运营单位在每次工作开始前需进行检查,检查项目包括:a)安全联锁是否正常工作;b)报警设备和警示灯是否正常运行;c)螺栓等连接件是否连接良好。
6)运营单位应定期对设备进行检查,检查项目包括a)电气安全,包括接地和电缆绝缘检查;b)所有的联锁和紧急停机开关的检查;c)机房内固定辐射检测仪的检查。
7)运营单位应对设备维护负责,每年至少维护一次。设备维护应由受过专业培训的工作人员或设备制造商进行,运营单位应做好设备维护记录。
8)制定严格的规章制度,加强安全防护意识,在探伤室周围搞好警戒工作。
9)加强工作人员的教育与培训,正确佩戴个人剂量计,并定期检测。如发现超剂量,应进行调查,或改善防护条件或措施。
 
 
 
 
 
表12 辐射安全管理
中核控制(总部)已经建立了比较完整的辐射安全管理体系,该辐射安全管理体系将适用于山东海阳基地三期项目的辐射安全管理。本章将对中核控制现有安全管理体系进行评估。
12.1辐射安全与环境保护管理机构的设置
12.1.1机构设置
按照《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院令第449号)及环境保护主管部门的要求,中核控制系统工程有限公司成立了辐射安全与环境保护管理机构—中核控制辐射安全防护管理领导小组,并有专职人员对辐射安全进行管理,辐射安全防护管理领导小组组成见表12.1,辐射安全专职管理人员见表12.2。
表12.1 中核控制辐射安全防护管理领导小组
机构名称:辐射安全防护管理领导小组
管理人员 姓名 性别 职务 工作部门 专/兼职
组长 师庆维 总经理 总经理部 兼职
副组长 王怀敬 副总经理 总经理部 兼职
副组长 薛昌林 副总经理 总经理部 兼职
副组长 吴军 副总经理 总经理部 兼职
副组长 齐克林 总工程师 总工程师办公室 专职
成员 李楠 部门经理 安全质量部 专职
成员 陈立 部门副经理 安全质量部 兼职
成员 赵建文 办公室主任 公司办公室 兼职
成员 刘海林 部门副经理 市场部 兼职
成员 马刚 部门副经理 研发中心 兼职
成员 李相建 部门经理 工程与服务中心 兼职
成员 范立平 部门副经理 生产制造中心 兼职
表12.2 辐射安全专职管理人员
序号 部门 姓名 性别 岗位 培训类别 培训证号 培训日期
1 安全质量部 王军 管理 辐射安全与防护 A1108681 2015-12-18
2 安全质量部 王永迪 管理 辐射安全与防护 A1108667 2015-12-18
3 安全质量部 刘晶鑫 管理 辐射安全与防护 A1515005 2015-12-18
4 安全质量部 林雯 管理 辐射安全与防护 C1402087 2014-5-7
 
12.1.2 岗位职责
(1)管理机构岗位职责
辐射安全防护管理领导小组的主要责任是保证国家及地方与辐射安全、生产安全和环境保护相关法律法规在公司内得到贯彻执行,具体职责包括:
1) 组织制定并审核公司辐射安全管理目标及计划;
2) 负责组织对本公司辐射安全管理制度编制、修订、完善,并监督实施;
3) 负责定期组织对辐射工作人员进行辐射安全相关法律法规及辐射安全制度、规程的宣传和培训;
4) 负责定期组织对公司辐射应急预案修订;当出现辐射事故或事件时,组织人员,启动应急响应,配合政府相关部门进行事故发生后的抢救工作。
(2)辐射安全防护管理领导小组人员分工及职责:
组长:由公司法人担任,是公司辐射安全第一责任人,对公司辐射安全负总则;
副组长:由公司主管安全、科研、生产的副总经理担任,对各分管业务范围辐射安全全面负责;
辐射安全负责人:由安全质量部部门经理担任,确保辐射安全及环境相关的法规在公司内得到实施;
各部门负责人:确保公司辐射安全规章制度和安全操作规程在生产过程中的有效执行和落实;确保单位组织的安全演练和安全体系审核得到积极配合。
(3)安全主管职责:
1) 负责辐射安全及环境相关法律法规的追踪;
2) 提出对相关法规在单位内部实施的方案;
3) 负责安全相关规章制度的制定与更新;
4) 负责组织联系辐射及生产安全相关的培训及考核;
5) 负责组织年度辐射安全演练及事故应急处理;
6) 负责管理公司放射源出入库管理并建立管理台账;
7) 负责安全检测设备的配备及维护及辐照器室内外的检测;
8) 组织辐射作业人员职业健康体检,个人剂量及场所监控记录的收集与管理;
9) 负责剂量监测设备的管理;
10) 就辐射安全及环境相关报批事项的对外联络,包括许可证申请与更新、发放个人剂量及场所检测、废物处理及提交年度报告等。
(4)安全质量部职责
辐射安全管理工作牵头部门,对公司辐射安全管理相关制度的执行负总责。
(5)辐射作业部门职责(研发中心,生产制造中心):
1) 负责按照公司制度对放射源的日常使用进行管理,并建立相关档案;
2) 负责组织部门内部辐射安全教育培训;
3) 会同安全质量部定期进行放射源安全使用监督和检查;
4) 发现放射源问题,及时通知安全质量部;
5) 选拔适当人员作为部门兼职安全员,协助管理部门内部安全工作;
6) 参与公司放射事故的调查和处理。
(6)辐射工作人员职责:
? 严格按照法律法规、标准及公司规章制度、操作规程从事放射源作业;
? 合理佩戴个人防护用品,确保个人劳动过程中得到保护;
? 对工作过程中的安全事项提出合理化建议;
? 发生辐射安全事故及时汇报并现场应急处理。
12.2辐射安全管理规章制度
中核控制编制了《中核控制系统工程有限公司辐射安全管理制度》,内容包括《辐射防护与安全保卫制度》、《刻度室辐照设备安全操作规程》、《含源仪器作业安全规程》、《放射源使用管理制度》、《人员培训计划》、《设备检修维护制度》、《台账管理制度》、《中核控制放射性剂量监测管理制度》、《含源仪器销售与运输管理规定》、《中核控制放射性同位素转让管理制度》、《中核控制放射性废物安全管理制度》、《中核控制辐射事故应急预案》等。
为确保公司核材料的安全与合理使用,防止核材料被盗、丢失和非法转移,根据《中华人民共和国核材料管制条例》等有关法律、法规,结合公司的实际情况,中核控制制定了《核材料实物保护与保密制度汇编》。管制的核材料为硝酸双氧铀粉末,核材料实物保护等级为Ⅲ级。汇编中对《人员资格审查制度》、《出入控制管理制度》、《放射性物品库安全保卫规定》、《涉密及接触权管理制度》、《核材料运输的安全保卫规定》等进行了相关规定。
还应补充《岗位职责》、《裂变室工作间操作规程》,并根据实际情况对中核控制系统工程有限公司辐射安全管理制度》、《中核控制放射性剂量监测管理制度》等进行修订。
在按本环评要求完善规章制度后,从操作人员岗位职责、辐射防护和安全保卫、设备检修和维护、放射性设备的使用等方面做了明确要求和规定,保障了从事辐射工作人员和公众的健康和安全,同时保护了环境,各项规章制度可满足本项目辐射安全管理需求。
12.3辐射监测
为保护工作人员、公众和环境安全,需要开展辐射环境监测工作。监测分为工作场所监测、工作人员剂量监测和环境监测。监测工作委托有资质单位进行。
12.3.1 工作场所监测
1、采用固定式中子剂量探测仪对放射源库、中子刻度室和中子照射室内中子辐射情况进行实时监测;
2、采用固定式X、γ射线探测仪,对放射源源库、X射线照射室、γ射线照射室内X射线、γ射线情况进行实施监测;
3、采用便携式中子测量辐射仪对放射源库、中子刻度室和中子照射室屏蔽墙外中子剂量率进行监测,监测频次为1次/季度;
4、采用便携式X、?辐射仪对射源库、X射线照射室、γ射线照射室屏蔽墙外X、?剂量率进行监测,监测频次为1次/季度;
5、采用便携式α/β表面污染监测仪对裂变操作间(包括镀铀间、去气间、装架间、排气间)工作台、地面进行污染监测,监测频次为1周/次。
12.3.2 工作人员监测
1、工作人员进入放射性工作场所必须佩戴个人剂量计和个人剂量报警仪,个人剂量计由中核科技进行统一管理,并统一建立工作人员个人剂量档案,长期进行剂量跟踪。每季度委托有资质单位对个人剂量进行检测,填入个人剂量档案,档案长期保存。
2、每年对开放性工作场所人员进行一次内照射剂量监测。
3、工作人员从裂变操作间完成操作后出来,需要通过固定式手脚污染监测设备进行测量,若发现污染,及时去污。
12.3.3 环境监测
1、采用便携式式中子测量辐射仪对三期工程四周以及中核控制海阳基地四周进行中子剂量率监测,监测频次为1次/半年;
2、采用X、?辐射仪对三期工程四周以及中核控制海阳基地四周进行X、?剂量率监测,监测频次为1次/半年。
12.3.4废电镀液监测
对产生的废电镀液委托有资质的单位进行1次监测,监测废电镀液中U浓度。
12.4辐射事故应急
为及时、有序、高效、妥善地处置事故,最大程度降低辐射事故的危害程度,保护人民群众健康和生态环境安全,维护社会稳定,保障科研生产和经济全面、协调、可持续发展。根据《中华人民共和国突发事件应对法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》、《企事业单位内部治安保卫条例》和《生产经营单位安全生产事故应急预案编制导则》,中核控制已经制定《中核控制辐射事故应急预案》,在《中核控制辐射事故应急预案》中,对应急组织机构及其职责、事故及事故应急措施、事故报告制度、事故应急处置、培训及演练进行了规定,能够满足本项目的事故应急。
12.4.1组织机构
公司成立重大安全事故应急救援指挥领导小组,由公司总经理、副总经理、总工程师和公司办公室、安全质量部、人力资源部及各科研生产部门领导组成。公司总经理任总指挥,主管安全副总经理任副总指挥,负责全公司应急救援工作的组织和指挥。辐射事故应急救援办公室设在安全质量部,领导小组下设辐射事故救援队。应急指挥领导小组成员组成与职责如下:
12.4.2应急组织结构职责
? 应急指挥领导小组职责:
(一)负责组织制定、修订本公司突发性安全事故预案,建立相关应急救援管理机制;
(二)组建应急救援队伍,保障应急救援物资的配置和经费的供给;
(三)组织应急救援预案的培训和演练、做好应急救援的各项准备工作;
(四)在突发性安全事故发生时,根据事故性质和情况迅速启动相应的应急救援处置预案,统一部署应急救援行动的实施工作,发布和解除应急救援命令;
(五)进行事故调查处理与报告工作,及时总结应急救援工作经验。
? 总指挥职责:
(一)负责组织应急救援处置预案的实施工作;
(二)领导、指挥本公司安全事故应急救援行动;
(三)负责向上级应急救援指挥部门报告和接受指令。
? 副总指挥职责:
(一)协助总指挥工作;
(二)组织、调度各应急救援工作组开展应急救援行动,并全面负责应急救援现场的指挥工作;
(三)针对事故性质研究确定相应的应急处置方案,并及时向总指挥报告现场救援工作情况;
(四)进行事故现场安全评估,提出现场应急救援力量增援的建议,必要时,可直接采取紧急撤离、疏散和局部区域管制的措施。
(五)总指挥不在事故发生地时,受总指挥委托履行总指挥职责。
? 辐射事故救援队职责
辐射事故救援队由治安保卫工作组、信息通讯工作组、现场处置工作组、后勤保障工作组和专家组人员组成。各工作组的职责分工如下:
(一).治安保卫工作组职责:
(1)负责大门的外出车辆、人员携带物品的辐射检测与检查。
(2)负责维护现场应急处置工作秩序和保护被盗事故现场。
(3)阻止、控制盗窃嫌疑人违法行为,并协助公安机关对盗窃嫌疑人实施监控和调查取证工作。
(二)信息通讯工作组职责:
(1)负责应急处置指挥部24小时值班安排。
(2)负责应急处置指挥部与处置现场及上级相关部门的联络工作。
(3)受应急处置指挥部委托,负责事故报告和处置工作的信息发布工作。
(三)现场处置工作组职责:
(1)负责放射源的查找工作。
(2)负责事故现场环境检测和污染清除工作。
(3)参与事故的调查处理及举证工作。
(四)后勤保障工作组职责:负责对可能受到超剂量照射人员进行医学观察和安排健康体检工作。
(五)专家组职责:
(1)研究制定去污治理措施和效果评价工作。
(2)参与事故原因的调查及举证工作。
12.4.3 事故应急处置措施
辐射事故处置工作的基本程序按照事故报警——应急响应——事故报告——应急处置——善后处置五个步骤进行。
12.4.3.1事故报警
发生放射源丢失或被盗事故后,现场人员应立即向安全质量部报警,紧急情况下,可直接报告公司领导。主要内容包括:辐射事故的性质、发生时间、地点、放射源的数量、核素及活度、事故潜在的危害程度等初步情况。
12.4.3.2应急响应
公司突发性安全事故应急指挥领导小组获悉发生辐射事故后,迅速成立应急处置指挥部——制定针对性应急处置方案——召集各专业组长迅速组织应急救援队伍到达预定岗位——按照相应的应急处置方案开展应急处置工作。
12.4.3.3事故报告
公司事故报告方式分为初报、续报和处理结果报告三类。
(一)初报从发现事故后起1小时内上报应急指挥组,可用电话直接报告,主要内容包括:①事故单位的名称、负责人、联系电话及地址,②事故的性质、发生时间、地点;③事故涉及放射源的核素、数量、活度、影响范围等。应急指挥组接到报告后,根据《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知》(国家环保总局环发[2006]145号)规定,公司立即启动辐射事故应急预案,并在2小时内填写《辐射事故初始报告表》,向当地环保部门和公安部门报告。
(二)续报在事故发生后的24小时内或查清有关基本情况后随时上报,主要内容包括:在初报的基础上报告有关确切数据和事故发生的原因、过程、进展情况及采取的应急措施等基本情况。
(三)处理结果报告在应急状态终止后的1个月内以总结报告的形式书面上报,情况复杂的可延长于2个月内;主要内容包括:事故产生的原因、发展过程及造成的后果(包括人员健康状态、环境影响、经济损失)分析、评价,采取的主要应急响应措施及其有效性,应急处置后的遗留问题及对策,主要经验教训和处理结果等。
12.4.3.4应急处置
在公司突发性辐射安全事故应急处置指挥部的指挥下,各专业工作组按职责分工,迅速做好应急准备,并根据事故性质,采取相应工作程序与措施开展应急处置工作。
? 放射源库受到非法侵入应急处置措施
(一)报告:监控室监控人员发现情况后立即通知应急指挥领导小组人员。应急指挥领导小组接到报警后立即通知治安保卫工作组人员赶赴现场并通知其他相关人员。
(二)布控:治安保卫工作组到源库周边位置后立即对进入源库的大门、货梯、通风口进行封锁但不进入源库。在指挥人员未到场前阻止任何人员进入源库,发现源库内的人员离开时要立即控制。
(三)抓捕:指挥人员到达现场后根据情况组织治安保卫工作组成员进入源库查找、控制非法进入人员或通知公安机关进行处理并保护现场。事后协助公安机关对盗窃嫌疑人实施监控和调查取证工作。
(四)审查:经公安机关或厂应急救援指挥领导小组批准后现场处置工作组可进入现场对源库内的放射源、设施进行检查、清点,确认损失。
? 放射源丢失事故应急处置措施
(一)布控:由治安保卫工作组实施,即封闭公司厂区大门,以2人为一组,分别携带放射源照片使用便携式辐射仪向外出人员、车辆进行询问和对携带的物品检查和辐射剂量检测,确认无放射源时方可放行;发现后立即扣留并报告指挥部。
(二)查找:由现场处置工作组实施,以2人为一组,分别使用便携式辐射仪进行查找,自使用现场向四周及可能丢失的区域分别使用便携式辐射仪仔细搜索与查找,同时派出人员携带放射源照片和辐射仪深入附近社区与废品收购点(站)进行查找与检测,必要时使用车载γ能谱仪进行查找,找到后立即用长柄钳装入铅罐并报告指挥部。
(三)去污:立即进行封堵容器或将散落到放射性物质装入密闭容器封存,将遗洒的污染物用坚固的内衬双层塑料袋的容器封存,对现场进行检测和彻底去污处理。
(四)救护:对长时间接触放射源的当事人进行医学观察或安排健康体检。
? 放射源被盗事故应急处置措施
(一)布控:通过回放视频监控录像确认放射源被盗后,应立即报警和通知保安队封闭大门,在公司应急队伍和公安机关人员未到位之前禁止人员、车辆外出;治安保卫工作组安排2人保护放射源被盗事故现场。
(二)搜索:依据视频监控信息,治安保卫工作组安排专人协助监控室值班人员利用视频监控系统搜索、监视盗窃嫌疑人,并通过对讲机搜索人员实施围堵;厂区大门派4人盘查盗窃嫌疑人、车辆和放射源;现场处置组以4人为一组,在厂区搜索盗窃嫌疑人、车辆和放射源,并协助公安机关对盗窃嫌疑人实施控制。
(三)追查:若发现盗窃嫌疑人、车辆和放射源已逃离厂区,及时向公安机关提供盗窃嫌疑人、车辆、放射源相关信息,报请公安机关立案侦破。
(四)若盗窃过程发生放射源丢失时,按照放射源丢失事故应急处置措施开展放射源的查找和去污处理工作。
? 人员误照事故应急处置措施
(一)发生事故时,现场人员应立即采取相应的措施切断辐射源头并及时上报。
(二)应急指挥领导小组人员立即组织相关工作人员到达现场,在进入现场首先考虑救援人员的生命安全,做好辐射水平的监测和人员防护工作,防止救援人员受到伤害。及时将已受到伤害的人员送往医院。
(三)现场处置工作组确定事故的源头、污染的核素、污染范围和辐射强度,尽快采取措施控制事故的影响,防止事故扩大及时查明事故原因,消灭污染源并保护现场。
12.4.3.5应急结束
在现场应急处置工作结束并确定不会产生复发和次生事故后,由应急指挥领导小组发布终止应急响应行动的决定。有上级应急救援机构参与指挥的应急响应行动须得到上级应急救援机构批准。总结经验教训,根据对应急响应措施有效性评价结论,必要时更新应急响应及其他相关保护措施, 
防止类似事件的发生。
12.4.5培训与演练
安全质量部结合安全生产活动对参与突发性辐射事故应急准备与响应的人员进行应急基础知识,辐射事故的现场控制方法和辐射污染物应急处置技术应急处置技能培训;对配备的设备定期进行检查,确保设备的有效使用。每1年组织一次专项应急处置措施演习,每2年组织一次综合性应急处置预案演习。
12.5 从事辐射活动能力评价
根据《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》第十六条规定,中核控制山东海阳基地三期建设项目中子刻度室、中子照射室、γ射线照射室、X射线照射室(Ⅱ类射线装置)以及裂变电离操作间(乙级非密封工作场所)应用项目的辐射活动需满足相关条件,本报告对其从事辐射活动能力评价见下表12.3。
表12.3 从事辐射活动能力评价
《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》(环境保护部令第3号,2008年修正)相关要求 本单位落实情况
使用Ⅱ类、Ⅲ类放射源,使用Ⅱ类、Ⅲ类射线装置的,应当设有专门的辐射安全与环境保护管理机构,或者至少有1名具有本科以上学历的技术人员专职负责辐射安全与环境保护管理工作。 成立了中核控制辐射安全防护管理领导小组,指定总经理为本单位辐射管理领导小组组长,并有专职人员对辐射安全进行管理。满足要求。
从事辐射工作的人员必须通过辐射安全和防护专业知识及相关法律法规的培训和考核。 本项目拟派的所有放射工作人员均参加“初级辐射安全培训”,待取得《辐射工作人员岗位培训证书》后上岗。满足要求。
使用放射性同位素的单位应当有满足辐射防护和实体保卫要求的放射源暂存库或设备。 活度较小的放射源放入放射源库地坑中进行存储,活度较大的放射源采用自屏蔽的方法进行存储。管制的核材料为硝酸双氧铀粉末,核材料实物保护等级为Ⅲ级。满足要求。 
放射性同位素与射线装置使用场所有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。 中子刻度室、中子照射室、γ射线照射室、X射线照射室、裂变电离操作间均为专用房间。
设置实体屏蔽,设急停开关、门机联锁、电离辐射警告标志,安装工作指示灯等措施。配备了防护铅衣,铅手套等。满足要求。
配备与辐射类型和辐射水平相适应的防护用品和监测仪器,包括个人剂量测量报警、辐射监测等仪器。使用非密封放射性物质的单位还应当有表面污染监测仪。 工程除配备必要的个人剂量计和个人剂量报警仪外;配备固定式中子剂量探测仪(一台主机及三个探头),对源库、中子刻度室和中子照射室进行监测;配备固定式X、γ射线探测仪(一台主机及三个探头),对源库、X射线照射室、γ射线照射室内进行监测;采用便携式中子测量辐射仪(两台)作为中子实验室工作场所和环境的中子剂量监测仪表;采用便携式X、?辐射仪(两台)作为γ源实验室工作场所和附近境的γ辐射剂量监测仪表;采用表面污染检测仪对工作产所表面污染进行监测;采用固定式手脚污染监测设备对进出裂变工作间的工作人员进行表面污染监测。满足要求。
有健全的操作规程、岗位职责、辐射防护和安全保卫制度、设备检修维护制度、人员培训计划、监测方案等。 中核控制已制定相应的措施,但需要根据实际情况进行修订。可以落实。
有完善的辐射事故应急措施。 制定了《中核控制辐射事故应急预案》。满足要求。
产生放射性废气、废液、固体废物的,还应具有确保放射性废气、废液、固体废物达标排放的处理能力或者可行的处理方案。 产生的放射性废水通过蒸发干燥成残渣(量极少),累积到一定量后溶解成溶液再通过水泥固化,满足放射性废物固化所要求的物理、化学、环境辐射标准后,送山东省有资质单位处置。
产生的废旧放射源收集放入源库地坑暂存,最终交由有资质单位处理。操作过程产生的废旧工作服收集后装入废物桶,最终送有资质单位处理。
镀铀工艺产生的废气经高效过滤过滤后,通过屋顶烟囱排放。
更换下来的蓄电池为危险废物(HW49)。更换的蓄电池不在厂区内暂存,立即送有资质单位进行处理。
满足要求。
中核控制按上述内容认真落实后,在严格执行相关法律法规、标准规范等文件,严格落实各项辐射安全管理、防护措施的前提下,其从事辐射活动的技术能力能够符合相应法律法规的要求。
 
 
表13 结论与建议
13.1结论
(1)项目概况
中核控制系统工程有限公司总部位于北京,为专业从事核工程数字化仪表控制系统、核电站专用仪控系统、核探测器、通用核仪器等的研发、生产制造、销售、工程和服务的公司。为实现公司战略,中核控制计划将探测器生产研发工作规划在山东海阳生产基地。中核控制山东海阳基地位于山东省海阳市凤城镇海滨中路92号,规划建设四期工程,规划总建筑面积41674m2。其中一期工程(非放工程)建筑面积8740.8m2,主要为电子产品生产线、办公楼、食堂、宿舍等,目前已经建造完成,投入使用;二期工程(非放工程)建筑面积15570.5m2,主要用于堆芯、堆外探测器的组装,预计今年上半年开工建设;本项目为三期工程(含放射性工程),项目占地面积3225.19m2,建筑面积903m2。主体工程为辐照试验室,包括1间放射源库(另行编制环境影响评价登记表)、1间中子刻度室、1间中子照射室、1间X射线照射室、1间γ射线照射室和裂变室工作间。主要用于裂变电离试验、堆芯探测器中子灵敏度的测试、γ射线灵敏度检测、X照相和探伤实验、放射源相关研发和生产。项目涉及密封放射源的使用、非密封源使用以及射线装置的使用。
使用密封放射源包括γ刻度源(137Cs、60Co、)和中子刻度源(241Am-Be),总计16枚(放射源详细情况请见“表2 放射源”),放射源类别为使用Ⅱ类、Ⅲ类放射源。
使用1台X 射线照射探伤机(350kV,5mA),属使用Ⅱ类射线装置,设备均用于室内照射照射和探伤作业(固定场所),以便提高产品质量。
建造裂变室工作间,用于电极镀铀及裂变电离试验,工作间核素最大日等效操作量为3.49×108Bq,属于乙级非密封放射性物质工作场所。
本项目用于裂变电离试验、堆芯探测器中子灵敏度的测试、γ射线灵敏度检测、X照相和探伤实验、放射源相关研发和生产,符合实践正当性。
(2)辐射环境现状
监测结果显示,项目周围环境γ辐射空气吸收剂量率本底监测结果范围为:9.25×10-8~1.16×10-8Gy/h,在烟台市环境天然放射性水平范围内波动。
项目周围土壤中U-238本底监测结果范围为:26.5~31.6Bq/kg;Th-232本底监测结果范围为38.9~69.1 Bq/kg;Ra-226本底监测结果范围为22~29Bq/kg;K-40本底监测结果范围为873~1020 Bq/kg,均在烟台市环境天然放射性水平范围内波动。
项目周围环境空气中总α浓度为0.18 mBq/m3,总β浓度为1.19 mBq/m3,总铀浓度为0.39 ng/m3。
(3)辐射安全与防护结论
为了便于辐射防护管理和职业照射控制,根据GB18871-2002规定,将裂变室进行辐射防护分区管理,分为控制区和监督区,并设置电离辐射警告标识。
对于活度较大的放射源(中子照射室、中子刻度室、γ照射室用源),放射源装在自屏蔽体内,自屏蔽体主要材质为铅(其中中子源屏蔽体还有一层石蜡和镉),对中子、γ射线进行屏蔽防护;采用混凝土墙和屏蔽门对运行过程的射线进行屏蔽。并设置电离辐射警告标识。
中子照射室、γ射线照射室在升源前,工作人员首先检查源是否在贮存位,同时固定式辐射剂量监控仪指示值在低剂量本底水平。X射线照射室在出束前,亦查看固定式辐射剂量监控仪指示值是否在低剂量本底水平。装置运行时,对人员的出入进行管制。
本工程的辐射安全和防护设施能较好的保护本项目工作人员和周围公众成员。
(4)主要污染因子及环境影响分析
实验室在运行过程中产生的主要污染因子包括中子、γ射线、少量放射性废气、放射性固体废物、放射性废水。
工程运行过程中,三期工作人员最大个人剂量为1.37mSv/a,小于本工程对工作人员的剂量约束值(6mSv/a);其他非放射性工作人员(公众)最大个人剂量为2.70×10-2mSv/a,远小于本工程对公众的剂量约束值(0.3mSv/a),符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中关于“剂量限值”的要求。
(5)污染物防治措施
放射性废气
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废气;电极镀铀操作过程中,会有少量的含铀气溶胶进入到手套箱及工作间空气中,通过局排(手套箱单独排风)和全排(裂变镀铀间排风)进入到周围环境中。局排(手套箱)通风量为360m3/h,全排(裂变镀铀间)通风量为630m3/h。产生的放射性气溶胶通过一级高效过滤器(核级过滤器)进行过滤,过滤效率对气溶胶粒子的过滤效率能达到99.9%,过滤后通过屋顶烟囱(高出屋顶1m)排入环境中,烟囱高度离地面6.4m。
放射性废液
在仪器性能试验和刻度过程中,不会产生放射性废液;在电极镀铀操作过程中,产生的放射性废液主要为电镀废液和冲洗废液,每次电镀废液和冲洗废液总量不超过70L,经检测废液中的铀元素含量为1.34×10-7g/ml,每年操作不超过5次,每年镀铀过程产生废液量为350L。废液通过蒸发干燥成残渣(量极少),累积到一定量后溶解成溶液再通过水泥固化,满足GB14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》所要求的物理、化学、辐射标准后,送山东省有资质单位处理。
放射性固体废物
在仪器性能试验和刻度过程中,产生的放射性固体废物为废/旧放射源;在电极镀铀操作过程中,可能产生一些沾污的口罩、手套、工作服,每年产生量不超过10kg。产生的废/旧放射源由厂家回收,在厂家无法回收的情况下,交由有相应资质的单位处理,且由有运输资质的单位承运;存在放射性污染的口罩、手套、工作服等收集装入200L废物桶后放入放射源库暂存,待一定量后交由有资质单位处理。
中子、γ射线和X射线
在仪器性能试验和刻度时,241Am-Be中子源产生的中子,60Co、137Cs等放射源产生的γ射线,X射线机产生的X射线。本项目采取一定的辐射屏蔽措施后(包括源的自屏蔽和设置屏蔽墙、屏蔽门),屏蔽墙外和屏蔽门外的剂量率满足要求。
非放污染物
项目运行过程中,工作人员产生的生活垃圾以及生活污水纳入公司统一管理。生活垃圾定期由环卫部门清运处理,生活污水排入厂房污水管网,再纳入市政污水管网。X射线装置运行过程照射室内产生的臭氧(O3)和氮氧化物(NOX)通过机械通风排出,照射室通风换气次数为3次/h,满足《工业X 射线探伤放射防护要求》(GBZ117-2015),不会对工作人员和环境造成影响。本项目更换下来的蓄电池为危险废物(HW49),更换的蓄电池不在厂区内暂存,立即送有资质单位进行处理。
(6)辐射安全管理与辐射监测
公司将按照辐射监测计划定期对工作场所、周围环境和辐射工作人员进行监测。
综上所述,中核控制系统工程有限公司在切实落实本次评价中提出的辐射管理、辐射防护等各项措施,并严格按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)以及其他相应规定、标准进行管理的基础上,本项目职业工作人员及公众人员是安全的,对周围环境产生的辐射影响小。因此,从辐射环境保护角度分析,项目建设可行。
13.2 建议
(1)建立健全放射源台账,做好放射源使用记录,加强放射源防盗和丢失措施。
(2)建立健全辐射防护工作档案,对辐射工作人员的辐射防护培训、个人剂量检测、健康查体和辐射防护检测等资料要分开保管并长期保存。
(3)中核控制应结合工作实际情况对辐射安全管理制度进行不断修改和完善。按照辐射事故应急方案和制度的要求,定期进行熟练演习。
(4)中核控制应做好门机联锁等防护设备的有效性验证,定期对门机联锁的有效性进行检测。
(5)加强对工作人员的教育和培训,职业操作人员和管理人员均应参加辐射安全培训,严格做到持证上岗,避免辐射事故的发生。
 
 
表14 审批
 
 
附图1 项目地理位置图
 
附图2 项目具体位置示意图
 
 
附图3  山东海阳基地平面布置示意图
 
附图4  评价范围敏感目标分布情况
 
附件一:现有辐射安全许可证
1、辐射安全许可证正本
 
2、辐射安全许可证副本
 
 
附件二:委托书
 
  
附件三:《本底监测报告》
 
 
附件四:《中子刻度装置监测报告》
 
 
 
 
 

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