废旧放射源的管理.pptx

废旧放射源的管理,1.放射性物质在医疗、工业、农业、研究和教学中应用 2.废旧放射源与一般放射性废物的区别 3.废旧放射源的分类 4.废旧放射源的管理 5.废旧放射源的收贮 6.废旧放射源的再利用 7.各类废旧放射源的处置 8.核技术利用设施的退役 9.推荐的IAEA出版物,1,1.放射性物质在医疗、工业、农业、研究和教学中应用,表1-1 用于医学和生物研究的典型非密封源（38种核素）,2,续表1.1用于医学和生物研究的典型非密封源,3,续表1.1用于医学和生物研究的典型非密封源,4,表1-2用于医疗、工业和研究的密封源(32种核素)*,5,续表1-2 用于医疗、工业和研究的密封源,6,2.废旧放射源与一般放射性废物的区别,3.废旧放射源的分类,3.1 分类源则 按GB14500-2002放射性废物管理原则，废放射源分类按不同安全处置方式的要求分类 3.2废旧放射性的分类 按上述原则，将废放射源分为五类： 类 深地处置类是指经过1000年以上的衰变才能达到豁免水平的废放射源，一般需要深地质处置场。 类 中地处置类是指过经过300年至1000年衰变才能达到豁免水平的废放射源，一般需要中等深度地质处置。,7,类 近地处置类是指经过50年至300年衰变才能达到豁免水平的废放射源，一般需要近地表处置。 类 浅埋处置类是指经过5年至50年的衰变即可达到豁免水平的废放射源，可在浅地表填埋处置或送交具备相应资质 的放射性废物集中贮存单位贮存。 类 衰变暂存类是指在5年内（含5年）即可衰变到豁免水平的废放射 源，可在使用单位的废物库中暂存衰变。,由多枚相同核素废放射源集装在一个密封容器而形成废放射源，其类安其所集装废放射源的总活度计。 按国家环境保护总局发布的放射源分类办法中列出的59类常用放射源及其理论最大活度数据*进行分类计算的结果见表5-1 废放射源衰变表。 各类废放射源典型核素的衰变图分别见图5-1、5-2、5-3、5-4和5-5。 注* “理论最大活度”暂以放射源分类办法中类源活度下限值的1000倍计。据国家废源集中贮存库已收废放射源的活度统计，理论最大活度均大于我国现有废放射源的活度。,8,表5-1废放射源衰变表,9,续表5-1,10,续表5-1,11,图5-1 深地处置类废放射源衰变图,12,图5-2 中地处置类废放射源衰变图,13,图表5.3近地处置类废放射源衰变图,14,图5-4 浅埋处置类废放射源衰变图,15,图5-5 衰变暂存类废放射源衰变图,16,4.废旧放射源的管理,4.1 行政管理部门 国家环保部（核安全局）辐射源安全监管司是核技术利用设施的主管和监管部门 环保部各地区的监督站负责在本辖区内对各企（事）业单位的相关设施进行监督检查 4.2相关的法律、行政法规及部门规章 （1）法律 放射性污染防治法(2003) （2）国务院条例 放射性废物同位素与射线装置安全和防护条例（2005） 放射性物品运输安全管理条例（2010） 放射性废物的安全管理条例（2012）,17,(3) 部门规章 城市放射性废物管理办法（1987） 放射源分类办法（2005） 放射源及放射性废物收贮单位监督检查技术程序（1990） 铁路危险货物运输管理规则 铁运200679号 道路危险货物运输管理规定 交通运输部20132号 4.3相关的技术标准 电离辐射防护与辐射源基本安全标准 GB 18871-2003 放射性废物管理规定 GB 14500-2002 放射性废物的分类 GB 9133-1995 低中水平放射性固体废物暂时贮存规定 GB 11928-89 核电厂低中水平放射性固体废物的暂时贮存技术规定 GB 14589-93 核技术应用放射性废物贮存库设计与建造规范 环发【2004】96号文,18,低中水闰放射性废物包装安全标准 GB 12711-91 放射性废物体和废物包的特征鉴定 EJ 1186-2005 废镭源事备方法 EJ/T 1190-2005 废密封放射源的处理、整备和贮存 NNSA-070 核技术利用放射性废物、废放射源收贮准则 DB11/639-2009 密封放射性一般要求和分组 GB 4075-2003 废放射源的分类 （在制定中） 放射性物质在医疗、工业、农业、研究和教学应用中产生的 废物的管理 IAEA WS-G-2.7（2006） 利用放射性物品设施的退役 IAEA WS-R-5 （2007） 医学、工业和研究设施的退役 IAEA WS-G-2.2（1999） 极低放水平放射性废物的填埋处置 GB28178-2011 可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度 GB27742-2011 危险货物品名表 GB12268,19,4.4废旧放射源的管理流程,废旧放射源的管理流程见图4.1,图4.1 废旧放射源的管理流程图,20,5废旧放射源的收贮,5.1基础设施 我国现有国家废源库一个（设计容量2600m3）和军工废源库一个（设计容量220m3） 我国现有省市城市废物库31个 5.2 已收贮放射源情况 截止2012年底，国家废源库共收贮约8万枚，总活度21.5106Bq,其中类源357枚、类源1238枚、类源469枚、类源18872枚、其他3036枚。其中Co-60源23552枚。总活度达2.12106Bq，占全库总活度的98.6。 军工废源库中收贮约45.4万枚，总活度9.821015Bq。其中镭源275枚、火警源43.7万枚。 截止2011年底，31个城市废物库共收贮约2.16万枚，各省市收贮源的数量和类别见表5.1,21,22,23,（1）废物库可根据当地场址条件选择地面、半地下、地下或洞穴库形式。 （2）废物库的设计寿命不低于100年 （3）废物库原则上只接收低、中水平放射性废物和活度低于41012Bq（100Ci）的密封放射源。 （4）通常库区分为办公区、操作区和隔离区。放射性控制区应布置在主导风向的下风向方向。 （5）废物贮存车间需包括接收区、废物存放区、废源存放区、转运区、衰变贮存区、再包装区、工具间、进风机房、排风机房、消防泵房等。 （6）操作控制间和安保监视间可以根据现场情况设在办公楼或贮存车间内。 （7）从事放射性操作的人员，年有效剂量不超过5mSv；库区周围公众年有效剂量不超过0.1mSv。贮存坑盖板表面上方0.5米处的剂量率不超过20Sv/h,5.3城市废物库设计、建造的主要技术要求,24,（9）建筑结构设计中的关键要求 1）废物库的火灾危险性按丙类设计，建筑耐火等级为二级。 2）废物库的贮存和操作区的地面应平整，还需考虑汽车、叉车的通行和可 能发生物件跌落的冲击作用。 3）应采取措施防止室外雨水侵入室内和贮存区进水。 4）废物库的墙面、地面和贮存坑表面应施以合适涂料，涂层要满足： a)与混凝土和钢表面有良好的附着力和去污性能； b）在正常使用条件下，至少在七年内不出现起泡、裂缝、粉化等缺陷； c）易于清洁和修补。 5）贮存库房通常只设离地面2.5m以上的固定窗，并设防盗栅栏。库房的外 门应满足防盗和半气密的要求（防风沙侵入）。 6）贮存库外墙的内侧、贮存源的墙和盖板宜采用精制模板，成型混凝土表面直接作涂料涂装的基层，不宜用水泥砂浆抹面。 7）贮存坑口和盖板设计应采用企口设计，企口尺寸不应小于100mm。 8）盖板与墙体之间和盖板之间的缝隙尺寸不应超过10mm。盖板周边和企口处、墙体与盖板的接合处都应包镶角钢。 9）盖板铺设后要求整体平整，盖板的吊钩不应高出地面。,（8）辐射监测应包括个人剂量监测（工作人员和来访人员）、工作场监测（外照水平、表面污染、气溶胶）、事故监测和外环境监测（外照射水平）和环境样品（空气、地表与地下水、土坑、动植物等）监测。,25,10)通风设计中的关键要求 1）确保气流组织由放射性水平低的区域流向水平高的区域，并保持各工作区的换气次数和负压,2）从事开放性操作的场所和正常条件下有可能受污染的区域（如镭源贮存坑和废物处理操作间）应单独设立排风系统（包括排气烟囱）以免交叉污染，通常需要采取常年保持其适当负压，防止放射性气物泄漏和扩散。 11)按国家有关安保法规和标准的规定设置出入口控制系统、闭路电视监视系统和周界照明与报警系统。 5.4 对废物的要求 （1）送贮的废物应为固体废物，其游离液体的体积百分率不大于1%，其中不应含病原体、高挥发、易燃、易爆等不稳定物质，不应含酸、碱等腐蚀性物质。 （2）植株、动物尸体及其排泄物等废物应脱水、干化或灰化，并需经固化（固定）处理。带病原体的废物应先行无害化灭菌处理。,26,5.5 对废旧放射源整备的要求 （1）非密封液体源和粉末源应进行水泥固化处理。 （2）为了密封源在建议使用寿命期后的安全及减少密封源贮存、运输和处置时占用的空间，通常把相同核素的源集装在不锈钢封装内，其操作步骤见图5.1,27,图5.1 废旧放射源整备操作步骤图,(3）破损、泄漏密封源的整备需在不锈钢封装管内充装无机吸附缓冲材料（如沸石、蛭石、膨润土）,然后再加盖、封装焊接。,28,5.6 对废物容器的要求 （1）应采用符合EJ 1042规定要求的50L、100L、200L桶或收贮单位规定的有特殊要求的容器。 （2）盛装有腐蚀性废物的容器应采用耐腐蚀性材料（如不锈钢聚乙烯等）的容器或在容器内增加耐蚀的内衬。 （3）废物容器表面需涂覆橙黄色涂层，并在醒目位置用耐水、能长久保存的涂料喷涂废物包编号和电离辐射标志。 5.7 对废物包的要求 （1）废物包内容物重量和在贮存库或处置场堆码后引起的荷载不得超过废物容器的额定负载重量。 （2）废物包应无变形，表面涂层完好无损，废物包编号和电离辐射标志清晰。 （3）表面任何一点的剂量率不大于0.1Sv/h，距表面1m处的剂量率不大于0.01mSv/h。表面污染水平不大于0.4Bq/cm2，污染不超过4Bq/cm2.,29,5.8对废物运输的要求 （1）废物运输应符合放射性物品运输安全管理条例和GB 11806放射性物质安全运输规程规定的要求 （2）废物起运前、运输途中和到达贮存库接收时，应检查废物数量和废物包完整及其摆放状况；测量车辆内、外辐射水平，发现异常按应急预案及时采取措施。 5.9对城市废物库运行的要求,（1）废物入库后应建立台帐，并将废物的有关信息按环保部的统一要求存入数据库内。 （2）废物应按优化设计原则分区分类存放。 （3）应按管理制度规定：1）对贮存库内的辐射水平、表面污染水平，气溶胶浓度、工作人员的受照和室外环境进行监测并记录在案；2）对建筑物、保安系统、通风系统、消防系统、吊装转运工器具进行检查和维护；3）将已达到解控水平的废物及时清理并集中放置在指定地点待外运处置。 （4）按相关法规、标准的要求制订和落实应急预案，持续保存有效的事故处理所需的各种设备、工具、材料和防护与医疗器材。 （5）在运行后期应制定并实施安全关闭，为设施退役提供必要的条件。,30,6. 废旧放射源的再利用,6.1 废旧放射源再利用遵循“正当性、可行性、最优化”三 原则。 6.2 当前主要考虑CS-137、Am-Be和Pu-Be中子源的回收再利 用。Co-60、Sr-90、Kr-85、Cf-252等废旧源的再利用由 各单位自行决定。 6.3 废旧放射源的回收再利用原则上由国家批准的具备技术、装备、技术和有资质的人力资源的放射源生产企业承担。 6.4 回取再包装的工艺主要有两种：（1）破坏源体，回取材 料再按生产工艺重新制作；（2）保持源的整体结构，在外层 增加包壳。,31,7. 各类废旧放射源的处置,各类废旧放射源的处置方式见表7.1所示。,32,7.1 各类废旧放射源处置的安全评价基本要求有两点： （1）可控性（各种处置方式的废物控制方法见表7.1）； （2）评价万一有钻探工具把废旧放射源从地下带到地面并且密封包壳被破坏、其中的放射性物质全部释放，应计算这些物质经过空气、雨水、进入土壤三个主要途径，再通过核素被动、植物吸收，进而被人类食用进入人体内引起的内、外照射的总剂量。 7.2 处置场（库）的基本结构 处置场（库）应按多重屏障原则设计，多重屏障包括工程屏障和天然屏障。 工程屏障通常包括废物体、缓冲材料、废物容器、处置单元结构和回填材料 天然屏障是所在地层的围岩，常见的有粘土岩、结晶岩（花岗岩，凝灰岩等）和岩盐。 应根据废物的特性、处置环境的具体条件和最大限度的减少核素释放为目的，设置不同的屏障。,33,8. 核技术利用设施的退役 8.1 退役的原则 以安全和环境可以接受的方式对生产、接收、使用和贮存放射性物质和放射源的设施进行退役。 8.2 退役的基本要求 （1）应在设施设计、建造和运行阶段就考虑方便设施退役。 （2）应在设施安全关闭前制定退役计划和退役终态，落实退役经费来源。 （3）应在设施安全关闭期间移走设施中存有的全部放射性和危险物品，最大限度的减少退役放射性和危险物品的源项，减少风险。 （4）按设施退役许可文件的要求和退役终点的规定，使建筑物和土地达到有限制或无限制开放（使用）水平。 8.3 退役的主要步骤包