【颁布单位】：
【发 文 号】：
【颁布日期】：
【实施日期】：
【标 题】：
1 主题内容与适用范围
本标准规定了反应堆退役的辐射防护标准、原则、基本要求与措施。
本标准主要适用于生产堆的退役，也适用于研究试验堆的退役。
2 引用标准
GB 4792 放射卫生防护基本标准
GB 8703 辐射防护规定
GB 9132 低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定
GB 9133 放射性废物分类标准
GB 11806 放射性物质安全运输规定
3 术语
3.1 退役 核设施服役期满后，有计划地实施必要的措施，使其永久性地退出服役的过程。
3.2 退役阶段 核设施退役所处的状态及厂址可利用程度的标志。
3.3 去污 去除或减低核设施和厂址范围内放射性核素的沾附物。
3.4 退役工作人员 从事核设施退役管理与操作的人员。
3.5 退役作业 为使核设施安全退役有计划地实施的各项措施与操作。
4 总则
4.1 在反应堆退役的全过程中，都应当符合实践的正当性和辐射防护最优化的原则，并确保个人所受的剂量当量低于相应的剂量限值。
4.2 退役作业前应准备必要的辐射防护设施，环境保护设施应执行与退役工程三同时原则。
4.3 应建立退役辐射防护与安全机构。建立、健全岗位责任制。
4.4 退役辐射防护与安全机构对本规定负有监督、检查其实施的责任，遇有严重违反规定并可能使职工安全或环境安全受到严重危害的事件，有权予以制止，并向有关部门报告。
4.5 反应堆营运单位的领导，应对退役中辐射防护和环境保护工作全面负责，确保开展上述工作所需要的经费与人员。
4.6 退役辐射工作人员，应经过考核并取得“辐射工作合格证”后方可参加工作。
4.7 反应堆营运单位，应在反应堆退役前向国家主管部门提交“反应堆退役报告”，
经审查批准并获得“反应堆退役许可证”后方可开始退役工作。
“反应堆退役报告”中应包括：
a. 反应堆退役可行性研究报告；
b. 反应堆退役安全分析报告，应报送国家主管部门、核安全监督部门审批；
c. 反应堆退役环境影响报告书，应报送国家主管部门、国家环保局审批。
4.8 反应堆退役工程必须有专门设计。退役设计分初步设计和作业设计两个阶段。两阶段的设计文件均应呈上级主管部门，经审查批准后方可开始退役作业。
4.9 反应堆营运单位应按退役作业设计的要求组织好退役作业。
4.10 反应堆退役工程竣工后，营运单位应做好总结工作，提交“反应堆退役工程竣工报告”和“反应堆退役最终环境影响报告书”，分别呈送国家主管部门和国家环保局，经审查、验收合格后，方可结束退役工作。
5 剂量当量限值和控制原则
5.1 辐射工作人员剂量当量限值
5.1.1 反应堆退役辐射工作人员剂量当量限值应执行GB 4792中第2.2、2.5和2.8条中的规定。
5.1.2 反应堆退役辐射工作人员的年人均有效剂量当量目标值应控制在10mSv(1rem)以下。如果因计划进行某些特殊操作有可能使年人均有效剂量当量超过上述目标值时，应提出安全论证报告，并经上级主管部门批准。
5.1.3 反应堆退役辐射工作人员的受照剂量可按季度控制。当有可能超过季度剂量时，连续两个季度的受照剂量必须小于年限值的1/2。
5.2 公众成员的剂量限值
5.2.1 反应堆退役对公众成员造成的年剂量当量应不高于1mSv(0.1rem)。
5.2.2 反应堆退役期间，放射性流出物的排放对厂址外关键居民组中任何公众成员(成人)造成的年有效剂量当量应不超过0.25mSv(25mrem)这一目标值。
6 表面放射性物质污染控制水平
6.1 在反应堆退役期间，退役工作人员的体表、衣物，作业中使用的工具、设备，作业场所的工作台、墙壁、地面等表面放射性物质污染水平应控制在下表所列数值以下。
表面放射性物质污染控制水平表 Bq/cm2
注：1) 指表面固定污染物与松散污染物的总和
6.2 退役作业中使用的工具、设备、工作台受到污染时，经采取适当措施去污后仍超过表中所列数值时，可视为固定性污染，其污染允许水平可适当提高，但不得超过表中所列数值的10倍。
6.3 表面低、中毒组核素污染的控制水平，可放宽到表中的所列数值的10倍。
6.4 对即将拆除的污染设备或厂房，应去除表面的松散污染物，并使工作人的最大外照射剂量不大于辐射工作人员年剂量当量限值。
7 退役设备、材料或厂房回收再利用的控制标准
7.1 退役设备或材料达到下列要求者，可在本企业非控制区除食品工业或食品器械、医疗卫生器械加工业之外的普通工业厂房内再利用：
a. 污染设备经认真去污后，其表面(在300cm2上的平均值)固定污染水平低于表中列数值1/10者；
b. 设备或材料在1000kg中的平均比活度小于下列数值：β/r辐射：比活度<7Bq/g。
7.2 退役设备或材料达到下列要求者，可作为普通物品再利用：
a. 污染设备经认真去污后，其表面(在300cm2上的平均值)固定性污染水平小于表中所列数值1/50，并经辐射防护部门测量许可者；
b. 设备或材料在1 000kg中的平均比活度小于下列数值者：
β/γ辐射：比活度<1.5Bq/g。
7.3 退役设备或材料达到7.2条要求时，允许送往普通冶炼炉与其他非放射性材料一起熔炼，熔炼后的金属可不受限制地使用。
7.4 退役厂房建筑物表面经认真去污后，其表面固定性污染水平小于表中所列数值1/10时，可作为本企业非控制区普通工业厂房再利用。
8 退役的辐射管理
8.1 在退役可行性研究报告中，应正确估计反应堆终止运行后的放射性总积存量、放射源的种类、数量与分布及放射性废物量，初步评价各发退役方案及其达到的退役阶段的辐射安全性及对环境的影响。
8.2 退役设计
8.2.1 初步设计的内容应包括：
a. 确定反应堆及其辅助系统的放射源及其分布；
b. 提出贯彻辐射防护最优化原则应采取的辐射防护与监测措施；
c. 作出放射性废物处理、包装、运输与最后处置方案；
8.2.2 作业设计的内容应包括：
a. 制定各项作业方案的作业步骤、辐射防护要求与监测实施办法；
b. 针对作业方案的具体情况提出减少工作人员内、外照射剂量的辐射防护措施与监测办法；
c. 提出减少放射性流出物排放量的措施与排放管理办法，提出监测实施细则；
d. 提出放射性废物处理与处置的实施细则。
8.3 “反应堆退役安全分析报告”的内容应包括：
a. 提供反应堆终止运行时放射性物质的积存量、性质及分布；
b. 分析反应堆退役方案的安全可行性，研究退役的步骤与方法，特别是控制退役辐射工作人员受照量保持在合理、可行、尽量低水平所采取的方法与措施是否完善与充分；
c. 分析退役后的最终状态是否符合国家有关规定的要求；
d. 研究退役全过程中所采取的环境监测方法和厂区保安措施是否充分与合理。
8.4 “反应堆退役环境影响报告书”的内容应包括：
a. 提供厂址与环境状况，其中应包括人口分布、土地利用及资源概况、气象、水文、地质、地震、居民健康状况、噪声等；
b. 分析退役各阶段作业对环境的影响，其中包括各种放射性物质的释放途径及对环境的辐射影响，以及由于退役作业而带来的其他环境影响，并评价贯彻环境保护设施与退役工程三同时原则所采取的方法与措施是否完善与充分；
c. 分析退役各阶段作业中可能发生的事故，评价事故后果对环境的影响；
d. 提出退役后阶段的流出物监测方案与环境监测方案及相应的质量保证计划；
e. 评价退役后的最终状态是否符合国家有关环境保护规定的要求。
8.5 退役作业中的区域划分与管理
8.5.1 退役作业的区域划分
8.5.1.1 退役作业区域按GB 8703的规定划分为控制区、监督区和非限制区。
8.5.1.2 可根据退役作业的需要，在控制区内设置局部“高剂量率区”或“高污染”区，即工作人员作业处外照射剂量率可能大于0.1mSv/h的区域或表面污染水平大于表中所列数值50倍的部位。
8.5.2 退役作业区的管理
8.5.2.1 退役作业的控制区与监督区应限制进入。其出入口应设置卫生闸门，以控制人员与物品的进出，防止放射性物质的扩散。
8.5.2.2 进入控制区与监督区工作的人员，进入前应根据作业要求对其进行辐射安全基本知识与规程的教育，经考试合格并得到批准后方可进入该区工作。
8.5.2.3 控制区应有明确的边界线，区内应有辐射标志和警告信号。
8.5.2.4 “高剂量率区”与“高污染区”应有醒目的边界线，如设置栏杆或障碍物，并有醒目的辐射标志与警告信号，未经特许不得入内。
8.5.2.5 应根据退役作业的进展和实际需要，及时扩大或缩小、设置或解除控制区及控制区内的“高剂量率区”与“高污染区”。
8.6 退役作业中的辐射安全措施
8.6.1 在退役作业前应周密计划作业需要的人数与时间、工作程序与防护措施，预测退役作业可能发生的意外事件，并作出应的应变安排。
8.6.2 应保证退役作业期间工作场所的通风系统与空气净化装置有效地运行。
8.6.3 在拆卸污染设备前，应进行有效的去污处理。在选择去污工艺与去污方法时，应注意减少二次废物量，并考虑废物处理的复杂性。
8.6.4 在拆卸污染设备时，应采取防止放射性粉尘迁移与扩散的措施，如水下切割、湿法操作，设置把整个切割机械与被切物品都包容在里面吸尘罩，安装带有高效微粒空气过滤器的局部排风装置等。
8.6.5 在拆卸污染设备时，作业人员应根据作业需要，采取戴呼吸面罩、穿防护气衣等减少放射性粉尘吸入量的措施。
8.6.6 退役过程中应严格执行国家有关放射性流出物向环境排放的规定。
8.6.6.1 放射性气体、气溶胶经适当处理，达到允许标准后方可由烟囱排入大气。
8.6.6.2 排入环境的放射性液体应经过处理，当达到允许标准后方可排放。放射性废液的排放口必须符合国家有关标准的规定。
8.7 退役的辐射监测
8.7.1 应根据国家有关规定的要求，对退役工作人员进行个人剂量监测。
8.7.2 必须监测退役作业场所的辐射水平和排入环境的放射性流出物浓度。
8.7.2.1 应根据作业场所的辐射水平和工作要求，选择适当的剂量仪表和监测地点，定期地或者连续地监测作业场所的辐射水平。
8.7.2.2 应根据退役作业的需要监测作业场所空气中的放射性气溶胶浓度及主要核素所占的比分。
8.7.2.3 应监测烟囱口放射性气体的总排放量、排放浓度及主要核素所占的比分。
8.7.2.4 应监测放射性废液排放口的总排放量、排放浓度及主要核素所占的比分。
8.7.2.5 在去污作业与拆除作业中应进行表面污染监测。应拆除一处、监测一处，以确保退役作业的质量。
8.7.2.6 退役中应定期进行环境监测，监测内容为：
a. 大气中放射性气溶胶浓度监测；
b. 放射性沉降物监测；
c. 土壤放射性比活度监测；
d. 天然水源中放射性浓度监测；
e. 动、植物体中放射性比活度监测；
f. 环境γ辐射监测。
8.7.3 退役工程完成后，应进行全面的辐射监测。监测内容主要为：
a. 退役遗址的表面污染水平监测及主要污染核素分析；
b. 退役遗址的环境监测。监测内容同8.7.2.6条。
8.7.4 退役工程完成后，若留有放射性遗址，应定期进行放射性气体逸出率与放射性液体渗透率测量，并定期进行环境辐射影响监测。
8.8 对退役后留下的放射性遗址，应作好保护性覆盖层，并设置安全警戒标志。
9 放射性废物的处理与处置
9.1 应制订详细的废物处理与处置计划，提出安全、有效地处理、包装、装卸、运输与最终处置放射性废物的技术方案。
9.2 对退役中产生的放射性废物应按GB 9133的规定进行区分，并按其种类、等级分别予以处理与处置。
9.3 禁止将放射性废物与非放废物混合收集、贮存。严禁将易燃、易爆、易腐蚀的废物与放射性废物混合收集、贮存。超铀废物与非放化学毒物禁止送低、中放废物处置场处置。放射性废物应送放射性废物库。
9.4 放射性废气、废液处理中产生的废物残渣应予以固化并妥善贮存。固化废物块应具有浸出率低、化学稳定性好、热导性高、抗辐照性能好及机械强度高等特性。
9.5 放射性废物的处理与处置应确保露天水源和地下水不被污染。
9.6 退役中产生的低、中放固体废物的处置应符合GB 9132及国家其他有关规定的要求。
9.7 外运的放射性废物必须包装。包装物应具有足够的机械强度，以满足装卸、运输与处置要求。货包的重量、体积、形状与尺寸应与装卸、运输、处置中的安全操作相适应。
9.8 放射性废物的货包与货包的分类、分级、放射性活度限值、运输容器表面污染要求、运输与标签要求、安全管理及批手续等，均应符合GB11806的要求。
