辐射防护二级培训课件

辐射防护二级培训保健物理处课堂要求守时用心静音互动

目录第一章前言第二章辐射防护基础知识第三章辐射防护的目的、原则、和标准第四章辐射防护最优化及其实施第五章核电站的辐射危害第六章辐射防护监测第七章控制辐射危险的管理措施第八章控制辐射危险的技术防护第九章高辐射风险区域和高辐射风险作业的控制第十章辐射报警的响应与辐射事件的管理

直接目的：辐射防护二级培训是在辐射防护一级培训的基础上的提高课程。培训对象是需要获得辐射防护二级授权（RP2授权）的工作负责人及其以上岗位的人员根本目的：正确认识辐射、提高辐射风险辨识能力、给出防护措施、保护好自己、管理好班组，实现辐射防护最优化、废物最少化原则。

辐射防护二级培训的目的第一章前言辐射防护是核电站所有工作人员（包括承包商）的共同责任，其要点为：

---工作人员对自己的辐射安全负责，同时保证其行为不得对他人的辐射安全产生不利影响；

---工作负责人对班组成员的辐射安全负责，对分解到工作项目的剂量目标负责；

---电站各级管理人员对本部门辐射防护的组织和管理负责，特别是对本部门人员遵守辐射防护与安全规定的情况负责。因此，整个电站的辐射防护目标只有通过全体员工的积极参与和自我约束，通过有关单位的密切合作，得到主管部门和上级领导的大力支持才能实现。对待辐射风险应避免两种极端的心态：

一是对辐射的恐惧症，担心受到辐射照射后，不仅危及自身的健康，而且遗患子孙后代；一是对辐射的麻痹症，对辐射风险不以为然，满不在乎。我们认为辐射对人是有危害的，但是我们可以通过一定的防护方法防止辐射危害的发生或减小辐射危害的发生几率。这就是我们学习辐射防护这一课程的基本出发点。一是对辐射的麻痹症，对辐射风险不以为然，满不在乎。

天然辐射无处不在，无时不有到处都有辐射？辐射的来源居家建筑类型剂量水平(mSv/a)看电视每天2小时<0.01夜光表0.02乘飞机2000km0.005眼镜（局部）0.01～0.04家用天然气（局部）0.06～0.09假牙（局部）0.001吸烟每天20支（“钋弹”）0.5～1.0诊断X射线人均年有效剂量0.3CT人均单次年有效剂量8.6火力发电厂带来的照射0.005核电站附近0.001-0.02核设施附近0.001-0.2人类生活方式对辐射水平的影响第二章辐射防护基础知识2.1物质结构原子的结构图在某一轨道上的电子具有一定的能量。K壳层轨道上的电子能量最低，越往外层轨道上的电子能量越高。电子可以吸收外来的能量而从能量较低的轨道跃迁到能量较高的轨道，这种现象叫做激发。（X射线）如果外来的能量较大，使得轨道上的电子脱离原子核的吸引力而自由运动，则叫做电离。原子核与原子一样，也具有很多能级，最低能级叫做基态。只有在核反应过程中，或核衰变过程中，核才有可能处于激发态。

（射线）锌(Zn)原子的结构2.2放射性及辐射

放射性的概念及辐射类型有些核素的原子是不稳定，它们能自发地转变成另一种核素的原子，并发射出某些粒子。我们把这种物理现象称为放射性，把这个转变过程称为放射性衰变。这些核素称为放射性核素。

例如：1广域性

天然辐射不以人的意志为转移，不分星球，不分国别，不分地域而存在。整个宇宙空间及地球上的动植物及人类都要受到天然辐射照射，因此天然辐射在空间上具有广域性。

2持久性

天然辐射从磐古开天起就存在。而人工放射源则自制成后同样也有一定的时间。

3天然辐射难以屏蔽性，而人工辐射源可以被包装和屏蔽4不易觉察性

由于它是一种辐射，无色、无味、看不见、摸不着，人们的各个感觉器官对它不起作用，所以不易被觉察。

5易被忽视性

电离辐射的特点

核电站常见的辐射类型有四种，即α辐射、β辐射、γ辐射和中子辐射。

α辐射是由氦-４原子核组成的；

β辐射是由原子核里发射出来的高速运动的电子组成的；

γ辐射是一种电磁辐射；简单的说，电磁辐射是以光速传播的电磁波。无线电波、可见光、X射线和γ射线都是电磁波。波长越短，能量就越大。中子不带电荷。中子不是由衰变产生的，而主要是由核反应产生的。

核辐射的穿透能力纸塑料混凝土水辐射类型质量（原子质量单位）电荷在空气中的射程在生物组织中的射程α4+20.03米0.04毫米β1/1840-13米5毫米γ00很大有可能穿透人体快中子10很大有可能穿透人体热中子10很大0.15米核辐射的特性如下表所示

放射性衰变

放射性衰变根据其衰变时发射出的射线种类不同而主要分为α衰变、β衰变和γ衰变。α衰变

β衰变

（P（磷）－－→32S（硫）＋β）γ衰变衰变前后原子质量数（A）和质子数（Z）都不变。γ光子是伴随着α粒子

或β粒子发射出来的。

放射性衰变的规律

所有的放射性物质都遵循一个普遍的衰变规律，即放射性原子核数目的减少服从指数规律。即：放射性核素的衰变规律如上图所示N0是初始时刻的原子核数；Ｎ是ｔ时刻的原子核数；λ是该种原子核的衰变常数。

半衰期（Ｔ1/2）：某种放射性核素的原子核数目衰减到它初始值的一半所需要的时间。半衰期(Tl／2)和衰变常数（入）都是放射性核素的特征常数，它们的关系为：

Ｔ1/2＝0.693/λ

某放射性核素原子核数目为N0的话，经过n的个半衰期，则该核素的原子核数目N可由下式算出：Ｎ＝(１/２n)N02.3射线与物质的相互作用

带电粒子（如α、β）通过物质时，其能量转移（损失）的主要方式是电离和激发。带电粒子在物质中从原子核外电子旁边经过时，通过带电粒子与核外电子的静电相互作用，把能量转移给核外电子。当电子获得足够大的能量时，它将脱离子核对它的束缚而成为自由电子，被电离的原子成为带正电荷的离子。激发则是带电粒子转移给核外电子的能量，不足以使电子摆脱原子核的束缚，则电子可以从原来的运动轨道跃迁到能量较高的轨道上，使整个原子处于能量较高的状态，即激发态。例如，Co（钴）即通过β衰变而变成Ni（镍）：Co

Ni

+β

β粒子的动能可从0到最大值Emax，形成一个连续的能量分布，平均能量E约在其最大能量Emax的三分之一处。β能谱示意图辐射与物质的相互作用主要是通过光电效应、康普顿散射和电子对生成。电子对产生的必要条件是入射光子的能量必须大于或等于1.02Mev。电子对生成光电效应康普顿散射电子对生成中子与核发生的反应主要有三种类型：弹性散射、非弹性散射和中子俘获。中子的质量略大于质子，中子不带电荷。自由中子都是不稳定的，它要进行衰变，粒子最大能量为0.78Mev，半衰期约为12.8分。弹性碰撞过程中，能量和动量是守恒的。当被碰撞的粒子具有与中子相等的质量时中子损失的能量最大。在非弹性碰撞过程中，中子使核处于激发态，并且在损失能量的同时又从核中脱落。受激核经常以发射射线的方式释放出多余的能量，而回到基态。中子弹性散射原理图中子非弹性散射原理图中子能量进一步减小时，它就接近热中子范围。热中子的主要过程是俘获，在这过程中，中子成为吸收核的一部分。由此形成的复合核必须释放出多余的能量，通常是发射射线。这种过程称为辐射俘获，或称为(n，)反应。2.4辐射防护中常用的量

放射性活度

国际制单位叫做贝可，用符号Bq表示，

1Bq=1次衰变/秒。

旧有的专用单位是居里，用符号Ci表示，

1Ci=3.7×1010次衰变/秒。

放射性活度的衍生单位：表面（放射性）活度，Bq/cm2或Bq/m2

放射性浓度，Bq/l或Bq/m3

比（放射性）活度，Bq/g或Bq/kg

吸收剂量

为了度量受照物质吸收辐射能量的多少，引进了“吸收剂量”这一辐射量。国际单位制为Gy（戈瑞）。

D=dε/dm

dε-电离辐射授与某一体积元中的物质的平均能量；dm–在这个体积元中的物质的质量1戈瑞等于1千克受照物质吸收1焦耳的辐射能量当量剂量

表示人体某个组织或器官所接受的剂量，以符号“HT,R”表示:HT,R=DT,R·ωRDT.R–辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收剂量；ωR–辐射R的辐射权重因子。

当辐射场是由具有不同ωR值的不同类型的辐射所组成时，当量剂量为：HT=∑ωR

·DT.R国际制单位是“希弗”，简称“希”，以符号Sv表示；专用单位是“雷姆”，以符号rem表示；雷姆与希弗的关系是：

1Sv（希弗）=100rem（雷姆）

辐射权重因子（WR）GB18871-2002、IAEANo115、ICRP60辐射类型和能量范围WR所有能量的光子1所有能量的电子、子1中子（能量＜10keV）5

（能量10－100keV）10

（能量100keV－2MeV）20

（能量2－20MeV）10

（能量＞20MeV5质子（能量＞2MeV）5粒子20

有效剂量由于人所受到的辐射不止涉及到一个器官或一个组织，为了确定全身照射带来的总危险度，引进了“有效剂量”这一辐射量。有效剂量的单位也是希弗（Sv）或雷姆（rem）。E=∑HT·ωT

式中，HT–器官或组织T受到的当量剂量；

ωT–器官或组织T的组织权重因子

剂量率

剂量率是工作现场经常使用的物理量，它被用于描述工作现场的辐射水平。常用单位：Sv/h（希弗/小时）、mSv/h（毫希弗/小时）、µSv/h（微希弗/小时）人体主要器官或组织的危险权重因子表器官或组织TWT器官或组织TWT性

腺0.20肝0.05红

骨

髓0.12食道0.05结肠a)0.12甲

状

腺0.05肺0.12皮肤0.01胃0.12骨表面0.01膀胱0.05其余组织或器官b)0.05乳腺0.05a)结肠的权重因数适用于大肠上部和下部肠壁中当量剂量的质量平均。b)为进行计算用，表中其余组织或器官包括肾上腺、脑、外胸区域、小肠、肾、肌肉、胰、脾、胸腺和子宫。在上述其余组织或器官中有单个组织或器官受到超过12个规定了权重因数的器官的最高当量剂量的例外情况下，该组织或器官应取权重因数0.025，而余下的上列其余组织或器官所受的平均当量剂量亦应取权重因数0.025。集体有效剂量S评价群体所受的健康危害。

设某一群体中每人全身或某一器官（或组织）受照，则该群体的集体有效剂量就是该受照群体每个成员受照的有效剂量的总和，集体有效剂量以符号S表示，其定义为：S=∑Ei·Ni

式中：Ei-群体分组i中成员的平均有效剂量；Ni-该分组的成员数。

集体有效剂量的单位是人·Sv（人·希弗）或人·mSv（人·毫希弗）。各种辐射量的换算关系：

Gy（戈瑞）：1Gy=1000mGy（毫戈瑞）

1mGy=1000μGy（微戈瑞）Sv（希弗）：1Sv=1000mSv（毫希弗）

1mSv=1000μSv（微希伏）第三章辐射防护的目的、原则和标准辐射防护的目的辐射防护关心的：人，事(活动)

辐射防护的目的：防止有害的确定性效应的发生，并把随机性效应的发生几率限制到可合理达到的尽量低的水平。辐射防护的原则

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871--2002)中明确规定：一切辐射实践和设施的选址、设计、运行和退役，必须遵守辐射防护三原则。这三原则是辐射实践正当性、辐射防护最优化和对个人剂量的限制。

对各方面因素进行分析判断，决定该项辐射实践是否正当，在论证实践的正当性后才能实施该项辐射实践。实践的正当性防护的最优化在考虑了经济和社会的因素后，所有辐射剂量应保持在合理可达到的尽可能低的水平AsLowAsReasonableAchievable（ALARA）个人剂量限制规定剂量限值，使公众和职业照射人员从辐射实践中接受的照射不能超过剂量限值。辐射工作人员剂量限值个人有效剂量限值GB/T18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定工作人员职业照射水平限值：连续5年的年平均有效剂量20mSv；任何一年中的有效剂量，50mSv；眼晶体的年当量剂量，150mSv；四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，500mSv；

个人年有效剂量限值是指内照射和外照射的总和，而且仅仅是针对职业照射而言的，不包括自然界的本底照射和医疗照射。

公众中个人接受的年剂量指任何1年内的外照射剂量与这1年内摄入放射性核素所产生的待积剂量二者的总和。它不包括天然本底照射和医疗照射。公众中个人受到的年剂量限值（占职业人员的1/10）：年有效剂量，1mSv；特殊情况下，如果连续5年的年平均剂量不超过1mSv/a，则某一年可提高到5mSv；眼晶体的年当量剂量，15mSv；皮肤的年当量剂量，50mSv。

孕妇，在孕期余下的时间内应施加补充的剂量限值，对腹部表面（下躯干）的剂量不得超过2mSv，为保护胎儿还要求限制放射性核素摄入量，不得超过年摄入量限值的1/20。NDNP的个人剂量管理限值及报告准则NDNP的个人有效剂量的管理目标为每年不超过17mSv;外照射：调查水平：外照射剂量每日为1mSv；

≥1mSv但<2mSv经过调查认为是不合理的照射发24小时事件单和填写“个人受照剂量异常记录单”预警水平：年预警水平为10mSv；单次大修预警水平为4mSv；干预水平：外照射剂量每日为2mSv；外照射剂量每12个月15mSv；单次大修5mSv。

年累积剂量超过20mSv的，定为电站内部运行事件IOE；

法国近年来人均剂量1.37mSv/人，大亚湾0.34mSv/人年摄入量限值

年摄入量限值的定义是：参考人在一年时间内经吸入、食入、或通过皮肤所摄入的某种给定放射性核素的量，其所产生的待积剂量等于相应的剂量限值。（NDNP规定的剂量限值为17mSv）。年摄入量限值以符号ALI表示，其单位为Bq。不同的放射性核素有不同的年摄入量限值,因此，在内外照射均存在的情况下，个人年有效剂量限值必须满足外照射产生的年有效剂量当加上摄入放射性核素所引起的内照射待积有效剂量的和小于17mSv。内污染限值：调查水平：内污染调查水平为1%年摄入量限值（ALI）当内污染程度为≥1%ALI而<3%ALI时，为内污染事件，发24小时事件单；干预水平：内污染干预水平为3%ALI

内污染≥3%年摄入量限值（ALI），定为电站内部运行事件IOE；达到100%ALI时定为电站运行事件LOE。

表面污染地面污染（1）控制区内地面地面污染超过0.8Bq/cm2，控制区控制区外地面污染超过0.4Bq/cm2

定义为地面污染（2）控制区内人因非计划污染面积≥1m2定为污染事件，填写24小时事件单（3）控制区内人因非计划污染面积≥10m2定为IOE事件（4）当厂内（控制区外）发生地面污染时填写24小时事件单（5）当厂内（控制区外）发生地面污染，其面积超过1m2时，定为IOE事件人体表面污染（1）当人员体表沾污水平≥0.4Bq/cm2

，且为颈部以上部位或伤口污染，为人员体表污染指标，还需填写24小时事件单；（2）同一现场、同时发生2人·次以上体表沾污的，定为IOE事件

反应堆/燃料传输水池去污标准每次大修卸料后：擦拭取样测量<200Bq/cm2；每次大修装料后：擦试取样测量<50Bq/cm2。表面放射性物质污染控制限值（Bq/cm2）表面类型α放射性放射性控制区内地面、设备、工具0.40.8工作服、手套、工作鞋<0.4<4厂外运输货包表面<0.04<0.4手、皮肤、内衣、工作袜控制区外的厂区地面放射性物质的清洁解控水平

为严格控制电站的放射性废物量和避免放射性物质的扩散，须制定相应的废物（放射性/非放射性）分类管理限值。再参照国标，NDNP的规定：（1）任何放射性比活度大于0.1Bq/g的无用物品（指放射性比活度较为均匀的物质，如废油、废水和废旧树脂等）都要作为放射性废物处理；（2）进入非控制区物品表面的沾污控制限值:β、γ发射体<0.4Bq/cm2α发射体<0.04Bq/cm2在非控制区发现未经保健物理处批准的达到或超过放射性物质清洁解控水平的人工核素，都要写24小时事件单。

导出限值

辐射防护监测中，有许多测量结果很少能用当量剂量或有效剂量来直接表示。但是，可以根据基本限值，通过一定的模式导出一系列供辐射防护监测结果比较用的限值，这种限值称为导出限值。在实际工作中我们经常使用的一个导出限值是导出空气浓度(DAC)。之所以规定导出限值，其目的在于确定一个数值，只要监测结果不超过这一数值，几乎可以肯定辐射防护的基本限值已经得到了遵守。但是，超过导出限值却不一定意味着违反了基本限值，它只是提示需要对具体情况进行仔细的调查和分析。导出空气浓度DAC推导：

辐射工作人员工作一年，按一年50周，每周作40小时计算，则一年总计工作2000小时。工作人员吸入的空气量按工作时每小时吸入空气1.2m3h-1计算（按性别平均则为1.1m3h-1），则一年工作2000小时吸入的空气量为2.4×103m3。于是，导出空气浓度DAC就等于放射性核素的年摄入量限值ALI除以工作人员一年工作时间内吸入的空气量，即：DAC=ALI／2.4×103(Bq／m3)

不同的放射性核素有不同的年摄入量限值，因而也有不同的导出空气浓度。比如：碘-131的吸入年摄入量限值为：1.82×103KBq，导出空气浓度为：7.58×102Bq/m3。程序编写、协调2001年12月15日，大亚湾2号机在卸料前吊装反应堆堆芯上部构件时，控制棒组件C11被意外拖出堆芯后强制脱扣放置于反应堆构件水池底部。RP进行第一次控制棒水下测量，剂量率水平为25-30mSv/h。12月18日召开控制棒组件善后处理会议，会议上对处理控制棒达成水下操作的协议，要求RP再次测量和确认控制棒的接触剂量率（与会人员怀疑已测的剂量率不准）。12月18日下午，RP再次测量，接触剂量率还是25-30mSv/h（依然没有测到最高点）。12月19日MSM准备人员完成了《检查控制棒驱动杆及控制棒》的工作包。指令要求将控制棒在捆绑后挂在反应堆水池边，捆绑工作没有明确写明“水下操作”的文字，但含有水下操作的要求。12月20日下午进行PNSC会议，批准了控制棒的运输和储存方案。12月22日晚，服务处的工作负责人与静机处的工作负责人一起到了反应堆厂房施工现场，服务的运输储存工作在服务自己的票下进行。起吊等工作在《检查控制棒驱动杆及控制棒》的工作包的介入票下工作。在反应堆厂房20米当晚的工作没有总体负责人22日晚，因为在15日检查控制棒时，专用工具的两个挂钩仅挂住了一个，这一情况使工作负责人产生了水下绑扎会导致控制棒脱落的担心，同时RP的第二次测量显示控制棒的接触剂量率不高，工作负责人决定将其吊出水面进行快速绑扎。

RP人员到场后，使用长杆式剂量率仪表进行连续监测。环吊司机开始慢速往上起吊控制棒组件，组件头部开始露出水面，RP人员将长杆测量探头置于水面组件边测得的剂量率为28mSV/h。当提升到中部以下一段时，RP人员读得剂量率反而有些下降。当控制棒末端将要出水面时，RP人员突然发现剂量率水平急剧升高，并说“3Sv/h，这么高！”.全部人员后退，但没有人立即给出要求将控制棒组件放回水下的指令，RP人员重新回到水池边确认剂量率水平时，已大于10Sv/h并超出仪表的测量范围,控制棒底部已高出水面10-20CM。此时，个人剂量仪声响报警，环吊指挥离场，环吊司机也撤离到了吊车控制室的下层楼梯。此时，静机工作负责人喊叫环吊司机回工作岗位将控制棒放回水下未果（事后吊车司机说他只听环吊指挥的指令），接着MGS工作负责人指令环吊司机回岗位放回控制棒。从报警到将控制棒组件放入水下历时约2分钟。、当时共有7人在场。7人共受辐射剂量约114mSv（11雷姆）。RP防护人员受个人最高辐射剂量为35mSv（3.5雷姆）。1根据上述事件描述请思考下列问题：事件直接原因：（AD）A、控制棒剂量率测量不准确。B、准备工作不充分，工作内容变更时准备文件没有变更。C、事件相关人员辐射防护的ALALR原则不强D、工作负责人改变了水下作业的口头指令。2事件根本原因：（BCD）A、控制棒剂量率测量不准确。B、准备工作不充分，工作内容变更时准备文件没有变更。C、工作指令内容与工作内容不符合时继续工作，失去了质量工序和风险分分析的支持。D、作业前，现场RP人员没有接到水下作业的信息。3辐射防护人员为什么没有测量准确：（CD）A.测量时间选择不当，由于衰变，辐射水平已经下降了；B.选择的仪表不正确；C.仪表进行水下准确测量有难度；D.对控制棒的活化部位了解不够，导致测量位置不准确；4控制棒处理过程中，工作人员有哪些失误：（BD）

A.人员穿铅衣作业；B.将水下作业的指令改为吊出水面操作；C．发现剂量率水平急剧升高后，RP人员立即叫全部人员后退；D.风险分析不足，缺乏事故处理应急预案。剂量限值的安全评价自然灾害、生理疾病、交通事故和不同产业的危险度职业照射时致癌的平均死亡率为：2×10－3（sv）×4×10-2(sv-1)=80×10-6自然性疾病性我国不同产业（1980）类

别危险度类

别危险度类

别危险度天然辐射110­5癌死亡率（世界）110­3煤

炭110­3旋

风110­5癌死亡率（我国）510­4石

油510­4洪

水210­6自然死亡率（英国20~50岁）110­3冶

金310­4地

震110­6电

力310­4雷

击110­6流感死亡率110­4化

工310­4建

材210­4交通事故水

利110­4林

业510­5路面事故重大伤害110­3机

械310­5大城市车祸(我国)110­4纺

织210­5航运事故110­5商

业110­5农

业110­5部分国家的天然本底水平世界天然辐射高本底地区

（UNSCEAR2000）国家地区区域特证近似人口空气吸收剂量率a

（nGy•h-1）巴西GuarapariMineasGeraisandGoiasPocosdeCaldasAraxa独居石砂，沿海地区

火山侵入岩73000

35090～170（街道）90～90000（海滩）110～1300平均340平均2800中国广东阳江独居石微粒80000平均370埃及尼罗河三角洲独居石砂20400法国中央区西南花岗岩,石砂,铀矿700000020～40010～10000印度克拉拉和马德拉斯

恒河三角洲独居石砂，沿海地区200Km长，0.5Km宽

1000000200～4000平均1800260～4401*24*365=8760我国部分g辐射较高的地区地点面积

km2

陆地γ辐射剂量率

nGy·h-1土壤中天然放射性核素含量

Bq·kg-1原野道路室内样品点数均值点数均值点数均值数238U232Th226Ra40K河北计马店约2002（1）

209.2

2197.72279.34（3）

45.4174.244.3656.6福建鬼头山232409.41（2）

432.113638693261253广东阳江约50048138.851138.057255.6广西花山-姑婆山约50017205.216278.2

170211184766四川降札温泉6053940最高点6900最高点

8600（浴室）3000

1.6×1041562.0×104262注：（1）测量次数，所列数据为二次测量均值；（2）土壤采样点的原野γ剂量率值；（3）包括了计马石2个样品和相邻地区2个样品；（4）地质结构：除降札温泉为铀矿矿脉外，其余均为燕山期花岗岩。不同航线机舱内宇宙辐射有效剂量(软件计算结果)（a）某些短航线

航线（单程）飞行时间（min）航线有效剂量

(Sv)千小时有效剂量（mSv/1000h）北京广州1806.82.3北京上海1154.12.2北京东京2058.92.6广州上海1203.81.9上海成都1404.82.1上海昆明1856.52.1注：假设短航线的巡航高度为11.0km,爬升到巡航高度的时间为20分钟，降落20分钟。飞行时间取自公布的时刻表。表中各航线的剂量是1999年的平均值,剂量估算的误差约为20%。（b）某些长航线

航线（单程）飞行时间(min)航线有效剂量(Sv)千小时有效剂量（mSv/1000h）北京旧金山460435.6北京哥本哈根535406.0北京布鲁塞尔665686.2北京巴黎650666.2上海温哥华650666.2上海布鲁塞尔845825.8广州墨尔本550273.0广州阿姆斯特丹860765.3斯得哥尔摩东京605515.0法兰克福曼谷630302.9阿姆斯特丹温哥华645706.6布鲁塞尔新加坡675302.7

注：假设长航线50%飞行时间的巡航高度为11.0km,另50%飞行时间的巡航高度为12.5km。爬升到巡航高度的时间为30min，降落时间30min。飞行时间取自公布的时刻表，因此包括停在地面上的时间。表中国外航线是太阳活动最小情况下的计算结果，而起点在中国的航线是1999年的平均值,计算结果的误差约为20%。

辐射防护最优化在实施某项辐射实践的过程中，可能有几个方案可供选择，在对这几个方案进行分析评价时，应当运用最优化程序，也就是在考虑了经济和社会的因素之后，应当将一切辐射照射保持在可合理达到的尽可能低的水平（即AsLowAsReasonablyAchievable），因此，也称ALARA原则。核电站辐射防护最优化概述建立最优化工作基础，健全最优化工作组织体系，落实最优化的责任和有效地控制最优化工作过程

第四章辐射防护最优化及其实施（参考）

最优化工作过程控制经验反馈计划与准备工作总结

实施与跟踪停工待检点H(Holdpoint)见证点W(Witnesspoint)稳压器开人孔

吊运反堆大盖反应堆开压力容器大盖拆装热电偶

装卸燃料压力容器大盖法兰面检修蒸汽发生器开一次侧密封盖板压力容器大盖法兰面检磨

蒸汽发生器装一次侧堵板压力容器大盖螺孔修复主泵拆二、三号轴封蒸汽发生器开手孔堆水池污拆主泵密封组件RCP系统大口径阀门解体检修RCP系统阀门检修拆卸PTR601、602VB阀门RCV系统阀门检修上充泵解体检修RRA热交换器开手孔机组大修时典型的辐射防护控制点

第五章核电站的辐射危险

作为释放核能的反应堆，却是一个巨大的放射源，在核燃料裂变时会产生中子和

辐射，裂变产生的裂变产物和活化产生的活化产物衰变时也会产生、和

辐射。一个运行中的1000MW的反应堆含有约2×108TBq（～5000Mci）的放射性物质。另外，由于冷却剂本身以及它含有的杂质和它携带的腐蚀产物流经堆芯时被活化，它连续不断地将在堆芯产生的放射性物质带到相关的系统和设备中去。因此，在核电站工作的人员除与其它电力部门的工作人员一样可能遭遇到一般工业安全的危险外，还可能遭遇到辐射照射的危险。3.1核电站的放射性来源

中子源反应堆运行时

反应堆运行时主要的中子来源是裂变产生的中子。裂变中子有两个特点：一是裂变中子只限于堆内，一是只产生于反应堆运行时。

反应堆停运后

反应堆停运后，裂变反应已停止，几乎没有中子辐射。中子寿命很短。

γ辐射源反应堆运行时反应堆运行时存在着多种辐射，其中最主要的是核裂变时产生的射线和裂变产物衰变放出的射线。裂变产生的射线又分为瞬发射线和缓发射线。反应堆停运后反应堆停运后，辐射源主要是裂变产物和活化产物衰变放出的射线。

污染源放射性泄露第一道屏障是燃料元件包壳;第二道屏障是一回路及其压力边界;第三道屏障是安全壳。第一、第二道屏障内包容了巨量的放射性物质。第一道屏障失效，包壳内的放射性物质将进入一回路。第二道屏障失效，一回路的放射性将污染相关的厂房。在发生核事故时，如第三道屏障失效，放射性物质才可能泄漏出安全壳而进入公众环境。放射性系统或设备的跑、冒、滴、漏，放射性物质的运输，放射性废物的处理和放射性样品的采取等，都可能会造成控制区局部区域或个别地点的污染。第一道屏障Core~250AssembliesPelletDiameter:8mmLength:10mmFuelRodIncludesabout350pelletsFuelAssembly~270FuelRodsFrstBarrier(FuelPellet)SecondBarrier(FuelRod)一回路系统及主要设备Core~250AssembliesThirdBarrier(Reactor)FirthBarrier(Containment)第三道屏障停堆维修和换料反应堆停堆大修期间，由于维修工作和更换燃料的要求，一回路及其相关设备开口处、解体的放射性设备和排空的反应堆水池等都是.例如：1997年4月24日大亚湾核电站一号机第三次大修期间，由于操作失误造成一回路水从稳压器人孔涌出，跑水约30m3，造成5人大面积体表污染，反应堆厂房20m以下大部分地面和部分设备设施严重污染，去污工作耗时三天，除造成大量放射性废物外，人员因此接受约20人·mSv的剂量。在98年底的大亚湾核电站205大修中，共发生15起跑水事件，除造成人力、物力和时间的浪费外，还造成人员、设备和地面的严重污染，额外增加了12人·mSv的受照剂量，额外产生了10袋可压缩的放射性废物和30袋不可压缩的放射性废物。加工带有放射性的物件由于加工（车、钳、铣、刨、磨以及电焊、气焊等）放射性物件或被放射性污染的物件，可能会使放射性的烟雾、微尘进入空气，撒落地面等而造成放射性污染。

裂变产物和活化产物裂变产物裂变产物主要包括气体裂变产物、易挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物。显然，在反应堆运行中气体和高挥发性裂变产物从燃料组件内泄漏出来的可能性最大，而非挥发性裂变产物即使发生组件熔化事故也只可能有少量的漏入大气。裂变产物常见监测核素：Cs-137，I-131，Ce-144，Cs-134，I-133；活化产物反应堆运行期时产生活化产物主要包括冷却剂活化产物和活化腐蚀产物。活化产物常见监测核素：Cr-51，Co-58，Mn-54，Fe-59，Co-60，Sb-124，Ag-110m核电站放射性来源反应堆状态辐射源污染源堆芯中冷却剂中堆运行裂变中子裂变裂变产物衰变活化产物衰变裂变产物衰变活化产物衰变放射性设备泄漏放射性物质运输放射性物品加工放射性废物处理放射性样品采集堆停闭裂变产物衰变活化产物衰变大修换料、一回路及其相关设备开口，其余来源同堆运行时核电站反应堆在各种状态下的辐射源见下表

反应堆功率水平反应堆功率急骤变化的次数和幅度电站的运行周期燃料包壳的完整性厂房核清洁水平及去污效果一回路的化学控制状况影响辐射水平的因素

核岛主要放射性设备和系统的辐射水平（参考大亚湾核电站）1.一回路管道

---充满水时：外表面接触剂量率约0.25mSv/h；距50cm处约0.15mSv/h。---空管时：较充水时相同位置增高约15%。2.稳压器---稳压器入孔（盖板未打开时）处剂量率约0.9mSv/h。

---安全阀管线处剂量率约0.6mSv/h。3.化学和容积控制系统（RCV）---RCV热交换器接触剂量率约为6mSv/h；---RCV水箱房间环境剂量率约为0.7mSv/h；

--RCV一回路水过量下泄管线剂量率约为0.8mSv/h。4.余热排出系统（RRA）---RRA管道剂量率约为0.5mSv/h；---RRA泵接触剂量率约为0.8mSv/h；---RRA热交换器接触剂量率约为0.3mSv/h。5.蒸汽发生器（一次侧）(1)热侧水室内：---环境剂量率约为30mSv/h；---管板接触剂量率约为50mSv/h。

(2)冷侧水室内：---环境剂量率约为50mSv/h；

---管板接触剂量率约为70mSv/h。

(3)人孔处（中心轴线上）：

---与内壁齐平处约为20mSv/h；

---与外壁齐平处约为10mSv/h；---距外壁50cm处约为4mSv/h；---距外壁100cm处约为2mSv/h。6.蒸汽发生器（二次侧）(1)人孔：与外壳齐平处约5Sv/h；进入人孔2.5m处约40Sv/h。(2)手孔处（与外壁齐平）约2.5mSv/h；眼孔处（与外壁齐平）约2mSv/h。

反应堆厂房（RX）的辐射水平100%功率运行工况下，反应堆厂房的辐射水平维修冷停堆工况下，反应堆厂房的辐射水平辐射风险分析常规工业风险辐射风险辐射控制区外照射污染核电厂存在辐射风险，所以要设立控制区并对其内部作业提出特别的防护要求辐射主要来源于一回路冷却剂活化产物和堆芯材料腐蚀活化产物。核电站工作人员受照集体剂量的90%来源活化产物。带放射性的系统、设备或物品进入辐射区域使用放射源进行射线探伤或检定仪表工作过程中丧失放射性的屏障外照射风险来源表面污染来源（1）放射性系统或设备泄漏。（2）放射性物质包装破损。（3）打开包容放射性物质的系统、设备或回路。（4）空气中放射性微尘的沉降。（5）放射性物品机加工，如打磨、焊接、切割等。（6）人员或物品出放射性污染区时，防护措施不当造成放射性污染扩散。空气污染风险来源（1）打开包容放射性物质的系统、设备或回路。（2）放射性系统或设备泄漏。（3）松散表面污染的再悬浮。（4）放射性物品机加工，如打磨、焊接、切割等。（5）使用压缩空气吹扫放射性污染的地面或设备。辐射风险的分级（1）高辐射风险该系统或设备的接触剂量率大于1mSv/h,或松散的表面沾污大于40Bq/cm2。该房间的环境剂量率大于1mSv/h，对应于控制区子区的红、橙区（2）中辐射风险该系统或设备的接触剂量率在10µSv/h~1mSv/h之间；该房间的环境剂量率在10µSv/h~1mSv/h之间，对应于控制区子区的黄区。松散的表面沾污在4Bq/cm2~40Bq/cm2之间。（３）低辐射风险该系统或设备的接触剂量率小于10µSv/h，或松散的表面沾污小于4Bq/cm2.。该房间的接触剂量率小于低于10µSv/h，对应于控制区子区的绿区。辐射风险控制化险为夷

防护意识常见错误及纠正防护用品修正常见的错误行为和不良习惯正确使用防护用品客观认知风险，建立防护意识辐射风险分析时考虑因素作业过程是否有放射性液体或气体泄漏？工作环境地面是否有放射性污染？现场环境剂量率如何？是否有热点？是否在放射性设备或系统上进行作业？是否需要进行放射性物品的转移和运输？

第六章辐射防护监测返回目录辐射防护监测类型辐射防护监测个人剂量监测工作场所监测外照射监测体内污染监测体表污染监测6.1个人剂量监测个人剂量监测是对个人实际所受剂量大小所作的监测。个人剂量监测主要包括个人外照射剂量监测和体内污染监测。外照射个人剂量监测监测方法核电站主要使用直读式电子个人剂量计和热释光个人剂量计（TLD）来监测外照射个人剂量。NDNP使用的直读式的电子个人剂量计型号为EPDMK2。使用EPDMk2时，要注意下列事项：EPDMk2有两种状态：在控制区外是备用状态，显示“OFF”；在控制区内是工作状态，初始显示“O.OOmSv”。两种状态的转变和剂量信息的传输都是通过控制区出入口的剂量计读数器来进行的。EPDMk2应按规定佩戴在连体服左胸的口袋里，卡子钩在带上。使用EPDMk2的工作人员受照剂量的调查水平为1mSv，干预水平为2mSv。另外，EPDMk2还设置报警功能，以下几种情况都会触发EPDMk2报警：*超剂量率阈值报警；*超剂量阈值报警；*倒计时报警；*低电量报警。当听到EPDMk2报警后确认工作状态可控后应立即离开工作现场，并及时报告辐射防护人员处理。当EPDMk2上的低电压标志显示时，EPDMk2还能工作大约10小时,注意更换电池。当EPDMk2显示空白时，必须更换电池。PMC改造现场一名人员受照剂量超过调查水平

事件描述：2008年12月27日，岭澳PMC换料机改造进行换料机零点位置标定工作，PMC改造项目组工作人员下到构件水池底部，开始零点位置标定工作持续时间约50分钟。该工作人员按预定的计划完成工作离开构件水池上到RX厂房20m，脱去气衣后发现DMC2000持续报警，撕开粘贴在DMC2000上的防异物胶布，发现受照剂量已经达到1.845mSv。热释光个人剂量计（thermoluminescentdosimeter，TLD）在一个塑料小盒子中装有四块热释光元件，其材料为氟化锂（LiF）。NDNP使用的TLD可以同时测量

和中子外照射剂量。TLD的使用方法：---进入控制区前，电站辐射工作人员从剂量计收发值班室领取写有自己姓名的TLD。---在热更衣间，将TLD佩戴在工作服左胸口袋外，与EPDMK2同一位置，并且注意写有名字的一面向外。---工作完毕，出热更衣间时，将TLD交还值班室保管。监测周期外照射个人剂量的监测周期为：(1)EPDMK2的监测周期是一次进出控制区。(2)TLD的监测周期是二个月，但是对于特殊操作（如进RX

厂房查漏等）后或怀疑受到意外照射的情况应立即测

读TLD记录的剂量值。个人剂量监测管理

保健物理处剂量管理人员每月定期地更换和测读EPD。电子剂量计的测量结果将按有关程序通知本人及其单位。如果怀疑某人受到超剂量照射，或者热释光剂量计与电子剂量计监测结果差别过大（绝对偏差大于1mSv，相对偏差大于33%），或者监测结果超过调查水平和干预水平等，辐射防护工作人员都须对事件原因作出调查，调查内容一般包括：---工作现场的辐射风险；---工作性质、时间、地点；---工作同伴的剂量情况；---TLD、EPDMK2剂量监测结果的比较分析等热释光剂量测量系统组成热释光探测器

剂量计徽章读出器

计算机数据处理软件

退火炉

体内污染监测

体内污染监测就是通过测量确定人体内放射性物质的摄入量（活度Bq），然后估算被污染人员的待积有效剂量，从而对人体内污染作出合理的评价。体内污染监测方法核电站进行体内污染监测的方法主要有两种：

(1)直接测量：全身放射性计数器测量（WBC）

(2)间接测量：生物样品进行测量分析(唾液、汗液、血液、毛发和呼出的气体

)本电站采用直接测量方法。体内污染监测的周期(1)核电站辐射工作人员和长驻核电站的承包商辐射工作人员一年进行一次全身计数检查。(2)短期来核电站参加大修的承包商辐射工作人员，在首次进入控制区之前和工作结束离开核电站之前都应进行全身计数检查。(3)对于发生内污染或怀疑发生内污染的特殊情况，无论是辐射工作人员或是非辐射工作人员都应立即申请进

行全身计数检查。

体表污染监测工作服表面污染监测核电站在控制区和热更衣间之间设置了C1型门框式污染监测仪（简称C1门），它可以用来监测工作人员工作服表面是否被放射性物质污染。人员身体表面污染监测核电站在热更衣间与冷更衣间之间设置了C2型门框式污染监测仪（简称C2门）。它可以用来监测工作人员身体表面是否被放射性物质污染。C1C2门报警时，被测量的人员必须通知辐射防护值班人员。C1报警后需在辐射防护人员指导下脱去防护服后再进C1门测量。如果再次测量没有报警，这说明仅仅是工作服被污染；如再次测量仍然报警，则说明工作人员体表也受到污染，辐射防护值班人员会对污染人员进一步检测，确认污染部位、污染面积和污染程度，并调查污染原因。C2门报警后辐射防护值班人员会对污染人员进一步检测，确认污染部位、污染面积和污染程度，并调查污染原因。职业医疗中心应急值班人员到现场后，应针对身体表面污染的不同部位，分为两种情况来处置：头部污染，不允许在热更衣间去污室清洗，应送至AD楼去污室去污。

躯体、四肢污染，应在医务人员的指导下，在热更衣间去污室去污。去污后仍不能通过C2门的，应送至AD楼去污室去污。当人员体表沾污水平≥0.4Bq/cm2

，且为颈部以上部位或伤口污染，为人员体表污染指标。手脚沾污仪全身污染监测仪工作场所的辐射监测主要包括：工作场所及中子外照射剂量率的监测工作场所表面污染的监测和工作场所空气污染的监测外照射剂量率的监测对工作场所外照射剂量率的监测有两种方式：一是使用固定的辐射监测仪；一是使用便携式的辐射监测仪。核电站厂房内都装设有电厂辐射监测系统（KRT）。该系统有90多个固定的监测通道，其中约有10个通道是用于监测工作场所外照射剂量率的。辐射防护值班室备有多种测量外照射剂量率的便携式监测仪。6.2工作现场的监测

现场环境γ剂量率的监测MiniTRACEγ左上方按键为开机键。如工作时仪表电池电压不足时，显示屏上电池符号将闪烁，此时必须更新电池后才能测出正确的数据。一定要看清楚测量时显示的单位。测量范围是lSv/h—99.9mSv/h。MiniTRACEγ的外形（S100类型）1、计数管参考点2、液晶显示屏3、红外线传输器4、蜂鸣器5、电池盒6、a.按钮（模型：S10）（平均数计算）

b.按钮（模型S10和S100）（开/关机，显示背景照明，红外通信，重置平均值－仅仅只针对S10模型）7、GM计数管位置8、仪器紧固点工作现场表面污染监测直接测量

用监测仪的探测器（俗称探头）直接对被测表面进行测量，根据仪表的读数确定表面污染水平的方法。直接测量不能确定表面污染的类型，因此它测量的是被测表面松散污染和固定污染的总和。间接测量

把被测表面上的污染物转移到样品上，然后对样品进行测量，根据仪表读数确定表面污染水平的方法。α、β表面污染监测仪工作现场空气污染监测(参考)空气污染监测包括空气中放射性气溶胶监测和放射性气体监测。两个核电站厂房内都装设的KRT系统，有90多个固定的监测通道，其中约有20多个通道是用于监测工作场所空气放射性的监测工作场所放射性气溶胶有两种方法：一是取样测量，一是连续测量。采样器APEA外形图第七章

控制辐射危险的管理措施控制区的划分和人员分类控制区的划分:核电站厂区的划分非限制区监督区控制区控制区子区的划分子区名称区域内平均剂量率绿

区2.5~10Sv/h黄

区10~1,000Sv/h橙

区1~100mSv/h红

区>100mSv/h人员的分类:辐射工作人员和非辐射工作人员

2.5—10Sv/h橙、红区和反应堆厂房的控制10—1000Sv/h

1—100mSv/h橙、红区和反应堆厂房的控制大于100mSv/h２．个人剂量计佩戴的要求（1）所有进入控制区的人员由核电站提供EPDMK2。（2）核电站只给本公司辐射工作人员提供TLD；而承包商辐射工作人员所需的TLD由承包商自行解决。（3）在控制区内工作，如果工作现场存在电磁干扰，应佩戴抗干扰的加强型EPDMK2。（4）在堆运行时进入反应堆厂房，应佩戴既可测

，又可测中子外照射剂量的TLD。（5）个人剂量计必须佩戴在工作人员的左胸部，EPDMK2应放入左胸口袋里并挂扣牢靠，TLD应戴在EPDMK2外面，写有名字的一面对外。控制区通行证的管理

《控制区通行证》是进入控制区的证件，辐射防护组是管理控制区的职能部门，负责《控制区通行证》的办理、发放和查验。蓝色卡为核电站员工持有；黄色卡为承包商员工持有。正式的《控制区通行证》有效期最长为一年。

黄色《控制区通行证》（承包商所有）

宁德核电站

控制区通行证姓名：单位：RP授权等级：

注意事项1．此证仅供持证人本人使用，严禁转借。2．须严格遵守控制区管理的相关规定。3．丢失通行证，应立即报告RP证办证室。TLD编号：有效期：年月日前蓝色《控制区通行证》（NDNP员工所有）

宁德核电站

控制区通行证姓名：单位：RP授权等级：

注意事项1．此证仅供持证人本人使用，严禁转借。2．须严格遵守控制区管理的相关规定。3．丢失通行证，应立即报告RP证办证室。TLD编号：

有效期：年月日前《控制区临时通行证》红色

宁德核电站控制区临时通行证

姓名：单位：有效期：从年月日到年月日

遵守规定，保护自己！工作内容：

电站：工作地点：

工作负责人（RP2授权NDNP人员）：

申办正式《控制区通行证》的员工需要提交一下以下的资料：---辐射防护授权表；---辐射工作适任性评价证明；---配备热释光个人剂量计(TLD)的证明；---身份证号码（外籍人士为护照号码）；---进出厂区磁卡号码；---两张近期1寸彩色（或黑白）相片；---最近5年的个人剂量记录；---规定期限内的全身计数器检查（WBC）结果。临时《控制区通行证》的管理规定没有辐射防护授权的人员欲进入控制区可以申请办理临时的《控制区通行证》。（1）办理临时卡，由申请人填写《控制区临时通行证申请表》，经所在处处长签字（承包商员工则由核电站对口处处长签字），然后到辐射防护组办理。（2）持临时卡的人员必须由具有辐射防护二级（RP2）授权的人员陪同才能进入控制区，且不得从事任何带有辐射风险的操作。（3）《控制区临时通行证》是专用的，即该证只能在申请的核电站使用。（4）临时卡的有效期最长为一周

控制区基本着装（七件套）安全帽纸帽T恤连体服白纱手套袜子安全鞋热释光剂量计（TLD）电子剂量计EPDMK2

剂量计的佩带七件套特殊防护衣物的使用特殊防护衣物的使用特殊防护衣物的使用特殊防护衣物的使用控制区内的禁止事项控制区是一个具有较大辐射风险，严格控制进入的区域，因此：---严格禁止在控制区内吃东西、喝水、吸烟、嚼口香糖、随地吐痰；---严格禁止在控制区内大小便；---严格禁止带裸露的伤口进入控制区；---严格禁止未穿戴控制区基本防护服的人员进入控制区（但在紧急情况下，急救或消防人员可不更换衣服，经辐射防护值班人员许可后直接进入控制区）辐射工作许可证《进入许可证》一张《进入许可证》只可用于一项工作。以下的工作须在工作前办理《进入许可证》：进入控制区红区、橙区的工作。正常冷停堆状态一直到功率运行状态下进入反应堆厂房事故工况等特殊情况下辐射防护组认为需采取特别防护措施的工作

《射线探伤许可证》

《射线探伤许可证》必须由射线探伤负责人亲自办理，任何人不得代办。一张《射线探伤许可证》只对一个探伤活动有效。固体放射性废物管理

固体放射性废物的处理处置方法简介

减容（压缩）密封暂存处置场永久存放

固体放射性废物的分类标准

固体放射性废物在处理、处置前须分为可压缩与不可压缩两类。废物统统用金属桶封装处理。放射性固体废物的分类收集由工作负责人应及时收集和监测现场所产生的废物，当剂量率≥500μSv/h而＜2mSv/h时，工作负责人应尽快将其送往废物收集点暂存；≥2mSv/h的废物，工作负责人应尽快将其送入金属桶；≥10mSv/h废物，则由工作负责人应通知服务人员转运，RP人员监护。固体废物的分类收集（１）红色塑料袋用于收集看压缩放射性废物；（２）黄色塑料袋用于收集被放射性物质污染，但可重复使用的物品；（３）白色塑料袋用于收集没有放射性的废物或物品。（３）蓝色塑料袋用于收集不可压缩放射性废物。

使用过的个人辐射防护用品的分类（１）个人防护用品中的针织品（工作服、袜子、布鞋套、细纱手套等）、安全鞋和安全帽都要回收，清洗后重复使用。（2）纸制品（纸衣、纸帽）和塑料制品（塑料手套、塑料鞋套、塑料工作服、气衣和气面罩等）都是一次性的，使用完后就当作放射性废物处理。

放射性废液的处置对于作业现场产生的放射性废液，应接收在专用的容器中。工作负责人与三废控制室联系，按现场操作员的要求，倒入指定的放射性液体收集容器或收集坑内。放射性废油的处置在主控制区作业现场产生的废油，工作人员应将废油接收在专用的容器中并在容器上标明废油的来源点，然后放到指定的收集点或与现场的服务人员联系。废油处理要分为两种：放射性和非放射性。运出控制区的油必须经过化学科的分析，每一个油桶必须要有一个化验结果才可以放行出控制区。必须注意：三废处理系统设计上没有处理废油的能力，大量废油将会使三废处理系统瘫痪，后果严重。绝对禁止将废油倒入任何地坑或房间地面。减少放射性废物产生量的措施

放射性废物处理和处置是非常昂贵的。为了降低发电成本，减少废物处理量和减小核电站对环境的影响，就必须尽量减少放射性废物的产生量。减少放射性废物产生量的主要措施有：（1）进入控制区的物质、器材和设备应尽量在控制区外去除外包装材料，避免将无用的东西拿入控制区。（2）工作现场要采取适当的措施防止放射性污染，因去除污染要产生大量的放射液体和固体废物。（3）要加强废弃物的管理，物品是否报废丢弃应由授权人批准。物品应尽量重复使用（或去污后重复使用）以节约材料费用，同时也可有效减少废物产生量。（4）工作现场产生的放射性固体废物一定要按规定分类收集，以有效地减少废物的体积，从而减少废物的处理处置费用。（5）对经检测证明无放射性或放射性可忽略的废物应视为一般废物来处理。（6）现场的工作准备和防护措施也应考虑放射性废物的产生量。比如，在空气污染的现场除非确有必要，应优先考虑动态封闭而不是静态封闭。又如，工作人员应尽量使用可重复使用的个人防护用品，而尽量减少使用一次性使用的防护用品。物品出控制区的管理

随身携带的小物品（不包括专用工具和设备），在出C2门之前必须用小件物品污染监测仪CPO进行污染监测；如系大件物品，则必须按规定进行辐射监测，确定物品有无放射性，在放射性物品外张贴标签，填写物品出控制区登记表，经辐射防护值班人员验证、签字后方可运出控制区。物品出控制区的目的地及相应的监测要求从控制区运到非控制区的物品

物品出控制区前必须逐件监测其接触剂量率和直接测量表面污染水平（即总的污染水平）。未经过RP同意，放射性的物品不可以存放到非控制区。从一个控制区经过非控制区运到另一个控制区的物品检查外包装是否完整、结实，测量物品外包装表面的污染水平（即外包装表面的松散污染水平）。出控制区物品的标识标签有兰色、红色和黄色三种：兰色标签用于可重复使用的物品红色标签用于高放废物。所谓高放废物是指其表面接触剂量率大于2mSv/h的废物。黄色标签用于中、低放废物。所谓中、低放废物是指其表面接触剂量率小于2mSv/h的废物。出控制区物品的登记放射性物品出控制区填写和张贴标签填写《放射性物品出控制区登记表》在放射性物品运出控制区之前，辐射防护值班人员必须检查，确认符合运输安全要求后，才予签字，准其运出控制区。非放射性物品出控制区填写《非放射性物品出控制区登记表》在非放射性物品运出控制区之前，辐射防护值班人员必须检查，确认物品无放射性，才予签字，准其运出控制区。控制区内放射性物品暂存和运输的安全管理放射性物品暂存的管理某些在控制区内重复使用的放射性物品（比如容器、货包、大型的零部件、工器具等）和生产活动中产生的废物，可以在控制区暂时存放。（1）在控制区内，若物品须长期存放（超过40天），须向保健物理处申请许可。（2）暂存的物件必须堆码稳当、整齐，防止倾塌。（3）辐射水平高的物件应尽可能放中间，辐射水平低的物件应尽可能放外面，从而降低存放物周围环境剂量率。(4)禁止在控制区绿区的公共通道存放接触剂量率≥50μSv/h的放射性物品。(5)禁止在控制区的过渡区内存放放射性物品。２．暂存物的标识前面已经讲过，从辐射安全角度考虑，凡在控制区内的物件，未经辐射监测证实，不得盲目地作为非放射性物品处理。(1)某些经辐射监测证实有放射性的物件，需要在控制区内暂存的，应在物件外部显眼的位置张贴辐射信息标识。辐射信息标识见右上图。辐射信息标识应由工作负责人填写，特别要标明暂存物的名称和其最大接触剂量率。(2)对于暂存物接触剂量率≥0.5mSv/h的物品，辐射防护人员应进行现场监测，并设置区域警示标志。(3)以下情况，工作负责人均应通知辐射防护人员到现场确认存放地点合适，挂热点标志，必要时设置区域隔离带。a.在黄区暂存的物品，其接触剂量率≥2mSv/h；b.在黄区的公共区域暂存的物品，其接触剂量率≥0.5mSv/h；c.在绿区暂存的物品，其接触剂量率≥0.1mSv/h。放射性物品运输的安全要求1.一般要求在控制区内部的运输由工作负责人负责，一般情况下辐射防护人员不介入，但工作负责人可随时要求辐射防护人员支持和协助。运出控制区的放射性物质，工作负责人除应保证包装牢固外，在运输、装卸和存放过程中应严格遵守辐射安全和一般工业安全的规定，特别要满足下述有关放射性物质运输的安全要求：（1）所有的放射性物质运输都必须按规定进行必要的辐射监测，并经辐射防护工作人员签字后，方可运输。（2）所有需运输的放射性物品必须包装牢固，以防放射性物质污染扩散。（3）所有运出控制区的放射性物品，工作负责人必须填写《放射性物品出控制区登记表》。（4）所有放射性物品都不能从冷更衣间进出。（5）未经许可，在运输过程中不能改变运输线路和停留或者打开物品包装。（6）运出厂区的放射性物品，工作负责人必须事先通知RP人员和填写《厂外运输登记表》。（7）所有从外部运进厂区的放射性物品，工作负责人必须在进厂前半天通知辐射防护组；在进行本底监测并填写《放射性物品进厂登记表》后，才能允许进入厂区。（8）所有从事放射性物质运输的工作人员一定要佩戴TLD个人剂量计进行剂量监测。（9）放射性物品装卸车必须在缓冲区进行。（10）放射性物品运输必须使用维修部现场车班的专用车辆，水泥桶运输可使用叉车。（11）如非必要，放射性物质运输车辆严禁中途停车和打开放射性包装物。（12）一般情况，禁止在刮风下雨的天气从事放射性物质运输作业。（13）辐射风险很大的放射性物质厂内运输，保健物