辐射防护最优化纲要 GB/T 14325-93

wwwwwww · 发表于 2007-2-21 19:59:24

辐射防护最优化纲要 GB/T 14325-93<div style="

ADDING-RIGHT: 0px; MARGIN-TOP: 10px; FONT-SIZE: 12pt; OVERFLOW-X: hidden; WIDTH: 97%; WORD-BREAK: break-all; TEXT-INDENT: 0px; LINE-HEIGHT: normal; HEIGHT: 200px; WORD-WRAP: break-word;"><pre>7　辐射防护最优化一些应用的指南 　7.1　设计中的辐射防护最优化 　7.1.1　核设施的设计必须贯彻辐射防护最优化原则。 　7.1.2　对各种有关的建筑物，在设计阶段应进行综合考虑、统一规划，使它们达到 相同或相似的最优化防护水平，实现总体的辐射防护最优化。 　7.1.3　核设施的设计应有利于分区管理、放射性物质的安全运输和人员通行的安全； 有利于控制各类人员所受的辐射照射。 　7.1.4　在核设施的设计中，既要考虑辐射防护的要求，也要考虑其他方面的要求， 并与代价限制因素相协调。此外，还应考虑事故应急的要求和未来工作的发展。 　7.1.5　应遵照辐射防护最优化原则，根据现有的运行经验和剂量控制经验，并考虑 到今后工作的发展，选择相应剂量限值的特定百分数作为剂量设计指标，而不应简单 地用剂量限值作为设计指标。 　7.2　运行的辐射防护最优化 　7.2.1　在进行涉及辐射照射的工作(生产、运行、科学实验等)之前，应依据辐射 防护最优化原则，对工作进行全面规划，制定出既切实可行又能达成良好的剂量控制 的辐射防护最优化纲要或程序。 　7.2.2　应配备恰当的工作人员、仪器设备和工具。关键岗位或从事特殊辐射危险工 作的人员，应取得必要的辐射工作许可证。 　7.2.3　工作中必须按工作程序操作，避免一切不必要的照射。 　7.2.4　应根据工作任务和最优化的要求，建立检查项目表，以减少辐射照射。 　7.2.5　应认真填写辐射工作登记表，做好有关资料的记录与保存工作，总结经验教 训，为改进以后的工作提出建议。 　7.2.6　应对辐射防护最优化的执行情况进行监督和检查，发现问题及时解决。 　7.2.7　辐射工作单位应按期向主管部门和辐射防护管理部门报告辐射防护最优化的 实施情况。 　7.3　辐射防护监测的最优化 　7.3.1　应遵循辐射防护最优化的原则，制定辐射防护监测方案。 　7.3.2　应执行辐射防护监测质量控制的有关规定。 　7.3.3　应对辐射防护监测结果进行分析、评价，及时通报有关人员，用于辐射防护 最优化决策。 　7.4　放射性废物管理的最优化 　7.4.1　必须采取有效措施，尽量减少放射性废物的产生量。对于放射性废物应按类 分级收集、处理和处置。严禁将非放射性废物混入放射性废物内。 　7.4.2　在放射性废物的处理处置中，应对各个环节(例如收集、净化、减容、固化、 包装、贮存、运输和最终处置等)进行最优化分析，考虑各个环节的相互影响，做到总 体最优化。 　7.4.3　应合理地选择废物处理方法，尽力做到废物的再利用。 
附　录　A 
辐射防护最优化应用举例 (参考件) A1　为减少工作人员所受的剂量而设置屏蔽墙。假定被屏?蔽的工作人员数为N人，工 作人员的工作时间因子为ft，在将要设置屏蔽墙的外侧处的最大剂量当量率为H，墙的 寿期为τ，估算屏蔽墙的最佳厚度。 　　危害的货币代价为： Y(ω)=aNftτρHe＾(-μω) .............................. (A1) 式中：ρ——工作人员接受的平均剂量当量率与H之比； ω——屏蔽墙的厚度； μ——屏蔽墙材料的有效衰减系数。 　　设置屏蔽墙的代价为： X(ω)=XVLhω+Xs ..................................... (A2) 式中：XV——屏蔽墙单位体积的造价； L——屏蔽墙的长度； h——屏蔽墙的高度； Xs——屏蔽墙支撑结构的代价。 　　屏蔽墙的最佳厚度ω0应满足： {d/dω(X+Y)}│ ＝0 ............................ (A3) ω=ω0 　　即： XVLh-aNftτρμHe＾(-μω0)=0 .................... (A4) 从而可求出ω0。 A2　采用尿样分析方法监测工作人员的内照射剂量，根据每次尿检的代价和在两次取 样之间可能漏测的摄入量决定是优取样周期。 　　一年中进行尿检的总代价为： X(T)=aN(365/T) ................................ (A5) 式中： a—— 一次尿检的代价； N——受检人数； T——取样周数。 在两次取样之间可能漏测的最大内照射剂量为： D=AFe＾[-693T/T(1/2)] ............................ (A6) 式中： A——尿检方法的最小可探测摄入量； F——该核素的剂量转换因子； T(1/2)——该核素在体内的有效半减期。 　　对于N个受检人员，可能漏测的集体剂量相当的贷币代价为： Y(T)=aNAF(365/T)e＾[(-0.693T/T(1/2)] ................ (A7) 　　最优取样周期T0应满足： {d/dT(X+Y)}│ =0 .................................... (A8) T=T0 　　即：aAF[0.693/T(1/2)×T0-1]e＾[-0.693T0/T(1/2)]-a=0 ......... (A9) 由此可出T0。 A3　为提高室内的空气质量，用机械方法降低室内空气中的氡浓度，选择最优通风速率。 　　室内空气中的氡浓度?c和通风速率λ?v的关系为：? c=[ce+cout(λn+λv)]/(λv+λn+λ) ................... (A10) 式中： ce——由于室内表面的氡析出等原因，使室内氡浓度的增量； cout——室外空气中的氡浓度； λn——自然通风速率； λ——氡的放射生衰变常数。 　　室内居民吸入氡的危害代价为： Y=aNftτFc ......................................... (A11) 式中： N——室内居民人数； ft——居民在室内的居留因子； τ——通风系统的寿期； F——氡的剂量转换因子。 　　如果通风代价仅是能源消耗的代价，那么通风代价为： X=abftτλv ...................................... (A12) 式中：a——每度电的价格； b——实现单位通风速率所消耗的电能。 　　最优通风速率λv0应满足： {d/dλv×(X+Y)}│ =0 ...................... (A13) λv=λv0 将(A10--A12)式代入(A13)式即得： λv0=［αNF(ce-λcout)/ab］＾1/2-(λn+λ) ........ (A14) A4　为了减少核设施向环境排放的放射性物质量，需要采取防护措施。对于液体流出 物，可以采用延迟排放或过滤净化等方案，并从中择出较优方案。 　　对于延迟排放，第i种核素排放量的减少因子为： ai=e＾-λiv(d/Q) ............................... (A15) 式中：λi——i核素的放射性衰变常数； Vd——延迟罐(池)内的体积； Q——流出物在延迟罐(池)内的体流量率。 　　对于过滤净化处理，i核素的排放量减少因子为： ai=c2i/c1i .................................... (A16) 式中： c1i——处理前i核素的浓度； c2i——处理后i核素的浓度。 　　在延迟或处理设施寿期τ内，流出物所造成的总集体剂量为： S=τ(ΣSiAiai+S0) ............................... (A17) 式中： Si——排出单位活度的i核素所致集体剂量； Ai——不经处理时i核素的年排放量； S0——在延迟排放或净化处理过程中对工作人员职业照射的年集体剂量。 　　对于不同方案j，减少单位集体剂量所付出的防护代价为： aj=Xi/(Su-Sj) .................................. (A18) 式中：Xi——方案j的防护代价； Su——不经处理时的总集体剂量； Sj——经j方案处理后的总集体剂量。 　　则aj较小的方案为较优方案。</pre></div>

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