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ICS 27.120.20F 72备案号：15824-2005 EJ 中华人民共和国核行业标准EJ/T 270－2005代替EJ 270-1984核电厂运行辐射防护规定Rules for operational radiation protection in nuclear power plants2005－04－11发布 2005－07－01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 270－2005目次前言 (II)1 范围 (1)2 规范性引用文件 (1)3 术语和定义 (1)4 总则 (2)5 辐射防护组织和责任 (2)6 最优化实施 (3)7 辐射工作管理 (5)8 辐射工作许可证 (6)9 源项控制 (6)10 工作人员分类和个人剂量控制 (7)11 工作场所的分区和管理 (7)12 职业照射监测和评价 (9)13 防护衣具和设备管理 (11)14 停堆大修和电厂改造中的辐射防护最优化 (11)15 放射性废物管理中的职业照射控制 (12)16 事故处理和应急响应中工作人员的照射控制 (13)17 职业健康管理 (13)18 记录 (14)附录A(资料性附录) 核电厂控制区子区划分的实例 (16)附录B(资料性附录) 核电厂最优化评估的集体剂量标准的实例 (16)I标准分享网 免费下载EJ/T 270－2005II前言本标准代替EJ 270-1984《核电站辐射防护规定》。
本标准是依据GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》，参考相关的核安全导则和IAEA安全标准，并结合核电厂运行辐射防护的特点编写的。
本标准与EJ 270-1984相比主要有如下变化：a) 适用范围为核电厂装载核燃料后的调试、运行以及检查、试验、维修、电厂改造和放射性废物管理等生产活动以及核事故应急响应中核电厂工作人员的照射控制；b) 以职业照射控制为基本内容，不包括核电厂放射性废物管理、环境监测和核事故应急响应等方面的具体要求；c) 标准名称改为《核电厂运行辐射防护规定》。
核电厂辐射防护规定GB 14317-93国家技术监督局1993-04-20发布1993-12-01实施1主题内容与适用范围本标准规定了核热电厂辐射控制的基本原则和防护标准，以及选址、设计、运行和退役的辐射防护基本要求。
本标准适用于核热电厂，核供热厂也可参照执行。
2引用标准GB 8703 辐射防护规定GB 6249 核电厂环境辐射防护规定3术语3.1核热电厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能或电力所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.2核供热厂一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能所必需的全部构筑物、系统和部件。
3.3中间回路在一回路和热网回路之间设置的隔离回路。
3.4热网进入用户的热水管网。
4总则4.1辐射防护目标为保障核热电厂辐射工作人员和公众的健康和安全及保护环境，确保在正常运行时核热电厂内及从核热电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射低于规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
4.2核热电厂所有导致辐射照射的实践和设施，都应当符合辐射防护三原则，即实践的正当性、辐射防护的最优化和对个人剂量的限制。
4.3在申请核热电厂选址、设计、运行和退役时，必须按照有关规定事先向国家主管部门和监督部门提交安全分析报告和环境影响报告书等，经审查批准后方可实施。
必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。
5剂量限制体系5.1基本限值5.1.1辐射工作人员的基本限值按GB 8703第2.4.2条中相应的规定执行。
5.1.2在正常运行工况下，每座核热电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量，每年应小于0.1mSv。
5.2次级限值、导出限值、管理限值和参考水平按GB 8703第2.4条中相应的规定执行。
5.3每座压水堆型核热电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足5.1.2的规定外，一般还应分别低于表1和表2所列控制值。
核反应堆的辐射防护核能是目前世界上电力供应的重要组成部分。
核能产生的电力清洁高效，但是，在核反应堆内部放置的核燃料在放射性衰变的过程中会释放出大量的辐射，这给人们的生命健康和环境保护带来了巨大的风险。
因此，核反应堆的辐射防护一直是人们非常关注的问题。
核反应堆的辐射防护可以分为三个方面的防护：物理屏蔽、放射性防护和操作防护。
这三个方面的防护措施需要相互配合，共同构成一个系统，才能有效保护人员和环境污染。
一、物理屏蔽物理屏蔽是最基本的核反应堆辐射防护措施，它的主要作用是对核反应堆释放的不同种类的辐射进行物理屏蔽，防止辐射泄漏。
物理屏蔽使用的是吸收、转移、散射、反射等物理过程来减小辐射强度。
例如，为了防止反应堆释放的核子重心惯性能量产生的震动破坏反应堆结构，安装了结构体系，包括水平与垂直向的撑杆及水平向的平面。
而反应堆本身的防护罩往往是由混凝土、钢板、铅等材料组成，能够有效地屏蔽β粒子、γ射线等对人体有害的辐射。
二、放射性防护放射性防护主要是针对反应堆内外不可避免的辐射排放和放射性粉尘的溢出进行的防止及控制。
放射性防护的主要措施包括通风、液体循环、卫生清洁、隔离等。
通风一般是指将空气中的放射性物质变成液态或固态方便处置。
通风系统主要包括外排机组、内部循环机组和防污清洗机组。
在反应堆停运后，还要保持正压和满水压力，以免核燃料棒发生氧化、裂化等危险。
另外，还需掌握放射性物质运送的规程和处理方法。
三、操作防护操作防护是为了确保人员在核反应堆内部工作时能够不受辐射的伤害，包括施工前后的操作、设备运行过程中的操作等三个方面。
施工前后的操作包括设备进出、设备安装、管道接线以及调试等操作。
设备运行过程中的操作是指在设备运行时，必须按照正常情况开展正常工作，如反应堆堆芯检修和更换燃料棒、净化设备检修维护等。
操作时需要严格遵守工作程序和作业规定，并配备足够的安全防护装备和检测设备，并定期的进行安全演习和应急演练。
生命只有一次，我们要珍惜它。
核聚变反应堆的退役和拆解需要注意哪些问题在人类追求清洁能源的道路上，核聚变被寄予厚望。
然而，当核聚变反应堆完成其使命，面临退役和拆解时，我们需要面对一系列复杂且关键的问题。
这不仅涉及到技术层面的挑战，还涵盖了环境、安全和经济等多个重要方面。
首先，安全是重中之重。
核聚变反应堆在运行期间，内部会产生高放射性物质和强磁场。
在退役和拆解过程中，必须采取严格的防护措施，以确保工作人员和周围环境免受辐射危害。
工作人员需要配备专业的防护装备，如防辐射服、手套、面罩等，并接受严格的辐射安全培训。
同时，要对工作区域进行严密的辐射监测，实时掌握辐射水平，一旦发现异常，立即采取紧急措施。
其次，技术复杂性是一个巨大的挑战。
核聚变反应堆的结构复杂，包含众多精密部件和系统。
在拆解过程中，需要对这些部件进行小心处理，避免造成损坏或引发意外。
例如，超导磁体是核聚变反应堆中的关键部件之一，其拆解需要特殊的技术和设备，以保证在不破坏其性能的前提下安全拆除。
此外，反应堆内部的高温、高压环境也使得一些部件在长期运行后发生了物理和化学变化，增加了拆解的难度。
环境问题也是不容忽视的。
在核聚变反应堆中使用的一些材料，如氚等，具有放射性和环境危害性。
在退役和拆解过程中，必须确保这些材料得到妥善处理和储存，防止其泄漏到环境中。
同时，对于产生的放射性废物，要按照严格的标准进行分类、包装和处置，以最大限度减少对环境的影响。
经济成本也是需要考虑的重要因素。
核聚变反应堆的退役和拆解是一项庞大而昂贵的工程。
从设备的拆除、运输，到放射性废物的处理和储存，每一个环节都需要大量的资金投入。
因此，在规划退役和拆解工作时，需要进行全面的经济评估，制定合理的预算和资金计划。
同时，要探索创新的技术和方法，以降低成本，提高效率。
在法律和监管方面，必须建立健全的法规和监管体系。
明确规定核聚变反应堆退役和拆解的程序、标准和责任，确保整个过程合法、合规、安全。
监管部门要加强对退役和拆解工作的监督检查，及时发现和纠正问题，保障公众的利益和安全。
![研究堆和临界装置运行安全规定-[88]国核安法字076号](https://img.taocdn.com/s1/m/81d5d8cfc0c708a1284ac850ad02de80d4d8069a.png)
研究堆和临界装置运行安全规定正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 研究堆和临界装置运行安全规定（〔８８〕国核安法字０７６号１９８８年８月国家核安全局发布）本规定自发布之日起实施。
本规定由国家核安全局负责解释。
１引言１．１研究堆和临界装置（以下称反应堆）的安全运行需要合乎要求的设计、建造、管理和监督。
本规定主要涉及的是管理和监督方面的问题，本规定适用于反应堆全寿期，包括修改和更新。
１．２本规定确定了反应堆安全运行所必须满足的最低要求。
其目的是保证在反应堆运行过程中，不使厂区人员和公众受到过量的放射危害。
１．３根据“民用核设施安全监督管理条例”的规定，国家对反应堆实行许可证管理制度。
本规定提出了申请反应堆安全许可证件的程序及应递交的文件。
１．４本规定附录二所列的导则是对本规定的说明和补充。
２监督管理职责２．１反应堆营运单位对反应堆的安全运行承担全面责任。
２．２反应堆主管部门对反应堆的安全运行负领导责任。
２．３反应堆的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。
２．４为保证反应堆的安全运行，国家核安全部门、主管部门和反应堆营运单位必须相互了解和相互尊重。
２．５国家核安全部门在反应堆运行监督方面的主要职责为：（１）审批颁发反应堆运行许可证；（２）核准并颁发操纵人员执照；（３）审查批准反应堆运行限值和条件；（４）核实反应堆营运单位是否正确遵循运行限值和条件，是否履行所有与安全有关的其它职责，必要时从安全出发采取强制性行动，包括命令反应堆停堆和修改。
２．６反应堆营运单位必须根据国家核安全部门的要求，递交或提供下列文件和资料：（１）安全分析报告（见３．１条）；（２）运行限值和条件（见５．１条）；（３）有关偏离运行限值和条件的报告（见５．７条）；（４）定期试验和检查计划（见６．３条）；（５）定期试验和检查结果（见６．６条）；（６）运行规程（见８．１条）；（７）调试大纲和调试阶段审查报告（见１１．１条）；（８）调试试验结果（见１１．４条）；（９）属于安全范畴内的修改方案及其审核意见（见１２．１条）；（１０）反应堆应急计划（见１４．１条）；（１１）质量保证大纲（见１６．２条）；（１２）废物管理大纲和有关文件（见１７．１条）；（１３）排出流排放限值以及监测和控制排放的方法和规程（见１７．４、１７．５条）；（１４）人员配备、资格审查、培训和再培训大纲（见５．７、７．７条）；（１５）与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录（见９．６条）；（１６）人员受照射的报告（见１３．７条）；（１７）退役计划（见１８．２条）；（１８）其他有关资料。
F70EJ 270-1984核电站辐射防护规定1985-03-27发布1985-06-01实施中华人民共和国核工业部批准附加说明:本标准由核工业部安全防护卫生局提出。
本标准由核工业部安全防护卫生局组织的“核电站辐射防护规定”编制小组编制。
编制小组组成:组长:潘自强付组长:姜希文、陈竹舟、邢馥吏、周富兰成员:宋绍仪、刘书田、万兆均、汪佳明、李传琛、李正德、黄永愚、任伦董伯年、李玉成1 引言1.1根据“中华人民共和国环境保护法(试行”,“放射防护规定”和国家有关法律、法令或规定,参照国际辐射防护有关标准,结合我国核电站发展的具体情况,特制定本规定。
1.2 本规定的目的是,在发展我国核能专业中,保障核电站职业性工作人员和公众的健康和安全,保护环境,促进国民经济的发展。
1.3 本规定适用于各种反应堆堆型的陆地固定式核电站。
1.4 核电站的厂址选择、设计、建造、运行、退役和核电站的扩建、改建或运行工况的改变,必须遵守本规定。
1.5 辐射防护的目的和原则1.5.1 辐射防护的目的在于防止有害的非随机性效应,并限制随机性效应的发生率,使之达到被认为可以接受的水平。
1.5.2 核电站所有导致辐射照射的实践活动,必须要有正当的理由,并应保护核电站职业性辐射工作人员和公众免受一切不必要的辐射照射。
1.5.3 辐射防护工作应实行最优化。
即考虑了社会的和经济的因素之后,使核电站对职业性辐射工作人员和公众所造成的辐射照射,合理地做到尽可能低的水平。
1.5.4 对可能受到核电站辐射照射的个人,实行剂量当量限值制度。
1.6 核电站的辐射防护和环境保护的设施,必须与主体工程同时设计,同时施工,同时投产。
1.7 在申请核电站定址,建造,试运行和(正式运行前,核电站建造运营单位必须按有关规定提交相应的“安全分析报告书”和“环境影响评价报告书”。
1.8核电站的“安全分析报告书”和“环境影响评价报告书”,实行专业技术审核,主管部门批准制度。
核能安全法规中的核电站安全与辐射防护以及核废料处理规范近年来，随着能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式受到了广泛关注。
然而，核能的利用也带来了一系列的安全隐患和环境问题。
为了保障核能的安全利用，各国纷纷制定了一系列的核能安全法规，其中核电站安全与辐射防护以及核废料处理规范成为了重要的内容。
核电站作为核能利用的主要场所，其安全问题直接关系到公众的生命财产安全。
因此，各国通过法规对核电站的建设、运营和关闭等环节进行了详细规定。
首先，核电站的选址必须符合一定的标准，远离人口密集地区和地震带等潜在危险区域。
其次，核电站的设计和建设必须符合严格的安全标准，包括核反应堆的设计、材料选择、设备安装等方面。
此外，核电站的运营必须建立完善的安全管理体系，包括设立核安全部门、制定应急预案、进行定期检查和演练等。
最后，在核电站关闭后，必须进行安全的废弃物处理和核电站退役工作，以确保核电站不会对环境和人类健康造成任何潜在威胁。
辐射防护是核能安全的重要组成部分。
核电站在运营过程中会产生辐射，如果不加以有效控制，将会对人体和环境造成危害。
因此，各国通过法规对核电站的辐射防护进行了严格规定。
首先，核电站必须建立辐射防护体系，包括辐射监测、辐射防护设备和辐射防护措施等。
其次，核电站必须对工作人员进行辐射防护培训和健康监测，确保他们的辐射剂量不超过安全标准。
此外，核电站还必须对周围环境进行辐射监测，确保辐射水平不会对公众健康造成危害。
通过这些措施，可以有效减少核电站辐射对人体和环境的潜在风险。
核废料处理是核能利用过程中的重要问题。
核电站产生的废料包括高放射性废料、中放射性废料和低放射性废料等，如果处理不当将会对环境和人类健康造成严重威胁。
因此，各国通过法规对核废料的处理进行了严格规定。
首先，核电站必须建立废料管理体系，包括废料的分类、封存、运输和处置等。
其次，核废料必须进行安全封存和储存，确保不会对环境和公众造成危害。
辐射场所设备退役管理制度第一章总则第一条为做好辐射场所设备的退役管理工作，规范和强化辐射场所设备的退役程序和管理要求，落实辐射场所设备的安全环保责任，提高辐射场所设备退役管理水平，保障辐射场所设备的安全和环境，根据《中华人民共和国辐射安全法》等法律法规，制定本管理制度。
第二条本管理制度适用于所有辐射场所设备的退役过程及相关管理工作，适用于本单位内所有相关人员和部门。
第三条辐射场所设备包括但不限于核能设施、核反应堆、医疗辐射诊疗设备、工业放射性同位素设备、辐射源和辐射装置等。
第二章退役管理第四条辐射场所设备的退役工作应当遵守国家有关规定，制定配套的管理办法和具体的技术方案。
第五条辐射场所设备的退役应当由资质齐备的单位负责。
被退役辐射场所设备单位应当按照所在地的行政管理部门规定的要求，选择合格的退役单位进行退役处理。
第六条退役单位应当具备相关的资质证书和技术实力，能够满足辐射场所设备的退役要求。
第七条退役单位应当对辐射场所设备进行评估和调查，编制详细的退役方案，并报送有关职能部门审批。
第八条退役单位应当制定并实施专门的工作方案，对辐射场所设备进行逐步拆除和处理，保证工作过程的安全和环保。
第九条退役单位应当建立健全相关的安全生产责任制度，明确各级管理人员及相关工作人员的职责，确保退役工作的安全进行。
第十条退役单位应当建立完善的应急预案，一旦发生事故，能够迅速采取有效的应急处置措施，保障人员和环境的安全。
第三章退役流程第十一条退役单位应当按照国家相关规定和技术标准，对辐射场所设备进行全面的清算和核实。
第十二条退役单位应当对辐射场所设备进行分解和处理，保障作业过程中的人员安全和环境的保护。
第十三条退役单位应当对废旧辐射场所设备进行分类和标识，并按照相关规定进行包装、储存和运输。
第十四条退役单位应当按照国家有关规定进行辐射场所设备的终端处置和处理，确保废旧设备的彻底安全处理。
第四章监督管理第十五条有关行政管理部门和监督机构应当对辐射场所设备的退役工作进行定期和不定期的监督检查，确保退役工作的安全进行。
反应堆退役辐射防护规定更多免费资料下载请进：好好学习社区发放部门：□管理者代表□文控□业务部□采购部□工程部□工模部□生产部□品管部□仓库□行政部反应堆退役辐射防护规定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。
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。
