广东省环境辐射监测中心阳江核电厂、台山核电厂流出物实验室项目环境影响报告表.docx

编号： 14FSHP095核 技 术 应 用 项 目 环 境 影 响 报 告 表（送审版）填 表 人 联系电话 项目联系人 联系电话 法人代表签字 填报单位全名 广东省环境辐射监测中心 单位公章二 O 一四年十一月国家环境保护总局监制表1 项 目 概 况单位名称广东省环境辐射监测中心地址广州市海珠区广州大道南860 号法人代表姓名电话邮编510305联系人及电话项目名称阳江核电厂、台山核电厂流出物实验室 丙级非密封放射性物质工作场所项目地点阳江市园林路广东省环境辐射监 测中心粤西分部项目用途阳江、台山核电站流出物监测建设性质新建总投资(万元)核技术项目 投资(万元)核技术项目环保投资(万元)应 用 类 型放射性同位素应用密封源射线装置其它丙级非密封放射性物 质工作场所无无无1.核技术应用的目的和任务中华人民共和国放射性污染防治法明确规定： “核设施营运单位应当对核设施周 围环境中所含的放射性核素的种类、浓度以及核设施流出物中的放射性核素总量实施 监测， 并定期向国务院环境保护行政主管部门和所在地省、自治区、直辖市人民政府 环境保护行政主管部门报告监测结果”还规定： “国务院环境保护行政主管部门负责对核动力厂等重要核设施实施监督性监测， 并根据需要对其他核设施的流出物实施监。测”按照环境保护部要求， 阳江核电厂、台山核电厂流出物实验室在广东省环境辐射 监测中心粤西分部建设， 承担阳江、台山核电厂流出物监督性监测任务。按照监督性 监测方案要求， 该实验室年操作量不超过 107 Bq， 根据电离辐射防护与辐射源安全基本标准 （GB18871-2002），为丙级非密封放射性物质工作场所。根据放射性同位素与射线装置安全许可管理办法 （中华人民共和国环境保护部第 3 号令） 第二条规定“在中华人民共和国境内生产、销售、使用放射性同位素与。射线装置的单位，应当依照本办法的规定，取得辐射安全许可证”根据建设项目环境影响评价分类管理名录 （2008 年，环境保护部第 2 号令）- 1 -规定， 使用丙级非密封放射性物质工作场所的应该编制环境影响报告表； 根据放射 性同位素与射线装置安全许可管理办法 （2008 年，环境保护部第 3 号令），该报告 表应报广东省环境保护厅审批。受广东省环境辐射监测中心委托， 广东省环境科学研究院承担该核技术应用项目的环境影响评价工作。2.项目概况一、项目简介核设施在运行过程中， 通过烟囱排除的气载放射性污物流， 或通过管道、水渠排入污水接纳体的液体放射性污染物流称为放射性流出物。为了控制和评价核设施放射性流出物对周围环境和居民产生的辐射影响， 通过对 流出物进行采样、分析或测量， 以弄清流出物特征而进行的监视性测量， 称为放射性 流出物监测。加强流出物监测具有特殊的重要性。首先， 除了在某些特殊的环境介质 中可能发生发射性物质浓集的情况以外， 一般来讲， 在排入环境之前， 流出物中的放 射性浓度通常会比进入环境后的浓度高很多， 因此流出物监测可以以较高的准确度来 鉴别核确定释入环境的放射性核素组成和量。其次， 由于流出物与设施运行的归属关系十分清楚，因此进行流出物监测十分有利于对污染源的控制和评价。而环境监测能够在某种程度上提供有关公众受照射情况较为直接的估计，其次， 它还可以提供有关环境污染水平的累积趋势和是否还存在尚未受到监测的污染源等 相关信息。因此， 流出物监测和环境监测两者应该相互补充。这种相互补充， 不仅对 于评价是重要的， 而且还可以将作为源项数据的流出物监测结果与作为污染后果数据 的环境监测结果通过一定的模式定量地把两者联系起来。这对于验证和改进放射性核素在环境中的转移模式和参数也是十分有意义的。放射性流出物向环境排放， 分为常规排放和事故（应急） 排放两大类。核设施处 于正常运行和受控情况下的排放称为常规排放； 核设施处于事故工况或在限制排放的 有关规定遭到破坏情况下的排放称为事故排放。常规排放又可以分为有组织排放和无 组织排放两种。有组织排放是指对排放物的种类和数量了解得比较清楚， 并且是按一定计划和是在受到控制情况下的排放。无组织排放是指对流出物的了解和控制难于做- 2 -到比较准确， 也不容易按一定的计划有组织进行的排放， 但其排放量较小， 一般可以 在限制排放的有关规定之内进行的排放。包括正常运行状态下除了成批、有计划集中排放以外的一些零散排放。目前我国对核电厂流出物监测实行企业和政府监督相平行的“双轨制”。广东省 环境辐射监测中心 2009 年对大亚湾和岭澳核电厂液态流出物的留样复测中，检测出 少量的放射性核素 110mAg、 137Cs、 60Co 和 58Co。通常，核电厂上报给环保监管部门的报 告均以放射性流出物月排放及累计量与国家批准年限值比较结果为考量指标， 监管部 门对其排放浓度、排放核素和排放波动情况均无法实施有效监督。因此， 建设流出物 实验室， 制定合理可行的监测方案， 开展流出物监督性监测工作， 将为政府有效监督和环境管理提供有力技术支持。二、项目地理位置广东省环境辐射监测中心粤西分部位于阳江市放鸡水库西侧、阳江市园林管理处南侧。图 1-1 地理位置图- 3 -图 1-2 卫星图三、 项目规模一、辐射环境监测技术规范 （HJ/T61-2001）压水堆核电厂运行期间气载流出物监测内容、液态流出物监测内容见表 1.1、表1.2。表 1.1 气载流出物监测监测项目取样方式测量方式惰性气体连续连续131I累积定期气溶胶累积定期氚累积定期14C累积定期- 4 -表 1.2 液态流出物监测内容为监测对象采样方式监测项目贮存罐排放前采样3H，核素分析，放射性活化产物排放口定期采样（或等比采样）3H，核素分析，放射性活化产物二、 核动力厂环境辐射防护规定 （GB6249-2011）核动力厂必须按每堆实施放射性流出物年排放总量的控制，对于 3000MW 热功率的反应堆，其控制值如下。表 1.3 气载放射性流出物控制值轻水堆重水堆惰性气体6×1014Bq/a碘2×1010Bq/a粒子（半衰期8d）5×1010Bq/a碳 147×1011Bq/a1.6×1012Bq/a氚1.5×1013Bq/a4.5×1014Bq/a表 1.4 液态放射性流出物控制值轻水堆重水堆氚7.5×1013Bq/a3.5×1014Bq/a碳 141.5×1011Bq/a2×1011Bq/a（除氚外）其余核素5.0×1010Bq/a对于热功率大于或小于 3000MW 的反应堆，应根据其功率适当调整。对于同一堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量应控制在表 1.3、表 1.4 控制值的 4 倍以内。核动力厂的年排放总量应按季度和月控制， 每个季度的排放总量不应超过所批准的排放总量的 1/2，每个月的排放总量不应超过所批准的年排放总量的 1/5。对于滨海厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氚和碳 14 外其他放射性核素浓度不应超过 1000Bq/L。三、 核电厂放射性液态流出物排放技术要求 （GB14587-2011）- 5 -核电厂营运单位应采取有效措施， 保证放射性液态流出物排放系统的设计和运行 以及核电厂放射性液态流出物排放的管理满足 GB18871 的相关要求， 遵循“辐射防护 最优化”和“废物最小化”的原则， 实施放射性液态流出物年排放总量控制和排放浓度控制。核电厂放射性液态流出物向环境排放应采用槽式排放， 排放的放射性总量应符合 GB6249 中有关放射性液态流出物年排放总量限值的相关规定。同时，对于滨海厂址，系统排放口处除 H-3、C-14 外其他放射性核素的总排放浓度上限值为 1000Bq/L。核电厂营运单位应按季度控制放射性流出物年排放总量， 核电厂连续三个月内的 放射性液态流出物排放总量不应超过年排放总量控制值的二分之一，每一个月内的放射性液态流出物排放总量不应超过年排放总量控制值的五分之一。为有效防止和控制核电厂放射性流出物的异常排放， 系统排放口在线监测仪表联锁报警阈值应不超过排放浓度控制值的 5 倍。四、国内核电厂放射性流出物监督性监测方案阳江核电厂规划建设六台百万千瓦级核电机组采用 ACPR1000 技术方案反应堆堆芯 额定热功率为 2895MW 电站设计寿命 60 年，采用十二个月转十八个月换料燃料管理方 案，即首循环采用年度换料模式，从第二循环开始快速向十八个月换料过渡。采用直流冷却系统，冷却水取自附近南海海域，并以附近海域作为最终热阱。台山核电厂厂址规划建设四台 EPR（4×1750MW） 压水堆核电机组， 并同时考虑预 留两台 1000MW 压水堆机组的场地，采用场地平整一次完成、核电机组分两期建设的模 式 进 行 建 设 ， 一 期 工 程 建 设 两 台 EPR 核 电 机 组 。 EPR- 6 -（European Pressurised Reactor）是 FRAMTOME 和 SIEMENS 联合设计开发的面向 二十一世纪的新一代改进型压水堆核电站， 属于第三代核电站。它以法国 N4 型和德 国 KONVOI 型核电站为主要的设计参考， 并充分吸收了法国和德国核电发展多年的设 计、建造和运行经验。EPR 总体设计目标和安全指标都达到了第三代核电站的要求。 EPR 是四环路大功率的核电机组， 堆芯由 241 个 17×17 的燃料组件组成， 可采用最高 50%的 MOX 组件， 核功率为 4250-4900MW， 电功率为 1600MW 级。换料周期 12-24 个月， 全寿期内电厂可用率大于 87%，可达 92%，60 年设计寿命，职业辐射剂量<0.5manSv/堆年（目标值为 0.3manSv/堆年）。根据核动力厂环境辐射防护规定（GB6249-2011），阳江核电厂 ACPR1000 机组 的气载放射性流出物控制值、液态放射性流出物控制值采用标准中热功率 3000MW 的 反应堆的控制值， 阳江核电厂 6 台 ACPR1000 机组年总排放量应控制在标准控制值的 4 倍以内； 台山核电厂 EPR 机组气载放射性流出物控制值、液态放射性流出物控制值采 用标准中热功率 3000MW 的反应堆的控制值的 1.5 倍；所有机组的年总排放量应控制在上述控制值的 4 倍以内。- 7 -3.评价依据一、法律法规(1)中华人民共和国环境保护法，中华人民共和国主席令第 22 号(2)中华人民共和国环境影响评价法，中华人民共和国主席令第 77 号(3)中华人民共和国放射性污染防治法，中华人民共和国主席令第 6 号(4)建设项目环境保护管理条理，国务院令第 253 号(5)建设项目环境影响评价分类管理名录环境保护部 2 号(6)放射性同位素与射线装置安全和防护条例，国务院第 449 号(7)放射性同位素与射线装置安全许可管理办法国家环保部 3 号二、技术导则及规范(1)辐射环境保护管理导则核技术应用项目环境影响报告书（表） 的内容和格式（HJ/T10.1-1995）(2)核辐射环境质量评价一般规定（GB1215-89）(3)环境地表辐射剂量率测定规范（GB/T14583-93）(4)辐射环境监测技术规范（HJ/T61-2001）(5)核电厂放射性液态流出物排放技术要求（GB14587-2011）(6)核动力厂环境辐射防护规定（GB6249-2011）(7)空气中放射性核素的能谱分析方法（WS/T184-1999）(8)空气中 14C 的取样与测定方法（EJ/T1008-96）(9)空气中碘 131 的取样与测定（GB/T14584-1993）(10) 水中氚的分析方法（GB12375-90）(11) 水中放射性核素的能谱分析方法（GB/T16140-1995）(12) 水中总放射性测定 蒸发发（EJ/T900-1994）(13) 水中总放射性浓度的测定 厚源法(EJ/T1075-1998)三、评价标准（1） 电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871-2002剂量限值- 8 -表 1-4 剂量限值的相关内容相关条款具体内容B1.1 职业 照射B1.1.1.1 应对任何工作人员的职业照射水平进行控制，使之不超过下述限值： a）由审管部门决定的连续 5 年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均）， 20mSv；B1.2 公众 照射B1.2.1 实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不应超 过下述限值：a）年有效剂量，1mSv。本项目管 理目标值按防护与安全的最优化要求， 结合本项目实际情况， 取职业照射年平均有效剂 量的四分之一作为职业工作人员的年有效剂量管理目标值， 即 5mSv； 取公众照 射年有效剂量的四分之一作为公众成员的年有效剂量管理目标值，即 0.25 mSv。非密封源工作场所的分级根据电离辐射防护与辐射源安全基本标准规定，非密封源工作场所的分级见表 1-6。表 1-5 非密封源工作场所的分级要求级别日等效最大操作量/Bq甲>4×109乙2×1074×109丙豁免活度值以上2×107放射性核素的日等效操作量的计算：操作方式修正因子日等效操作量=放射性核素的日操作量×核素毒性修正因子表 1-6 放射性核素毒性组别修正因子毒性组别毒性组别修正因子极毒10高毒1中毒0.1低毒0.01- 9 -表 1-7 操作方式与放射源状态修正因子操作方式放射源状态表面污染水平 较低的固体液体、溶剂、悬 浮液表面有污 染的固体气体、蒸汽、粉末、压力很高的液体， 固体源的贮存1000100101很简单的操作1001010.1简单1010 10.01特别危险的操作10.10.010.001表面放射性污染的控制根据电离辐射防护与辐射源安全基本标准规定，工作人员体表、内衣、工作服以及工作场所的设备、地面放射性污染控制遵循下表：表 1-8 工作场所的放射性表面沾污控制水平单位：Bq/cm2表面类型放射性物质放射性物质极毒性其他工作台、设备、 墙壁、地面控制区44040监督区0.444工作服、手 、工作鞋控制区0.40.44监督区手、皮肤、内衣、工作袜0.040.040.（2） 放射性废物管理规定（GB14500-2002）（3） 广东省放射性废物管理办法（粤府令第 65 号）（4） 污水综合排放标准，GB8978-1996第一类污染物最高允许排放浓度总浓度：1.0Bq/L，总浓度：10Bq/L。- 10 -表 2 放射性同位素及密封源核 素名 称放射性 活度（Bq）物理、化学 性 状日等效操作量（Bq）年等效操作量（Bq）操作方式贮存方式与地点3H1.2×107液态1×1041.2×105简单3H29.28气态2.4429.28简单14C1800液态1501800简单14C2.4×106气态2×1052.4×106简单废水58Co、 60Co、134Cs、137Cs、124Sb、 110mAg、103Ru、54Mn、131I2.4×104液态20002.4×104简单总2.4×104液态20002.4×104简单碘盒131I2880固态2402880简单气溶胶58Co、60Co、65Zn、95Zr、134Cs、137Cs、 110mAg、54Mn7980固态6657980简单总7980固态6657980简单注：1.栏 2 中放射性活度是指该种核素的年使用量（Bq/a）。2.等效操作量和操作方式见国家标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准 （GB18871-2002）。- 11 -表 3 废弃物（重点是放射性废弃物）废弃物名 称状 态排放口浓度年排放总量暂存情况最终去向废放射源废液固体废物固态液态固态-<1.0×104Bq/L<1.0×104Bq/kg-<2200Bq<1000Bq-废物储存间废物储存间下一次采样时倒 回核电厂的槽式排放池中经 10个半衰期后， 经审管部门批准作为普通固体废物注：1.常规废弃物排放浓度,对于液态单位为 mg/L , 固体为 mg/kg , 气态为 mg/m3 ; 年排放总量用 kg。2.含有放射性的废弃物要注明,其排放浓度、年排放总量分别用比活度（Bq/L 或 Bq/kg,或 Bq/m3）和活度（Bq）。 3.等效操作量和操作方式见国家标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准 （GB18871-2002）。表 4 射 线 装 置名称型号管电压 （kV）输出电流 （mA）所属类别用 途备注以下空白- 12 -表 5 污染源分析（包括贯穿辐射污染）5.1. 主要放射性污染物和污染途径（正常工况和事故工况）表 5.1 流出物监测（大亚湾、岭澳核电厂）种类取样点介质分析项目方法分析核素液态TER（废 液 排放系 统）水pH直接测量总1 升样品，测量 1000s3H1ml 样 品+10ml 闪烁液， 20min3H14C1ml 样品（燃烧）+8ml 吸收 液+12ml 闪烁液，90min14C能谱1L 样品，测量 20000s110mAg， 58Co，60Co，137Cs， 131I， 134Cs ，54Mn ，124Sb 等气态连续排放样品气体能谱3L 专用取样瓶， 测量 5000s85Kr，88Kr，133Xe，135Xe 等滤膜能谱直接测量，测量 5000s58Co， 60Co， 134Cs, 137Cs双碘盒总直接测量，测量 1000s能谱直接测量，测量 5000s131I， 133I氚水3H5ml 样 品+15ml 闪烁液， 20min3H碱溶液14C6ml 样 品+14ml 闪烁液， 60min14C表 5.2 核电厂与广东省环境辐射监测中心 TER 监测结果比较表（2013 年岭澳一期）单位：Bq/m3110mA58Co60Co137Cs131I134Cs54MnDNMC8.73E+027.55E+022.36E+03<8.2E+02<6.4E+02<6.0E+02<6.1E+021.41E+032.46E+031.12E+04<1.0E+03<7.1E+02<7.7E+02<7.9E+022.20E+031.38E+032.96E+03<9.3E+02<6.5E+02<6.3E+02<6.1E+023.39E+03<4.0E+021.94E+03<1.0E+03<6.7E+02<6.7E+02<6.2E+021.80E+03<5.7E+021.06E+03<9.2E+02<6.7E+02<6.2E+02<6.7E+02GERC2.18E+031.61E+033.97E+03<1.4E+02<1.3E+02<1.4E+02<1.5E+023.04E+036.45E+032.71E+04<2.2E+02<1.9E+026.60E+021.02E+035.79E+032.22E+034.87E+03<2.2E+02<1.8E+02<1.9E+02<2.2E+029.17E+036.50E+021.06E+04<2.4E+02<1.9E+02<2.1E+02<2.4E+022.53E+03<1.8E+022.62E+03<1.8E+02<1.5E+02<1.5E+02<1.7E+02注：DNMC 为大亚湾核电运营管理有限责任公司，GERC 为广东省环境辐射监测中心。- 13 -表 5.3 核电厂与广东省环境辐射研究监测中心气态氚监测结果比较表单位：Bq/m3电站采样日期DNMC（A）GERC（B）A/BGNPS(大亚湾核电站)2013.1.71851920.962013.3.71871181.582013.5.7102011200.912013.7.7131014000.942013.9.7113010101.122013.12 7695471.04LNPS（岭澳核电站）2013.1.73733800.982013.3 76596541.012013.5.77057610.932013.7.7183019600.932013.9.7143012601.132013.12.7262024401.07核电站气态流出物中碘和气溶胶样品均小于检出限,检出限范围见表 5.4。表 5.4 DNMC 气态流出物中碘和气溶胶检出限单位：Bq/m3卤 素气 溶 胶131I133I58Co60Co134Cs137Cs<1.64E-03<1.90E-03<6.45E-04<7.66E-04<6.06E-04<6.47E-04- 14 -表 5.5 广东省环境辐射研究监测中心气载流出物放射性核素测量结果单位：Bq/m3放射性核素分析本扩建项目拟使用的非密封放射性物质种类及有关参数见下表。- 15 -表 5.6 拟使用的放射性同位素的相关属性核素名称半衰期毒性级衰变方式（分支比，%）射线类型3H12.3a低毒- (100)14C5692a中毒- (100)58Co71.3d中毒+ (15.5)(84)+ 、X60Co5.27a高毒- (100)、134Cs2.06a中毒- (100)+、(3×10-4)+ 、X137Cs30.0a中毒- (100)54Mn312.5d中毒+ (8×10-5)(100)+ 、X124Sb60.2d中毒- (100)、X131I8.04d中毒- (100)、X、110mAg250.4d中毒- (98.6)IT(1.4)、X103Ru39.35d中毒- (100)、X65Zn244d中毒+ (1.54)(98)+ 、X95Zr63.98d中毒- (100)、根据国家电离辐射防护与辐射源安全基本标准（18871-2002）附录 C 非密封源 工作场所的分级规定，放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量 （Bq）与该核素毒性组别修正因子的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。 本评价项目使用的各放射性核素的毒性组别修正因子，操作方式修正因子，日实际操作量和日等效操作量见表 6-2。表 6-2 评价项目放射性核素日等效最大操作量计算核 素名 称物理、化学 性 状毒性组别 修正因子操作方式 修正因子日实际最大 操作量（Bq）日等效最大 操作量（Bq）3H液态0.0111×1061×104- 16 -3H气态0.010.012.442.4414C液态0.11150015014C气态0.10.012×1042×105废水58Co、 60Co、 134Cs、137Cs、 124Sb、110mAg、 103Ru、54Mn、131I液态0.112×1042000总液态0.112×1042000碘盒131I固态0.10.1240240气溶胶58Co、60Co、65Zn、 95Zr、 134Cs、137Cs、110mAg、54Mn固态0.10.1665665总固态0.10.1665665注：1、根据 GB18871， 本项目碘盒、气溶胶操作为“表面有污染固态的简单操作”，操作方式与放射源状态修正因子取为 0.1；2、根据表 5.5，碘盒、气溶胶采样体积取为 500m3 ，131I 比活度取为 0.48Bq/m3 ；气溶胶比活度取各核实探测限的和；3、根据 GB14587， 对于滨海厂址， 系统排放口处除 H-3、C-14 外其他放射性核素 的总排放浓度上限值为 1000Bq/L； 根据表 5.3 所有核素比活度的和1000Bq/L， 从偏保守角度取为 1000Bq/L，根据表 5.1 分析用样品体积为 1L，样品总体积取为 20L；4、根据表 5.3、表 5.1，气态氚比活度取 2440Bq/m3 、样品容积为 1L；5、根据苏州热工院提供的数据，液态氚的比活度通常为 104106Bq/L ，样品容积1L；6、根据 GNPS 流出物液态 14C 测量结果， TER 液态 14C 活度大于探测限， 平均排放浓度为（1.0-1.5）×106Bq/m3 ，样品体积取为 1L；7、气态 14C 操作量参照广东省环境辐射监测中心本部放射性监测室取值。由表 6-2 可见，该项目拟使用核素的日等效最大操作量为 2.2×105Bq，在豁免活度值以上2×107Bq 之间，因此该项工作场所均属于丙级非密封源工作场所。- 17 -主要放射性污染物和污染途径（正常工况和事故工况）一、正常工况分析放射性核素的操作过程主要的辐射源是射线、X 射线和射线， 以及可能残留 在容器中的剩余放射性物质和洗消废水等。放射性固体废物包括使用过的器皿和受沾污的手套等。由于射线的射程较短，同时本评价项目使用的核素活度均较低，且在操作过 程中采取相关防护措施，身体不会直接接触放射性物质，因此对于正常操作过程中 的外照射， 主要考虑射线较强的 X、射线。主要在操作人员存、取以及操作放射性核素时，受到的 X、射线外照射。二、在事故工况下放射性核素操作过程主要发生的放射性事故污染有： 放射性核素操作过程中， 由于容器破裂， 放射性液体洒漏， 使工作环境受到污染，工作人员受到外照射； 操作人员受放射性物质表面沾污，可能发生的内照射； 保管不善， 放射性物品被盗， 流失到社会， 对局部环境产生污染， 并可能使部分公众受到照射。监测计划和污染防治措施针对放射性同位素的使用项目，必须制定相应的监测计划，采取相应的辐射安全和污染防治措施，具体如下。一、辐射监测及安全检查计划 评价项目竣工后， 在正常试运行时， 对放射性同位素的贮存、操作场所区域 进行全面的辐射水平测量，做出辐射安全状况的评价。项目通过环保验收后，每年 对流出物实验室周围环境介质（土壤、鱼塘水）进行采样监测，包括核素分析和总放分析。 配备辐射剂量率检测仪器和放射性表面污染检测仪器， 定期对工作场所进行 辐射水平常规检测，每次进行放射性核素操作后，对工作场所的工作台、设备、墙壁、地面，以及操作人员的工作服、手套、工作鞋进行放射性污染检测。 工作人员个人剂量计监测， 个人剂量计定期送检， 每季度 1 次，并建立个人剂量档案。- 18 -二、污染防治措施针对放射性核素使用项目的污染防治措施包括三个方面。 制度建设与执行 制定完善、有效、有针对性的安全管理制度、操作规程、辐射监测工作方案、放射性核素采购、登记、使用、核对、保管及注销制度。 从事放射工作的人员上岗前需参加省环保部门组织的辐射安全和防护专业 知识及相关法律法规培训，按照规定及时考核并申领合格证书。操作人员须持证上岗，并严格遵守操作规程。实验室辐射工作人员持有辐射工作岗位合格证。 对本单位的放射性同位素的安全和防护状况进行年度评估， 并于每年 1 月 31日前向发证机关提交上一年度的评估报告。 个人防护 配备专用实验服、工作帽、手套等防护用品。在放射工作中应做好个人的放射防护，以达到辐射防护和防止放射性污染的目的。 辐射工作场所内禁止放置无关的物品。 源项控制 认真执行放射性物品采购、登记、使用、核对、保管及注销制度， 使用者认真核对所订购的放射性物品后及时签收， 并在详细记录各种放射性核素的使用情况。 严格执行安全管理制度和操作规程， 使用各种相应必要的防护用具和污染防治措施。根据放射性核素的使用情况，对实验室进行进行分区管理。- 19 -表 6 环 境 影 响 分 析一、项目的选址合理性分析实验室选址于阳江市放鸡水库西侧、阳江市园林管理处南侧广东省环境辐射监测 中心粤西分部内， 实验室北侧为鱼塘和空地， 南侧为空地， 西侧为空地， 东侧为办公 室。评价项目所在区域远离人群活动密集区域，四周 200m 范围内无中小学、幼儿园等敏感点，拟建项目的四至环境见图 6-1，环境现状见图 6-2。图 6-1 评价项目四至环境图- 20 -园林路比华利山小区放鸡山鱼塘及实验楼图 6-2 四至环境现状图二、环境现状调查与分析为了解评价项目及周围的环境现状， 于 2014 年 6 月 16 日到评价项目现场进行 资料收集、环境现状调查。为调查评价项目拟建区域的环境辐射水平背景值， 对拟 建站址及四周进行了环境 X-辐射剂量率检测， 测量布点见图 6-3，测量结果见表6-1。- 21 -N侧门流出物实验室图 6-3 现场测量布点图表 6-1 环境 X-辐射剂量率测量结果（nGy·h-1）测点编号测量值备注测值范围平均值偏差1#142-1531464样品处理室正门（10 米）2#149-1591563样品处理室正门（5 米）3#131-1421383样品处理室西侧（5 米）4#147-1541502样品处理室后方（5 米）5#162-1711663实验分析室大门6#152-1591562实验分析室大门操场7#162-1681652粤西分部大门8#159-1631611样品处理室一楼大厅9#128-1401333样品处理室二楼走廊10#156-1641603样品处理室二楼注： 以上测量结果未扣除宇宙射线贡献， 测点距离地面约 1m， 每个测量点共测量 10 个读数。从表 6-1 中的现场数据可见，实验室及周围环境 X-辐射剂量率水平平均值范 围为 133-166nGy·h-1。对照中国环境天然放射性水平（国家环境保护局 1995 年） 的“广东省环境天然贯穿辐射水平”一章中所提供的广东省室内环境 X-空气吸收 剂量率水平范围 35.3-338.3nGy·h-1 ，原野环境 X-空气吸收剂量率水平范围17.7-193.1nGy·h-1，实验室及周围环境 X-辐射剂量率水平属于环境辐射正常水平。