浙江料位计环评报告表.docx
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浙江料位计环评报告表
表1项目概况
单位名称
地址
法人代表
邮编
联系人
联系电话
项目名称
放射性料位计
建设项目（扩建）
项目地点
项目用途
测量反应釜中液位的高度
项目依据
--
总投资
--
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
/
√
/
/
核技术应用的目的和任务：
XX炼油化工股份有限公司将增加137Cs料位计3台，从而在生产过程中能准确控制反应釜的液位，达到自动控制生产、提高产品质量的要求。
表2总论
2.1前言
2.2任务由来
为实现生产过程自动控制的要求，企业现在配置有XX枚同位素放射源，使用的放射性核素有137Cs。
并拟购买137Cs（活度为100mCi）放射源3枚，以上密封源在使用过程中产生的γ射线及中子射线将对环境产生辐射影响。
根据国家有关建设项目辐射环境管理规定，上述料位计的使用应编制辐射环境影响报告表。
为保护环境，保障公众健康，该公司于委托国家环境保护总局辐射环境监测技术中心对公司在用及拟购买的料位计进行辐射环境影响评价。
评价单位在对该公司各在用料位计放射源铅罐周围及拟建料位计放射源的安装位置周围进行辐射环境水平监测的基础上，按照国家有关建设项目辐射环境影响报告表的内容和格式，编制完成该项目的环境影响报告表。
2.3编制依据
（1）《中华人民共和国环境保护法》，1989年12月20日；
（2）《中华人民共和国环境影响评价法》，2003年9月；
（3）《中华人民共和国放射性污染防治法》，2003年10月；
（4）《建设项目环境保护管理条例》，国务院第253号令，1998年；
（5）《放射性同位素与射线装置放射防护条例》，国务院第449号令，2005年；
（6）《委托书》
引用标准和导则
（1）《核辐射环境质量评价一般规定》，GB1215-89；
（2）《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国家环境保护局。
2.4评价标准
（1）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）
B1剂量限值（标准的附录B）
B1.1职业照射
B1.1.1剂量限值
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；本项目取其四分之一即5mSv作为管理限值。
B1.2公众照射
B1.2.1剂量限值
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；本项目取其四分之一即0.25mSv作为管理限值。
2.5评价目的
（1）对该公司在用料位计放射源周围进行中子剂量当量率和γ辐射剂量率水平监测，掌握使用料位计放射源周围中子剂量当量率和γ辐射剂量率水平，并进行辐射环境现状评价。
（2）对该公司拟购3台料位计安装位周围进行γ辐射剂量率水平背景监测，以掌握安装位周围的辐射本底水平；并预测其运行对周围环境的影响。
（3）对不利影响和存在的问题提出防治措施，把辐射环境影响减少到“可合理达到的尽量低水平”。
（4）满足国家和地方环境保护部门对建设项目环境管理规定的要求，为该项目的辐射环境管理提供科学依据。
2.6评价范围
根据本项目放射源为能量流污染及其能量流的传播与距离相关的特性，结合《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）的相关规定，确定以料位计周围50m作为本项目的评价范围。
2.7环境保护目标
环境保护目标为料位计放射源的维护及巡视人员以及公司内的其他公众成员。
表3区域环境概况
前言
3.1工程地理位置
3.2自然环境概况
3.2.1地形地貌
3.2.2气候特点
3.2.3河流及水资源概况
3.3社会经济概况
表4工程分析
4.1工艺流程
4.2公司在用放射源情况
公司料位计放射源情况见表4-1。
表4-1在用放射源基本情况
序号
放射性同位素
额定活度（Bq）
生产厂家
购入日期
工作所在装置或场所
使用
情况
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
4.3工作原理
该公司所采用的料位计采用放射性同位素137Cs
（1）利用137Cs放射性同位素的料位计工作原理
放射源均为点源，料位计由放射源、探测器和二次仪表组成。
基本原理是利用射线吸收原理：
放射源发射出γ射线穿过待测物体而衰减，衰减程度与容器内物位的高低有关，物位越高，γ射线被衰减的程度越大，而穿过待测物体的γ射线被探测器接收，探头将接受到的γ射线转换成与物料高度成正比的电脉冲信号送到二次仪表。
这样，通过测量电脉冲信号，就可以准确地知道容器内物位的高低。
利用放射性料位计测量不受被测物料的化学和物理性质影响，实现无接触测量，适应恶劣的生产环境，广泛应用于冶金，石油化工等行业，具有测量准确，维护不停产等特点。
其原理示意图见图4-3。
4.4主要放射性污染物和污染途径（正常工况和事故工况）
污染因子：
241Am-Be均匀混合时，241Am衰变时主要发射能量为5.53MeV（85.2%）的α和60keV（35.7%）的γ辐射，其α射线与Be作用，产生平均能量5Mev中子射线。
241Am衰变时产生的未与Be作用的α射线，在空气中的射程为41mm，源外壳已将其屏蔽。
该料位计利用其5Mev中子射线来控制焦碳塔的料位，中子射线具有较强贯穿能力，因此241Am-Be中子源放射性料位计的主要污染因子是平均能量为5Mev中子（n）射线，其次是少量的能量为60keV的γ射线。
137Cs衰变时发射能量为0.514MeV（93.5%）和1.176MeV（6.5%）的β射线，它的衰变产物为137Ba，137Ba衰变时产生0.662MeV（85.1%）能量的γ光子，由于相应的半衰期之间的关系，137Cs—137Ba系统处于长期平衡状态，即母体活度等于子体活度。
由于1.25MeV的β射线在铅中的射程只有2.02mm，源的铅外壳已将其屏蔽，因此，含此放射源的料位计的污染因子为137Ba衰变时产生的γ射线。
60Co衰变时发射能量为2.824MeV的β射线，它的衰变产物是60Ni，同时放出平均能量为1.25MeV的γ射线。
该企业使用的液位计利用60Co衰变时发射出的γ射线控制反应器里熔体的液位，γ射线具有较强的贯穿能力，因此含此放射源的料位计的污染因子是γ射线。
正常工况：
241Am-Be中子源用双层或三层不锈钢、铂铱合金包壳密封，但不锈钢和合金包壳不能屏蔽放射源产生的中子射线，在其表面有着合理的符合国家规定要求的表面剂量率。
射出的中子射线经透射和反射，对作业场所及周围环境产生辐射影响。
137Cs和60Co置于密封铅容器内，虽然铅可屏蔽放射源产生的γ射线，但一定厚度的铅不可能将γ射线完全屏蔽，在其表面有着合理的符合国家规定要求的表面剂量率。
射出的γ射线经透射和反射，对作业场所及周围环境产生辐射影响。
事故工况：
1.检修机器时料位计中的放射源从不锈钢套或铅容器中掉出来。
由于该放射源烧结于搪瓷化的不锈钢片内,一般不会对周围环境（地面、空气、机器等）产生弥散性污染，但是将对操作工人产生较强的辐射照射。
必须尽快向环保部门、公安机关报告，厂家不得擅作处理或处置。
2.放射源因故从料位计上拆下来，或在此过程中放射源容器保管不善，可能会发生放射源丢失或被盗事.故，产生严重的环境污染。
发生这种事故，按照《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十三条规定，事故单位必须立刻采取应急措施，并保护好现场，认真配合公安机关、环保部门进行调查、侦破。
表5放射性同位素及密封源
核素
名称
放射性活度（Bq）
数量
（枚）
物理、化学
性状
贮存方式
与地点
137Cs
137Cs半衰期为30
年,衰变时发射能量为0.514MeV
（93.5%）和1.176MeV（6.5%）的β射线，子体发射能量为0.662MeV（85.1%）能量的γ光子。
常温下为固态，毒性分组为中毒组。
表6废弃物（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
报废的、137Cs放射源**。
固态
使用过程中不产生放射性废水、废气。
根据实际使用情况更换。
公司有专用的放射源贮存室。
废源必须由供货厂家或有资质的单位回收。
注：
*目前公司无废放射源；
**废放射源是指不打算用于其初始目的的密封放射源。
表7辐射环境影响分析
7.1公司放射性料位计周围辐射环境现状监测及评价
为掌握公司在用料位计放射源周围的辐射环境现状水平及拟建料位计地址的辐射环境背景水平，评价单位于2005年8月3日、4日对公司在用料位计放射源周围及拟购料位计拟建址进行了中子剂量当量率和γ辐射剂量率现状水平监测。
（1）监测仪器与监测规范
监测仪器的参数与规范见表7-1。
表7-1X-γ射线剂量率监测仪器参数与规范
仪器名称
便携式X、γ剂量仪
仪器型号
BH-3103A
生产厂家
北京核仪器厂
能量响应
在25keV～3.0MeV范围内误差＜±15%
量程
X-γ：
1×10-8～1×10-5Gy/h；
检定证书
中国计量科学研究院
（证书编号：
FSjf2004－0127）
有效期：
2005年01月05日～2006年01月04日
（有效期：
2002年12月18日～2003年12月17日）
监测规范
《环境地表γ辐射剂量率测定规范》（GB/T14583-93）
《辐射环境监测技术规范》（HJ/T61-2001）
《含密封源仪表的卫生防护监测规范》（GBZ137-2002）
（2）质量保证措施
①合理布设监测点位，保证各监测点位布设的科学性和可比性。
②监测方法采用国家有关部门颁布的标准，监测人员经考核并持有合格证书上岗。
③监测仪器每年定期经计量部门检定，检定合格后方可使用。
④每次测量前、后均检查仪器的工作状态是否正常，并用检验源对仪器进行校验。
⑤由专业人员按操作规程操作仪器，并做好记录。
⑥监测报告严格实行三级审核制度，经过校对、校核，最后由技术总负责人审定。
（3）监测结果
表7-5化工部聚丙烯装置料位计放射源表面γ辐射剂量率监测结果＊
点位序号
源的
活度
安装位置
点位描述
辐射剂量率（nGy/h）
平均值
标准差
△25
50mCi
50mCi
D802上下部
（上铅罐高度大于2.5m）
下铅罐表面5cm处
3693.2
98.5
下铅罐表面30cm处
751.7
27.0
下铅罐表面1m处
204.2
4.2
△26
50mCi
框架四楼
铅罐下方1.5m
54.0
2.1
△27
5mCi
5mCi
框架五楼
（上铅罐高度大于2m）
下铅罐表面5cm处
263.0
7.0
下铅罐表面30cm处
139.4
4.0
下铅罐表面1m处
75.9
4.1
△28
20mCi
框架六楼
铅罐前侧5cm处
258.9
4.4
铅罐前侧30cm处
147.4
5.1
铅罐前侧1m处
XX.2
3.4
△29
5mCi
框架六楼
铅罐下方1.5m处
49.9
2.8
△30
10mCi
框架七楼
铅罐前侧5cm处
156.0
4.2
铅罐前侧30cm处
93.4
2.5
铅罐前侧1m处
66.7
2.5
△31
50mCi
八楼弯管北
铅罐前侧30cm处
81.1
4.4
铅罐前侧1m处
48.3
3.0
△32
50mCi
八楼弯管南
铅罐前侧30cm处
94.5
3.6
铅罐前侧1m处
49.7
3.4
△33
500mCi
500mCi
D601上下部
下铅罐源前侧5cm处
1642.9
34.7
下铅罐源前侧30cm处
976.3
9.8
下铅罐源前侧1m处
87.7
3.4
△34
50mCi
50mCi
D602上下部
铅罐下方平台（h4）
79.2
3.0
△35
10mCi
D603
铅罐前侧30cm处
191.6
4.8
铅罐南侧1m处
117.3
3.8
△36
100mCi
×6（枚）
D801A下部
铅罐前5cm处
258.5
2.5
铅罐前30cm处
171.8
2.8
注：
表中放射源均为137Cs，监测人员达不到放射源周围5cm处的在30cm处测量。
表7-6炼油一部三重整装置料位计放射源周围γ辐射剂量率监测结果＊
点位序号
源的
活度
安装位置
点位描述
辐射剂量率（nGy/h）
平均值
标准差
△37
2mCi
2mCi
三楼上下部
下铅罐表面30cm处
140.8
4.0
下铅罐表面1m处
74.1
3.2
△38
3mCi
四楼
铅罐表面5cm
1825.8
81.6
铅罐表面30cm处
339.8
12.0
铅罐表面1m处
95.3
3.3
△39
5mCi
五楼东侧
铅罐表面5cm处
3660.9
44.7
铅罐表面30cm处
866.7
6.5
铅罐表面1m处
180.1
4.0
△40
5mCi
五楼西侧
铅罐表面5cm处
3625.2
48.6
铅罐表面30cm处
809.1
14.9
铅罐表面1m处
276.2
7.6
△41
5mCi
从上往下
倒数5楼
铅罐表面5cm处
21056.7
225.3
铅罐表面30cm处
5276.3
62.6
铅罐表面1m处
546.2
23.2
△42
5mCi
从上往下
倒数5楼
铅罐上方1m
171.3
3.6
△43
100mCi
从上往下
倒数4楼
铅罐表面5cm处
3141.5
41.7
铅罐表面30cm处
681.2
9.4
铅罐表面1m处
155.1
3.4
△44
50mCi
从上往下
倒数4楼
铅罐表面5cm处
1234.7
1.7
铅罐表面30cm处
448.5
7.4
铅罐表面1m处
179.9
5.1
注：
表中放射源均为137Cs；监测人员达不到的放射源5cm处从30cm处测量。
表7-7炼油五部四重整装置料位计放射源表面γ辐射剂量率监测结果＊
点位序号
源的
活度
安装位置
点位描述
辐射剂量率（nGy/h）
平均值
标准差
△45
2mCi
2mCi
三楼上下部
下铅罐表面5cm处
182.0
8.2
下铅罐表面30cm处
73.2
2.5
上铅罐表面5cm处
171.4
2.8
上铅罐表面30cm处
80.9
2.4
铅罐南1m处
59.3
3.4
△46
3mCi
5mCi
四楼
五楼东侧
下铅罐表面5cm
239.5
4.0
上铅罐表面5cm
199.8
4.3
南侧30cm处
158.5
3.0
南侧1m处
50.5
2.1
△47
5mCi
16层塔下边
铅罐前侧5cm处
317.9
4.2
铅罐前侧30cm处
92.4
5.3
铅罐前侧1m处
41.2
1.3
△48
5mCi
16层塔上边
铅罐前侧30cm处
63.3
2.4
铅罐前侧1m处
42.0
1.4
△49
5mCi
17层
铅罐表面5cm处
341.3
8.5
铅罐表面30cm处
72.9
4.0
铅罐表面1m处
42.0
0.8
△50
100mCi
顶层
铅罐前侧5cm处
177.8
4.8
铅罐前侧30cm处
117.6
2.7
铅罐前侧1m处
51.9
1.4
△51
50mCi
顶层
铅罐前侧1m处
126.3
1.3
铅罐前侧1m处（铅后）
64.0
1.8
注：
表中放射源均为137Cs；监测人员达不到的放射源5cm处从30cm处测量。
表7-11巡视人员与在用料位计放射源的相对位置
点位序号
巡视路线与
源罐的相对位置
点位序号
巡视路线与
源罐的相对位置
△25
下源罐离所在平台约1.7m，上源罐大于2.5m。
巡视人员一般距离源旁边1m处巡视
△37
源罐距离所在平台>2m，巡视人员一般距离源罐下方30cm巡视
△26
源罐距离所在平台约3m，巡视人员一般距离源罐下方1.5m处巡视
△38
源罐距离所在平台0.2m，巡视人员一般距离源罐旁1m处巡视
△27
下源罐离所在平台约1.5m，上源罐大于2m。
巡视人员一般距离下源罐旁边30cm处巡视
△39△40
源罐距离所在平台0.5～1m，巡视人员一般距源罐旁30cm处巡视
△28
源罐位于所在平台上，巡视人员一般距离源罐上方30cm处巡视
△41
源罐紧贴所在平台，巡视人员一般距离源罐上方1m处巡视
△29
源罐距离所在平台约3m，巡视人员一般距离源罐下方1.5m处巡视
△42
源罐紧贴所在平台，巡视人员一般距离源罐上方1m处巡视
△30
源罐距离所在平台约1.7m，巡视人员一般距离源罐旁30cm处巡视
△43
源罐距离所在平台约1m，巡视人员一般距离源罐旁30cm处巡视
△31～△32
源罐距离所在平台约1.5m，巡视人员一般距离源罐旁30cm处巡视
△44
源罐紧贴所在平台，巡视人员一般距离源罐上方1m处巡视
△33
源罐距离所在平台约1.7m，巡视人员一般距离源罐旁30cm处巡视
△45～△46
源罐距离所在平台约1.7m，巡视人员一般距离源罐旁30cm处巡视
△34～△35
源罐距离所在平台>3m，巡视人员一般距离源罐下方3m外巡视
△47
源罐距离所在平台约0.3m，巡视人员一般距离源罐旁30cm处巡视
由表7-5监测结果可知，化工部聚丙烯装置料位计137Cs放射源表面γ辐射剂量率5cm处在156.0～3693.2nGy/h之间；30cm处在81.1～976.3nGy/h之间；1m和1.5m处在48.3～204.2nGy/h之间。
7.2存在的问题
7.3建设或安装期对辐射环境影响分析
已有的料位计已经投入使用，因此建设、安装期的辐射环境影响已经结束；拟购买的3台含137Cs放射源的料位计在建设、安装时，成套供应的仪表厂家一般对辐射安全防护已有周密的考虑，可按说明书规定的要求安装。
由于安装137Cs放射源是简单操作，安装时间较短，因此，在建设安装过程中，放射性密封源对工作人员的辐射照射可以忽略不计。
7.4运行期的辐射环境影响分析
（一）通过对在用的XX台公司在用料位计放射源周围的辐射水平现场监测结果，可以估算出现有的XX台在用料位计相关维护人员及公众成员所受到的照射剂量。
按照联合国原子辐射效应科学委员会（UNSCEAR）--2000年报告：
（2）X-γ射线产生的外照射附加年有效剂量当量计算公式为：
其中:
HE-r:
γ射线外照射人均年有效剂量当量,mSv/a；
Dr:
γ射线空气吸收剂量率，nGy/h；
t:
γ射线照射时间，h/a；
0.7:
剂量换算系数,Sv/Gy。
（3）相关维护人员
XX炼化公司相关维护及巡视人员受到的照射来自料位计γ射线照射，137Cs、60Co放射源产生的γ射线照射。
根据保守估计，现假设：
a、相关维护及巡视人员每个月对各料位计维护一次，巡视两次，维护时在放射源安装位置5cm处停留2分钟，巡视时按表7-11所列距离处各停留一分钟，由监测结果可知，可计算出辐射工作人员在化工部聚丙烯装置处的年附加有效剂量约为0.003mSv。
本评价项目以5mSv作为管理限值，相比之下，该公司的相关工作人员所接受剂量显著低于管理限值，符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中关于“剂量限制”的要求。
（4）公众成员
该公司有严格的管理制度，公众成员一般不会爬上铁塔，近距离接近料位计放射源，公司内某些管理人员到各料位计周围检查指导工
作一般时间较短，距离放射源也较远，因此，公众成员不会受到额外的辐射照射，符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）的要求。
7.5拟购料位计放射源的辐射环境影响分析
由于拟购买的料位计放射源与化工部聚丙烯装置在使用的部分料位计放射源类型及源强均相同，而且安装位置也相似，因此，拟购买的3枚料位计放射源的使用引起的辐射环境影响与现有的同类料位计放射源使用引起的辐射环境影响相同，亦能满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）的要求。
表8污染防治措施、辐射环境管理及监测计划
8.1污染防治措施
已有污染防治措施：
（1）137Cs在出厂时就已经进行了合理的辐射屏蔽，确保表面辐射剂量率和辐射剂量当量在合理的符合国家规定要求的水平。
（2）辐射工作场所已设置电离辐射标志及其中文警示说明。
（3）现场作业区职工配置放射防护服2套、铅围裙3件、铅手套5付、铅防护镜5付、X-γ辐射个人报警仪17个。
（5）公司已建放射源储存库。
库内设有缓冲室和四个储源间，同时库房内安装有红外线监控探头，辐射防护窗、报警装置等配套设施。
需增加的污染防治措施
（1）公司应在放射源铅罐周围1米处设置安全警戒线，防止人员随意进入。
各项辐射环境管理规章制度应张贴于工作现场处。
（2）对化工部聚丙烯装置中人员容易达到的料位计放射源周围可安装铅防护屏。
8.2辐射环境管理
按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中关于“营运管理”及环境保护主管部门的要求，公司应培植和保护良好的安全文化素养，减少人为因素导致人员意外照射事故的发生。
为此，公司已经成立辐射防护管理机构，制订了辐射环境管理规章制度。
（1）管理结构
公司已制定《放射防护安全管理机构及职责》及放射防护管理机构图（见图8-1）。
内容包括：
①公司已经确定本单位辐射工作安全责任人，设置了以行政主管领导为组长的辐射防护领导机构，并指定专人负责放射源的安全和防护工作，确保放射源时刻处于安全状态。
②辐射防护领导机构规定了各成员的职责，做到分工明确、职责分明。
③辐射防护领导机
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