电机外壳防护分级
本标准适用于旋转电机外壳的防护分级。
本标准规定了电机外壳对以下两种防护的各个等级的含义、标志方法和试验考核要求：
第一种防护：防止人体触及或接近壳内带电部分和触及壳内转动部件(光滑的旋转轴和类似部件除外)，以及防止固体异物进入电机。
第二种防护：防止由于电机进水而引起的有害影响。
本标准仅考虑在各个方面均符合设计规定的外壳，在正常的使用条件下，外壳的材料和加工工艺应能保证其性能符合本标准的要求。仅为人身安全而设置在外壳周围的栏栅应不算作外壳的一部分。
本标准不规定电机防止机械损害或潮湿(由凝露所引起的)、腐蚀性气体、霉菌、虫害等条件下的防护等级；也不规定电机在爆炸气体环境中运行的防护等级。
本标准等效采用国际标准IEC34―5，与国际标准IEC34―5小的技术差导是删去“电机常用的防护等级”条款及其附录A，并对试验规定为型式试验增加了补充规定。
1代号
表示防护等级的代号由表征字母“IP”及附加在后的两个表征数字组成。第一位数字表示第一种防护的各个等级，第二位数字则表示第二种防护的各个等级。数字的含义见表1。
采用说明：
将国际标准IEC34－5(1981)《旋转电机外壳防护分级》(第二版)的“适用范围和目的”两条合并为“引言”部分，不加标题和编号，并在条文叙述顺序上作了编辑性修改。
1.1单个表征数字
当只需用一个表征数字表示某一防护等级时，被省略的数字应以字母“X”代替，例如IPX5或IP2X。
1.2补充字母
当防护的内容有所增加，可用补充字母来表示。
1.2.1数字后的字母
对具有特殊应用的电机(如安装在船舶甲板上的开路冷却电机，在停机时进出风口都是关闭的)，数字后可加一字母以表示为防止进水而引起有害影响的试验是在电机静止(用字母S)还是在运转(用字母M)的状态下进行。在这种情况下，电机任一状态下的防护等级均应表明，例如用IP55S/IP20M表示。
如无字母S和M，则表示所定的防护等级在所有的正常使用条件下都适用，并应在静止和运转状态下都进行试验。
1.2.2紧跟IP后的字母
采用附加防护措施或方法，使雨、雪及气载颗粒的进入减少至一定数量以适应在规定气候条件下使用的气候防护型电机，可用字母W(紧接在IP之后)来表示。
1.3代号举例(略)
2防护等级――第一位表征数字
第一位表征数字表示外壳对人和壳内部件的防护，共分为6个等级，如表1所示。
表1中“含义”一栏说明第一位表征数字所代表的防护等级所能“防止”进入壳内的物体的细节。
术语“防止”表示能防止部分人体、手持的工具或导线进入外壳，即使进入，亦能与带电或危险的转动部件(光滑的旋转轴和类似部件除外)之间保持足够的间隙。
在表1中，符合某一防护等级的外壳意味着亦符合所有低于该防护等级的各级，除有怀疑外，不必再作较低防护等级的试验。
采用说明：
删去国际标准IEC34―5的3.4条款“电机常用的防护等级”及其附录A。因我国常用的防护等级尚待确定。
删去国际标准IEC34―5的4.1和4.2条款的编号，并用文字说明代替4.3条款所列表格。
2.1外风扇的防护要求
为了防止触及外风扇的叶片和轮辐(光滑的旋转轴及类似部件除外)，对防护等级为IP0X和IP1X的电机，其外风扇的防护应能符合50mm试球试验的要求；对防护等级为IP2X至IP5X的电机，则应能符合试指试验的要求。试验时，可用手缓慢地转动转子。
对要求防止偶然或故意接触的使用场合(如农用或家用)，可根据需要提高外风扇的防护要求。
2.2泄水孔的防护要求
对防护等级为IP3X或IP4X的电机，其泄水孔的防护等级应不低于IP2X：对防护等级为IP5X的电机，则应不低于IP4X。
试验时，对预定在安装地点开启或是封闭的泄水孔，应按原预定要求，保持开启或封闭。
3防护等级――第二位表征数字
第二位表证数字表示由于外壳进水而引起有害影响的防护，共分为9个等级，如表2所示。
表2中“含义”一栏说明第二位表征数字所代表的每一防护等级外壳的防护型式细节。如外壳符合某一防护等级时亦符合所有低于该防护等级的各级，除有怀疑外，不必再作较低防护等级的试验。
4标志方法
表示防护等级的表征字母和数字应标在电机的铭牌上。如有困难，可标在外壳上。
当电机各部分具有不同的防护等级时，首先应标明最低的防护等级。如再须标明其他部分，则按该部分的防护等级分别标志。
当电机的安装方式对其防护等级有影响时，制造厂应在铭牌、安装说明书以及其他有关文件上说明预定的安装方式。
5一般试验要求
本标准所规定的试验为型式试验，允许仅在新产品定型或结构改变而影响防护性能时进行。
除另有规定者外，每次试验的样机应是清洁的新制品，所有部件均应就位，并按制造厂规定的方式安装。
对于第一位表征数字为1和2，第二位表征数字为1、2、3和4的防护等级，如直观检查已能断定达到所要求的防护等级时，则不须再作试验，但如有怀疑，由可按第6和第7章进行试验。
5.1足够的间隙
在本标准下述试验条款中，术语“足够的间隙”的含义如下：
5.1.1低压电机(额定电压为交流不超过1200V，直流不超过1500V)。
除光滑旋转轴等非危险部件以外，试验器具(试球、试指或导线等)应不能触及带电或转动部件。
5.1.2高压电机(额定电压为交流超过1200V，直流超过1500V)。
当试验器具置于最不利的各个位置上时，电机应能承受适用于该电机的耐电压试验。
耐电压试验可用测量试验器具与壳内带电部件之间的空气间隙尺寸来代替，该间隙尺寸应能保证电机在电场分布最不利的情况下，通过耐电压试验。
6第一位表征数字的试验
第一位表征数字的试验和认可条件按表3的规定。
采用说明：
在国际标准IEC34―5第7条第一段之末增加：“允许仅在新产品……时进行”的规定，以与GB755―81《电机基本技术要求》协调一致。另根据我国电压标准，交流高、低压电机改以1200V而不以1000V作分界。
7.2认可条件
按表4作试验后，应检查电机进水情况并作下述的耐电压试验。
7.2.1进水情况检查
电机的进水量应不足以影响电机的正常动行；不是预定在潮湿状态下运行的绕组和带电部件应不潮湿，且电机内的积水应不浸及这些部件。
电机内部的风扇叶片允许潮湿；同时，如有排水措施，亦允许水沿轴端漏入。
采用说明：
删去国际标准IEC34-5表4的注1和注2，其内容分别写入表中。
将国际标准IEC34-5的9.2.2a-c项号取消，改作两段条文。
7.2.2耐电压试验
进行耐电压试验的试验电压应为新电机试验电压的50%，但应不低于额定电压的125%。如电机是在静止状态下作试验，应在额定电压下空载运转15min后再作耐电压试验；如是在转动情况下作试验，则直接作耐电压试验。
在完成上述试验后，如电机仍能符合GB755的要求而无损坏，则试验合格。
8气候防护型电机的试验
对于W防护等级，试验及认可条件应由制造厂和用户协商确定。
篇2：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
GB4792放射卫生防护基本标准
GB8703辐射防护规定
GB9132低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定
GB9133放射性废物分类标准
GB11806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GB4792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1000kg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GB8703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。
8.7.3退役工程完成后，应进行全面的辐射监测。监测内容主要为：
a.退役遗址的表面污染水平监测及主要污染核素分析；
b.退役遗址的环境监测。监测内容同8.7.2.6条。
8.7.4退役工程完成后，若留有放射性遗址，应定期进行放射性气体逸出率与放射性液体渗透率测量，并定期进行环境辐射影响监测。
8.8对退役后留下的放射性遗址，应作好保护性覆盖层，并设置安全警戒标志。
9放射性废物的处理与处置
9.1应制订详细的废物处理与处置计划，提出安全、有效地处理、包装、装卸、运输与最终处置放射性废物的技术方案。
9.2对退役中产生的放射性废物应按GB9133的规定进行区分，并按其种类、等级分别予以处理与处置。
9.3禁止将放射性废物与非放废物混合收集、贮存。严禁将易燃、易爆、易腐蚀的废物与放射性废物混合收集、贮存。超铀废物与非放化学毒物禁止送低、中放废物处置场处置。放射性废物应送放射性废物库。
9.4放射性废气、废液处理中产生的废物残渣应予以固化并妥善贮存。固化废物块应具有浸出率低、化学稳定性好、热导性高、抗辐照性能好及机械强度高等特性。
9.5放射性废物的处理与处置应确保露天水源和地下水不被污染。
9.6退役中产生的低、中放固体废物的处置应符合GB9132及国家其他有关规定的要求。
9.7外运的放射性废物必须包装。包装物应具有足够的机械强度，以满足装卸、运输与处置要求。货包的重量、体积、形状与尺寸应与装卸、运输、处置中的安全操作相适应。
9.8放射性废物的货包与货包的分类、分级、放射性活度限值、运输容器表面污染要求、运输与标签要求、安全管理及批手续等，均应符合GB11806的要求。
篇3：辐射防护技术人员资格基本要求
1主题内容与适用范围
本标准规定了各类各级辐射防护技术监督与管理人员资格的基本要求。
本标准适用于核燃料循环各专业系统，放射性同位素生产和使用以及射线装置等运的一切企事业单位的辐射防护技术人员，也适用于各职能部门的辐射防护技术行政管理人员。
兼职辐射防护技术人员可参照采用。
本标准不适用于辐射防护设计人员、测量方法研究人员、样品分析与检测的常规运行人员。
2术语
2.1辐射防护
研究保护辐射工作人员、公众及环境免受或少受辐射危害与污染的应用性学科。本标准中所用辐射防护一词，专指电离辐射防护。保健物理、放射防护和放射卫生防护均为辐射防护的同义词。
2.2辐射防护技术人员
从事辐射防护技术有关的各项具体实践活动的工作人员。
2.3资格
本标准中资格是对辐射防护技术水平的表述，即执行某工作的人员所需的必要经历、学历及实际能力和特殊技能。
2.4经验
在各类辐射工作场所的装置或设施的试验、启动、运行和维修或放射性同位素生产和应用过程中，直接从事一定的辐射防护工作的经历中所积累的知识能力。
2.5学历
接受教育的经历，是?量工作人员文化知识水平的主要标志，包括受过何种教育、文化程度和专业水平。
3辐射防护技术人员的分类与分级
3.1辐射防护技术人员的分类
辐射防护技术人员，按所从事的实际工作领域分为下列八类：
a.放射性地质矿冶系统辐射防护技术人员；
b.核燃料元件加工制造和铀富集系统辐射防护技术人员；
c.核动力厂及反应堆辐射防护技术人员；
d.乏燃料处理系统辐射防护技术人员；
e.加速器辐射防护技术人员；
f.放射性同位素生产??应用及其他射线装置辐射防护技术人员；
g.放射性废物贮存和处置辐射防护技术人员；
h.其他。
3.2各类辐射防护技术人员的分级
根据工作人员具有的所从事的实际工作方面的知识范围和技术水平，以及技术的训练程度和处理问题的能力，将上述各类辐射防护技术人员分为三级：
a.初级辐射防护技术人员；
b.中级辐射防护技术人员；
c.高级辐射防护技术人员。
各级辐射防护技术人员的相应职责见附录A(参考件)。
4各类各级辐射防护技术人员资格的基本要求
4.1凡身体健康、工作认真负责、具有一定文化素质和专业技术水平，并在辐射防护岗位上工作的技术人员，均可授予相应类别和级别的辐射防护技术人员资格。
4.2初级辐射防护技术人员资格的基本要求。
4.2.1初级辐射防护技术人员必须具有中等专科学校毕业以上的学历或同等文化程度。
4.2.2初级辐射防护技术人员每年必须有五分之四以上的工作时间从事辐射防护技术方面的实践活动。
4.2.3根据文化程度和所学专业，各类辐射防护岗位上的技术人员授予初级辐射防护技术人员资格之前，必须有表1所列的辐射防护职业工作时间。
4.2.4考试
4.2.4.1各类辐射防护岗位上的技术人员在授予初级辐射防护技术人员资格时，必须严格进行辐射防护考试，并成绩合格。大学本科以上辐射防护专业毕业生可以免除考试。
4.2.4.2考试内容分辐射防护基础知识和实际工作专业知识两个方面，前者是重点，应至少占70%，辐射防护基础知识的主要内容见附录B(参考件)。
4.3中级辐射防护技术人员资格的基本要求。
4.3.1中级辐射防护技术人员每年必须有三分之二以上的工作时间从事辐射防护技术方面的实践活动。
4.3.2除硕士研究生以上毕业的人员以外，申请者获取中级辐射防护技术人员资格，必须首先具有初级辐射防护技术人员的资格，并受聘后获得一定时间的辐射防护职业工作经验。
根据文化程度和所学专业，受聘的最短职业工作时间如表2所列。
4.3.3考试
4.3.3.1各类初级辐射防护技术人员申请获取中级辐射防护技术人员资格时，必须参加辐射防护知识水平的考试，并成绩合格，获得辐射防护专业研究生毕业资格的人员，可以免除考试。
4.3.3.2考试内容分基础理论知识和本人所从事的实际工作专业知识两个方面，以实际工作专业知识为主，至少占70%。基础理论知识和实际工作专业知识范围分别见附录C(参考件)和附录D(参考件)。
4.3.4业绩
4.3.4.1申请人在经过学历、学位、职业经验和考试合格审查后，应提交一份自己承担的辐射防护评价报告。
4.3.4.2应交的辐射防护评价报告技术内容全面，观点正确，能体现出申请者辐射防护知识的一定深度与广度。
4.3.4.3编写的法规或标准、编著的书籍或公开刊物上发表的有关辐射防护的文章等，与本标准中提及的辐射防护评价报告具有同等效力。
4.4高级辐射防护技术人员资格的基础要求
4.4.1高级辐射防护技术人员应具备大学本科毕业以上的文化程度。
4.4.2申请者要获取高级辐射防护技术人员资格，必须有二分之一以上的工作时间从事辐射防护技术方面的实践活动。
4.4.3申请者要获取高级辐射防护技术人员资格，必须先具备中级辐射防护技术人员的资格，并在受聘后获得一定的辐射防护职业工作经验。
根据文化程度和所学专业，受聘为中级辐射防护技术人员时间一般至少5年。博士研究生毕业的人员可酌情减少。
4.4.4持续在辐射防护技术岗位上工作的中级辐射防护技术人员，在要求获取高级技术人员资格时，可以免除辐射防护知识水平的考试。如果获得中级技术人员资格后调离辐射防护技术工作岗位2年以上，且返回辐射防护岗位的时间又不足2年时，应进行辐射防护知识水平的考试。考试内容同4.3.3.2
4.4.5业绩
4.4.5.1申请获取中级辐射防护技术人员资格时有关业绩规定的4.3.4.1及4.3.4.2条对申请者获取高级辐射防护技术人员资格，同样适用。
4.4.5.2作为申请高级辐射防护技术人员资格用的辐射防护评价报告，除应达到4.3.4.2的一般要求外，还应较好地应用国内外辐射防护领域(含非放危害因素)的最新研究成果和国家现行的各项法规和标准，并充分体现申请者在所从事专业方面的知识深度和广度。
4.4.5.3放射性质矿冶系统评价报告内容：
a.辐射有害因素全面定量分析；
b.防尘降氡方法的有效性与通风设计的合理性评述；
c.放射性废渣及其废液的产生和处理评价；
d.辐射剂量监测及其结果的分析评价；
e.环境影响的定量分析。
4.4.5.4核燃料元件加工制造和铀富集系统评价报告内容：
a.铀加工和富集中的危害因素及污染水平评价；
b.铀加工富集中辐射防护措施科学性的评价；
c.辐射剂量监测及其结果统计评价；
d.核安全分析；
e.“三废”排放对环境影响的评价。
4.4.5.5核动力厂及反应堆评价报告内容：
a.核电厂和反应堆辐射源的分析评价；
b.核电厂和反应堆辐射和污染控制措施评价；
c.核电厂和反应堆辐射防护监测措施安全评价；
d.辐射剂量监测及其结果分析评价；
e.堆安全运行监控措施评价；
f.核燃料元件贮存的安全分析；
g.核事故应急计划和准备的分析评价；
h.“三废”排放的分析评价。
4.4.5.6乏燃料处理系统评价报告内容：
a.乏燃料处理厂辐射源项分析；
b.乏燃料处理厂现场辐射和污染水平及其控制措施安全评价；
c.辐射剂量监测及结果分析评价；
d.核安全控制分析评价；
e.“三废”排出物分析；
f.乏燃料元件贮存与运输安全分析评价。
4.4.5.7加速器评价报告内容：
a.辐射源(含现场环境)的特点和强度及屏蔽安全分析；
b.辐射安全系统和辐射防护监测可靠性分析；
c.感生放射性水平和相应防护措施评价；
d.非辐射安全分析。
4.4.5.8放射性同位素生产和应用及其他射线装置评价报告内容：
a.密封源的辐射场水平及屏蔽评价；密封性能要求与检验、强源使用中的安全装置评价；
b.操作开放型放射性物质场所辐射监测及结果评价；
c.各类辐射装置产生辐射的种类和强度及其相应防护措施评价；
d.其他射线装置运行中的安全分析；
e.放射性同位素运输安全性分析。
4.4.5.9放射性废物贮存和处置评价报告内容：
a.“三废”的源项分析；
b.大气和水系扩散的分析；
c.正常排放公众年度剂量(包括不同核素通过不同途径产生的器官剂量、有效剂量当量和集体剂量负担)估算和分析；
d.潜正事故环境剂量估算和分析；
e.厂址适应性分析；
f.环保措施最优化和适应性分析。
4.4.5.10其他
与所从事工作相联系的有关评价或分析报告。
4.5工作类别变更
当辐射防护技术人员的业务工作类别变更时，原则上仍可认可变动前的相应级别的资格。
4.6特准
对辐射防护技术工作有特殊贡献的人员，其资格的评定可以不受学历、学位和职业工作经验时间的限制。
5职业岗位要求
5.1辐射防护技术人员在受聘期间出现技术上严重错误并造成严重后果，或初级辐射防护技术人员1年，中高级辐射防护技术人员2年以上不从事辐射防护技术工作后，其原级别资格无效。需再授予时，应经过相应级别的辐射防护知识水平考试或提交相应的辐射防护评价报告。
5.2初级辐射防护技术人员在取得资格后，仍应每2年参加一次类似于申请初级辐射防护技术人员资格时所进行的辐射防护基础知识考试，考试成绩不合格的应进行补考，补考成绩不合格的应暂停其资格，直至下次考试成绩合格时为止。
5.3中高辐射防护技术人员每3年至少应完成一份辐射防护评价报告。该报告应能不同程度地运用国内外辐射防护领域的最新研究成果，其深度应与自己的级别相适应。
5.4各级辐射防护技术人员，应经常得到多种形式的更新和提高辐射防护知识的机会，以适应工作的需要，初级辐射防护技术人员每年参加辐射防护知识培训时间应不少于40学时，中高级辐射防护技术人员每年应参加一次以上的技术培训、学术交流或防护技术研讨活动。
6资格授予
6.1高级辐射防护技术人员的资格应由国家和省市区所属的辐射防护行政主管部门，或由它们直接批准的资格评审委员会授予。
6.2初级和中级辐射防护技术人员资格可由本单位行政主管部门授予。
附录A
各级辐射防护技术人员的主要职责(参考件)
A1初级辐射防护技术人员
初级辐射防护技术人员主要职责包括进行现场操作监督，按规定程序实施现场辐射防护和各项监测等。
A2中级辐射防护技术人员
中级辐射防护技术人员的主要职责包括按照规定的辐射防护对策和运行辐射防护大纲，指导和监督辐射工作人员的操作，参与组织贯彻实施辐射防护大纲，制订辐射防护程序、措施和方法，并评价实用效果等。
A3高级辐射防护技术人员
高级辐射防护技术人员的主要职责包括对大型核设施或综合性射线装置与同位素应用单位的运行提出总体的辐射防护对策，制定运行辐射防护大纲，承担总体辐射防护对策及运行辐射防护大纲的实施管理与评价等。
附录B
初级辐射防护技术人员辐射防护基础知识主要内容(参考件)
B1辐射的特点及其生物学效应
a.放射性及其度量单位；
b.射线与物质的相互作用；
c.辐射对人体的影响；
d.日常生活中遇到的辐射照射。
B2辐射防护法规和标准
a.常用法规的主要内容；
b.国家基础标准；
c.有关专业标准；
d.豁免和最小可忽略量概念。B3内外照射防护的一般方法
a.辐射防护三原则；
b.辐射场强度的简单计算；
c.时间、距离、屏蔽防护简易计算；
d.外照射源操作注意事项；
e.射线装置的辐射源及其特点；
f.开放型放射性工作场所选址、分级及其要求；
g.废物处理；
h.个人防护措施。
B4辐射防护监测
a.工作场所和环境监测的一般内容与要求；
b.常规仪表使用知识的注意事项；
c.个人剂量监测及评价的一般方法。
B5事故管理
a.事故分类和分级；
b.事故处理的一般原则。
附录C
中级辐射防护技术人员辐射防护基础理论知识主要内容(参考件)
C1辐射防护法规和标准
a.确定基本标准中几项限值的主要依据，相对危险度范围；
b.计算导出限值的方法梗概；
c.有关限值之间的主要关系；
d.放射性物质和放射源的管理办法，射线装置管理办法，放射性“三废”管理办法等；
e.工作人员的健康管理；
f.辐射危害与可接受性概念。
C2剂量学
a.外照射剂量的估算、有效剂量当量的计算；
b.放射性物质摄入量的估算及体内滞留量的确定方法；
c.由摄入量计算有效剂量当量的一般方法。
C3辐射防护方法
a.各种形状β、γ、中子辐射源辐射场强度的计算；
b.屏蔽材料的选择和屏蔽厚度的计算；
c.开放型放射性物质操作中工作场所设计建造要求；
d.开放型放射性物质操作中的辐射防护措施，污染控制技术；
e.设备和人体的一般去污试剂与原则。
C4辐射防护监测
a.操作密封源和开放型放射性物质场所辐射防护监测方案的设计；
b.个人剂量监测方案的设计；
c.环境监测的介质与取样一般要求；
d.各项监测结果可靠性的初步判断。
C5辐射防护评价
a.工作场所辐射安全初步评价；
b.环境影响初步评价；
c.辐射防护最优化分析和判断；
d.风险分析概念。
C6辐射事故管理
a.辐射事故分类分级及报告程序；
b.辐射事故处理的一般原则；
c.辐射事故的应急计划与准备。
C7其他专业知识
a.本人未专门从事的其他实际工作中的主要辐射危害因素与方式；
b.对主要危害因素的防护原则。
附录D
各类中级辐射防护技术人员实际工作专业知识范围(参考件)
D1放射性地质矿冶系统辐射防护技术人员
a.坑道掘进开采和加工中的辐射有害因素；
b.“三废”排放和对环境影响；
c.防护一岙原则和防尘降氡措施；
d.辐射监测方法。
D2核燃料元件加工制造和铀富集系统辐射防护技术人员
a.浓缩铀和铀转换生产的危害因素；
b.铀冶金和元件制造中的主要辐射危害；
c.铀加工的中的主要防护措施；
d.铀加工和铀富集中的“三废”排放及控制；
e.核安全。
D3核动力厂及反应堆辐射防护技术人员
a.核电厂及反应堆的辐射源特点；
b.核电厂及反应堆的屏蔽和安全控制；
c.放射性工作场所的辐射防护措施；
d.“三废”来源及其排放和控制；
e.场所和个人辐射防护监测及数据处理；
f.核安全及其控制。
D4乏燃料处理系统辐射防护技术人员
a.乏燃料的辐射特性；
b.后处理厂辐射源；
c.后处理厂放射性排出物及其控制；
d.工作场所的主要防护措施；
e.核安全及其控制；
f.乏燃料元件贮存和运输安全技术。
D5加速器辐射防护技术人员
a.辐射源的特点；
b.屏蔽设计原则；
c.辐射安全控制系统；
d.感生放射性辐射水平及对环境影响；
e.辐射防护监测要求。
D6放射性同位素生产应用及其他射线装置辐射防护技术人员
a.密封源分级及其要求和安全使用技术；
b.操作开放型放射性物质场所的选址和场所内部辐射防护要求；
c.其他射线装置产生的辐射源种类、辐射水平及其辐射防护措施，潜在照射和安全分析；
d.其他射线装置安全标准；
e.放射性同位素运输安全技术。
D7放射性废物贮存和处置辐射防护技术人员
a.核废物处置地址选择时应考虑的因素；
b.放射性“三废”处置对环境影响的源项分析；
c.处置废物对工作人员和公众的辐射照射途径；
d.核素在环境介质中的迁移和扩散；
e.剂量估算程序及有关因子。
D8其他辐射防护技术人员应具备与所从事的实际工作相关的专业知识.
篇4：钙镁磷肥厂卫生防护距离标准
1主题内容与适用范围
本标准规定了钙镁磷肥厂与居住区之间所需卫生防护距离。
本标准适用于地处平原微丘地区的新建钙镁磷肥厂及其扩建改建工程。现有钙镁磷肥厂可参照执行。地处复杂地形条件下的钙镁磷肥厂的卫生防护距离，应根据大气环境质量评价报告，由建设单位主管部门与建设项目所在省、市、自治区的卫生、环境保护主管部门共同确定。
2术语
卫生防护距离：卫生防护距离，系指产生有害因素的部门(车间或工段)的边界至居住区边界的最小距离。
3标准内容
3.1钙镁磷肥厂的卫生防护距离，按其所在地区近五年的平均风速规定为：
3.2钙镁磷肥厂与居住区的位置，应考虑风向频率及地形等因素的影响，尽量减少其对居住区大气环境的污染。
4监督与执行
本标准由各级卫生防疫站、环境卫生监测站及环境保护监测站监督执行。
篇5：黄磷厂卫生防护距离标准
1主题内容与适用范围
本标准规定了黄磷厂与居住区之间所需卫生防护距离。
本标准适用于地处平原微丘地区的新建黄磷厂及其扩建改建工程。现有黄磷厂可参照执行。地处复杂地形条件下的黄磷厂的卫生防护距离，应根据大气环境质量评价报告，由建设单位主管部门与建设项目所在省、市、自治区的卫生、环境保护主管部门共同确定。
2术语
卫生防护距离：卫生防护距离，系指产生有害因素的部门(车间或工段)的边界至居住区边界的最小距离。
3标准内容
3.1黄磷厂的卫生防护距离，按其所在地区近五年的平均风速规定.
3.2黄磷厂与居住区的位置，应考虑风向频率及地形等因素的影响，尽量减少其对居住区大气环境的污染。
4监督与执行
本标准由各级卫生防疫站、环境卫生监测站及环境保护监测站监督执行。
制度专栏
