GB 6249-2011
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标准简介
标准号：GB 6249-2011
标准名称：核动力厂环境辐射防护规定
英文名称：Regulations for environmental radiation
protection of nuclear power plant
标准格式：PDF
发布时间：2011-2-18
实施时间：2011-09-01
标准大小：21.5M
标准介绍：为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国放射性污染防治法》，防治放射性污染，改善环境质量，保护人体健康，制定本标准
本标准规定了陆上固定式核动力厂厂址选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环境辐射防护要
本标准是对《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249-86)的修订。
本标准首次发布于1986年，原标准起草单位为清华大学和中国原子能研究院。本次为第修订。修订的主要内容如下：
务原标准中设计基准事故的分类修订为稀有事故和极限事故两类，同时给出了界定稀有事故和极限事故的频率；
将原标准中厂址审批阶段的事故释放源项最大可信事故修改为选址假想事故，并给出其相应的剂量接受准则
本标准按堆型、按功率实施放射性流出物年排放总量的控制：对轻水堆，明确规定了液态放射性流出物中碳14的年排放总量控制，并增加了轻水堆和重水堆气载放射性流出物中碳14和氚的控制值；
本标准分别规定了滨海厂址和内陆厂址在槽式排放出口处浓度控制值。
自本标准实施之日起，《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249-86)废止
本标准由环境保护部科技标准司、核安全管理司组织制订。
本标准主要起草单位：苏州热工研究院有限公司、环境保护部核与辐射安全中心。
本标准环境保护部2011年1月25日批准。
本标准自2011年9月1日起实施。
1适用范围
本标准规定了陆上固定式核动力厂厂址选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环境辐射防护要求
本标准适用于采用轻水堆或重水堆发电的陆上固定式核设施，其他堆型的核动力厂可参照执2规范性引用文件
本标准内容引用了下列文件中的条款。凡是不注日期的引用文件，其有效版本适用于本标准GBl8871-2002
电离辐射防护与辐射源安全基本标准
3术语和定义
下列术语和定义适用于本标准。
3.1非居住区 exclusion area
指反应堆周围一定范围内的区域，该区域内严禁有常住居民，由核动力厂的营运单位对这一区域行使有效的控制，包括任何个人和财产从该区域撤离：公路、铁路、水路可以穿过该区域但不得干扰核动力厂的正常运行；在事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保正工作人员和居民的安全。在非居住区内，与核动力厂运行无关的活动，只要不产生影响核动力
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标准内容
中华人民共和国国家标准
GB 6249-2011
代替GB6249-86
核动力厂环境辐射防护规定
Regulations for environmental radiationprotection of nuclear power plant本电了版为发布稿。请以中国环境科学山版社山版的正式标准文本为准。2011-2-18 发布
2011-09-01实施
国家质量监督检验检疫总局
适川范用
规范性引川文件
术语和定义
4环境辐射防护总则
厂址选择要求
6运行状态下的剂量约束值和排放控制值7事故工况下的辐射防护要求
流出物排放管理和流出物监测
辐射环境监测
10放射性固体废物管理
核动力厂的退役
为贯彻《中华人民共和国环境保扩法》利《中华人民共和国放射性污染防治法》，防洽放射性污染，改弹环境质量，保护人体健康，制定本标准。本标准规定了陆上固定式核动力」！圳选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环境辐射防扩要求。
本标准是对《核电！环境辐射防规定》（GB6249-86）的修订。本标准凸次发布于1986年，原标准起节单位为清华大学和中国原子能研究院：木次为第一次修订。修订的主要内容如下：一将原标准中设计基准事故的分类修订为稀有事故和极限事故两类，同时给出了界定稀有事和极限事故的频率；
一将原标准中厂址批阶段的事故释放源项最大可信事改修改为选址假想事收，并给山其相应的剂量接受准则：
一本标准按堆型、按功率实施放射性流出物排放总量的控制：对轻水堆，明确规定了液态放射性流出物中碳14的年排放总量控制，并增加「轻水堆和重水堆气载放射性流出物中碳14和瓶的控制估：
一本标准分别规定了滨海厂址和内陆厂址在槽式排放山口处浓度控制佰、H本标准实施之H起，《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）废止：本标准巾环境保护部科技标准司、核安全管理可组织制订。本标准要起草单位：苏州热工研究院有限公司、环境保护部核与辐射安全中心。本标准环境保护部2011年1小25批准。本标准自2011年9』1起实施
木标滩巾环境保护部解释。
1适用范围
核动力厂环境辐射防护规定
木标准规定了陆上固定式核动力！！选择、设计、建造、运行、退役、建和修改等的环境韬射防要求。
本标准适用于采用轻水堆或垂水雄发电的陆上固定式核设施，其他堆型的核动力可参照执行。
2规范性引用文件
不标准内容引用了下列文件的条款，凡是不注日期的引用文件，其有效版本适用」本标准，GB18871-2002
3术语和定义
电离辐射防打亨辑射源安牟基本称猫下列术语和定义适川于本标准。3.1非居准区cxclusionarcabzxZ.net
指反应堆周围定范围内的区域，该区域内严禁有常作居民，由核动力厂的营运单位对这：区域行使有效的控制，包括任何个人和财从该区域撤离；公路、铁路、水路可以穿过该区域，但不得十扰核动力厂的正常运行：在事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全，在非居作区内，与核动力厂运行无关的活动，只要不生影响核动厂正常运行和危及居民健康与安全定允许的：3.2规划限制区planningrestricted arca指由省级人民政府确认的与非居任区百接村邻的区域，规划限制区内必须限制人！的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应以引导或限制，以考事故应急状态下采取适当防护措施的可能性
3.3多堆厂址multi-rcactorsite指·个厂址有两个以上反应堆且各反应堆之问的距离小丁5km的核动力厂厂址3.4剂吊约束dosc constrain
对源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防1
护和安全最优化时的约束条件。对于公众照射，剂量约束足公众成员从，个受控源的计划运行中接受的年剂量的「界。剂量约束所指的照射是例关键健人群组红在受控源的欺助行过程中、经质有照射途径所接受的年剂量之和。对每个源的剂量约束应保证关键人群组所受的米自所有受控源的剂量之和保持在剂量限值以内。3.5环境敏感区cnvironmcntal scnsitivc arca指只有需特殊保护地区、生态敏感及脆鸦区以及社会关注区特征的区域3.6放射性流山物radioactivccfflucnts通常情况下，核动力厂以气体、气济胶、粉尘和液体等形态排入环境并在环境中得到稀释和弥散的放射性物质：
3.7运行状态opcrational statcs正常运行和预计运行事件两奖状态的统称。Ⅱ常运行足指核动力厂在规定的运行限估和条件范旧内的运行。预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生次的偏离止常运行的各种运行过程；由丁设计！凹采取和应措施，此类事件不至丁引起安全平要物项的严年损坏，也不至了导致事故工况、
3.8小故下况accident conditions比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严平事故，3.9设计基准事故designbasisaccidents核动力！按确定的设计准则进行设计，并在设计采琅了针对性措施的那些事故工况，硫保燃料的损坏和放射性物质的释放不超过事故控制值。设计基准事故包括稀有事故和极限事故两奖3.10稀有事敌infrequent accidents在核动力）运衍寿期内发牛频率很低的事故（预计为10-4～10-/堆年），这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单：的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧火功能3.11极限事故limitingaccidents在核动力厂运行左期内发生频率极低的事故（预计为10~～10/堆年），这炎事故的后果包含了人常放射性物质释放的可能性，但单：的极限事故不会造成应对事故所带的系统（包括应急确芯冷却系统和安全壳）丧火功能、3.12选址假想事放postulatedsitingaccidcnt该事故仅适用丁批厂址阶段，作为确定厂址非居作区、规划限制区近界的依据，对丁水冷2
反应堆，该事故般应考虑全堆芯熔化，否则应迹行充分有效的论证。3.13严重故scvcrc accidents
严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况4环境辐射防护总则
4.1核动力！所有导效公众辐射照射的实崴活动均应符合辐射防扩实践的正当性原则4.2在考了经济和社会因索之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平。4.3剂量限制和潜在照射危险限制，按照GB18871-2002的相关规定：（a）在运行状态条件下，应对可能受到核动力）辐射照射的公众个人实行剂量限制。（b）应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使所有潜在照射所效的个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同数量级水平。4.4对于多堆」圳的各核动力，在环境辐射防扩方面应实施统一的放射性流出物扦放量中请、流出物和环境监测管理以及应急管理。4.5核动力！应采取一切可合理达到的排施对放射性废物实施管理，实现废物最小化，包括在核动力厂的设计、运行和退役的全过程。废物管理应采川最佳可行技术实施对所有废气、废液和固体废物流的整体控制方案的优化和对废物从产生到处芹的全过程的优化，力求获得最佳的环境、经济、和社会效益，并有利于可持续发展。5厂址选择要求
5.1在核动力）圳选择的过程必须考虑！圳所在区域的城市或工业发展规划、1地利用规剧、水域环境功能区划之间的相容性，其应避开饮用水水源保扩区、口然保扩区、风景名胜区等环境敏感区。
5.2在评价核动力厂厂的适宜性时，必须综合考总厂证所在区域的地质、地震、水支，气蒙、交通运输、「地和水的利用、」址周围人口密度及分布等！所周围的环境特征，必须考忌！功所域内可能发牛的口然的或人为的外部事件对核动力！安个的影啊，必须充分论证核动力！放射性流出物排放（特别是事故工况下的流出物排放）、热扦放及化学流出物排放对环境、当地牛态系统和公众的影，必须考意新燃料、乏燃料及放射性固休废物的贮存和转运。
5.3在核动力厂厂址选择中，应结合厂址周间的环境特征现状和预斯发展，论证实施场外应急计划的可行性：
5.4在核动力厂厂址选择时，应考虑核动力厂放射性废物的安全处置：5.5在核动力厂的厂址选择过程中，应考虑环境保护和辐射安全因素，经比选，对候选厂址逆行优化分析。
5.6必须在核动力厂周用设置非居住区和规划限制区。非居任区和规划限制区边界的确定应考选址假想故的放射性后果。不要求非居任区是圆形，可以根据厂址的地形、地貌、气象、交通等只体条件确定，但非居住区边界离反应堆的距离不得小于500m；规划限制区半径不得小于5km.
5.7核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城而相对较远的地点。规划限制区范间内不应有1万人以「的乡镇，厂址平径10km范围内不应有10万人以「的城镇，5.8对丁多堆厂址，应综个考忠各反应堆的特点，确定非居准区和规划限制区边界5.9在发生选址假想事故时，考虑保守人弥散条件，非后往区近界上的任何个人在事故发生后的任意2h内通过炳去浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂品不得人丁0.25Sv；规划限制区边界上的任何个人在事故的整个持续期问内（可取30d）通过上述两条照射途径所接受的有效剂量不得人」0.25Sv在事故的整个持续期间内，」:半径80km范围内公众群休通过上述两条照射途径接受的集体有效剂量应小」2×I0+人SV：6运行状态下的剂量约束值和排放控制值6.1任何厂址的所有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，年必须小于0.25mSv的剂量约束值。核动力厂受运中位应根据经中管部门批准的剂量约束值，分别制定气载放射性流物和液态放射性流山物的剂量管理日标值6.2核动力厂必须接得堆实施放射性流山物年排放总量的整制，对于3000MW热功率的反应班共择制值如下。
惰性气体
粒子（半衰期≥8d）
其余核素
表1气载放射性流山物控制
轻水璀
6×10Bq/a
2x10\Bq/a
5x10\0Bq/a
7×10\Bq/a
1.5×10/Bq/a
表2液态放射性流出物控制值
轻水堆
7.5×10*Bg/a
1.5×10\Bq/a
重水堆
1.6×10'\Bq/a
4.5×10l*Bq/a
重水堆
3.5×10'*Bq/a
2×10\Bq/a（除瓶外）
5.0×10*Bq/a
6.3对丁热功率人丁或小丁3000MW的反应堆，应根据其功率按照6.2条款规定适当调整6.4对于同堆型的多堆厂址，所有机纠的年总排放量应控制在6.2条款规定佰的4倍以内：对丁不同堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放带控制佰则由审管部门批准：6.5核动力厂放射性排放带设计目标估不超过上述6.2、6.3和6.4条款确定年排放品控制估，营运单位应针对核动力厂厂址的坏境特征及放射性废物处理工艺技术水平，遵循可合理达到的尽量低的原则，向中管部门定期中请或复核（首次装料前提出中请，以后每隔5年复核次）放射性流出物排放带，中请的放射性流出物排放品不得高丁放射性排放品设计目标佰，并经审管部门批准后实施：
6.6核动力厂的年排放总吊应按季度和控制，每个季度的排放总带不应超过所批准的年排放总s
量的一分之，每个的排放总量不应超过所批准的年排放总量的五分之。若超过，则必须迅速查明原因，采取有效措施。6.7核动力厂液态放射性流山物必须采川槽式排放方式，液态放射性流山物排放应实施放射性浓授控制，且浓度控制应据最住可行技未，结合厂址条件和运行经验反馈进行优化，并报审管部门批准。
6.8对于滨海厂址，槽式排放山口处的放射性流山物中除氛和碳14外其他放射性核素浓度不应超过1000Bq/L；对于内陆厂址，档式排放山口处的放射性流山物中除和碳14外共他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1Bq/L，氙浓度不超过100Bq/L，如果浓度超过上述规定，营运单位在排放前必须得到审管部门的批准。
7事故工况下的辐射防护要求
7.1、按可能导敛环境危害程度和发牛概率的大小，可将核动力！事故工况分为设计坚准事故（包括稀有事故和极限事故）和严重事故。7.2核动力」事收上况的环境影响评价可采用设计准事收，在设计中应采取针对性指施，使设计恶准事收的潜在照射后果符合下列要求：在发牛次稀有事收时，非居住区边界上公众在事收后2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事收持续时间内可能受到的有效剂量应摔制在5mSv以下，中状腺当量剂量应摔制在50mSv以下。
在发牛：-次极限事改时，非居住区近界上公众在事政后2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在0.1SV以下，巾状腺量剂量应控制在1S以下。
7.3根据国家相关法规要求，核动力厂及有关部门应制订相应的场内外应急计划，做好应急准备。确定应急计划区范围时应考虑严重事收产牛的后果，并防止确定性效应的发牛8流出物排放管理和流出物监测
8.1流出物排放管理
8.1.1气载放射性流出物必须经净化处理后，经山烟肉释入大气环境8.1.2液态放射性流出物排放前应对槽内液态放射性流出物取样监测，槽式排放口应明显标志。6
排放管线「应安装动报警和排放控制装置、8.1.3核动力厂液态流山物总排放口的位置应根据下游取水、热排放和放射性核素排放等因素的影响逊行充分的论证，并应避开集中式取水口、及水生生物的产卵场、洄游路线、养殖场等环境敏感区。
8.2流山物监测
8.2.1核动力厂营运单位必须制定流山物监测大纲，并依据该大纲对所排放的气载和液念放射性流山物迹行监测。测量内容应包括排放总量、排放浓度及主要核素的含量。测量结果应及时分析和评价：并定明「报相关环境保护行政工管部门。8.2.2/载放射性流出物的监测项目应包括情性（体、碘、粒子（半衰期≥8d）、碳14和总氙：液态放射性流物的监测项日应包括、碳14和共他核素。对于怖性气体等项日应采川连续监测的方法迹行测量。
8.2.3核动力厂营运单位应建立可靠的流山物监测质量保证体系，对市常运行期间流山物监测应采用且有个适的量程范围的测常设各与测量方法：对于低丁探测限的和关测常结果应通过实验分析进行合理估算，确实无法估算的，在排放常统计时按探测限的一分之：取估进行8.2.4流山物监测的取样应有足够的代表性，在流山物取样系统设计中应采取有效的工程设计方案，以减少流出物在取样过程中的告道损火8.2.5流出物监测系统应保证正常运行和事故工况下均能获得可靠的监测结果，9辐射环境监测
9.1运行前的环境调查
9.1.1在核动力厂厂址音机组音次装料前，严运单位必须完成环境本底辐射水平的调查，至少应获得最近两年的调查数据。同-厂址后续建造的机纽应至少获得最近年的辐射环境水平现状调查数据。
9.1.2调查的环境介质应结合厂址的环境特征和核动力厂机组特征进行确，般应包括：空气，地衣水和地下水、陆牛和水牛牛物、食物、「壤、水体底泥和沉降灰等。9.1.3监测内容般包括：环境？辐射水平、环境介质中与核动力厂放射性排放右关的1要放射性核素浓度。
9.1.4环境？辐射水平的调查范用的平径般取50km，其余项Ⅱ的调查范用的平径般取20~30km。
9.2运行斯间的常规环境辐射监测9.2.1在核动力厂首次装料前，营运单位必须制定环境监测大纲：在芦次装料后，依据该大纲行常规环境辐射监测，并对监测数及时分析和评价，定期1报相关环境保护行政工管部门
9.2.2在迹行常规环境辐射监测时，应与运行前的辐射环境本底（或现状）调查下作相衔接，充分利川运行前环境调查所获得的资料。项日采样点要与运行前环境调否保持适当比例的同位点。环境监测关注的重点足对关键人群组影响较大的工要放射性核素和环境介质。9.2.3带规环境辐射监测的环境介质、监测内容原则「与运行前环境监测相同。9.2.4坏境辐射水平的调否范围的半径般取20km，其余项目的调否范围的半径般取10km9.2.5常规环境辐射监测大纲要根据环境监测的经验反馈、监测技术逆步以及厂址周可能的环境变化，定助（通常为5年）迹行优化，并报环境保护行政工管部门认可。9.3小故环境应急监测
坏境应急监测是核动方厂事故应急计划的平要纠成部分，监测原则、监测方法和步骤、监测项目，监测路线、监测网点、监测工作的组织机构、监测数据报告、发布办法等按核动力厂营运单位制定的应急计划中的相关规定执行。9.4坏境监测的质量保证
9.4.1核动力！应建立坏境监测质量保证体系。9.4.2核动力！应编制质量保证人纲，并制定详细的质量控制措施9.4.3核动力！开展的坏境监测应与国务院坏境保扩行政丰管部门依法开展的监督性监测定期进行比对：
10放射性固体废物管理
10.1反应堆系统、安全系统和辅助系统的设计，应采川安全、先进的生产上艺和设备，合理选择和利川原材料，尽可能实施废物的循环利川，尽量减少放射性固体废物的产牛量。10.2应选择先进的国化工艺和减容工艺，减少固体废物的产生量，固体废物装桶前应进行放射性监测
10.3应在核动力厂厂内设置放射性固体废物暂存库，放射性固体废物暂存库的库容应与固体废物的产牛量及暂存时间相适应。暂存库内购存的废物应满足低、中放固体废物处置场的捞受要求，并及时转运到处置场。放射性废物在暂存库内暂存期限不应照过5年8
10.4放射性废物的处理和则存，应确保地表水和地下水不被污染，必要时应开展专项评价论证。10.5应在首次装料前制定放射性废物管理大纲，在运行期间定期修订。设计、运行和退役中应贯彻放射性废物分奖管理的原则，严禁将放射性废物与易燃、易爆、易腐蚀、非放射性物质混合运输和存
核动力厂的退役
11.1在核动力！设计时，应考息未卡来使利于实施退役的要求，制定初步退役计划，并在核动力」的运行过程中对初步退役计划定期修订。11.2核动力）退役前，应制定详细的退役计划。经批准后，按退役计划有步骤地实施安个退役。11.3应记录和保存核动力）辐射木底、设计和建造资料、反应堆运行历史（特别是事件及事件的处理情况）、核动力」设计修改和维扩情况，使于退役计划的制定利实施。11.4在退役过程中和退役后，应加强辐射防护、废物管理、环境监测工作。9
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GB 6249-2011
代替GB6249-86
核动力厂环境辐射防护规定
Regulations for environmental radiationprotection of nuclear power plant本电了版为发布稿。请以中国环境科学山版社山版的正式标准文本为准。2011-2-18 发布
2011-09-01实施
国家质量监督检验检疫总局
适川范用
规范性引川文件
术语和定义
4环境辐射防护总则
厂址选择要求
6运行状态下的剂量约束值和排放控制值7事故工况下的辐射防护要求
流出物排放管理和流出物监测
辐射环境监测
10放射性固体废物管理
核动力厂的退役
为贯彻《中华人民共和国环境保扩法》利《中华人民共和国放射性污染防治法》，防洽放射性污染，改弹环境质量，保护人体健康，制定本标准。本标准规定了陆上固定式核动力」！圳选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环境辐射防扩要求。
本标准是对《核电！环境辐射防规定》（GB6249-86）的修订。本标准凸次发布于1986年，原标准起节单位为清华大学和中国原子能研究院：木次为第一次修订。修订的主要内容如下：一将原标准中设计基准事故的分类修订为稀有事故和极限事故两类，同时给出了界定稀有事和极限事故的频率；
一将原标准中厂址批阶段的事故释放源项最大可信事改修改为选址假想事收，并给山其相应的剂量接受准则：
一本标准按堆型、按功率实施放射性流出物排放总量的控制：对轻水堆，明确规定了液态放射性流出物中碳14的年排放总量控制，并增加「轻水堆和重水堆气载放射性流出物中碳14和瓶的控制估：
一本标准分别规定了滨海厂址和内陆厂址在槽式排放山口处浓度控制佰、H本标准实施之H起，《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）废止：本标准巾环境保护部科技标准司、核安全管理可组织制订。本标准要起草单位：苏州热工研究院有限公司、环境保护部核与辐射安全中心。本标准环境保护部2011年1小25批准。本标准自2011年9』1起实施
木标滩巾环境保护部解释。
1适用范围
核动力厂环境辐射防护规定
木标准规定了陆上固定式核动力！！选择、设计、建造、运行、退役、建和修改等的环境韬射防要求。
本标准适用于采用轻水堆或垂水雄发电的陆上固定式核设施，其他堆型的核动力可参照执行。
2规范性引用文件
不标准内容引用了下列文件的条款，凡是不注日期的引用文件，其有效版本适用」本标准，GB18871-2002
3术语和定义
电离辐射防打亨辑射源安牟基本称猫下列术语和定义适川于本标准。3.1非居准区cxclusionarcabzxZ.net
指反应堆周围定范围内的区域，该区域内严禁有常作居民，由核动力厂的营运单位对这：区域行使有效的控制，包括任何个人和财从该区域撤离；公路、铁路、水路可以穿过该区域，但不得十扰核动力厂的正常运行：在事故情况下，可以做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全，在非居作区内，与核动力厂运行无关的活动，只要不生影响核动厂正常运行和危及居民健康与安全定允许的：3.2规划限制区planningrestricted arca指由省级人民政府确认的与非居任区百接村邻的区域，规划限制区内必须限制人！的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应以引导或限制，以考事故应急状态下采取适当防护措施的可能性
3.3多堆厂址multi-rcactorsite指·个厂址有两个以上反应堆且各反应堆之问的距离小丁5km的核动力厂厂址3.4剂吊约束dosc constrain
对源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防1
护和安全最优化时的约束条件。对于公众照射，剂量约束足公众成员从，个受控源的计划运行中接受的年剂量的「界。剂量约束所指的照射是例关键健人群组红在受控源的欺助行过程中、经质有照射途径所接受的年剂量之和。对每个源的剂量约束应保证关键人群组所受的米自所有受控源的剂量之和保持在剂量限值以内。3.5环境敏感区cnvironmcntal scnsitivc arca指只有需特殊保护地区、生态敏感及脆鸦区以及社会关注区特征的区域3.6放射性流山物radioactivccfflucnts通常情况下，核动力厂以气体、气济胶、粉尘和液体等形态排入环境并在环境中得到稀释和弥散的放射性物质：
3.7运行状态opcrational statcs正常运行和预计运行事件两奖状态的统称。Ⅱ常运行足指核动力厂在规定的运行限估和条件范旧内的运行。预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生次的偏离止常运行的各种运行过程；由丁设计！凹采取和应措施，此类事件不至丁引起安全平要物项的严年损坏，也不至了导致事故工况、
3.8小故下况accident conditions比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严平事故，3.9设计基准事故designbasisaccidents核动力！按确定的设计准则进行设计，并在设计采琅了针对性措施的那些事故工况，硫保燃料的损坏和放射性物质的释放不超过事故控制值。设计基准事故包括稀有事故和极限事故两奖3.10稀有事敌infrequent accidents在核动力）运衍寿期内发牛频率很低的事故（预计为10-4～10-/堆年），这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单：的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧火功能3.11极限事故limitingaccidents在核动力厂运行左期内发生频率极低的事故（预计为10~～10/堆年），这炎事故的后果包含了人常放射性物质释放的可能性，但单：的极限事故不会造成应对事故所带的系统（包括应急确芯冷却系统和安全壳）丧火功能、3.12选址假想事放postulatedsitingaccidcnt该事故仅适用丁批厂址阶段，作为确定厂址非居作区、规划限制区近界的依据，对丁水冷2
反应堆，该事故般应考虑全堆芯熔化，否则应迹行充分有效的论证。3.13严重故scvcrc accidents
严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况4环境辐射防护总则
4.1核动力！所有导效公众辐射照射的实崴活动均应符合辐射防扩实践的正当性原则4.2在考了经济和社会因索之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平。4.3剂量限制和潜在照射危险限制，按照GB18871-2002的相关规定：（a）在运行状态条件下，应对可能受到核动力）辐射照射的公众个人实行剂量限制。（b）应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使所有潜在照射所效的个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同数量级水平。4.4对于多堆」圳的各核动力，在环境辐射防扩方面应实施统一的放射性流出物扦放量中请、流出物和环境监测管理以及应急管理。4.5核动力！应采取一切可合理达到的排施对放射性废物实施管理，实现废物最小化，包括在核动力厂的设计、运行和退役的全过程。废物管理应采川最佳可行技术实施对所有废气、废液和固体废物流的整体控制方案的优化和对废物从产生到处芹的全过程的优化，力求获得最佳的环境、经济、和社会效益，并有利于可持续发展。5厂址选择要求
5.1在核动力）圳选择的过程必须考虑！圳所在区域的城市或工业发展规划、1地利用规剧、水域环境功能区划之间的相容性，其应避开饮用水水源保扩区、口然保扩区、风景名胜区等环境敏感区。
5.2在评价核动力厂厂的适宜性时，必须综合考总厂证所在区域的地质、地震、水支，气蒙、交通运输、「地和水的利用、」址周围人口密度及分布等！所周围的环境特征，必须考忌！功所域内可能发牛的口然的或人为的外部事件对核动力！安个的影啊，必须充分论证核动力！放射性流出物排放（特别是事故工况下的流出物排放）、热扦放及化学流出物排放对环境、当地牛态系统和公众的影，必须考意新燃料、乏燃料及放射性固休废物的贮存和转运。
5.3在核动力厂厂址选择中，应结合厂址周间的环境特征现状和预斯发展，论证实施场外应急计划的可行性：
5.4在核动力厂厂址选择时，应考虑核动力厂放射性废物的安全处置：5.5在核动力厂的厂址选择过程中，应考虑环境保护和辐射安全因素，经比选，对候选厂址逆行优化分析。
5.6必须在核动力厂周用设置非居住区和规划限制区。非居任区和规划限制区边界的确定应考选址假想故的放射性后果。不要求非居任区是圆形，可以根据厂址的地形、地貌、气象、交通等只体条件确定，但非居住区边界离反应堆的距离不得小于500m；规划限制区半径不得小于5km.
5.7核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城而相对较远的地点。规划限制区范间内不应有1万人以「的乡镇，厂址平径10km范围内不应有10万人以「的城镇，5.8对丁多堆厂址，应综个考忠各反应堆的特点，确定非居准区和规划限制区边界5.9在发生选址假想事故时，考虑保守人弥散条件，非后往区近界上的任何个人在事故发生后的任意2h内通过炳去浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂品不得人丁0.25Sv；规划限制区边界上的任何个人在事故的整个持续期问内（可取30d）通过上述两条照射途径所接受的有效剂量不得人」0.25Sv在事故的整个持续期间内，」:半径80km范围内公众群休通过上述两条照射途径接受的集体有效剂量应小」2×I0+人SV：6运行状态下的剂量约束值和排放控制值6.1任何厂址的所有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，年必须小于0.25mSv的剂量约束值。核动力厂受运中位应根据经中管部门批准的剂量约束值，分别制定气载放射性流物和液态放射性流山物的剂量管理日标值6.2核动力厂必须接得堆实施放射性流山物年排放总量的整制，对于3000MW热功率的反应班共择制值如下。
惰性气体
粒子（半衰期≥8d）
其余核素
表1气载放射性流山物控制
轻水璀
6×10Bq/a
2x10\Bq/a
5x10\0Bq/a
7×10\Bq/a
1.5×10/Bq/a
表2液态放射性流出物控制值
轻水堆
7.5×10*Bg/a
1.5×10\Bq/a
重水堆
1.6×10'\Bq/a
4.5×10l*Bq/a
重水堆
3.5×10'*Bq/a
2×10\Bq/a（除瓶外）
5.0×10*Bq/a
6.3对丁热功率人丁或小丁3000MW的反应堆，应根据其功率按照6.2条款规定适当调整6.4对于同堆型的多堆厂址，所有机纠的年总排放量应控制在6.2条款规定佰的4倍以内：对丁不同堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放带控制佰则由审管部门批准：6.5核动力厂放射性排放带设计目标估不超过上述6.2、6.3和6.4条款确定年排放品控制估，营运单位应针对核动力厂厂址的坏境特征及放射性废物处理工艺技术水平，遵循可合理达到的尽量低的原则，向中管部门定期中请或复核（首次装料前提出中请，以后每隔5年复核次）放射性流出物排放带，中请的放射性流出物排放品不得高丁放射性排放品设计目标佰，并经审管部门批准后实施：
6.6核动力厂的年排放总吊应按季度和控制，每个季度的排放总带不应超过所批准的年排放总s
量的一分之，每个的排放总量不应超过所批准的年排放总量的五分之。若超过，则必须迅速查明原因，采取有效措施。6.7核动力厂液态放射性流山物必须采川槽式排放方式，液态放射性流山物排放应实施放射性浓授控制，且浓度控制应据最住可行技未，结合厂址条件和运行经验反馈进行优化，并报审管部门批准。
6.8对于滨海厂址，槽式排放山口处的放射性流山物中除氛和碳14外其他放射性核素浓度不应超过1000Bq/L；对于内陆厂址，档式排放山口处的放射性流山物中除和碳14外共他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1Bq/L，氙浓度不超过100Bq/L，如果浓度超过上述规定，营运单位在排放前必须得到审管部门的批准。
7事故工况下的辐射防护要求
7.1、按可能导敛环境危害程度和发牛概率的大小，可将核动力！事故工况分为设计坚准事故（包括稀有事故和极限事故）和严重事故。7.2核动力」事收上况的环境影响评价可采用设计准事收，在设计中应采取针对性指施，使设计恶准事收的潜在照射后果符合下列要求：在发牛次稀有事收时，非居住区边界上公众在事收后2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事收持续时间内可能受到的有效剂量应摔制在5mSv以下，中状腺当量剂量应摔制在50mSv以下。
在发牛：-次极限事改时，非居住区近界上公众在事政后2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在0.1SV以下，巾状腺量剂量应控制在1S以下。
7.3根据国家相关法规要求，核动力厂及有关部门应制订相应的场内外应急计划，做好应急准备。确定应急计划区范围时应考虑严重事收产牛的后果，并防止确定性效应的发牛8流出物排放管理和流出物监测
8.1流出物排放管理
8.1.1气载放射性流出物必须经净化处理后，经山烟肉释入大气环境8.1.2液态放射性流出物排放前应对槽内液态放射性流出物取样监测，槽式排放口应明显标志。6
排放管线「应安装动报警和排放控制装置、8.1.3核动力厂液态流山物总排放口的位置应根据下游取水、热排放和放射性核素排放等因素的影响逊行充分的论证，并应避开集中式取水口、及水生生物的产卵场、洄游路线、养殖场等环境敏感区。
8.2流山物监测
8.2.1核动力厂营运单位必须制定流山物监测大纲，并依据该大纲对所排放的气载和液念放射性流山物迹行监测。测量内容应包括排放总量、排放浓度及主要核素的含量。测量结果应及时分析和评价：并定明「报相关环境保护行政工管部门。8.2.2/载放射性流出物的监测项目应包括情性（体、碘、粒子（半衰期≥8d）、碳14和总氙：液态放射性流物的监测项日应包括、碳14和共他核素。对于怖性气体等项日应采川连续监测的方法迹行测量。
8.2.3核动力厂营运单位应建立可靠的流山物监测质量保证体系，对市常运行期间流山物监测应采用且有个适的量程范围的测常设各与测量方法：对于低丁探测限的和关测常结果应通过实验分析进行合理估算，确实无法估算的，在排放常统计时按探测限的一分之：取估进行8.2.4流山物监测的取样应有足够的代表性，在流山物取样系统设计中应采取有效的工程设计方案，以减少流出物在取样过程中的告道损火8.2.5流出物监测系统应保证正常运行和事故工况下均能获得可靠的监测结果，9辐射环境监测
9.1运行前的环境调查
9.1.1在核动力厂厂址音机组音次装料前，严运单位必须完成环境本底辐射水平的调查，至少应获得最近两年的调查数据。同-厂址后续建造的机纽应至少获得最近年的辐射环境水平现状调查数据。
9.1.2调查的环境介质应结合厂址的环境特征和核动力厂机组特征进行确，般应包括：空气，地衣水和地下水、陆牛和水牛牛物、食物、「壤、水体底泥和沉降灰等。9.1.3监测内容般包括：环境？辐射水平、环境介质中与核动力厂放射性排放右关的1要放射性核素浓度。
9.1.4环境？辐射水平的调查范用的平径般取50km，其余项Ⅱ的调查范用的平径般取20~30km。
9.2运行斯间的常规环境辐射监测9.2.1在核动力厂首次装料前，营运单位必须制定环境监测大纲：在芦次装料后，依据该大纲行常规环境辐射监测，并对监测数及时分析和评价，定期1报相关环境保护行政工管部门
9.2.2在迹行常规环境辐射监测时，应与运行前的辐射环境本底（或现状）调查下作相衔接，充分利川运行前环境调查所获得的资料。项日采样点要与运行前环境调否保持适当比例的同位点。环境监测关注的重点足对关键人群组影响较大的工要放射性核素和环境介质。9.2.3带规环境辐射监测的环境介质、监测内容原则「与运行前环境监测相同。9.2.4坏境辐射水平的调否范围的半径般取20km，其余项目的调否范围的半径般取10km9.2.5常规环境辐射监测大纲要根据环境监测的经验反馈、监测技术逆步以及厂址周可能的环境变化，定助（通常为5年）迹行优化，并报环境保护行政工管部门认可。9.3小故环境应急监测
坏境应急监测是核动方厂事故应急计划的平要纠成部分，监测原则、监测方法和步骤、监测项目，监测路线、监测网点、监测工作的组织机构、监测数据报告、发布办法等按核动力厂营运单位制定的应急计划中的相关规定执行。9.4坏境监测的质量保证
9.4.1核动力！应建立坏境监测质量保证体系。9.4.2核动力！应编制质量保证人纲，并制定详细的质量控制措施9.4.3核动力！开展的坏境监测应与国务院坏境保扩行政丰管部门依法开展的监督性监测定期进行比对：
10放射性固体废物管理
10.1反应堆系统、安全系统和辅助系统的设计，应采川安全、先进的生产上艺和设备，合理选择和利川原材料，尽可能实施废物的循环利川，尽量减少放射性固体废物的产牛量。10.2应选择先进的国化工艺和减容工艺，减少固体废物的产生量，固体废物装桶前应进行放射性监测
10.3应在核动力厂厂内设置放射性固体废物暂存库，放射性固体废物暂存库的库容应与固体废物的产牛量及暂存时间相适应。暂存库内购存的废物应满足低、中放固体废物处置场的捞受要求，并及时转运到处置场。放射性废物在暂存库内暂存期限不应照过5年8
10.4放射性废物的处理和则存，应确保地表水和地下水不被污染，必要时应开展专项评价论证。10.5应在首次装料前制定放射性废物管理大纲，在运行期间定期修订。设计、运行和退役中应贯彻放射性废物分奖管理的原则，严禁将放射性废物与易燃、易爆、易腐蚀、非放射性物质混合运输和存
核动力厂的退役
11.1在核动力！设计时，应考息未卡来使利于实施退役的要求，制定初步退役计划，并在核动力」的运行过程中对初步退役计划定期修订。11.2核动力）退役前，应制定详细的退役计划。经批准后，按退役计划有步骤地实施安个退役。11.3应记录和保存核动力）辐射木底、设计和建造资料、反应堆运行历史（特别是事件及事件的处理情况）、核动力」设计修改和维扩情况，使于退役计划的制定利实施。11.4在退役过程中和退役后，应加强辐射防护、废物管理、环境监测工作。9
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