NB/T 20140-2012
基本信息
标准号： NB/T 20140-2012
中文名称：核动力厂厂址选择辐射防护技术规范
标准类别：能源标准(NB)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
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标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
标准简介
NB/T 20140-2012.Technical specification for radiation protection of nuclear power plants siting.
1范围
NB/T 20140规定了在核动力厂选址中必须考虑的辐射防护与源安全相关的因素以及厂址辐射安全评价中应重点确定和分析的核动力厂和厂址的特征参数。
NB/T 20140适用于各种水冷反应堆堆型的陆上固定式核动力厂的新厂选址。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
GB6249-2011 核动力厂 环境辐射防护规定
GB 14587-2011 核电厂 放射性液态流出物排放技术要求
HAD 102/12核电厂 辐射防护设计
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1运行状态operational states
正常运行和预计运行事件两类状态的统称。正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离 正常运行的各种运行过程:由于设计中已采取相应措施，此类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
3.2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、水路可穿过该区域，但不得干扰核动厂的正常运行:在事故情况下，可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。在非居住区内，与核动力厂运行无关的活动，只耍不产生影响核动力厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。
1范围
NB/T 20140规定了在核动力厂选址中必须考虑的辐射防护与源安全相关的因素以及厂址辐射安全评价中应重点确定和分析的核动力厂和厂址的特征参数。
NB/T 20140适用于各种水冷反应堆堆型的陆上固定式核动力厂的新厂选址。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
GB6249-2011 核动力厂 环境辐射防护规定
GB 14587-2011 核电厂 放射性液态流出物排放技术要求
HAD 102/12核电厂 辐射防护设计
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1运行状态operational states
正常运行和预计运行事件两类状态的统称。正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离 正常运行的各种运行过程:由于设计中已采取相应措施，此类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
3.2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、水路可穿过该区域，但不得干扰核动厂的正常运行:在事故情况下，可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。在非居住区内，与核动力厂运行无关的活动，只耍不产生影响核动力厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。
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标准内容
ICS13.280
备案号：36070-2012
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20140—2012
代替EJ/T636—1992
核动力厂厂址选择辐射防护技术规范Technicalspecificationfor radiation protection of nuclear power plants siting2012-01-06发布
国家能源局bzxz.net
2012-04-06实施
规范性引用文件
术语和定义
4辐射防护基本原则在选址中的应用5厂址选择的辐射安全价
6厂址务件的管理保障
附录A（资料性附录）
附录B（资料性附录）
参考文献
选址假想事故源项，
NB/T20140—2012
计算核动力厂运行状态下气载流出物和液态流出物排放对公众产生的辐射剂量推荐模式
NB/T20140-2012
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草，本标准代替EJ/T636一1992《核电厂厂址选择辐射时防护要求》：与EJ/T636一1992相比，主要变化如下：
标准的名称《核电厂厂址选择辐射防护要求》改为《核动力厂厂址选择辐射防护技术规范》，相应的标准编号：NB/T20140—2012：增加了前言部分，明确了本标准的技术依据和修订内容；按照GB18871一2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的规定，并参考IAEA的相关标准丛书，对有关的基本原则和概念做出新的阐明：根据GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》和GB/T17680.1—2008《核电厂应急计划与准备准则第一部分：应急计划区的划分》的规定提出严重事故应急对厂址的要求：
依据GB6249一2011给出核动力厂放射性流出物年排放量总量控制值：依据GB6249一2011和GB14587一2011给出核动力厂液态流出物排放浓度控制要求；增加了相应附录：
根据GB6249一2011《核动力厂环境辐射防护规定》中对厂址选择阶段事故工况的定义给出放射性源项计算的规定要求。根据运行状态（包括正常运行和预计运行事件）下各环境隔室放射性物质处于平衔状态下的计算模式及参数，给出推荐模式及参数缺省值。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所妇口。本标准起草单位：中国核电工程有限公司，本标准主要起草人：易洁宜、华旦、毛亚蔚、邱林、郑伟、刘新建、付斌、王晓亮。本标准所代替标准的历次版本发布情况为；EJ/T636-1992.
1范围
核动力厂厂址选择辐射防护技术规范NB/T20140—2012
本标准规定了在核动力厂选址中必须考虑的辐射防护与源安全相关的因素以及厂址辐射安全评价中应重点确定和分析的核动力厂和厂址的特征参数。本标准适用于各种水冷反应堆堆型的陆上固定式核动力厂的新厂选址。2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的，凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件，凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB6249—2011核动力厂环境辐射防护规定GB14587—2011核电厂放射性液态流出物排放技术要求HAD102/12核电厂辐射防护设计
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
运行状态operationalstates
正常运行和预计运行事件两类状态的统称，正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件范国内的运行。预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏高正常运行的各种运行过程：由于设计中已采取相应措施，此类事件不至于引起安全需要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。3.2
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高：公路、铁路、水路可穿过该区域，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厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。
规划限制区
planningrestrictedzone
指由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内应限制人口的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。NB/T20140-2012
选址假想事放postulatedsitingaccident该事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定厂址非居住区、规划限制区边界的依据。对于水冷反应堆，该事故一般应考患全堆芯熔化，否则应进行充分有效的论证，3.5
实践practice
任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范、或改变现有源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动，3.6
剂量约束doseconstraint
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护和安全最优化时的约束条件。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量的上界，剂量约束所指的照射是任何关键人群组在受控源的预期运行过程中、经所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来自所有受控源的剂量之和保持在剂量限值以内。
4辐射防护基本原则在选址中的应用4.1概述
核动力厂选址中辐射防护的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，并同时对核动力厂运行状态下放射性物质的释放对公众和环境的辐射影响加以考虑。所选定的厂址应保证核动力厂在运行状态下，厂址周国的居民受到来自核动力厂的照射不得超过GB6249一2011规定的剂量约束值，并保持在可合理达到的尽量低水平，核动力厂排放的放射性流出物不得超过审管部门认可的排放控制值，包括排放总量控制值和浓度控制值，如果核动力厂产生的辐射剂最水平与厂址邻近地区其他实践产生的剂量水平登加后超过国家规定的剂量限值或审管部门规定的剂量限值份额，测应适当的改受这些实践，或者认为该厂址是不合适的在选址假想事故条件下，厂址周围的居民受到的潜在照射不得超过GB6249一2011规定的剂量验收准则，实施应急计划的难易程度和代价应作为厂址评定的尺度，对那些在事故工况下无法实施事故应急计划的厂址应予合弃。
在厂址的优化比选过程中，应充分考虑辐射防护因素。4.2运行状态下的剂量约束值和排放控制值在运行状态条件下，对可能受到核动力厂辐射照射的公众个人实行剂量限制。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，每年应小于0.25mSv的剂量约束值，应使防护与安全最优化，使得在考患了经济和社会因素之后，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，核动力厂营运单位应根据经审管部门批准的剂量约束值，分别制定气教放射性流出物和液态放射性流出物的剂最管理目标值，NB/T201402012
核动力厂应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，其控制值见表1和表2：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和表2规定值的4倍以内：对于不同堆型的多堆址，所有机组的年总排放最控制值则由审管部门批准。核动力厂液态放射性流出物应采用槽式排放方式，并按照GB6249—2011和GB14587—2011的规定实施放射性浓度控制：对于滨海厂址，捐式排放出口处的放射性流出物中除氛和碳14外其他放射性核素浓度不应超过1000BqL：对于滨河、滨潮或滨水库厂址，相式排放出口处的放射性流出物中除氟和碳-14外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，并保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1BgL，氛浓度不超过100BqL。如果浓度超过上述规定，营运单位在排放前应得到审管部门的批准。表1气载放射性流出物控制值（对于3000MWt的反应堆）轻水堆
请性气体
粒子（半衰期≥8d)
碳—14
7×10\Bq/a
1.5x10PBg/a
6x10\Bq/a
2×10Bg/a
5x10\Bq/a
重水堆
L6×10/Bq/a
4.5×10*Bq/s
表2液态放射性流出物控制值（对于3000MW+的反应堆）轻水堆
强—14
其余核素
7.5×10\Bq/a
1.5×10\Bq/a
5.0x101Bq/a
重水堆
3.5×10/Bq/a
2x10\Bq/a（除氙外）
NB/T201402012
4.3选址假想事故的辐射防护要求在厂址选择阶段，为评价厂址的适宜性，应对那种可能对环境产生严重后果的事故一一“选址假想事故”作出评价，在发生选址假想事故时，考您保守大气弥散条件，非居住区边界上的任何个人在事故发生后的任意2h内通过烟云没没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量不得大于0.25SV：规划限制区边界上的任何个人在事故的整个持续期间内（可取30d）通过上述两条照射途径所接受的有效剂量不得大于0.25Sv。在事故的整个持续期间内，厂址半径80km范围内公众群体通过上述两条照射途径接受的集体有效剂量应小于2×10°人·Sv。4.4辐射环境评价
4.4.1为了确保公众照射满足4.2节和4.3节要求，对于核动力厂，应尽可能在选址过程的初始阶段就确定该厂址总的装机容量，在选址阶段应采用参考电厂参数（或包络性的电厂参数）和厂址相关的资料进行两个方面的辐射评价：与个体相关的评价和与群体相关的评价。在进行评价时，应考您运行状态和选址假想事故情况。此外还应适当考虑非人类物种的辐射影响。4.4.2在运行状态下，应估算公众个人的有效剂量，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应小于剂量约束值，对于不能满足剂量约束值的厂址应予含弃，或改进电广设计使其满足相应的要求。4.4.3在选址阶段的辐射影响评价中应重点考虑选址假想事故的影响。在选址假想事故条件下，应估算公众个人有效剂量和集体有效剂量，厂址周围的居民受到的潜在照射不得超过国家规定的剂量验收准则，对于不能满足剂量验收准则的厂址应子含弃，或改进电厂设计使其满足相应的要求。4.4.4所选的厂址应采用审管部门推荐或认可的环境转移模式和参数进行辐射影响的分析分析时，应尽可能采用厂址相关的现场实际数据，并列出所采取的辐射防护措施。4.5辐射防护措施
在厂址选择过程中，为了减少放射性物质对公众的辅射影响，应考虑确保有利于辐射防护措施的实遮：
控制核动力厂运行状态下进入环境的气载放射性流出物和液态放射性流出物的排放量及排放a)
方式：
应考虑放射性固体废物的安全存放和最终处置要求：b)
降低引起放射性物质排入环境的事故概率和限制事故情况下的排放；e)
在厂址周围设置非居住区和规划限制区，非居住区边界离反应堆的距离不得小于500m，规划d)
限制区半径不得小于Skm:
）应考虑和评估实施事故应急计划的可行性，不能制定切实可行的应急计划的厂址应子以含弃。4.6辐射防护优化
由手不同的厂址对建造核动力厂所花费的代价、产生的辐射后果和取得的效益各不相网，所以在厂址选择时，应做到安全与防护最优化，即在选定一个厂址前，对所有可供选择的厂址进行代价一利益分析。
5厂址选择的辐射安全评价
5.1总则
NB/T201402012
5.1.1在运行状态的公众剂最约束值和选址假想事故下剂量验收准则应用过程中，应对下列两个方面微出剂量估算：
核动力厂运行状态下，关键人群组中的最大个人有效剂量：a
选址假想事故条件下，公众个人有效剂量和厂址半径80km范困内公众的集体有效剂量。为了进行上述的辐射影响评价，需使用下列几方面的参数：5.1.2
核动力厂在运行状态和选址假想事故下排放的放射性物质：影响放射性核素在生物圖内迁移和分布的厂址自然特征影响人们受放射性核素照射的厂址区域的社会和经济特征：辐射照射和由此导致的个人剂量、集体剂量之间的相互关系。5.1.3在计算剂量时，应尽可能采用当地的实际参数值。如果个人和集体剂量的估算结果不满足4.2节和43节要求，那么就应当调整核动力厂的设计或应急防护措链等，或者认为该厂址是不适宜的5.2源项
应采用HAD102/12中所述的设计要求和排放准则来确定核动力厂的排放源项·排放源项资料应包括运行状态和选址假想事故排放的数量、性质、排放方式等方面的资料。核动力厂运行状态下的放射性流出物排放源项应包括正常运行和预期运行事件，且包括大气排放和水体排放两种途径。源项应采用多考电厂的设计值，或具有包络性的预期设计值。本标准推荐采用的选址假想事故源项及相关假设见附录A，应急情况下的源项另按相关法规要求考您，5.3自然环境特征
在厂址周围环境中可能影响个人和集体剂量水平的自然环境特征主要有：地形、地貌、水文、水文地质、气象等，以及环境中天然和人工产生的放射性本底水平：a
放射性物质的大气弥散特征，由于沉降导致“放射性烟云”中放射性物质的耗损，沉降在地面b)
和植物上的放射性核素在生物链中的积累和转移；放射性物质的地表水和地下水弥敢特征，放射性核素在生物链中的积累和转移、在淤泥和岸边的积累等。
5.4社会环境特征
厂址周围具体的环境特征（例如行政区划边界、人口分布及密度、特殊居民组状况、交通运输和通讯状况、区域发展规划、产业结构）：该地区的土地和水等资源的利用情况：各类居民（例如：年龄、民族、职业、乡村和城市人口）的饮食习惯和生活习性：应急计划的可行性考虑（例如：掩蔽、撤离、水源污染的控制以及减小辐射影响的医疗处理）：厂址周围其它实践可能带来的辐射影响：e)
f）厂址选择阶段还应关注上述因素在核动力厂寿期内的变化情况。5.5计算方法
核动力厂厂址选择阶段，对公众受辐射影响的评价均为预期性评估。通常的方法是，根据放射性物质的排放量和它转移到人的途径的知识，用数学模型估算公众所受的有效剂量，计算核动力厂运行状态下气载放射性流出物和液态放射性流出物排放对公众产生的辐射剂量推荐模式见附录B
NB/T20140-—2012
厂址条件的管理保障
6.1在厂址确定后，应采取适当的措施以便使影响该厂址辐射防护的一些主要条件在将来不会发生重大的变化，这些措施应能够保证：在核动力厂寿期内，当地活动导致的迁移特征的改变不会明显地增加公众受到的辐射照射：a)
厂址周围的人口变化将保持在选址过程中预计的限度以内：在核动力厂寿期内，核动力的营运单位对非居住区能行使有效的控制：即使考虑到该地区未来的发展，事故应急计划和其他辐射防护措施在核动力厂寿期内仍可有效实施。
6.2以上条件若有任何重大的改变，均应重新评价该厂址的辐射防护间慧，而且有可能要反馈到核动力的运行管理中。
附录A
（资料性附录）
选址假想事故源项
NB/T201402012
按照GB6249一2011的规定，厂址审批阶段，为确定厂址非居住区和规划限制区边界，应采用“选址假想事故。该事故是用来进行厂址评价所假设的对环境产生严重事故后果的核动力厂事故。本附录推荐美国核管会导则RegulatoryGuide（R.G）1.183中DBALOCA事故作为选址假想事故。A.2
选址假想事故源项的假定
假定事故发生时反应堆已经在最大堆芯满功率下运行了相当长的时间，堆芯裂变产物积存量达到平衡状态或达到最大值。应注意堆芯积存量计算采用的燃料富集度、燃耗和所假设的堆芯功率等参数应符合反应堆设计。表A.1给出压水堆事故后从堆芯向安全壳内释放的堆芯积存量份额。释放到安全壳内的堆芯积存量份额表A.1
单位为百分数
Xe, Kr
Te, Sb, Se
Ru, Rh, Pd, Mo, Te,Co
Ce, Pu, Np
LaZr,Nd,Eu,Nb,Pm,PrSm,Y
压力容器内早期释效
A2.2释放过程的时间特性：表A.2给出压水堆选址假想事故各释放阶段的起始和持续时间。规定事故起始时间为事故初始发生的时刻（即T=0）。压力容器早期释放紧随气隙释放之后。可假设从堆芯释放到安全壳内的放射性物质释放量在整个释放持续期间以线性方式增加：也可保守地假设在事故发生的各个时段的初始时刻瞬间释放。
NB/T201402012
表A.2选址假想率故释放阶段时间进程时段
气腺释放
压力容器内早期释放
起始时间
持续时间
注：对于采用破前泄漏技术（Leakbeforebreak，LBB）的机组，气膜释放开始时间可以为10min。A2.3裂变产物的化学形态：选址假想事故中放射性确从反应堆冷却剂系统释放到安全壳内，95%是粒子形态的艳碘化合物（CsI），4.85%是元素碘，0.15%是有机碘，这包括从气障和燃料芯块中释放的。除了碘和情性气体外，假设其他裂变产物是以粒子形态存在的，A.2.4安全壳内气载放射性物质的去除机理、安全壳泄漏率可参照R.G1.183围的相关规定。附录B
（资料性附录）
NB/T201402012
计算核动力厂运行状态下气载流出物和液态流出物排放对公众产生的辐射剂量推荐模式B.1概述
核动力厂运行产生的放射性物质排入环境后，会通过各种途径以一定的规律在环境中迁移，从而对公众产生影响。在评估放射性流出物对公众的响时应尽可能使用适合当地环境条件的模式和模式参数，当不能获得这些资料时可使用本附录推荐的模式和参数，本附录的模式和参数主要参照的是国家核安全局1997年6月出版的《计算核设施正常运行情况下气载排出流和液体排出流中的放射性物质的导出释放限值的导则（GuidelinesforCalculatingDerivedReleaseLimitsforRadioactiveMaterialinAirbormeandLiquidEmuentsforNormalOperationofNuclearFacilities）》，该导则为加车大标准协会1987年发布的CAN/CSA-N288.1-M87导则间的翻译版本，B.2环境迁移模式
放射性物质在环境中迁移和对公众照射途径的简化模式如图B.1所示。对图中的每个隔室进行编号隔室的物理量用X表示，各隔室使用的单位见表B.3，隔室向隔室/的转移采用途径转移参数P表示，隔室间转移参数的缺省值见表B.4
隔室1向需室）稳态转移的量为PX，因此，任一隔室代表的物理量给出公式（B.1）：EPX
上式中对所有转移进隔室了的隔室求和。如果已知所有的P，对于给定释放率Xo，任一隔室可以计算出其数量，例如向大气释放的情况：Xi=Porxoa)
X=PXi+PsuX,=PnPuXo(a)+PiXsXi=Por[Pi4+PisP]Xo(a)上式中X(a）是气载流出物向大气的释放速率，对向地表水的释放X（w)可以导出相似的表达式。
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备案号：36070-2012
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20140—2012
代替EJ/T636—1992
核动力厂厂址选择辐射防护技术规范Technicalspecificationfor radiation protection of nuclear power plants siting2012-01-06发布
国家能源局bzxz.net
2012-04-06实施
规范性引用文件
术语和定义
4辐射防护基本原则在选址中的应用5厂址选择的辐射安全价
6厂址务件的管理保障
附录A（资料性附录）
附录B（资料性附录）
参考文献
选址假想事故源项，
NB/T20140—2012
计算核动力厂运行状态下气载流出物和液态流出物排放对公众产生的辐射剂量推荐模式
NB/T20140-2012
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草，本标准代替EJ/T636一1992《核电厂厂址选择辐射时防护要求》：与EJ/T636一1992相比，主要变化如下：
标准的名称《核电厂厂址选择辐射防护要求》改为《核动力厂厂址选择辐射防护技术规范》，相应的标准编号：NB/T20140—2012：增加了前言部分，明确了本标准的技术依据和修订内容；按照GB18871一2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的规定，并参考IAEA的相关标准丛书，对有关的基本原则和概念做出新的阐明：根据GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》和GB/T17680.1—2008《核电厂应急计划与准备准则第一部分：应急计划区的划分》的规定提出严重事故应急对厂址的要求：
依据GB6249一2011给出核动力厂放射性流出物年排放量总量控制值：依据GB6249一2011和GB14587一2011给出核动力厂液态流出物排放浓度控制要求；增加了相应附录：
根据GB6249一2011《核动力厂环境辐射防护规定》中对厂址选择阶段事故工况的定义给出放射性源项计算的规定要求。根据运行状态（包括正常运行和预计运行事件）下各环境隔室放射性物质处于平衔状态下的计算模式及参数，给出推荐模式及参数缺省值。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所妇口。本标准起草单位：中国核电工程有限公司，本标准主要起草人：易洁宜、华旦、毛亚蔚、邱林、郑伟、刘新建、付斌、王晓亮。本标准所代替标准的历次版本发布情况为；EJ/T636-1992.
1范围
核动力厂厂址选择辐射防护技术规范NB/T20140—2012
本标准规定了在核动力厂选址中必须考虑的辐射防护与源安全相关的因素以及厂址辐射安全评价中应重点确定和分析的核动力厂和厂址的特征参数。本标准适用于各种水冷反应堆堆型的陆上固定式核动力厂的新厂选址。2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的，凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件，凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB6249—2011核动力厂环境辐射防护规定GB14587—2011核电厂放射性液态流出物排放技术要求HAD102/12核电厂辐射防护设计
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。3.1
运行状态operationalstates
正常运行和预计运行事件两类状态的统称，正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件范国内的运行。预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏高正常运行的各种运行过程：由于设计中已采取相应措施，此类事件不至于引起安全需要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。3.2
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高：公路、铁路、水路可穿过该区域，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厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。
规划限制区
planningrestrictedzone
指由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内应限制人口的机械增长，对该区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。NB/T20140-2012
选址假想事放postulatedsitingaccident该事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定厂址非居住区、规划限制区边界的依据。对于水冷反应堆，该事故一般应考患全堆芯熔化，否则应进行充分有效的论证，3.5
实践practice
任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范、或改变现有源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动，3.6
剂量约束doseconstraint
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护和安全最优化时的约束条件。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量的上界，剂量约束所指的照射是任何关键人群组在受控源的预期运行过程中、经所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来自所有受控源的剂量之和保持在剂量限值以内。
4辐射防护基本原则在选址中的应用4.1概述
核动力厂选址中辐射防护的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，并同时对核动力厂运行状态下放射性物质的释放对公众和环境的辐射影响加以考虑。所选定的厂址应保证核动力厂在运行状态下，厂址周国的居民受到来自核动力厂的照射不得超过GB6249一2011规定的剂量约束值，并保持在可合理达到的尽量低水平，核动力厂排放的放射性流出物不得超过审管部门认可的排放控制值，包括排放总量控制值和浓度控制值，如果核动力厂产生的辐射剂最水平与厂址邻近地区其他实践产生的剂量水平登加后超过国家规定的剂量限值或审管部门规定的剂量限值份额，测应适当的改受这些实践，或者认为该厂址是不合适的在选址假想事故条件下，厂址周围的居民受到的潜在照射不得超过GB6249一2011规定的剂量验收准则，实施应急计划的难易程度和代价应作为厂址评定的尺度，对那些在事故工况下无法实施事故应急计划的厂址应予合弃。
在厂址的优化比选过程中，应充分考虑辐射防护因素。4.2运行状态下的剂量约束值和排放控制值在运行状态条件下，对可能受到核动力厂辐射照射的公众个人实行剂量限制。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，每年应小于0.25mSv的剂量约束值，应使防护与安全最优化，使得在考患了经济和社会因素之后，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，核动力厂营运单位应根据经审管部门批准的剂量约束值，分别制定气教放射性流出物和液态放射性流出物的剂最管理目标值，NB/T201402012
核动力厂应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，其控制值见表1和表2：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和表2规定值的4倍以内：对于不同堆型的多堆址，所有机组的年总排放最控制值则由审管部门批准。核动力厂液态放射性流出物应采用槽式排放方式，并按照GB6249—2011和GB14587—2011的规定实施放射性浓度控制：对于滨海厂址，捐式排放出口处的放射性流出物中除氛和碳14外其他放射性核素浓度不应超过1000BqL：对于滨河、滨潮或滨水库厂址，相式排放出口处的放射性流出物中除氟和碳-14外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，并保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1BgL，氛浓度不超过100BqL。如果浓度超过上述规定，营运单位在排放前应得到审管部门的批准。表1气载放射性流出物控制值（对于3000MWt的反应堆）轻水堆
请性气体
粒子（半衰期≥8d)
碳—14
7×10\Bq/a
1.5x10PBg/a
6x10\Bq/a
2×10Bg/a
5x10\Bq/a
重水堆
L6×10/Bq/a
4.5×10*Bq/s
表2液态放射性流出物控制值（对于3000MW+的反应堆）轻水堆
强—14
其余核素
7.5×10\Bq/a
1.5×10\Bq/a
5.0x101Bq/a
重水堆
3.5×10/Bq/a
2x10\Bq/a（除氙外）
NB/T201402012
4.3选址假想事故的辐射防护要求在厂址选择阶段，为评价厂址的适宜性，应对那种可能对环境产生严重后果的事故一一“选址假想事故”作出评价，在发生选址假想事故时，考您保守大气弥散条件，非居住区边界上的任何个人在事故发生后的任意2h内通过烟云没没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量不得大于0.25SV：规划限制区边界上的任何个人在事故的整个持续期间内（可取30d）通过上述两条照射途径所接受的有效剂量不得大于0.25Sv。在事故的整个持续期间内，厂址半径80km范围内公众群体通过上述两条照射途径接受的集体有效剂量应小于2×10°人·Sv。4.4辐射环境评价
4.4.1为了确保公众照射满足4.2节和4.3节要求，对于核动力厂，应尽可能在选址过程的初始阶段就确定该厂址总的装机容量，在选址阶段应采用参考电厂参数（或包络性的电厂参数）和厂址相关的资料进行两个方面的辐射评价：与个体相关的评价和与群体相关的评价。在进行评价时，应考您运行状态和选址假想事故情况。此外还应适当考虑非人类物种的辐射影响。4.4.2在运行状态下，应估算公众个人的有效剂量，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应小于剂量约束值，对于不能满足剂量约束值的厂址应予含弃，或改进电广设计使其满足相应的要求。4.4.3在选址阶段的辐射影响评价中应重点考虑选址假想事故的影响。在选址假想事故条件下，应估算公众个人有效剂量和集体有效剂量，厂址周围的居民受到的潜在照射不得超过国家规定的剂量验收准则，对于不能满足剂量验收准则的厂址应子含弃，或改进电厂设计使其满足相应的要求。4.4.4所选的厂址应采用审管部门推荐或认可的环境转移模式和参数进行辐射影响的分析分析时，应尽可能采用厂址相关的现场实际数据，并列出所采取的辐射防护措施。4.5辐射防护措施
在厂址选择过程中，为了减少放射性物质对公众的辅射影响，应考虑确保有利于辐射防护措施的实遮：
控制核动力厂运行状态下进入环境的气载放射性流出物和液态放射性流出物的排放量及排放a)
方式：
应考虑放射性固体废物的安全存放和最终处置要求：b)
降低引起放射性物质排入环境的事故概率和限制事故情况下的排放；e)
在厂址周围设置非居住区和规划限制区，非居住区边界离反应堆的距离不得小于500m，规划d)
限制区半径不得小于Skm:
）应考虑和评估实施事故应急计划的可行性，不能制定切实可行的应急计划的厂址应子以含弃。4.6辐射防护优化
由手不同的厂址对建造核动力厂所花费的代价、产生的辐射后果和取得的效益各不相网，所以在厂址选择时，应做到安全与防护最优化，即在选定一个厂址前，对所有可供选择的厂址进行代价一利益分析。
5厂址选择的辐射安全评价
5.1总则
NB/T201402012
5.1.1在运行状态的公众剂最约束值和选址假想事故下剂量验收准则应用过程中，应对下列两个方面微出剂量估算：
核动力厂运行状态下，关键人群组中的最大个人有效剂量：a
选址假想事故条件下，公众个人有效剂量和厂址半径80km范困内公众的集体有效剂量。为了进行上述的辐射影响评价，需使用下列几方面的参数：5.1.2
核动力厂在运行状态和选址假想事故下排放的放射性物质：影响放射性核素在生物圖内迁移和分布的厂址自然特征影响人们受放射性核素照射的厂址区域的社会和经济特征：辐射照射和由此导致的个人剂量、集体剂量之间的相互关系。5.1.3在计算剂量时，应尽可能采用当地的实际参数值。如果个人和集体剂量的估算结果不满足4.2节和43节要求，那么就应当调整核动力厂的设计或应急防护措链等，或者认为该厂址是不适宜的5.2源项
应采用HAD102/12中所述的设计要求和排放准则来确定核动力厂的排放源项·排放源项资料应包括运行状态和选址假想事故排放的数量、性质、排放方式等方面的资料。核动力厂运行状态下的放射性流出物排放源项应包括正常运行和预期运行事件，且包括大气排放和水体排放两种途径。源项应采用多考电厂的设计值，或具有包络性的预期设计值。本标准推荐采用的选址假想事故源项及相关假设见附录A，应急情况下的源项另按相关法规要求考您，5.3自然环境特征
在厂址周围环境中可能影响个人和集体剂量水平的自然环境特征主要有：地形、地貌、水文、水文地质、气象等，以及环境中天然和人工产生的放射性本底水平：a
放射性物质的大气弥散特征，由于沉降导致“放射性烟云”中放射性物质的耗损，沉降在地面b)
和植物上的放射性核素在生物链中的积累和转移；放射性物质的地表水和地下水弥敢特征，放射性核素在生物链中的积累和转移、在淤泥和岸边的积累等。
5.4社会环境特征
厂址周围具体的环境特征（例如行政区划边界、人口分布及密度、特殊居民组状况、交通运输和通讯状况、区域发展规划、产业结构）：该地区的土地和水等资源的利用情况：各类居民（例如：年龄、民族、职业、乡村和城市人口）的饮食习惯和生活习性：应急计划的可行性考虑（例如：掩蔽、撤离、水源污染的控制以及减小辐射影响的医疗处理）：厂址周围其它实践可能带来的辐射影响：e)
f）厂址选择阶段还应关注上述因素在核动力厂寿期内的变化情况。5.5计算方法
核动力厂厂址选择阶段，对公众受辐射影响的评价均为预期性评估。通常的方法是，根据放射性物质的排放量和它转移到人的途径的知识，用数学模型估算公众所受的有效剂量，计算核动力厂运行状态下气载放射性流出物和液态放射性流出物排放对公众产生的辐射剂量推荐模式见附录B
NB/T20140-—2012
厂址条件的管理保障
6.1在厂址确定后，应采取适当的措施以便使影响该厂址辐射防护的一些主要条件在将来不会发生重大的变化，这些措施应能够保证：在核动力厂寿期内，当地活动导致的迁移特征的改变不会明显地增加公众受到的辐射照射：a)
厂址周围的人口变化将保持在选址过程中预计的限度以内：在核动力厂寿期内，核动力的营运单位对非居住区能行使有效的控制：即使考虑到该地区未来的发展，事故应急计划和其他辐射防护措施在核动力厂寿期内仍可有效实施。
6.2以上条件若有任何重大的改变，均应重新评价该厂址的辐射防护间慧，而且有可能要反馈到核动力的运行管理中。
附录A
（资料性附录）
选址假想事故源项
NB/T201402012
按照GB6249一2011的规定，厂址审批阶段，为确定厂址非居住区和规划限制区边界，应采用“选址假想事故。该事故是用来进行厂址评价所假设的对环境产生严重事故后果的核动力厂事故。本附录推荐美国核管会导则RegulatoryGuide（R.G）1.183中DBALOCA事故作为选址假想事故。A.2
选址假想事故源项的假定
假定事故发生时反应堆已经在最大堆芯满功率下运行了相当长的时间，堆芯裂变产物积存量达到平衡状态或达到最大值。应注意堆芯积存量计算采用的燃料富集度、燃耗和所假设的堆芯功率等参数应符合反应堆设计。表A.1给出压水堆事故后从堆芯向安全壳内释放的堆芯积存量份额。释放到安全壳内的堆芯积存量份额表A.1
单位为百分数
Xe, Kr
Te, Sb, Se
Ru, Rh, Pd, Mo, Te,Co
Ce, Pu, Np
LaZr,Nd,Eu,Nb,Pm,PrSm,Y
压力容器内早期释效
A2.2释放过程的时间特性：表A.2给出压水堆选址假想事故各释放阶段的起始和持续时间。规定事故起始时间为事故初始发生的时刻（即T=0）。压力容器早期释放紧随气隙释放之后。可假设从堆芯释放到安全壳内的放射性物质释放量在整个释放持续期间以线性方式增加：也可保守地假设在事故发生的各个时段的初始时刻瞬间释放。
NB/T201402012
表A.2选址假想率故释放阶段时间进程时段
气腺释放
压力容器内早期释放
起始时间
持续时间
注：对于采用破前泄漏技术（Leakbeforebreak，LBB）的机组，气膜释放开始时间可以为10min。A2.3裂变产物的化学形态：选址假想事故中放射性确从反应堆冷却剂系统释放到安全壳内，95%是粒子形态的艳碘化合物（CsI），4.85%是元素碘，0.15%是有机碘，这包括从气障和燃料芯块中释放的。除了碘和情性气体外，假设其他裂变产物是以粒子形态存在的，A.2.4安全壳内气载放射性物质的去除机理、安全壳泄漏率可参照R.G1.183围的相关规定。附录B
（资料性附录）
NB/T201402012
计算核动力厂运行状态下气载流出物和液态流出物排放对公众产生的辐射剂量推荐模式B.1概述
核动力厂运行产生的放射性物质排入环境后，会通过各种途径以一定的规律在环境中迁移，从而对公众产生影响。在评估放射性流出物对公众的响时应尽可能使用适合当地环境条件的模式和模式参数，当不能获得这些资料时可使用本附录推荐的模式和参数，本附录的模式和参数主要参照的是国家核安全局1997年6月出版的《计算核设施正常运行情况下气载排出流和液体排出流中的放射性物质的导出释放限值的导则（GuidelinesforCalculatingDerivedReleaseLimitsforRadioactiveMaterialinAirbormeandLiquidEmuentsforNormalOperationofNuclearFacilities）》，该导则为加车大标准协会1987年发布的CAN/CSA-N288.1-M87导则间的翻译版本，B.2环境迁移模式
放射性物质在环境中迁移和对公众照射途径的简化模式如图B.1所示。对图中的每个隔室进行编号隔室的物理量用X表示，各隔室使用的单位见表B.3，隔室向隔室/的转移采用途径转移参数P表示，隔室间转移参数的缺省值见表B.4
隔室1向需室）稳态转移的量为PX，因此，任一隔室代表的物理量给出公式（B.1）：EPX
上式中对所有转移进隔室了的隔室求和。如果已知所有的P，对于给定释放率Xo，任一隔室可以计算出其数量，例如向大气释放的情况：Xi=Porxoa)
X=PXi+PsuX,=PnPuXo(a)+PiXsXi=Por[Pi4+PisP]Xo(a)上式中X(a）是气载流出物向大气的释放速率，对向地表水的释放X（w)可以导出相似的表达式。
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