核动力厂环境辐射防护规定（征求意见稿）.docx

附件2中华人民共和国国家标准GB6249XXXX代替GB6249.2011核动力厂环境辐射防护规定Regu1.ationsIbrenvironmenta1.radiationprotectiono1.nuc1.earpowerp1.ant（征求意见稿）S次I前三III112规范性引用文件14幅射防沪总则25场t1.t½择要求-36运行状态下的剂约束值和排放控制值37事故工况下的辐射防护要求.48流出物排放首理和流出物监测59辐射环境监测6IO放射性固体蛾管理6I1.核动力厂的退役”7附录A全堆芯培化的选址假想事故源项确定基本假设8附录B小型模块化核动力厂选址截想事故源项确定原则10附录C轻水堆核动力厂典型设计基准事故类别I1.本文件按照GB,T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定起草,本文件代替GB624%201.1.核动力厂环境羯射防护规定，与GB6249-2011相比，除编辑性修改外，主要技术变化如下：修改了适用范围.删除“设计"和"扩建”两种活动，新增“供汽供热*陆上固定式核动力.修改了部分术语及其定义.增加“小型模块化核动力厂、”槽式排放口“、人口集中地区三条术语及其定义;删除了术语“规划限制区"、”剂量约束”；将”放射性流出物“修改为"流出物".修改了场址选择的环境辐射防沪要求.修改了规划限制区半径的最小距图要求.增加给出了选址假想事故的基本假设要求，并分别列于资料性附录A和附录B；删除了选址帆想事故下的集体有效剂接受准则.明确了小型模块化核动力厂非国主区和规划限制区的设应要求，并给出选址假想事故下相应的剂量接受准则.修改了流出物排放控制的要求.将本京节涉及流出物排放管理的相关条款调整到“流出物排放管理和流出物监测"束节，同时将原"流出物播放管理和流出物监测“京节涉及设计的内容纳入到本章.删除了涉及行政管理的相关规定.修改了事故工况下的幅射防护要求.删除了设计基准事故的甲状腺当量剂量接受准则；增加了轻水堆核动力厂典型设计基准事故的类别并列于资料性附录C；增加了小型模块化核动力厂事故工况下的辐射防护要求；俗确定应刍计划区时考虑产重事故产生的后果修订为制定核事故应急预案时考虑严市事故产生的后果.修改了流出物排放管理和流出物监测的要求.修改了年排放总量周期控制的要求；新增了流出物在线监测的要求；增加了流出物监测大纲定期优化的要求；增加了液态流出物监测核素的选取原则；坳除了涉及行政管理的相关规定.修改了辐射环境监测的要求,增加了小坦模块化核动力厂运行前和运行期间辐射环境监测的要求；增加了运行期间加强场内地下水福射环境水平的监测的规定；删除了涉及行政管理的相关规定。修改了放射性固体废物管理的要求.坳除了“放射性废物在否存库内否存期限不应超过5年”的翅定.本文件由生态环境郃提出.本文件起草单位：苏州热工研究院有限公药、生态环境部核与辐射安全中心.本文件历次版本发布情况为：GB6249-86；GB6249-2011.核动力厂环境辐射防护规定I本标准规定了陆上固定式核动力厂在场址选择、建造、运行、退役和修改等活动中所应避循的环境镉射防护要求.本标准适用于采用水冷反应堆发电、供汽供热的陆上固定式核动力厂.其它堆型核动力厂可参考使用.2规兔性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，具片新版本（包括所有的修改单）适用于本文件.GB18871电商辐射昉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文件.3. 1小型模块化核动力厂sma1.1.nu×1.u1.arreactornuc1.earpowerp1.ant指单堆热功率不大于300MW,采用模块化设计，充分利用固有安全特性的水冷反应堆核动力厂.3.2 环境敏感区environmenta1.sensitivearea是指依法设立的各级各类自然、文化保护地，以及对核动力厂产生的环境影响特别敏感的区域.3.3 非居住区exc1.usionarea指反应堆周围一定范围内的区域，该区域内禁止有常住居民,由核动力厂的宫运单位对这一区域行使有效的控制，包括田可个人和财产从该区域缴离；公路、佚路、水路可以穿过该区域，但科导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痰与安全是允许的.3.4 多堆场址muki-rcactorsite指有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核动力厂场址.3.5 流出物efen<s指核动力厂经许可后推入环境并在环境中得到稀程和弥散的含放射性物痍的气态流或液态流.3.6 运行状杳operationa1.sta1.esGB6249XXXX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壬要物项的严击损坏，也不至于导致事故工况.3.7 事故工况accidcnconditions偏离运行状态的工况，预期发生频率低于10%堆年的事故.3.8 设计基准事故designbasisaccidents核动力厂按确定的设计准则和保守方法进行设计，且确保燃料损坏和放射性物质释放不超过可接受限值的事故兄.3.9 稀有事故infrequentaccidents在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故（预计为0to+雄年），这类事故可能导致少量燃料元件发坏，但单一的稀行事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能.3.10 板限事故1.imitingaccidents在核动力厂运行寿期内发生频率板低的事故（预计为10A10“雌年），这类事故的后果包含了大量放射性物质释放的可能性，但单一的极限事故不会造成应对事故所需的系虢（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功筑。3.11 严市事故severeaccidents严宙性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况.3.12 选址假想事故）u1.atedsitingaccident仅适用于场址选择阶段，用于评价场址选择的适当性，并作为确定场址非居住区、规划限制区边界主要技术依据的选定事故.3.13 槽式排放口dischargepointofremova1.system指核动力厂液卷流出物排放槽的出口.3. 14人口集中地区dense1.yinhabiteddistrict指人口居住、通行的密度较高，需要对辐射环境进行特殊控制的区域，如居民住宅区、学校、医院、办公密集地区、商业中心区等.4辐射防护总则3.1 核动力厂所有导致公众用射照射的实践活动均应符合福射防护实践的正当性原则.3.2 在考虑了经济和社会因累之后，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应保持在可合理达到的尽量彳氏水平.3.3 剂量限制和潸在照射危险限制,应满足GB18871的相关规定.3.4 对于多堆场址的各核动力厂，应实施流出物排放总量控制，统一考虑流出物排放、流出物监测、环境监测以及应急管理.3.5 核动力厂营运单位应采取一切可合理达到的措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.废物管理应采用最佳可行技术实施对所有废气、废液和固GB6249XXXX体废物流的整体控制方案的优化和对废物从产生到处置的全过程的优化，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场址选择要求5.1 在核动力厂场址选择的过程中应符合场址所在区域的国土空间规划、环境功能区划、生态保护红战等的要求，尤其应避开饮用水水源保沪区、自然保护区、风景名胜区等环境敏感区.5.2 在评价核动力厂场址的适宜性时，应综合考虑场址所在区域的地质、地震、水文、气象'交通运输.土地和水的利用.场址周围人口密度及分布等场址周围的环境特征，应考虑场址所在区域内可能发生的自然的或人为的外部事件对核动力厂安全的影响，应充分论证核动力厂流出物排放和事故工况下的放射性物质排放对环境、当地生态系统和公众的影响，应考虑新燃料、乏燃料及放射性固体废物的贮存和转运.53在核动力厂场址选择中,应结合场址周围的环境特征现状和预期发展,论证实施场外应急预案的可行性.5.4 在核动力厂场址选择时，应考虑核动力厂放射性固体废热的安全处汨.5.5 在核动力厂的场址选择和比选过程中，应考虑环境保护和幅射安全因素.5.6 核动力厂应尽量建在人口宓度相对较低、离大城市相对较远的地点.规划限制区范围内不应有I万人以上的人口集中地区，场址半径IOkm范围内不应有IO万人以上的人口集中地区.对于小型模块化核动力厂，场址半径Skm范围内不应有1万人以上的人口集中地区.5.7 应在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区.非居住区和规划限制区边界的确定应考虑核动力厂的初步设计（包括反应堆功率水平、安全壳泄漏率和其他安全设讨等）、场址周围环境特征以及选址假想事故的放射性后果，可以根据场址的行政区划、地形、地貌、气象、交通等具体条件确定.但非居住区边界与反应堆的距离不得小于500m；规划限制区外边界与反应堆的距离不得小于3km.对于小型模块彳七核动力厂，非居住区边界与反应堆的距图不得小于100m；规划限制区外边界与反应堆的距离不得小于Ikm.5.8 对于多堆场址，应针对每个反应堆确定非居住区和规划限制区范围,其边界分别为各反应堆非居住区和规划限制区的包络线.5.9 选址假想事故一般应考虑全堆芯熔化，否则应进行充分有效的论证.全堆芯熔化的选址假想事故源项痛定基本假设见附录A,小型模块化核动力厂选址假爆事故漉项确定原则见附录B.5.10 在评价选址假想事故后果时，应考虑保守大气弥散条件.非居住区边界上的任何个人在事故发生后的任意2h内通过烟云浸没外照射、吸入内照射途径所接受的有效剂不得大于O.25Sv,规划限制区外边界上的任何个人在事故的整个特续期间内（可取30天）通过上述照射途径所接受的有效剂量不得大于O.25Sv.对于小型模块化核动力厂，在非居住区边界上的任何个人在整个事故持续期间内通过烟云浸没外照射、吸入内照射、地面沉枳外照射途径所接受的有效剂量应小于IOmSV.6运行状态下的剂约束值和排放控制值GB6249XXXX6.1 任何场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，年年不超过0.25mS，的剂量约束值.6.2 除满足上述6.1条款规定外，卷堆实施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.去I流出物腓放量控制值（单位：Ba）流出物类型类别轻水康重水堆情性气体6.0×10u气态流出物碘2.0×1.0'粒子（半衰期及d）5.0×10,嵌147.0×101.11.6×10,2氟1.5×101.34.5×104液杳流出物氟7.5×1.0o3.5×10u碳141.5×1.0,2.0×101.其余核素5.0×1.01.06.3 对于热功率大于或小于3000Mw的反应堆，僦和碳U的排放量控制