核动力厂环境辐射防护规定GB6249-2011

中华人民共和国国家标准GB6249-2011代替GB6249−86核动力厂环境辐射防护规定Regulationsforenvironmentalradiationprotectionofnuclearpowerplant本电子版为发布稿。请以中国环境科学出版社出版的正式标准文本为准。2011-2-18发布2011-09-01实施发布环境保护部国家质量监督检验检疫总局目次前言......................................................................................................................................................II1适用范围.............................................................................................................................................12规范性引用文件.................................................................................................................................13术语和定义.........................................................................................................................................14环境辐射防护总则..............................................................................................................................35厂址选择要求.....................................................................................................................................36运行状态下的剂量约束值和排放控制值..........................................................................................47事故工况下的辐射防护要求..............................................................................................................68流出物排放管理和流出物监测..........................................................................................................69辐射环境监测.....................................................................................................................................710放射性固体废物管理........................................................................................................................811核动力厂的退役................................................................................................................................9I前言为贯彻《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求。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。本次为第一次修订。修订的主要内容如下：——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昀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。本标准由环境保护部解释。II核动力厂环境辐射防护规定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行。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。GB18871-2002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exclusionarea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。3.2规划限制区planningrestrictedarea指由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内必须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。3.3多堆厂址multi-reactorsite指一个厂址有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核动力厂厂址。3.4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1护和安全昀优化时的约束条件。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。3.5环境敏感区environmentalsensitivearea指具有需特殊保护地区、生态敏感及脆弱区以及社会关注区特征的区域。3.6放射性流出物radioactiveeffluents通常情况下，核动力厂以气体、气溶胶、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。3.8事故工况accidentconditions比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和严重事故。3.9设计基准事故designbasisaccidents核动力厂按确定的设计准则进行设计，并在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，且确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类。3.10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10-4～10-2/堆年），这类事故可能导致少量燃料元件损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。3.11极限事故limitingaccidents在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10-6～10-4/堆年），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统（包括应急堆芯冷却系统和安全壳）丧失功能。3.12选址假想事故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2反应堆，该事故一般应考虑全堆芯熔化，否则应进行充分有效的论证。3.13严重事故severeaccidents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核动力厂所有导致公众辐射照射的实践活动均应符合辐射防护实践的正当性原则。4.2在考虑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。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厂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，使所有潜在照射所致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一数量级水平。4.4对于多堆厂址的各核动力厂，在环境辐射防护方面应实施统一的放射性流出物排放量申请、流出物和环境监测管理以及应急管理。4.5核动力厂应采取一切可合理达到的措施对放射性废物实施管理，实现废物昀小化，包括在核动力厂的设计、运行和退役的全过程。废物管理应采用昀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置的全过程的优化，力求获得昀佳的环境、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在核动力厂厂址选择的过程中必须考虑与厂址所在区域的城市或工业发展规划、土地利用规划、水域环境功能区划之间的相容性，尤其应避开饮用水水源保护区、自然保护区、风景名胜区等环境敏感区。5.2在评价核动力厂厂址的适宜性时，必须综合考虑厂址所在区域的地质、地震、水文、气象、交通运输、土地和水的利用、厂址周围人口密度及分布等厂址周围的环境特征，必须考虑厂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，必须充分论证核动力厂放射性流出物排放（特别是事故工况下的流出物排放）、热排放及化学流出物排放对环境、当地生态系统和公众的影响，必须考虑新燃料、乏燃料及放射性固体废物的贮存和转运。35.3在核动力厂厂址选择中，应结合厂址周围的环境特征现状和预期发展，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，对候选厂址进行优化分析。5.6必须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选址假想事故的放射性后果。不要求非居住区是圆形，可以根据厂址的