GB-6249-1986.pdf

中华人民共和国国家标准 U DC 6 1 4 . 8 9 8 . 5 核电厂环境辐射防护规定 GB 624 9- 8 6 R e g u l a t i o n s f o r e n v i r o n m e n t a l r e d i a t i o n p r o t e c t i o n o f n u c l e a r p o w e r p l a n t 1 总则 1 . 1 本标准为贯彻 (M， 华人民共和国环境保护法 ( 试行)和国家有关法规，为发展我国核能事 业， 保护环境， 保障人体健康， 促进国民经济的发展，参照有关国际标准，结合我国具体情况而制 订的。 1 . 2 本标准适用于各种轻水堆型的陆地固定式核电厂 ( 原则上 也适用于核热电厂)。 1 . 3 核电 ) 的 厂址选 择、 设计、 建造、 运行、 退役和扩建、 改建或变更运行 I 祝， 均必须符合本 标 准有关章节的要求。 1 . 4 辐射* 防护原则 1 . 4 . 1 核电厂所有导致人员 辐射照射的实践活动要有正当的理由，保护公众免受一 切不必要的辐 射照射。 1 . 4 . 2 辐射防护最优化，即考虑了社会的和经济的因素之后， 使核电) 对公众所造成的辐射照射， 应遵循 “ 可合理达到尽量低”的原则。 1 . 4 . 3 在正常运行条件 下， 对可 能受 到核电 f 一辐射照 射的公众个人和群体， 实行剂 量当 量 限值制 度。 1 . 4 . 4 在应用这些原则 时， 应考 虑现在的实践在未来的岁月 里 所造成的剂量负 担。 1 . 5 核电厂有关 辐射防护和环境保护的设施， 应通过技术经济论证，采用最优方案，并必须做到 与主体工 程同 时设计、同时施工、同时投产。 1 . 6 核电I 的营运单位， 必须根据国 家环境保护部门 颁布的 核电站基本建设环境保护管理办法 的规 定， 提交相应的 环境影响 报告书。 1 . 7 核电1 一 的环境影响报告书 实行专 业技术审核，国家环境保护部门批准制度。 1 . 8 省级环境保护部门行使对核电厂的环境保护 1 : 作的检查、监督权， 遇有违反本标准，并使环 境质量和公众健康受到危害的事件时，有权予以制止， 并视情节 轻重依法予以惩处。 2 选址要求 2 . 1 在评 价) 址是否适 宜建设 核电J 一时， 必须 综合 考 虑) 址区 域的地质、 地 震、 水文、 气象、 交 通 运输、1 业 企业、土地利用、f 址周围人口 密度和分布，以及社会经济方面的合理'N1 : 等因素;必须考 虑1 一 址所在区 域内 可能发生的自 然的 或人为 的外部事 件对 核电 J 一 自 身安全的影响; 必须 考虑核电I 放 射性流出 物 ( 特别是事 故1 : T5 Z 下的流出 物)对环境、 生态和公众的影响， 必须考虑新燃料、 乏燃料和 放射性废物的贮存和转运间Imo , 2 . 2 核电)应尽hi建在人口 密度较低、地区平 均人口 密度较小的地点。 核电) 距1 0 力人口以上 的城镇和距1 0 0 万人口以上 大 城市的市区发展边界，应分别保持适当的直 线距离。 ，辐射:术标准1 扫 系致电离辐射的简称。 国家环境保护局1 9 8 6 一 0 4 一 2 3 发布 1 9 8 6 一 1 2 一 0 1 实施 GB 6 2 4 9 -8 6 2 . 3 核电 )周围应设置非居住区，非居住区的半 径 ( 以反应堆为中心)不得小于。 . 5 k m , 核电 厂非居住区周围应 设置限制区， 限制区 的半 径 ( 以 反应堆为中 心) 一 般不得小于5 k m , 2 . 4 如果核电厂厂址不能满足2 . 2 与城镇距离的要求，则应提出 附加工程安全设施和厂址安全性评 价的资料，并加以详细说明和论证。 2 . 5 在发生最大可信事故条件下， 非居住区边界上的任何个人 ( 成人) ，在事故发生后8 h 内 所接受 的 有效剂量当 量应不大于 。 . 2 5 S v ( 2 5 r e m )，甲 状腺剂 量当 量应 不大 于2 . 5 S v ( 2 5 0 r e m )。 在事 故的整个持续期间内 ( 事 故持续时间可 取3 0 d )， 在半 径8 0 k m 范围内 公众群体接受 的集体有 效 剂 量当 量必须 小于2 x 1 0 “ 人· S v ( 2 x 1 0 “ 人· r e m )， 集 体甲 状腺剂量当 量必须小于2 x 1 o , 人· S v ( 2 x 1 0 6 人 · r e m)。 3 在正常运行工况下的 剂f限 值和排放f控制 值 3 . 1 小于0 . 3 2 每座核电 厂向 环境释放的放射性物质对公众中任何个人 ( 成人) 2 5 M S v ( 2 5 m r e m)。 造成的有效剂量当 量， 每年应 每 座压水 堆型核电 厂 气载和液体放射性流出 物的年 排放量， 除满足3 . 1 的规 定外， 于下列控制 值。 一般还应低 表 1 气载放射性流出物 控制值 惰性气体 2 . 5 x 1 0 ' 5 B9( 7x 1 0 “ Ci ) 碘 7 . 5 x 1 0 1 “ Bq( 2 Ci ) 粒子 ( 半衰期8 d )2 x 1 0 ， B9( 5 Ci ) 表 2 液体放射性流出物 控制值 氖 1 . 5 x 1 0 1 4 B q( x1 0 3 Ci ) 其余核素 7 . 5 x 1 0 “ B9 ( 2 0 Ci ) 注:其他堆型根据具体情况另外确定。 4 事故应急防护水平 4 . 1 按可能导致对环境危害程度的大小， 和最大可信事故。 对核电厂的事故分为预期运行事件、大事故、 重大事故 行 ) 2 预期运行事件用于核电 厂正常运行工况下的环境评价。对公众的剂量控制限值按本标准3 . 1 执 3 大事 故和重大事 故用于 核电 厂事 故工 况下的 环境评 价。 在每发生一次 大事 故时， 公众中任 何个人 ( 成人) 可能受到的有效剂量当量应控制在5 M S v 5 r e m )以下，甲 状腺剂 量当 量应控制 在5 0 m S v ( 5 r e m ) 以下。 在每发生一次重大 事故时， 公众中 任何个 人 ( 成人)可能受到的有效剂量当量应控制在。 . 1 S v GB 62 4 9 -8 6 ( l o r e m )以下，甲 状腺剂量当 量应控制在1 S v ( 1 0 0 - - )以下。 4 . 4 最大 可信事 故仅用于厂址 选择时的环境评 价。 核电 厂非居 住区边 界上 公众的剂 量当 量和公众 的集体剂量当量按本标准2 . 5 执行。 4 . 5 在核电厂试运行前，核电厂的营运单位必须会同有关部门制定事故应急计划， 上报国家环 境保护部门及有关政府部门。无事故应急计划，不予 审批。 4 . 6 应急事 故干预水平规定如下: 4 . 6 . 1 公众中个人 ( 成人)受到的有效剂量当量预计大于5 0 m S v ( 5 r e m )，甲 状腺剂量当 量预计 大于 0 . 5 S v ( 5 p r e m ) 时， 必须采取适当 的措施 ( 例如 关闭门窗、 室内 隐蔽、 服碘等)。 4 . 6 . 2 公众中 个人 ( 成人) 受 到的有效剂量当 量预计大于 0 . 1 S v ( 1 0 r e m )，甲状腺剂量当 量预 计 大 于 I S v ( 1 0 0 - m ) 时， 可以 考 虑 采 取 果 断 的 措 施 ( 例 如 组 织 撤离 等 ) 。 4 . 7 核电 厂运行期间，一 旦发 生任何可能危害环境的事 故，营 运单位必须迅速查明事故发生的部 位和原因，及时处理，设法控制 放射性物质向环境中释放，并立即上报主管部门 和省级环境保 护部门及有关政府部门。 5 流出物的排放管理 5 . 1核电 厂的营运单 位， 应针对该核电 厂厂 址的特定环境 特征 ( 例如 气象、 水文等)及“ 三废” 处理工艺技术水平，遵循 “ 可合理达到尽量低”的原则， 提出 确保满足3 . 1 并低孔 . 2 中 规定的 年排 放量控制 值的设计 排放R， 报国 家环境 保护部门 审批， 获准后， 即为该 核电 厂放射性流出 物的 管理目 标值。 5 . 2 气载放射 性流出 物必须 通过处理后经烟囱 排人大 气。 5 . 3核电 厂 的 营 运 单 位 必 须 对 气 载 和 液 体 放 射 性 流 出 物 进 行 监 侧 ， 其 洲卜 放 总 量 应 按 季 度 控制 ， 连续三个月内的 排放总量不应超过年 排放管理目 标值的二 分之一。若 超过，则必须迅速查明原因，采 取有效措施。 5 . 4 液体放射性流出 物的 排放口 ， 应 避开集中取水口、 经济鱼类产卵场、 回 游路线和水生生物养 殖场。 5 . 5 核电厂的营运单位应根据新技术的发展和核电厂运行与监测中 暴露出的薄弱环节， 不断 改进设备与工艺，并加强管理，尽量减少实际的年 排放量。 6 环境监测与流出物监测 6 . 1 运行前的环境调查 6 . 1 . 1 核电 厂试运 行前， 营运单 位必须完 成环境放射性 本底 辐射水平的 调查，至少应获得两年的 调查数据。 6 . 1 . 2 通过调查 应获得关 键核素、 关键照 射 ( 及转移) 途径 和关 键人 群组的资 料。 6 . 1 . 3 调查的环境介质一般应包括: 空气、 地表水和地下水、陆生生物和水生生物、 食物、 土壤、 水体底泥和沉 降灰等。 6 . 1 . 4 6 . 1 . 5 6 . 2 6 . 2 . 1 环境Y 辐射水平的调查范围一 般取5 0 k m ， 其余 项目 的 调查范围一般 取2 0 - 3 0 k m o 分 析测量的内 容一 般包 括: 环境Y 辐射水平及与 核电 站有关的 放射性核素。 常规环境辐射监测 建立档案， 6 . 2 . 2 核电厂试运行后，营运单位必须进行常规环境辐射监测， 及时分析监测结果， 并作出评价， 按规定上报。 在进行常规 环境 辐射监测时， 应充 分利用 运行前本底调查 所获得的资 料， 在满足环境评价需 要的 情况下， 尽量 做到环境 监测的 最优化。 环境 监测的 重点是对关 键人群组危害最大的那 些核素和项 目。 6 . 2 . 3 常规环 境辐射监测的 环境介 质、监测内 容及 监测范围参照 6 . 1 执行。 GB 6 2 4 9 -8 6 6 . 3 流出物监测 核电 厂的营运单位必须对 所有气载和液体放射性流出 物进行 监测。 测量内 容应包 括排放总 量、 排 放浓度及主要核素的分析。 6 . 4 事故环境应急监测 6 . 4 . 1 核电 厂在试运 行前， 营运单位应制 定环境应 急监 测计划， 报省级环境保护部门备案。 考虑 到一 些事故的 突发性和特殊性，应急监测必须灵活、 快速。 6 . 4 . 2 环境 应急监测是核电 厂事故应 急计划的重要 组成部分。一 般包 括: 各 类辐射事故的监测原 则、监测方法和步骤、监测项目、监测网点、监测工作的领导、监测数据的报告、发布办法等。 6 . 4 . 3 在环境 应急监测计划中可事先 规定一 些导出 的 行动水平 ( 例如空气、 水 和食物中 对 应于 应急 行动剂量水平的放射性核素的浓度) ，便于评 价监测结果，及早决定是否需要采取相应的行动。 6 . 5 环境监测必须实 行质 量保证制 度， 采用 标准的 ( 或统一的) 方法和程 序进行操作， 不得擅自 改变，如需更改时，必须通过技术论证。 6 . 6 省级环境 保护部门应 负责设置 核电 厂环境 辐射监测机 构， 按本标准的相应要求开 展监测工作。 了 放射性废物的贮存和运输 ; 一 ; 必须对放射性废物严格管理 必须对放射性废物严格分类， 加强监测，并采 取有效措施， 防止放射性 废物的扩散。 ， 分别处 置。 严禁把易燃、易 爆、 性废物混在一起运输和贮存。 严禁运输放射性废液。 易腐和非放射性物质与固体 放射 : 一: 放射性废物的贮存和处 置，应确保露天水源和地下水不被污染。 运输放射性物质 ( 包括新燃料元件和乏燃料元件)， 物 质的工作人员， 必 须熟悉放射性物 质的运 输规 定、 必须遵守国家的有关规定。运输放射性 被运送的放射性物质的性质和必要的防护知识。 8 核电厂的退役 核电厂申 请退役获准后， 门批准后，方可实施。 在制 定退 役计划时， 必须同 时编制 环境影响报告 书， 经国 家环境 保护部 GB 6 2 4 9 -8 6 附录A 名词术 语定义 补充件) 人 . 1 每 座核电厂: 指使用核反应堆发电 的任何厂、 站、 包 括一个或 几个反应堆， 以 及由于安全 需要 和产生热或电能所必须的全部系统、 设施和建筑物。 A . 2 试运行: 指核电 厂建成后符合安全目 的所进行的 装料、 物 理启 动、 零功率运行、 功 率运行直至 合格验收。 A . 3 运 行:指 核电 厂在规 定的 运行条件下的 功率运 行、 停闭、 维修、试验、 换料和其他有关工 作的 全过程。 A . 4 非居住区: 指核电 厂所 在的一个区 域， 该区 域内 严 禁有常住居 民，由 核电厂的 营运 单 位对这一 区 域行使有效控制 的管辖 权， 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 扰核电 厂的正常运行;在事故情况下，可以 做出适当 的有效的安排，控制交通，以保证工作 人员 和居民的安全。 在非居住区内，与 核电厂运行无关的活动，只要不产生影响核电 厂正常运行和危 及居民健康与安全，在适当的限制下是允许的。不要求非居住区是圆形，可以根据厂址的地形、 地貌、 气象、 交通等具体条件确定。 A. 5 限制区: 指与非居住区直 接邻 近的 区域。 限制区内 必须 限制人口 的机械增长。 在该区 域内 不得 兴建、 扩建大的企业事 业单 位和生活居住区、 大的医 院或疗养院、 旅游胜地、 飞机场 和监狱等。 A . 预期运行事件: 在 核电 厂运行过程中， 从设计上就 预期 到会发生偏离正常运行工 况的 所有运行 故障。 鉴于设 计上已 有适当 的考 虑， 发生这类事故 时， 不会造成 工程安全保护系 统的失效和工 程设备 的大 损伤，也不会导致放射性物质大量向环境中释放。 A . 7 大事 故: 在核电厂 寿期内， 预期发生 概率不大 于。 . 0 1 - - 0 . 1 / 堆· 年， 明显偏 离正 常运 行极限工 况的事 故，此时工程安全保护设施如果不能完全按照设计要求发挥作用，就将导致放射性物质大量向 环境 中释放， 有可能使得公众受到的 辐照剂 量超过 3 . 1 中 规定的剂 量限 值。 A . 8 重大事 故: 在核电厂寿 期内， 预期不会发生或发生概 率不大 于5 x 1 0 - 一 1 0 一 ， / 堆· 年的 严重偏 离正 常运行极限工 况的事 故，重 要的 专设工 程安全 保护设施 将可 能出 现部分地 失效， 导致 放射 性物质 较大规模地向环境中释放。 A . 9 最大可 信事故: 是用来进行厂址评价所假设的对环境产生最严重后果的核电 厂事故， 它发生的 概率 ( 1 0 - 1 / 堆· 年) 极小。 不同类型反应堆的最大可 信事故是不同的。 对压水堆 核电厂，是 指堆 芯大 规 模地熔化， 放 射性物质向环 境释放达 到最严重的事 故。 附加说明: 本标准由国家环境保护局提出。 本标准由清华大学核能技术研究所和中国原子能研究院负责起草。 本标准主要起草人刘元中， 姜希文。 本标准由国 家环境 保护局负 责解释。 *草庐一苇草庐一苇*提供优质文档， 如果 你下载的文档有缺页、 模糊等现象或 者遇到找不到的稀缺文件， 请发站内 信和我联系！我一定帮你解决！ 提供优质文档， 如果 你下载的文档有缺页、 模糊等现象或 者遇到找不到的稀缺文件， 请发站内 信和我联系！我一定帮你解决！ 本人有各种国内外标准 20 余万个， 包括全系 列 GB 国标国标及国内行业行业及部门标准部门标准，全系列 BSI EN DIN JIS NF AS NZS GOST ASTM ISO ASME SSPC ANSI IEC IEEE ANSI UL AASHTO ABS ACI AREMA AWS ML NACE GM FAA TBR RCC 各国船级 社 船级 社 等大量其他国际标准。豆丁下载网址：豆丁下载网址： http:/www.docin.com/liuyx866