GB 6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定(发布稿).pdf

GB
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
Regulations for environmental radiation
protection of nuclear power plant
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
环
境
保
部
发布
国家质量监督检验检疫总局
目次
前
1适用
1
2规范性引
1
3术语和定
…
4环境辐射防护总则
5厂选择
3
6运行状态下的剂量约束值和排放控制
7事故工况下的辐射防
6
8流出物排放管理和流出物测…
9辐射环境测
10放射性固体废物管理
…
11核力厂
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。
本标准巾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。
本标准巾环境保护部解释。
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,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cxclusion住区 arca
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planning制区 restricted arca
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-reactor- site
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 dosc constraint
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。
3.5环境敏感区 cnvironmcntal scnsitivc arca
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radioactive流出物 effluents
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 operational state
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 accidcnt conditions
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 design basis accidents
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 infrcqucnt accidents
在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故(预计为104~102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1 limiting accidcnts
在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故(预计为10~104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 siting accident
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