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核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定

標 準 號: GB 6249-86
替代情況: 替代 $False$
發(fā)布單位: 不詳
起草單位: 清華大學核能技術(shù)研究所和中國原子能研究院
發(fā)布日期:
實施日期:
>
更新日期: 2008年02月06日

1 總則
 1.1 本標準為貫徹《中華人民共和國環(huán)境保護法(試行)》和國家有關(guān)法規(guī),為發(fā)展我國核能事業(yè),保護環(huán)境,保障人體健康,促進國民經(jīng)濟的發(fā)展,參照有關(guān)國際標準,結(jié)合我國具體情況而制訂的。
 1.2 本標準適用于各種輕水堆型的陸地固定式核電廠(原則上也適用于核熱電廠)。
 1.3 核電廠的廠址選擇、設計、建造、運行、退役和擴建、改建或變更運行工況,均必須符合本標準有關(guān)章節(jié)的要求。
 1.4 輻射(本標準中系致電離輻射的簡稱)防護原則
 1.4.1 核電廠所有導致人員輻射照射的實踐活動要有正當?shù)睦碛?,保護公眾免受一切不必要的輻射照射。
 1.4.2 輻射防護最優(yōu)化,即考慮了社會的和經(jīng)濟的因素之后,使核電廠對公眾所造成的輻射照射,應遵循“可合理達到盡量低”的原則。
 1.4.3 在正常運行條件下,對可能受到核電廠輻射照射的公眾個人和群體,實行劑量當量限值制度。
 1.4.4 在應用這些原則時,應考慮現(xiàn)在的實踐在末來的歲月里所造成的劑量負擔。
 1.5 核電廠有關(guān)輻射防護和環(huán)境保護的設施,應通過技術(shù)經(jīng)濟論證,采用最優(yōu)方案,并必須做到與主體工程同時設計、同時施工、同時投產(chǎn)。
 1.6 核電廠的營運單位,必須根據(jù)國家環(huán)境保護部門頒布的《核電站基本建設環(huán)境保護管理辦法》的規(guī)定,提交相應的環(huán)境影響報告書。
 1.7 核電廠的環(huán)境影響報告書實行專業(yè)技術(shù)審核,國家環(huán)境保護部門批準制度。
 1.8 省級環(huán)境保護部門行使對核電廠的環(huán)境保護工作檢查、監(jiān)督權(quán),遇有違反本標準,并使環(huán)境質(zhì)量和公眾健康受到危害的事件時,有權(quán)予以制止,并視情節(jié)輕重依法予以懲處。


2 選址要求
 2.1 在評價廠址是否適宜建設核電廠時,必須綜合考慮廠址區(qū)域的地質(zhì)、地震、水文、氣象、交通運輸、工業(yè)企業(yè)、土地利用、廠址周圍人口密度和分布,以及社會經(jīng)濟方面的合理性等因素;必須考慮廠址所在區(qū)域內(nèi)可能發(fā)生的自然的或人為的外部事件對核電廠自身安全的影響;必須考慮核電廠放射性流出物(特別是事故工況下的流出物)對環(huán)境、生態(tài)和公眾的影響;必須考慮新燃料、乏燃料和放射性廢物的貯存和轉(zhuǎn)運問題。
 2.2 核電廠應盡量建在人口密度較低、地區(qū)平均人口密度較小的地點。
  核電廠距10萬人口以上的城鎮(zhèn)和距100萬人口以上大城市的市區(qū)發(fā)展邊界,應分別保持適當?shù)闹本€距離。
2.3 核電廠周圍應設置非居住區(qū),非居住區(qū)的半徑(以反應堆為中心)不得小于0.5km。
  核電廠非居住區(qū)周圍應設置限制區(qū),限制區(qū)的半徑(以反應堆為中心)一般不得小于5km。
 2.4 如果核電廠廠址不能滿足2.2與城鎮(zhèn)距離的要求,則應提出附加工程安全設施和廠址安全性評價的資料,并加以詳細說明和論證。
 2.5 在發(fā)生最大可信事故條件下,非居住區(qū)邊界上的任何個人(成人),在事故發(fā)生后8h內(nèi)所接受的有效劑量當量應不大于0.25Sv(25rem),甲狀腺劑量當量應不大于2.5Sv(250rem)。
  在事故的整個持續(xù)期間內(nèi)(事故持續(xù)時間可取30d),在半徑80km范圍內(nèi)公眾群體接受的集體有效劑量當量必須小于2×104人·Sv(2×106人·rem ), 集體甲狀腺劑量當量必須小于2×104人·Sv(2×106人·rem)。


3 在正常運行工況下的劑量限值和排放量控制值
 3.1 每座核電廠向環(huán)境釋放的放射性物對公眾中任何個人(成人)造成的有效劑量當量,每年應小于0.25mS v (25mrem)。
 3.2 每座壓水堆型核電廠氣載和液體放射性流出物的年排放量,除滿足3.1的規(guī)定外,一般還應低于下列控制值。


表 1

氣載放射性流出物

控  制  值

惰性氣體

2.5×1015Bq(7×104Ci)

7.5×1010Bq(2Ci)

粒子(半衰期≥8d)

2×1011Bq(5Ci)


表 2

液體放射性流出物

控  制  值

1.5×14Bq(4×103Ci)

其余核素

7.5×1011Bq(20Ci)

  注:其他堆型根據(jù)具體情況另外確定。


4 事故應急防護水平
 4.1 按可能導致對環(huán)境危害程度的大小,對核電廠的事故分為預期運行事件、大事故、重大事故和最大可信事故。
 4.2 預期運行事件用于核電廠正常運行工況下的環(huán)境評價。對公眾的劑量控制限值按本標準3.1執(zhí)行。
 4.3 大事故和重大事故用于核電廠事故工況下的環(huán)境評論。
  在每發(fā)生一次大事故時,公眾中任何個人(成人)可能受到的有效劑量當量應控制在5mSv(0.5rem)以下,甲狀腺劑量當量應控制在50mSv(5 rem)以下。
  在每發(fā)生一次重大事故時,公眾中任何個人(成人)可能受到的有效劑量當量應控制在0.1Sv(10rem)以下,甲狀腺劑量當量控制在1Sv(100rem)以下。
 4.4 最大可信事故僅用于廠址選擇時的環(huán)境評價。核電廠非居住區(qū)邊界上公眾的劑量當量和公眾的集體劑量當量按本標準2.5執(zhí)行。
 4.5 在核電廠試運行前,核電廠的營運單位必須會同有關(guān)部門制定事故應急計劃,上報國家環(huán)境保護部門及有關(guān)政府部門。無事故應急計劃,不予審批。
 4.6 應急事故干預水平規(guī)定如下:
 4.6.1 公從中個人(成人)受到的有效劑量當量預計大于50mSv(5rem),甲狀腺劑量當量預計大于0.5Sv(50rem)時,必須采取適當?shù)拇胧?例如關(guān)閉門窗、室內(nèi)隱蔽、服碘等)。
 4.6.2 公從中個人(成人)受到的有效劑量當量預計大于0.1mSv(10rem),甲狀腺劑量當量預計大于1Sv(100rem)時,可以考慮采取果斷的措施(例如組織撤離等)。
 4.7 核電廠運行期間,一旦發(fā)生任何可能危害環(huán)境的事故,營運單位必須迅速查明事故發(fā)生的部位和原因,及時處理,設法控制放射性物質(zhì)向環(huán)境中釋放,并立即上報主管部門和省級環(huán)境保護部門及有關(guān)政府部門。


5 流出物的排放管理
 5.1 核電廠的營運單位,應針對該核電廠廠址的特定環(huán)境特征(例如氣象、水文等)及“三廢”處理工藝技術(shù)水平,遵循“可合理達到盡量低”的原則,提出確保滿足3.1并低于3.2中規(guī)定的年排放量控制值設計排放量,報國家環(huán)境保護部門審批,獲準后,即為該核電廠放射性流出的管理目標值。
 5.2 氣載放射性流出物必須通過處理后經(jīng)煙囪排入大氣。
 5.3 核電廠的營運單位必須對氣載和流體放射性流出物進行監(jiān)測,其年排放總量應按季度控制,連續(xù)三個月內(nèi)的排放總量不應超過年排放管理目標值的二分之一。若超過,則必須迅速查明原因,采取有效措施。
 5.4 液體放射性流出物的排放口,應避開集中取水口、經(jīng)濟魚類產(chǎn)卵場、回游路線和水生生物養(yǎng)殖場。
 5.5 核電廠的營運單位應根據(jù)新技術(shù)的發(fā)展和核電廠運行與監(jiān)測中暴露出的薄弱環(huán)節(jié),不斷改進設備與工藝,并加強管理,盡量減少實際的年排放量。


6 環(huán)境監(jiān)測與流出物監(jiān)測
 6.1 運行前的環(huán)境調(diào)查
 6.1.1 核電廠試運行前,營運單位必須完成環(huán)境放射性本底輻射水平的調(diào)查,至少應獲得兩年的調(diào)查數(shù)據(jù)。
 6.1.2 通過調(diào)查應獲得關(guān)鍵核素、關(guān)鍵照射(及轉(zhuǎn)移)途徑和關(guān)鍵人群組的資料。
 6.1.3 調(diào)查和環(huán)境介質(zhì)一般應包括:空氣、地表水和地下水、陸生生物和水生生物、食物、土壤、水體底泥和沉降灰等。
 6.1.4 環(huán)境r輻射水平的調(diào)查范圍一般取50km,其余項目的調(diào)查范圍一般取20--30km。
 6.1.5 分析測量的內(nèi)容一般包括:環(huán)境r輻射水平及與核電站有關(guān)的放射性核素。
 6.2 常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測
 6.2.1 核電廠試運行后,營運單位必須進行常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測,及時分析監(jiān)測結(jié)果,并作出評價,建立檔案,按規(guī)定上報。
 6.2.2 在進行常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測時,應充分利用運行前本底調(diào)查所獲得的資料,在滿足環(huán)境評價需要的情況下,盡量做到環(huán)境監(jiān)測的最優(yōu)化,環(huán)境監(jiān)測重點是對關(guān)鍵人群組危害最大的那些核素和項目。
 6.2.3 常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測的環(huán)境介質(zhì)、監(jiān)測內(nèi)容及監(jiān)測范圍參照6.1執(zhí)行。
 6.3 流出物監(jiān)測
  核電廠的營運單位必須對所有氣載和液體放射性流出物進行監(jiān)測。測量內(nèi)容應包括排放總量、排放濃度及主要核素的分析。
 6.4 事故環(huán)境應急監(jiān)測
 6.4.1 核電廠在試運行前,營運單位應制定環(huán)境應急監(jiān)測計劃,報省級環(huán)境保護部門備案。考慮到一些事故的突發(fā)性和特殊性,應急監(jiān)測必須靈活、快速。
 6.4.2 環(huán)境應急監(jiān)測是核電廠事故應急計劃的重要組成部分。一般包括:各類輻射事故的監(jiān)測原則、監(jiān)測方法和步驟、監(jiān)測項目、監(jiān)測網(wǎng)點、監(jiān)測工作的領(lǐng)導、監(jiān)測數(shù)據(jù)的報告、發(fā)布辦法等。
 6.4.3 在環(huán)境應急監(jiān)測計劃中可事先規(guī)定一些導出的行動水平(例如空氣、水和食物中對應于應急行動劑量水平的放射性核素的濃度),便于評價監(jiān)測結(jié)果,及早決定是否需要采取相應的行動。
 6.5 環(huán)境監(jiān)測必須實行質(zhì)量保證制度,采用標準的(或統(tǒng)一的)方法和程度進行操作,不得擅自改變,如需更改時,必須通過技術(shù)論證。
 6.6 省級環(huán)境保護部門應負責設置核電廠環(huán)境輻射監(jiān)測機構(gòu),按本標準的相應要求開展監(jiān)測工作。


7 放射性廢物的貯存和運輸
 7.1 必須對放射性廢物嚴格管理,加強監(jiān)測,并采取有效措施,防止放射性廢物的擴散。
 7.2 必須對放射性廢物嚴格分類,分別處置。嚴禁把易燃、易爆、易腐和非放射性物質(zhì)與固體放射性廢物混在一起運輸和貯存。嚴禁運輸放射性廢液。
 7.3 放射性廢物的貯存和處置,應確保露天水源和地下水不被污染。
 7.4 運輸放射性物質(zhì)(包括新燃料元件和乏燃料元件),必須遵守國家的有關(guān)規(guī)定。運輸放射性物質(zhì)的工作人員,必須熟悉放射性物質(zhì)的運輸規(guī)定、被運送的放射性物質(zhì)的性質(zhì)和必要的防護知識。


8 核電廠的退役
  核電廠申請退設獲準后,在制定退役計劃時,必須同時編制環(huán)境影響報告書,經(jīng)國家環(huán)境保護部門批準后,方可實施。


附 錄 A

名 詞 術(shù) 語 定 義

(補充件)


 A.1 每座核電廠:指使用核反應堆發(fā)電的任何廠、站、包括一個或幾個反應堆,以及由于安全需要和產(chǎn)生熱或電能所必須的全部系統(tǒng)、設施和建筑物。
 A.2 試運行:指核電廠建成后符合安全目的所進行的裝料、物理啟動、零功率運行、功率運行直至合格驗收。
 A.3 運行:指核電廠在規(guī)定的運行條件下的功率運行、停閉、維修、試驗、換料和其他有關(guān)工作的全過程。
 A.4 非居住區(qū):指核電廠所在的一個區(qū)域,該區(qū)域內(nèi)嚴禁有常住居民,由核電廠的營動單位對這一區(qū)域行使有效控制的管轄權(quán),包括任何個人和財產(chǎn)從該區(qū)域撤離;公路、鐵路、水路可以穿過該區(qū)域,但不得干擾核電廠的正常運行;在事故情況下,可以做出適當?shù)挠行У陌才牛刂平煌ǎ员WC工作人員和居民的安全。在非居住區(qū)內(nèi),與核電廠運行無關(guān)的活動,只要不產(chǎn)生影響核電廠正常運行和危及居民健康與安全,在適當?shù)南拗葡率窃试S的。不要求非居住區(qū)是圓形,可以根據(jù)廠址的地形、地貌、氣象、交通等具體條件確定。
 A.5 限制區(qū):指與非居住區(qū)直接鄰近的區(qū)域。限制區(qū)內(nèi)必須限制人口的機械增長。在該區(qū)域內(nèi)不得興建、擴建大的企業(yè)事業(yè)單位和生活居住區(qū)、大的醫(yī)院或療養(yǎng)院、旅游勝地、飛機場和監(jiān)獄等。
 A.6 預期運行事件:在核電廠運行過程中,從設計上就預期到會發(fā)生偏離正常運行工況的所有運行故障。鑒于設計上已有適當?shù)目紤],發(fā)生這類事故時,不會造成工程安全保護系統(tǒng)的換效和工程設備的大損傷,也不會導致放射性物質(zhì)大量向環(huán)境中釋放。
 A.7 大事故:在核電廠壽期內(nèi),預期發(fā)生概率不大于0.01~0.1/堆·年,明顯偏離正常運行極限工況的事故,此時工程安全保護設施如果不能完全按照設計要求發(fā)揮作用,就將導致放射性物質(zhì)大量向環(huán)境中釋放,有可能使得公眾受到的輻照劑量超過3.1中規(guī)定的劑量限值。
 A.8 重大事故:在核電廠壽期內(nèi),預期不會發(fā)生或發(fā)生概率不大于5×10-4~10-2/堆·年的嚴重偏離正常運行極限工況的事故,重要的專設工程安全保護設施將可能出現(xiàn)部分地換效,導致放射性物質(zhì)較大規(guī)模地向環(huán)境中釋放。
 A.9 最大可信事故:是用來進行廠址評價所假設的對環(huán)境產(chǎn)生最嚴重后果的核電廠事故,它發(fā)生的概率(<10-4/堆·年)極小。不同類型反應堆的最大可信事故是不同的。對壓水堆核電廠,是指堆芯大規(guī)模地熔化,放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放達到最嚴重的事故。
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