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熱電廠輻射防護(hù)規(guī)定

標(biāo) 準(zhǔn) 號: GB 14317-93
替代情況: 替代 $False$
發(fā)布單位: 不詳
起草單位: $False$
發(fā)布日期:
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更新日期: 2008年02月06日

1 主題內(nèi)容與適用范圍
  本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了核熱電廠輻射控制的基本原則和防護(hù)標(biāo)準(zhǔn),以及選址、設(shè)計、運行和退役的輻射防護(hù)基本要求。
  本標(biāo)準(zhǔn)適用于核熱電廠,核供熱廠也可參照執(zhí)行。

2 引用標(biāo)準(zhǔn)
  GB 8703 輻射防護(hù)規(guī)定
  GB 6249 核電廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定

3 術(shù)語
 3.1 核熱電廠
  一座或數(shù)座熱中子反應(yīng)堆以及為保證安全和生產(chǎn)熱能或電力所必需的全部構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。
 3.2 核供熱廠
  一座或數(shù)座熱中子反應(yīng)堆以及為保證安全和生產(chǎn)熱能所必需的全部構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。
 3.3 中間回路
  在一回路和熱網(wǎng)回路之間設(shè)置的隔離回路。
 3.4 熱網(wǎng)
  進(jìn)入用戶的熱水管網(wǎng)。

4 總則
 4.1 輻射防護(hù)目標(biāo)
  為保障核熱電廠輻射工作人員和公眾的健康和安全及保護(hù)環(huán)境,確保在正常運行時核熱電廠內(nèi)及從核熱電廠釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射低于規(guī)定的限值,并保持在可合理達(dá)到的盡量低的水平;確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。
 4.2 核熱電廠所有導(dǎo)致輻射照射的實踐和設(shè)施,都應(yīng)當(dāng)符合輻射防護(hù)三原則,即實踐的正當(dāng)性、輻射防護(hù)的最優(yōu)化和對個人劑量的限制。
 4.3 在申請核熱電廠選址、設(shè)計、運行和退役時,必須按照有關(guān)規(guī)定事先向國家主管部門和監(jiān)督部門提交安全分析報告和環(huán)境影響報告書等,經(jīng)審查批準(zhǔn)后方可實施。
  必須做到輻射防護(hù)和環(huán)境保護(hù)設(shè)施與主體工程同時設(shè)計、同時施工、同時投產(chǎn)。

5 劑量限制體系
 5.1 基本限值
 5.1.1 輻射工作人員的基本限值按GB 8703第2.4.2條中相應(yīng)的規(guī)定執(zhí)行。
 5.1.2 在正常運行工況下,每座核熱電廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何個人(成人)造成的有效劑量當(dāng)量,每年應(yīng)小于0.1mSv。
 5.2 次級限值、導(dǎo)出限值、管理限值和參考水平按GB 8703第2.4條中相應(yīng)的規(guī)定執(zhí)行。
 5.3 每座壓水堆型核熱電廠氣載和液體放射性流出物的年排放量,除滿足5.1.2的規(guī)定外,一般還應(yīng)分別低于表1和表2所列控制值。

表1 Bq



表2 Bq


  注:其他堆型根據(jù)具體情況另行確定
 5.4 在正常運行下,每座核供熱廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何個人(成人)造成的年有效劑量當(dāng)量,參照執(zhí)行第5.1.2條規(guī)定。

6 輻射安全要求
 6.1 選址要求
 6.1.1 核熱電廠選擇廠址時,應(yīng)首先考慮在事故工況下,放射性物質(zhì)釋放對公眾可能造成的影響,同時考慮核熱電廠在運行工況下,放射性物質(zhì)釋放對環(huán)境的長遠(yuǎn)影響。
 6.1.2 在評價廠址是否適宜建設(shè)核熱電廠時,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(jì)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熱電廠安全的影響;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;必須考慮是否易于實施應(yīng)急計劃。
 6.1.3 核熱電廠用于城市居民供熱時,距10萬人口以上的城鎮(zhèn)發(fā)展邊界應(yīng)不小于10km,距100萬人口以上的大城市發(fā)展邊界應(yīng)不小于25km。
 6.1.4 如果核熱電廠廠址不能滿足6.1.3與城鎮(zhèn)距離的要求,則應(yīng)提出附加工程安全設(shè)施和廠址安全性評價的資料,并中以詳細(xì)說明和論證。
 6.1.5 核熱電廠非居住區(qū)、限制區(qū)的半徑和事故劑量標(biāo)準(zhǔn)按GB 6249第2.3條和第2.5條執(zhí)行。
 6.1.6 核供熱廠可靠近城市,但距城市發(fā)展邊界應(yīng)保持適當(dāng)距離。
 6.2 工程設(shè)計的輻射防護(hù)要求
 6.2.1 核熱電廠的設(shè)計必須遵循輻射防護(hù)最優(yōu)化原則,將廠內(nèi)外的輻射照射限制在運行工況下的規(guī)定限值和事故工況下的可接受限值以內(nèi)。
 6.2.2 設(shè)計要符合縱深設(shè)防的原則,多級防御、多重屏障以防止和緩解事故。
  鑒于核熱廠靠近城鎮(zhèn)和用戶,因此核熱電廠的設(shè)計必須比核電廠有更為有效和可靠的安全措施,以避免放射性物質(zhì)的外逸,確保城鎮(zhèn)居民和用戶的安全。
 6.2.3 核供熱廠的設(shè)計還必須保證不會發(fā)生堆芯熔化事故。
 6.2.4 核熱電廠的設(shè)計和布置必須有合適的措施,以盡量減少來自所有輻射源的照射和污染,包括對直接輻射的屏蔽、放射性物質(zhì)的包容、監(jiān)測手段,核熱電廠入口的控制以及合適的去污設(shè)施等。
 6.2.5 核熱電廠廠內(nèi)應(yīng)按預(yù)計的輻射水平、人員進(jìn)入的頻率和停留的時間,實行輻射分區(qū)設(shè)計和管理。輻射分區(qū)的劃分和各區(qū)措施要求按國家有關(guān)規(guī)定執(zhí)行。
 6.2.6 核熱電廠的布局必須滿足以下各項要求:
  a.盡量按最小風(fēng)頻的方向?qū)⒎派湫越ㄖ贾玫木用駞^(qū)的上風(fēng)側(cè)。各個相關(guān)的建筑物一般應(yīng)相對集中布置;
  b. 必須有控制進(jìn)入輻射和污染區(qū)的措施;
  c. 必須減少廠區(qū)放射性物質(zhì)運輸和人員流動引起的污染;
  d. 為高效率的操作、檢查、維修和更換操作作充分考慮;
  e. 必須有帶醒目而持久標(biāo)志的簡單撤退路線,配備相應(yīng)的可靠的應(yīng)急照明和其他輔助設(shè)施,確保廠區(qū)外與安全有關(guān)的通訊聯(lián)絡(luò)晝夜暢通。
 6.2.7 對限制事故范圍的各有關(guān)系統(tǒng)中的容器與密封廠房,在設(shè)計階段都應(yīng)制定允許泄漏率標(biāo)準(zhǔn),建成后應(yīng)檢驗其實際泄漏率是否與設(shè)計相符,并需在運行中經(jīng)常核實。
 6.2.8 為控制氣載放射性物質(zhì),必須設(shè)置一套具有適當(dāng)過濾能力的通風(fēng)系統(tǒng),以使釋放到廠內(nèi)、外環(huán)境中的氣載放射性物質(zhì)濃度均低于所規(guī)定的限值水平。
 6.2.9 為了確保熱網(wǎng)供水不受放射性污染,必須采取下列措施:
  a. 必須設(shè)置中間回路,防止一次冷卻劑直接泄漏到熱網(wǎng)回路;
  b. 整個換熱系統(tǒng)必須具有良好的密封性;熱網(wǎng)換熱器應(yīng)設(shè)置在廠址范圍內(nèi);
  c. 必須具有靈敏的監(jiān)測手段和保護(hù)系統(tǒng),以便在事故工況下能及時監(jiān)測到中間回路和熱網(wǎng)回路的放射性物質(zhì)泄漏,并在放射性物質(zhì)到達(dá)用戶前立即關(guān)閉熱網(wǎng)閥門。
 6.2.10 必須制定中間回路介質(zhì)中的放射性限制水平并引入運行限值和條件之中。
 6.2.11 熱網(wǎng)回路介質(zhì)中放射性核素濃度不得超過1.8Bq/L。
 6.3 運行輻射防護(hù)要求
 6.3.1 核熱電廠營運單位必須制定運行輻射防護(hù)大綱,該大綱應(yīng)包括職業(yè)照射控制和公眾照射控制。
  對于主要的職業(yè)照射控制有:
  a. 控制手段 內(nèi)照射劑量控制、外照射劑量控制、輻射監(jiān)督計劃;
  b. 控制內(nèi)容 輻射場、表面污染、氣載污染。
  該大綱應(yīng)包括控制目標(biāo)、操作人員、設(shè)施、設(shè)備儀表、方法程序和質(zhì)量保證等。
  該大綱必須由主管部門審查與評價,經(jīng)批準(zhǔn)后方可實施。
 6.3.2 核熱電廠營運單位必須保證對下列規(guī)定有足夠的措施:
  a. 廠區(qū)人員的輻射防護(hù);
  b. 個人監(jiān)測用的儀器和設(shè)備;
  c. 廠內(nèi)的放射性監(jiān)督和普查;
  d. 環(huán)境輻射監(jiān)測;
  e. 質(zhì)保和防護(hù)人員的配備;
  f. 人員、設(shè)備和構(gòu)筑物的去污;
  g. 放射性廢物的收集、轉(zhuǎn)移、貯存、處理;
  h. 供熱介質(zhì)(蒸汽或熱水)的監(jiān)測。
 6.3.3 核熱電廠營運單位必須制定適當(dāng)?shù)囊?guī)程,保證放射性物質(zhì)的安全管理、轉(zhuǎn)移和運行,并使得對廠區(qū)人員和公眾的放射性危害減至最小,這些規(guī)定必須包括監(jiān)督方面的條款,以保證切實遵守已有的規(guī)定。
 6.4 在設(shè)計核熱電廠時,應(yīng)考慮該廠的退役措施。還應(yīng)為廠區(qū)人員和公眾在退役期間所受到的輻射照射保持于可合理達(dá)到的盡量低水平,以及充分有效地保護(hù)環(huán)境防止放射性污染作出努力。

7 事故的輻射防護(hù)
 7.1 按可能導(dǎo)致輻射危害程度的大小,將核熱電廠的事故分為預(yù)計運行事件、大事故、重大事故和最大可信事故。
 7.1.1 預(yù)計運行事件用于核電熱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第5.1.2條執(zhí)行。
 7.1.2 大事故、重大事故和最大可信事故對公眾的劑量控制限值按GB 6249第4.3條和第4.4條規(guī)定執(zhí)行。
 7.2 應(yīng)針對下列事故進(jìn)行輻射后果分析,并采取相應(yīng)的輻射防護(hù)措施。
  a. 一次冷卻劑喪失事件;
  b. (中間和熱網(wǎng))換熱器傳熱導(dǎo)管破損事件;
  c. 中間回路傳熱介質(zhì)喪失事件;
  d. 放射性廢氣和廢液貯存設(shè)備破裂事件;
  e. 換料過程中燃料跌落事件;
  f. 乏燃料元件運輸過程中的事件;
  g. 其他。
 7.3 核熱電廠營運單位必須制定核熱電廠場內(nèi)應(yīng)急計劃,配合地方應(yīng)急組織制定場外應(yīng)急計劃。
 7.4 干預(yù)水平及應(yīng)急防擴(kuò)措施。
 7.4.1 公眾中個人(成人)受到的有效劑量當(dāng)量預(yù)計為5~50mSv。甲狀腺劑量當(dāng)為50~500mSv時,必須采取適當(dāng)?shù)拇胧?例如關(guān)閉門窗、室內(nèi)隱蔽、服用碘片等)。
 7.4.2 公眾中個人(成人)受到的有效劑量當(dāng)量預(yù)計為50~500mSv,可以考慮采取果斷的措施(例如組織撤離等)。
 7.5 核熱電廠一旦發(fā)生超劑量和放射性物質(zhì)釋放事故,營運單位必須迅速查明發(fā)生事故的部位和原因。采取一切措施制止事故進(jìn)一步擴(kuò)大,并立即上報主管部門和有關(guān)監(jiān)督部門。
 7.6 事故發(fā)生后,必須迅速收集判斷事故等級和事故評價所需的資料和監(jiān)測數(shù)據(jù)。在整個事故處理過程中應(yīng)作出完整的記錄,并存檔。

8 放射性廢物管理
 8.1 核熱電廠營運單位應(yīng)制定廢物管理大綱(包括廢物的處理、貯存和處置),采取一切必要措施,盡量減少或減小放射性廢物的產(chǎn)生量或體積。對放射性廢物嚴(yán)格管理,加強(qiáng)監(jiān)測,防止放射性廢物擴(kuò)散。
 8.2 核熱電廠營運單位必須制定流出物的排放管理限值,以及監(jiān)測和控制排放量、排放濃度的方法和規(guī)程。上報主管部門和國家監(jiān)督部門審批。
  批準(zhǔn)的排放管理限值應(yīng)包括在運行限值和條件之內(nèi);必須根據(jù)經(jīng)驗積累和技術(shù)發(fā)展定期審查這些限值。
 8.3 放射性廢物的分類、處理、貯存、排放、處置和運輸必須按國家相應(yīng)標(biāo)準(zhǔn)的有關(guān)規(guī)定執(zhí)行。

9 輻射監(jiān)測
 9.1 核熱電廠營運單位應(yīng)根據(jù)具體情況,按照輻射防護(hù)最優(yōu)化原則制定輻射監(jiān)測計劃,開展輻射監(jiān)測。
 9.2 工作場所監(jiān)測。
 9.2.1 對核島及共有關(guān)廠房,應(yīng)連續(xù)或定期監(jiān)測β、γ、中子輻射、空氣污染和表面污染水平;在異常或事故情況下輻射監(jiān)測系統(tǒng)應(yīng)能自動給出報警信號。
  將測量結(jié)果,連同測量的方法、儀器、測量條件和測量時間等記錄、存檔。
 9.2.2 在進(jìn)行換料、開蓋檢修或其他帶放射性設(shè)備的檢修以及工作人員進(jìn)入高輻射區(qū)時,應(yīng)根據(jù)輻射防護(hù)要求分別進(jìn)行輻射場、空氣污染和表面污染及去污的監(jiān)測,必要時進(jìn)行特殊監(jiān)測。
 9.3 個人監(jiān)測
 9.3.1 工作人員可能受到β、γ、中子的外照射時,應(yīng)進(jìn)行外照射個人劑量監(jiān)測,佩戴相應(yīng)的個人劑量計。當(dāng)身體某部位可能受到較大劑量時,還應(yīng)佩戴局部劑量計。
  個人劑量監(jiān)測結(jié)果逐個登記、存檔,其保存時間至少至停止放射工作后30a。
 9.3.2 操作開放型輻射源的人員或進(jìn)入放射性污染工作場所的人員都應(yīng)接受內(nèi)照射監(jiān)測(生物化驗和人體計數(shù)器等);在離開工作場所時應(yīng)進(jìn)行表面污染檢查。
 9.3.3 工作人員受到異常照射應(yīng)進(jìn)行專門調(diào)查,根據(jù)事故情況來確定實際所受的劑量,并將調(diào)查和處理結(jié)果填入“異常輻射照射調(diào)查表”。
 9.4 供熱(介質(zhì))監(jiān)測
 9.4.1 核熱電廠營運單位必須對中間回路進(jìn)行連續(xù)監(jiān)測和取樣分析。對熱網(wǎng)回路進(jìn)行定期和不定期的取樣監(jiān)測。
 9.4.2 中間回路和熱網(wǎng)回路傳熱介質(zhì)的監(jiān)測內(nèi)容包括:γ輻射水平、總β及主要核素分析。
 9.5 流出物監(jiān)測、環(huán)境監(jiān)測以及監(jiān)測質(zhì)量保證按國家相應(yīng)標(biāo)準(zhǔn)的有關(guān)規(guī)定執(zhí)行。

10 組織管理
 10.1 輻射防護(hù)機(jī)構(gòu)與職責(zé)
 10.1.1 核熱電廠必須設(shè)置獨立于生產(chǎn)部門的輻射防護(hù)和環(huán)境保護(hù)機(jī)構(gòu),配備合格的輻射防護(hù)人員,負(fù)責(zé)核熱電廠的輻射安全工作。
 10.1.2 輻射防護(hù)機(jī)構(gòu)的職責(zé)是:
  a. 根據(jù)本標(biāo)準(zhǔn)和主管部門的要求,以及核熱電廠的特點,制定內(nèi)、外照射和放射性流出物排放管理限值和參考水平;
  b. 會同生產(chǎn)運行部門制定運行輻射防護(hù)大綱,并監(jiān)督輻射工作人員按大綱的要求進(jìn)行操作;
  c. 制定輻射監(jiān)測計劃。組織實施工作人員的個人監(jiān)測、工作場所監(jiān)測和其他輻射防護(hù)服務(wù);組織實施流出的物和環(huán)境監(jiān)測工作;
  d. 監(jiān)督實施放射性廢物管理大綱、放射性物質(zhì)運輸安全規(guī)程;
  e. 會同有關(guān)機(jī)構(gòu)制定與實施場內(nèi)應(yīng)急計劃,加強(qiáng)輻射事故管理;
  f. 收集和記錄與以上大綱、規(guī)程有關(guān)的一切資料,開展輻射防護(hù)與環(huán)境質(zhì)量評價;
  g. 對輻射工作人員進(jìn)行輻射防護(hù)規(guī)程的培訓(xùn);
  h. 會同廠內(nèi)輻射醫(yī)療機(jī)構(gòu)制定與實施輻射工作人員醫(yī)療保健的規(guī)定。
 10.2 核熱電廠營運單位應(yīng)對輻射防護(hù)和環(huán)境保護(hù)工作負(fù)責(zé),確保開展輻射防護(hù)工作所需的實驗室、儀器設(shè)備和經(jīng)費。
 10.3 放射工作人員的健康管理
  要切實關(guān)心放射工作人員的身體健康,由授權(quán)的醫(yī)療機(jī)構(gòu)對工作人員進(jìn)行常規(guī)醫(yī)學(xué)監(jiān)督和異常受照人員的醫(yī)學(xué)處理。工作人員應(yīng)享受的勞動保護(hù)和相應(yīng)待遇,按照有關(guān)規(guī)定執(zhí)行。

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