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核電廠環境輻射防護規定(GB 6249-86)

2008/10/13 11:46:00  (瀏覽次數:2008/10/13 11:46:00)

1 總則

1.1 本標準為貫徹《中華人民共和國環境保護法(試行 )》和國家有關法規,為發展我國核能事業,保護環境,保障人體健康,促進國民經濟的發展,參照有關國際標準,結合我國具體情況而制訂的。

1.2 本標準適用於各種輕水堆型的陸地固定式核電廠(原則上也適用於核熱電廠)。

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章節的要求。

1.4 輻射防護原則

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的理由,保護公眾免受壹切不必要的輻射照射。

1.4、2 輻射防護最優化,即考慮了社會的和經濟的因素之後,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,實行計量當量限值制度。

1.4、4 在應用這些原則時,應考慮現在的實踐在未來的歲月裏所造成的計量負擔。

1.5 核電廠有關輻射防護和環境保護的設施,應通過技術經濟論證,采用最優方案,並必須做到與主體工程同時設計、同時施工、同時投產。

1.6 核電廠的營運單位,必須根據國家環境保護部門頒布的《核電站基本建設環境保護管理辦法》的規定,提交相應的環境影響報告書。

1.7 核電廠的環境影響報告書實行專業技術審核,國家環境保護部門批準制度。

1.8 省級環境保護部門行使對核電廠的環境保護工作的檢查、監督權、遇有違反本標準,並使環境質量和公眾健康受到危害的事件時,有權予以制止,並視情節輕重依法予以懲處。

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域的地質、地震、水文、氣象、交通運輸、工業企業、土地利用、廠址周圍人口密度和分布,以及社會經濟方面的合理性等因素;必須考慮廠址所在區域內可能發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)對環境、生態和公眾的影響;必須考慮新燃料、乏燃料和放射性廢物的貯存和運轉問題。

2、2 核電廠應盡量建在人口密度較低、地區平均人口密度較小的地點。

核電廠距10萬人口以上的城鎮和距100萬人口以上大城市的市區發展邊界,應分別保持適當的直線距離。

2、3 核電廠周圍應設置非居住區,非居住區的半徑(以反應堆為中心)不得小於0.5km。

核電廠非居住區周圍應設置限制區,限制區的半徑(以反應堆為中心)壹般不得小於0.5km。

2、4 如果核電廠廠址不能滿足2、2與城鎮距離的要求,則應提出附加工程安全設施和廠址安全性評價的資料,並加以詳細說明和論證。

2、5 在發生最大可信事故條件下,非居住區邊界上的任何個人(成人),在事故發生後8h內所接受的有效計劑量當量應不大於0.25Sv(25rem),甲狀腺劑量當量應不大於2.5Sv(25rem)。

  在事故的整個持續期間內(事故持續時間可取30d),在半徑80km範圍內公眾群體接受的集體有效劑量當量必須小於2×10 4人.Sv(2×10 6人.rem),集體甲狀腺劑量當量必須小於2×10 4人.Sv(2×10 6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 每座核電廠向環境釋放的放射性物質對公眾中任何個人(成人)造成的有效劑量當量,每年應小於0.25MSv(25rem)。

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的規定外,壹般還應低於下列控制值。

1

氣載放射性流出物
控制值
惰性氣體
2.5×1015Bq(7×104Ci)
7.5×1010 Bq(2Ci)
粒子(半衰期≥8d)
2×1011 Bq(5Ci)

2

液體放射性流出物
控制值
1.5×1014 Bq(4×103Ci)
其余核素
7.5×1011 Bq(20Ci)

註:其他堆型根據具體情況另外確定

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 預期運行事件用於核電廠正常運行工況下的環境評價。對公眾的劑量控制限值按本標準3、1執行。

4、3 大事故和重大事故用於核電廠事故工況下的環境評價。

在每發生壹次大事故時,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(5rem)以下。

在每發生壹次重大事故時,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以下,甲狀腺劑量當量應控制在1Sv(100rem)以下。

4、4 最大可信事故僅用於廠址選擇時的環境評價。核電廠非居住區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部門制定事故應急計劃,上報國家環境保護部門及有關政府部門。無事故應急計劃,不予審批。

4、6 應急事故幹預水平規定如下:

4、6、1 公眾中個人(成人)受到的有效劑量當量預計大於50mSv(5rem),甲狀腺劑量當量預計大於0.5Sv時,采取適當的措施(例如關閉門窗、室內隱蔽、服碘等)。

4、6、2公眾中個人(成人)受到的有效劑量當量預計大於0.1Sv(10rem)時,甲狀腺劑量預計大於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,壹旦發生任何可能危害環境的事故,營運單位必須迅速查明事故發生的部位和原因,及時處理,設法控制放射性物質向環境中釋放,並立即上報主管部門和省級環境保護部門及有關政府部門。

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境特征(例如氣象、水文等)及“三廢”處理工藝技術水平,遵循“可合理達到盡量低”的原則,提出確保滿足3、1並低於3、2中規定的年排放量控制值的設計排放量,報國家環境保護部門審批,獲準後,即為該核電廠放射性流出物的管理目標值。

5、2 氣載放射性流出物必須通過處理後經煙囪排入大氣。

5、3 核電廠的營運單位必須對氣載和液體放射性流出物進行監測,其年排放總量應按季節控制,連續三個月內的排放總量不應超過年排放管理目標值的二分之壹。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、經濟魚類產卵場、回遊路線和水生生物養殖場。

5、5 核電廠的營運單位應根據新技術的發展和核電廠運行與監測中暴露出的薄弱環節,不斷改進設備與工藝,並加強管理,盡量減少實際的年排放量。

6 環境監測與流出物監測

6、1 運行前的環境調查

6、1、1 核電廠試運行前,營運單位必須完成環境放射性本底輻射水平的調查,至少應獲得兩年的調查數據。

6、1、2 通過調查應獲得關鍵核素、關鍵照射(及轉移)途徑和關鍵人群組的資料。

6、1.3 調查的環境介質壹般應包括:空氣、地表水和地下水、陸生生物和水生生物、食物、土壤、水體底泥和沈降灰等。

6、1.4 環境r輻射水平的調查範圍壹般取50km,其余項目的調查範圍壹般取20~30km。

6、1.5 分析測量的內容壹般包括:環境γ輻射水平及與核電站有關的放射性核素。

6、2 常規環境輻射監測

6、2、1 核電廠試運行後,營運單位必須進行常規環境輻射監測,及時分析監測結果,並作出評價,建立檔案,按規定上報。

6、2、2 在進行常規環境輻射監測時,應充分利用運行前本底調查所獲得的資料,在滿足環境評價需要的情況下,盡量做到環境監測的最優化。環境監測的重點是對關鍵人群組危害最大的那些核素和項目。

6、2、3 常規環境輻射監測的環境介質、監測內容及監測範圍參照6、1執行。

6、3 流出物監測

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測。測量內容應包括排放總量、排放濃度及主要核素的分析。

6、4 事故環境應急監測

6、4、1 核電廠在試運行前,營運單位應制定環境應急監測計劃,報省級環境保護部門備案。考慮到壹些事故的突發性和特殊性,應急監測必須靈活、快速。

6、4、2 環境應急監測是核電廠事故應急計劃的重要組成部分。壹般包括:各類輻射事故的監測原則、監測方法和步驟、監測項目、監測網點、監測工作的領導、監測數據的報告、發布辦法等。

6、4、3 在環境應急監測計劃中可事先規定壹些導出的行動水平(例如空氣、水和食物中對應於應急行動劑量水平的放射性核素的濃度),便於評價監測結果,及早決定是否需要采取相應的行動。

6、5 環境監測必須實行質量保證制度,采用標準的(或統壹的)方法和程序進行操作,不得擅自改變,如需要更改時,必須通過技術論證。

6、6 省級環境保護部門應負責設置核電廠環境輻射監測機構,按本標準的相應要求開展監測工作。

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,加強監測,並采取有效措施,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與固體放射性廢物混在壹起運輸和貯存。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汙染。

7、4 運輸放射性物質(包括新燃料元件和乏燃料元件),必須遵守國家的有關規定。運輸放射性物質的工作人員,必須熟悉放射性物質的運輸規定、被運送的放射性物質的性質和必要的防護知識。

8 核電廠的退役

  核電廠申請退役獲準後,在制定退役計劃時,必須同時編制環境影響報告書,經國家環境保護部門批準後,方可實施。

附錄A 名詞術語定義(補充件)

A、1 每座核電廠:指使用核反應堆發電的任何廠、站、包括壹個或幾個反應堆,以及由於安全需要和產生熱或電能所必須的全部系統、設施和建築物。

A、2 試運行:指核電廠建成後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、換料和其他有關工作的全過程。

A、4 非居住區:指核電廠所在的壹個區域,該區域內嚴禁有常住居民,由核電廠的營運單位對這壹區域行使有效控制的管轄權,包括任何個人和財產從該區域撤離;公路、鐵路、水路可以穿過該區域,但不得幹擾核電廠的正常運行;在事故情況下,可以作出適當的有效的安排,控制交通,以保證工作人員和居民的安全。在非居民區內,與核電廠運行無關的活動,只要不產生影響核電廠正常運行和危及居民健康與安全,在適當的限制下是允許的。不要求非居住區是圓形,可以根據廠址的地形、地貌、氣象、交通等具體條件確定。

A、5 限制區:指在非居住區直接鄰近的區域。限制區內必須限制人口的機械增長。在該區域內不得興建、擴建大的企業事業單位或生活居住區、大的醫院和療養院、旅遊勝地、飛機場和監獄等。

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生偏離正常運行工況的所有運行故障。鑒於設計上已有適當的考慮,發生這類事故時,不會造成工程安全保護系統的失效和工程設備的大損傷,也不會導致放射性物質大量向環境中釋放。

A、7 大事故:在核電廠壽期內,預期發生概率不大於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揮作用,就將導致放射性物質大量向環境中釋放,有可能使得公眾受到的輻射劑量超過3、1中規定的劑量限值。

A、8 重大事故:在核電廠壽期內,預期不會發生或發生概率不大於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部分地失效,導致放射性物質較大規模地向環境中釋放。

A、9 最大可信事故:是用來進行廠址評價所假設的對環境產生最嚴重後果的核電廠事故,它發生的概率(<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,是指堆芯大規模地熔化,放射性物質向環境釋放達到最嚴重的事故。

附加說明:

  本標準由國家環境保護局提出。

  本標準由清華大學核能技術研究所和中國原子能研究院負責起草。

  本標準重要起草人劉元中、姜希文。

  本標準由國家環境保護局負責解釋。


國家環境保護局1986-04-23發布
1986-12-01實施

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