核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定（二次征求意見稿）

1核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定2規(guī)范性引用文件3.1小型模塊化核動(dòng)力廠smallmodularnuclearpow3.3規(guī)劃限制區(qū)planningrestr指由省級(jí)人民政府劃定的與非居住區(qū)直接相鄰的區(qū)域。規(guī)劃限制區(qū)的人口分布和人口集中地區(qū)對(duì)場外應(yīng)急不會(huì)產(chǎn)生不可接受的影響，規(guī)劃限制區(qū)內(nèi)的工業(yè)設(shè)施和活動(dòng)不會(huì)對(duì)核動(dòng)力廠安全產(chǎn)生不可接3.4人口集中地區(qū)populationaccumulati2指核動(dòng)力廠排入環(huán)境并可在環(huán)境中得到稀釋和彌散的含放射性物質(zhì)的氣態(tài)流或液態(tài)流。流出物需正常運(yùn)行和預(yù)計(jì)運(yùn)行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。正常運(yùn)行是指核動(dòng)力廠在規(guī)定的運(yùn)行限值和條件范圍內(nèi)的運(yùn)行。預(yù)計(jì)運(yùn)行事件是指在核動(dòng)力廠運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計(jì)至少發(fā)生一次的偏離正常運(yùn)行的各種運(yùn)行過程；由于設(shè)計(jì)中已采取相應(yīng)措施，此類事件不至于引起安全重要物項(xiàng)的嚴(yán)重?fù)p壞或者事故3.9設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故designbasisac核動(dòng)力廠按確定的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則和保守方法進(jìn)行設(shè)計(jì)，且確保燃料損壞和放射性物質(zhì)釋放不超過規(guī)定3.10稀有事故infrequentac），量燃料元件損壞，但單一的稀有事故不會(huì)導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或安全殼屏障喪失3.11極限事故limiting），3.12選址假想事故postulatedsiting3.13槽式排放口dischargepointofremovalsystem4輻射防護(hù)總則4.1核動(dòng)力廠所有導(dǎo)致公眾輻射照射的實(shí)踐活動(dòng)均應(yīng)符3對(duì)于小型模塊化核動(dòng)力廠，非居住區(qū)邊界與反應(yīng)堆的距離不得小于100m；規(guī)劃限制區(qū)外邊界與反5.7核動(dòng)力廠應(yīng)盡量建在人口密度相對(duì)較低、離大城市相對(duì)較遠(yuǎn)的地點(diǎn)。規(guī)劃限制區(qū)范圍內(nèi)不應(yīng)有1萬劃限制區(qū)邊界分別為各反應(yīng)堆非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)的包5.10在評(píng)價(jià)選址假想事故后果時(shí)，應(yīng)考慮保守大氣彌散條件。非居住區(qū)邊界上的任何個(gè)人在事故發(fā)生后的任意2h內(nèi)通過煙云浸沒外照射、吸入內(nèi)照射途徑所接受的有效劑制區(qū)外邊界上的任何個(gè)人在事故的整個(gè)持續(xù)期間內(nèi)（可取30d）通過上述照射途徑所接受的有效劑4煙云浸沒外照射、吸入內(nèi)照射、地面沉積外照射途徑所接受的有效劑量應(yīng)小于16運(yùn)行狀態(tài)下的輻射防護(hù)要求6.3核動(dòng)力廠必須按每堆實(shí)施流出物年排放量控制，對(duì)于3000MW熱功率的反應(yīng)堆，其控制碘7.5×1011氚4.5×1014氚7.5×10133.5×10146.4對(duì)于熱功率大于或小于3000MW的反應(yīng)堆，單堆流出物排放量控制值可根據(jù)其功率參考附錄C的方6.5對(duì)于多堆場址，所有反應(yīng)堆的流出物年排放總量控制排放總量控制值6.0×1014碘2.0×10105.0×10103.0×10126.0×10133.0×10146.0×10115.0×1010應(yīng)超過8×106Bq/L，碳-14的活度濃度不應(yīng)超過3×103Bq/度濃度不應(yīng)超過受納水體為海洋的液態(tài)流出物中的放射性核素活度濃度限值的十分之555Fe106Ru63Ni110mAg90Sr51Cr54Mn58Co59Fe60Co65Zn注：流出物中除氚和碳-14外的不同放射性核素之間的濃度限值可根據(jù)劑量貢獻(xiàn)份額進(jìn)7事故工況下的輻射防護(hù)要求塊化核動(dòng)力廠外的核動(dòng)力廠，使設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的潛在照射后果符合下68.1.1核動(dòng)力廠營運(yùn)單位應(yīng)根據(jù)6.1條款要求，分別制定氣態(tài)流出物和液態(tài)流出物的劑量管理目標(biāo)值。8.1.2核動(dòng)力廠的年排放總量應(yīng)按季度控制。每個(gè)季度的排放總量應(yīng)不超過所批準(zhǔn)的年排放總量的8.1.3核動(dòng)力廠氣態(tài)流出物應(yīng)經(jīng)凈化處理后，經(jīng)8.2.1核動(dòng)力廠營運(yùn)單位應(yīng)在氣態(tài)流出物排放煙囪和液態(tài)流出物槽式排放口開展放射性監(jiān)測，并在管線上安裝自動(dòng)報(bào)警裝置，在氣態(tài)流出物進(jìn)入煙囪之前和液態(tài)流出物的排放管線上安裝排放控制8.2.2核動(dòng)力廠氣態(tài)流出物在線監(jiān)測項(xiàng)目至少包括惰性氣體、碘、粒子；核動(dòng)力廠液態(tài)流出物在線需要監(jiān)測和統(tǒng)計(jì)的核素應(yīng)至少包括對(duì)公眾通過液態(tài)途徑所受劑量貢獻(xiàn)超過1%或該類別中活度占8.2.6核動(dòng)力廠流出物監(jiān)測的取樣應(yīng)有足夠的代表性。在流出物取樣系統(tǒng)設(shè)計(jì)中應(yīng)采取有效的工程8.2.7核動(dòng)力廠流出物在線監(jiān)測系統(tǒng)續(xù)兩年的調(diào)查數(shù)據(jù)。同一場址后續(xù)建造機(jī)組運(yùn)行前應(yīng)獲得最近一年的輻射環(huán)境現(xiàn)狀9.1.2輻射環(huán)境本底調(diào)查和現(xiàn)狀調(diào)查的環(huán)境介質(zhì)應(yīng)結(jié)合場址的環(huán)境特征和核動(dòng)力廠機(jī)組特7km。對(duì)小型模塊化核動(dòng)力廠，環(huán)境γ輻射水平的調(diào)查范圍的半徑一般取20km，其余項(xiàng)目的調(diào)查9.2.1營運(yùn)單位應(yīng)在核動(dòng)力廠場址首臺(tái)機(jī)組運(yùn)行前制定輻射環(huán)境監(jiān)測大綱。輻射環(huán)境監(jiān)測大綱應(yīng)根據(jù)環(huán)境監(jiān)測的經(jīng)驗(yàn)反饋和技術(shù)進(jìn)步、場址機(jī)組數(shù)量和利用運(yùn)行前輻射環(huán)境調(diào)查所獲得的資料。項(xiàng)目采樣點(diǎn)要與運(yùn)行前輻射環(huán)境調(diào)查保持適當(dāng)比例的同位點(diǎn)。輻射環(huán)境監(jiān)測關(guān)注的重點(diǎn)是對(duì)關(guān)鍵人群組影響較大的主要放射性核素和環(huán)境面保持在可合理達(dá)到的盡量低的水平。放射10.4營運(yùn)單位應(yīng)在核動(dòng)力廠場內(nèi)設(shè)置放射性固體廢物暫存庫，放射性固體廢物暫存庫的庫容應(yīng)與固體廢物的產(chǎn)生量及暫存時(shí)間相適應(yīng)。暫存庫內(nèi)貯存的整備后廢物應(yīng)滿足相應(yīng)類型廢物處置設(shè)施的接811.1在核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)時(shí)，應(yīng)考慮未來便利于實(shí)施退役的要求。營運(yùn)單位應(yīng)在核動(dòng)力廠運(yùn)行前完成初步退役計(jì)劃的編制，并在核動(dòng)力廠的整個(gè)壽期內(nèi)維護(hù)該計(jì)劃。營運(yùn)單位應(yīng)根據(jù)核動(dòng)力廠的修改、技術(shù)進(jìn)步、退役活動(dòng)需求的變化以及國家政策的變化更新退役計(jì)劃。核動(dòng)力廠退役前，應(yīng)制定最終11.2在核動(dòng)力廠整個(gè)壽期內(nèi)，營運(yùn)單位應(yīng)當(dāng)考慮退役方面的需要，記錄和保留在核動(dòng)力廠修改和維修11.3在退役過程中和退役后，營運(yùn)單9輕水堆核動(dòng)力廠選址假想事故源項(xiàng)確定基本假設(shè)采用大破口失水事故作為選址假想事故的輕水冷卻反應(yīng)堆核動(dòng)力廠，選址假想事故源項(xiàng)分析應(yīng)考A.1釋放階段選址假想事故釋放分為間隙釋放和壓力容器內(nèi)早期釋放兩個(gè)階段，各階段的起始和持續(xù)時(shí)間見表A.1。起始時(shí)間規(guī)定為相對(duì)于事故發(fā)生（即時(shí)間=0）的滯后時(shí)間。壓力容器內(nèi)早期釋放階段緊隨間隙釋*對(duì)于采用管道破前漏技術(shù)（LBB）或類似能夠極大降低管道瞬間破裂概率技術(shù)的機(jī)A.2釋放份額事故后堆芯裂變產(chǎn)物向安全殼內(nèi)釋放的份額壓力容器內(nèi)早期釋放階段A.3化學(xué)形態(tài)A.4安全殼內(nèi)放射性核素的去除A.4.1安全殼噴淋去除A.5安全殼泄漏的考慮A.5.1單層安全殼泄漏在事故后最初24h內(nèi)，安全殼泄漏率應(yīng)采用技術(shù)規(guī)格書中規(guī)定的峰值壓力下的安全殼泄漏率，24hA.5.2雙層安全殼釋放A.5.2.1對(duì)于具有密封性雙層安全殼結(jié)構(gòu)的核動(dòng)力廠，內(nèi)層安全殼的泄漏按照A.5.1考慮。A.5.2.3從內(nèi)層安全殼泄漏到環(huán)形空間的放射性核素，在環(huán)形空間內(nèi)混合稀釋后，考慮環(huán)形空間一定份額的放射性核素直接泄漏到環(huán)境，其余通過專小型模塊化核動(dòng)力廠選址假想事故源項(xiàng)確定推薦方法B.1方法一采用全堆芯放射性積存量，參照大型水冷