核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定（二次征求意見稿）

1核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定2規(guī)范性引用文件3.1小型模塊化核動力廠smallmodularnuclearpow3.3規(guī)劃限制區(qū)planningrestr指由省級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)對場外應(yīng)急不會產(chǎn)生不可接受的影響，規(guī)劃限制區(qū)內(nèi)的工業(yè)設(shè)施和活動不會對核動力廠安全產(chǎn)生不可接3.4人口集中地區(qū)populationaccumulati2指核動力廠排入環(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。流出物需正常運行和預(yù)計運行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。正常運行是指核動力廠在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi)的運行。預(yù)計運行事件是指在核動力廠運行壽期內(nèi)預(yù)計至少發(fā)生一次的偏離正常運行的各種運行過程；由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施，此類事件不至于引起安全重要物項的嚴重損壞或者事故3.9設(shè)計基準事故designbasisac核動力廠按確定的設(shè)計準則和保守方法進行設(shè)計，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輻射防護總則4.1核動力廠所有導(dǎo)致公眾輻射照射的實踐活動均應(yīng)符3對于小型模塊化核動力廠，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核動力廠應(yīng)盡量建在人口密度相對較低、離大城市相對較遠的地點。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在評價選址假想事故后果時，應(yīng)考慮保守大氣彌散條件。非居住區(qū)邊界上的任何個人在事故發(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)外邊界上的任何個人在事故的整個持續(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運行狀態(tài)下的輻射防護要求6.3核動力廠必須按每堆實施流出物年排放量控制，對于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)劑量貢獻份額進7事故工況下的輻射防護要求塊化核動力廠外的核動力廠，使設(shè)計基準事故的潛在照射后果符合下68.1.1核動力廠營運單位應(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值。8.1.2核動力廠的年排放總量應(yīng)按季度控制。每個季度的排放總量應(yīng)不超過所批準的年排放總量的8.1.3核動力廠氣態(tài)流出物應(yīng)經(jīng)凈化處理后，經(jīng)8.2.1核動力廠營運單位應(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報警裝置，在氣態(tài)流出物進入煙囪之前和液態(tài)流出物的排放管線上安裝排放控制8.2.2核動力廠氣態(tài)流出物在線監(jiān)測項目至少包括惰性氣體、碘、粒子；核動力廠液態(tài)流出物在線需要監(jiān)測和統(tǒng)計的核素應(yīng)至少包括對公眾通過液態(tài)途徑所受劑量貢獻超過1%或該類別中活度占8.2.6核動力廠流出物監(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)計中應(yīng)采取有效的工程8.2.7核動力廠流出物在線監(jiān)測系統(tǒng)續(xù)兩年的調(diào)查數(shù)據(jù)。同一場址后續(xù)建造機組運行前應(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)境特征和核動力廠機組特7km。對小型模塊化核動力廠，環(huán)境γ輻射水平的調(diào)查范圍的半徑一般取20km，其余項目的調(diào)查9.2.1營運單位應(yīng)在核動力廠場址首臺機組運行前制定輻射環(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)驗反饋和技術(shù)進步、場址機組數(shù)量和利用運行前輻射環(huán)境調(diào)查所獲得的資料。項目采樣點要與運行前輻射環(huán)境調(diào)查保持適當比例的同位點。輻射環(huán)境監(jiān)測關(guān)注的重點是對關(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到的盡量低的水平。放射10.4營運單位應(yīng)在核動力廠場內(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在核動力廠設(shè)計時，應(yīng)考慮未來便利于實施退役的要求。營運單位應(yīng)在核動力廠運行前完成初步退役計劃的編制，并在核動力廠的整個壽期內(nèi)維護該計劃。營運單位應(yīng)根據(jù)核動力廠的修改、技術(shù)進步、退役活動需求的變化以及國家政策的變化更新退役計劃。核動力廠退役前，應(yīng)制定最終11.2在核動力廠整個壽期內(nèi)，營運單位應(yīng)當考慮退役方面的需要，記錄和保留在核動力廠修改和維修11.3在退役過程中和退役后，營運單9輕水堆核動力廠選址假想事故源項確定基本假設(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)堆核動力廠，選址假想事故源項分析應(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)早期釋放兩個階段，各階段的起始和持續(xù)時間見表A.1。起始時間規(guī)定為相對于事故發(fā)生（即時間=0）的滯后時間。壓力容器內(nèi)早期釋放階段緊隨間隙釋*對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對于具有密封性雙層安全殼結(jié)構(gòu)的核動力廠，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力廠選址假想事故源項確定推薦方法B.1方法一采用全堆芯放射性積存量，參照大型水冷