核电站放射卫生防护标准ZBC5700184Word格式.docx
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2．5厂址选择时，核电站主管单位应对推荐厂址进行放射卫生防护的初步评价，并将评价结果报卫生主管部门和当地卫生防护部门。
2．6核电站厂址选择是综合考虑技术、经济和社会及各方面有关政策的结果。
核电站厂址的放射卫生防护评价和要求是厂址选择中必须考虑的重要因素，但不是唯一因素。
3．正常运行的目标值
3．1为体现放射卫生防护的基本原则，并考虑到现在的实践对未来人类所增加的照射，特为核电站的正常运行及其管理制定了应达到的“剂量目标值”。
3．2个人剂量目标值规定：
ａ核电站放射工作人员所接受的有效剂量当量，平均每人每年应低于5毫希（0．5雷姆）；
ｂ核电站周围公众，接受起源于本核电站释放物的个人年有效剂量当量，对一、二级厂址应低于0．25毫希（25毫雷姆）三级厂址应低于0．15毫希（15毫雷姆）。
3．3职业照射和公众照射的各种集体剂量当量，包括单位电能产量（如每兆瓦·
年）所造成的各种集体剂量当量负担，都应认真加以估算，供厂址选择、评价和运行管理时使用。
3．4为了便于管理和监督，核电站应根据周围公众的个人剂量目标值，通过剂量估算和放射性物质释放最优化的选择，把符合这一剂量要求的可能释放率或者运行若干年的平均释放率确定为本单位的“管理目标值”。
管理目标值及其剂量估算模式应向当地卫生防护部门报告备案，核电站的实际释放情况应由当地卫生防护部门根据其管理目标值进行监督和管理。
3．5无论是剂量目标值还是管理目标值，都是专门为核电站正常运行规定的努力目标，核电站应努力实现这些目标值。
当实际释放超过了目标值时，应及时寻找原因，改进措施，直至达到目标值，并及时报告当地卫生防护部门。
3．6当月释放率大于管理目标年度值的一半，即按此速率全年释放量预计可能在管理目标年度值的6倍以上时，必须立即采取措施降低释放。
如果这种措施收效不大，则有必要在超额释放对公众造成的剂量当量累计达到相应的剂量目标年度值以前，采取降低输出功率或停止运行等严厉措施，并迅速报告当地卫生防护部门。
在采取严厉措施以前，应仔细核对数据，利用当时当地的气象条件和放射性监测结果修正剂量估算。
3．7特殊情况下，核电站可以有计划地进行超过目标值的临时性特殊释放。
这种有计划的特殊释放连同可能采取的防护监测措施应事先报告当地卫生防护部门，执行这种特殊释放时应接受当地卫生防护部门的监督。
3．8核电站开始运行前，核电站主管单位应对核电站作出放射卫生防护的最终评价，评价结果报卫生主管部门和当地卫生防护部门。
4．事故情况下的应急水平和应争计划
4．1鉴于核电站事故的特殊性，在核电站的选址、设计、建造、运行及其管理过程中，均应积极采取多种安全措施，以防止事故，尤其是重大事故的发生，避免或减少事故一旦发生时所造成的各种危害。
4．2核电站开始运行前，核电站主管单位应在所在地方政府及其所属卫生等部门的支持帮助下，制订出“事故应急计划”，并报上级政府和有关的主管部门审查批准。
然后，按照随时保持警惕而又不致引起公众不安的原则，保证事故应急计划在必要时能付诸实施。
4．3事故一旦发生，如果预计公众中个人所接受的剂量当量超过了0．1希（10雷姆），或甲状腺剂量当量超过了0．3希（30雷姆），则可以考虑采取严厉的应急行动。
如果预计不会超过上述应急水平，则不应采取严厉的应急行动。
这时可以采取其他各种更为适宜的防护措施，以降低照射及其危害程度。
4．4事故结束后，核电站主管单位应在所在地方政府及其卫生等部门的支持下，将事故后果连同事故应急计划的执行情况，向上级政府和卫生等主管部门作出书面报告！
5．卫生检测和调查
5．1为保证执行核电站的放射卫生防护要求，核电站应按照卫生主管部门和当地卫生防护部门的要求做好必要的卫生检测和调查，并接受上述部门的监督。
5．2卫生检测和调查一般分为选址阶段、运行前、运行斯和事故四种情况。
选址阶段主要是尽可能地收集现有的卫生检测和调查资料，供核电站厂址的放射卫生防护初步评价使用。
5．3运行前主要是参照本章5．4条，针对核电站运行可能使之改变的项目和放射卫生防护最终评价需要的项目进行测量和调查。
5．4运行期卫生检测和调查的一般内容。
5．4．1有关放射工作人员和场所的放射性检测：
ａ．放射工作人员在工作场所接受的各种外照射；
ｂ．工作场所空气的放射性浓度；
ｃ．工作场所及其各种设备的表面放射性污染；
ｄ．放射工作人员可能接受的放射性内污染。
5．4．2核电站周围公众所受照射的检测：
ａ．可能接受的各种外照射；
ｂ．饮用水源和吸入空气的放射性污染及其所致内照射剂量；
ｃ．主要食品及食物链中有关介质的放射性污染及所致内照射剂量。
5．4．3剂量评价时必需的有关参数的测量和调查。
5．4．4放射工作人员和核电站周围公众的健康状况调查。
5．5事故情况下的检测和调查，必须根据事故及其发展情况参照本章5．4条执行，此外，应在事故发生前做好核电站厂址周围医护应急能力和设施的调查。
5．6卫生检测和调查一般应遵循“三关键”的原则，即关键核素、关键人群组、关键的转移和照射途径。
5．7卫生检测和调查应事前制定计划或方案，统一方法和程序，并在整个执行过程中实行质量保证制度，以保证检测和调查结果的准确可靠和可比性。
事故情况下的检测调查计划或方案属于事故应急计划的重要组成部分。
5．8卫生检测和调查的结果应注意记录和保存，对结果给予合理的数据处理和分析评价，并按规定向卫生主管部门和当地卫生防护部门报告。
附录Ａ 厂址人口分级方法（补充件）
Ａ．1加权人口数的计算方法。
Ａ．1．1以反应堆为中心，以不同距离为半径，划分成i个同心圆环；
再将它们分成j个相等的扇形。
然后进行实有人口数的统计。
第ｉ个同心圆环内的实有人口数表示为Pi，第i个园环在第j个扇形方向上的扇缺即第i—j个扇缺内的实有人口数表示为Pij。
Ａ．1．2假设第i个同心圆环的内、外径分别是ｒi，ｒi′，则该圆环的人口加权因子取作：
W1
＝
（
ri＋ri′
）-1.5
（A1）
2
序号i为0的圆环是个只有外径r0′的圆，其W1值按下式计算：
Ｗ0＝（r0′）-1.5 （A2）
于是可以计算出厂址周围距离Ｒ以内地区的加权人口数为：
N（R）＝N（ri＇）＝∑ＷiＰj
（A3）
式中：
距离Ｒ＝ｒi＇，公里。
类似地可以计算出厂址周围距离Ｒ以内第ｊ个扇形的加权人口数为：
Nj（R）
Nj（ri′）
∑
i
ＷiＰiｊ
（A4）
A．1．3本标准规定从非居住区半径r0′开始，以公里为单位，分别取距离为r0′、1、2、5、10、20、30、40、50公里作半径划分9个同心圆环；
并按我国气象学的通用方法将它们分成16个22．5°
扇形。
在实有人口数统计之后，按式（A3）计算距离R为5公里和20公里以内地区的加权人口数N（5）和N（20）；
再按（A4）计算距离R为50公里的各扇形地区的加权人口数Nj（50），并找出其中人口最密扇形的相应值Nj（50）maxo计算时由式（A2）可知，如以r0′为0．6公里为例，则W0等于2．15。
A．2厂址人口分级因子（SitePopulationGradeFactor，简写为SPGF）的计算方法。
A．2．1假设厂址周围人口分布均匀，人口密度为D0，则第i个圆环内的实有人口数为：
Pi0＝D0Si（A5）
Si——第i个圆环的面积，平方公里。
厂址周围距离R以内地区的加权人口数为：
N0（R）＝N0（ri＇）
WiPi0＝D0
WiSi
（A6）
厂址周围距离Ｒ以内任一扇形的加权人口数为：
Nj0（R）＝Nj0（ri＇）＝N0（R）/16（A7）
A．2．2以A．2．1条中假设厂址的N0（R）值作为参考基准，由式（A3）对某个特定厂址算出的N（R）值，便可计算此特定厂址的厂址人口分级因子为：
SPGF（R）＝N（R）/N0（R）
W1P1/D0
（A8）
本标准采用D0＝400人/公里2作为假设厂址周围均匀分布的人口密度，由此得到的加权人口数基准值N0（R）和有关计算参数一起列于表（A1）。
根据A．1．3条，我们主要考虑和计算距离R为5公里和20公里以内地区的厂址人口分级因子SPGF（5）和SPGF（20）。
A．2．3对于扇形情况，可以类似地计算厂址人口分级因子的扇形值：
SPGFj（R）＝Nj（R）max/Nj0（R）max（A9）
根据A．1．3条，我们只考虑距离R为50公里的人口最密扇形，计算相应的厂址人口分级因子扇形值：
SPGFj（50）＝Nj（50）max/Nj0（50）max（A10）
式（Ａ10）中的参考基准Nj0（50）max，在本标准中是按下列假设求得的：
ａ．不考虑城市人口的情况下，假设人口最密扇形的人口密度不大于周围地区人口密度的两倍，也即任何扇形的加权人口数不大于周围地区加权人口数的1/8。
ｂ．在加上城市人口时，假设一个扇形内只允许有一个100万人以下的城市且符合表（Ａ2）的分布要求。
对二级厂址，由式（Ａ7）算得的Nj0（50）约是2000人，其两倍是4000人，加上表（Ａ2）中二级厂址的城市分布要求，可以算得：
Ｎj0（50）max＝8000人（Ａ11）
对一级厂址，表（A2）中的城市分布要求和本条中的假设，也能和表（A3）中的SPGFj（50）、Nj（50）max规定相一致。
A．3拟议厂址的分级
根据2．2～2．4条要求，在表（A3）中给出了厂址人口分级的规定值，包括厂址人口分级因子或其扇形值和相应的加权人口数。
按表（A3）中的规定值，可以通过计算对拟议中的各特定厂址进行分级，并通过相互比较为厂址评价和选择提供依据。
表（A1）N0（R）值及其有关计算参数
序号i
1
2
3
4
5
6
7
单位
ri～ri′
0～0.6
0.6～2
2～5
5～10
10～20
20～30
30～40
40～50
公里
Ｗi
2.15
0.675
0.153
0.0487
0.0172
0.0080
0.0048
0.0033
…
Ｓi
3.64π
21π
75π
300π
500π
700π
900π
公里2
WiSi
2.5π
5.7π
9.3π
14.5π
18.5π
21.8π
24.8π
N0（R）
7200
18000
31000
人
表（Ａ2） 扇形中城市的分布要求
城市人口
＜40万人
40～70万人
70～100万人
＞100万人
一级厂址的要求
＞30km
＞40km
＞50km
二级厂址的要求
＞20km
＞40km
厂址分级的方法主要用于厂址筛选阶段，即从初步选出的若干个拟议厂址中筛选出少数一、二个推荐厂址。
由于厂址分级的原则和方法中已经考虑了城市人口这一因素，故不再另行考虑厂址与城市间距离的要求。
表（Ａ3） 厂址人口分级规定值
一级厂址
二级厂址
三级厂址
厂址人口
分级因子
SPGF（5）
＜0.33
0.33～0.67
＞0.67
SPGF（20）
＜0.44
0.44～1.00
＞1.00
SPGFj（50）
＜0.50
0.50～1.00
加权人口数
N（5）
＜2400人
2400～4800人
＞4800人
N（20）
＜8000人
8000～18000人
＞18000人
Nj（50）max
＜4000人
4000～8000人
＞8000人
附录B 有关定义和概念（补充件）
B．1关于剂量的定义和概念
B．1．1本标准中所有“剂量”均指剂量当量Ｈ，不指吸收剂量Ｄ。
利用品质因子Ｑ和其他修正因子Ｎ，可以联系Ｈ和Ｄ，即：
Ｈ＝ＤＱＮ（B1）
B．1．2为限制随机性损害效应而提出的有效剂量当量ＨE同时适用于全身均匀照射或非均匀照射。
对于非均匀照射，它的计算公式是：
ＨE
T
WTHT
（B2）
ＨT——组织或器官Ｔ所接受的剂量当量；
ＷT－－组织或器官Ｔ的剂量加权因子。
数值ＷT列于表Ｃ：
表Ｃ 各组织、器官的ＷT值
组织、器官T
性腺
乳腺
红骨髓
肺
甲状腺
骨表面
其余组织*
加权因子ＷT
0.25
0.15
0.12
0.03
0.30
＊其余组织系指其他五个受照剂量当量最高的组织或器官，它们各自的ＷT值均为0．06
B．1．3群体的集体剂量当量Ｓ或者有效集体剂量当量ＳE用下列公式表示。
Ｓ
n
ＨnＰn
（B3）
ＳE
ＨEnＰn
（B4）
Ｐn——受照射群体中第n组有人数;
Ｈn——第n组人群平均每人接受的剂量当量；
ＨEn——第n组人群平均每人接受的有效剂量当量。
B．1．4由于任何一年内由核电站排入环境的长寿命放射性核素会在以后许多年内对居民产生持续照射。
图B说明了这种核素释放所造成的剂量积累及其取得平衡的情况。
↑
→
年剂量当量
A1
Ａ2
Ｂ1
Ａ3
Ｂ2
Ｃ1
Ａ4
Ｂ3
Ｃ2
Ｄ1
Ａ5
Ｂ4
Ｃ3
Ｄ2
Ａ6
Ｂ5
Ｃ4
Ｄ3
Ａ7
Ｂ6
Ｃ5
Ｄ4
Ａ8
Ｂ7
Ｃ6
Ｄ5
Ａ9
Ｂ8
Ｃ7
Ｄ6
释放年份
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9
图Ｂ
图中：
Ａ1、Ｂ1、Ｃ1、Ｄ1分别表示第ｉ年的释放在以后各年依次造成的年剂量当量。
在释放率和其他因素都保持恒定的情况下，经历一定年份后放射性积累达到稳定态，这时新排入环境的放射性物质刚好等于这一年内从环境中消失的放射性物质量。
这时，每年的剂量当量在数值上等于任一年度释放量所造成的剂量当量负担Hc，它的计算公式是：
Hc
∫
∞
H（t）dt
（B5）
H——每一年度释放使特定群体中个人所受到的平均剂量当量率；
ｔ——时间，年。
对于寿命很长的核素，在核电站这一实践可能持续的期间（比如500年）内不能达到稳定态。
这时，年剂量当量的最大值将是实践持续期间给出的最终水平，称为不完全剂量当量负担，它的计算公式是：
500
（B6）
类似的受照群体的集体剂量当量负担，可以计算如下：
Sc
P（t）H（t）dt
（B7）
P（t）H（t）dt（不完全值）
（B8）
Ｐ（ｔ）——受照群体人数，它可以是随时间ｔ而改变的变量。
B．1．5剂量的单位如下：
ａ吸收剂量D的单位是拉德（rad）或戈瑞（Gy），且有1Gy＝1J/kg＝100rad；
ｂ剂量当量Ｈ的单位是雷姆（rem）或希（Sv），且有ISv＝1J/kg＝100rem；
ｃ集体剂量当量Ｓ的单位是人—雷姆（man-rem）或人—希（man-Sv），且有1man-Sv＝10man-rem；
ｄ剂量当量负担Ｈc的单位同于剂量当量；
ｅ集体剂量当量负担Ｓc的单位同于集体剂量当量；
ｆ集体剂量当量负担Ｓc还经常用单位电能产量（如每兆瓦／年）所造成的结果来表示，其单位是人—雷姆／兆瓦·
年。
（man-rem/MW·
a）或人—希/兆瓦·
（man-Sv/MW·
a）等。
B．2关于核电站的概念
B．2．1核电站，系指利用核能生产电能供输出使用的单位，不包括利用原子能发电但不供输出使用的小型实验研究装置。
核电站系指整个电站设施而言，即核电站厂址边界以内的全部设施，包括一个或多个反应堆本体、汽轮机房、核燃料贮存设施和废物处理设施等。
B．2．2核电站的正常运行包括：
反应堆用核燃料的贮存、运输和更新，反应堆的启动、试验和运行，停堆，电机部分的运行，例行的检查、维护和修理，以及可能在核电站内进行辐照后核燃料和放射性废物的贮存、处理。
B．2．3核电站的释放系指和核电站正常运行或事故情况直接有关的各种放射性物质向空气、水等环境介质中的释放。
它可能来源于核电站的任何部分，但不包括随着冷却水带进核电站的这一部分放射性物质。
B．2．4核电站的照射系指来自核电站任何部分的内、外照射，但不包括天然本底和医疗照射，也不包括核电站厂址以外各生产环节所带来的照射，核电站的照射主要是由于核电站的各种释放所造成的照射。
B．3目标植
目标值属于特准限值或管理限值，它可以表示为剂量当量（称为剂量目标值）或其他导出量如放射性物质释放率等（称为管理目标值）。
目标值和基本限值或者由基本限值推算得到的推定限值，虽然同属于限值（limite），但含意和用法不同，应注意区别。
目标值一般要比基本限值、推定限值更严，且只用于特定场合，但处于更为优先的地位。
超过目标值决不能简单地理解为必然会影响到安全，但应寻找原因，采取适当措施，以期实现目标值，当超过目标值达到一定程度时要求采取严厉的措施。
B．4应急水平
对于某种干预行动而言，非行动水平（Non-ac-tionlevel）系指不必采取该行动的最高剂量水平；
而行动水平（actionlevel）系指必须采取该行动的最低剂量水平；
两者虽同属于干预水平（interventionlevel），但含意和用法不同，应注意区别。
在这两种水平所构成的剂量范围内，可以考虑采取该行动，但并非一定要采取该行动，需视具体情况而定。
本标准4．3条给出的应急水平，属于上述非行动水平。
为慎重起见，本标准没有为采取严厉的应急行动制定相应的行动水平，以便视事故的实际情况作出决定。
B．5关于“三关键”原则的几个概念
B．5．1关键核素系指在某一给定实践所涉及的对人体照射的各种核素中，具有最重要意义的核素。
B．5．2关键人群组系指在某一给定实践涉及的各受照人群组中，预期其受照水平最高且剂量分布比较均匀的人群组，他们受到的照射可用量度该实践所产生的个人剂量的上限。
关键人群组的划分范围应尽可能地小。
B．5．3关键转移途径系指在某一给定实践排物环境的放射性核素转移到人体的各种途径中，具有决定意义的途径。
B．5．4关键照射途径系指在某一给定实践所涉及到的对人体的各种照射途径中，具有决定意义的照射途径。
附加说明
本标准由卫生部卫生防疫司提出。
本标准由中国预防医学中心工业卫生实验所负责起草。
本标准主要起草人：
周舜元、耿秀生。
本标准由全国卫生标准技术委员会放射卫生标准分委员会（主任：
魏履新；
副主任：
史元明、吴德昌、张景源、潘自强）审议，并经李树德教授审阅。
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