EJ2701984核电站辐射防护规定.docx
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EJ2701984核电站辐射防护规定
F70
EJ270-1984
核电站辐射防护规定
1985-03-27发布
1985-06-01实施
中华人民共和国核工业部批准
附加说明:
本标准由核工业部安全防护卫生局提出。
本标准由核工业部安全防护卫生局组织的“核电站辐射防护规定”编制小组编制。
编制小组组成:
组长:
潘自强
付组长:
姜希文、陈竹舟、邢馥吏、周富兰
成员:
宋绍仪、刘书田、万兆均、汪佳明、李传琛、李正德、黄永愚、任伦董伯年、李玉成
1引言
1.1根据“中华人民共和国环境保护法（试行”,“放射防护规定”和国家有关法律、法令或规定,参照国际辐射防护有关标准,结合我国核电站发展的具体情况,特制定本规定。
1.2本规定的目的是,在发展我国核能专业中,保障核电站职业性工作人员和公众的健康和安全,保护环境,促进国民经济的发展。
1.3本规定适用于各种反应堆堆型的陆地固定式核电站。
1.4核电站的厂址选择、设计、建造、运行、退役和核电站的扩建、改建或运行工况的改变,必须遵守本规定。
1.5辐射防护的目的和原则
1.5.1辐射防护的目的在于防止有害的非随机性效应,并限制随机性效应的发生率,使之达到被认为可以接受的水平。
1.5.2核电站所有导致辐射照射的实践活动,必须要有正当的理由,并应保护核电站职业性辐射工作人员和公众免受一切不必要的辐射照射。
1.5.3辐射防护工作应实行最优化。
即考虑了社会的和经济的因素之后,使核电站对职业性辐射工作人员和公众所造成的辐射照射,合理地做到尽可能低的水平。
1.5.4对可能受到核电站辐射照射的个人,实行剂量当量限值制度。
1.6核电站的辐射防护和环境保护的设施,必须与主体工程同时设计,同时施工,同时投产。
1.7在申请核电站定址,建造,试运行和（正式运行前,核电站建造运营单位必须按有关规定提交相应的“安全分析报告书”和“环境影响评价报告书”。
1.8核电站的“安全分析报告书”和“环境影响评价报告书”,实行专业技术审核,主管部门批准制度。
1.9部主管局行使对核电站的辐射安全的审批、检查、监督和管理权。
遇有严重违反本规定,并可能使核电站职业性工作人员和公众的安全以及环境质量受到严重危害的事件时,有权予以制止和惩罚。
1.10核电站应设置专门的辐射安全管理监督机构,必须进行辐射监测,根据本规定的要求,按时做好年度辐射安全评价和环境影响评价报告,报部主管局同时抄报地方监督管理部门。
当发生严重辐射事故时,应及时上报有关部门。
1.11为保证本规定的贯彻实施,核电站运营单位应根据本规定的要求,制定相应的辐射防护实施细则或管理办法,并报部主管局备案。
1.12核电站的非放射性三废排放和非核设施的工业企业设计卫生标准,执行国家的现行规定。
2辐射防护标准和辐射照射控制原则
2.1年剂量当量极限值
2.1.1对于核电站的职业性辐射工作人员无论是单个组织或器官受到照射,还是几个组织或器官一起受到照射,除眼晶体以外的其他一切组织或器官的剂量当量,每年不得超过500mSv（50rem,眼晶体的剂量当量每年不得超过50mSv（5rem。
2.1.2核电站职业性辐射工作人员接受的有效剂量当量每年不得超过50mSv（5rem。
2.1.3无论是全身受到均匀照射,还是不均匀照射,职业性辐射工作人员每年受到的照射应满足下列不等式:
T∑WTHT≤HE（1
式中:
HE——工作人员年有效剂量当量限值,mSv;
HT——组织（T的年剂量当量,mSv;
WT——组织（T的相对危险度权重因子。
在计算有效剂量当量时,各组织或器官的相对危险度权重因子按表1取值。
表1组织或器官
相对危险度权重因子性腺
0.25乳腺
0.15红骨髓
0.12肺
0.12甲状腺
0.03骨表面
0.03其余组织*
0.30全身1.00
2.2在摄入放射性核素而受到内照射的情况下,可以根据年摄入量阴值来实施防护。
在受到内外合并照射的情况下,为保证职业性照射年剂量当量限值不会被超过,应按下列两个不等式实施控制;
Hi,d/HE+j∑Ij/（ALIj≤1（2
Hi,s/Hsk,L≤1（3
式:
Hi,d——年深部剂量当量指数,mSv;
Hi,s——年浅表剂量当量指数,mSv;
HE——年有效剂量当量限值,mSv;
Hsk,L——皮肤的年剂量当量限值,mSv;
Ij——第j种放射性核素年摄入量,Bq;
（ALIj——第j种放射性核素年摄入量限值,Bq。
2.3在正常运行条件下,核电站全体职业性辐射工作人员每年人均有效剂量当量应控制在
*指其余五个接受最高剂量当量的组织或器官,每一个的相对危险度权重因子取0.06,所有其他剩下的组织所受到的照射可忽略不计。
5mSv（0.5rem以下。
如果由于计划进行某种特殊操作,有可能使得年人均有效剂量当量超过该目标值时,应做代价与利益的分析,决定这样的照射是否可以接受。
2.4从事职业性辐射工作的孕妇、授乳妇,应在一年的照射不超过年有效剂量当量限值十分之三的工作条件下工作,并要求剂量当量率比较均匀。
2.5对于专门并连续从事辐射及其应用科目的见习生和学生,年龄在16—18岁者,应在一年的照射不超过年有效剂量当量限值十分之三的工作条件下工作。
年龄在16—18岁之间的非专门从事辐射及其应用科目的见习生和学习,应在一年的照射不超过年有效剂量当量限值的十分之一的工作条件下工作。
严禁未满16周岁者从事辐射工作。
2.6在计划的特殊照射情况下,核电站职业性辐射工作人员在履行相应的批准手续后,在一次事件中所受到的有效剂量当量不得超过年限值的二倍,在一生中不得超过年限值的五倍。
具有生育能力的妇女和未满18岁者,不得接受特殊照射。
2.7核电站在正常运行情况下,向环境释放放射性物质,应遵守可合理到的尽可能低的原则。
每座核电站的放射性流出物造成公众中的个人年有效剂量当量每年应不超过0.25mSv（25mrem。
2.8在正常运行情况下,每座核电站气载流出物和液体流出物的年排放量应按表2控制。
表2
气载流出物Bq/a（Ci/a液体流出物Bq/a（Ci/a堆型
惰性气体碘粒子（半衰期≥8天氚其它
2.5×10137.5×10102×10111.5×10147.5×1011
压水堆*
（7×104（2（5（4×103（202.9厂址
2.9.1核电站厂区周围应设置非居住区,由核电站运行单位行使对该区有效控制的管辖权。
非居住区内严禁有常住居民。
该区半径宜为0.5~1km。
2.9.2核电站非居住区周围应设置限制区,必须限制该区内的人口机械增长。
限制区的半径宜为3~5km。
2.9.3核电站距十万人以上的城镇的最小距离不应小于10km,距百万人以上的大城市一般不应小于40km。
如果核电站厂址不能满足城镇隔离的要求,则应提出厂址补救的工程安全设施和厂址安全性评价的资料,加以详细地说明和论证。
2.9.4最大假想事故发生条件下,非居住区边界上任何个人在事故后2h内所接受的有效剂量当量不得超过0.25Sv（25rem。
甲状腺剂量当量不得超过2.5Sv（250rem。
在最大假想事故发生的整个持续期间,半径80km范围内公众所接受的集体有效剂量当量不得超过2×104人·Sv（2×106人·rem,集体甲状腺剂量当量不得超过2×104人·Sv（2×106人·rem。
2.10年摄入量限值和推定空气浓度
2.10.1职业性辐射工作人员经食入或吸入途径,每年摄入放射性核素的量不得超过附录A所列的年摄入量限值。
放射性工作场所空气中放射性核素的浓度一般应低于附录A所列的推定空气浓度,但在符合年摄入量低于年摄入量限值的原则下,允许一次或多次吸入空气中的放射性核素的浓
*其它堆型根据具体情况确定。
度超过附录A所列的推定空气浓度。
2.10.2在摄入放射性核素的混合物,或者同时由食入和吸入两种途径,或者经食入、吸入和浸没受到放射性混合物的照射时,职业性辐射工作人员所接受的照射应满足下列不等式:
′′∑+⎟⎟⎠⎞⎜⎜⎝⎛∑+⎟⎟⎠⎞⎜⎜⎝⎛∑jjjjjjjjjDAC（2000UALIALI浸没吸入食入II≤1（4
式中:
（Ij食入——任一年中经由食入的放射性核素j的摄入量,Bq;
（Ij吸入——任一年中经由吸入的放射性核素j的摄入量,Bq;
（ALIj食入——经由食入对放射性核素j的年摄入量限值,Bq;
（ALIj吸入——经由吸入对放射性核素j的年摄入量限值,Bq;
Uj′=∫Cj′（tdt
t以小时为单位;Cj′（t是在t时刻人浸没在其中的放射性核素j′的浓度,Bq/m3;积分时间是一年实践的时间;
DAC（浸没j′—放射性核素j′的推定空气浓度,Bq/m3;
2000—一个工作年的小时数。
2.11表面污染控制水平
2.11.1操作放射性物质的工作人员的体表、衣物及工作场所的设备、墙壁、地面的表面污染水平应控制在表3所列数值以下。
手、皮肤、内衣污染时,应及时清洗,并尽可能清洗到本底水平。
表3α放射性物质污染β放射性物质污染表面名称
Bq/cm2（Ci/cm2Bq/cm2（Ci/cm2手、皮肤、内衣、工作袜、
0.4（1×10-114.0（1×10-10工作服、手套、工作鞋、
4.0（1×10-1040（1×10-9设备、地面、墙壁40.0（1×10-9400
（1×10-82.11.2放射性工作场所内的设备和工具,一般不得拿至非放射性工作场所。
某些用品、部件和设备经仔细去污、其污染水平不大于表3所列数值的五十分之一时,经辐射防护部门测量批准后,可在一般工作场所使用、加工或检修。
3事故的辐射防护
3.1按可能导致辐射危害程度的大小,把核电站辐射事故分为预期运行事件、大事故、重大事故和最大假想事故四类。
3.1.1预期运行事件:
在核电站运行过程中,在设计上就预期到会发生偏离正常运行工况的所有运行故障。
鉴于设计上已有适当的考虑,发生这类事件时,不会造成工程安全保护系统的失效和工况设备的大损伤,也不会导致放射性物质的大量向环境中释放。
3.1.2大事故:
在核电站寿期内,预期发生几率较小,明显偏离正常运行极限工况的事故。
此时工程安全保护设施如果不能完全按照设计要求发挥作用,就将导致放射性物质大量向环境中释放,有可能使得公众受到的辐照剂量超过第2.7条的规定。
3.1.3重大事故:
在核电站寿期内预期不会发生或发生几率很小的严重偏离正常运行极限工况的事故。
这类事故发生,重要的专设工程安全保护设施将可能出现部分地失效,导致放射性物质较大规模向环境中释放。
3.1.4最大假想事故,由于各种原因引起的一回路冷却剂大量流失,应急堆芯注入系统失效而导致堆芯燃料元件部分或全部熔化,放射性物质向外释放达到最严重程度的事故。
由于设计上考虑周全,这类事故由核电站内部事件诱发的几率极其微小,甚至从技术上来看被认为
是不可能发生的,主要的锈发事件可能是某些不可预测的外界的或人为的因素。
3.2辐射事故分类的运用和剂量控制标准
3.2.1预期运行事故是用于进行核电站正常运行工况下的辐射安全分析与评价。
核电站公众的剂量控制,按本规定第2.7条执行。
3.2.2大事故和重大事故用于分析与评价核电站事故工况下的放射性物质释放对周围环境的可能影响。
其剂量控制限值为:
在每发生一次大事故时,公众中的任何个人受到的有效剂量当量不得超过5mSv（0.5rem,甲状腺剂量当量不得超过50mSv（5rem。
在每发生一次重大事故时,公众中的任何个人受到的有效剂量当量不得超过0.1Sv（10rem,甲状腺剂量当量不得超过1Sv（100rem。
3.2.3最大假想事故仅供进行核电站厂址选择的辐射防护评价使用。
核电站非居住区边界上的公众个人的剂量当量限值和公众的集体剂量当量限值,按本规定第2.9条执行。
3.3核电站辐射事故安全分析与评价的重点是它可能发生的大事故和重大事故。
下列几项基准事件应进行分析;
a.一次冷却剂丧失事件;
b.蒸汽发生器传热导管破损事件;
c.主蒸汽管道破损事件;
d.控制棒突然从堆芯弹出事件;
e.放射性废物处理或贮存设备的破损事件;
f.燃料更换过程中的事件;
g.乏燃料元件运输过程中的事件;
h.其它。
3.4核电站运行单位在电站启动以前,必须制定一个一旦发生导致或可能导致核电站向周围环境大量释放放射性物质时的应急事故对策计划（以下简称应急计划。
3.5应急计划应包括下列内容:
a.建立一个有权威,能胜任指导全部应急计划活动的组织领导体系;
b.规定各级组织和各类工作人员的职责,相互之间的联络方式和内容;
c.确定控制放射性物质向外释放,尽量减少辐射危害的各项原则措施;
d.调查事故发生的原因,分析事故发展的趋势;
e.制定应急事故的监测计划及其实施要求;
f.建立应急事故状态下的医学防护组织,并规定它的任务和要求;
g.确定应急事故状态下所需各项设备和器材的要求;
h.组织公众采取各项应急防护措施,如对饮水、食物、药品等污染物的控制以及对人员的隐蔽等;
i.提出应急事故的善后处置要求;
j.其它。
3.6当确认核电站发生了重大事故时,应根据对事故严重程度的判断,决定部分地或全部地实施应急计划。
3.7应急事故防护行动水平规定如下:
3.7.1公众个人受到的有效剂量当量可能大于50mSv（5rem,或甲状腺剂理当量可能大于0.5Sv（50rem时,必须采取适当的措施。
3.7.2公众个人受到的有效剂量当量可能大于0.1Sv（10rem,或甲状腺剂量当量可能大于1Sv（100rem时,必须采取果断的措施。
3.8辐射事故处理的目的是防止事故扩大,把事故所造成的危害减轻到最低程度。
辐射事故处理的原则是控制与减少放射性物质向环境中的释放,缩小辐射影响的范围,查明事故发生的原因,及时上报和处理事故。
3.9如果一旦发生辐射事故,工作人员应迅速查明事故发生的部位和原因,采取有效措施控制放射性物质向环境中的释放。
3.10当发生危害反应堆安全的恶性事故时,必须立即仃堆,并维持堆芯具有足够的冷却,避免酿成更大规模的放射性物质向环境释放的事故。
3.11加强对发生事故的地点或部位的辐射监测,随时掌握放射性物质释放的变化情况。
3.12在发生事故的地点或部位划出特殊操作区,除经批准的事故调查处理人员外,其它人员不得入内,防止污染范围的扩大。
3.13在事故发生和处理期间,应根据辐射事故的类型、规模、涉及的人员对象等,采取切实可行的反事故措施。
3.14为了防止事故的扩大,应努力排除误判断和误操作等人为因素。
4辐射监测
4.1核电站必须进行辐射监测。
辐射监测的主要目的是为了估算与评价核电站对职业性辐射工作人员和公众所造成的现有的和潜在的照射,检验防护设施和三废处置设施的效能,及时发现异常情况,以保证工作人员和公众的安全,保护环境。
4.2对职业性辐射工作人员,必须进行个人剂量监测。
4.2.1工作人员可能受到β、γ中子的外照射时,应进行外照射个人剂量监测,佩带相应的个人剂量计。
当身体的某一局部可能受到较大剂量时,还应佩带局部剂量计。
4.2.2工作人员可能受到放射性核素体内污染时,应进行内照射个人剂量监测（如排泄物监测和全身计数器测量等。
4.2.3操作开放型放射性物质的工作人员在离开工作场所时,应进行手部、体表、工作服等的污染检查。
4.2.4工作人员受到异常照射应进行专门调查。
根据事故的情况来确定实际所受的剂量,并将调查和处理结果填入“异常辐射照射调查表”。
4.3必须监测放射性工作场所的辐射场和放射性水平。
4.3.1放射性工作场所内,在有代表性的或关键性的地点,应定点设置剂量仪表,定期地或连续地测量辐射场的剂量水平。
同时应进行流动监测,必要时还应进行特殊监测。
4.3.2对可能被放射性物质污染的工具、设备、仪表、地面等,应进行放射性表面污染检查。
4.3.3对可能被气载放射性物质污染的工作场所,应定期监测气载放射性物质的浓度。
4.4核电站投入运行前,必须进行运行前的环境放射性本底水平的调查。
4.4.1通过调查应获得有关关键核素、关键途径和关键居民组的资料。
4.4.2通过调查应获得核电站周围环境中与本电站运行相关的放射性本底的辐射水平。
4.4.2.1本底调查的环境介质,一般应包括:
空气、地表水和地下水、陆地生物和水生生物、食物、土壤、水体底质、沉降尘、建筑材料等。
4.4.2.2本底调查中分析测量的内容,一般应包括:
环境γ贯穿辐射及与核电站有关的放射性核素（如3H、58Co、60Co、89Sr、90Sr、103Ru、106Ru、131I、134Cs、137Cs等。
4.4.2.3本底调查的范围应包括核电站可能影响到的地区。
对γ贯穿辐射的调查半径可取80km,对环境介质中的核素调查半径可取20~30km。
4.4.2.4为使调查结果能反映出放射性本底随时间变化的规律,至少应获得两年的调查数据,并应在核电站投入试运行之前完成此项调查。
4.4.2.5本底调查所采用的仪器和方法的最小探测极限,应低于调查时的环境放射性本底水平。
4.5核电站运行期间,必须对流出物进行监测。
4.5.1必须连续地或定期地分析测量排入大气中的气载流出物中的放射性核素（如3H、131I、惰性气体、放射性气溶胶等的浓度和总量。
4.5.2必须连续地或定期地分析测量排入环境水体中的液态流出物中的放射性核素（如3H、58Co、60Co、89Sr、90Sr、106Ru、134Cs、137Cs等的浓度和总量。
4.5.3所采用的仪器和方法的测量范围应满足各类流出物可能排放浓度的范围要求。
4.6核电站运行期间,必须对厂区边界外的周围环境进行常规监测。
4.6.1核电站必须制定环境常规监测计划,并按计划实施环境监测。
在制订监测计划时,应充分利用运行前本底调查所获得的资料,满足环境评价的需要,尽可能做到环境监测的最优化。
4.6.2环境监测计划应包括:
监测的区域范围,监测点的布置,监测的介质种类,分析测量的核素及监测方法,采样及测量的频度,监测质量保证,数据记录,整理和报告制度等有关内容。
4.6.2.1环境监测的半径可以取20~30km。
4.6.2.2环境监测的介质参照4.4.2.1条规定,结合核电站周围的自然环境特点具体确定。
4.6.2.3分析测量的对象参照4.4.2.2条规定,结合核电站周围的具体情况予以确定。
4.6.2.4取样、测量的频度,应根据放射性核素的半衰期、流出物排放的变化规律、环境介质的稳定性等特性来具体确定。
4.6.3核电站最初运行的几年内（例如3~5年内,监测的区域范围、项目、频度、样品数目宜取大一些。
在取得足够的运行经验和环境监测数据,经过评价证明核电站的运行对公众所造成的辐射照射是在公众受照剂量限值以下,且是足够小时,可以适当减少监测的频度、项目和样品的数目。
4.6.4所采用的监测仪器和方法的最小探测极限,一般应小于相应的环境标准的十分之一。
4.7核电站在开始运行前应制定和落实环境应急监测计划。
并且应当定期地进行审查。
考虑到应急事故的一些预料不到的特点和随着事故发展而发生的情况变化,应急监测计划的设计必须灵活、快速,以便在应急事故情况下,对公众的照射和对环境、特别是食品的污染迅速地作出估计。
环境应急监测计划是核电站应急计划的重要组成部分之一,它的内容一般应包括:
有可能发生的各类辐射事故的监测原则,监测方法和步骤,监测项目,监测阀的组成,监测工作的组织领导,监测数据的报告,发布办法等。
4.8核电站申请退役获准后,在实施退役计划过程中,应继续进行辐射监测。
核电站关闭或拆除后,应根据实际情况进行必要的退役后的监测。
4.9核电站应根据部主管局的规定和要求,建立辐射监测数据的记录、整理、报告和保存制度。
4.9.1各类辐射监测的原始数据,辐射监测的情况及其它有关的补充资料,均应记录准确、清楚、详细,并由记录人和负责人签字。
4.9.2必须根据有关规定要求的格式,及时分析、整理辐射监测数据,给出监测结果。
4.9.3核电站应根据各类辐射监测结果,每年作出辐射防护评价和环境影响评价,给出核电站工作人员和公众所接受的年剂量当量和集体剂量当量。
并根据监测结果,提出改进防护措施的建议。
编制辐射防护评价和环境影响评价报告书,报部主管局,同时抄报核电站所在省、市、自治区有关部门。
4.9.4各类辐射监测的原始数据,估算结果,解释和评价监测数据所使用的程序和方法的记录,评价报告等,应按类别建立档案。
个人剂量档案至少应该保存到工作人员75岁或者死后十年;环境监测档案应长期保存。
对于关键性记录,应进行复制。
复制资料应贮藏在远离保存原始记录的地方。
4.10各类辐射监测均应实行质量保证制度,并贯穿到辐射监测的全过程之中。
凡有标准监测方法和程序的,应按标准监测方法和程序实施监测,暂时无标准的,应满足监测的要求,采用统一的常规监测方法实施监测。
4.10.1质量保证计划应包括下列内容:
4.10.1.1采用标准的取样,分析测量,计算方法和程序。
4.10.1.2采用标准源,标准参考物质,标准分析测量,刻度系统,并定期检验其性能。
4.10.1.3采集,分析质量控制样本,其数量可占分析测量样品总数量的10%。
4.10.2防护和环境监测人员必须按照各类监测计划中所规定的标准的（或统一的方法和程序实施操作,不得擅自改变。
若方法和程序需要更改时,必须经过技术鉴定,并经核电站辐射防护机构批准后方可实行,并报部主管局备案。
5辐射安全管理
5.1厂址选择的一般原则
5.1.1核电站的厂址选择,应根据自然资源分布,动力系统规划,区域环境条件,工农业生产现状,区域发展规划和核电站的特征等因素,加以综合平衡,做到经济合理,安全可靠,保护环境。
5.1.2从核安全和环境保护的观点出发,核电站厂址的选择必须保证在发生辐射事故时,为公众提供安全保护。
同时,还应对核电站正常运行条件下的放射性释放的影响做出评价。
5.1.3在评价厂址是否适宜建造核电站时,从辐射安全方面,应考虑到以下因素:
厂址所在区域内发生的自然的和人为的外部事件对核电站自身安全性的影响;
影响放射性流出物在区域环境中迁移,使公众经直接或间接途径受到辐射照射的厂址周围的环境特征;
厂址周围区域的人口密度和人口分布。
5.1.4核电站的辐射事故释放,一般采用决定论的方法进行评价,有条件者提倡进行概率风险评价。
5.1.5核电站厂址选择,应收集有关环境影响预评价的资料,根据实际需要,开展现场调查和实测。
收集的资料与调查的内容,必须包括以下几个方面:
a.厂址周围的人口密度和人口分布;
b.厂址地区的气候特征和影响大气扩散的有关气象参数;
c.包括地表水和地下水在内的厂址地区的水文特征;
d.厂址地区的水源利用情况;
e.厂址地区的农、林、牧、副、渔业生产情况和销售情况;
f.厂址周围居民的生活、饮食习惯和食品来源;
g.厂址地区的地质地震资料;
h.可能影响核电站安全的工业、军事和交通等设施。
5.1.6在评价所选厂址是否适宜时,应考虑到新燃料、乏燃料和放射性废物的贮存与转运的问题。
5.1.
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