核动力厂环境辐射防护规定（二次征求意见稿）.pdf

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处的液态流出物中氚的活度浓度不应超过8×106Bq/L,碳-14的活度浓度不应超过3×103Bq/L,其他放射性核素活度浓度不应超过表3的要求;对于受纳水体为河流或湖库的核动力厂场址,其槽式排放口处的液态流出物中放射性核素活度浓度不应超过受纳水体为海洋的液态流出物中的放射性核素活度浓度限值的十分之一。4:..2024GB6249—XXXX表3液态流出物中的放射性核素活度浓度限值(单位:Bq/L)放射性核素活度浓度控制值放射性核素活度浓度控制值55Fe190106Ru4563Ni90110mAg7090Sr10124Sb2051Cr40125Sb2054Mn15134Cs1558Co200137Cs4059Fe10131I1060Co120133I1065Zn10注:流出物中除氚和碳-14外的不同放射性核素之间的浓度限值可根据剂量贡献份额进行适当调整,但对受纳水体为海洋的核动力厂场址槽式排放口处的总放射性浓度不应超过1000Bq/L,对受纳水体为河流或湖库的核动力厂场址槽式排放口处的总放射性浓度不应超过100Bq/L。,其排入环境水体的具体位置和型式应根据下游取水、热排放和放射性核素排放等因素的影响进行充分的论证,并应避开集中式取水口及重要水生生物的自然产卵场、索饵场、越冬场和洄游通道等环境敏感区。,可将核动力厂事故工况分为设计基准事故和设计扩展工况。设计基准事故包括稀有事故和极限事故,轻水堆核动力厂典型设计基准事故的类别参见附录D。,在设计中应采取针对性措施,对除小型模块化核动力厂外的核动力厂,使设计基准事故的潜在照射后果符合下列要求:a)在发生一次稀有事故时,非居住区边界上公众在事故后任意2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下。b)在发生一次极限事故时,非居住区边界上公众在事故后任意2h内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在100mSv以下。,在发生一次稀有事故时,非居住区边界外任意个人在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应小于5mSv。在发生一次极限事故时,非居住区边界外任意个人在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应小于10mSv。,做好应急准备。制定核事故应急预案时应考虑堆芯熔化的设计扩展工况(严重事故)产生的后果,并防止确定性效应的发生。:..2024GB6249—,分别制定气态流出物和液态流出物的剂量管理目标值。。每个季度的排放总量应不超过所批准的年排放总量的二分之一。若超过,则应迅速查明原因,采取有效的改进措施。,经由烟囱释入大气环境。。液态流出物排放应实施放射性浓度控制,且浓度控制值应根据最佳可行技术,结合场址条件和运行经验反馈进行定期优化。。,并在排放管线上安装自动报警装置,在气态流出物进入烟囱之前和液态流出物的排放管线上安装排放控制装置。、碘、粒子;核动力厂液态流出物在线监测项目应至少包括总γ活度浓度。,确定分析对象、分析核素、采样位置、采样或分析频次、分析方法、探测限及流出物排放流量或体积测量的内容。流出物监测大纲应根据经验反馈、监测技术进步及时调整和定期优化。、碘、粒子(半衰期≥8d)、碳-14和氚;核动力厂液态流出物的取样监测项目应包括氚、碳-14和其余核素。对液态流出物中其余核素类别,需要监测和统计的核素应至少包括对公众通过液态途径所受剂量贡献超过1%或该类别中活度占比超过1%的核素。,对正常运行期间流出物监测应采用具有合适的量程范围的测量设备与测量方法。对低于探测限的测量结果应通过实验分析进行合理估算。。在流出物取样系统设计中应采取有效的工程设计方案,以减少流出物在取样过程中损失。。,营运单位应完成环境本底辐射水平的调查,至少应获得最近连续两年的调查数据。同一场址后续建造机组运行前应获得最近一年的辐射环境现状调查数据。,一般应包括:空气、地表水、地下水、受纳水体、陆生和水生生物、食物、土壤、水体底泥和沉降物等。6:..2024GB6249—:环境γ辐射水平、环境介质中与核动力厂放射性排放有关的主要放射性核素浓度。,其余项目的调查范围的半径一般取20km~30km。对小型模块化核动力厂,环境γ辐射水平的调查范围的半径一般取20km,其余项目的调查范围的半径一般取10km。。辐射环境监测大纲应根据环境监测的经验反馈和技术进步、场址机组数量和周围环境条件变化,及时调整和定期优化。,应与运行前的辐射环境本底(或现状)调查工作相衔接,充分利用运行前辐射环境调查所获得的资料。项目采样点要与运行前辐射环境调查保持适当比例的同位点。辐射环境监测关注的重点是对关键人群组影响较大的主要放射性核素和环境介质。、监测内容原则上与运行前辐射环境调查相同,并开展场内地下水辐射环境水平的监测。,其余项目的监测范围的半径一般取10km。对小型模块化核动力厂,环境γ辐射水平的监测范围的半径一般取10km,其余项目的监测范围的半径一般取5km。。监测原则、监测方法和步骤、监测项目、监测路线、监测网点、监测工作的组织机构、监测数据报告、发布办法等按核动力厂营运单位制定的应急预案中的相关规定执行。,编制辐射环境监测质量保证大纲,并制定详细的质量控制措施。,采用安全、先进的生产工艺和设备,合理选择和利用原材料,尽可能实施废物的循环利用,尽量减少放射性固体废物的产生量。,采用最佳可行技术,使其在放射性活度和体积两方面保持在可合理达到的尽量低的水平。放射性固体废物装桶前后均应进行放射性监测。,应确保地表水和地下水不被污染。,放射性固体废物暂存库的库容应与固体废物的产生量及暂存时间相适应。暂存库内贮存的整备后废物应满足相应类型废物处置设施的接收要求,并及时转运到处置场。。设计、运行和退役中应贯彻放射性废物分类管理的原则,严禁将放射性废物与易燃、易爆、易腐蚀、非放射性物质混合运输和贮7:..2024GB6249—XXXX存。放射性固体废物管理范围应涵盖放射性固体废物产生、预处理、处理、整备、贮存和运输等各个步骤,并在运行期间定期优化,确保其符合放射性废物处置前管理的相关要求。,应考虑未来便利于实施退役的要求。营运单位应在核动力厂运行前完成初步退役计划的编制,并在核动力厂的整个寿期内维护该计划。营运单位应根据核动力厂的修改、技术进步、退役活动需求的变化以及国家政策的变化更新退役计划。核动力厂退役前,应制定最终的退役计划。,营运单位应当考虑退役方面的需要,记录和保留在核动力厂修改和维修活动中获得的关于受污染或被活化的建(构)筑物、系统和设备的信息。,营运单位应开展辐射防护、废物管理、环境监测工作。8:..2024GB6249—XXXX附录A(资料性附录)轻水堆核动力厂选址假想事故源项确定基本假设采用大破口失水事故作为选址假想事故的轻水冷却反应堆核动力厂,选址假想事故源项分析应考虑以下基本假设:,。起始时间规定为相对于事故发生(即时间=0)的滞后时间。压力容器内早期释放阶段紧随间隙释放阶段之后。假设从堆芯释放到安全壳内的放射性核素释放量在相应释放阶段内以线性方式增加。此外,也可以假设放射性核素在相应释放阶段开始时瞬间释放。*+30s**对于采用管道破前漏技术(LBB)或类似能够极大降低管道瞬间破裂概率技术的机组间隙释放开始时间可以为10min。。(Xe,Kr)(I,Br)(Cs,Rb)(Te,Sb,Se)、锶(Ba,Sr)(Ru,Rh,Pd,Mo,Tc,Co)(Ce,Pu,Np)(La,Zr,Nd,Eu,Nb,,Pr,Sm,Y,Cm,Am)注:上述数据适用于燃料棒最大燃耗低于62GWD/MTU的反应堆。,则应假设由反应堆冷却剂系统释放到安全壳的放射性碘中95%为气溶胶碘、%为元素碘、%为有机碘。这里包括了从间隙和燃料芯块的释放。除了元素碘、有机碘和惰性气体以外,其余的裂变产物假设以气溶胶形态存在。9:..2024GB6249—,并且该系统满足单一故障准则,则可以考虑喷淋系统的去除机制。应使用经证明合理保守的方法来确定去除效率。(如重力沉降、扩散泳、热泳等)对气溶胶的去除机制。应使用经证明合理保守的方法来确定去除效率。,安全壳泄漏率应采用技术规格书中规定的峰值压力下的安全壳泄漏率,24h后可考虑安全壳泄漏率减半。,。。释放的份额为内层安全壳泄漏率的一定份额,具体应根据核动力厂的设计和验证进行确定。,在环形空间内混合稀释后,考虑环形空间一定份额的放射性核素直接泄漏到环境,其余通过专设安全设施过滤系统处理后向环境释放。10:..2024GB6249—XXXX附录B(资料性附录)小型模块化核动力厂选址假想事故源项确定推荐方法小型模块化核动力厂在场址选择阶段确定选址假想事故及事故源项时,可采用以下任一方法:,参照大型水冷反应堆核动力厂选址假想事故源项的计算方法和参数假设确定选址假想事故源项。、确定论方法,结合工程判断选择小型模块化核动力厂选址假想事故。该事故应包络设计基准事故及预计发生频率>10-7/堆年的事故序列。对于确定论方法分析不发生堆芯损伤、概率论方法分析发生堆芯损伤频率极低的小型模块化核动力厂,可以通过工程判断方法构建一个全堆芯燃料包壳破损或部分燃料熔化、安全壳或包容体完好的假想事故,并依此确定选址假想事故源项。11:..2024GB6249—XXXX附录C(资料性附录)不同热功率反应堆的流出物年排放量控制值调整方法反应堆流出物年排放量控制值参考以下公式进行调整:????????=????????+(?????3000)×????????式中:Q—调整后的单堆流出物年排放量