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    熱電廠輻射防護規(guī)定(GB 14317-93)

    2005/10/1 20:45:00

    1　主題內(nèi)容與適用范圍
        　　本標準規(guī)定了核熱電廠輻射控制的基本原則和防護標準，以及選址、設計、運行和退役的輻射防護基本要求。
        　　本標準適用于核熱電廠，核供熱廠也可參照執(zhí)行。
        
        2　引用標準
        　　GB 8703 輻射防護規(guī)定
        　　GB 6249 核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定
        
        3　術語
        　3.1　核熱電廠
        　　一座或數(shù)座熱中子反應堆以及為保證安全和生產(chǎn)熱能或電力所必需的全部構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。
        　3.2　核供熱廠
        　　一座或數(shù)座熱中子反應堆以及為保證安全和生產(chǎn)熱能所必需的全部構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。
        　3.3　中間回路
        　　在一回路和熱網(wǎng)回路之間設置的隔離回路。
        　3.4　熱網(wǎng)
        　　進入用戶的熱水管網(wǎng)。
        
        4　總則
        　4.1　輻射防護目標
        　　為保障核熱電廠輻射工作人員和公眾的健康和安全及保護環(huán)境，確保在正常運行時核熱電廠內(nèi)及從核熱電廠釋放出的放射性物質(zhì)引起的輻射照射低于規(guī)定的限值，并保持在可合理達到的盡量低的水平；確保事故引起的輻射照射的程度得到緩解。
        　4.2　核熱電廠所有導致輻射照射的實踐和設施，都應當符合輻射防護三原則，即實踐的正當性、輻射防護的最優(yōu)化和對個人劑量的限制。
        　4.3　在申請核熱電廠選址、設計、運行和退役時，必須按照有關規(guī)定事先向國家主管部門和監(jiān)督部門提交安全分析報告和環(huán)境影響報告書等，經(jīng)審查批準后方可實施。
        　　必須做到輻射防護和環(huán)境保護設施與主體工程同時設計、同時施工、同時投產(chǎn)。
        
        5　劑量限制體系
        　5.1　基本限值
        　5.1.1　輻射工作人員的基本限值按GB 8703第2.4.2條中相應的規(guī)定執(zhí)行。
        　5.1.2　在正常運行工況下，每座核熱電廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何個人(成人)造成的有效劑量當量，每年應小于0.1mSv。
        　5.2　次級限值、導出限值、管理限值和參考水平按GB 8703第2.4條中相應的規(guī)定執(zhí)行。
        　5.3　每座壓水堆型核熱電廠氣載和液體放射性流出物的年排放量，除滿足5.1.2的規(guī)定外，一般還應分別低于表1和表2所列控制值。
        
         表1 Bq  

         表2 Bq
        

        　　注：其他堆型根據(jù)具體情況另行確定
        　5.4　在正常運行下，每座核供熱廠向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何個人(成人)造成的年有效劑量當量，參照執(zhí)行第5.1.2條規(guī)定。
        
        6　輻射安全要求
        　6.1　選址要求
        　6.1.1　核熱電廠選擇廠址時，應首先考慮在事故工況下，放射性物質(zhì)釋放對公眾可能造成的影響，同時考慮核熱電廠在運行工況下，放射性物質(zhì)釋放對環(huán)境的長遠影響。
        　6.1.2　在評價廠址是否適宜建設核熱電廠時，必須綜合考慮廠址區(qū)域的地質(zhì)、地震、水文、氣象、交通運輸、工業(yè)企業(yè)、土地利用、廠址周圍人口密度和分布，以及社會經(jīng)濟方面的合理性等因素；必須考慮廠址所在區(qū)域內(nèi)可能發(fā)生的自然的或人為的外部事件對核熱電廠安全的影響；必須考慮新燃料、乏燃料和放射性廢物的貯存和轉(zhuǎn)運問題；必須考慮是否易于實施應急計劃。
        　6.1.3　核熱電廠用于城市居民供熱時，距10萬人口以上的城鎮(zhèn)發(fā)展邊界應不小于10km，距100萬人口以上的大城市發(fā)展邊界應不小于25km。
        　6.1.4　如果核熱電廠廠址不能滿足6.1.3與城鎮(zhèn)距離的要求，則應提出附加工程安全設施和廠址安全性評價的資料，并中以詳細說明和論證。
        　6.1.5　核熱電廠非居住區(qū)、限制區(qū)的半徑和事故劑量標準按GB 6249第2.3條和第2.5條執(zhí)行。
        　6.1.6　核供熱廠可靠近城市，但距城市發(fā)展邊界應保持適當距離。
        　6.2　工程設計的輻射防護要求
        　6.2.1　核熱電廠的設計必須遵循輻射防護最優(yōu)化原則，將廠內(nèi)外的輻射照射限制在運行工況下的規(guī)定限值和事故工況下的可接受限值以內(nèi)。
        　6.2.2　設計要符合縱深設防的原則，多級防御、多重屏障以防止和緩解事故。
        　　鑒于核熱廠靠近城鎮(zhèn)和用戶，因此核熱電廠的設計必須比核電廠有更為有效和可靠的安全措施，以避免放射性物質(zhì)的外逸，確保城鎮(zhèn)居民和用戶的安全。
        　6.2.3　核供熱廠的設計還必須保證不會發(fā)生堆芯熔化事故。
        　6.2.4　核熱電廠的設計和布置必須有合適的措施，以盡量減少來自所有輻射源的照射和污染，包括對直接輻射的屏蔽、放射性物質(zhì)的包容、監(jiān)測手段，核熱電廠入口的控制以及合適的去污設施等。
        　6.2.5　核熱電廠廠內(nèi)應按預計的輻射水平、人員進入的頻率和停留的時間，實行輻射分區(qū)設計和管理。輻射分區(qū)的劃分和各區(qū)措施要求按國家有關規(guī)定執(zhí)行。
        　6.2.6　核熱電廠的布局必須滿足以下各項要求：
        　　a.盡量按最小風頻的方向?qū)⒎派湫越ㄖ贾玫木用駞^(qū)的上風側(cè)。各個相關的建筑物一般應相對集中布置；
        　　b. 必須有控制進入輻射和污染區(qū)的措施；
        　　c. 必須減少廠區(qū)放射性物質(zhì)運輸和人員流動引起的污染；
        　　d. 為高效率的操作、檢查、維修和更換操作作充分考慮；
        　　e. 必須有帶醒目而持久標志的簡單撤退路線，配備相應的可靠的應急照明和其他輔助設施，確保廠區(qū)外與安全有關的通訊聯(lián)絡晝夜暢通。
        　6.2.7　對限制事故范圍的各有關系統(tǒng)中的容器與密封廠房，在設計階段都應制定允許泄漏率標準，建成后應檢驗其實際泄漏率是否與設計相符，并需在運行中經(jīng)常核實。
        　6.2.8　為控制氣載放射性物質(zhì)，必須設置一套具有適當過濾能力的通風系統(tǒng)，以使釋放到廠內(nèi)、外環(huán)境中的氣載放射性物質(zhì)濃度均低于所規(guī)定的限值水平。
        　6.2.9　為了確保熱網(wǎng)供水不受放射性污染，必須采取下列措施：
        　　a. 必須設置中間回路，防止一次冷卻劑直接泄漏到熱網(wǎng)回路；
        　　b. 整個換熱系統(tǒng)必須具有良好的密封性；熱網(wǎng)換熱器應設置在廠址范圍內(nèi)；
        　　c. 必須具有靈敏的監(jiān)測手段和保護系統(tǒng)，以便在事故工況下能及時監(jiān)測到中間回路和熱網(wǎng)回路的放射性物質(zhì)泄漏，并在放射性物質(zhì)到達用戶前立即關閉熱網(wǎng)閥門。
        　6.2.10　必須制定中間回路介質(zhì)中的放射性限制水平并引入運行限值和條件之中。
        　6.2.11　熱網(wǎng)回路介質(zhì)中放射性核素濃度不得超過1.8Bq/L。
        　6.3　運行輻射防護要求
        　6.3.1　核熱電廠營運單位必須制定運行輻射防護大綱，該大綱應包括職業(yè)照射控制和公眾照射控制。
        　　對于主要的職業(yè)照射控制有：
        　　a. 控制手段　內(nèi)照射劑量控制、外照射劑量控制、輻射監(jiān)督計劃；
        　　b. 控制內(nèi)容　輻射場、表面污染、氣載污染。
        　　該大綱應包括控制目標、操作人員、設施、設備儀表、方法程序和質(zhì)量保證等。
        　　該大綱必須由主管部門審查與評價，經(jīng)批準后方可實施。
        　6.3.2　核熱電廠營運單位必須保證對下列規(guī)定有足夠的措施：
        　　a. 廠區(qū)人員的輻射防護；
        　　b. 個人監(jiān)測用的儀器和設備；
        　　c. 廠內(nèi)的放射性監(jiān)督和普查；
        　　d. 環(huán)境輻射監(jiān)測；
        　　e. 質(zhì)保和防護人員的配備；
        　　f. 人員、設備和構(gòu)筑物的去污；
        　　g. 放射性廢物的收集、轉(zhuǎn)移、貯存、處理；
        　　h. 供熱介質(zhì)(蒸汽或熱水)的監(jiān)測。
        　6.3.3　核熱電廠營運單位必須制定適當?shù)囊?guī)程，保證放射性物質(zhì)的安全管理、轉(zhuǎn)移和運行，并使得對廠區(qū)人員和公眾的放射性危害減至最小，這些規(guī)定必須包括監(jiān)督方面的條款，以保證切實遵守已有的規(guī)定。
        　6.4　在設計核熱電廠時，應考慮該廠的退役措施。還應為廠區(qū)人員和公眾在退役期間所受到的輻射照射保持于可合理達到的盡量低水平，以及充分有效地保護環(huán)境防止放射性污染作出努力。
        
        7　事故的輻射防護
        　7.1　按可能導致輻射危害程度的大小，將核熱電廠的事故分為預計運行事件、大事故、重大事故和最大可信事故。
        　7.1.1　預計運行事件用于核電熱廠正常運行工況下的環(huán)境評價。對公眾的劑量控制限值按第5.1.2條執(zhí)行。
        　7.1.2　大事故、重大事故和最大可信事故對公眾的劑量控制限值按GB 6249第4.3條和第4.4條規(guī)定執(zhí)行。
        　7.2　應針對下列事故進行輻射后果分析，并采取相應的輻射防護措施。
        　　a. 一次冷卻劑喪失事件；
        　　b. (中間和熱網(wǎng))換熱器傳熱導管破損事件；
        　　c. 中間回路傳熱介質(zhì)喪失事件；
        　　d. 放射性廢氣和廢液貯存設備破裂事件；
        　　e. 換料過程中燃料跌落事件；
        　　f. 乏燃料元件運輸過程中的事件；
        　　g. 其他。
        　7.3　核熱電廠營運單位必須制定核熱電廠場內(nèi)應急計劃，配合地方應急組織制定場外應急計劃。
        　7.4　干預水平及應急防擴措施。
        　7.4.1　公眾中個人(成人)受到的有效劑量當量預計為5～50mSv。甲狀腺劑量當為50～500mSv時，必須采取適當?shù)拇胧?例如關閉門窗、室內(nèi)隱蔽、服用碘片等)。
        　7.4.2　公眾中個人(成人)受到的有效劑量當量預計為50～500mSv，可以考慮采取果斷的措施(例如組織撤離等)。
        　7.5　核熱電廠一旦發(fā)生超劑量和放射性物質(zhì)釋放事故，營運單位必須迅速查明發(fā)生事故的部位和原因。采取一切措施制止事故進一步擴大，并立即上報主管部門和有關監(jiān)督部門。
        　7.6　事故發(fā)生后，必須迅速收集判斷事故等級和事故評價所需的資料和監(jiān)測數(shù)據(jù)。在整個事故處理過程中應作出完整的記錄，并存檔。
        
        8　放射性廢物管理
        　8.1　核熱電廠營運單位應制定廢物管理大綱(包括廢物的處理、貯存和處置)，采取一切必要措施，盡量減少或減小放射性廢物的產(chǎn)生量或體積。對放射性廢物嚴格管理，加強監(jiān)測，防止放射性廢物擴散。
        　8.2　核熱電廠營運單位必須制定流出物的排放管理限值，以及監(jiān)測和控制排放量、排放濃度的方法和規(guī)程。上報主管部門和國家監(jiān)督部門審批。
        　　批準的排放管理限值應包括在運行限值和條件之內(nèi)；必須根據(jù)經(jīng)驗積累和技術發(fā)展定期審查這些限值。
        　8.3　放射性廢物的分類、處理、貯存、排放、處置和運輸必須按國家相應標準的有關規(guī)定執(zhí)行。
        
        9　輻射監(jiān)測
        　9.1　核熱電廠營運單位應根據(jù)具體情況，按照輻射防護最優(yōu)化原則制定輻射監(jiān)測計劃，開展輻射監(jiān)測。
        　9.2　工作場所監(jiān)測。
        　9.2.1　對核島及共有關廠房，應連續(xù)或定期監(jiān)測β、γ、中子輻射、空氣污染和表面污染水平；在異�；蚴鹿是闆r下輻射監(jiān)測系統(tǒng)應能自動給出報警信號。
        　　將測量結(jié)果，連同測量的方法、儀器、測量條件和測量時間等記錄、存檔。
        　9.2.2　在進行換料、開蓋檢修或其他帶放射性設備的檢修以及工作人員進入高輻射區(qū)時，應根據(jù)輻射防護要求分別進行輻射場、空氣污染和表面污染及去污的監(jiān)測，必要時進行特殊監(jiān)測。
        　9.3　個人監(jiān)測
        　9.3.1　工作人員可能受到β、γ、中子的外照射時，應進行外照射個人劑量監(jiān)測，佩戴相應的個人劑量計。當身體某部位可能受到較大劑量時，還應佩戴局部劑量計。
        　　個人劑量監(jiān)測結(jié)果逐個登記、存檔，其保存時間至少至停止放射工作后30a。
        　9.3.2　操作開放型輻射源的人員或進入放射性污染工作場所的人員都應接受內(nèi)照射監(jiān)測(生物化驗和人體計數(shù)器等)；在離開工作場所時應進行表面污染檢查。
        　9.3.3　工作人員受到異常照射應進行專門調(diào)查，根據(jù)事故情況來確定實際所受的劑量，并將調(diào)查和處理結(jié)果填入“異常輻射照射調(diào)查表”。
        　9.4　供熱(介質(zhì))監(jiān)測
        　9.4.1　核熱電廠營運單位必須對中間回路進行連續(xù)監(jiān)測和取樣分析。對熱網(wǎng)回路進行定期和不定期的取樣監(jiān)測。
        　9.4.2　中間回路和熱網(wǎng)回路傳熱介質(zhì)的監(jiān)測內(nèi)容包括：γ輻射水平、總β及主要核素分析。
        　9.5　流出物監(jiān)測、環(huán)境監(jiān)測以及監(jiān)測質(zhì)量保證按國家相應標準的有關規(guī)定執(zhí)行。
        
        10　組織管理
        　10.1　輻射防護機構(gòu)與職責
        　10.1.1　核熱電廠必須設置獨立于生產(chǎn)部門的輻射防護和環(huán)境保護機構(gòu)，配備合格的輻射防護人員，負責核熱電廠的輻射安全工作。
        　10.1.2　輻射防護機構(gòu)的職責是：
        　　a. 根據(jù)本標準和主管部門的要求，以及核熱電廠的特點，制定內(nèi)、外照射和放射性流出物排放管理限值和參考水平；
        　　b. 會同生產(chǎn)運行部門制定運行輻射防護大綱，并監(jiān)督輻射工作人員按大綱的要求進行操作；
        　　c. 制定輻射監(jiān)測計劃。組織實施工作人員的個人監(jiān)測、工作場所監(jiān)測和其他輻射防護服務；組織實施流出的物和環(huán)境監(jiān)測工作；
        　　d. 監(jiān)督實施放射性廢物管理大綱、放射性物質(zhì)運輸安全規(guī)程；
        　　e. 會同有關機構(gòu)制定與實施場內(nèi)應急計劃，加強輻射事故管理；
        　　f. 收集和記錄與以上大綱、規(guī)程有關的一切資料，開展輻射防護與環(huán)境質(zhì)量評價；
        　　g. 對輻射工作人員進行輻射防護規(guī)程的培訓；
        　　h. 會同廠內(nèi)輻射醫(yī)療機構(gòu)制定與實施輻射工作人員醫(yī)療保健的規(guī)定。
        　10.2　核熱電廠營運單位應對輻射防護和環(huán)境保護工作負責，確保開展輻射防護工作所需的實驗室、儀器設備和經(jīng)費。
        　10.3　放射工作人員的健康管理
        　　要切實關心放射工作人員的身體健康，由授權(quán)的醫(yī)療機構(gòu)對工作人員進行常規(guī)醫(yī)學監(jiān)督和異常受照人員的醫(yī)學處理。工作人員應享受的勞動保護和相應待遇，按照有關規(guī)定執(zhí)行。

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