ICS 13.280 F 72 备案号：36070-2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20140-2012 代替EJ/T636-1992 核动力广广址选择辐射防护技术规范 Technical specification for radiation protection of nuclear power plants siting 2012-01-06发布 2012 - 04 - 06实施 发布 国家能源局 NB/T20140—2012 目 次 前言 IHI 范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4 辐射防护基本原则在选址中的应用 5厂址选择的辐射安全评价 6厂址条件的管理保障 附录A（资料性附录） 选址假想事故源项 附录B（资料性附录） 计算核动力厂运行状态下气载流出物和液态流出物排放对公众产生的辐射 剂量推荐模式 参考文献 35 NB/T 201402012 前言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T636一1992《核电厂厂址选择辐射防护要求》。与EJ/T636一1992相比，主要变化 如下： 一标准的名称《核电厂厂址选择辐射防护要求》改为《核动力厂厂址选择辐射防护技术规范》， 相应的标准编号：NB/T20140—2012； -增加了前言部分，明确了本标准的技术依据和修订内容； 按照GB18871一2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的规定，并参考IAEA的相关标 准丛书，对有关的基本原则和概念做出新的阐明； 根据GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》和GB/T17680.1-2008《核电 厂应急计划与准备准则第一部分：应急计划区的划分》的规定提出严重事故应急对厂址的要 求; 依据GB6249一2011给出核动力厂放射性流出物年排放量总量控制值； 依据GB6249-2011和GB14587一2011给出核动力厂液态流出物排放浓度控制要求； 增加了相应附录： 根据GB6249一2011《核动力厂环境辐射防护规定》中对厂址选择阶段事故工况的定义， 给出放射性源项计算的规定要求。 b) 根据运行状态（包括正常运行和预计运行事件）下各环境隔室放射性物质处于平衡状态下 的计算模式及参数，给出推荐模式及参数缺省值。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人：易洁宜、华旦、毛亚蔚、邱林、郑伟、刘新建、付斌、王晓亮。 本标准所代替标准的历次版本发布情况为： EJ/T636-1992。 II NB/T20140—2012 核动力厂厂址选择辐射防护技术规范 1范围 本标准规定了在核动力厂选址中必须考虑的辐射防护与源安全相关的因素以及厂址辐射安全评价 中应重点确定和分析的核动力厂和厂址的特征参数。 本标准适用于各种水冷反应堆堆型的陆上固定式核动力厂的新厂选址。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 GB6249一2011核动力厂环境辐射防护规定 GB14587--2011核电厂放射性液态流出物排放技术要求 HAD102/12核电厂辐射防护设计 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 运行状态operational‘states 正常运行和预计运行事件两类状态的统称。正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件范围内 的运行。预计运行事件是指在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程； 由于设计中已采取相应措施，此类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。 3. 2 非居住区exclusionarea 指反应堆周围一定范围内的区域，该区域内严禁有常住居民，由核动力厂的营运单位对这一区域行 使有效的控制，包括任何个人和财产从该区域撤离；公路、铁路、水路可穿过该区域，但不得干扰核动 力厂的正常运行；在事故情况下，可做出适当和有效的安排，管制交通，以保证工作人员和居民的安全。 在非居住区内，与核动力厂运行无关的活动，只要不产生影响核动力厂正常运行和危及居民健康与安全 是允许的。 3. 3 规划限制区planningrestrictedzone 指由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域。规划限制区内应限制人口的机械增长，对该 区域内的新建和扩建的项目应加以引导或限制，以考虑事故应急状态下采取适当防护措施的可能性。 NB/T 20140—2012 3. 4 选址假想事故postulatedsitingaccident 该事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定厂址非居住区、规划限制区边界的依据。对于水冷反应堆， 该事故一般应考虑全堆芯熔化，否则应进行充分有效的论证。 3. 5 实践practice 任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有源的照射途径网络，从而使人 们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。 3. 6 剂量约束doseconstraint 对源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防护和安 全最优化时的约束条件。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量 的上界。剂量约束所指的照射是任何关键人群组在受控源的预期运行过程中、经所有照射途径所接受的 年剂量之和。对每个源的剂量约束应保证关键人群组所受的来自所有受控源的剂量之和保持在剂量限值 以内。 4辐射防护基本原则在选址中的应用 4.1概述 核动力厂选址中辐射防护的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影 所选定的厂址应保证核动力厂在运行状态下，厂址周围的居民受到来自核动力厂的照射不得超过 GB6249一2011规定的剂量约束值，并保持在可合理达到的尽量低水平，核动力厂排放的放射性流出物 不得超过审管部门认可的排放控制值，包括排放总量控制值和浓度控制值。如果核动力厂产生的辐射剂 量水平与厂址邻近地区其他实践产生的剂量水平叠加后超过国家规定的剂量限值或审管部门规定的剂 量限值份额，则应适当的改变这些实践，或者认为该厂址是不合适的。 在选址假想事故条件下，厂址周围的居民受到的潜在照射不得超过GB6249-2011规定的剂量验收 准则。实施应急计划的难易程度和代价应作为厂址评定的尺度，对那些在事故工况下无法实施事故应急 计划的厂址应予舍弃。 在厂址的优化比选过程中，应充分考虑辐射防护因素。 4.2运行状态下的剂量约束值和排放控制值 在运行状态条件下，对可能受到核动力厂辐射照射的公众个人实行剂量限制。任何厂址的所有核动 力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，每年应小于0.25mSv的剂量约束值， 应使防护与安全最优化，使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及 受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平。核动力厂营运单位应根据经审管部门批准的剂量约 束值，分别制定气载放射性流出物和液态放射性流出物的剂量管理目标值。 2 NB/T 20140—2012 核动力厂应按每堆实施放射性流出物年排放总量的控制，对于3000MW热功率的反应堆，其控制值 见表1和表2：对于热功率大于或小于3000MW的反应堆，应根据其功率适当调整；对于同一堆型的多堆 厂址，所有机组的年总排放量应控制在表1和表2规定值的4倍以内；对于不同堆型的多堆厂址，所有机 组的年总排放量控制值则由审管部门批准。 核动力厂液态放射性流出物应采用槽式排放方式，并按照GB6249—2011和GB14587—2011的规定实 施放射性浓度控制：对于滨海厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氛和碳14外其他放射性核素浓 度不应超过1000Bq/L；对于滨河、滨湖或滨水库厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氛和碳-14外 其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，并保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1Bq/L， 氛浓度不超过100Bq/L。如果浓度超过上述规定，营运单位在排放前应得到审管部门的批准。 表1气载放射性流出物控制值（对于3000MWt的反应堆） 轻水堆 重水堆 惜性气体 6×10'Bq/a 碘 2×101Bq/a 粒子（半衰期≥8d） 5×101°Bq/a 7x10//Bq/a 1.6×102Bq/a 碳-14 1.5×10′"Bq/a 4.5×10l*Bq/a 表 2 液态放射性流出物控制值（对于3000MWt的反应堆） 轻水堆 重水堆 7.5×10'"Bq/a 3.5×10lBq/a 氣 碳-14 1.5×10*"Bq/a 2×10"Bg/a（除氟外） 其余核素 5.0×10*Bq/a 3