核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定
　　
　?。?986年4月23日國家發(fā)布1986年12月1日實施）
　　
　　1總則
　　
　　1.1本標準為貫徹《中華人民共和國環(huán)境保護法（試行）》和國家有關(guān)法規(guī)，為發(fā)展我國核能事業(yè)，保護環(huán)境，保障人體健康，促進國民經(jīng)濟的發(fā)展，參照有關(guān)標準，結(jié)合我國具體情況而制訂的。
　　
　　1.2本標準適用于各種輕水堆型的陸地固定式核電廠（原則上也適用于核熱電廠）。
　　
　　1.3核電廠的廠址選擇、設計、建造、運行、退役和擴建、改建或變更運行工況，均必須符合本標準有關(guān)章節(jié)的要求。
　　
　　1.4輻射防護原則
　　
　　1.4.1核電廠所有人員輻射照射實踐活動要有正當?shù)睦碛?，保護公眾免受一切不必要的輻射照射。
　　
　　1.4.2輻射防護*化，即考慮了社會的和積極的因素之后，使核電廠對公眾所造成的輻射照射，應遵循“可合理達到盡量低”的原則。
　　
　　1.4.3在正常運行條件下，對可能受到核電廠輻射照射的公眾個人和群體，實行計量當量限度制度。
　　
　　1.4.4在應用這些原則是，應考慮現(xiàn)在的實踐在未來的歲月理所造成的計量負擔。
　　
　　1.5核電廠有關(guān)輻射防護和環(huán)境保護的設施，應通過技術(shù)經(jīng)濟論證，采用*方案，并必須做到與主體工程同時設計、同時施工、同時投產(chǎn)。
　　
　　1.6核電廠的營運毒物，必須根據(jù)國家門頒布的《核電站基本建設環(huán)境保護管理辦法》的規(guī)定，提交相應的環(huán)境影響報告書。
　　
　　1.7核電廠的環(huán)境影響報告書實行專業(yè)技術(shù)審核，國家門批準制度。
　　
　　1.8省級門形式對核電廠的環(huán)境保護工作的檢查、監(jiān)督權(quán)、遇有違反本標準，并使環(huán)境質(zhì)量和公眾健康受到危害的事件時，有權(quán)予以制止，并視情節(jié)輕重依法予以懲罰。
　　
　　2選址要求
　　
　　2.1在評價廠址是否適宜核電廠時，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電廠自身安全的影響；必須考慮核電廠放射性流出物（特別是事故工況下的流出物）對環(huán)境、生態(tài)和公眾的影響；必須考慮新燃料、乏燃料和放射性廢物的貯存和運轉(zhuǎn)問題。
　　
　　2.2核電廠應盡量建在人口密度較低、地區(qū)平均人口密度較小的地點。
　　
　　核電廠距10萬人口的城鎮(zhèn)和距100萬人口以上大城市的市區(qū)發(fā)展邊界，應分別保持適當?shù)闹本€距離。
　　
　　2.3核電廠周圍應非居住區(qū)，非居住區(qū)的半徑（以反應堆為中心）不得小于0.5KM。
　　
　　核電廠非居民區(qū)周圍應設置限制區(qū)，限制區(qū)的半徑為（以反應堆為中心）一般不得小于0.5KM。
　　
　　2.4如果核電廠廠址不能滿足2.2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，并加以詳細說明和論證。
　　
　　2.5在發(fā)生zui大可信事故條件下，非居住區(qū)邊界上的任何個人（成人），在事故發(fā)生后8H內(nèi)所接受的有效計劑量當量應不大于0.25SV，甲狀腺劑量當量應不大于2.5SV。
　　
　　在事故的整個持續(xù)期間內(nèi)（事故持續(xù)時間可取30D），在半徑80KM范圍內(nèi)公眾群體接受的集體有效劑量當量必須小于2×104SV，集體甲狀腺劑量當量必須小于2×104SV。
　　
　　3在正常運行工況下的劑量限值和排放量控制值
　　
　　3.1每座核電站項環(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0.25MSV。
　　
　　3.2每座壓水堆型核電廠氣載和液體放射性流出物的年排放量，除滿足3.1的規(guī)定外，一般還應低于下列控制值。
　　
　　表1
　　
　　氣載放射性流出物控制值
　　
　　惰性氣體2.5×1015Bq
　　
　　碘7.5×1010Bq
　　
　　粒子(半衰期≥8d)2×1011Bq
　　
　　表2
　　
　　液體放射性流出物控制值
　　
　　氚1.5×1014Bq
　　
　　其余核素7.5×1011Bq
　　
　　4事故應急防護水平
　　
　　4.1按可能導致對環(huán)境危害程度的大小，對核電廠的事故分為預期運行事件、大事故、重大事故和zui大可信事故。
　　
　　4.2預期運行事件用于核電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本標準3.1執(zhí)行。
　　
　　4.3大事故和重大事故用于核電廠事故工況下的環(huán)境評價。
　　
　　在每發(fā)生一次大事故時，公眾中任何個人（成人）可能受到的有效劑量當量應控制在5MSV以下，甲狀腺劑量當量應控制在50MSV以下。
　　
　　在每發(fā)生一次重大事故時，公眾中任何個人（成人）可能受到的有效劑量當量應控制在0.1SV以下，甲狀腺劑量當量應控制在1SV以下。
　　
　　4.4zui大可信事故僅用于廠址選擇時的環(huán)境評價。干電池非居民區(qū)邊界上公眾的劑量當量和公眾的集體劑量當量按本標準2.5執(zhí)行。
　　
　　4.5在核電廠試運行前，核電廠的營運單位必須會同有關(guān)部門制定事故應急計劃，上報國家門機有關(guān)政府部門。無事故應急計劃，不予審批。
　　
　　4.6應急事故干預水平規(guī)定如下：
　　
　　4.6.1公眾中個人（成人）受到的有效劑量當量預計大于50MSV，甲狀腺劑量當量預計大于0.5SV時，依序采取適當?shù)拇胧ɡ珀P(guān)閉門窗、室內(nèi)隱蔽、服碘等）。
　　
　　4.6.2公眾中個人（成人）受到的有效劑量當量預計大于0.1SV時，考慮采取果斷措施（例如組織撤離等）。
　　
　　4.7核電廠運行期間，一旦發(fā)生任何可能危害環(huán)境的事故，營運單位必須迅速查明事故發(fā)生的部位和原因，及時處理，設法控制放射性物質(zhì)項環(huán)境中釋放，并立即上報主管部門和省級門及有關(guān)政府部門。
　　
　　5流出物的排放管理
　　
　　5.1核電廠的營運單位，應針對該核電廠廠址的特定環(huán)境特征（例如氣象、水文等）機“三廢”處理工藝技術(shù)水平，遵循“可合理達到盡量低”的原則，提出確保滿足3.1并低于3.2中規(guī)定的年排放量控制值的設計排放量，報國家門審批，獲準后，即為該核電廠放射性流出物的管理目標值。
　　
　　5.2氣載放射性流出物必須通過處理后經(jīng)煙囪排入大氣。
　　
　　5.3核電廠的營運單位必須對氣載和液體放射性流出物進行監(jiān)測，其年排放總量應按季度控制，連續(xù)三個月內(nèi)的排放總量不應超過年排放管理目標值的二分之一。若超過，則必須迅速查明原因，采取有效措施。
　　
　　5.4液體放射性流出物的排放口，應避開集中取水口、經(jīng)濟魚類產(chǎn)卵場、回游路線和水生生物養(yǎng)殖場。
　　
　　5.5核電廠的營運單位應根據(jù)新技術(shù)的發(fā)展和核電廠運行與監(jiān)測中暴露出的薄弱環(huán)節(jié)，不斷改進設備與工藝，并加強管理，盡量減少實際的年排放量。
　　
　　6環(huán)境監(jiān)測與流出物監(jiān)測
　　
　　6.1運行前的環(huán)境調(diào)查
　　
　　6.6.1核電廠試運行前，營運單位必須完成環(huán)境放射性本底輻射水平的調(diào)查，至少應獲得兩年的調(diào)查數(shù)據(jù)。
　　
　　6.6.2通過調(diào)查應獲得關(guān)鍵核素、關(guān)鍵照射（及轉(zhuǎn)移）途徑和關(guān)鍵人群組的資料。
　　
　　6.1.3調(diào)查的環(huán)境介質(zhì)一般應包括：空氣、地表水和地下水、陸生生物和水生生物、食物、土壤、水體底泥和沉降灰等。
　　
　　6.1.4環(huán)境輻射水平的調(diào)查范圍一般取50KM，其余項目的調(diào)查范圍一般取20～30KM。
　　
　　6.1.5分析測量的內(nèi)容一般包括：環(huán)境輻射水平及與核電站有關(guān)的放射性核素。
　　
　　6.2常規(guī)輻射環(huán)境輻射監(jiān)測
　　
　　6.2.1核電廠試運行后，營運單位必須進行常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測，及時分析監(jiān)測結(jié)果，并作出評價，建立檔案，按規(guī)定上報。
　　
　　6.2.2在進行常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測時，應充分利用運行前本底調(diào)查所獲得的資料，在滿足環(huán)境評價需要的情況下，盡量做到環(huán)境監(jiān)測的*化。環(huán)境監(jiān)測的重點是對關(guān)鍵人群組危害zui大的那些核素和項目。
　　
　　6.2.3常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測的環(huán)境介質(zhì)、監(jiān)測內(nèi)容及監(jiān)測范圍參照6.1執(zhí)行。
　　
　　6.3流出物監(jiān)測
　　
　　核電廠的營運單位必須對所有氣載和液體放射性流出物進行監(jiān)測。測量內(nèi)容應包括排放總量、排放濃度機主要核素的分析。
　　
　　6.4事故環(huán)境應急監(jiān)測
　　
　　6.4.1核電廠在試運行前，營運單位應制定環(huán)境應急監(jiān)測計劃，報省級門備案?？紤]到一些事故的突發(fā)性和特殊性，應急監(jiān)測必須靈活、快速。
　　
　　6.4.2環(huán)境應急監(jiān)測是核電廠事故應急計劃的重要組成部分。一般包括：各類輻射事故的監(jiān)測原則、監(jiān)測方法和步驟、監(jiān)測項目、監(jiān)測網(wǎng)點、監(jiān)測工作的、監(jiān)測數(shù)據(jù)的報告、發(fā)布辦法等。
　　
　　6.4.3在環(huán)境應急監(jiān)測計劃中可事先規(guī)定一些導出的行動水平（例如空氣、水和食物中對應于應急行動劑量水平的放射性核素的濃度），便于評價監(jiān)測結(jié)果，及早決定是否需要采取相應的行動。
　　
　　6.5環(huán)境監(jiān)測必須實行質(zhì)量保證制度，采用標準的（或統(tǒng)一的）方法和程序進行操作，不得擅自改變，如需要更改時，必須通過技術(shù)論證。
　　
　　6.6省級門應負責設置核電廠環(huán)境輻射監(jiān)測機構(gòu)，按本標準的相應要求開展監(jiān)測工作。
　　
　　7放射性廢物的貯存和運輸
　　
　　7.1必須對放射性廢物嚴格管理，加強監(jiān)測，并采取有效措施，防止放射性廢物的擴散。
　　
　　7.2必須對放射性廢物嚴格分類，分別處置。嚴禁把易燃、易爆、易腐和非放射性物質(zhì)與固定放射性廢物混在一起運輸和貯存。嚴禁運輸放射性廢液。
　　
　　7.3放射性廢物的貯存和處置，應確保露天水源和地下水不被污染。
　　
　　7.4運輸放射性物質(zhì)（包括新燃料元件和乏燃料元件），必須遵守國家的有關(guān)規(guī)定。運輸放射性物質(zhì)的工作人員，必須熟悉放射性物質(zhì)的運輸規(guī)定、被運送的放射性物質(zhì)的性質(zhì)和必要的防護知識。
　　
　　8核電廠的退役
　　
　　核電廠申請退役獲準后，在制定退役計劃時，必須同時編制環(huán)境影響報告書，經(jīng)國家環(huán)境部門批準后，方可實施。
　　
　　附錄A名詞術(shù)語定義（補充件）
　　
　　A.1每座核電廠：指使用核反應堆發(fā)電的任何廠、站、包括一個或幾個反應堆，以及由于安全需要和產(chǎn)生熱或電能所必須的全部系統(tǒng)、設施和建筑物。
　　
　　A.2試運行：指核電廠檢查后符合安全目的所進行的裝料、物理啟動、零功率運行、功率運行直至合格驗收。
　　
　　A.3運行：指核電廠在規(guī)定的運行條件下的功率運行、停閉、維修、試驗、換料和群體有關(guān)工作的全過程。
　　
　　A.4非居住區(qū)：指核電廠所在的一個區(qū)域，該區(qū)域內(nèi)嚴禁有常住居民，由核電廠的營運單位對這一區(qū)域行使有效控制的管轄權(quán)，包括任何個人和財產(chǎn)從該區(qū)域撤離；公路、鐵路、水路穿過該區(qū)域，但不得干擾核電廠的正常運行；在事故情況下，作出適當?shù)挠行У陌才?，控制交通，以保證工作人員和居民的安全。在非居民區(qū)內(nèi)，與核電廠運行無關(guān)的活動，只要不產(chǎn)生影響核電廠正常運行和危及居民健康與安全，在適當?shù)南拗迪率窃试S的。不要求非居民區(qū)是圓形，根據(jù)廠址的地形、地貌、氣象、交通等具體條件確定。
　　
　　A.5限制區(qū)：指在非居住區(qū)直接鄰近的區(qū)域。限制區(qū)內(nèi)必須限值人口的機械增長。在改區(qū)域內(nèi)不得興建、擴建大的企業(yè)事業(yè)單位和生活居住區(qū)、大的醫(yī)院和療養(yǎng)院、旅游勝地、飛機場和監(jiān)獄等。
　　
　　A.6預期運行事件：在核電廠運行過程中，從設計上就預期到會發(fā)生偏離正常運行工況的所有運行故障。鑒于設計上已有適當?shù)目紤]，發(fā)生這類事故時，不會造成工程安全保護系數(shù)的失效和工程設備的大損傷，業(yè)不會導致放射性物質(zhì)大量向環(huán)境中釋放。
　　
　　A.7大事故：在核電廠壽期內(nèi)，預期法身概率不大于0.01～0.1/堆·年，明顯偏離正常運行極限工況的事故，此時工程安全保護設施如果不能*按照設計要求發(fā)揮作用，就將導致放射性物質(zhì)大量向環(huán)境中釋放，有可能是的故障受到的輻照劑量超過3.1中規(guī)定的劑量限值。
　　
　　A.8重大事故：在核電廠壽期內(nèi)，預期不會發(fā)生或發(fā)生概率不大于5×10－4～10－2/堆·年的嚴重偏離正常運行極限工況的事故，重要的專設工程安全保護設施將可能出現(xiàn)部分地向環(huán)境中釋放。
　　
　　A.9zui大可信事故：是用來進行廠址評價所假設的對環(huán)境產(chǎn)生zui嚴重后果的核電廠事故，它發(fā)生的概率（<10－4/堆·年）極小。不同類型反應堆的zui大可信事故是不同的。對壓水堆核電廠，是指堆芯大規(guī)模地溶化，放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放達到zui嚴重的事故。
　　
　　附加說明：
　　
　　本標準由國家提出。
　　
　　本標準由清華大學核能技術(shù)研究所和中國原子能研究院負責起草。
　　
　　本標準重要起草人劉元中、姜希文。
　　
　　本標準由國家負責解釋。