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1、附件2中华人民共和国国家标准GB6249XXXX代替GB6249.2011核动力厂环境辐射防护规定Regu1.ationsIbrenvironmenta1.radiationprotectiono1.nuc1.earpowerp1.ant（征求意见稿）S次I前三III112规范性引用文件14幅射防沪总则25场t1.t择要求-36运行状态下的剂约束值和排放控制值37事故工况下的辐射防护要求.48流出物排放首理和流出物监测59辐射环境监测6IO放射性固体蛾管理6I1.核动力厂的退役”7附录A全堆芯培化的选址假想事故源项确定基本假设8附录B小型模块化核动力厂选址截想事故源项确定原则10附录C轻水堆核
2、动力厂典型设计基准事故类别I1.本文件按照GB,T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定起草,本文件代替GB624%201.1.核动力厂环境羯射防护规定，与GB6249-2011相比，除编辑性修改外，主要技术变化如下：修改了适用范围.删除“设计和扩建”两种活动，新增“供汽供热*陆上固定式核动力.修改了部分术语及其定义.增加“小型模块化核动力厂、”槽式排放口“、人口集中地区三条术语及其定义;删除了术语“规划限制区、”剂量约束”；将”放射性流出物“修改为流出物.修改了场址选择的环境辐射防沪要求.修改了规划限制区半径的最小距图要求.增加给出了选址假想事故的基本假设要
3、求，并分别列于资料性附录A和附录B；删除了选址帆想事故下的集体有效剂接受准则.明确了小型模块化核动力厂非国主区和规划限制区的设应要求，并给出选址假想事故下相应的剂量接受准则.修改了流出物排放控制的要求.将本京节涉及流出物排放管理的相关条款调整到“流出物排放管理和流出物监测束节，同时将原流出物播放管理和流出物监测“京节涉及设计的内容纳入到本章.删除了涉及行政管理的相关规定.修改了事故工况下的幅射防护要求.删除了设计基准事故的甲状腺当量剂量接受准则；增加了轻水堆核动力厂典型设计基准事故的类别并列于资料性附录C；增加了小型模块化核动力厂事故工况下的辐射防护要求；俗确定应刍计划区时考虑产重事故产生的后
4、果修订为制定核事故应急预案时考虑严市事故产生的后果.修改了流出物排放管理和流出物监测的要求.修改了年排放总量周期控制的要求；新增了流出物在线监测的要求；增加了流出物监测大纲定期优化的要求；增加了液态流出物监测核素的选取原则；坳除了涉及行政管理的相关规定.修改了辐射环境监测的要求,增加了小坦模块化核动力厂运行前和运行期间辐射环境监测的要求；增加了运行期间加强场内地下水福射环境水平的监测的规定；删除了涉及行政管理的相关规定。修改了放射性固体废物管理的要求.坳除了“放射性废物在否存库内否存期限不应超过5年”的翅定.本文件由生态环境郃提出.本文件起草单位：苏州热工研究院有限公药、生态环境部核与辐射安全
5、中心.本文件历次版本发布情况为：GB6249-86；GB6249-2011.核动力厂环境辐射防护规定I本标准规定了陆上固定式核动力厂在场址选择、建造、运行、退役和修改等活动中所应避循的环境镉射防护要求.本标准适用于采用水冷反应堆发电、供汽供热的陆上固定式核动力厂.其它堆型核动力厂可参考使用.2规兔性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，具片新版本（包括所有的修改单）适用于本文件.GB18871电商辐射昉护与辐射源安全基本标准3术语和定义下列术语和定义适用于本文件.3. 1小型模块化核动
6、力厂sma1.1.nu1.u1.arreactornuc1.earpowerp1.ant指单堆热功率不大于300MW,采用模块化设计，充分利用固有安全特性的水冷反应堆核动力厂.3.2 环境敏感区environmenta1.sensitivearea是指依法设立的各级各类自然、文化保护地，以及对核动力厂产生的环境影响特别敏感的区域.3.3 非居住区exc1.usionarea指反应堆周围一定范围内的区域，该区域内禁止有常住居民,由核动力厂的宫运单位对这一区域行使有效的控制，包括田可个人和财产从该区域缴离；公路、佚路、水路可以穿过该区域，但科导干扰核动力厂的正常运行；在事故情况下，可以做出适当和有
7、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痰与安全是允许的.3.4 多堆场址muki-rcactorsite指有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核动力厂场址.3.5 流出物efen00.02.0.02贵金属(Ru,Rh,FM,Mo,Tc,Co)0.000.00250.0025饰族(Ce,Pu,Np)0.000.00050.0005翎系(Ia,Zr,Nd,Eu,Nb,Pm,Pr,Sm.Y.Cm-Am)0.000.00020.0002注：上述数据适用于最大怵耗低于62GWDAITU反应堆.A.3化
8、学形态如果反应堆地坑水的PH控制在7或者更大，则应假设由反应堆冷却剂系统释放到安全壳的放射性模中95%为气溶胶碘、4.85%为元素碘、0.15%为有机碘,这里包括了从间隙和燃料芯块的释放.除了元素确、有机械和怅性气体以外，其余的裂变产物窃设以气溶胶形态存在.A.4安全壳内放射性核素的去除A.4.1安全壳喷淋去除如果核动力厂设计中具有安全级的安全壳喷淋系统，并且该系统满足单一故组准则，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.A.4.2自然去除过程可考虑安全无内自然过程（如田力沉降、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.A.5
9、安全壳泄漏的考虑A.5.1单层安全壳泄漏在事故后装初24h内，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后可考虑安全壳泄弼率减半.A.5.2双层安全壳释放A.5.2.I对于具有密封性双层安全壳结构的核动力厂，内层安全壳的泄漏按照A5I考虑.A.5.2.2应考虑内层安全先直接旁通到环境中的释放途径.羟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.A.5.2.3从内层安全壳泄漏到环形空间的放射性核累，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速系统处理后向环境释放.附录B（资料性）小型模块
10、化核动力厂选址假想事故遁项确定原则小型模块化核动力厂在场址选择阶段确定选址例想事故及事故源项时，可采用以下任一原则：B.I原则一考虑全堆芯焰化，参照大型水冷反应堆核动力厂选址假想事故源项的计R方法和参数假设确定选址假想事故遁项.B.2原则二采用概率论、确定论方法，结合工程判断选择小型模块化核动力厂选址怪想事故,该事故应包络设计基准事故及预计发生频率10雄年的事故序?!）.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推芯损伤概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、安全壳完好的假爆事故，并依此确定选址假想事故源项.附录C（资料性）轻水堆核动力厂典型设计基准事故类别典型事故事故类别装有一回路冷却剂的小首线在安全壳外破裂事故稀有事故蒸汽发生器传热管破裂-事故并发确应稀有事故主蒸汽省道破裂-事故并发确蜂吸限事故主泵卡转子事故极限事故弹楮事故极限事故燃料操作事故极限事故冷却剂主管道大破口失水事故极限事故蒸汽发生器传热管破裂燃料破损或事故前横蜂极限事故主蒸汽管道破裂-物料破损或事故前碉峰极限事故
