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| 标准编号 | GB 6249-2011 (GB6249-2011) | | 中文名称 | 核动力厂环境辐射防护规定 | | 英文名称 | Regulations for environmental radiation protection of nuclear power plant | | 行业 | 国家标准 | | 中标分类 | Z50 | | 国际标准分类 | 27.120.20 | | 字数估计 | 11,141 | | 发布日期 | 2011-02-18 | | 实施日期 | 2011-09-01 | | 旧标准 (被替代) | GB 6249-1986 | | 引用标准 | GB 18871-2002 | | 标准依据 | 环境保护部公告公告2011年第21号;国家标准批准发布公告2011年第6号 | | 发布机构 | 环境保护部、中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 | | 范围 | 本标准规定了陆上固定式核动力厂厂址选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环境辐射防护要求。本标准适用于采用轻水堆或重水堆发电的陆上固定式核设施, 其他堆型的核动力厂可参照执行。 | GB 6249-2011: 核动力厂环境辐射防护规定
GB 6249-2011 英文名称: Regulations for environmental radiation protection of nuclear power plant
中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准
代替 GB 6249-86
2011-02-18 发布
2011-09-01 实施
环 境 保 护 部
国家质量监督检验检疫总局 发 布
中华人民共和国环境保护部 公 告
2011年 第 21号
为贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国放射性污染防治法》，防治污染，保障
人体健康，现批准《核动力厂环境辐射防护规定》等三项标准为国家放射性污染物防治标准，并由我部
与国家质量监督检验检疫总局联合发布。标准名称、编号如下：
二、核电厂放射性液态流出物排放技术要求（GB 14587-2011）；
三、低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体（GB 14569.1-2011）。
按有关法律规定，以上标准具有强制执行的效力。
以上标准由中国环境科学出版社出版，标准内容可在环境保护部网站（bz.mep.gov.cn）查询。
以上标准自 2011年 9月 1日起实施，同时下列标准废止：
一、核电厂环境辐射防护规定（GB 6249-1986）；
二、轻水堆核电厂放射性废水排放系统技术规定（GB 14587-1993）；
三、低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体（GB 14569.1-1993）。
特此公告。
（此公告业经国家质量监督检验检疫总局纪正昆会签）
2011年 2月 18日
1 适用范围
本标准规定了陆上固定式核动力厂厂址选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等的环境辐射防护要求。
本标准适用于采用轻水堆或重水堆发电的陆上固定式核设施，其他堆型的核动力厂可参照执行。
4 环境辐射防护总则
4.1 核动力厂所有导致公众辐射照射的实践活动均应符合辐射防护实践的正当性原则。
4.2 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。
4.3 剂量限制和潜在照射危险限制，按照 GB 18871-2002的相关规定：
a）在运行状态条件下，应对可能受到核动力厂辐射照射的公众个人实行剂量限制；
b）应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使所有潜在照射所致的个人危险与正常照射剂量限
值所相应的健康危险处于同一数量级水平。
4.4 对于多堆厂址的各核动力厂，在环境辐射防护方面应实施统一的放射性流出物排放量申请、流出
物和环境监测管理以及应急管理。
4.5 核动力厂应采取一切可合理达到的措施对放射性废物实施管理，实现废物最小化，包括在核动力
厂的设计、运行和退役的全过程。废物管理应采用最佳可行技术实施对所有废气、废液和固体废物流的
整体控制方案的优化和对废物从产生到处置的全过程的优化，力求获得最佳的环境、经济和社会效益，
并有利于可持续发展。
5 厂址选择要求
5.1 在核动力厂厂址选择的过程中必须考虑与厂址所在区域的城市或工业发展规划、土地利用规划、
水域环境功能区划之间的相容性，尤其应避开饮用水水源保护区、自然保护区、风景名胜区等环境敏感区。
5.2 在评价核动力厂厂址的适宜性时，必须综合考虑厂址所在区域的地质、地震、水文、气象、交通
运输、土地和水的利用、厂址周围人口密度及分布等厂址周围的环境特征，必须考虑厂址所在区域内可
能发生的自然的或人为的外部事件对核动力厂安全的影响，必须充分论证核动力厂放射性流出物排放
（特别是事故工况下的流出物排放）、热排放及化学流出物排放对环境、当地生态系统和公众的影响，必
须考虑新燃料、乏燃料及放射性固体废物的贮存和转运。
5.3 在核动力厂厂址选择中，应结合厂址周围的环境特征现状和预期发展，论证实施场外应急计划的可行性。
5.4 在核动力厂厂址选择时，应考虑核动力厂放射性废物的安全处置。
5.5 在核动力厂的厂址选择过程中，应考虑环境保护和辐射安全因素，经比选，对候选厂址进行优化分析。
5.6 必须在核动力厂周围设置非居住区和规划限制区。非居住区和规划限制区边界的确定应考虑选址
假想事故的放射性后果。不要求非居住区是圆形，可以根据厂址的地形、地貌、气象、交通等具体条件
确定，但非居住区边界离反应堆的距离不得小于 500 m；规划限制区半径不得小于 5 km。
5.7 核动力厂应尽量建在人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点。规划限制区范围内不应有 1
万人以上的乡镇，厂址半径 10 km范围内不应有 10万人以上的城镇。
5.8 对于多堆厂址，应综合考虑各反应堆的特点，确定非居住区和规划限制区边界。
5.9 在发生选址假想事故时，考虑保守大气弥散条件，非居住区边界上的任何个人在事故发生后的任
意 2 h 内通过烟云浸没外照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量不得大于 0.25 Sv；规划限制区边界
上的任何个人在事故的整个持续期间内（可取 30 d）通过上述两条照射途径所接受的有效剂量不得大于
0.25 Sv。在事故的整个持续期间内，厂址半径 80 km 范围内公众群体通过上述两条照射途径接受的集
体有效剂量应小于 2×104人·Sv。
6 运行状态下的剂量约束值和排放控制值
6.1 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，每年必须
小于 0.25 mSv的剂量约束值。
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。
6.2 核动力厂必须按每堆实施放射性流出物年排放总量的控制，对于 3 000 MW 热功率的反应堆，其
控制值见表 1和表 2。
6.3 对于热功率大于或小于 3 000 MW的反应堆，应根据其功率按照 6.2规定适当调整。
6.4 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 6.2 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。
6.5 核动力厂放射性排放量设计目标值不超过上述 6.2、6.3 和 6.4 确定年排放量控制值。营运单位应
针对核动力厂厂址的环境特征及放射性废物处理工艺技术水平，遵循可合理达到的尽量低的原则，向审
管部门定期申请或复核（首次装料前提出申请，以后每隔 5年复核一次）放射性流出物排放量。申请的
放射性流出物排放量不得高于放射性排放量设计目标值，并经审管部门批准后实施。
6.6 核动力厂的年排放总量应按季度和月控制，每个季度的排放总量不应超过所批准的年排放总量的
1/2，每个月的排放总量不应超过所批准的年排放总量的 1/5。若超过，则必须迅速查明原因，采取有效措施。
6.7 核动力厂液态放射性流出物必须采用槽式排放方式，液态放射性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，结合厂址条件和运行经验反馈进行优化，并报审管部门批准。
6.8 对于滨海厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氚和 14C外其他放射性核素浓度不应超过 1
000 Bq/L；对于内陆厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氚和 14C外其他放射性核素浓度不应
超过 100 Bq/L，并保证排放口下游 1 km处受纳水体中总β放射性不超过 1 Bq/L，氚浓度不超过 100
Bq/L。如果浓度超过上述规定，营运单位在排放前必须得到审管部门的批准。
7 事故工况下的辐射防护要求
7.1 按可能导致环境危害程度和发生概率的大小，可将核动力厂事故工况分为设计基准事故（包括稀
有事故和极限事故）和严重事故。
7.2 核动力厂事故工况的环境影响评价可采用设计基准事故，在设计中应采取针对性措施，使设计基
准事故的潜在照射后果符合下列要求：
在发生一次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后 2 h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 5 mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在 50 mSv以下。
在发生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后 2 h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 0.1 Sv以下，甲状腺当量剂量应控制在 1 Sv以下。
7.3 根据国家相关法规要求，核动力厂及有关部门应制订相应的场内外应急计划，做好应急准备。确
定应急计划区范围时应考虑严重事故产生的后果，并防止确定性效应的发生。
8 流出物排放管理和流出物监测
8.1 流出物排放管理
8.1.1 气载放射性流出物必须经净化处理后，经由烟囱释入大气环境。
8.1.2 液态放射性流出物排放前应对槽内液态放射性流出物取样监测，槽式排放口应明显标志。排放
管线上应安装自动报警和排放控制装置。
8.1.3 核动力厂液态流出物总排放口的位置应根据下游取水、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水生生物的产卵场、洄游路线、养殖场等环境敏感区。
8.2 流出物监测
8.2.1 核动力厂营运单位必须制定流出物监测大纲，并依据该大纲对所排放的气载和液态放射性流出
物进行监测。测量内容应包括排放总量、......
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