ICS 27.120.20 CCS F 70 NB 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标准 NB/T 20705—2023 核电厂退役辐射防护与监测要求 Requirements of radiation protection and monitoring for decommissioni ng of nuclear power plant s 点击此处添加与国际标准一致性程度的标识 文稿版次选择 报批稿 2023 - 10 - 11发布 2024 - 4 - 11实施 国家能源局 发布 NB/T 20705—2023 I 前 言 本文件按照 GB/T 1.1 -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。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件由核工业标准化研究所归口。 本文件起草单位：中国核动力研究设计院、中核核电运行管理有限公司。 本文件主要起草人：何琳、吴耀、李志华、曾波、王凯、 王帅、张维、姜赫 、李莉、肖峰 。 NB/T 20705—2023 1 核电厂退役辐射防护与监测要求 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂退役的 辐射防护与监测 要求，包括辐射防护大纲、剂量限 制、辐射分区 与管理、防护要求、 辐射监测 要求、质量保证 、记录与报告 等要求。 本文件适用于压水堆核电厂退 役全过程的辐射防护与监测 ，其他类型核电厂可参考执行 。 2 规范性引用文件 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，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本 文件。 GB/T 4960 .5 核科学技术术语 辐射防护与辐射源安全 GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 NB/T 20138 核电厂个人和工作场所辐射监测 NB/T 2064 6 核电厂退役源项调查与放射性物质存留量估算 3 术语和定义 GB/T 4960 .5界定的术语和定义适用于本 文件。 4 一般要求 4.1 核电厂退役带来 辐射危害和环境影响应满足最优化原则。 4.2 退役过程中应采取适当的措施，对人员的正常照射和潜在照射加以限制，使退役所致的个人有效 剂量不超过 剂量约束值 。 4.3 退役方案的设计应使对人的防护与安全最优化，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的水平。 4.4 应在退役实施准备阶段 编制辐射防护大纲 并在退役过程中监督执行 ，以保护与退役活动 相关的工 作人员、公众和环境的辐射安全。 4.5 退役过程中 应贯彻放 射性废物最小化原则 。 5 辐射防护大纲 5.1 退役辐射防护大纲 的制定和实施，应与退役的范围与目标相适应 。在编制辐射防护大纲时应注意 与退役计划的其他部分的衔接。 5.2 辐射防护大纲的 主要内容包括但不限于以下方面 ： a) 退役核电厂简介； b) 退役放射性源项及分布情况； c) 剂量限制； d) 退役场所 辐射分区 ； e) 正常情况的防护措施； f) 异常情况情景及处理措施； g) 辐射监测计划 ； h) 辐射安全组织及职责； NB/T 20705—2023 2 i) 人员培训； j) 辐射防护大纲的监查和评审。 5.3 应定期对辐射防护大纲进行评审和更新，以确保辐射防护大纲的有效性并得到了有效执行，对人 员和环境进行了充分的保护。 6 剂量限制 6.1 职业照射 6.1.1 退役工作中的工作人员剂量限值按 GB 18871 的规定执行 。 6.1.2 应根据退役计划 合理确定退役工程工作人员的个人剂量约束值 和管理目标值 。 6.2 公众照射 6.2.1 核电厂退役活动所致公众受照剂量限值按 GB18871 的规定执行 。 6.2.2 应合理确定核电厂退役活动所致 公众剂量约束值 和目标值，具体要求如下： a) 退役核电厂所在厂址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 0.25 mSv 的剂量约束值； b) 应根据退役计划和放射性废物处理工艺等合理制定核电厂退役活动所致公众剂量约束值； c) 应根据退役场址 的有限制开放或无限制开放目标确定核电厂退役完成后公众的剂量目标值。 6.3 流出物排放控制值 6.3.1 应根据确定的公众剂量约束值，结合厂址环境特征、源项、退役工艺和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确定核电厂退役的流出物排放控制值。 6.3.2 气态流出物应包括排放的主要核素及其年排放总量，液态流出物应包括排放的主要核素及其年 排放总量、排放活度浓度。 6.4 表面污染控制水平 核电厂退役期间应对工作人员体表、衣物和作业场所的工具、设备、墙面、地面等的表面污染水平 进行控制（退役活动污染区域除外），其控制水平执行 GB1887 1的规定。 7 辐射分区与管理 7.1 为便于退役期间的 辐射防护管理和职业照射的控制， 可参考核电厂运行阶段辐射分区设置情况， 根据源项调查结果及分布情况 进行辐射分区。 7.2 应根据核电厂的特点、退役工艺的特点、操作系统的自动化程度和 人员居留特征 等确定各辐射分 区的参考水平 ，包括γ辐射水平 和空气污染水平。 7.3 辐射分区的边界 宜采用核电厂原 建筑实体边界，当无法采用 原实体边界时，应采取适当的措施设 立新的边界。 7.4 退役过程中，当辐射源项的种类、活度或分布等出现重大变化时，应及时对辐射分区进行评价， 必要时对分区进行调整。 7.5 应根据退役计划合理规划 人员通道，并在退役过程中根据辐射分区变化及退役操作需求及时进行 调整。 7.6 应合理规划退役产生物项的物流通道，确保具备足够的运输空间。 7.7 应在控制区边界设置控制区出入口，原则上应使用核电厂原有的 控制区出入口 ，统一控制工作人 员出入，防止控制区污染扩散。若退役过程中因人员通道发生变化导致原控制区出入口不满足人员控制 需求，应及时更改或增加 控制区出入口 。 7.8 应在控制区出 入口设置辐射 分区图，在图中给出 退役场所的分区划分和人流、物流通道等内容 ， 并随着辐射分区等变化及时更新 。 NB/T 20705—2023 3 7.9 应在每个辐射分区（包括控制区的各个子区）的入口设置醒目 的警示标牌。标牌 宜包含电离辐射 警告标志、分区名称 等信息。 8 防护要求 8.1.1 退役活动应从改进工艺、控制源项、改善防护条件、提高人员技能水平等方面控制和降低人员 的受照剂量。 8.1.2 应预先评估现有的辐射屏蔽、通风和辐射监测等设施的可用性，当现有设施不能满足需要时应 进行相应改造。 改造设计应进行审查，以满足退役需求。 8.1.3 对辐射照射或污染风险高的设施 进行拆除或切割时 ， 应周密计划 操作所需要的人数和工作时间、 工作程序和防护措施，必要时预先进行演练。 8.1.4 应选用产生放射性气溶胶较少的工艺，控制现场空气污染水平。 8.1.5 对于γ辐射水平较高 的退役工作场所，应选用自动化程度高的设备，采用远距离操作的方式 实 施退役操作。必要时使用临时屏蔽装置 降低人员操作处的辐射水平。 8.1.6 拆卸污染设施设备前应采取有效的去污措施，尽量降低其辐射水平 和污染水平 。 8.1.7 退役过程中通风系统应使得辐射工作场所保持一定的负压 梯度，在控制区内由低污染区流向高 污染区。 8.1.8 对于退役过程中可能产生大量放射性气溶胶或粉尘的工作场所，应采取特别的通风 、除尘或隔 离措施，以避免放射性扩散。 8.1.9 应为退役工作人员配备适当的个 体防护装备，必要时配备 直读式个人剂量计、 气衣、面罩 、铅 衣、铅围裙等防护 用具，以 有效保护 工作人员的辐射安全 。 8.1.10 应针对退役活动可能发生的异常情况制定相应的辐射防护措施。 9 辐射监测 要求 9.1 辐射监测实施方案 退役辐射监测通常可分为放射性源项调查、退役过程中的辐射监测和终态监测。 开展各阶段监测工 作前应制定辐射监测 实施方案， 规定监测内容、频次、方法等要求 ，还应针对退役过程中可能发生的异 常情况提出相应的监测要求 。 9.2 放射性源项调查 放射性源项调查 贯穿退役全过程 ，包括对核电厂运行史、 辐射水平、放射性物质存留量、 污染特性、 放射性分布状况 的调查。核电厂退役 放射性源项调查 按照NB/T 2064 6执行。 9.3 退役过程中的辐射监测 9.3.1 个人监测 9.3.1.1 个人监测应包括外照射个人 剂量监测、内照射个人 剂量监测和体表污染监测 。 9.3.1.2 对任何在辐射控制区内工作的人员，应进行外照射个人 剂量监测；对于在辐射控制区内工作 并可能有放射性核素摄入的工作人员，应 进行内照射个人 剂量监测；工作人员离开高污染子区和控制区 时应进行体表污染监测。具体监测方法按照 NB/T 20138 执行。 9.3.1.3 外照射个人 剂量监测周期应综合考虑 退役进度安排、 工作人员的工作性质、预期受照剂量的 大小、剂量变化程度