ICS27.120.20 F70 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20529—2018 压水堆核电厂辐射防护设计准则 Radiation protection design criterion for pressurized water reactor nuclear powerplants 2019-04-01实施 2018-12-10发布 发布 国家能源局 NB/T20529—2018 目 次 前言 TT 1范围， 2术语和定义 3设计目标。 2 4辐射防护设计中的辐射源项 5 5运行状态下辐射防护设计 .... 6 6事故工况的辐射防护设计 18 7辐射监测. 19 附录A（资料性附录） 设备材料钻杂质含量水平 21 NB/T20529—2018 前言 本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 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：上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公 司、中广核工程有限公司。 本标准主要起草人：黎辉、付亚茹、梅其良、夏春梅、孙大威、丁谦学、邓理邻、米爱军、熊军、 徐进财、李怀斌、钱磊。 I1 NB/T20529—2018 压水堆核电厂辐射防护设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂辐射防护设计准则。 本标准适用于新建压水堆核电厂辐射防护设计。其他堆型核电厂可参照执行。 2术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 2. 1 职业照射occupationalexposure 除了国家有关法规和标准所排除的照射以及根据国家有关法规和标准予以豁免的实践或源所产生 的照射以外，工作人员在其工作过程中所受的所有照射。 2. 2 剂量限值doselimit 受控实践使个人所受到的有效剂量或当量剂量不得超过的值。 2. 3 剂量约束doseconstraint 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。对于职业照射，剂量约束是与源相关的个人剂量值，用于限制最优化过程中所考虑 的方案范围。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。 2. 4 非居住区exclusionarea 反应堆周围一定范围内的区域，该区域内不得有常住居民，由核电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、水路可以穿过该区域，但不得干扰核电厂 的正常运行。事故情况下，可以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，与核电厂运行无关的活动，只要不影响核电厂正常运行和危及居民健康与安全是允许的。 2. 5 规划限制区planningrestrictedarea 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。 2. 6 控制区controlledarea 在辐射工作场所划分的一种区域，在这种区域内要求或可能要求采取专门的防护手段和安全措施， 以便在正常工作条件下控制正常照射或防止污染扩展，防止潜在照射或限制其程度。 2. 7 监督区supervisedarea NB/T20529—2018 未被确定为控制区，通常不需要采取专门防护手段和安全措施但要不断检查其职业照射条件的任何 区域。 2.8 正常运行normaloperation 核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。 2.9 预计运行事件anticipatedoperationaloccurrences 在核电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，这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。 2. 10 事故工况accidentconditions 比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和设计扩展工况。 2.11 设计基准事故designbasisaccident 导致核电厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该核电厂是按确 定的设计准则和保守的方法来设计的。 注：设计基准事故包括稀有事故和极限事故两类 2.12 稀有事故infrequentaccidents 在核动力厂运行寿期内发生频率很低的事故（预计为10~/堆年～10/堆年），这类事故可能导致少 量燃料元件损环，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失功能。 2.13 极限事故limitingaccidents 在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10/堆年～10/堆年），这类事故的后果包含 了大量放射性物质释放的可能性，但单一的极限事故不会造成应对事故所需系统（包括应急堆芯冷却系 统和安全壳）丧失功能。 2. 14 设计扩展工况designextensionconditions 不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故 工况的放射性物质释放在可接受限值以内。设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化 （严重事故）工况。 2.15 严重事故severeaccidents 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 3设计目标 3.1总体目标 保证在所有运行状态下核电厂内的辐射照射或由于该核电厂任何计划排放放射性物质引起的辐射 照射保持低于规定限值，且可合理达到的尽量低（ALARA）。同时，还应采取措施减轻任何事故的放 射性后果。 3.2运行状态下职业照射剂量限值、剂量约和设计自标值 2 NB/T20529—2018 3.2.1 职业照射剂量限值 应对任何工作人员的职业照射水平进行控制，使之不超过下述限值： 由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均），20mSv； a) b) 任何一年中的有效剂量，50mSv； c) 眼晶体的年当量剂量，150mSv； (P 四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，500mSv。 3.2.2 职业照射剂量约束 职业照射工作人员的个人年剂量约束应不超过15mSv。 3.2.3 职业照射剂量设计目标值 为了保证设计将人员受照剂量降低到可合理达到的尽量低的水平，同时体现最佳实践，应当对职业 照射设定个人剂量和集体剂量设计目标。个人剂量设计目标应为剂量限值的一个适当的份额，一般而言， 集体剂量设计目标不超过1人·Sv/堆·年。 3.3运行状态下公众的剂量限值、约束值及排放量控制值 3.3.1 实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计值不应超过下述限值： 年有效剂量，1mSv； a) 特殊情况下，如果5年连续年平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到 5mSv; 眼晶体的年当量剂量，15mSv； 皮肤的年当量剂量，50mSv。 任何核电厂址的所有反应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 3.3.2 应小于0.25mSv的剂量约束值。 3核电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 3.3.3 制值见表1、表2： 表1气载放射性流出物控制值 核素或核素种类 控制值 6x10** Bq/a 情性气体 碘 2×10l°Bq/a 粒子（半衰期≥8天） 5×10°Bq/a 1c 7×10*Bq/a 氛 1.5×10" Bq/a 表2 液态放射性流出物控制值 核素或核素种类 控制值 氛 7.5×10l3 Bq/a 14c 1.5×10 Bq/a 其余核素 5×10l°Bq/a 3.3.4 对于热功率大于或小于3000MW的反应堆，应根据其功率按照3.3.3的规定适当调整。 3 NB/T20529—2018 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。 3.3.6核电厂放射性排放量设计目标值不超过上述3.3.3、3.3.4和3.3.5的规定的年排放量控制值，并 需遵循可合理达到的尽量低的原则。 3.3.7核电厂液态放射性流出物应采用槽式排放方式，需要确保液态放射性流出物排放是受控的，排 放浓度和排放总量均不超过控制值，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。 1000Bq/L；对于内陆厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氙和"℃外其他放射性核素浓度不应超 过100Bq/L。 3.4事故工况下的辐射防护要求 3.4.1按可能导致环境危害程度和发生概率的大小，可将核电厂事故工况分为设计基准事故和设计扩 展工况。 3.4.2核电厂事故工况下可采用设计基准事故来评价厂外公众的辐射影响，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： a）在发生一次稀有事故时，非居住区边界上公众在事故后任何2h内以及规划限制区外边界上公 众在整个事故持续时间（通常取30天）内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下，甲状腺 当量剂量应控制在50mSv以下； b) 众在整个事故持续时间（通常取30天）内可能受到的有效剂量应控制在0.1Sv以下，甲状腺 当量剂量应控制在1Sv以下。 3.4.3在设计基准事故工况下，从事干预的工作人员所受到的辐射照射剂量不超过50mSv。 下应满足的可居留性准则如下：在设定的持续应急响应期间内（一般为30关），工作人员接受的有效 剂量不大于50mSv，甲状腺当量剂量不大于500mSv。 3.4.5应急控制中心应考虑满足可居留性和可达性的要求，可居留性的评价不应局限于设计