中华人民共和国国家标准 GB 6249-2011 代替GB6249-86 核动力厂环境辐射防护规定 Regulations for environmentalradiation protection of nuclear power plant 本电子版为发布稿.
请以中国环境科学出版社出版的正式标准文本为准.
2011-2-18发布 2011-09-01实施 环 境 保 护 部 发布 国家质量监督检验检疫总局
目次 前言 II 1适用范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4环境辐射防护总则 5厂址选择要求 6运行状态下的剂量约束值和排放控制值 7事故工况下的辐射防护要求 6 8流出物排放管理和流出物监测. 6 9辐射环境监测 10放射性固体废物管理. 8 11核动力厂的退役
前言 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》，防治放射 性污染，改善环境质量，保护人体健康，制定本标准.
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.
本标准是对《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）的修订.
本标准首次发布于1986年，原标准起草单位为清华大学和中国原子能研究院.
本次为第一 次修订，修订的主要内容如下： 一-将原标准中设计基准事故的分类修订为稀有事故和极限事故两类，同时给出了界定稀有 事故和极限事故的频率： 一将原标准中厂址审批阶段的事故释放源项最大可信事故修改为选址假想事故，并给出其 相应的剂量接受准则： 一本标准按堆型、按功率实施放射性流出物年排放总量的控制：对轻水堆，明确规定了液 态放射性流出物中碳14的年排放总量控制，并增加了轻水堆和重水堆气载放射性流出物中碳14 和氟的控制值： 本标准分别规定了滨海厂址和内陆厂址在槽式排放出口处浓度控制值.
自本标准实施之日起，《核电厂环境辐射防护规定》（GB6249-86）废止.
本标准由环境保护部科技标准司、核安全管理司组织制订.
本标准主要起草单位：苏州热工研究院有限公司、环境保护部核与辐射安全中心.
本标准环境保护部2011年1月25日批准.
本标准自2011年9月1日起实施.
本标准由环境保护部解释.
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核动力厂环境辐射防护规定 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.
2规范性引用文件 本标准内容引用了下列文件中的条款.
凡是不注日期的引用文件，其有效版本适用于本标准.
GB18871-2002 电离辐射防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标准.
3.1非居住区exclusion area 指反应堆周围一定范围内的区域，该区域内严禁有常住居民，由核动力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， 但不得干扰核动力厂的正常运行：在事故情况下，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康与安全是允许的.
3.2规划限制区planning restricted area 指由省级人民政府确认的与非居住区直接相邻的区域.
规划限制区内必须限制人口的机械增 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.
3.3多堆广址multi-reactor site 指一个厂址有两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5km的核动力厂厂址.
3.4剂量约束dose constraint 对源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.
剂量约束所指的照射是任何关键人群组在受控源的预期运行过程中、经所 有照射途径所接受的年剂量之和.
对每个源的剂量约束应保证关键人群组所受的来自受控源 的剂量之和保持在剂量限值以内.
3.5环境敏感区environmental sensitive area 指具有需特殊保护地区、生态敏感及脆羽区以及社会关注区特征的区域.
3.6放射性流出物radioactive efluents 通常情况下，核动力厂以气体、气溶胶、粉尘和液体等形态排入环境并在环境中得到稀释和 弥散的放射性物质.
3.7运行状态operational states 正常运行和预计运行事件两类状态的统称.
正常运行是指核动力厂在规定的运行限值和条件 范围内的运行.
预计运行事件是指在核动力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，此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.
3.8事故工况accident conditions 比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和产重事故.
3.9设计基准事故design basis accidents 核动力厂按确定的设计准则进行设计，并在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，且确 保燃料的损坏和放射性物质的释放不超过事故控制值.
设计基准事故包括稀有事故和极限事故两类.
3.10稀有事故infrequent accidents 量燃料元件损坏，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.
3.11极限事故limiting accidents 在核动力厂运行寿期内发生频率极低的事故（预计为10～10/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的系统（包括应急堆 芯冷却系统和安全壳）丧失功能.
3.12选址假想事故postulated siting accident 该事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定厂址非居住区、规划限制区边界的依据.
对于水冷 2
