压水堆核电厂电离辐射防护大纲编制要求-征求意见稿.docx

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1、ICS点击此处添加ICS号CCS点击此处添加CCS号T/CEPPC中国电力发展促进会团体标准TCEPPCXXXX-XXXX压水堆核电厂电离辐射防护大纲编制要求RequirementsofionizingradiationprotectionoutlineforPWRnuclearpowerplant（征求意见稿）在提交反馈意见时，请将您知道的相关专利连同支持性文件一并附上。XXXX -XX-XX 发布XXXX-XX-XX实施中国电力发展促进会发布目次前言II1范围32规范性引用文件33术语和定义34电离辐射防护和安全的原则与要求45辐射源76辐射分区107辐射防护措施128辐射防护监测219辐

2、射照射剂量评价24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。本文件由核工业标准化研究所提出。本文件由中国电力发展促进会归口。本文件起草单位：中国核电工程有限公司本文件主要起草人：*请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。压水堆核电厂电离辐射防护大纲编制要求1范围本标准规定了压水堆核电厂电离辐射防护要求和方法。本标准适用于出口型压水堆核电厂（正文简称核电厂）电离辐射防护和评价，国内及其它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

3、,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。GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB27742可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度GB/T16148放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范GBZ128职业性外照射个人监测规范GBZ129职业性内照射个人监测规范NB/T20576压水堆核电厂反应堆压力容器中子注量率分析3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3. 1强贯穿辐射stronglypenetratingradiation在一个均匀和单向的辐射场中，对某一给定的人体取向，若皮肤任何一个小面积受到的当量剂量与有效剂量的比值

4、小于10倍，则这种辐射称之为强贯穿辐射。强贯穿辐射一般指中子、能量高于2MeV的电子和能量高于15keV的光子的辐射。3.2弱贯穿辐射weaklypenetratingradiation在一个均匀和单向的辐射场中，对某一给定的人体取向，若皮肤任何一个小面积受到的当量剂量与有效剂量的比值大于10倍，则这种辐射称之为弱贯穿辐射。弱贯穿辐射一般指能量低于2MeV的电子（如低能+-内转换电子）以及质子、能量低于15keV的光子和粒子等大质量带电粒子的辐射。3.3剂量目标dosetarget依据辐射防护最优化原则，按照应用一般可划分为剂量设计目标和剂量管理目标，按照目的划分一般包括集体剂量目标和个人剂量

5、目标。个人剂量目标是通过以剂量约束为上界的最优化研究和实践而提出的工作人员年受照剂量的目标。3.4剂量设计目标dosedesigntarget用于核电厂设计阶段对职业照射的集体剂量和个人剂量的分布等进行前瞻性评价。基于核电厂的设计特征，在设计阶段遵照辐射防护最优化原则，通过以剂量约束为上界的最优化研究而提出的工作人员年受照剂量的目标。它不是剂量限值，在有合理理由的情况下可以被超过。实现设计目标本身并不表明设计满足了最优化原则。如果代价是合理的，那么应当将剂量降低到剂量设计目标之下。3.5剂量管理目标dosemanagementtarget用于核电厂运营管理中控制职业照射的剂量或在启动计划中的工

6、作之前,对不同操作情景下的集体剂量和个人剂量的分布等进行前瞻性评价。基于核电厂预期制定的剂量约束以及管理方案和辐射防护最3优化设计研究成果而确定的，用于通过运营管理和措施优化的手段管控工作人员的受照年剂量不会超过的目标。3.6监测monitoring为评价和控制辐射或放射性物质的照射，对剂量或污染所进行的测量及对测量结果的解释。4电离辐射防护和安全的原则与要求4. 1基本原则4.2.1 核电厂电离辐射防护和安全总的原则应是基于在不对产生电离辐射危险的设施运行和活动的开展施加不适当限制的情况下保护当今和未来人类与环境免受电离辐射的有害影响。4.2.2 核电厂的电离辐射的防护和安全是以在核电厂中建

7、立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害的基本安全目标为前提的。为了实现基本安全目标，核电厂电离辐射的防护和安全必须保证在所有运行状态下厂内的辐射照射或由于任何计划排放放射性物质引起的辐射照射低于规定限值，且可合理达到的尽量低。同时，还应采取措施减轻任何事故的放射性后果。4.2.3 核电厂电离辐射的防护和安全应系统地权衡当代与后代，不应以牺牲后代的合理利益、不正当地增加后代负担和恶化整体后果作为代价来实现当前的目标。4.2辐射防护原则与要求4.2.1实践和行动的正当性4.2.1.1对于一项实践，只有在考虑了历史、社会、经济、环境、总体安全和其他有关因素之后，其对受照个人或社

8、会所带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害时，该实践才是正当的。对于不具有正当性的实践及该实践中的源，不应予以批准。4.2.1.2对于通过改变照射途径的行动而非直接对源施加作用控制照射的情况（应急照射情况和现存照射情况），也应按照上述要求确定其行动的正当性。应急照射情况和现存照射情况下，只要采取防护行动或补救行动是正当的，则应采取这类行动。并且，应急照射情况和现存照射情况下的防护行动和补救行动具有的正当性应以辐射策略中确定的目标的方式进行。任何这类防护行动或补救行动的形式、规模和持续时间均应是最优化的，使在通常的社会和经济情况下，从总体上考虑，能获得最大的净利益。4.2.1.3实践和行动的正当

9、性是基于当前具备的信息和技术条件进行分析和断定的。当出现新的信息和技术条件时，应系统地重新分析和判断实践和行动的正当性。4.2.2剂量限制和潜在照射危险限制4.2.2.1应对个人受到的正常照射加以限制，以保证计划照射情况下实践的综合照射所致的个人总有效剂量和有关器官或组织的总当量剂量不超过国家法规和标准中规定的相应剂量限值。4.2.2.2应对个人所受到的潜在照射危险加以限制,使来自各项实践的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。4.2.3防护与安全的最优化4.2.3.1对于来自一项实践中的任一特定源的照射,应使防护与安全最优化,使得在考虑了社会、经济、

10、和环境因素之后，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；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。4.2.3.2防护与安全最优化是一个需要做出定性和定量分析判断的前瞻性迭进的过程。防护与安全最优化的过程，可以从直观的定性分析一直到使用辅助决策技术的定量分析，但均应以某种适当的方法将一切有关因素加以考虑，以实现下列目标：a）相对于主导情况确定出最优化的防护与安全措施，确定这些措施时应考虑可供利用的防护与安全选择以及照射的性质、大小和可能性；b）根据最优化的结果制定相应的准则，据以采取预防事故和减轻事故后果的

11、措施，从而限制照射的大小及受照的可能性。4.2.3.3防护与安全的最优化应当贯穿于核电厂全寿期的所有阶段（选址、设计、建造、调试、运行和退役）。4.2.3.4对于辐射防护及最优化工作，应采用系统的方法制定适当的辐射防护大纲，并在整个过程中实施系统化的质量保证大纲。辐射防护大纲应与照射情况的危险的性质和程度相适应。4.2.3.5辐射防护及最优化的前提是总体安全,在辐射防护及最优化工作中应明确辐射照射只是人员可能受到的危险类型之一，降低辐射照射的措施不应增加总的危险。4.2.3.6辐射防护最优化不是剂量最小化,最优化的防护是系统地对辐射危害和保护人员可利用资源进行权衡的评估结果。4.2.3.7在进

12、行辐射防护优化实践中，应充分考虑职业照射和公众照射之间、正常照射和潜在照射之间以及个人剂量与集体剂量之间的平衡，使其均满足设计和管理要求。4.3 剂量约束、潜在照射危险约束和参考水平4. 3.1剂量约束是在计划照射情况下的最优化过程中引入源相关的对个人剂量的限制,确保最优化过程中不会产生不公平的结果。设计和运行中应考虑减小不同类型工作人员所接受到的职业照射剂量的差别，避免放射性工作区的恶劣工作条件。5. 3.2对于核电厂的防护与安全最优化,计划照射情况下对源可能造成的个人剂量应预先确定的一个与源相关的限制，用于对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射和公众照射，此与源相关的个

13、人剂量值被定义为剂量约束，它用于限制最优化过程所考虑的选择范围。6. 3.3对可以合理预见的由于偏离计划的操作程序、事件和事故所致的潜在照射的性质、大小和可能性进行预估，该评价值被定义为危险约束。7. 3.4对于一项计划照射情况下实践中的任一特定的源,其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管部门对这类源规定或认可的值，并不大于可能导致超过剂量限值和潜在照射危险限值的值。8. 3.5对任何可能向环境释放放射性物质的源,剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制,使得在考虑了所有其他有关实践和源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员（包括其后代）在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的

14、剂量限值。9. 3.6核电厂应该采取辐射防护措施，控制运行状态和事故工况期间辐射照射剂量，要求将所有照射都保持在规定限值以内，并且在考虑了社会、经济、环境和总体安全因素之后可合理达到的尽量低。辐射防护最优化原则的应用，一般从一系列防护措施中进行选择，如源项控制、屏蔽、远程操作和将辐射照射时间减至最短的手段等。10. 3.7参考水平用于应急照射情况和现存照射情况下的防护和安全最优化。参考水平由政府、监管机构或有关的其他主管部门确定或核准。11. 3.8对于应急照射情况和现存照射情况下的职业照射和公众照射,参考水平作为实施防护行动时为最优化目的确定方案范围的一个边界条件。12. 3.9参考水平代表

15、剂量水平或危险程度，高于参考水平则判定不适合计划允许照射发生，低于参考水平则实施防护和安全的最优化。13. 3.10最优化防护策略旨在使受照剂量保持在参考水平以下。在出现应急照射情况或确定现存照射情况时，实际照射可能高于或低于参考水平。参考水平将用作判断是否需要采取进一步防护行动的一个基准，如需采取这种措施，则利用参考水平作为基准来确定实施这些措施的优先次序。在应急照射情况和现存照射情况下，即便最初接受的剂量低于参考水平，也应实施防护和安全最优化。4.4 排除、谿免和解控4.4.1排除的照射、来自豁免实践和豁免源以及经审管部门批准的解控的源的照射应符合国家法规和标准规定和要求。4.4.2对于尚

16、未被证明为正当的实践不得准予豁免。4.4.3被准予的豁免应遵循防护和安全最优化原则。准予豁免的主要条件是：豁免应是最优的辐射防护方案。4.4.4禁止在未经国务院核安全监督管理部门事先批准的情况下,对计划照射情况所涉及的放射性物料进行有意的稀释，以使得其控制能够得到豁免。4.4.5不应为了躲避监管控制等目的而误用清洁解控概念去促使流出物的稀释。4.4.6对于准予豁免或解控的中等质量（不超过1吨）及以下的放射性物质（或物料）活度浓度的豁免或解控水平应满足GB18871中的相关规定，对于准予豁免或解控的大批量（大于1吨）的放射性物质（或物料）活度浓度的豁免或解控水平应满足GB27742中的相关规定。

17、4.4.7职业照射不包括排除照射及来自豁免实践和豁免源，以及经国务院核安全监督管理部门批准的解控源的照射。4.5安保要求4.5.1核电厂应使辐射源始终处于受保护状态，安排专门的人员管控放射源，严格遵从核安全与核安保法规，明确安保职责，设计完善的安保系统。4.5.2管理和使用辐射源的人员应取得国家或行业规定的相关资质。4.5.3在放射源的使用中，遵照核安保等级选取，全过程采取适当的安保措施。必须将辐射发生器和辐射源（放射源）置于持续管控之下，以防丢失或损坏，并防范任何未经授权者开展任何活动。保证使用、接触及可能靠近放射源的人员的辐射安全。4.5.4安全措施和安保措施具有保护人类生命和健康以及保护

18、环境的共同目的。安全措施和安保措施的制定和执行必须统筹兼顾，以便安保措施和安全措施相互不妨碍和损害。必须建立安全和安保之间的协同作用，使安全和安保相互补充和彼此加强。4.6 辐射防护管理和技术要求4. 6.1核电厂应遵照辐射防护大纲要求对具有辐射风险的工作进行系统周密策划并实施全过程的工作管理。5. 6.2对于（潜在）具有高辐射和（或）高污染风险的工作，应执行辐射工作许可证制度，使全过程得到有效的管控。辐射工作许可证应由工作负责人申请，经授权的辐射防护和运行人员等对辐射工作条件和运行状态的审核，最终依据风险等级由具有授权资格的部门或人员批准。辐射工作许可证一般包括射线探伤许可证和高辐射工作许可

19、证。6. 6.3核电厂应定期对工作人员进行培训教育及职业健康监护，确保人员的技能适任水平和健康适任水平。7. 6.4核电厂全寿期的所有阶段（选址、设计、建造、调试、运行和退役）辐射防护均应以行之有效的良好工程实践为基础。8. 6.5如果拟对其获准的实践或源进行修改，并且拟议中的修改对防护或安全可能具有重要影响，则应将其修改计划通知审管部门。在获得审管部门认可前，不应进行这类修改。9. 6.6防护和安全系统的要求应与其对应的照射情况相关的辐射危险相适应。在设计设备和制定运行程序时遵循合理的人机工程学原理，以利于设备的安全运行和使用，最大程度地减少操作者失误可能导致事故的可能性，并减少对正常工况和

20、异常工况迹象可能产生误解的可能性。10. 6.7核电厂安全系统应适当考虑纵深防御、非能动、固有安全和本质安全。为防止可能引起照射的事故和减轻事故的后果以及在事故后将源恢复到安全状态，应对源运用与其潜在照射的大小和可能性相适应的多层防护与安全措施（即纵深防御），以确保当某一层次的防御措施失效时，可由下一层次的防御措施予以弥补或纠正。11. 6.8必须采用良好工程实践并采取一切切实可行的措施预防核事故或放射性事故,并缓解事故发生的后果。由设施和活动引起的危害最为严重的后果来自临界事故、放射源或其他辐射源的失控。因此，为确保产生有害后果的事故的可能性处于极低水平，必须采取以下措施：a）防止发生可能导

21、致这种失控的故障或异常工况（包括违反安保情况）；b）防止己经发生的任何此类故障或异常工况的进一步升级；c）防止放射源或其他辐射源丢失或失控。4.7 放射性废物管理要求4.7.1核电厂应根据设施特征，系统地制定适当的放射性废物管理大纲，使放射性废物对工作人员与公众的健康及环境可能造成的危害降低到可以接受的水平。并使放射性废物对后代健康的预计影响不大于当前可以接受的水平，不给后代增加不适当的负担。4.7.2核电厂应在综合各主要影响因素进行系统分析后，对放射性废物实施良好的管理，以使职业照射和公众照射符合剂量限制要求，并保持在可合理达到的尽量低水平。4.7.3核电厂应确保在现实可行的条件下,使实践和

22、源所产生的放射性废物的活度与体积均达到并保持最小。放射性废物最小化不是通过一定措施和程序仅使废物体积进行最小化处理,而忽视了废物的活度。4.7.4放射性废物最小化除了需要权衡职业照射和公众照射，也应权衡正常照射和潜在照射以及对后代健康和环境的影响。4.7.5在进行放射性废物管理时，应充分考虑废物的产生与管理各步骤之间的相互关系，并应根据所产生废物中放射性核素的种类、含量、半衰期、浓度以及废物的体积和其他物理与化学性质的差别，对不同类型的放射性废物进行分类收集和分别处理，以利于废物管理的优化。4.8退役防护要求4.8.1核电厂在设计阶段就应当系统地考虑便于退役的措施,通过退役源项分析和退役方案预

23、研究等对退役策略进行前瞻性评估。4.8.2核电厂制定的便于退役的措施，应是在统筹当前和未来主要因素后的最优化结果。1.1.1 8.3应基于设计阶段和运行阶段便于退役及防护措施的基础上，在退役准备阶段制定辐射防护大纲，以确保与退役活动有关的工作人员、公众和环境的辐射安全。退役辐射防护大纲的制定和实施，应与退役的目标、策略与范围相适应。在制定辐射防护大纲时应注意与退役计划的其他部分的衔接。1.8.4 核电厂运行期间的运行管理、辐射防护管理、放射性废物管理和技术改造等应在适当考量社会、经济、和环境因素之后，使核电厂退役成本和风险控制在可接受的范围内。1.8.5 核电厂当前运行中的辐射防护工作应以辐射

24、策略中确定的目标的方式进行,不对后期的正常退役带来明显不利影响，不给后代带来超过当代可合理接受的负担。4. 8.6退役过程中产生的放射性废物应妥善处理，采取措施使废物的产生量最小化。5辐射源5.1压水堆核电厂的辐射源5.1.1 对于压水堆核电厂的辐射防护,位于同一场所或厂址的复杂设施或多个装置均可视为一个单一的（辐射）源。如对职业照射剂量评价中提出的剂量约束和剂量目标而言，可将核电厂整体视为一个单一的辐射源。5.1.2 核电厂辐射防护涉及的辐射源主要包括反应堆堆本体（运行时的堆芯、停堆后的被活化和沉积有放射性物质的压力容器及堆内构件等）、（乏）燃料组件、反应堆主冷却剂与核辅助系统中的放射性源项

25、、二回路蒸汽和汽轮机系统、废物处理系统中的放射性源项、放射性废物（如放射性废过滤器芯子和废树脂），以及标准源（刻度源）与探伤放射源等。5.1.3 核电厂辐射防护应确定运行状态和事故工况下辐射源的特征、辐射照射和放射性物质活度浓度的水平、预期的波动，以及潜在照射的可能性和大小。并确定事故工况下辐射源可能的输运机理和输运途径。5.2反应堆堆本体5. 2.1反应堆堆芯中裂变产生的中子和光子是压水堆核电厂功率运行期间堆本体主要辐射源（主冷却剂中的N-16、堆本体活化和沉积源项及空气中的Ar-41等为次要辐射源）。5. 2.2压水堆核电厂功率运行期间的反应堆堆本体（堆芯、堆内构件和压力容器，可扩展到一次

26、屏蔽）中子和光子输运分析，可通过建立反应堆计算模型（如1/8堆芯、1/6堆芯、1/4堆芯或全堆芯建模等），采用基于成熟且应用较为广泛的离散纵标输运计算方法和蒙特卡罗输运计算方法以及评价核数据库。5. 2.3反应堆粒子输运计算分析应使用反应堆详细的材料和几何输入数据。材料的输入数据需包括反应堆压力容器、堆芯、堆内构件的材料成分、冷却剂温度、密度、硼浓度等。几何输入数据包括燃料组件（或精确到燃料棒）、堆内构件（如热屏、围板、吊篮、支承板等）、反应堆压力容器、堆焊层及辐照监督管等的尺寸和位置等。反应堆粒子输运计算分析可采用堆芯固定中子源计算，粒子输运计算应结合实际问题通过直接计算来进行。5. 2.4

27、压水堆核电厂功率运行期间的反应堆堆木体中子和光子输运计算可参考NB/T20576相关要求进行分析。基于材料活化分析和屏蔽分析等用途的粒子输运计算需要结合反应堆堆芯的功率分布、燃耗等考虑相应的包络值。5. 2.5停堆期间，堆本体的辐射源包括乏燃料组件（卸料前）、活化和沉积源项（如被活化的压力容器、堆内构件和其他材料，沉积在堆内和附近一回路内的活化腐蚀产物）。在核电厂停堆大修期间，反应堆附近区域的工作场所辐射条件、辐射防护和工作人员的职业照射剂量评估均以上述辐射源为依据。5. 2.6Ar-41是压水堆核电厂功率运行期间反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的Ar-40被中子活化形成具有放射性惰性气体

28、，会扩散到反应堆厂房的其他工作场所，对人员存在潜在照射风险。5.1 燃料组件5. 3.1新燃料组件6. 3.1.1由天然铀浓缩加工制造的新核燃料的放射性水平低，般不需要对其引起的外照射进行专项防护或屏蔽，但应采取适当措施防护其表面可能存在放射性表面污染沾污（如沾污铀）。7. 3.1.2由经过辐照的核燃料提取原料以及其与天然铀浓缩原料混合加工制造的新核燃料（如MOX燃料）具有一定的放射性，应考虑其辐射特征、辐射水平和污染水平，并根据其辐射性质、大小和可能性采取适当的辐射防护措施。8. 3.2乏燃料组件9. 3.2.1在核电厂停堆期间，乏燃料组件的放射性水平最高。对于停堆大修时期的辐射防护及屏蔽分

29、析、辐射照射剂量评估等，需要依据燃料组件特性、初始富集度、燃料管理策略、反应堆运行史、燃耗深度、堆内辐照时间、功率运行水平和冷却（衰变）时间等，选取具有包络性的源项数据。一般情况下：a）对于同一或初始富集度相同的燃料组件在相同功率运行情况下，燃耗越深，其放射性水平越高（光子辐射为主），中子的辐射强度及在总的辐照中的占比也越高；b）对于同一或初始富集度相同的燃料组件在达到相同燃耗深度时，在堆内辐照天数越少、运行比功率越高，其放射性水平越高（光子辐射为主），中子的辐射强度及在总的辐照中的占比也越高；由于半衰期较短的裂变产物核素的平衡浓度与寿期末的中子注量相关,而半衰期较长的钢系元素含量与燃耗深度相

30、关，当冷却（衰变）超过一定时间后，运行历史对乏燃料组件源项影响将下降到足够小；c）对于初始富集度不同的燃料组件，在相同功率运行情况下达到相同燃耗越深时，富集度越高，其功率密度相越小，受到辐照的中子注量水平越低，则源项辐射水平越低。10. 3.2.2在停堆冷却相当长的一段时期内（100年），商用压水堆核电厂的乏燃料组件的辐射以光子贡献为主，乏燃料中裂变产物（主要的光子和辐射体）的半衰期比铜系元素（主要的辐射体和中子辐射源）短很多，燃料组件在停堆后总放射性水平随冷却时间下降，中子在总辐射照射中的占比会增加。11. 3.2.3包壳完整的组件对池水的污染主要是其外表面的放射性沾污。若包壳破损，水与组件

31、中一些易溶裂变产物（如CS-137、1-129等）接触，能使池水被污染；泄漏出来的气体及挥发性核素Kr-85、1-129进入水池会污染贮存大厅的空气。5.2 反应堆主冷却剂系统、核辅助系统及二回路系统源项5.4.1源项的选取原则5.4.1.1针对辐射防护的反应堆主冷却剂系统、核辅助系统及二回路系统中的放射性源项，可根据情况合理选取参考核电厂运行经验和良好实践的现实源项或设计基准源项。5.4.1.2压水堆核电厂辐射防护设计（主要包括辐射屏蔽设计中的主体屏蔽和潜在照射）和放射性废物处理系统的能力设计应采用具有包络性的设计基准源项作为输入。5.4.1.3对于辐射防护最优化、放射性废物最小化、剂量评价

32、以及特定屏蔽容器设计，可依照防护最优化原则，综合参考核电厂运行经验和良好实践的确定适当的现实源项作为设计输入。5.4.2反应堆主冷却剂系统源项5.4.2.1反应堆主冷却剂系统源项主要包括裂变产物、活化腐蚀产物及活化产物。5.4.2.2压水堆核电厂主要的辐射源是活化腐蚀产物，只有在大量燃料包壳破损和失效的情况下，裂变产物才可能成为主要的辐射源。5.4.2.3正常功率运行期间，一回路中的放射性核素活度浓度与运行状况相关，整体稳定在一个受控的范围内。运行和停堆期间的瞬态工况和冷停堆阶段，主冷却剂辐射源项应考虑的瞬态值及冷停堆峰值。特别是在冷停堆期间（尤其是进行氧化运行期间），由于一回路系统中的物理和

33、化学条件发生极大的变化，沉积在燃料上的活化腐蚀产物、金属核素和裂变产物会大量释放到冷却剂中，出现尖峰现象（如碘的反弹）.应根据源项和运行情况对系统进行充分时间的净化，直到恢复到正常功率运行水平。5.4.2.4裂变产物a）设计基准源项反应堆主冷却剂系统中的裂变产物主要来源于破损的燃料棒和表面的铀沾污。设计基准源项应以堆芯积存量、燃料破损率、逃脱率系数和系统相关参数等作为计算输入，一般使用剂量等效1-131活度浓度表征。b）现实源项压水堆核电厂运行状态的现实源项与设计基准源项存在数量级水平的差别。可选用具有适当包络性的（如05GBqt的L131当量）的运行经验数据代表核电厂正常功率运行工况下的源项

34、，用以评估现实情况功率运行期间一回路系统所在场所的辐射条件和从事一回路相关放射性任务工作人员职业照射剂量。5.4,2.5活化腐蚀产物压水堆核电厂一回路冷却剂中的活化腐蚀产物活度浓度与燃料包壳破损率无关。活化腐蚀产物基本的形成主要包括结构材料的腐蚀、腐蚀产物的迁移和腐蚀产物的活化三个阶段。可基于参考电厂运行实测数据分别确定一套一回路活化腐蚀产物的现实源项和一套设计基准源项。核电厂主冷却剂中的活化腐蚀产物通常包括：CO-58、CO-60、Cr-51、Mn-54Fe-59和Ag-110mSb-122、Sb-I24等。其中Ag-IlOm、Sb-122、Sb-124的产生同电厂实际采用的控制棒、中子源、

35、密封圈、垫片材料有关。5.4,2.6活化产物压水堆核电厂主冷却剂系统中的活化产物主要包括僦（H-3）、C-14和N-16。压水堆核电厂中瓶的主要来源是三元裂变产辐：，以及硼、锂和笊的核反应直接产生。一回路中的福:随着各辅助系统的运行被输送到各辅助系统的水箱、水池中，这些辅助系统中的流体部分被复用，成为滞留在各系统内的僦。C-14主要来自压水堆一回路中的冷却剂中存在的0-17与中子的（n,）反应、燃料和材料中N-14与中子的（n,p）反应以及三元裂变。N-16是压水堆核电厂运行期间一回路（还会涉及化学与容积控制系统）的重要辐射源。N-16是反应堆压力容器内冷却剂中含的0-16与快中子作用产生的强

36、Y源。压水堆核电厂冷却剂在一回路中输运时间与N-16的半衰期相近，故运行期间N-16对一回路系统涉及的场所周围剂量率起决定性作用。5.4.3核辅助系统源项5.4.3.1核辅助系统设备对于核电厂运行和停堆大修期间涉及核辅助系统辐射源的职业照射防护和评估，应根据情况，合理选取参考核电厂运行经验和良好实践的现实源项或设计基准源项,避免与实际情况不符的过高或过低的评估结果。核加助系统中，化学和容积控制系统和固体废物处理系统源项的辐射水平最高。通常情况下，化学和容积控制系统各设备累积的放射性核素主要为惰性气体、碘、钮、钥和钠等放射性同位素以及其他裂变核素、活化腐蚀产物、N-16和N-17等。对于采取停堆

37、氧化运行的机组，应考虑冷停堆峰值在过滤器上的积累，累积时间应包括停堆氧化运行前后冷却剂降温过程。功率运行期间，对于化学和容积控制系统热交换器，应考虑下泄流中的N-16对辐射场的贡献和源项，以预评估潜在照射风险。5.4.3.2过滤器芯子和树脂对于过滤器与除盐器所在房间或区域的主体屏蔽,应选择过滤器芯子与废树脂设计基准源项作为输入，确保满足辐射防护设计要求。遵照辐射防护最优化原则，对于废物作业剂量评估和可移动屏蔽设备的防护，可基于参考电厂实测数据，选用具有适当包络性的过滤器芯子和废树脂作为现实源项。5.4.3.3放射性系统中的热点和热粒子核电厂辐射防护应考虑可能在放射性系统中存在“热粒子热粒子有活

38、化腐蚀产物颗粒和燃料微粒两种，前者主要来源于用在阀座上的高钻硬合金上，后者来源于破损的燃料。人员体表污染防护中应重点关注“热粒子”，皮肤上的一个热粒子会产生一个非常陡的剂量梯度，随着距粒子距离的增加，剂量快速下降。接触热粒子的皮肤局部吸收剂量可能会超过皮肤当量剂量限值。放射性厂房内、防护服、工作人员体表以及设备上可能存在热粒子。这些热粒子可以被核电厂工作人员的塑料防护服中存在的电荷所吸引。热粒子可通过防护服以及载有反应堆冷却剂和液态废物的管道系统在电厂的不同区域转移。热粒子沉积在系统管道、阀门或设备中会形成辐射“热点”，这些热点辐射水平高，可以造成房间或局部区域的场所剂量率陡增，对工作人员存在

39、较大的（潜在）辐射风险。核电厂中存在的热点对检查、维修、设备更换等工作人员个人剂量影响很大，剂量评估、剂量约束和目标中应特别关注。5. 4.3.4标准源（刻度源）和探伤放射源应根据核电厂建设、施工及监测需要（对较大的管道、混凝土建筑体、一些设备的关键部位和机械性能要求较高的设施进行工业探伤），合理选用探伤放射源或标准源。用于探伤和监测仪表校对的辐射源活度范围极大（IOBq10Bq）,潜在照射风险大，在源的操作过程中应格外注意源的辐射强度，对中高危险源的使用场所有专门的屏蔽和防护要求。放射源使用应采取辐射许可证制度，全过程中采取适当的安保措施，保证辐射源和使用、接触及可能靠近放射源的工作人员的安

40、全。6辐射分区5.1 核电厂厂内的辐射分区应根据预期的场所剂量率、污染水平（气载放射性污染和表面污染）、潜在照射的可能性和大小以及辐射防护管理要求进行划分。5.2 辐射分区可以为厂内的总体布置、通风系统设计和屏蔽设计提供依据。5.3 应把辐射工作场所分为控制区和监督区，以便于辐射防护管理和职业照射控制。5.4 确定控制区的边界时，应考虑预计的正常照射的水平、潜在照射的可能性和大小以及所需要的防护手段与安全措施的性质和范围。6. 5在核电厂设计阶段就应根据设计基准源项预期的场所辐射水平、放射性污染及潜在照射的可能性和大小将控制区细分为若干子区，子区的控制与其辐射风险成正相关，以满足剂量限值和辐射

41、防护最优化的要求。6.1 核电厂的设计中应考虑在事故工况下工作人员和应急人员居留和通行的特殊要求,确保事故工况下人员所受照射控制在可接受范围内。6.2 核电厂对控制区设计划分和管控的要求主要包括以下几个方面：a）采用实体边界划定控制区，采用实体边界不现实时也可以采用其他适当的手段。辐射分区的设计及管理中均应要求对控制区边界采用实体隔离方式，以防止和避免相邻的不同子区的辐射条件及其变化（场所剂量率和气载放射性污染）的相互影响，并使潜在照射和异常工况（如事件和事故工况）下的辐射场和放射性物质得到有效控制。对于特定情况，如控制区卫生出入口，在确保符合辐射防护要求和保证辐射安全的条件下，为便于辐射防护

42、管控和人员通行便捷要求,可将（临时）需要将人员通道十字闸门等非实体隔离作为管控边界。b）对于如检查、维修、运转等间歇性的或仅是将源从一处移至另一处的情况下，采用与主导情况相适应的方法划定控制区，并对照射时间加以规定。可将间歇、短期的放射性工作场所设定为动态分区，在存在辐射源和（或）人员操作期间，按照规程采取适当的防护措施，确保人员辐射安全。在放射性物料操作或处理期间，应管控人员接近距离、操作时间和确认相邻区域的辐射条件，并对人员照射剂量进行评估和控制。如在进行放射性废过滤器芯子更换和转运时，对更换和转运屏蔽容器表面剂量率进行控制。操作人员应在辐射防护人员监护下，按照操作规程，严格控制操作时间、

43、操作人员数量和接近的距离。并对周围区域和房间进行管控，防止无关人员误进入，针对可能的辐射水平波动及潜在照射，评估对相邻子区的影响。为达到便于工作和管理，以及相关工作的辐射防护最优化目的，通过对任务执行期间的场所辐射条件、人员辐射照射及对周围区域的辐射影响的评估，在进行相应管控措施和照射时间加以规定后，可将相应间歇性操作期间的厂房或区域的辐射分区进行适当划分。c）在控制区的进出口及其他适当位置处设立醒目的符合标准规定的警告标志，并给出相应的辐射水平和污染水平的指示。核电厂的设计和运行管理应要求在控制区出入口明显位置处设立和张贴醒目的电离辐射警示标志，并在门或墙上标出房间的场所剂量率水平和污染水平

44、及标注时间等关键信息,让需要进入的人员了解房间的分区和场所的辐射水平，以及避免人员非必要的进入和误进入。d）制定职业防护与安全措施，包括适用于控制区的规则与程序。核电厂辐射防护管理应依据辐射分区，规划合理的人员和物品通道，人员通道和物品通道必须严格分开。为了降低控制区工作人员受照剂量和污染扩散，应合理布置各子区，避免人员非必要进入辐射水平更高的子区以及在不同等级的子区反复穿插进出。辐射分区的布置还应使人员进入辐射水平更高的子区的路线最短，减少通过时间。核电厂运行状态的辐射分区设计中，应对控制区子区划分进行了优化；分区的设定应充分借鉴已投运核电厂的经验反馈，并结合本设施系统设计和布置特点来确定辐

45、射分区方案。各工艺设施厂房布置应将高放射性设备和管道尽可能分区域集中布置。通过集中布置和屏蔽设计优化，将高辐射区集中连片，中间通过设置迷宫墙或过渡区（间），形成从高辐射区到低辐射区的合理过渡，并将低辐射区如常规工作区（绿区）有效贯通，规划合理的人员通行方向，以便于人员的通行及应急撤离，从而控制工作人员的受照剂量和潜在照射风险。e）运用行政管理程序（如进入控制区的工作许可证制度）和实体屏障（包括门锁和联锁装置）限制进出控制区；限制的严格程度应与预计的照射水平和可能性相适应。应对进入核电厂的人员执行进出管理规定和审批手续,特别重点控制进入高辐射场及高污染区的人员。对于高辐射水平的分区房间采用上锁和

46、许可证进行控制，实行严格的管理，管理措施经验和要求如下：放射性检修区的管理要求:管理出入区,所有进入该区人员需得到辐射防护负责人批准后方可进入，工作期间需要辐射防护人员监护。放射性设备区的管理要求：特许出入区，应取得许可资格授权，必要时开展模拟演练。该房间（区域）处于常锁状态，钥匙由保健物理处负责保管，原则上禁止进入，所有进入该区人员需得到生产厂长/副厂长批准后方可进入，工作期间需要辐射防护人员监护。f）按需要在控制区的入口处提供防护衣具、监测设备和个人衣物贮存柜。应在控制区的入口与监督区交界处设置更衣间和辐射防护值班室，在进入控制区前，人员应按照规程，更换防护衣具，领取个人剂量计。在出控制区

47、前，人员应更换防护衣具，并将防护衣具按要求归放。g）按需要在控制区的出口处提供皮肤和工作服的污染监测仪、被携出物品的污染监测设备、冲洗或淋浴设施以及被污染防护衣具的贮存柜。应严格控制核电厂工作人员所受到的放射性照射，并对工作人员的受照剂量进行测定和记录，同时为了防止放射性污染的扩散，保证非放射性区域不受污染，核电厂设置了总卫生出入口，工作人员要进入或离开辐射控制区应通过该卫生出入口。在卫生出入口可对进入辐射控制区的人员进行控制和管理，在控制区的出口设置设备外部污染和全身表面污染监测装置,对离开控制区人员的体表和工作服以及随身携带的小件物品进行表面污染监测。当污染水平过高报警时，应由辐射防护人员

48、使用便携式表面污染测量仪进行仔细的监测，并确定污染部位及其污染水平。应在控制区出入口周围区域设置冲洗或淋浴设施、清洁工作服及贮存设施、污染工作服存放容器。人员在离开控制区前，应将工作服按要求归放。如检测发现体表污染，人员应到冲洗或淋浴间内进行去污，当检测达到控制要求后，人员方可离开。h）定期审查控制区的实际状况，以确定是否有必要改变该区的防护手段或安全措施或该区的边界。核电厂可依据运行期间进行检维修时的辐射源分布、场所剂量率、污染水平、潜在照射的可能性和大小以及辐射防护管理要求，临时调整辐射分区的划分。在进行重大的设备检修时放射性作业项目多、工期长、多工种并行或交叉作业，人员进出频繁，辐射防护人员应对设施的各个区域进行分区测量，并根据分区测量结果以及维修期间设计分区的要求，对各设施厂房和区域进行分区评价及调整，更换分区标识牌，并在低剂量区设置待命点，对测量中发现的放射性热点进行标识。i）每个控制