核电厂辐射环境本底研究的具体情况
作者郑开想
核电丁第一次进行装料运行前期一定要展开2年以上时间的辐身环境本底调查，获得核电厂咐近的本底检测的放射性枋含量的一些信息，这主要有海洋介质即海洋沉积物、海洋生物、海水等）、γ辐射水平、陆地介质即陆上动植物、土壤、地下水、地表水、空气，它成为核电厂装料工作前期辐射背景下的依据资料。这份原始资料能够给核电厂后面进行的工作起到积极的影响与作用：核电厂进行工作的时候，以射环境本底调查数据为基础，针对核电厂咐近地区环境的具体情况展开发析;核电厂发生事故的情况下，以辐射环境本底调查数据为依据，对事故的发生的大小程度去进行分析;核电厂没有使用之后，以辐射环境本底调查数据作为借鉴对象，去分析核电厂退役治理的具体效果并且云进行评估核电厂退役后对环境所产生的作用。
并且，第一次装料前期环境影响报告书即是它的运行阶段与国家主管部分委托营运单位反应堆第一次进行装料许可证的重要因素即为核电厂辐射环境本底监测数据。
1 核电厂辐射环境本底研究的具体情况
1. 1 本底调查依据的具体研安
核电厂辐射环境本底监测数据的进行主要以“核动力厂辐射防护规定”（GB6249—2011）中9.1.1的规定：在第一次给核动力厂内的第一组设备装料使用之前，厂方必须将厂所在地的辐射水平进行基本调查，获取本地本年度、去年甚至前年的辐射相关数据。在已有核电厂中增加机组之前，应该对近期（一年内）当地的辐射情况进行调查。当然本规定中关于新厂首次装料的说明通常并无异议和疑问，毕竟在建厂之前当然有必要对周边环境的辐射情况进行周密的调查，但是对于在原厂址上增设机组的环境调查要求，部分人颇有不解。依据《核动力厂环境辐射防护规定修订编制说明》中相关解释，可以发现《核电厂环境辐射监测规定》（NB/T20246—2013）中不仅要求对厂址所在地区内环境进行调查，而且还设定了具体的调查项目、范围和频次，并且提供了指导，帮助调研者选择合适的指示生物，同时给出了每月至少采样一次气溶胶和大气沉降的评测原则。《辐射环境监测技术规范》（HJ/T 61—2001）中则给出较EJ / T 1131—2001版本规定更加细致的要求，不能设定了具体的检测的项目、范畴和平率，并补充了布设介质的原则，且对调查样本的收集、保存、监测手段、数据采集和处理、质量优化提升等进行了进一步说明，目前已被国内核电厂广为应用于环境本底监测。《环境核辐射监测规定》（GB12379—90）从原则上就本底检测的方法、样品和数据采集和处理、质量欧化提升做出了规定，要求本底监测地理范畴不应小于80 km，不同于其他标准大多要求的50 km，这一点不太被专家们认可，与实际状况也有一定差异，在现实中，多保证50km范畴，只有极少部分监测范围达到80km。
综合前文内各种标准，不难形成一个相对完整的黄金本地监测要求，以便更好地指导核电厂对其周边环境的辐射本本底开展监测研究。不过其中仍有一些问题需要分析。
1. 2调查特征和当前执行情况
1. 2. 1 特征分析
（1）监测周期至少为两年，周期较长。
（2）监测对象颇为复杂，不仅要检测空气（包括其中的气溶胶、3H及14C、沉降物、γ吸收剂量率）、各种水（包括地表/下水、饮用水、雨水）、泥土（包括河/海底泥等）、还要检测动物（家养禽畜和鱼类、海洋贝壳等软体生物）、植物（松针、海洋植物、藻类）
等。
（3）项目多而且要求达到较高探测灵敏度水平
如今需要监测的项目主要有γ辐射空气吸收剂量率、TLD 、α总、β总、238U 、226Ｒ、40a K 、3H （电解浓集）、90Sr 、γ核素（主要分析58Co 、
60Co 、134Cs 、54Mn 几类，并对要检测气溶胶、空气沉降物和7Be 物质加测，海水、海洋指示生物样品加测110mAg ） 等。
（4）监测现场的采样以及后续实验分析工作量较大。现场检测γ辐射空气吸收剂量率，通常每季度至少要监测300个点，连续两年内则必须完成至少完成2 400点位监测；每次监测单气溶胶必须收集3
10 000 m 以上样本，即便用大流量采样器也至少需连续采样7～8天，且每一直两天就需要换新的滤膜； 前天样品不下千个，采样难度较大，前期处理需要花费大量时间， 而且这些样本本身的还需要得到较高的检测要求，实验室呢分析要求比较严格，需要使用带来那个的专用仪器不不说，耗费的时间相极长。
1. 2. 2 实施现况
考虑到对核电厂周边环境进行本底调查具备上述困难和特征，故此担任此工作的监测机构必须达到较高水平，只有极少一部分企业能够达到这一标准，承担全部工作。不仅如此，承担此项共工作的机构还必须经由实验室检查认证之后，才可进行。实施监测单位的主要责任是完成全部样本采集和实验室分析，并对全部数据结果负全责。
委托执行监测的机构在整个工作完成过程中，必须积极配合，同时辅以质量跟进。
（1）审查拟委托机构的资质审核：在正式委托之前应该提前搜集与核电厂相关的地理等资料。例如厂址、人口分布、厂址地理黄精、社会和当地居民生活、消费习惯等与监测地点有关的全部资料
（2）积极配合现场工作。
（3）跟进现场样本采集和实验室分析全过程的质量，建议在实践过程中，首次应该以会议形式双方工作人员见面，建立良好工作开端；工作过程中应该动态跟进，加强沟通，及时发现问题你，解决问题，同时保证完备的书面记录；最后结束时，要召开总结交流会，对仍存在的问题进行沟通、寻求解决方案，后续跟踪后汇总。
2 实践具体问题研究
考虑到对于核电厂周边环境开展本地调查，覆盖地理位置非常广泛，需要完成极大工作量，且检测条件差异大、质量要求高、压力大、虽然已有大量既定标准支持监测实施，但是在具体监测过程中，难免出现各种问题，仍需不断讨论分析。
2. 1 监测项目方面讨论
（1）有机氚和自由水氚监测
现在与核电厂有关的本底调查通常要求监测自由水氚以及有机氚韩朗，可是目前在国内已经成文的标准和要求体系内并无相关标准，再加上国内具有此项监测技术的只有一到两家，故此难以实现计量认证，监测结果是否有效，且是否有助于全面分析周边环境本底结果，有待考察；另外，大多数监督和管控机构由于能力所限，也实现该县工作的监控。故此，未来应该关注这方面问题，进一步展开专项研究，制定统一标准，利于项目实施。
（2）14C
依据6249 2011GB 《核动力厂环境辐射防护规定》（）可知，就规定了水内14C 的含量最高标准，按理应该在本底调查应该监测这一数据，但是由于目前就本项监测，尚无确定的监测工作标准，实践中仍有一定难度。据悉，国内已有多家机构在进行此项研究，国家环保单位也有意向编制标准，待新标准实施后必将有效解决现存问题。
（3）239 240Pu +
监测底泥和土壤内239 240Pu +的水平的要求，出于辐射事故发生情况中环境污染的
对比考虑，最早出现于《核电厂环境放射性本底调查技术规范》(NB/T 20139—2012)内，
但是该监测项目主要是人工核素，且其来源多为暴露于大气环境的核试验以及戚耳诺贝历事故，故此开展环境本底调研工作中，见本项目纳入其中，有助于发现事故背景下，超铀核素已经污染的范畴以及达到的污染程度。
当然如果环境未被污染，在正常条件下，环境中本项数值必然较低，现今采用的监测方法和标准多以()11219.189GB -《土壤中钚的测定萃取色层法》或根据另一个国家标准文件()11219.289GB -《土壤中钚的测定离子交换法》规定，首选将物质放化实现富集，接着使用低本底α和β监测设备完成任务。
2. 2 航测是否能够适用于本底调查
航测通常用于大范围内γ剂量率监测，然而核电厂开展的本底监测工作开展之前，通常已经使用便携式监测设备完成了50 km 范畴内数据监测，以及15-20 km 范畴内的TLD 监测，上述两种监测方法早已成熟，数据可靠性高。虽说航测可以完成相关检测，但是多用于紧急事故对照监测结果，而且目前没有统一的监测标准，加上核电厂航空环境差异较大，与航测常用的事故状况中各监测参数均不相同，其实际参考意义尚待进一步商讨。
2. 3 关于工作大纲的讨论
综前所述可知，针对核电厂的周边环境开展本底调查，覆盖地理范畴广泛、项目繁多、复杂、工作量极大，而且需要达到较高的质量标准，为了提高效率，更好的完成调查任务，建立科学的工作大纲，指导调查实施很有必要，考虑大具体工作的复杂性，本项工作的书面大纲不仅要说安排好监测任务、要求，说明每一项监测的范畴、方法、频率、布点、回收、实验研究；更要考虑到实际工作中可能遇到的各种问题，并且提出解决方案；尤其要注重监测现场的地理环境情况，充分了考虑实施监测的现实困难，合理安排设计监测实施方案和困难的克服办法。通常需要考虑考虑的现实问题有：能够快速到达监测地点，若需要监测河底泥，是否容易获取河底泥，如果遇到纯粹鹅卵石河床，难以提取河底泥怎么办？是否有恰当的工具取样，例如在湖泊、河流中取河底泥，是否应该准备船只？在监测现场如何初步吹采集的样本？如果采集设备需要用电，应该如何解决？等等，都应该提前考虑，并计入大纲中。
2. 4 本底监测之后运行、监督监测之间的衔接
为更好地实现本底监测和后期运行过程中的定期监测和监督监测相互衔接，建议在实施本底监测之前制定监测大纲时，便邀请相关部门人员共同参与，一方面介绍本底监测计划和设施情况，使其充分参与其中，在该阶段就考虑后续运行和监督监测工作的切入，为后续工作做铺垫。按照标准要求，本底调查中至少要持续至少 1 年的 γ 剂量率指标监测，过去后续运行监测需要不间断继续实施，故此，建议本地调查完成后，不拆除本设备，而是直接移交给运行监测部门，由其观测、记录数据、维护设备，不仅节省了时间、资金，还能顺利实现数据衔接，且后续对比更加容易。
参考文献：
［1］《核电厂环境辐射防护规定》修订小组．《核动力厂环境辐射防护规定》国家标准修订编制说明［Ｒ］．2007：9．
［2］刘群，王瑞云，高小梅，等．DQ －2 型气载放射性碘采样器的研制［J］．辐射防护，2002，22（3）：153 －156．
附件2 建设项目环境影响报告书（表）编制能力建设指南 （征求意见稿） 第一条为保证建设项目环境影响报告书和环境影响报告表(以下简称环境影响报告书（表）)编制质量，指导编制单位开展能力建设，根据《建设项目环境影响报告书（表）编制监督管理办法》（以下简称《监督管理办法》），制定本指南。 第二条编制单位可自愿按本指南开展能力建设，并在全国环境影响评价信用平台公开本单位实际达到的各项能力建设情况。 第三条编制单位的能力建设包括专业技术人员配备、技术成果和保障条件等三方面。 第四条专业技术人员配备方面的能力建设主要包括下列内容：（一）配备一定数量具备环境影响评价技术能力的全职人员，包括环境影响评价工程师和其他专业技术人员； （二）相关人员接受继续教育的学时满足国家关于专业技术人员继续教育的相关规定； （三）编制重点项目环境影响报告书的单位配备的环境影响评价工程师中，有主持编制过相应重点项目环境影响报告书的人员。重点项目清单详见附。 第五条技术成果方面的能力建设主要包括下列内容：
（一）近4年内主持编制过建设项目环境影响报告书（表）； （二）编制重点项目环境影响报告书的单位，近4年内主持编制过相应重点项目环境影响报告书； （三）近4年内承担过生态环境领域科学研究、标准或者技术规范制修订等相关工作。 第六条保障条件方面的能力建设主要包括下列内容： （一）有固定的工作场所； （二）有地表水、地下水、大气、噪声等环境影响评价专业技术软件。 第七条本指南所称全职人员是指符合《监督管理办法》第四十二条第一款相关规定的人员。 第八条本指南所称环境影响评价工程师是指具备环境影响评价工程师职业资格的人员。 附：重点项目清单
课程名称：辐射防护基础班级：__________ 姓名：学号_____ 一、名词解释（2×5=10分） 1.半衰期：放射性母核数目衰变掉一半所需时间，或放射性活度减弱一半所需时 间。 2.同位素：具有相同质子数和不同中子数的同一类元素称为同位素。 3.松散污染：指该污染用擦拭、清洗等方法可以转移或去除的污染。 4.感生放射性：稳定的核素吸收一个中子后转变成放射性核素也就是活化产物， 活化产物衰变时产生的放射性称为感生放射性。 5.半厚度：ｒ射线经过ｎ个半厚度的屏蔽层后，其强度将减弱到原来强度的1/2 n。 二、填空题（1×33=33分） 1．填写下列辐射物理量对照表 辐射物理量吸收剂量剂量当量放射性活度 SI单位焦耳·千克-1（J·kg-1）焦耳·千克-1（J·kg-1）秒-1 SI单位专名戈瑞希弗贝可定义式 D = d E /d m H=DQN A=dN/dt 2．外照射防护一般有时间防护、距离防护、屏蔽防护和_源强防护四种方法。 3．根据国标GB8703-88《辐射防护规定》我国将核电厂厂区划分为非限制区、监督区和控制区三个区域。 4．放射性活度是指放射性物质原子在单位时间内发生的___核衰变的数目___。
5．放射性核素经过2个半衰期后，其量将减少至原来数目的____4_____分之一。6．工作场所中的放射性物质可通过____食入_____、___吸入______和__伤口进入_______三种途径进入体内形成内照射。 7．辐射防护的目的在于防止______确定性效应_____的发生,并把__随机性____ 的发生率限制到被认为是可以接受的水平。 8．工作场所辐射监测包括____外照射____、____表面污染______、____空气污染___。9．根据国家辐射防护标准，辐射工作人员5年累积有效剂量应不超过__100___mSv，且任何一年不应超过___50___mSv；眼晶体每年不应超过__150___mSv，皮肤每年不应超过____500_____ mSv。辐射防护标准中剂量当量限值不包括___天然本底__和____医疗照射______两种照射。 10．表面污染的监测方法一般有两种，分别为__直接测量法___、__间接测量法__。11．距离一个γ点源1米处的剂量率为900μSv/h，那么某人距离该源3米处工作2小时，将接受的外照射剂量为__200___μSv。 12．一个γ点源外2m处剂量率为400μSv/h，欲使1m处工作人员半小时所受剂量不超过100μSv，需要设置_____39______mm厚的铅屏蔽层。（铅的半厚度为13mm。） 三、选择题（1×17=17分） 1.在正常本底地区，天然辐射源对成年人造成的平均年有效剂量约为 B 。 A)20mSv B) 2.4mSv C)5mSv 2.在人工辐射源中，对人类照射剂量贡献最大的是 B 。 A)核电厂 B)医疗照射
精心整理 放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 环境保护部令 第18号 《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》已由环境保护部2011年第一次部务会议于2011年3月24日审议通过。现予公布，自2011年5月1日起施行。 环境保护部部长? 周生贤 二○一一年四月十八日 主题词：环保 法规 放射性 令 第一章 第二章 第三章 第四章 第五章 第六章 第七章 第八章 第九章 第一条 第二条 第三条 第四条 第五条 射线装置的生产调试和使用场所，应当具有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。 放射性同位素的包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置，应当设置明显的放射性标识和中文警示说明；放射源上能够设置放射性标识的，应当一并设置。运输放射性同位素和含放射源的射线装置的工具，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志或者显示危险信号。 第六条? 生产、使用放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定采取有效措施，防止运行故障，并避免故障导致次生危害。 第七条? 放射性同位素和被放射性污染的物品应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，并指定专人负责保管。 贮存、领取、使用、归还放射性同位素时，应当进行登记、检查，做到账物相符。对放射性同位素贮存场所应当采取防火、防水、防盗、防丢失、防破坏、防射线泄漏的安全措施。
对放射源还应当根据其潜在危害的大小，建立相应的多重防护和安全措施，并对可移动的放射源定期进行盘存，确保其处于指定位置，具有可靠的安全保障。 第八条? 在室外、野外使用放射性同位素与射线装置的，应当按照国家安全和防护标准的要求划出安全防护区域，设置明显的放射性标志，必要时设专人警戒。 第九条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照国家环境监测规范，对相关场所进行辐射监测，并对监测数据的真实性、可靠性负责；不具备自行监测能力的，可以委托经省级人民政府环境保护主管部门认定的环境监测机构进行监测。 第十条? 建设项目竣工环境保护验收涉及的辐射监测和退役核技术利用项目的终态辐射监测，由生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位委托经省级以上人民政府环境保护主管部门批准的有相应资质的辐射环境监测机构进行。 第十一条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当加强对本单位放射性同位素与射线装置安全和防护状况的日常检查。发现安全隐患的，应当立即整改；安全隐患有可能威胁到人员安全或者有可能造成环境污染的，应当立即停止辐射作业并报告发放辐 关申请退役核技术利用项目终态验收，并提交退役项目辐射环境终态监测报告或者监测表。 依法实施退役的生产、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当自终态验收合格之日起二十日内，到原发证机关办理辐射安全许可证变更或者注销手续。 第十六条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，在依法被撤销、依法解散、依法破产或者因其他原因终止前，应当确保环境辐射安全，妥善实施辐射工作场所或者设备的退役，并承担退役完成前所有的安全责任。 第三章? 人员安全和防护 第十七条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照环境保护部审定的辐射安全培训和考试大纲，对直接从事生产、销售、使用活动的操作人员以及辐射防护负责人进行辐射安全培训，并进行考核；考核不合格的，不得上岗。 第十八条? 辐射安全培训分为高级、中级和初级三个级别。 从事下列活动的辐射工作人员，应当接受中级或者高级辐射安全培训: （一）生产、销售、使用Ⅰ类放射源的；
核电厂辐射环境本底研究的具体情况 作者郑开想 核电丁第一次进行装料运行前期一定要展开2年以上时间的辐身环境本底调查，获得核电厂咐近的本底检测的放射性枋含量的一些信息，这主要有海洋介质即海洋沉积物、海洋生物、海水等）、γ辐射水平、陆地介质即陆上动植物、土壤、地下水、地表水、空气，它成为核电厂装料工作前期辐射背景下的依据资料。这份原始资料能够给核电厂后面进行的工作起到积极的影响与作用：核电厂进行工作的时候，以射环境本底调查数据为基础，针对核电厂咐近地区环境的具体情况展开发析;核电厂发生事故的情况下，以辐射环境本底调查数据为依据，对事故的发生的大小程度去进行分析;核电厂没有使用之后，以辐射环境本底调查数据作为借鉴对象，去分析核电厂退役治理的具体效果并且云进行评估核电厂退役后对环境所产生的作用。 并且，第一次装料前期环境影响报告书即是它的运行阶段与国家主管部分委托营运单位反应堆第一次进行装料许可证的重要因素即为核电厂辐射环境本底监测数据。 1 核电厂辐射环境本底研究的具体情况 1. 1 本底调查依据的具体研安 核电厂辐射环境本底监测数据的进行主要以“核动力厂辐射防护规定”（GB6249—2011）中9.1.1的规定：在第一次给核动力厂内的第一组设备装料使用之前，厂方必须将厂所在地的辐射水平进行基本调查，获取本地本年度、去年甚至前年的辐射相关数据。在已有核电厂中增加机组之前，应该对近期（一年内）当地的辐射情况进行调查。当然本规定中关于新厂首次装料的说明通常并无异议和疑问，毕竟在建厂之前当然有必要对周边环境的辐射情况进行周密的调查，但是对于在原厂址上增设机组的环境调查要求，部分人颇有不解。依据《核动力厂环境辐射防护规定修订编制说明》中相关解释，可以发现《核电厂环境辐射监测规定》（NB/T20246—2013）中不仅要求对厂址所在地区内环境进行调查，而且还设定了具体的调查项目、范围和频次，并且提供了指导，帮助调研者选择合适的指示生物，同时给出了每月至少采样一次气溶胶和大气沉降的评测原则。《辐射环境监测技术规范》（HJ/T 61—2001）中则给出较EJ / T 1131—2001版本规定更加细致的要求，不能设定了具体的检测的项目、范畴和平率，并补充了布设介质的原则，且对调查样本的收集、保存、监测手段、数据采集和处理、质量优化提升等进行了进一步说明，目前已被国内核电厂广为应用于环境本底监测。《环境核辐射监测规定》（GB12379—90）从原则上就本底检测的方法、样品和数据采集和处理、质量欧化提升做出了规定，要求本底监测地理范畴不应小于80 km，不同于其他标准大多要求的50 km，这一点不太被专家们认可，与实际状况也有一定差异，在现实中，多保证50km范畴，只有极少部分监测范围达到80km。 综合前文内各种标准，不难形成一个相对完整的黄金本地监测要求，以便更好地指导核电厂对其周边环境的辐射本本底开展监测研究。不过其中仍有一些问题需要分析。 1. 2调查特征和当前执行情况 1. 2. 1 特征分析 （1）监测周期至少为两年，周期较长。 （2）监测对象颇为复杂，不仅要检测空气（包括其中的气溶胶、3H及14C、沉降物、γ吸收剂量率）、各种水（包括地表/下水、饮用水、雨水）、泥土（包括河/海底泥等）、还要检测动物（家养禽畜和鱼类、海洋贝壳等软体生物）、植物（松针、海洋植物、藻类）
*医院 辐射安全与防护管理办法 第一章总则 第一条为了加强放射性同位素与射线装置安全和防护管理工作，保障全院职工和病人的健康和环境安全，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》(主席令第6号)、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院449号令)、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》（国家环保总局第31号令）等有关法律法规精神，制定本办法。 第二条本办法适用于本院内所有涉及放射性同位素与射线装置的人员和实验、科研场所以及相关活动的安全监督与管理，包括购买、运输、存贮、使用、生产、销毁等过程的管理。 第二章组织机构与许可登记 第三条“辐射安全管理委员会”是医院辐射安全与防护工作的管理、监督和技术指导的领导机构，办公室设在医务科，负责日常事务的管理。 第四条按照国家和医院有关规定，实行辐射工作许可登记制度。 第五条根据有关规定和医院具体情况，医务科以主体身份向政府环境辐射主管部门申请许可证，医务科负责医院的辐射安全管理。
第六条各涉源科室需取得“许可登记”方能开展相关工作，其制度建设、人员培训、安全防护等纳入医院统一管理。各科室根据所属实验室的放射性同位素或射线装置的具体情况，制定相应的操作规程、辐射防护和安全保卫制度、人员岗位职责、辐射事故应急处理预案、辐射安全责任书（需盖医院公章）等，报医务科备案，作为许可申请和环保部门检查的依据。 第七条涉源科室购买、处置放射性同位素（新购源、同位素试剂）和射线装置时，首先向医院辐射安全管理委员会办公室提出申请，经审核批准后方可进入后续工作程序。 第三章放射工作人员管理 第八条本办法所称放射工作人员，是指从事放射职业活动中受到电离辐射照射的人员。 第九条根据卫生部第55号令《放射工作人员职业健康管理办法》,放射工作人员必须持证上岗。申领放射工作人员证的人员，必须具备下列基本条件： 1．医院正式聘任职工、年满18 周岁，经职业健康检查，符合放射工作人员的职业健康要求； 2．遵守放射防护法规和规章制度，接受职业健康监护和个人剂量监测管理； 3．掌握放射防护知识和有关法规，经有资质科室举办的辐射安全培训，考核合格；
■文│上官志洪 张晓峰 黄彦君 我国现行核电厂放射性流出物的排放管理主要遵循国际上通用的可合理达到尽量低条件下的公众剂量约束管理，同时辅以明确的年排放总量管理要求，对于排放浓度的管理则是间接的，可操作性相对较差。随着我国核电产业的发展，内陆核电厂的建设势在必行，作为内陆核电厂受纳水体的河流或湖泊存在诸多的环境敏感点，特别是可能涉及公众饮用水的安全，因此核电厂液态放射性流出物的排放管理面临着更高的要求。 液态污染物控排手段 在污染物排放管理中排放浓度控制和年排放总量控制是两个最重要的管理指标。我国常规项目相关的污染物排放标准针对不同的区域环境特征，对每一类污染物的排放浓度均制定了明确的定量控制要求，同时对于一些重要的污染物则提出了更高的年排放总量控制目标。但是，我国现行的核电厂放射性流出物的排放管理与常规项目污染物的排放管理则稍有差别，核电厂放射性流出物的排放管理主要遵循国际上通用的可合理达到尽量低条件下的公众剂量约束管理，同时辅以明确的年排放总量管理要求，对于排放浓度的管理则是间接的，可操作性相对较差。其中对于核电厂液态放射性流出物的排放，要求必须实 现可控的槽式排放，监测合格后才允 许排放，同时在排放管线上实现两级 报警，将报警与自动锁闭排放管线相 连锁，避免误排放。 关于核电厂放射性流出物排放的 控制，我国现行法律和标准中提出了 明确要求。《中华人民共和国放射性 污染防治法》第四十条规定，向环境 排放放射性废气、废液，必须符合国 家放射性污染防治标准。《电离辐射 防护与辐射源安全基本标准》第8.6 条规定，向环境排放放射性物质时， 注册者和许可证持有者应保证，排放 不超过审管部门认可的排放限值， 包括排放总量限值和浓度限值；在 其所负责源的运行期间，应使所有放 射性物质的排放量保持在排放管理限 值以下可合理达到的尽量低的水平。 针对核电厂的专项环境标准《核电厂 环境辐射防护规定》（以下简称《规 定》）则明确针对核电厂正常运行的 流出物排放，首先从公众辐射剂量方 面提出了剂量约束管理的要求，其次 则规定了每一个核电厂址的各类放射 性流出物的年排放总量控制标准。但 对于公众所关注的流出物排放浓度的 控制，该标准给出了间接的控制要 核电厂污染控排 ◆田湾核电站
浠水核电厂一、二号机组 环境影响报告书 （选址阶段） （简本） 湖北核电有限公司 二○一○年七月
项目名称：浠水核电厂一、二号机组 环境影响报告书（选址阶段）（简本） 评价单位：苏州热工研究院有限公司 法人代表：束国刚 证书编号：国环评证甲字第 1904 号
目录第一章概述 1.1 核电厂概况 1.2 建设目的 1.3 环境影响报告书的编制依据 1.4 评价标准 第二章厂址与环境 2.1 厂址地理位置 2.2 人口分布 2.3 土地利用及资源概况 2.4 气象 2.5 水文 2.6 地质地震 2.7 环境质量现状 第三章电厂 3.1 厂区规划及平面布置 3.2 反应堆和蒸汽-电力转换系统 3.3 电厂用水和散热系统 3.4 输电系统 3.5 专设安全设施 3.6 放射性废物系统和源项 3.7 化学物质排放 3.8 生活废物 3.9 放射性物质运输 第四章电厂施工建设过程对环境的影响
第五章电厂运行的环境影响 5.1 散热系统和其它非放射性因素的环境影响5.2 正常运行的辐射影响 第六章电厂事故的影响 6.1 最大可信事故辐射影响 6.2 放射性物质运输事故 6.3 其它事故 6.4 制定和实施应急计划的可行性 第七章流出物监测和环境监测 7.1 运行前的环境监测 7.2 运行期间的环境监测 7.3 运行期间流出物监测 第八章厂址筛选 第九章电厂建设和运行的效益分析 第十章公众参与 第十一章结论
第一章概述 1.1核电厂概况 浠水核电厂规划建设四台百万千瓦级压水堆核电机组，采用“一次规划，分批建 设”的模式，一期工程（一、二号机组）建设两台AP1000核电机组。浠水核电厂一期工程初步拟定于2013年5月31日一号机组主体工程浇筑第一罐混凝土（FCD）；单台机组建设周期为56个月，两台机组间隔8个月，第1台机组商运时间为2018年1月，第2台为2018年9月。 浠水核电厂一期工程由中国广东核电集团有限公司为控股投资方，并委托中广核工程有限公司负责建设管理，深圳中广核工程设计有限公司负责前期工作及设计工 作。 本报告书对浠水核电厂一期工程（一、二号机组）两台AP1000核电机组开展环境影响评价。 1.2建设目的 （1） 建设浠水核电厂符合发展低碳经济的时代要求； （2） 符合国家“积极推进核电建设”的能源战略； （3） 满足湖北省电力负荷增长的需要； （4） 优化湖北省的电源结构和电网结构； （5） 满足环境保护的需要； （6） 是拉动地方经济快速发展及提高发电企业效益的重要举措。 1.3环境影响报告书的编制依据 （1）国家相关法规、标准和导则； （2）相关管理和技术文件。 1.4 评价标准 1.4.1 放射性影响评价标准 （1） 正常运行工况（包括预计运行事件）下的剂量约束值 浠水核电厂的规划建设规模为四台百万千瓦级核电机组，考虑到二期工程两台机
附件 核电厂内乏燃料干法贮存系统 核安全监管要求 （试行） 一、前言 核电厂设计有燃料装卸和贮存系统，用于未辐照燃料和已辐照燃料（乏燃料）的装卸和贮存。核电厂的乏燃料贮存方式通常可分为“湿法”和“干法”，我国在运商用压水堆核电机组的乏燃料贮存均采用湿法水池系统。 干法贮存也是目前世界主要核电国家普遍采用的一种乏燃料贮存方式，美国已有近70%的核电厂配套建设了干法贮存系统。目前，我国部分压水堆核电厂已准备申请增设厂内乏燃料干法贮存系统，但我国尚缺乏相关的标准和规范。 根据环境保护和核安全法律法规相关要求，国家核安全局制定了《核电厂内乏燃料干法贮存系统核安全监管要求》（以下简称《监管要求》），用于指导压水堆核电厂增设厂内乏燃料干法贮存系统的核安全相关工作。 二、适用范围 本《监管要求》适用于核电厂内增设的乏燃料干法贮存系统。 该系统位于核电厂实物保护分区的保护区内，是机组原设计中乏燃 —2—
料水池系统的补充，属于核电厂辅助系统，纳入国家核安全局颁发 的核电厂运行许可证许可范围，由核电厂营运单位对其进行全面管理，并承担相应的核安全责任。 三、适用法规标准 核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等活动，都必须遵守我国现行有效环境保护和核安全法律法规中的适用条款。 增设的乏燃料干法贮存系统作为核电厂辅助系统，在设计和运行中必须遵守《核动力厂设计安全规定》（HAF102）、《核动力厂运行安全规定》（HAF103）和《核材料管制条例实施细则》(HAF501/01)的相关规定，必须满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871)、《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249）和《反应堆外易裂变材料的核临界安全》（GB15146）等相关标准中适用的要求。 核电厂内乏燃料干法贮存系统的设计、建造、运行和退役等各项活动中，适用部分应参照国家核安全局发布的指导性文件执行，这些文件包括HAD102系列导则、HAD103系列导则、HAD301系列下的02/03/04导则、HAD501系列导则等。 此外，考虑到目前我国核与辐射安全法律法规体系中缺少专门针对核电厂内乏燃料干法贮存系统的指导文件，且国家相关技术标准尚不完善，设计、审评等活动可参照采用美国核管会颁布 的核电厂乏燃料干法贮存系统相关监管导则（RG系列）和技术文 —3—
放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法 （环保部第18号令） 第一章? 总则 第二章? 场所安全和防护 第三章? 人员安全和防护 第四章? 废旧放射源与被放射性污染的物品管理 第五章? 监督检查 第六章? 应急报告与处理 第七章? 豁免管理 第八章? 法律责任 第九章? 附则
第一章? 总? 则 第一条?为了加强放射性同位素与射线装置的安全和防护管理，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》，制定本办法。 第二条? 本办法适用于生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的场所、人员的安全和防护，废旧放射源与被放射性污染的物品的管理以及豁免管理等相关活动。 第三条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当对本单位的放射性同位素与射线装置的辐射安全和防护工作负责，并依法对其造成的放射性危害承担责任。 第四条? 县级以上人民政府环境保护主管部门，应当依照《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》和本办法的规定，对放射性同位素与射线装置的安全和防护工作实施监督管理。 第二章? 场所安全和防护 第五条? 生产、销售、使用、贮存放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志，其入口处应当按照国家有关安全和防护标准的要求，设置安全和防护设施以及必要的防护安全联锁、报警装置或者工作信号。 射线装置的生产调试和使用场所，应当具有防止误操作、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。
放射性同位素的包装容器、含放射性同位素的设备和射线装置，应当设置明显的放射性标识和中文警示说明；放射源上能够设置放射性标识的，应当一并设置。运输放射性同位素和含放射源的射线装置的工具，应当按照国家有关规定设置明显的放射性标志或者显示危险信号。 第六条? 生产、使用放射性同位素与射线装置的场所，应当按照国家有关规定采取有效措施，防止运行故障，并避免故障导致次生危害。 第七条? 放射性同位素和被放射性污染的物品应当单独存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，并指定专人负责保管。 贮存、领取、使用、归还放射性同位素时，应当进行登记、检查，做到账物相符。对放射性同位素贮存场所应当采取防火、防水、防盗、防丢失、防破坏、防射线泄漏的安全措施。 对放射源还应当根据其潜在危害的大小，建立相应的多重防护和安全措施，并对可移动的放射源定期进行盘存，确保其处于指定位置，具有可靠的安全保障。 第八条? 在室外、野外使用放射性同位素与射线装置的，应当按照国家安全和防护标准的要求划出安全防护区域，设置明显的放射性标志，必要时设专人警戒。 第九条? 生产、销售、使用放射性同位素与射线装置的单位，应当按照国家环境监测规范，对相关场所进行辐射监测，并对监测数据
核电厂选址及环境影响评价应关注的问题 1 引言 伴随我国经济建设的快速发展以及能源需求和环境保护压力的日益增大，从可持续发展的战略考虑，积极发展核电已成为共识。国家《核电发展中长期规划（2005-2020）》的颁布更是在我国掀起了一股核电建设的高潮，到目前为止已有二十余个省份先后开展了核电厂选址工作。由于我国是一个人口众多且人口分布不均匀、经济发展不均衡的国家，在当前核电建设形势下，如何在既满足法规要求的前提下科学合理地开展核电厂选址又使得核电厂与当地经济、社会、环境协调可持续发展，是从事核电厂选址和核安全监管人员共同关注的问题。本文结合笔者在核电厂选址工作中的经验，根据核安全以及环境保护的有关法规要求，重点分析了我国核电厂选址及环境影响评价的特点，并提出了我国核电厂选址及环境影响评价应关注的问题。 2 核电厂选址应关注的核安全和环保问题 笔者参与了多个核电项目的规划选址和初可研报告编制及评审，以下就核电厂选址从核安全和环保角度展开探讨，并提出值得关注的问题。 2.1 关于核电厂选址的法规要求 根据我国《核电厂厂址选择安全规定》，以及国内外核电厂选址有关法规要求，在核电厂选址中需要评价三个方面的基本内容。其一是厂址外部环境对核电厂安全可能产生的影响，包括外部自然和人为事件；其二是核电厂对厂址周围区域环境可能产生的影响，其中包括自然环境和社会环境；第三点是实施应急计划的可行性，即在假定核电厂发生需要采取应急的事故工况下，厂址周围区域特征对实施应急计划的影响。对于一个特定厂址，如果在上述三个方面不存在影响厂址可接受性的因素或者能够通过采取工程措施解决可能存在的不利因素，那么该厂址就具备建设核电厂的厂址条件[1]。 2.2 民用飞机坠毁对核电厂的安全影响 《核电厂厂址选择的外部人为事件》（HAD101/04）中详细说明了飞机坠毁对核电厂安全影响的评价。对于飞机坠毁对核电厂的安全影响，导则指出，对于在核电厂4km范围内经过的航线或起落通道需考虑其造成飞机坠毁的潜在危险。笔者在工作中遇到两个厂址上空航线距厂址小于4km的案例，对其进行的坠机概率评价分析得出：采用近10年的平均事故率计算得出从目前至2020年，厂址区域坠机概率均小于或等于10-8，小于HAD101/04的筛选概率水平10-7。
Safety is the goal, prevention is the means, and achieving or realizing the goal of safety is the basic connotation of safety prevention. （安全管理） 单位：___________________ 姓名：___________________ 日期：___________________ 辐射防护与核电站安全(标准版)
辐射防护与核电站安全(标准版)导语：做好准备和保护，以应付攻击或者避免受害，从而使被保护对象处于没有危险、不受侵害、不出现事故的安全状态。显而易见，安全是目的，防范是手段，通过防范的手段达到或实现安全的目的，就是安全防范的基本内涵。 辐射存在于整个宇宙空间。辐射防护是研究保护人类和其他生物种群免受或少受辐射危害的应用性学科。辐射分为电离辐射和非电离辐射两类。α射线、β射线、γ射线、X射线、质子和中子等属于电离辐射，而红外线、紫外线、微波和激光则属于非电离辐射。在核能领域，人们主要关心的是电离辐射可能产生的健康影响及其防护。通常将电离辐射简称为辐射或辐射照射。 人类有史以来一直受着天然电离辐射源的照射，包括宇宙射线、地球放射性核素产生的辐射等。事实上，辐射无处不在，食物、房屋、天空大地、山水草木乃至人们体内都存在着辐射照射。人类所受到的集体辐射剂量主要来自天然本底辐射（约76.58％）和医疗（约20％），核电站产生的辐射剂量非常小（约0.25％）。在世界范围内，天然本底辐射每年对个人的平均辐射剂量约为2.4毫希，有些地区的天然本底辐射水平要比这个平均值高得多。 核能应用领域的辐射照射来源于核能产生装置（如核电站）在运
电磁辐射防护规定 UDC614.898.5 GB8702-88 （1988年3月11日国家环境保护局批准 1988年6月1日实施） 1 总则 1.1 为防止电磁辐射污染、保护环境、保障公众健康、促进伴有电磁辐射的正当实践的发展，制定本规定。 1.2 本规定适用于中华人民共和国境内产生电磁辐射污染的一切单位或个人、一切设施或设备。但本规定的防护限值不适用于为病人安排的医疗或诊断照射。 1.3 本规定中防护限值的范围为100KHZ～300GHZ。防护限值与频率的关系见下图。
1.4 本规定中的防护限值是可以接受的防护水平的上限，并包括各种可能的电磁辐射污染的总量值。 1.5 一切产生电磁辐射污染的单位或个人，应本着“可合理达到尽量低”的原则，努力减少其电磁辐射污染水平。 1.6 一切产生电磁辐射污染的单位或部门，均可以制定各自的管理限值（标准），各单位或部门的管理限值（标准）应严于本规定的限值。 2 电磁辐射防护限值 2.1 基本限值 2.1.1 职业照射：在每天8H工作期间内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率（SAR）应小于0、1W/KG。 2.1.2 公众照射：在1天24H内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率（SAR）应小于0、02W/KG。 2.2 导出限值 2.2.1 职业照射：在每天8H工作期间内，电磁辐射场的场量参数在任意连续6MIN 内的平均值应满足表1要求。 表1 职业照射导出限值 150/0.40/ (0.5)(0.0015 注: 1) 系平面波等效值, 供对照参考。 2) 供对照参考, 不作为限值; 表中f是频率, 单位为MHz; 表中数据作了取整处理。 2.2.2 公众照射：在1天24H内，环境电磁辐射场的参数在任意连续6MIN内的平均值应满足表2要求。
核电厂及反应堆的辐射防护
概述 自从1954年第一个示范性核电厂问世以来，核电厂已有了很大的发展。目前，发电用的核反应堆有十多种，其中比较成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、石墨水堆和重水堆。在当今世界的核电厂中，轻水堆（压水堆和沸水堆）核电厂占绝大多数
核电厂 核电厂是利用原子核裂变过程中释放的核能来发电的。对于不同类型的核反应堆，相应的核电厂的系统和设备有较大的差别。 压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统所组成。 核反应堆是核电厂动力装置的重要设备。同时由于反应堆内维持着链式裂变反应，因此它又是一个辐射源。核反应堆内装有一定数量的核燃料，核燃料裂变过程中释放出的热能，由流经反应堆内的冷却剂带出反应堆，送往蒸汽发生器
核电厂 一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器和相应的管道、阀门及其他辅助设备组成。高温高压的冷却水由主循环泵唧送至反应堆，吸收核燃料裂变放出的热能后，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器再将热量传递给在管外流动的二回路给水，使它变成蒸汽。此后，再由主循环泵将冷却剂重新唧送至反应堆内，如此循环构成一个密闭的循环回路
核电厂 一回路系统的设备集中布置在一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的建筑物内，这个建筑物通常称为反应堆安全壳。安全壳为内径约30米、高约60米的混凝土大型建筑物，它的作用是将一回路系统中带放射性物质的主要设备包容起来，以防止放射性物质向外扩散，即使核电厂发生最严重的事故，放射性物质仍能全部安全地封闭在安全壳内，不致影响周围的环境
核电厂 二回路系统是将蒸汽的热能转化为电能的装置。它由汽水分离器、汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵等设备组成。二回路给水吸收了一回路的热量后成为蒸汽，然后进入汽轮机做功，带动发电机发电。由于核反应堆是强放射源，流经反应堆的冷却剂带有一定的放射性，特别是在燃料元件破损的情况下，一回路的放射性水平很高。因此从反应堆流出来的冷却剂一般不宜直接送入汽轮机。所以压水堆核电厂比普通电站多一套动力回路。核电厂二回路的厂房与普通火电站的汽轮发电机组厂房相似
《中广核广东太平岭核电厂一期工程环境影响报告书（选址阶段）》 简本 建设单位：中广核惠州核电有限公司 评价单位：苏州热工研究院有限公司 2015年7月
中广核广东太平岭核电厂一期工程环境影响报告书（选址阶段）简本 目录 一、建设项目概况 (1) 1、建设项目的地点和相关背景 (1) 2、建设项目主要建设内容、生产工艺、生产规模、建设周期和投资 (2) 3、建设项目选址方案比选，与法律法规、政策、规划等的相符性 (3) 3.1 厂址比选 (3) 3.2 与法律法规、政策、规划等的相符性 (3) 二、建设项目周围环境现状 (5) 1、建设项目所在地的环境现状 (5) 1.1 人口分布 (5) 1.2 土地利用及资源描述 (5) 1.3 气象 (8) 1.4 水文 (8) 1.5 地质地震 (9) 2、建设项目环境影响评价范围 (9) 2.1 评价范围 (9) 2.2 评价标准 (10) 三、建设项目环境影响预测及拟采取的主要措施与效果 (13) 1、建设项目的主要污染物类型、排放浓度、排放量、处理方式、排放方式和途径及其达标排放情况，对生态影响的途径、方式和范围 (13) 1.1 建设期 (13) 1.2 运行期 (13) 2、建设项目评价范围内的环境保护目标分布情况 (15) 3、建设项目的主要环境影响及其预测评价结果 (17) 3.1 施工期的环境影响预测和评价 (17) 3.2 运行期的环境影响预测和评价 (17) 4、污染防治措施、执行标准、达标情况及效果，生态保护措施及效果 (18) 4.1 电厂施工期的主要污染防治措施 (18)
中广核广东太平岭核电厂一期工程环境影响报告书（选址阶段）简本 4.2 核电厂运行期污染的主要防治措施 (20) 5、环境风险分析预测结果、风险防范措施及应急预案 (21) 5.1 风险分析预测结果 (21) 5.2 风险防范措施 (22) 6、建设项目环境保护措施的技术、经济论证结果 (25) 7、建设项目对环境影响的经济损益分析结果 (26) 7.1 环境效益 (26) 7.2 经济效益 (26) 7.3 社会效益 (26) 8、建设项目防护距离内的搬迁所涉及的单位、居民情况及相关措施 (27) 9、建设单位拟采取的环境监测计划及环境管理制度 (27) 9.1 非放射性环境监测计划 (27) 9.2 放射性环境监测计划 (27) 四、公众参与 (29) 五、环境影响评价结论 (30) 六、联系方式 (31)
核电厂辐射环境监督性监测系统建设及运行维护措施研究 发表时间：2019-08-15T16:32:24.673Z 来源：《科技新时代》2019年6期作者：周欢[导读] 核电站是新型能源的重要代表，在当前社会环境中，已经在发展上取得了不可替代的作用，是高效率解决能源问题的有效手段。 广州职康防护技术服务有限公司广东广州 510000 摘要：本文以核电厂为研究对象，对其辐射环境的监督系统展开分析，在介绍核电站基本情况的同时，说明其系统运行与维护的质量保证条件。尤其在定位系统缺陷问题的基础上，说明系统改造中的执行策略，在对核电站安全稳定运行的检测系统进行论述的过程中，为相关研究提供参考材料。 关键词：核电厂；环境监督；运行维护引言：核电站是新型能源的重要代表，在当前社会环境中，已经在发展上取得了不可替代的作用，是高效率解决能源问题的有效手段。对此，需要将核电站的运与维护管理方案进行分析，尤其是在核辐射环境的检测中，必须从核电站基本情况入手，确保整体技术分析的有效性与针对性，引导核电站的具体运维工作。 一、核电站概况 本文将广州台山核电站作为主要研究对象，对其中的辐射环境检测系统进行分析，并在介绍大襟岛等监测子站的同时，说明各子站系统的管理状态。大襟岛子站，位于台山核电站的ESE方向，与主站之间保持着6.7km的距离。在方位包络性设置思想的支撑下，完成这一站点设定。因此，也为这一站点的运维管理工作，带来了实际问题，需要进行相应的升级改造，才能更好地维持这一监测子站的良好运行状态。而在数据衔接状态上，台山核电站与各环境监测子站之间，保持着数据连接，并在前沿站数据中心的作用下，完成各子站系统数据信息的总结与传递。 二、系统运行和维护质量保证 （一）常规的运行维护辐射环境监测系统，需要在日常工作中，对其设备与整体组织结构，进行定期检查，并在规范化运维管理制度的支撑下，设置日监视、月巡检等监察工作周期。通过连续性的采集监测子站运行数据，形成完整检查系统，保证对于各个监测子站的管理，实现整体运行系统控制分析。 例如，在实际工作中，每月至少对独立子站，进行一次系统性的全面检查。通过对站房、机柜、安装支架等技术设施的检查，确定其外观的完好性，避免出现涂层脱落的问题，减少因为锈蚀带来的风险危害。同时，在对设备进行检查的过程中，需要对气象、采样、辐射监测、通信、供电等基础、功能类型设备进行全面检查，在确定其工作状态的基础上，对于其中存在风险隐患的设备，及时进行维修与更换，保证整体设备系统的应用状态。 另外，在季度性的监测子站检查中，需要对整体环境与设备进行清理，在清扫仪器灰尘、打扫工作环境的同时，对雨量筒、干式沉降采集器等室外设备进行必要的养护，清理其中的杂物与泥沙，甚至需要利用倒水模拟试验，确定降雨量测量设备的正常工作状态。超大流量碘采样器没有工作任务时，需将其设定在默认流量状态下，并维持10min的工作状态，以此保证对其功能性的测定分析。 而对于检测系统的运行维护，还需要将年作为工作周期，对监测子站进行系统、全面的检查与维护，以此提高整体系统的稳定工作状态。尤其在机柜外壳、设备支架、大流量采样器、采样风机等大型设备的监测中，需通过年检维护，在比对上年度数据的同时，确定其未来的工作状态与使用条件。而在年度维护中，还需对监测子站的空调系统、风机设备进行保养维护，在蓄电池的充放电测试中，保证其使用条件，并及时更换无法达到使用要求的蓄电池设备。 注意，在每日的值班工作中，如果发现监测子站出现异常运行状态，且在远程终端的控制中无法解决此类问题，则需派遣工作人员达到现场，对其中的故障问题进行检修维护，保证系统的正常运行状态[1]。而在遇到台风等极端天气环境时，也需要预先地进行防护，并在台风到来之前，做好相应设备的加固处理。当台风等极端天气过境之后，还需对子监测站设备进行检查，以此保证设备的全面管理。 （二）质量保证为了维持高压电力室中，监测数据的有效性，需要在符合《环境地表γ辐射剂量率测定规范》这一管理条件的基础上，执行相应质控措施，并在传递仪的检测对比、工作源检测的技术中，实现这一质量管理需要。同时，在这一系类的质控技术条件下，可以对检测仪器设备的稳定性进行分析，通过对高质量监测数据的提取，保证数据应用的可信度与可溯源状态。 三、系统存在的不足 台山核电站周边的监测子站，在当前的技术管理条件下，仍存在一定不足，并大致可总结为以下几点内容。在其大襟岛监测子站中，由于建设验收尚未完成，一直没有实现供电系统的正常运行，当前仍主要依靠太阳能电池板进行供电，并表现出明显的不稳定特征。同时，由于地理位置的原因，这一监测子站，与台山主站处于隔海相望的地缘关系，在进行运维管理时，只能坐船登岛完成处理。在这一条件的限制下，不仅增加了运维成本，也为安全管理带来了挑战[2]。同时，在大襟岛子监测站中，设置了带有包络性的SE方位环境敏感点，但在这一条件下，也对整体站点维护的便捷性、经济性造成了负面影响。 四、系统改造 对核电站辐射监测系统升级改造的过程中，应在“核设施安全监管司”发布的各项管理规范中，确定基本的系统建设方向与技术管理条件，在与当地实际工作情况进行结合的过程中，保证系统改造有效性。 而在系统改造方法上，应首先对其中的系统软件程序进行升级。具体执行步骤，大致可以分为以下五个环节。第一，监测子站系统中的软件升级，应向系统软件中，加入蓄电池使用电量监测、坐标经纬度定位、验收时间显示等功能，以此保证监测子站信息的完整性；第二，要在监测子站、前沿数据处理中心的管理软件程序中加入本地监测日志导出功能，借此将数据信息传递到总站的中心分析系统中；第三，需在检测子站、前沿数据中心的软件中，形成报表自定义功能，并在加入查询数据功能的同时，保证数据价值的深入开发；第四，应在监测子站软件系统中，加入辐射测量、采样的集成功能，并在远程化操作平台的搭建上，保证技术处理的优化升级；第五，方舱与站房的环境中，可利用物联网系统，以软件技术为核心，加入烟感、水浸等测试设备，保证对于监测子站的环境监督控制，维护其基本运行稳定性。
GB 8702-1988电磁辐射防护规定 (1988年3月11日国家环境保护局批准1988年6月1日实施) 1总则 1.1为防止电磁辐射污染、保护环境、保障公众健康、促进伴有电磁辐射的正当实践的发展，制定本规定。 1.2本规定适用于中华人民共和国境内产生电磁辐射污染的一切单位或个人、一切设施或设备。但本规定的防护限值不适用于为病人安排的医疗或诊断照射。 1.3本规定中防护限值的范围为100KHZ～300GHZ。防护限值与频率的关系见下图。 1.4本规定中的防护限值是可以接受的防护水平的上限，并包括各种可能的电磁辐射污染的总量值。 1.5一切产生电磁辐射污染的单位或个人，应本着“可合理达到尽量低”的原则，努力减少其电磁辐射污染水平。 1.6一切产生电磁辐射污染的单位或部门，均可以制定各自的管理限值(标准)，各单位或部门的管理限值(标准)应严于本规定的限值。 2电磁辐射防护限值 2、1基本限值 2、1.1职业照射：在每天8H工作期间内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率(SAR)应小于0、1W/KG。 2、1.2公众照射：在1天24H内，任意连续6MIN按全身平均的比吸收率(SAR)应小于0、02W/KG。 2、2导出限值 2、2、1职业照射：在每天8H工作期间内，电磁辐射场的场量参数在任意连续6MIN内的平均值应满足表1要求。
2、2、4对于脉冲电磁波，除满足上述要求外，其瞬时峰值不得超过表中1.2所列限值的1000倍。 2、2、5在频率小于100MHZ的工业、科学和医学等辐射设备附近，职业工作者可以在小于1.6A/M的磁场下8H连续工作。 3对电磁辐射源的管理 3、1下列电磁辐射可以免于管理 3、1.1输出功率等于和小于15W的移动式无线电通讯设备，如陆上、海上移动通讯设备以及步话机等。
核电厂辐射防护规定 GB 14317-93 国家技术监督局1993-04-20发布1993-12-01实施 1主题内容与适用范围 本标准规定了核热电厂辐射控制的基本原则和防护标准，以及选址、设计、运行和退役的辐射防护基本要求。 本标准适用于核热电厂，核供热厂也可参照执行。 2引用标准 GB 8703 辐射防护规定 GB 6249 核电厂环境辐射防护规定 3术语 3.1核热电厂 一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能或电力所必需的全部构筑物、系统和部件。 3.2核供热厂 一座或数座热中子反应堆以及为保证安全和生产热能所必需的全部构筑物、系统和部件。 3.3中间回路 在一回路和热网回路之间设置的隔离回路。 3.4热网 进入用户的热水管网。 4总则 4.1辐射防护目标 为保障核热电厂辐射工作人员和公众的健康和安全及保护环境，确保在正常运行时核热电厂内及从核热电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射低于规定的限值，并保持在可合理达到的尽量低的水平；确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。 4.2核热电厂所有导致辐射照射的实践和设施，都应当符合辐射防护三原则，即实践的正当性、辐射防护的最优化和对个人剂量的限制。 4.3在申请核热电厂选址、设计、运行和退役时，必须按照有关规定事先向国家主管部门和监督部门提交安全分析报告和环境影响报告书等，经审查批准后方可实施。 必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。 5剂量限制体系 5.1基本限值 5.1.1辐射工作人员的基本限值按GB 8703第2.4.2条中相应的规定执行。 5.1.2在正常运行工况下，每座核热电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量，每年应小于0.1mSv。 5.2次级限值、导出限值、管理限值和参考水平按GB 8703第2.4条中相应的规定执行。 5.3每座压水堆型核热电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足5.1.2的 规定外，一般还应分别低于表1和表2所列控制值。 表1 Bq ━━━━━━━━━━━━━┯━━━━━━━━━━━━━ 气载放射性流出物│控制值 ─────────────┼───────────── 惰性气体│ 1.0×10＾(15) ─────────────┼───────────── 碘│ 3.0×10＾(10) ─────────────┼───────────── 粒子(半衰期≥8d)│ 8.0×10＾(10)