核电厂环境辐射防护规定
UDC 614.898.5
GB 6249-86 （1986年4月23日国家环境保护局发布 1986年12月1日实施）
1 总则
1.1 本标准为贯彻《中华人民共和国环境保护法（试行）》和国家有关法规，为发展我国核能事业，保护环境，保障人体健康，促进国民经济的发展，参照有关国际标准，结合我国具体情况而制订的。
1.2 本标准适用于各种轻水堆型的陆地固定式核电厂（原则上也适用于核热电厂）。
1.3 核电厂的厂址选择、设计、建造、运行、退役和扩建、改建或变更运行工况，均必须符合本标准有关章节的要求。
1.4 辐射防护原则
1.4.1 核电厂所有领导人员辐射照射实践活动要有正当的理由，保护公众免受一切不必要的辐射照射。
1.4.2 辐射防护最优化，即考虑了社会的和积极的因素之后，使核电厂对公众所造成的辐射照射，应遵循“可合理达到尽量低”的原则。
1.4.3 在正常运行条件下，对可能受到核电厂辐射照射的公众个人和群体，实行计量当量限度制度。
1.4.4 在应用这些原则是，应考虑现在的实践在未来的岁月理所造成的计量负担。
1.5 核电厂有关辐射防护和环境保护的设施，应通过技术经济论证，采用最优方案，并必须做到与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。
1.6 核电厂的营运毒物，必须根据国家环境保护部门颁布的《核电站基本建设环境保护管理办法》的规定，提交相应的环境影响报告书。
1.7 核电厂的环境影响报告书实行专业技术审核，国家环境保护部门批准制度。
1.8 省级环境保护部门形式对核电厂的环境保护工作的检查、监督权、遇有违反本标准，并使环境质量和公众健康受到危害的事件时，有权予以制止，并视情节轻重依法予以惩罚。
2 选址要求
2.1 在评价厂址是否适宜核电厂时，必须综合考虑厂址区域的地质、地震、水文、气象、交通运输、工业企业、土地利用、厂址周围人口密度和分布，以及社会经济方面的合理性等因素；必须考虑厂址所在区域内可能发生的自然的或人为的外部事件对核电厂自身安全的影响；必须考虑核电厂放射性流出物（特别是事故工况下的流出物）对环境、生态和公众的影响；必须考虑新燃料、乏燃料和放射性废物的贮存和运转问题。
2.2 核电厂应尽量建在人口密度较低、地区平均人口密度较小的地点。
核电厂距10万人口的城镇和距100万人口以上大城市的市区发展边界，应分别保持适当的直线距离。
2.3 核电厂周围应非居住区，非居住区的半径（以反应堆为中心）不得小于0.5KM。
核电厂非居民区周围应设置限制区，限制区的半径为（以反应堆为中心）一般不得小于0.5KM。
2.4 如果核电厂厂址不能满足2.2与城镇距离的要求，则应提出附加工程安全设施和厂址安全性评价的资料，并加以详细说明和论证。
2.5 在发生最大可信事故条件下，非居住区边界上的任何个人（成人），在事故发生后8H内所接受的有效计剂量当量应不大于0.25SV，甲状腺剂量当量应不大于2.5SV。
在事故的整个持续期间内（事故持续时间可取30D），在半径80KM范围内公众群体接受的集体有效剂量当量必须小于2×104SV，集体甲状腺剂量当量必须小于2×104SV。
3 在正常运行工况下的剂量限值和排放量控制值
3.1 每座核电站项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0.25MSV。
3.2 每座压水堆型核电厂气载和液体放射性流出物的年排放量，除满足3.1的规定外，一般还应低于下列控制值。
表1
4 事故应急防护水平
4.1 按可能导致对环境危害程度的大小，对核电厂的事故分为预期运行事件、大事故、重大事故和最大可信事故。
4.2 预期运行事件用于核电厂正常运行工况下的环境评价。对公众的剂量控制限值按本标准3.1执行。
4.3 大事故和重大事故用于核电厂事故工况下的环境评价。
在每发生一次大事故时，公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量应控制在5MSV以下，甲状腺剂量当量应控制在50MSV以下。
在每发生一次重大事故时，公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量应控制在0.1SV 以下，甲状腺剂量当量应控制在1SV以下。
4.4 最大可信事故仅用于厂址选择时的环境评价。干电池非居民区边界上公众的剂量当量和公众的集体剂量当量按本标准2.5执行。
4.5 在核电厂试运行前，核电厂的营运单位必须会同有关部门制定事故应急计划，上报国家环境保护部门机有关政府部门。无事故应急计划，不予审批。
4.6 应急事故干预水平规定如下：
4.6.1 公众中个人（成人）受到的有效剂量当量预计大于50MSV，甲状腺剂量当量预计大于0.5SV时，依序采取适当的措施（例如关闭门窗、室内隐蔽、服碘等）。
4.6.2 公众中个人（成人）受到的有效剂量当量预计大于0.1SV时，可以考虑采取果断措施（例如组织撤离等）。
4.7 核电厂运行期间，一旦发生任何可能危害环境的事故，营运单位必须迅速查明事故发生的部位和原因，及时处理，设法控制放射性物质项环境中释放，并立即上报主管部门和省级环境保护部门及有关政府部门。
5 流出物的排放管理
5.1 核电厂的营运单位，应针对该核电厂厂址的特定环境特征（例如气象、水文等）机“三废”处理工艺技术水平，遵循“可合理达到尽量低”的原则，提出确保满足3.1并低于3.2中规定的年排放量控制值的设计排放量，报国家环境保护部门审批，获准后，即为该核电厂放射性流出物的管理目标值。
5.2 气载放射性流出物必须通过处理后经烟囱排入大气。
5.3 核电厂的营运单位必须对气载和液体放射性流出物进行监测，其年排放总量应按季度控制，连续三个月内的排放总量不应超过年排放管理目标值的二分之一。若超过，则必须迅速查明原因，采取有效措施。
5.4 液体放射性流出物的排放口，应避开集中取水口、经济鱼类产卵场、回游路线和水生生物养殖场。
5.5 核电厂的营运单位应根据新技术的发展和核电厂运行与监测中暴露出的薄弱环节，不断改进设备与工艺，并加强管理，尽量减少实际的年排放量。
6 环境监测与流出物监测
6.1 运行前的环境调查
6.6.1 核电厂试运行前，营运单位必须完成环境放射性本底辐射水平的调查，至少应获得两年的调查数据。
6.6.2 通过调查应获得关键核素、关键照射（及转移）途径和关键人群组的资料。
6.1.3 调查的环境介质一般应包括：空气、地表水和地下水、陆生生物和水生生物、食物、土壤、水体底泥和沉降灰等。
6.1.4 环境辐射水平的调查范围一般取50KM，其余项目的调查范围一般取20～30KM。
6.1.5 分析测量的内容一般包括：环境辐射水平及与核电站有关的放射性核素。
6.2 常规辐射环境辐射监测
6.2.1 核电厂试运行后，营运单位必须进行常规环境辐射监测，及时分析监测结果，并作出评价，建立档案，按规定上报。
6.2.2 在进行常规环境辐射监测时，应充分利用运行前本底调查所获得的资料，在满足环境评价需要的情况下，尽量做到环境监测的最优化。环境监测的重点是对关键人群组危害最大的那些核素和项目。
6.2.3 常规环境辐射监测的环境介质、监测内容及监测范围参照6.1执行。
6.3 流出物监测
核电厂的营运单位必须对所有气载和液体放射性流出物进行监测。测量内容应包括排放总量、排放浓度机主要核素的分析。
6.4 事故环境应急监测
6.4.1 核电厂在试运行前，营运单位应制定环境应急监测计划，报省级环境保护部门备案。考虑到一些事故的突发性和特殊性，应急监测必须灵活、快速。
6.4.2 环境应急监测是核电厂事故应急计划的重要组成部分。一般包括：各类辐射事故的监测原则、监测方法和步骤、监测项目、监测网点、监测工作的领导、监测数据的报告、发布办法等。
6.4.3 在环境应急监测计划中可事先规定一些导出的行动水平（例如空气、水和食物中对应于应急行动剂量水平的放射性核素的浓度），便于评价监测结果，及早决定是否需要采取相应的行动。
6.5 环境监测必须实行质量保证制度，采用标准的（或统一的）方法和程序进行操作，不得擅自改变，如需要更改时，必须通过技术论证。
6.6 省级环境保护部门应负责设置核电厂环境辐射监测机构，按本标准的相应要求开展监测工作。
7 放射性废物的贮存和运输
7.1 必须对放射性废物严格管理，加强监测，并采取有效措施，防止放射性废物的扩散。
7.2 必须对放射性废物严格分类，分别处置。严禁把易燃、易爆、易腐和非放射性物质与固定放射性废物混在一起运输和贮存。严禁运输放射性废液。
7.3 放射性废物的贮存和处置，应确保露天水源和地下水不被污染。
7.4 运输放射性物质（包括新燃料元件和乏燃料元件），必须遵守国家的有关规定。运输放射性物质的工作人员，必须熟悉放射性物质的运输规定、被运送的放射性物质的性质和必要的防护知识。
8 核电厂的退役
核电厂申请退役获准后，在制定退役计划时，必须同时编制环境影响报告书，经国家环境部门批准后，方可实施。
附录A 名词术语定义（补充件）
A.1 每座核电厂：指使用核反应堆发电的任何厂、站、包括一个或几个反应堆，以及由于安全需要和产生热或电能所必须的全部系统、设施和建筑物。
A.2 试运行：指核电厂检查后符合安全目的所进行的装料、物理启动、零功率运行、功率运行直至合格验收。
A.3 运行：指核电厂在规定的运行条件下的功率运行、停闭、维修、试验、换料和群体有关工作的全过程。
A.4 非居住区：指核电厂所在的一个区域，该区域内严禁有常住居民，由核电厂的营运单位对这一区域行使有效控制的管辖权，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；在事故情况下，可以作出适当的有效的安
排，控制交通，以保证工作人员和居民的安全。在非居民区内，与核电厂运行无关的活动，只要不产生影响核电厂正常运行和危及居民健康与安全，在适当的限值下是允许的。不要求非居民区是圆形，可以根据厂址的地形、地貌、气象、交通等具体条件确定。
A.5 限制区：指在非居住区直接邻近的区域。限制区内必须限值人口的机械增长。在改区域内不得兴建、扩建大的企业事业单位和生活居住区、大的医院和疗养院、旅游胜地、飞机场和监狱等。
A.6 预期运行事件：在核电厂运行过程中，从设计上就预期到会发生偏离正常运行工况的所有运行故障。鉴于设计上已有适当的考虑，发生这类事故时，不会造成工程安全保护系数的失效和工程设备的大损伤，业不会导致放射性物质大量向环境中释放。
A.7 大事故：在核电厂寿期内，预期法身概率不大于0.01～0.1/堆·年，明显偏离正常运行极限工况的事故，此时工程安全保护设施如果不能完全按照设计要求发挥作用，就将导致放射性物质大量向环境中释放，有可能是的故障受到的辐照剂量超过3.1中规定的剂量限值。
A.8 重大事故：在核电厂寿期内，预期不会发生或发生概率不大于5×10－4～10－2/堆·年的严重偏离正常运行极限工况的事故，重要的专设工程安全保护设施将可能出现部分地向环境中释放。
A.9 最大可信事故：是用来进行厂址评价所假设的对环境产生最严重后果的核电厂事故，它发生的概率（<10－4/堆·年）极小。不同类型反应堆的最大可信事故是不同的。对压水堆核电厂，是指堆芯大规模地溶化，放射性物质向环境释放达到最严重的事故。
附加说明：
本标准由国家环境保护局提出。
本标准由清华大学核能技术研究所和中国原子能研究院负责起草。
本标准重要起草人刘元中、姜希文。
本标准由国家环境保护局负责解释。
XXX公司选矿厂 辐射安全和防护状况年度总结报告 XXX有限责任公司在用放射源为安装于选矿厂1系、2系磨选车间的两台137cs核子秤。按照《中华人民共和国环境保护法》、《省环境保护条例》、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》（国家环保总局令第13号）等相关法律法规的要求，结合我公司实际，从做好放射源安全管理入手，建立和完善辐射安全防护管理制度，落实辐射防范措施，加强辐射监测，辐射防护管理工作不断得到改进。我公司辐射安全防护工作总结如下： 一、核子秤装置概况 我公司目前拥有核技术应用项目2台铯-137型核子秤，安装于选矿厂1系、2系磨选车间，主要用来对皮带输送带上的原矿石入磨量进行计量。此台核子秤由北京XXXX核技术应用股份有限公司生产，2016年10月28日取得省环保局颁发的《辐射安全许可证》（证书编号：XXXXXXX）. 二、辐射安全防护设施方面 137cs属于密封放射源，放射源安放在铅罐内，使用方式为非接触式测量，放射源（包壳）没有与被测物料直接接触，也不会造成放射源损伤。在铅罐表面和磨选车间传输带均已放置了醒目的电离辐射警告标志。投入运行以来，运行情况良好。 三、管理措施及培训方面
按照《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》（国家环保总局令第31号令）的要求，公司已配备一名安全员专职负责辐射安全与环境保护管理工作。核子秤工作人员均参加了省环保厅举办的辐射安全与防护培训，并持证上岗；定期监测辐射防护效果，确保核子秤安全运行。对工作人员进行健康监测，上岗前健康体检，上岗后定期体检。 与此同时，公司建立了完善的核子秤安全管理制度，其中包 含了《放射防护人员岗位职责》、《核子秤维修制度》、《核子秤安全操作规程》、《环保标准、放射性同位素装置安全防范规定》等一系列规章制度。 四、辐射事故应急救援响应方面 为有效应对可能发生的放射事故，确保有序地组织开展事故救援工作，最大限度地减少或消除事故和紧急情况造成的影响，避免事故蔓延和扩大，制订了《核子秤放射源泄漏应急预案》，明确了可能发生事故应急处理的职责、组织指挥、工作程序，做好各项预防措施，做到安全与操作并行。 五、档案管理方面 公司建立了核子秤的档案资料，建立设备台账，做到帐物相符，认真保存各项内业资料，将环保部门审批文件、监测报告等技术档案进行归档，妥善保存。 六、法律法规落实情况
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
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；
辐射安全与辐射防护基本知识（考题） 名词解释（共5题，每题3分，共15分） 1.核素：具有特定数目的中子和质子以及特定能态的一种原子核或原子。 2．放射源：放射源是采用放射性物质制成的辐射源的通称。放射源一般用所制成放射性核素的活度标识其强弱，也可用射线发射率或注量率标识其强弱。习惯上将无损探伤、放射治疗、辐射处理所用的高活度或高射线发射率的放射源称作辐射源。 3.随机性效应：由于体细胞突变而在受照个体内形成的癌症，和由于生殖细胞突变而在其后代身上发生的遗传性疾病。 4. 外照射：辐射源位于体外，电离辐射由外部射入人体，这种方式称为外照射。 5．退役：对永久终止运行的铀矿冶核设施所采取的治理措施，以保证公众免受残留和长期受控制的放射性物质危害及其他可能的危害，且使建筑物、设备和场地有可能得到重新利用。 6.吸收剂量：授予某一小体积内物质的辐射能量除以体积内物质的质量。 7.放射性废物：含有放射性核素或者被放射性核素污染，其放射性核素浓度或者比活度大于国家确定的清洁解控水平，预期不再使用的废弃物。 6．潜在照射：指除了在源或设施的正常运行条件下产生的正常（实在）照射外，还包括可以预计其出现但不能肯定其一定发生的一类潜在照射。潜在照射可能由辐射源的事故或者由具有偶然性质的事件或事件序列（含设备故障和操作失误）所引起。 7．辐射随机性效应：辐射随机性效应指的是受到照射的细胞不是被杀死而是仍然存活但发生了变化，则所产生的效应将与确定性效应有很大的不同的随机性效应。特点是其发生概率随剂量的增加而增加，但其严重程度则与剂量的大小无关。 8．辐射实践正当性：际放射放护委员会(ICRP)提出的防护三原则之一。即辐射照射的实践，除非对受照个人或社会带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害(包括健康与非健康危害)，否则就不得采取此种实践。 9．近期效应：又叫近因性错误，它是指考核者对被考核者的近期行为表现，尤
切尔诺贝利核电站爆炸事故分析 事故经过 1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸，死16．7万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。 切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。 1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。 20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。 1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。 1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。 1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。 13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。 1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，
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；
日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11
合肥高新心血管病医院 辐射（放射）科 安全防护管理 安全防护制度 放射岗位职责 合肥高新心血管病医院放射科 合肥高新心血管病医院医务科 二0一五年十月
目录 辐射安全与防护管理机构及其职责 (1) 射线装置工作人员岗位职责 (1) 射线装置工作人员操作规程 (1) 辐射防护和安全保卫制度 (2) 设备检修维护制度 (2) 设备使用登记制度 (2) 人员培训制度 (3) 辐射事故预防措施及应急处理预案 (3) 射线装置工作人员辐射监测方案 (4) 学习培训制度及记录 (5) 个人剂量监测和职业健康监护档案管理制度 (6) 辐射（放射）设备操作规程和使用制度 (6) 辐射防护和安全保卫制度 (7) 设备检修、维护制度 (7) 辐射（放射）科组织管理制度 (8) 登记室管理制度 (8) 资料存档保管制度 (9) 借片管理制度 (9) X线摄影室管理制度 (9) 暗室管理制度 (10) CT室管理制度 (10)
DSA室管理制度 (10) 综合读片制度 (11) 疑难读片讨论制度 (11) 放射介入手术随访制度 (11) X线设备维修保养制度 (11) 导管（介入）室消毒隔离制度 (12) 进修，实习医生管理制度 (12) 登记室岗位职责 (13) X线摄影室岗位职责 (13) 暗室岗位职责 (13) CT室岗位职责 (14) DSA室岗位职责 (14) 辐射（放射）科岗位职责和各级人员职责 (15) 放射科与临床科室紧急呼救与支援的机制与流程 (19)
辐射安全与防护管理机构及其职责 为认真落实国务院《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》、国家环境保护总局《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》及省环保厅、市环保局相关文件精神的规定，切实加强医院辐射安全与防护的监督管理，预防、控制和消除辐射危害，保障放射诊疗工作人员、患者和公众的健康权益，结合我院辐射工作实际，决定调整医院辐射安全与防护工作领导小组： 1、领导小组组成: 组长：杨斌 副组长：周长平程福舟 成员：王延忠王蕾纪振华金星 2、领导小组下设办公室，办公室设在医务科。负责日常辐射安全与防护工作。 3、辐射安全及防护管理领导小组职责： （1）负责拟定辐射防护工作计划和实施方案，制定相关工作制度，并组织实施。（2）做好工作人员的辐射防护与安全培训、防护设施的供应与管理以及辐射防护档案的建立与管理等工作。 （3）组织实施本院放射工作人员上岗前、在岗期间、离岗时的职业健康检查，建立个人健康监护档案，做到一人一档。 （4）定期对辐射安全与防护工作进行督查，检查本院放射工作人员的技术操作情况，指导做好个人以及患者的辐射防护，确保不发生辐射安全事故。 射线装置工作人员岗位职责 1、使用射线装置工作人员必须经过岗前体检，并经过辐射安全防护培训，持证上岗。 2、要正确使用射线装置，做到专人专管专用。 3、工作时，每一名工作人员必须佩带个人剂量笔（卡）和个人剂量报警仪。 4、从事射线装置岗位人员，要严格按照操作规程和规章制度，杜绝非法操作。 5、发生放射事故，立即报告上级领导和有关部门，采取有效措施，不得拖延或者隐瞒不报。 射线装置工作人员操作规程 1、每天上岗前做好各类X线机保洁工作，保持机器良好的工作环境。 2、开机后应注意电源电压是否正常，并检查其他功能键是否选择正确。 3、操作机器时应该小心仔细，尤其注意电源电压，不得超过标识的标准电压。
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
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
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
辐射安全防护和管理制度 一、全体工作人员应遵守《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性同位素现射线装置安全和防护条例》等有关辐射防护法律、法规，接受、配合各级各级环保部门的监督和指导。 二、成立辐射安全管理小组，明确辐射防护工作，并加强对射线装置的监督和管理。 三、在使用射线装置前，向环保局申请办理《辐射安全许可证》，经环保局审批，领取《辐射安全许可证》后，从事许可证范围内的辐射工作，接受环保部门的监督和指导；许可证有效期（5年）满，需要延续的，于许可证有效期满30日前，向环保提出延续申请；购买新的射线装置重新做环境影响评价，并向环保部门申办辐射安全许可证，项目投入正式运行3个月内向环保部门提出验收申请，经验收合格后投入正式运行；单位变更（单位名称、地址、法定代表人）许可登记内容或终止放射工作时，应自变更登记之日起20日内，向颁发辐射许可证的环保局申请办理许可证变更手续或注销手续；射线装置退役或在使用期间破损，及时向环保部门做好射线装置档案的注销登记，不随意处置。 四、从事辐射工作人员定期参加环保部门组织的上岗培训，接受辐射防护安全知识和法律法规教育，提高守法和自我防护意识，获得培训合格证后，方上岗从事辐射相关工作，并每2年组织复训。从事辐射安全管理的人员也要定期接受辐射防护安全知识和法律法规教育，加强辐射安全管理。 五、从事辐射工作人员上岗前需进行职业健康体检，无禁忌症方可上岗，上岗后每年进行职业健康体检，必要时可增加体检次数，体检结果由科主任存档；辐射工作期间，辐射工作人员应佩带个人剂量计，每季度接受剂量监测，尽可能做到“防护和安全的最优化”的原则，监测结果由主任负责记录，并存档；合理加强辐射工作人员的健康管理，定期发放相关津贴、加强营养。