NB-T20705-2023核电厂退役辐射防护与监测要求.docx

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1、ICS27.120.20CCSF70NB中华人民共和国能源行业标准NB/T207052023核电厂退役辐射防护与监测要求Requirementsofradiationprotectionandmonitoringfordecommissioningofnuc1.earpowerp1.ants点击此处添加与国际标准一致性程度的标识文稿版次选择报批稿20231011发布国家能源局发布本文件按照GB/T1.1-2020彳标求化工作导则第I部分：标准化文件的结构和起草双则卜的规定起草.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出本文件由核I：业标准化研究所归口.本文件起草单位；中国核动力研究设计院、中核核

2、电运行管理有限公司.本文件主要起草人：何琳、吴锻、李志华、的波、王凯、王仲、张领八去穗、李莉、肖峰.核电厂退役福射防护与监渊要求1%本文件规定了压水堆核电厂退役的辎射防护与监测要求,包括辎射防护大纲、剂Ift限制、辎射分区与管理、防护要求、辐射监测要求，质量保证、记录与报告等要求.本文件适用于压水堆核电厂退役全过程的辐射防护叮监测,其他类型核电E参考执行.2枇范性引用文件下列文件中的内容诩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J1.1.文件.仅该日期对应的版本适用于本文件I不注日期的引用文件,其段新欣本（包括所忏的修改单）适用于本文件。GB,T4960.5核科学技术术语

3、粗射防护与柏射源安全GB18871电高辐射防护5辐射源安全基本标准NB/T20138核电厂个人和I.作场所驯射监测NB/T20646核电厂jR役源项调较与放射性物质存留业估算3术甯和定义（；IVT4960.5界定的术语和定义适用于本文件.4-M*4. 1核电厂退役带来辐射危哲和环境影响应满足最优化原则.4.2 退役过程中陶采取适当的措施,对人员的正常照射和潜在照射加以限制.使退役所致的个人行效剂量不超过剂址约束值.4.3 退役方案的设计应使对人的防护与安全呆优化，使得在考虑了经济和社会因素之后，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的水平.4.4 应在退役

4、实施准备阶段编制输射防护大纲并在退役过程中监督执行.以保护叮退役活动相关的I：作人员、公众和环境的辐射安全.4.5 退役过程中应贯彻放射性废物用小化原则，5射防护大第5. 1退役拓射防护大纲的制定和实施.应与退役的范困与目标相适应.在编制翻射防护大纲时应注意与退役计划的共他部分的衔接.5.2 辐射防护大纲的主要内容包括但不限于以下方面：a）退役核电厂局介：b）退役放射性源项及分布情况：C）剂被限制：d）退役场所辐射分区；e）正常情况的防护指施：f）异常情况情景及处理指地：g）箱射监测计划：h）播射安全如织及联/Ii）人员培训；j）辎射防护大纲的监杳和评审.5.3 应定期对辐射防护大纲进行评审和

5、更新.以确保料射防护大纲的有效性并得到了有效执行,对人员和环境进行了充分的保护.6MftRM6.1 职业照射6.1.1 退役工作中的工作人员剂出限值按GB18871的规定执行.6.1.2 应根据退役计划合理确定退役J1.程工作人员的个人刘收约束值和管理目标值.6.2 公众照射6.2.1 核电厂退役活动所致公众受照剂及限值按GB18871的规定执行.6.2.2 应合抑确定核电厂退役活动所致公众剂量约束值和目标值,具体要求如K：a）退役核电厂所在厂址所有核动力堆向环境糅放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂IA,饵年应小于O25mSv的剂业约束侑；b）应根据退役计划和放射性废物处理工艺等合理制

6、定核电厂退役活动所致公众剂依约束值；C）应根据退役场址的有限制开放或无限制开放目标确定核电厂退役完成后公众的剂量目标值。6.3 流出物排放控制值6. 3.1应根据确定的公众剂量约束值，结合厂址环境特征、源项、退役工艺和放射性成物处理工艺技术水平，遵循可合理达到的尽限低的原则确定核电厂退役的流出物排放控制值.6 .3.2气态流出物应包括排放的主要核素及其年排放总笊，液态流出物应包括排放的主要核素及其年揖放总砧、排放活度浓度。7 .4表面污染拄制水平核电厂退役期间应对工作人员体表、衣物和作业场所的工具、设法、墙面、地面等的表面污染水平进行控制（退役活动污染区域除外），其控制水平执行GB18871的

7、规定.7辐射分区与建7. 1为便于退役期间的辎射防护管理和职业照射的控制，可参考核电厂运行阶段辐射分区设置情况，根据源项调查结果及分布情况进行辐射分区，7.2 应根据核电厂的特点、退役工艺的特点、操作系统的自动化程度和人员居府特征等确定各辅射分区的参考水平，包括Y辎射水平和空气河染水平。7.3 幅射分区的边界宜采用核电厂原建筑实体边界,当无法采用原实体边界时,应采取适当的措施设立新的边界。7.4 退役过程中，当辎射源底的种类、活度或分布等出现正大变化时，应及时对辐射分区进行评价，必要时对分区进行调整，1.1.1 5应根据退役计划合理规划人员通道,并在退役过程中根据堀射分区变化及退役操作需求及时

8、进行调整。7.6 应合理规划退役产生物项的物流通道,确保具备足妙的运输空间.7.7 应在控制区边界设置控制区出入口，原则上应使用核电厂原有的控制区出入口，统一控制工作人员出入，防止控制区污染#散.若退役过程中因人员通道发生变化导致原控制区出入口不满足人员控制需求,应及时更改或增加控制区出入口.7.8 应在控制区出入口设汽辎射分区图，在图中给出退役场所的分区划分和人流、物流通道等内容，并随着辐射分区等变化及时更新。7.9 应在每个粗射分区（包括控制区的各个子区）的入I设置解目的警示标牌.标牌宜包含电离粗射警告标志、分区名称等信息.8防妒要求8.1.1退役活动应从改进工艺、控制源项、改善防护条件、

9、提高人员技能水平等方面控制和降低人员的受照剂量,8. 1.2应预先评估现有的辐射屏薮、通风和用射监测等设施的可用性，当现行设施不能满足再要时应进行相应改造.改造设计应进行审查,以满足退役需求.1.1.2 1.3对辐射照射或污染风险高的设施进行拆除或切割时,应用密计划操作所需要的人数和工作时间、工作程序和防护猎族.必要时预先进行演练。8.1.4 应选用产生放射性气溶胶较少的工艺，控制现场空气污染水平。8.1.5 对于丫溶射水平较高的退役工作场所,应选用自动化程度海的设备，采用远距应操作的方式实施退役操作.必要时使JIJ临时疥瑟装过降低人员悚作处的箱时水平.8.1.6 拆卸污染设施设备的应采收有效

10、的去污锵的，反量降低其幅射水平和污染水平.8.1.7 退役过程中通风系统应使得辐射工作场所保持一定的负乐梯出.在控制区内由低污染区流向高污染区.8.1.8 1.8对于退役过程中可能产生大量放射性气溶胶或粉尘的工作场所,应采取特别的通风、除尘或隔离措J,以诲免放射性扩Ift.8.1.9 应为退役工作人员配备适当的个体防护装备.必要时配备宣读式个人剂fit计、气衣、面羊、铅衣、铅的裙等防护用具,以杓效保护工作人员的粗射安全.8.1.10 应针对退役活动可能发生的界常怡况M定相应的轴射防护措施-9一射IM要求9.1 辐射IX实凝方案退役辐射监测通常可分为放射性源项调查、退役过程中的辎射监测和终态监测

11、.开犍各阶段监测工作前应制定珈射监测坡地方案,规定监测内容，领次、方法等要求,还应针对退役过程中可能发生的异常怙况提出相应的监测要求.9.2 放射性9（ff（行放射性源项谓位贯穿退役全过程.包括对核电厂运行史、辐射水平、放射性物质存留fit.污染特性、放射性分布状况的调杳.核电厂退役放射件源项附件按照NB,T20646执行.9.3 退役过程中的射航冽9.3.1 个人二常9.3.1.1 个人监测应包括外照射个人剂址监测、内照射个人剂量监测和体衣污染监测.9.3.1.2 对任何在辑射控IM区内工作的人M,应进行外照射个人剂猿监测：对于在辎射控制区内工作并可能有放射性核素摄入的工作人员，应进行内照射

12、个人剂局监测；工作人员离井而污染子也和控制区时应进行体表污臾监测,具体监测方法按照NB，T2（H38执行.9.3.1.3 外照射个人剂B1.监测冏期应综合考虑退役进度安排、I：作人员的工作性质.预期受照剂Ja的大小、剂量变化程度等因素,一般为1个月,也可视具体情况殛长或缩短.但最长不陶超过3个月.9.3.1.4 内照射个人剂衣监测冏期,应根据个人内照射扔入风险来确定.9.8.1.5伤次完成外照射个人监测或内照射个人监测后.陶及时对I：作人员的个人受照剂Jit进行评价.9.3.2工作场所监看9.3.2.1应根据退役帝要采用冏定式y监测系统或便携式用射监测仪对退役工作场所进行Y辄射水平监测.9.3

13、.2.2应根据退役需要采用固定式或杼动式空气取样装置对退役工作场所的空气污染水平进行取样IKiiSJ,监测对象主要是气溶,咬,监两项目主要包括自Qfii射性活度浓度、总放射性活度浓度和能诺分析等。当撵作对象.操作方式变化可能导致空气污奥水平变化时应增加取样.9.3.2.3应对退役工作场所的展成、地面,工作台、个体防护装得等表囱污臭水平进行监测。测世结果应满足6.4的要求。9.3.2.4工作场所的丫辐射水平和表面污柒水平测后点位、空气污染水平取样点位应根据退役实施的需要进行设置和及时谢整.9.3.2.5当现场辐射磁项及分布产牛.明显变化时，应收新进行丫用射水平，空气污染水平和表面污染水平监测.9

14、.3.3流出例稣I9.3.3.1应对退役期间排放的放射性流出物进行监测,包括气软流出物和液态流出物.9.3.3.2应根据退役需要对气栽流出物开展监浏，包括在线连续监测或取样监测，在她监测应设WM警功能，测对象主要是气溶胶,监测内容应包括主空核素种类及其排放总第、排放活度浓度.9.3.3.3液态流出物应采用梢式排放方式.排放的应刈侍柞废液的放射性活度浓收进行测电,柞放过程中应进行在线监测并设置报瞥功能,实现达标排放.9.3.4环境，财监嘉9.3.I.1退役期间的环境徭射监测应在核电厂原有环境辐射监浏的她即上持续开展，监测对象包括环境y辐射水平和环境介质中的放射性水平.93.4.2脚根据核电厂退役

15、的排放源项,调整环境介质的繇测项目及监处频次.监沼项目主要包括电a、总B、丫能请及主要核案分析等.监测频次宜根擀退役进度计划进行适当调整.9.3.4.3应根据退役过程的粗射环境影响祝整环境监测范园以及采样点和监测点.调招采样点和篮测点时.对陆地样品应考虑围气载排放IJ距因、风向、人U分布等因素，对海洋样品应考虑距液态流出物排放口的距离、沏底状况和生态等内索,合理确定核电厂退役可能影响的地区及对象.在周围合适区域设置点位,具体布点原则参见HJ612021.的内容.9.3.5MNtMW1.UI9.3.6.1退役过程中应及时对拆除或去污后的系统设备、管道等物项进行测fit,监测项目主要是丫福射水平和衣面污染水平.9.3.5.2应对活化部件和污染的系统设备、管道等物项迸行核素分析，给出活化或海染的池附、深皮及活度浓度等.以满足放射性物政存IWfft估见结果脸证和放射性废物分类的要求.935.3应对退役形成的不同类也.废物包的表面污染水平、外表面和即表面Im处丫辐射水平进行浏.9.3.5.4对于可依据放射性源项调查和存留量估第结果给出其内容物中主要核素种类、活度浓度及总活度的唆物包，如包含系统设法、管道等物项的度物包，可不取样迸行核素分析；对无法依据放则性源项喝自利存田盘估兜结果给出