1 总则 1.1

为保障核电站工作人员和广大公众的健康安全，促进我国核电事业的发展，特根据国家标准《放射防护基本卫生标准》制定本标准。

1.2

本标准运用于陆地上一切利用核能生产电能供输出使用的核电站。

1.3

本标准依据的基本原则

a.伴随电离辐射照射的所有实践，都应有正当的理由。

b.放射防护最优化，要避免一切不必要的电离辐射照射。在考虑了社会和经济条件之后，使工作人员和广大公众接受的照射保持在可以合理达到的最低水平。

c.个人接受的照射要有限制。不应超过国家标准《放射卫生防护基本标准》所规定的相应限值。

1.4

核电站的选址、设计、建造、运行和事故应急处置等的放射卫生学要求都应根据本标准。

1.5

核电站的非放射性卫生学要求应按国家有关规定、标准执行。

2 厂址选择的放射卫生学要求 2.1 非居住区的划分

非居住区系指由核电站控制管理的地区。非居住区内禁止居民居住，并应限制同核电站运行无关的活动。

非居住区是以反应堆为中心，半径不应小于600米的区域。

2.2 卫生防护区的划分

卫生防护区系指非居住区以外人口密度较低的地区。一旦发生事故时，便于在该区域采取必要的应急处理措施。

卫生防护区是以反应堆为中心，半径不宜小于5公里的区域。

卫生防护区内的人口，除了自然增长率要符合国家有关计划生育的要求外，其机械增长应严加控制。

卫生防护区内不得有监狱、飞机场、易燃易爆等危险物品的生产和贮存设施，不应有大中型医院、疗养院等社会福利设施，不应有奶牛、奶羊等集中养殖场和放牧场。

2.3 厂址周围的人口分布

对拟建中的厂址，统计其周围50公里内的实有人口数、采用附录A（补充件）的厂址人口分级方法计算厂址周围和扇形区域在不同距离内的加权人口数及其厂址人口分级因子，按2.4条的原则和表A₃给出的数值对厂址进行分级和评价，作为厂址选择的依据之一。

2.4 厂址分级的原则 2.4.1 厂址分为下述三级

a.一级厂址：人口分布比较理想，应予以优先考虑。

b.二级厂址：人口分布居于中等，经各种选址因素综合分析后可以考虑。

c.三级厂址：人口分布不够满意，选址时应避开这种地区。特殊情况下必须经专门审议，根据各种因素全面权衡利弊，决定是否选用。

2.4.2

当不同距离的评价结果不一致时，应以近距离的评价结果为主加以权衡。

2.4.3

主导风向频率大于20%的下风向扇形地区，如正好是本标准给出了规定值的50公里内人口最密的扇形地区，或者该扇形地区的加权人口数超过了表A₃给出的厂址周围加权人口数规定值NO（R）的1/8，则在厂址分级时应降低一级（如一级降为二级，二级降为三级）。

2.4.4

核电站规划中，一、二级厂址应占大多数，三级厂址只应是个别的。

2.5

厂址选择时，核电站主管单位应对推荐厂址进行放射卫生防护的初步评价，并将评价结果报卫生部和所在省市放射卫生防护主管部门。

2.6

核电站厂址的放射卫生防护评价和要求是厂址选择中必须考虑的重要因素之一。

核电站厂址选择是综合考虑技术、经济和社会及各方面有关政策的结果。

3 正常运行的目标值 3.1

为体现放射卫生防护的基本原则，并考虑到现在的实践对未来人类所增加的照射，特为核电站的正常运行及其管理制定了应达到的“剂量目标值”。

3.2 个人剂量目标值

a.核电站放射工作人员所接受的有效剂量当量，平均每人每年应低于5毫希（0.5雷姆）；

b.核电站周围公众，接受起源于本核电站释放物的个人年有效剂量当量，对一、二级厂址应低于0.25毫希（25毫雷姆），三级厂址应低于0.15毫希（15毫雷姆）。

3.3

职业照射和公众照射的各种集体剂量当量，包括单位电能产量（如每兆瓦·年）所造成的各种集体剂量当量负担，都应认真加以估算，供厂址选择、评价和运行管理时使用。

3.4

为了便于管理和监督，核电站应根据周围公众的个人剂量目标值，通过剂量估算和放射性物质释放最优化的选择，把符合这一剂量要求的可能释放率或者运行若干年的平均释放率确定为本单位的“管理目标值”。

管理目标值及其剂量估算模式应报所在省市卫生防护主管部门备案，并由这些部门根据管理目标值对核电站的实际释放情况进行监督和管理。

3.5

无论是剂量目标值还是管理目标值，都是专门为核电站正常运行规定的努力目标，核电站应努力实现这些目标值。

当实际释放超过了目标值时，应及时寻找原因，改进措施直至达到目标值，并及时报告所在省市放射卫生防护主管部门。

3.6

当月释放率大于管理目标年度值的一半，即按此速率全年释放量预计可能在管理目标年度值的六倍以上时，必须立即采取措施降低释放。如果这种措施收效不大，则有必要在超额释放对公众造成的剂量当量累计达到相应的剂量目标年度值以前采取降低输出功率或停止运行等严厉措施，并迅速报告所在省市放射卫生防护主管部门。

在采取严厉措施以前，应仔细核对数据，利用当时当地的气象条件和放射性监测结果修正剂量估算。

3.7

特殊情况下，核电站可以有计划地进行超过目标值的临时性特殊释放，但这种有计划的特殊释放连同可能采取的防护监测措施应事先报告所在省市放射卫生防护主管部门征得同意并接受其监督。

3.8

核电站开始运行前，核电站主管单位应对核电站作出放射卫生防护的最终评价，评价结果报卫生部和所在省市放射卫生防护主管部门。

4 事故情况下的应急水平和应争计划 4.1

鉴于核电站事故的特殊性，在核电站的选址、设计、建造、运行及其管理过程中，均应积极采取多种安全措施，以防止事故、尤其是重大事故的发生，避免或减少事故一旦发生时所造成的各种危害。

4.2

核电站开始运行前，核电站主管单位应在当地政府及其所属卫生等部门的支持帮助下，制订出“事故应急计划”报上级政府和有关的主管部门审查批准并组织落实，保证事故应急计划在必要时能付诸实施。

4.3

事故一旦发生，如果预计公众中个人所接受的剂量当量超过了0.1希（10雷姆），或甲状腺剂量当量超过了0.5希（50雷姆），则可以考虑采取严厉的应急行动。如果预计不会超过上述应急水平，可采取其他适宜的防护措施以降低照射及其危害程度。

4.4

事故结束后，核电站主管单位应将事故及其后果连同事故应急计划的执行情况作出书面报告，报当地政府及其所属卫生等部门。

5 放射卫生监测和调查 5.1

核电站应按照有关放射卫生标准和规定做好监测和调查。

5.2

放射卫生监测和调查一般分为选址阶段、运行前、运行期和事故四种情况。

选址阶段主要是尽可能地收集现有的卫生监测和调查资料，供核电站厂址的放射卫生防护初步评价使用。

5.3

运行前主要是参照本章5.4条，针对核电站运行可能使之改变的项目和放射卫生防护最终评价需要的项目进行监测和调查。

5.4 运行期放射卫生监测和调查的一般内容 5.4.1 有关放射工作人员和场所的放射性监测

a.放射工作人员在工作场所接受的各种外照射。

b.工作场所空气的放射性浓度。

c.工作场所及其中各种设备的表面放射性污染。

d放射工作人员可能接受的放射性内污染。

e.一些特殊操作过程（如检修等）的重点监测。

5.4.2 核电站周围公众所受照射的检测

a.可能接受的各种外照射。

b.饮用水源、主要食品及食物链中有关介质的放射性污染所致内照射。

c.吸入空气的放射性污染所致内照射。

d.居民区和公共场所等的放射性地面沉积所致照射。

5.4.3

剂量评价时必需的有关参数的测量和调查。

5.4.4

放射工作人员和核电站周围公众的健康状况调查。

5.5

事故情况下的放射卫生监测和调查，必须根据事故及其发展情况参照本章5.4条执行。此外，应在事故发生前做好核电站厂址周围医疗救护应急能力和设施的调查。

5.6

放射卫生监测和调查一般应遵循“三关键”的原则，即关键核素、关键人群组、关键的转移和照射途径。

5.7

放射卫生监测和调查应事前制定计划或方案，统一方法和程序，并在整个执行过程中实行质量保证制度，以保证监测和调查结果的准确可靠和可比性。

事故情况下的监测调查计划或方案属于事故应急计划的重要组成部分。

5.8

放射卫生监测和调查的结果应注意记录和保存。对结果给予合理的数据处理和分析评价，并报所在省市放射卫生防护主管部门备案。

附录A 厂址人口分级方法（补充件） A.1 加权人口数的计算方法 A.1.1

以反应堆为中心，以不同距离为半径，划分成i个同心圆环；再将它们分成j个相等的扇形。

然后进行实有人口数的统计。第i个同心圆环内的实有人口数表示为P_i，第i个园环在第j个扇形方向上的扇缺即第i-j个扇缺内的实有人口数表示为Pij。

A.1.2

假设第i个同心圆环的内、外径分别是ri，ri′，则该圆环的人口加权因子取作：

(A1)

序号i为o的圆环是个只有外径ro′的圆，其Wi值按下式计算：

(A2)

于是可以计算出厂址周围距离R以内地区的加权人口数为：

(A3)

式中：距离R=ri'_max，公里。

类似地可以计算出厂址周围距离R以内第j个扇形的加权人口数为：

(A4)

A.1.3

本标准规定从非居住区半径ro′开始，以公里为单位，分别取距离为ro′、1、2、5、10、20、30、40、50公里作半径划分9个同心圆环；并按我国气象学的通用方法将它们分成16个22.5°扇形。

在实有人口数统计之后，按式A3计算距离R为5公里和20公里以内地区的加权人口数N（5）和N（20）；再按A4计算距离R为50公里的各扇形地区的加权人口数Nj（50），并找出其中人口最密扇形的相应值Nj（50），max、计算时由式A2可知，如以ro′为0.6公里为例，则Wo等于2.15。

A.2

厂址人口分级因子（Site Population GradeFactor，简写为SPGF）的计算方法。

A.2.1

假设厂址周围人口分布均匀，人口密度为Do，则第i个圆环内的实有人口数为：

(A5)

式中：Si--第i个圆环的面积，平方公里。

厂址周围距离R以内地区的加权人口数为：

(A6)

厂址周围距离R以内任一扇形的加权人口数为：

(A7)

A.2.2

以A.2.1条中假设厂址的No（R）值作为参考基准，由式（A3）对某个特定厂址算出的N（R）值，便可计算此特定厂址的厂址人口分级因子为：

(A8)

本标准采用Do=400人/公里²作为假设厂址周围均匀分布的人口密度，由此得到的加权人口数基准值No（R）和有关计算参数一起列于表A1。

根据A.1.3条，我们主要考虑和计算距离R为5公里和20公里以内地区的厂址人口分级因子SPGF（5）和SPGF（20）。

A.2.3

对于扇形情况，可以类似地计算厂址人口分级因子的扇形值：

(A9)

根据A.1.3条，我们只考虑距离R为50公里的人口最密扇形，计算相应的厂址人口分级因子扇形值：

(A10)

式A10中的参考基准Njo（50）max在本标准中是按下列假设求得的：

a.不考虑城市人口的情况下，假设人口最密扇形的人口密度不大于周围地区人口密度的两倍，也即任何扇形的加权人口数不大于周围地区加权人口数的1/8。

b.在加上城市人口时，假设一个扇形内只允许有一个100万人以下的城市且符合表A2的分布要求。

对二级厂址，由式A7算得的Njo（50）约是2000人，其两倍是4000人，加上表A2中二级厂址的城市分布要求，可以算得：

(A11)

对一级厂址，表A2中的城市分布要求和本条中的假设，也能和A3表中的SPGFj（50）、Nj（50）max规定相一致。

A.3 拟议厂址的分级

根据2.2~2.4条要求，在表A3中给出了厂址人口分级的规定值，包括厂址人口分级因子或其扇形值和相应的加权人口数。

按表A3中的规定值，可以通过计算对拟议中的各特定厂址进行分级，并通过相互比较为厂址评价和选择提供依据。

厂址分级的方法主要用于厂址筛选阶段，即从初步选出的若干个拟议厂址中筛选出少数一、二个推荐厂址。由于厂址分级的原则和方法中已经考虑了城市人口这一因素，故不再另行考虑厂址与城市间距离的要求。

附录B 有关定义和概念（补充件） B.1 关于剂量的定义和概念 B.1.1

本标准中所有“剂量”均指剂量当量H，不指吸收剂量D。

利用品质因子Q和其他修正因子N，可以联系H和D，即：

(B1)

B.1.2

为限制随机性损害效应而提出的有效剂量当量H_E同时适用于全身均匀照射或非均匀照射。对于非均匀照射，它的计算公式是：

(B2)

式中：H_T--组织或器官T所接受的剂量当量；

W_T--组织或器官T的剂量加权因子，数值W_T列于表B：

B.1.3

群体的集体剂量当量S或者有效集体剂量当量S_E，用下列公式表示：

(B3)

(B4)

式中：P_n--受照射群体中第n组的人数;

H_n--第n组人群平均每人接受的剂量当量；

HE_n--第n组人群平均每人接受的有效剂量当量。

B.1.4

由于任何一年内由核电站排入环境的长寿命放射性核素会在以后许多年内对居民产生持续照射。

图B说明了这种核素释放所造成的剂量积累及其取得平衡的情况。

图中：Ai、Bi、Ci、Di分别表示第i年的释放在以后各年依次造成的年剂量当量。

在释放率和其他因素都保持恒定的情况下，经历一定年份后放射性积累达到稳定态，这时新排入环境的放射性物质刚好等于这一年内从环境中消失的放射性物质量，这时，每年的剂量当量在数值上等于任一年度释放量所造成的剂量当量负担Hc，它的计算公式是：

(B5)

式中：--每一年度释放使特定群体中个人所受到的平均剂量当量率；

t--时间，年。

对于寿命很长的核素，在核电站这一实践可能持续的期间（比如500年）内不能达到稳定态。这时，年剂量当量的最大值将是实践持续期间给出的最终水平，称为不完全剂量当量负担，它的计算公式是：

(B6)

类似的，受照群体的集体剂量当量负担可以计算如下。

(B7)

或

(B8)

式中：P（t）--受照群体人数，它可以是随时间t而改变的变量。

B.1.5

剂量的单位如下：

a.吸收剂量D的单位是戈（Gy）或拉德（rad）且有1Gy=1J/kg=100rad。

b.剂量当量H的单位是希（Sv）或雷姆（rem），且有ISv=1J/kg=100rem。

c.集体剂量当量S的单位是人·希（man·Sv）或人·雷姆（man·rem），且有1man·Sv=10man·rem。

d.剂量当量负担Hc的单位同于剂量当量。

e.集体剂量当量负担Sc的单位同于集体剂量当量。

f.集体剂量当量负担Sc还经常用单位电能产量（如每兆瓦·年）所造成的结果来表示，其单位是人·希/兆瓦·年。（man·Sv/MW·a）或人·雷姆/兆瓦·年。（man·rem/MW·a）等。

B.2 关于核电站的概念 B.2.1

核电站，系指利用核能生产电能供输出使用的单位，不包括利用原子能发电但不供输出使用的小型实验研究装置。

核电站系指整个电站设施而言，即核电站厂地边界以内的全部设施，包括一个或多个反应堆本体、汽轮机房、核燃料贮存设施和废物处理设施等。

B.2.2

核电站的正常运行包括：反应堆用核燃料的贮存、运输和更新，反应堆的启动、试验和运行，停堆，电机部分的运行，例行的检查、维护和修理，以及可能在核电站内进行辐照后核燃料和放射性废物的贮存、处理。

B.2.3

核电站的释放系指和核电站正常运行或事故情况直接有关的各种放射性物质向空气、水等环境介质中的释放。它可能来源于核电站的任何部分，但不包括随着冷却水带进核电站的这一部分放射性物质。

B.2.4

核电站的照射系指来自核电站任何部分的内、外照射，但不包括天然本底和医疗照射，也不包括核电站厂址以外各生产环节所带来的照射，核电站的照射主要是由于核电站的各种释放所造成的照射。

B.3 目标植

目标值属于特准限值或管理限值，它可以表示为剂量当量（称为剂量目标值）或其他导出量如放射性物质释放率等（称为管理目标值）。

目标值和基本限值或者由基本限值推算得到的推定限值，虽然同属于限值（limite），但含意和用法不同，应注意区别。目标值一般要比基本限值、推定限值更严，且只用于特定场合，但处于更为优先的地位。超过目标值决不能简单地理解为必然会影响到安全，但应寻找原因，采取适当措施，以期实现目标值。当超过目标值达到一定程度时要求采取严厉的措施。

B.4 应急水平

对于某种干预行动而言，非行动水平（Non-action level）系指不必采取该行动的最高剂量水平；而行动水平（action level）系指必须采取该行动的最低剂量水平；两者虽同属于干预水平（intervention level），但含意和用法不同，应注意区别，一次取这两种水平作为上限和下限，由此构成的剂量范围内，可以采取该行动，也可以不采取该行动，需视具体情况而定。本标准4.3条给出的应急水平，属于上述非行动水平即下线，这是为慎重起见，便于视事故实际情况而定。

B.5 关于“三关键”原则的几个概念 B.5.1

关键核素系指在某一给定实践所涉及的对人体照射的各种核素中，具有最重要意义的核素。

B.5.2

关键人群组系指在某一给定实践涉及的各受照人群组中，预期其受照水平最高且剂量分布比较均匀的人群组，他们受到的照射可用量度该实践所产生的个人剂量的上限。关键人群组的划分范围应尽可能地小。

B.5.3

关键转移途径系指在某一给定实践排物环境的放射性核素转移到人体的各种途径中，具有决定意义的途径。

B.5.4

关键照射途径系指在某一给定实践所涉及到的对人体的各种照射途径中，具有决定意义的照射途径。

附加说明：

本标准由卫生部卫生防疫司提出。

本标准由中国预防医学中心工业卫生实验所负责起草。

本标准由全国卫生标准技术委员会放射卫生标准分委员会（主任：魏履新；付主任：吴德昌，史元明，张景源，潘自强）审议，并经李树德教授审阅。

本标准由卫生部委托中国预防医学中心工业卫生试验所负责解释。