前言  

  随着我国核工业的发展，工程技术水平的提高和实践经验的增强，同时，由于 ICRP60 号报告的正式出版，EJ 317-88 的某些数值和内容已不符合当前工程技术设计的要求。因此， 我们在对 EJ 317-88 进行全面复审的基础上，编制了本标准。和 EJ 317-88 相比，主要是对 辐射分区和事故源项以及剂量率限值进行了修改和补充规定。另外，对某些内容做了更精确、 合理的描述。  本标准自生效之日起，同时代替 EJ 317-88。  本标准由全国核能标准化技术委员会提出。  本标准起草单位：核工业第二研究设计院。  本标准主要起草人：华旦、刘正晖。  

1 范围  本标准规定了压水堆核电厂辐射屏蔽设计的基本要求。  本准则适用于压水堆核电厂辐射屏蔽设计。  

2 引用标准  下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时， 所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本 的可能性。  GB 8703—88 辐射防护规定  GB 13976—92 压水堆核电厂运行工况下的放射性源项 

3 总则  

3.1 为保障核电厂工作人员及周围居民的辐射安全，保持环境，根据 GB 8703—88 等有关 法规，特制定本设计准则。  

3.2 有关辐射防护设施的设置均须符合本设计准则。  

3.3 屏蔽设计的目的：确保核电厂工作人员及居民所接受的外照射当量剂量低于相应的设 计目标值；确保反应堆压力容器和材料的辐射损伤安全。  

3.4 屏蔽设计的主要任务：  

3.4.1 辐射源强及分布计算包括计算反应堆带功率运行、停堆、更换燃料和各种事故工况 下堆本体中子和γ辐射源及通量密度分布，计算反应堆主、辅系统中放射性裂变产物、腐蚀 产物以及各种核反应产物的活度及分布，计算存放和运输带有放射性物质的系统和设备辐射 源及分布。 3.4.2 确定核电厂厂房内的辐射分区和剂量设计目标值。  

3.4.3 考虑潜在照射的影响。在设计基准事故和某些严重事故条件下，进行主控室和应急 1 2 管理中心的屏蔽设计。分析主控室的可居留性和某些事故区域的可接近性。  

3.4.4 选定中子和γ射线减弱计算的方式及其相应的配套参数。  

3.4.5 选择屏蔽体材料、拟定布置方式、确定屏蔽体厚度。

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