核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定（GB 6249-2011）

1適用范圍 　　本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了陸上固定式核動力廠廠址選擇、設(shè)計、建造、運(yùn)行、退役、擴(kuò)建和修改等的環(huán)境輻射防護(hù)要求。 　　本標(biāo)準(zhǔn)適用于采用輕水堆或重水堆發(fā)電的陸上固定式核設(shè)施，其他堆型的核動力廠可參照執(zhí)行。 　　2規(guī)范性引用文件 　　本標(biāo)準(zhǔn)內(nèi)容引用了下列文件中的條款。凡是不注日期的引用文件，其有效版本適用于本標(biāo)準(zhǔn)。 　　GB 18871-2002電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn) 　　3術(shù)語和定義 　　下列術(shù)語和定義適用于本標(biāo)準(zhǔn)。 　　3.1非居住區(qū)exclusion area 　　指反應(yīng)堆周圍一定范圍內(nèi)的區(qū)域，該區(qū)域內(nèi)嚴(yán)禁有常住居民，由核動力廠的營運(yùn)單位對這一區(qū)域行使有效的控制，包括任何個人和財產(chǎn)從該區(qū)域撤離；公路、鐵路、水路可以穿過該區(qū)域，但不得干擾核動力廠的正常運(yùn)行；在事故情況下，可以做出適當(dāng)和有效的安排，管制交通，以保證工作人員和居民的安全。在非居住區(qū)內(nèi)，與核動力廠運(yùn)行無關(guān)的活動，只要不產(chǎn)生影響核動力廠正常運(yùn)行和危及居民健康與安全是允許的。 　　3.2規(guī)劃限制區(qū)planning restricted area 　　指由省級人民政府確認(rèn)的與非居住區(qū)直接相鄰的區(qū)域。規(guī)劃限制區(qū)內(nèi)必須限制人口的機(jī)械增長，對該區(qū)域內(nèi)的新建和擴(kuò)建的項目應(yīng)加以引導(dǎo)或限制，以考慮事故應(yīng)急狀態(tài)下采取適當(dāng)防護(hù)措施的可能性。 　　3.3多堆廠址multi-reactor site 　　指一個廠址有兩個以上反應(yīng)堆且各反應(yīng)堆之間的距離小于5km的核動力廠廠址。 　　3.4劑量約束dose constraint 　　對源可能造成的個人劑量預(yù)先確定的一種限制，它是源相關(guān)的，被用作對所考慮的源進(jìn)行防護(hù)和安全最優(yōu)化時的約束條件。對于公眾照射，劑量約束是公眾成員從一個受控源的計劃運(yùn)行中接受的年劑量的上界。劑量約束所指的照射是任何關(guān)鍵人群組在受控源的預(yù)期運(yùn)行過程中、經(jīng)所有照射途徑所接受的年劑量之和。對每個源的劑量約束應(yīng)保證關(guān)鍵人群組所受的來自所有受控源的劑量之和保持在劑量限值以內(nèi)。 　　3.5環(huán)境敏感區(qū)environmental sensitive area 　　指具有需特殊保護(hù)地區(qū)、生態(tài)敏感及脆弱區(qū)以及社會關(guān)注區(qū)特征的區(qū)域。 　　3.6放射性流出物radioactive effluents 　　通常情況下，核動力廠以氣體、氣溶膠、粉塵和液體等形態(tài)排入環(huán)境并在環(huán)境中得到稀釋和彌散的放射性物質(zhì)。 　　3.7運(yùn)行狀態(tài)operational states 　　正常運(yùn)行和預(yù)計運(yùn)行事件兩類狀態(tài)的統(tǒng)稱。正常運(yùn)行是指核動力廠在規(guī)定的運(yùn)行限值和條件范圍內(nèi)的運(yùn)行。預(yù)計運(yùn)行事件是指在核動力廠運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計至少發(fā)生一次的偏離正常運(yùn)行的各種運(yùn)行過程；由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施，此類事件不至于引起安全重要物項的嚴(yán)重?fù)p壞，也不至于導(dǎo)致事故工況。 　　3.8事故工況accident conditions 　　比預(yù)計運(yùn)行事件更嚴(yán)重的工況，包括設(shè)計基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故。 　　3.9設(shè)計基準(zhǔn)事故design basis accidents 　　核動力廠按確定的設(shè)計準(zhǔn)則進(jìn)行設(shè)計，并在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況，且確保燃料的損壞和放射性物質(zhì)的釋放不超過事故控制值。 　　設(shè)計基準(zhǔn)事故包括稀有事故和極限事故兩類。 　　3.10稀有事故infrequent accidents 　　在核動力廠運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生頻率很低的事故（預(yù)計為10-4～10-2/堆年），這類事故可能導(dǎo)致少量燃料元件損壞，但單一的稀有事故不會導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或安全殼屏障喪失功能。 　　3.11極限事故limiting accidents 　　在核動力廠運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生頻率極低的事故（預(yù)計為10-6～10-4/堆年），這類事故的后果包含了大量放射性物質(zhì)釋放的可能性，但單一的極限事故不會造成應(yīng)對事故所需的系統(tǒng)（包括應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼）喪失功能。 　　3.12選址假想事故postulated siting accident 　　該事故僅適用于審批廠址階段，作為確定廠址非居住區(qū)、規(guī)劃限制區(qū)邊界的依據(jù)。對于水冷反應(yīng)堆，該事故一般應(yīng)考慮全堆芯熔化，否則應(yīng)進(jìn)行充分有效的論證。 　　3.13嚴(yán)重事故severe accidents 　　嚴(yán)重性超過設(shè)計基準(zhǔn)事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。 　　4環(huán)境輻射防護(hù)總則 　　4.1核動力廠所有導(dǎo)致公眾輻射照射的實踐活動均應(yīng)符合輻射防護(hù)實踐的正當(dāng)性原則。 　　4.2在考慮了經(jīng)濟(jì)和社會因素之后，個人受照劑量的大小、受照射的人數(shù)以及受照射的可能性均保持在可合理達(dá)到的盡量低水平。 　　4.3劑量限制和潛在照射危險限制，按照GB 18871-2002的相關(guān)規(guī)定： 　　（a）在運(yùn)行狀態(tài)條件下，應(yīng)對可能受到核動力廠輻射照射的公眾個人實行劑量限制。 　　（b）應(yīng)對個人所受到的潛在照射危險加以限制，使所有潛在照射所致的個人危險與正常照射劑量限值所相應(yīng)的健康危險處于同一數(shù)量級水平。 　　4.4對于多堆廠址的各核動力廠，在環(huán)境輻射防護(hù)方面應(yīng)實施統(tǒng)一的放射性流出物排放量申請、流出物和環(huán)境監(jiān)測管理以及應(yīng)急管理。 　　4.5核動力廠應(yīng)采取一切可合理達(dá)到的措施對放射性廢物實施管理，實現(xiàn)廢物最小化，包括在核動力廠的設(shè)計、運(yùn)行和退役的全過程。廢物管理應(yīng)采用最佳可行技術(shù)實施對所有廢氣、廢液和固體廢物流的整體控制方案的優(yōu)化和對廢物從產(chǎn)生到處置的全過程的優(yōu)化，力求獲得最佳的環(huán)境、經(jīng)濟(jì)、和社會效益，并有利于可持續(xù)發(fā)展。 　　5廠址選擇要求 　　5.1在核動力廠廠址選擇的過程中必須考慮與廠址所在區(qū)域的城市或工業(yè)發(fā)展規(guī)劃、土地利用規(guī)劃、水域環(huán)境功能區(qū)劃之間的相容性，尤其應(yīng)避開飲用水水源保護(hù)區(qū)、自然保護(hù)區(qū)、風(fēng)景名勝區(qū)等環(huán)境敏感區(qū)。 　　5.2在評價核動力廠廠址的適宜性時，必須綜合考慮廠址所在區(qū)域的地質(zhì)、地震、水文、氣象、交通運(yùn)輸、土地和水的利用、廠址周圍人口密度及分布等廠址周圍的環(huán)境特征，必須考慮廠址所在區(qū)域內(nèi)可能發(fā)生的自然的或人為的外部事件對核動力廠安全的影響，必須充分論證核動力廠放射性流出物排放（特別是事故工況下的流出物排放）、熱排放及化學(xué)流出物排放對環(huán)境、當(dāng)?shù)厣鷳B(tài)系統(tǒng)和公眾的影響，必須考慮新燃料、乏燃料及放射性固體廢物的貯存和轉(zhuǎn)運(yùn)。 　　5.3在核動力廠廠址選擇中，應(yīng)結(jié)合廠址周圍的環(huán)境特征現(xiàn)狀和預(yù)期發(fā)展，論證實施場外應(yīng)急計劃的可行性。 　　5.4在核動力廠廠址選擇時，應(yīng)考慮核動力廠放射性廢物的安全處置。 　　5.5在核動力廠的廠址選擇過程中，應(yīng)考慮環(huán)境保護(hù)和輻射安全因素，經(jīng)比選，對候選廠址進(jìn)行優(yōu)化分析。 　　5.6必須在核動力廠周圍設(shè)置非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)。非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)邊界的確定應(yīng)考慮選址假想事故的放射性后果。不要求非居住區(qū)是圓形，可以根據(jù)廠址的地形、地貌、氣象、交通等具體條件確定，但非居住區(qū)邊界離反應(yīng)堆的距離不得小于500m；規(guī)劃限制區(qū)半徑不得小于5km。 　　5.7核動力廠應(yīng)盡量建在人口密度相對較低、離大城市相對較遠(yuǎn)的地點(diǎn)。規(guī)劃限制區(qū)范圍內(nèi)不應(yīng)有1萬人以上的鄉(xiāng)鎮(zhèn)，廠址半徑10km范圍內(nèi)不應(yīng)有10萬人以上的城鎮(zhèn)。 　　5.8對于多堆廠址，應(yīng)綜合考慮各反應(yīng)堆的特點(diǎn)，確定非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)邊界。 　　5.9在發(fā)生選址假想事故時，考慮保守大氣彌散條件，非居住區(qū)邊界上的任何個人在事故發(fā)生后的任意2h內(nèi)通過煙云浸沒外照射和吸入內(nèi)照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25Sv；規(guī)劃限制區(qū)邊界上的任何個人在事故的整個持續(xù)期間內(nèi)（可取30d）通過上述兩條照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25Sv。在事故的整個持續(xù)期間內(nèi)，廠址半徑80km范圍內(nèi)公眾群體通過上述兩條照射途徑接受的集體有效劑量應(yīng)小于2×104人·Sv。 　　6運(yùn)行狀態(tài)下的劑量約束值和排放控制值 　　6.1任何廠址的所有核動力堆向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何個人造成的有效劑量，每年必須小于0.25mSv的劑量約束值。 　　核動力廠營運(yùn)單位應(yīng)根據(jù)經(jīng)審管部門批準(zhǔn)的劑量約束值，分別制定氣載放射性流出物和液態(tài)放射性流出物的劑量管理目標(biāo)值。 　　6.2核動力廠必須按每堆實施放射性流出物年排放總量的控制，對于3000MW熱功率的反應(yīng)堆，其控制值如下。 　　6.3對于熱功率大于或小于3000MW的反應(yīng)堆，應(yīng)根據(jù)其功率按照6.2條款規(guī)定適當(dāng)調(diào)整。 　　6.4對于同一堆型的多堆廠址，所有機(jī)組的年總排放量應(yīng)控制在6.2條款規(guī)定值的4倍以內(nèi)。對于不同堆型的多堆廠址，所有機(jī)組的年總排放量控制值則由審管部門批準(zhǔn)。 　　6.5核動力廠放射性排放量設(shè)計目標(biāo)值不超過上述6.2、6.3和6.4條款確定年排放量控制值。營運(yùn)單位應(yīng)針對核動力廠廠址的環(huán)境特征及放射性廢物處理工藝技術(shù)水平，遵循可合理達(dá)到的盡量低的原則，向?qū)徆懿块T定期申請或復(fù)核（首次裝料前提出申請，以后每隔5年復(fù)核一次）放射性流出物排放量。申請的放射性流出物排放量不得高于放射性排放量設(shè)計目標(biāo)值，并經(jīng)審管部門批準(zhǔn)后實施。 　　6.6核動力廠的年排放總量應(yīng)按季度和月控制，每個季度的排放總量不應(yīng)超過所批準(zhǔn)的年排放總量的二分之一，每個月的排放總量不應(yīng)超過所批準(zhǔn)的年排放總量的五分之一。若超過，則必須迅速查明原因，采取有效措施。 　　6.7核動力廠液態(tài)放射性流出物必須采用槽式排放方式，液態(tài)放射性流出物排放應(yīng)實施放射性濃度控制，且濃度控制值應(yīng)根據(jù)最佳可行技術(shù)，結(jié)合廠址條件和運(yùn)行經(jīng)驗反饋進(jìn)行優(yōu)化，并報審管部門批準(zhǔn)。 　　6.8對于濱海廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除氚和碳14外其他放射性核素濃度不應(yīng)超過1000Bq/L；對于內(nèi)陸廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除氚和碳14外其他放射性核素濃度不應(yīng)超過100Bq/L，并保證排放口下游1km處受納水體中總β放射性不超過1Bq/L，氚濃度不超過100Bq/L。如果濃度超過上述規(guī)定，營運(yùn)單位在排放前必須得到審管部門的批準(zhǔn)。 　　7事故工況下的輻射防護(hù)要求 　　7.1按可能導(dǎo)致環(huán)境危害程度和發(fā)生概率的大小，可將核動力廠事故工況分為設(shè)計基準(zhǔn)事故（包括稀有事故和極限事故）和嚴(yán)重事故。 　　7.2核動力廠事故工況的環(huán)境影響評價可采用設(shè)計基準(zhǔn)事故，在設(shè)計中應(yīng)采取針對性措施，使設(shè)計基準(zhǔn)事故的潛在照射后果符合下列要求： 　　在發(fā)生一次稀有事故時，非居住區(qū)邊界上公眾在事故后2h內(nèi)以及規(guī)劃限制區(qū)外邊界上公眾在整個事故持續(xù)時間內(nèi)可能受到的有效劑量應(yīng)控制在5mSv以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在50mSv以下。 　　在發(fā)生一次極限事故時，非居住區(qū)邊界上公眾在事故后2h內(nèi)以及規(guī)劃限制區(qū)外邊界上公眾在整個事故持續(xù)時間內(nèi)可能受到的有效劑量應(yīng)控制在0.1Sv以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在1Sv以下。 　　7.3根據(jù)國家相關(guān)法規(guī)要求，核動力廠及有關(guān)部門應(yīng)制訂相應(yīng)的場內(nèi)外應(yīng)急計劃，做好應(yīng)急準(zhǔn)備。 　　確定應(yīng)急計劃區(qū)范圍時應(yīng)考慮嚴(yán)重事故產(chǎn)生的后果，并防止確定性效應(yīng)的發(fā)生。 　　8流出物排放管理和流出物監(jiān)測 　　8.1流出物排放管理 　　8.1.1氣載放射性流出物必須經(jīng)凈化處理后，經(jīng)由煙囪釋入大氣環(huán)境。 　　8.1.2液態(tài)放射性流出物排放前應(yīng)對槽內(nèi)液態(tài)放射性流出物取樣監(jiān)測，槽式排放口應(yīng)明顯標(biāo)志。 　　排放管線上應(yīng)安裝自動報警和排放控制裝置。 　　8.1.3核動力廠液態(tài)流出物總排放口的位置應(yīng)根據(jù)下游取水、熱排放和放射性核素排放等因素的影響進(jìn)行充分的論證，并應(yīng)避開集中式取水口、及水生生物的產(chǎn)卵場、洄游路線、養(yǎng)殖場等環(huán)境敏感區(qū)。 　　8.2流出物監(jiān)測 　　8.2.1核動力廠營運(yùn)單位必須制定流出物監(jiān)測大綱，并依據(jù)該大綱對所排放的氣載和液態(tài)放射性流出物進(jìn)行監(jiān)測。測量內(nèi)容應(yīng)包括排放總量、排放濃度及主要核素的含量。測量結(jié)果應(yīng)及時分析和評價，并定期上報相關(guān)環(huán)境保護(hù)行政主管部門。 　　8.2.2氣載放射性流出物的監(jiān)測項目應(yīng)包括惰性氣體、碘、粒子（半衰期≥8d）、碳14和總氚；液態(tài)放射性流出物的監(jiān)測項目應(yīng)包括氚、碳14和其他核素。對于惰性氣體等項目應(yīng)采用連續(xù)監(jiān)測的方法進(jìn)行測量。 　　8.2.3核動力廠營運(yùn)單位應(yīng)建立可靠的流出物監(jiān)測質(zhì)量保證體系，對正常運(yùn)行期間流出物監(jiān)測應(yīng)采用具有合適的量程范圍的測量設(shè)備與測量方法。對于低于探測限的相關(guān)測量結(jié)果應(yīng)通過實驗分析進(jìn)行合理估算，確實無法估算的，在排放量統(tǒng)計時按探測限的二分之一取值進(jìn)行。 　　8.2.4流出物監(jiān)測的取樣應(yīng)有足夠的代表性，在流出物取樣系統(tǒng)設(shè)計中應(yīng)采取有效的工程設(shè)計方案，以減少流出物在取樣過程中的管道損失。 　　8.2.5流出物監(jiān)測系統(tǒng)應(yīng)保證正常運(yùn)行和事故工況下均能獲得可靠的監(jiān)測結(jié)果。 　　9輻射環(huán)境監(jiān)測 　　9.1運(yùn)行前的環(huán)境調(diào)查 　　9.1.1在核動力廠廠址首臺機(jī)組首次裝料前，營運(yùn)單位必須完成環(huán)境本底輻射水平的調(diào)查，至少應(yīng)獲得最近兩年的調(diào)查數(shù)據(jù)。同一廠址后續(xù)建造的機(jī)組應(yīng)至少獲得最近一年的輻射環(huán)境水平現(xiàn)狀調(diào)查數(shù)據(jù)。 　　9.1.2調(diào)查的環(huán)境介質(zhì)應(yīng)結(jié)合廠址的環(huán)境特征和核動力廠機(jī)組特征進(jìn)行確定，一般應(yīng)包括：空氣、地表水和地下水、陸生和水生生物、食物、土壤、水體底泥和沉降灰等。 　　9.1.3監(jiān)測內(nèi)容一般包括：環(huán)境γ輻射水平、環(huán)境介質(zhì)中與核動力廠放射性排放有關(guān)的主要放射性核素濃度。 　　9.1.4環(huán)境γ輻射水平的調(diào)查范圍的半徑一般取50km，其余項目的調(diào)查范圍的半徑一般取20~30km。 　　9.2運(yùn)行期間的常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測 　　9.2.1在核動力廠首次裝料前，營運(yùn)單位必須制定環(huán)境監(jiān)測大綱。在首次裝料后，依據(jù)該大綱進(jìn)行常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測，并對監(jiān)測數(shù)據(jù)及時分析和評價，定期上報相關(guān)環(huán)境保護(hù)行政主管部門。 　　9.2.2在進(jìn)行常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測時，應(yīng)與運(yùn)行前的輻射環(huán)境本底（或現(xiàn)狀）調(diào)查工作相銜接，充分利用運(yùn)行前環(huán)境調(diào)查所獲得的資料。項目采樣點(diǎn)要與運(yùn)行前環(huán)境調(diào)查保持適當(dāng)比例的同位點(diǎn)。環(huán)境監(jiān)測關(guān)注的重點(diǎn)是對關(guān)鍵人群組影響較大的主要放射性核素和環(huán)境介質(zhì)。 　　9.2.3常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測的環(huán)境介質(zhì)、監(jiān)測內(nèi)容原則上與運(yùn)行前環(huán)境監(jiān)測相同。 　　9.2.4環(huán)境γ輻射水平的調(diào)查范圍的半徑一般取20km，其余項目的調(diào)查范圍的半徑一般取10km。 　　9.2.5常規(guī)環(huán)境輻射監(jiān)測大綱要根據(jù)環(huán)境監(jiān)測的經(jīng)驗反饋、監(jiān)測技術(shù)進(jìn)步以及廠址周圍可能的環(huán)境變化，定期（通常為5年）進(jìn)行優(yōu)化，并報環(huán)境保護(hù)行政主管部門認(rèn)可。 　　9.3事故環(huán)境應(yīng)急監(jiān)測 　　環(huán)境應(yīng)急監(jiān)測是核動力廠事故應(yīng)急計劃的重要組成部分。監(jiān)測原則、監(jiān)測方法和步驟、監(jiān)測項目、監(jiān)測路線、監(jiān)測網(wǎng)點(diǎn)、監(jiān)測工作的組織機(jī)構(gòu)、監(jiān)測數(shù)據(jù)報告、發(fā)布辦法等按核動力廠營運(yùn)單位制定的應(yīng)急計劃中的相關(guān)規(guī)定執(zhí)行。 　　9.4環(huán)境監(jiān)測的質(zhì)量保證 　　9.4.1核動力廠應(yīng)建立環(huán)境監(jiān)測質(zhì)量保證體系。 　　9.4.2核動力廠應(yīng)編制質(zhì)量保證大綱，并制定詳細(xì)的質(zhì)量控制措施。 　　9.4.3核動力廠開展的環(huán)境監(jiān)測應(yīng)與國務(wù)院環(huán)境保護(hù)行政主管部門依法開展的監(jiān)督性監(jiān)測定期進(jìn)行比對。 　　10放射性固體廢物管理 　　10.1反應(yīng)堆系統(tǒng)、安全系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)的設(shè)計，應(yīng)采用安全、先進(jìn)的生產(chǎn)工藝和設(shè)備，合理選擇和利用原材料，盡可能實施廢物的循環(huán)利用，盡量減少放射性固體廢物的產(chǎn)生量。 　　10.2應(yīng)選擇先進(jìn)的固化工藝和減容工藝，減少固體廢物的產(chǎn)生量，固體廢物裝桶前應(yīng)進(jìn)行放射性監(jiān)測。 　　10.3應(yīng)在核動力廠廠內(nèi)設(shè)置放射性固體廢物暫存庫，放射性固體廢物暫存庫的庫容應(yīng)與固體廢物的產(chǎn)生量及暫存時間相適應(yīng)。暫存庫內(nèi)貯存的廢物應(yīng)滿足低、中放固體廢物處置場的接受要求，并及時轉(zhuǎn)運(yùn)到處置場。放射性廢物在暫存庫內(nèi)暫存期限不應(yīng)超過5年。 　　10.4放射性廢物的處理和貯存，應(yīng)確保地表水和地下水不被污染，必要時應(yīng)開展專項評價論證。 　　10.5應(yīng)在首次裝料前制定放射性廢物管理大綱，并在運(yùn)行期間定期修訂。設(shè)計、運(yùn)行和退役中應(yīng)貫徹放射性廢物分類管理的原則，嚴(yán)禁將放射性廢物與易燃、易爆、易腐蝕、非放射性物質(zhì)混合運(yùn)輸和貯存。 　　11核動力廠的退役 　　11.1在核動力廠設(shè)計時，應(yīng)考慮未來便利于實施退役的要求，制定初步退役計劃，并在核動力廠的運(yùn)行過程中對初步退役計劃定期修訂。 　　11.2核動力廠退役前，應(yīng)制定詳細(xì)的退役計劃。經(jīng)批準(zhǔn)后，按退役計劃有步驟地實施安全退役。 　　11.3應(yīng)記錄和保存核動力廠輻射本底、設(shè)計和建造資料、反應(yīng)堆運(yùn)行歷史（特別是事件及事件的處理情況）、核動力廠設(shè)計修改和維護(hù)情況，便于退役計劃的制定和實施。 　　11.4在退役過程中和退役后，應(yīng)加強(qiáng)輻射防護(hù)、廢物管理、環(huán)境監(jiān)測工作。