内陆核电厂放射性液态流出物排入环境的审管控制

陈晓秋

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

内陆核电厂放射性液态流出物排入环境的审管控制

陈晓秋

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

内陆核电厂和滨海核电厂的核与辐射安全目标是相同的，只是液态流出物释放的受纳水域不同，照射途径网络比近岸海域更复杂。因此，内陆核电厂的核与辐射安全技术要求和评价准则有自己的特点。本文结合国内外核电厂液态放射性流出物排放的审管实践，重点讨论内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度的审管控制问题。

放射性液态流出;内陆核电厂;公众照射

1 引言

核电厂总的核安全目标是:在核电厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。总的核安全目标由辐射防护目标和技术安全目标所支持，这两个目标互相补充、相辅相成，技术措施与管理性和程序性措施一起保证对电离辐射危害的防御［1］。

安全目标要求核动力厂的设计和运行使得所有辐射照射的来源都处在严格的技术和管理措施控制之下。辐射防护目标不排除人员受到有限的照射，也不排除法规许可数量的放射性物质从处于运行状态的核电厂向环境的排放此种照射和排放必须受到严格控制，并且必须符合运行限值和辐射防护标准［1］。

滨海和内陆核电厂的核与辐射安全目标是相同的，只是液态流出物释放的受纳水域不同，照射途径网络比近岸海域更复杂，因此内陆核电厂的核与辐射安全技术要求和评价准则有自己的特点(见表1)。

表1 滨海和内陆核电厂液态放射性流出物安全技术要求和特点

2 IAEA建议的流出物排放的审管控制原则

国际原子能机构 (IAEA)建议，设计和运行某个放射性排放物系统时，在防护最优化以前就要设置一个剂量约束。其功能就是给所考虑的实践或源的计划运行，特别是其放射性排放物可能产生的个人剂量数值，设置一个上限值。当在约束值下完成防护最优化后，该约束值将不再与运行相关，而是将批准的排放限值 (用单位时间内的活度表示)选作最优化的结果和用作运行中的实际限值，该值高于最优化排放水平［2］。

针对核燃料循环设施 (包括反应堆)，很多国家已经确定了最大个人照射水平，虽然这些数值是在各种不同基准上颁布的，但是它们已经有效地变成了现在称作剂量约束值的数值，处在100和300μSv之间。

IAEA在《放射性流出物排入环境的审管控制》(WS-G-2.3)中清楚地表明［2］，由审管部门来确定批准的排放限值，批准排放限值应当不会造成源相关的剂量超过剂量约束的上限值，通常不超过剂量约束本身。该排放限值应当满足防护最优化的要求，以及对关键组的剂量不应当超过相应的剂量约束值的条件。他们还应当反映对一个良好设计和良好管理的实践的要求，以及应当为运行的灵活性和变动性留出余地。为了满足这些要求，批准排放限值的数值应当接近于，但一般是稍高于根据防护优化计算得到的排放率和排放量，以便为运行的灵活性留出余地。

3 我国对液态流出物排入环境的审管控制要求

为保护公众免受核电厂运行液态放射性流出物排放照射的健康危险，环境保护部 (国家核安全局)持续地评价来自国际和国内科学组织最新的辐射防护建议，以保证采用适当的环境辐射防护标准。

目前在建立和采纳的环境辐射防护标准中，针对核电厂放射性流出物向环境排放，已经形成了环境辐射防护审管控制的4个保护层次:

第一层次:环境浓度控制——GB6249

早在1986年，环境保护部 (原国家环境保护局)就发布了《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249—86)。环境保护部为实施《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的要求［3］，促进最佳可行技术 (BAT)和最佳环境实践 (BEP)的应用，最近对GB6249—86进行了全面修订。

核电厂液态放射性流出物必须采用槽式排放方式，液态放射性流出物排放应实施放射性浓度控制，且浓度控制值应根据最佳可行技术(BAT)，结合厂址条件和运行经验反馈进行优化(BEP)，并报审管部门批准。

对于内陆厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除3H和14C外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，并保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1Bq/L，3H浓度不超过100Bq/L。如果浓度超过上述规定，营运单位在排放前必须得到审管部门的批准［4］。

第二层次:流出物排放总量控制——GB13695和GB6249

在《核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值》(GB13695—92)中规定了按照电功率归一化的排放量管理限值:3H为3.5× 1013Bq/GW(e)a;除3H外其他核素为4.5× 1011Bq/GW(e)a［5］。

遵循采用 BAT/BEP的原则，最近，GB6249对此进行了修订，核电厂必须按每个堆实施放射性流出物的年排放总量控制 (见表2)，对于热功率大于或小于3000MWt的反应堆，应根据其功率适当调整［4］。

对于同一堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量应控制在表2规定值的4倍以内。对于不同堆型的多堆厂址，所有机组的年总排放量控制值则由审管部门批准［4］。

表2 核电厂液态放射性流出物控制值(3000MW t反应堆)

核电厂的年排放总量应按季度和月控制，每个季度的排放总量不应超过所批准的年排放总量的1/2，每个月的排放总量不应超过所批准的年排放总量的1/5。若超过，则必须迅速查明原因，采取有效措施［4］。

第三层次:0.25mSv/a公众个人剂量约束值——GB6249

每座核电厂向环境释放的放射性物质对公众中任何个人 (成人)造成的个人有效剂量，每年应小于0.25mSv(GB6249—86)。

最近，环境保护部采纳了国际放射防护委员会 (ICRP)和 IAEA的建议，明确将0.25mSv/a的个人有效剂量作为剂量约束上限值，并根据审管部门批准的剂量约束值，制定液态放射性流出物的剂量管理目标值，所有核电厂必须满足这些要求［4］。这是基于液态放射性流出物排入环境的BAT和BEP，在减少可能的健康危险方面的代价——效能比较后确立该标准的基准。

第四层次:1mSv/a的公众个人剂量限值——GB18871—2002

环境保护部对公众健康和安全的最后一个防护的层次是1mSv/a的公众成员个人剂量限值，适用于公众任何个人，这个剂量限值来自ICRP 1990年的建议书。

ICPR推荐1mSv/a的基础是，在该限值下的终生照射将产生一个非常小的健康危险，大致等于来自天然辐射源 (不含Rn)的本底辐射水平。这样，ICRP推荐的1mSv/a是与乘坐公共交通的危险——公众通常接受的危险相当。

4 液态流出物排放总量控制——BAT

ALARA和BAT都属于最优化的概念，两者相互补充。考虑人类健康的后果时，采用ALARA原则，通过估算个人辐射剂量的最优化而导出流出物释放的限制，以人员防护为中心;在人类不是直接受影响的或不属于主要保护目标的情形下，流出物释放的最优化将以BAT的应用为基础，从“源消减”出发，以保护环境为目标。尽管BAT和ALARA具有这些共同点，但是影响BAT的因素是不同的BAT比ALARA的以人员防护为中心要宽泛的多［6］。

核电厂在正常运行期间，放射性液态流出物释放比目前国家法规的要求低很多，并通过贯彻ALARA原则而得到优化。ALARA的应用已经对防护公众成员免受电离辐射方面发挥了重要作用，放射性流出物向环境排放的总量也显著减少。

我国现有核电厂液态流出物排放水平见表3［7］，表中同时列出联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)报道的全球压水堆液态流出物的排放水平。

可以看出，压水堆核电厂的放射性流出物归一化排放量均在国家规定的限值之内，其中液态3H的归一化排放量最大，但也仅为管理限值的66.3%。比较结果表明，我国核电厂的放射性流出物排放得到了有效的管理和控制，液态3H的排放与全球压水堆的排放水平基本相当。

虽然在公众免受辐射照射的防护方面ALARA仍然是重要的，但是，在环境保护方面，以“源消减”为核心的BAT正在向前迈进，BAT正在成为推行良好实践的基本前提它优化了核设施的废物产生过程。因此，将采用BAT纳入了环境辐射防护总则。

表3 现有压水堆核电厂流出物归一化排放量与管理限值的比较

5 液态流出物排放环境浓度控制——BEP

关于液态放射性流出物浓度限制方式，目前主要有以下几种［8］:

(1)直接给出各核素的浓度限值

对于公众照射，按照年摄入量限值导出各核素的浓度限值。

如NRC在10 CFR 20附录B给出液态放射性流出物的导出浓度限值，单一核素的剂量基准为0.5 mSv/a的总有效剂量。这种方法采用了极其保守的方法，忽略了环境的稀释能力，以及环境利用因子等因素的影响。

此外，世界卫生组织(WHO)在饮用水水质指南中，推荐了1年饮用水消费的参考剂量水平(RDL)为0.1 mSv/a，并在此基础上导出了饮用水中单一放射性核素的浓度指导水平(GL)。

(2)规定更短时间间隔内的液态放射性流出物总量控制值

为防止在不利的环境弥散条件下，由于超过正常水平的排放导致所受剂量显著增高的情况，可以在考虑源的特性及其运行情况下，规定更短时间间隔内的液态放射性流出物排放限值，起到间接限制流出物浓度的作用。

(3)根据厂址特征确定液态放射性流出物浓度限值

根据厂址特征确定液态放射性流出物浓度限值，需要以液态流出物排放优化管理剂量目标值为基准，考虑受纳水体的稀释能力，以及关键组的环境利用因子等因素而导出液态放射性流出物浓度限值。

(4)最佳环境实践(BEP)

最佳环境实践 (BEP)是指BAT必须加载在最佳的管理模式上，才能把BAT应用到实处，它更关注放射性液态废物处理工艺出口的浓度控制和在环境水域的浓度指导水平。

放射性液态流出物属于一类污染物，不允许稀释排放，应在放射性废液处理系统排放口实施监测和控制。此外，对于内陆核电厂，考虑到其水环境的敏感性，同时也应规定环境水域中的浓度控制值。因此，核电厂液态放射性流出物必须采用槽式排放，实施放射性浓度监测和控制，且浓度控制值应根据最佳可行技术(BAT)，结合厂址条件和运行经验反馈进行优化管理(BEP)。

按照核素浓度进行流出物的排放控制，除了按照美国NRC的按单一核素设定控制限值之外，还有法国《法国900 MWe压水堆核电站系统设计和建造规则》(RCC-P)中关于不同受纳水域中核素浓度的增量限值要求［9］，见表4。

表4 液态放射性流出物排放所致环境浓度增量(3000MW t反应堆，Bq/L)

在电厂实际运行中，由于监测所有液态放射性流出物的种类和数量在技术上是相当困难和难以实现的。作为一种管理策略，可采用控制总β放射水平的筛选方法:首先对受纳水体中的总β放射性进行筛选，以确定是否水中的放射性浓度 (Bq/L)低于不需要进一步行动的水平;如果超过了筛选水平，则需要调查单个核素的浓度，并与规定的指导水平进行比较。

内陆核电厂，在放射性废液槽式排放出口处的放射性流出物中除3H和14C外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，并保证排放口下游1km处受纳水体中总β放射性不超过1Bq/ L，3H浓度不超过100Bq/L［4］。上述控制值正是基于核电厂放射性流出物处理系统采用BAT和排入环境的控制采用BEP而确定的。

6 小结

针对核电厂放射性流出物向环境排放，我国已经形成了环境辐射防护审管控制的4个保护层次:

第一层次:环境浓度控制——BEP;

第二层次:流出物排放总量控制——BAT;

第三层次:公众个人剂量约束值——0.25mSv/a;

第四层次:公众个人剂量限值——1mSv/a。

这里需要指出的是，本文所述及的我国放射性液态流出物排放总量和环境浓度值是基于放射性流出物处理系统采用BAT和排入环境的控制采用BEP而确定的，它们是管理上的控制值，而不是一种限值。通常次级限值(排放总量和环境浓度)是针对单一核素的限值，需要从基本限值 (剂量约束值)导出。

未来，虽然在公众免受辐射照射的防护方面，ALARA仍然是重要的，但是，在环境保护方面，以“源消减”为核心的BAT正在向前迈进，BAT正在成为推行良好实践的基本前提，它优化了核设施的废物产生过程。

BAT必须加载在最佳的管理模式上BEP才能把BAT应用到实处。随着对“良好的工程实践”的深入理解，以及《核动力厂环境辐射防护规定》修订版的颁布，在辐射防护与环境保护的最优化方面，ALARA和BAT BEP必将发挥重要作用。

［1］国家核安全局.HAF102核动力厂设计安全规定.2004

［2］国际原子能机构.安全导则No.WS-G-2.3放射性流出物排入环境的审管控制.2005

［3］国家质量监督检验检疫总局.GB18871－2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准.2002

［4］环境保护部.核动力厂环境辐射防护规定 (报批稿).2009

［5］国家技术监督局.GB13695－92核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值.1992

［6］陈晓秋.解读核设施放射性流出物释放的ALARA和BA概念.辐射防护，2009，29(6)

［7］陈晓秋，潘英杰，任天山.核燃料循环人工辐射源对公众的照射.中国核学会辐射防护分会2008年年会——暨“21世纪初辐射防护论坛”.北京，2008.11

［8］陈晓秋，杨端节.确定内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度限值基准的讨论.辐射防护通讯，2009，29(4

［9］国家核安全局.HAF.Y0005 RCC-P法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则.1991

Regulatory Contro l of Radioactive Liquid Discharges into the Environm ent from In land Nuclear Power Plant

CHEN Xiaoqiu
(Nuclear and Radiation Safety Centre，MEP，Beijing 100082，China)

The general nuclear safety objective of inland NPP is identical with coastal NPP.However，the water bodies receiving the radioactive liquid discharges are different.Moreover，the public exposure pathways from liquid discharge of inland NPP aremore complex than that of coastal NPP.Hence，requirements and assessment criterion of the nuclear and radiation safety for inland NPP have its own characteristics.Taking into account the national and international regulatory practice，the regulatory control of radioactive liquid discharge from inland NPP is discussed in this paper.

radioactive liquid discharge;inland NPP;public exposure