排放浓度限值的确定(汪萍)

背 景 情 况 介 绍
核电厂放射性液态流出物 浓度排放控制过程
背 景 情 况 介 绍
各核电厂根据设计排放源项、 各核电厂根据设计排放源项、废液处理系统的设计以 及厂址排放条件等确定液态流出物的排放浓度管理目 标值，经审批后执行。 标值，经审批后执行。 在GB14587的修订过程中，一个重要的任务就是要确 GB14587的修订过程中， 的修订过程中 定核电厂液态流出物的排放浓度上限值， 定核电厂液态流出物的排放浓度上限值，给核电厂的 设计单位、 设计单位、营运单位以及核安全监管部门提供技术依 据和明确的执行标准。 据和明确的执行标准。
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
据核电站放射性液态流出物的优化分析结果， 据核电站放射性液态流出物的优化分析结果，控制液 体排放的剂量管理目标值10μSv/a， 体排放的剂量管理目标值10μSv/a，由秦山三期核电 10μSv/a 厂近海区域的稀释条件和核电站排放核素的组份， 厂近海区域的稀释条件和核电站排放核素的组份，计 算出秦山三期核电厂放射性液态流出物的排放量控制 值为3.0× Bq/a。秦山三期2 值为3.0×1011Bq/a。秦山三期2台机组的放射性液态 3.0 流出物年平均排放体积按年排水量为4 /a计 流出物年平均排放体积按年排水量为4×104m3/a计， 则由此导出浓度控制标准为7.5× 则由此导出浓度控制标准为7.5×106Bq/m3。并将 7.5 3.7MBq/m3作为秦山三期的液态流出物排放浓度的管理 目标值 。
404厂的情况比较特殊，没有受纳水体，按照总β 404厂的情况比较特殊，没有受纳水体，按照总β 厂的情况比较特殊 ＜22Bq/L，总α＜4Bq/L向戈壁滩自流排放； 22Bq/L， 4Bq/L向戈壁滩自流排放； 向戈壁滩自流排放 其他核设施基本上都执行《污水综合排放标准》的 其他核设施基本上都执行《污水综合排放标准》 规定， 规定，即：放射性物质为第一类污染物，应在系统 放射性物质为第一类污染物， 排放口进行控制，排放浓度控制为总β 10Bq/L， 排放口进行控制，排放浓度控制为总β＜10Bq/L， 总α＜1Bq/L。 1Bq/L。
考虑到地区、全球源项和豁免源项的剂量余量 剂量约束上限值 批准的排放限值不能导致源 相关剂量超过剂量约束上限 值，通常不能超过剂量约束 本身
考虑到同一地址多个源项、良好实践 和/或不确定性后，剂量约束的范围
剂量约束
对应于批准的排放管理限 值的剂量
最优化的排放所致个 人剂量应在此范围内
运行机动性余量
对应于最优化排放水平的剂量
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
流出物排放剂量管理目标值对应着优化的流出物排放 水平，其具体数值依赖于厂址特征、流出物排放特征、 水平 ， 其具体数值依赖于厂址特征、 流出物排放特征 、 流出物排放所致关键组剂量与集体剂量、 流出物排放所致关键组剂量与集体剂量 、 公众生活习 废水处理费用、 性 、 废水处理费用、 与废水处理相关的职业照射集体 剂量、 剂量 、 固体废物处置对后裔的剂量以及公众的心理因 素等多种因素。对这些因素做了定性分析， 素等多种因素 。 对这些因素做了定性分析 ， 并用多属 性效用函数优化分析方法计算出液态流出物排放水平 84× 的 优 化 值 为 2.84×1011Bq/a ， 相 应 的 优 化 剂 量 值 为 9.5μSv/a。 μSv/a。
背 景 情 况 介 绍
GB14587节规定了： GB14587-2011 第4.2节规定了： 14587 核电厂放射性液态流出物向环境排放应采用槽式排放， 核电厂放射性液态流出物向环境排放应采用槽式排放，排 放的放射性总量应符合GB6249中有关放射性液态流出物年 放的放射性总量应符合GB6249中有关放射性液态流出物年 GB6249 排放总量限值的相关规定。同时，对于滨海厂址， 排放总量限值的相关规定。同时，对于滨海厂址，系统排 放口处除H-3 、 C-14外其它放射性核素的总排放浓度上限 放口处除 H 14 外其它放射性核素的总排放浓度上限 值为1000Bq/L；对于滨河、滨湖或滨水库厂址， 值为1000Bq/L；对于滨河、滨湖或滨水库厂址，系统排放 1000Bq/L 口处除H 14外其它放射性核素的总排放浓度上限值 口处除 H-3 、 C-14 外其它放射性核素的总排放浓度上限值 100Bq/L 且总排放口下游1km处受纳水体中总 Bq/L， 处受纳水体中总β 为100Bq/L，且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性 浓度不得超过1Bq/L， 浓度不得超过1Bq/L，H-3浓度不得超过100Bq/L。 浓度不得超过100Bq/L。 100Bq/L
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
滨海核电站放射性液态流出物排放浓度限值
我国核电厂液态流出物排放浓度限值的现状分析
由于秦山一期是我国第一Hale Waihona Puke Baidu核电厂， 由于秦山一期是我国第一座核电厂，采取了较为严格的 设计，液态流出物排放浓度限值过低，为0.37 MBq/m3，秦 设计，液态流出物排放浓度限值过低， 山三期也采取了同样的设计。 山三期也采取了同样的设计。 在《秦山核电公司液态流出物排放限值研究报告》中通过 秦山核电公司液态流出物排放限值研究报告》 优化分析，申请将排放浓度限值变更为3.7 优化分析，申请将排放浓度限值变更为3.7 MBq/m3。
核电厂放射性液态流出物排放 浓度限值的确定
汪萍， 汪萍，核与辐射安全中心
背景情况 介绍
滨海核电厂 液态流出物 排放浓度限 值的确定
内陆核电厂 液态流出物 排放浓度限 值的确定
背 景 情 况 介 绍 随着我国核电迅速发展和对环境保护的 关注， 关注，核安全和环境保护监管部门以及核电 企业都认识到放射性液态流出物浓度控制的 重要性。 重要性。 GB18871《 GB18871《电离辐射防护与辐射源安全基 本标准》 GB6249《核电厂辐射防护规定》 本标准》、GB6249《核电厂辐射防护规定》 明确了对液态流出物要进行总量控制和浓度 控制的要求。 控制的要求。
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
关于排放管理，在标准第5章有具体的规定， 关于排放管理 ， 在标准第 5 章有具体的规定 ， 5.5 节规 定了具体的排放管理执行程序： 定了具体的排放管理执行程序： 低于排放浓度控制值的放射性液态流出物， 5.5 低于排放浓度控制值的放射性液态流出物，在由核电厂 指定的辐射防护人员或授权人签字认可后， 指定的辐射防护人员或授权人签字认可后，按照核电厂放 射性液态流出物排放管理和执行程序进行排放。 射性液态流出物排放管理和执行程序进行排放。 高于排放浓度控制值但低于排放浓度限值的放射性液态流 出物，在满足4.8规定的前提下， 出物，在满足4.8规定的前提下，由核电厂经理或授权人签 4.8规定的前提下 字认可后，才准排放。同时， 字认可后，才准排放。同时，应查明放射性液态流出物浓 度增高的原因，采取必要的措施避免再次发生。 度增高的原因，采取必要的措施避免再次发生。
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
放射性浓度≤ 时可正常排放； 放射性浓度≤0.5MBq/m3时可正常排放； 大修期间，当浓度≤ 时可正常排放。 大修期间，当浓度≤1MBq/m3时可正常排放。否则 需送回废液处理系统进一步处理； 需送回废液处理系统进一步处理； 排放废液时，由排放管线上在线监测仪表实施 排放废液时， 连续监测。 连续监测。
法国在《 法国在《有关专用于压水堆核电厂放射性液态流出 物排放限值和排放方式的规则》中规定， 物排放限值和排放方式的规则》中规定，在一条河 流中，氚浓度应低于74 Bq/L， 流中，氚浓度应低于74 Bq/L，除氚外其它放射性核 素浓度应低于0.74 Bq/L。 素浓度应低于0.74 Bq/L。而滨海电厂对氚和除氚外 核素的浓度限值是分别是740 7.4Bq/L， 核素的浓度限值是分别是740 Bq/L 和7.4Bq/L，即 内陆电厂比滨海电厂的排放浓度限值严格10倍 内陆电厂比滨海电厂的排放浓度限值严格10倍。 10 俄罗斯规定了每1000MW反应堆的日排放量， 俄罗斯规定了每1000MW反应堆的日排放量，推算到 1000MW反应堆的日排放量 田湾核电厂的设计， 20Bq/L。 田湾核电厂的设计，为20Bq/L。
国内外核设施液态流出物排放情况 国内可参考的内陆核设施液态流出物排放 浓度限值
核动力院的除氚外其它放射性核素的排放浓度管 理目标值为200Bq/L； 理目标值为200Bq/L； 200Bq/L 821厂为总β<37Bq/L； 821厂为总β<37Bq/L； 厂为总β<37Bq/L 工程物理研究院是总β<10Bq/L； 工程物理研究院是总β<10Bq/L； β<10Bq/L 主要排放铀的核燃料循环设施, 主要排放铀的核燃料循环设施,废液处理设施排 放口：铀浓度<100μg/L，工业下水总排放口： 放口：铀浓度<100μg/L，工业下水总排放口：铀 <100μg/L 浓度<50μg/L ；（EJ1056 2005） EJ1056浓度<50μg/L ；（EJ1056-2005）
背 景 情 况 介 绍
GB18871-2002，8.6中规定， GB18871-2002，8.6中规定，液态流出物排放总量限 中规定 值和浓度限值应得到审管部门的认可， 值和浓度限值应得到审管部门的认可，并使排放的 控制最优化。 控制最优化。在运行期间应使放射性物质排放量保 持在排放限值以下可合理达到的尽量低水平。 持在排放限值以下可合理达到的尽量低水平。 标准中没有对液态流出物排放浓度上限值进行具体 规定。 规定。
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值 岭澳核电厂的液态流出物排放浓度限值 在岭澳核电二期工程（ 号机组） 在岭澳核电二期工程 （ 3 、 4 号机组 ） 放射 性废液态流出物排放的相关设计中， 性废液态流出物排放的相关设计中，参考法国 RCC-P《90 万千瓦压水堆核电厂系统设计和建 90万千瓦压水堆核电厂系统设计和建 RCC造规则》 造规则》对液态流出物的放射性浓度控制的规 控制方式为： 定。控制方式为：
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
为了保证该排放浓度限值有效实施， 为了保证该排放浓度限值有效实施，秦山三期采 取的废液排放浓度控制管理方式为： 取的废液排放浓度控制管理方式为： 液态流出物浓度小于1MBq/m 液态流出物浓度小于1MBq/m3，由流出物管理工程师 批准排放； 批准排放； 液态流出物浓度大于1MBq/m 且小于3.7MBq/m 液态流出物浓度大于1MBq/m3，且小于3.7MBq/m3，由 保健物理处负责批准排放。 保健物理处负责批准排放。 液态流出物浓度大于3.7MBq/m 液态流出物浓度大于3.7MBq/m3，则返回废液处理系 统。
国外核设施液态流出物的排放管理
美国核电厂向水体排放有分核素的浓度控制， 美国核电厂向水体排放有分核素的浓度控制，美国联 邦法规10CFR20附录B 邦法规10CFR20附录B中给出了按饮用途径对公众年有 10CFR20附录 效剂量为0.5mSv时推算出的各核素的浓度限值。同时， 效剂量为0.5mSv时推算出的各核素的浓度限值。同时， 0.5mSv时推算出的各核素的浓度限值 美国10CFR50附录I规定，为达到最优化的要求， 美国10CFR50附录I规定，为达到最优化的要求，核电 10CFR50附录 厂液态流出物排放对公众的个人最大有效剂量应小于 30μSv/a。 30μSv/a。
滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
No.WS参 考 ： IAEA No.WSG-2.3《 放 射 性 流 出 物排入环境的审管控 制》 讨论了确定排放限值 的原则、方法和步骤。 的原则、方法和步骤。 采用的方法为： 采用的方法为： 多属性优化分析方法
豁免水平 （10µSv/a） ） 图1 建立源相关剂量约束和批准排放限值的考虑 （IAEA， WS-G-2.3, 2000） 剂量限值（ 剂量限值（1 mSv/a） ）