核电厂放射性液态流出物排放的主要技术要求..

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CPR1000核电厂液态流出物排放系统排放能力探讨10.17

厂在设计上考虑了严重事故情况下放射性
流出物滞留和包容的措施。但在实际运行中，难免存在个别与设
计要求不一致的现象。
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引言
如笔者在例行核安全检查中发现，CPR1000机
组常规岛废液排放系统（SEL）部分时段三个贮槽
全部投运，不满足“三个SEL贮槽中一个接收废液，一个混合、取样和监测排放废液，另一个备用”
湾核电站做了设计修改，专门建造了一个建筑物（ QB），容纳常规低放废液排放系统，代号SEL。SEL于1997年建成投运，包含有三个容量与TER 相同的贮槽。系统的主要功能是保证常规岛废液排放系统可以通过SEL贮槽进行排放，也部分地负担在应急事故下废液的排放。核岛废液由原先在QA厂房的TER贮槽排放，同时也部分地完成事故情况下的排放功能。不难看出，即便是修改后的流出物贮存排放系统，仍然在贮槽总容量上低于法国同类机组，而且 TER003BA 和 SEL003BA 承担的应急收贮的容量也仅为参考电厂的三分之二。
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1.核电厂废液排放系统及其技术特点
M310/CPR1000核电厂液态流出物根据来源不同分为核岛废液和常规岛废液，两种废液分别通过不同的
系统进行收集、处理、贮存后进行槽式排放。核岛废液通过TER( 核岛废液排放系统)排放，常规岛废液通过 SEL(常规岛废液贮存和排放系统)排放。
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1.设计基准及国家标准的要求
2017/10/18
SEL运行需要“两用一备”同时也是全监督站
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2.与参考电厂的设计比较
为了更深入地搞清楚SEL “两用一备”问题，笔者对相关单位进行了

CPR1000核电厂液态流出物排放系统排放能力探讨10.17

三是事故应急情况下可以通过连接管道接受核岛废液（如蒸汽发生器破管时接收由APG系统排出的放射性废液以及废液处理系统TEU不可用等）。
因此，在正常运行时，SEL003BA与TER003BA均应当处于备用状态，一般不得使用。
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1.设计基准及国家标准的要求
2020/9/15 SEL运行需要“两用一备”同时也是现行国家标准的要求
而且，营运单位的排放管理程序也未对SEL系统备用贮槽的日常管理做出规定。进一步调查还发现，一些电厂运行处的操纵员、机组长均认为“两用一备”仅是针对 TER的，对SEL没有该要求，SEL003BA可以用来接收和排放正常的废液。
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3.核电厂SEL系统培训情况
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3.核电厂SEL系统培训情况
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流出物排放“两用一备”情况 SEL排放管理问题探讨思考与建议
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2.与参考电厂的设计比较
为了更深入地搞清楚SEL “两用一备”问题，笔者对相关单位进行了访谈，并查阅了一些历史文献。我国的M310/CPR1000机组参考电站可追溯至大亚湾核电站。最初，总承包法国电力公司(EDF)在设计大亚湾核电站时，核岛和常规岛废液排放都是连续排放（直排），TER的三个贮槽仅用于异常工况。国家环保局在审查大亚湾核电站的EIR和在现场进行“三同时”检查中，认为TER连续排放方式不符合《轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定》（GB9135-88）“经过处理的废液在向环境排放前，必须先送往监测槽逐槽分析，符合排放标准后方可排放”的规定。

XXXX年注册核安全工程师专业实务第十三章流出物排放

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第三节流出物的来源
核燃料循环
：核能开发中产生长期环境影响的核素有 3H，14C，85Kr和129I，其中14C产生的待积集体剂量最大详细情况参见表12-2。
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第三节流出物的来源
核技术利用
二、核技术利用活动
• 放射性同位素与放射源在工业、医学、和科研等领域被称为核技术利用
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第三节流出物的来源
核技术利用
核技术利用领域，具有应用面大、用户数
量多的特点。除辐照装置外，每个用户使用的放射源活度量通常不大。用户常常把核技术利用当作它的一种工具或手段来处理，防护知识和措施往往不足，个别的操作人员甚至不知道自己在操作含有放射源的设备。虽然对每个用户操作的放射物质数量不大，经液体及气体流出物排入环境的数量较少，但整个核技术利用领域排入环境的放射物质量则是巨大的
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引言
本章拟对流出物概念、流出物中的污染物
种类、流出物的来源、流出物在环境中的转移、弥散途径、控制流出物排放的原则、流出物排放要求和排放准则、放射性流出物中非放污染物排放的控制、流出物监测的基本要求等与流出物管理密切相关的问题进行阐述。此外，考虑到核动力厂严重事故时会有大量放射性物质泄漏到环境中，本章附带的介绍核动力厂严重事故时缓解放射性物质事故排放的可能措施
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第一节流出物的概述
管理要求
2．充分考虑环境容量流出物排放是一种处置方式，且流出物排放
出去就没办法回取。因此，对于流出物排放的管理必须充分考虑环境特点，对于不同的环境容量，应该执行有区别的管理要求

排放浓度限值的确定(汪萍)

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3.7 40
田湾核电站
0.2
0.2
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滨海核电厂液态流出物排放浓度限值
从几个核电厂的液态流出物排放浓度限值进行优化的实践来看，我国已运行核电厂的液态流出
物排放浓度限值并不是完全根据电厂的设计和厂址
特征确定的，不同核电厂的排放浓度限值和报警阈值也存在一定的差异，因此，有必要制定一个统一的关于液态流出物排放浓度限值和管理程序的标准。
内陆核电厂液态流出物排放浓度限值（2）排放浓度限值推算 1）途径内陆核电厂液态流出物对环境的影响可分为对公众的辐射影响和对非人类生物的辐射影响。对公众的辐射影响需要考虑的主要途径包括：饮用、灌溉、养殖和娱乐等。参考美国的做法，
背景情况介绍
GB14587-2011 第4.2节规定了：
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
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值为1000Bq/L；对于滨河、滨湖或滨水库厂址，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、
流出物排放所致关键组剂量与集体剂量、公众生活习性、废水处理费用、与废水处理相关的职业照射集体剂量、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，并用多属
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上限值的最终确定对于滨海核电厂，秦山一期和秦山三期根据放射性液态流出物排放浓度管理目标值的优化分析，得出将除 H-3 和 C-14 外其它放射性核素的排放浓度管理目标值定为3700Bq/L是适宜的结论，并得到了环保部的

核电厂流出物排放控制值研究

㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护标准与规定㊃核电厂流出物排放控制值研究黄彦君,上官志洪,左伟伟(苏州热工研究院有限公司,江苏苏州215004)㊀摘㊀要:排放量控制是我国核电厂环境辐射防护和流出物排放管理的重要内容㊂通过对比国内外压水堆核电厂流出物排放量水平,分析了我国现行标准中排放控制值对国外同类核电厂流出物排放量的包络率,同时与法国流出物排放控制值进行了比较㊂结果表明,除流出物中3H ㊁14C 外,现有标准控制值基本上可以包络国外核电厂统计排放量,且具有较大的余量㊂在目前的流出物排放管理水平下,现行标准中规定的排放量控制值仍是适宜的,其中对于3H ㊁14C 外的其他控制指标仍有很大的优化空间㊂关键词:核电厂;流出物排放;排放控制;环境辐射防护中图分类号:TL75文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-06-20作者简介:黄彦君(1979 ),男,2002年毕业南华大学核工程与核技术专业,2007年毕业于南京大学粒子物理与原子核物理专业,获博士学位,正高级工程师㊂E -mail:hyj1231@0㊀引言排放量控制是我国核电厂环境辐射防护和流出物排放管理的重要内容[1]㊂国家标准‘核动力厂环境辐射防护要求“(GB 6249 2011)[2]中明确了流出物排放控制的三重指标,即剂量约束㊁排放量控制和排放浓度控制,标准第6.2条规定了单堆热功率为3000MW 以上的压水堆和重水堆核动力厂排放量控制值㊂流出物排放量控制被认为是核电厂正常运行环境辐射防护中基于流出物处理系统最佳可行技术(BAT)的体现[3-4]㊂采用年排放量作为指标实施流出物排放控制是比较有效的方法,已被较多国家采用[4-7]㊂GB 6249 2011标准中规定的相关排放控制值,主要是基于国内核电厂的运行经验和国外参考经验确定的,研究国外的核电厂流出物排放控制方法及实际排放水平对于进一步完善我国核电厂相关标准及监管要求具有重要的参考意义㊂以法国为例,法国核安全局(ASN)基于BAT 的基本原则,具体考虑了机组性能㊁运行经验及厂址条件对每座核电厂按厂址批准每一类流出物的排放总量[8]㊂近年来,随着源项控制技术的推进和三废处理技术的改进,核电厂流出物排放量逐步得到优化㊂以国内某核电厂为例,其液态流出物年排放量从运行初期(1994年)的1010~1011Bq 量级降至目前的108Bq 量级㊂探讨核电厂液态流出物排放控制值的适宜性,可为核电厂流出物排放管理的持续优化提供参考依据㊂近年来国内核电厂普遍按照GB 6249 2011的要求开展了排放量申请值定期优化的工作,这在排放限值的优化方面也具有一定的可行性[9]㊂本文结合GB 6249 2011修订的需求,通过收集国内外压水堆核动力厂流出物排放数据,调研和对比国内外流出物排放量实际水平,分析现标准中的排放控制值对国外压水堆核电厂排放统计结果的包络率,并研究对比了法国的排放管理控制值,对优化核电厂流出物排放监督管理要求具有一定参考意义㊂1㊀数据来源及对比1.1㊀数据来源㊀㊀国内流出物数据来源于各核电厂流出物监测年报,收集时段为2014 2020年,涉及12座核电厂266堆年的运行数据(其中主要考虑压水堆核电厂)㊂国外流出物排放数据来自美国核管会(NRC)公布的各核电厂流出物监测年报[10]和欧洲核设施流出物排放数据库(RADD)[11]㊂统计的美国核电厂数据时段为2005 2019年,共15年㊂欧洲各国核电厂的数据范围具体与其填报在㊃134㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期RADD 系统的时段有关,一般都是最晚从2004年开始,直至2019年,收集的时段最长达25年㊂1.2㊀数据处理㊀㊀(1)发电量归一化本文中对各核电厂流出物年排放量按发电量进行了归一化,其中发电量的数据取自国际原子能机构(IAEA)核电数据库[12]㊂需要注意的是,美国和欧洲核电厂近年来不断有电厂关闭,在关闭期间仍有流出物排放并开展了监测,这些流出物排放数据不计入本文统计范围㊂(2)统计平均数据分析表明,核电厂各监测项目或核素的归一化排放水平处于非常大的涨落范围内,且一般服从对数正态分布[13]㊂对对数正态分布的数据,采用几何平均值或中位数进行分析和对比[14]㊂1.3㊀国内外流出物排放数据的对比㊀㊀图1给出了国内外流出物排放数据的对比(小提琴图)㊂图中,左侧为国内压水堆核电厂2014 2020年流出物排放数据分布(按堆年统计,其中秦山基地未计入三期重水堆排放数据);右侧为国外核电厂排放数据分布(按堆年统计)㊂图示中曲线采用对数正态分布平滑,同时给出了相应统计数据的中位数㊂图1㊀国内外压水堆核电厂流出物排放统计对比Fig.1㊀Statistical comparison of effluent emissions from PWR NPPs at home and abroad㊀㊀由图1可以看到,对气态流出物中的3H㊁14C 和放射性碘,我国排放水平分别约为32.3Bq /kWh㊁18.6Bq /kWh 和6.47ˑ10-4Bq /kWh,较国外平均水平(分别为87.8Bq /kWh㊁29.0Bq /kWh 和1.14ˑ10-3Bq /kWh)低,而粒子(气溶胶)和惰性气体的排放量平均水平为3.34ˑ10-4Bq /kWh 和134.7Bq /kWh,较国外平均水平(分别为2.2ˑ10-4Bq /kWh 和47.0Bq /kWh)高㊂对液态流出物中的3H,我国排放水平约为2445Bq /kWh,较国外平均水平(2246Bq /kWh)略高;对液态流出物中的14C,我国排放水平约为0.64Bq /kWh,较国外平均水平低(1.78Bq /kWh)㊂由于国外仅法国㊁美国和匈牙利提供了液态流出物中14C 排放数据,且绝大多数数据来自法国,国外液态流出物中14C 排放的平均水平主要反映了法国的水平(1.78Bq /kWh)㊂对液态流出物中除3H 和14C 外的其他核素,我国排放水平约为0.022Bq /kWh,较国外平均水平(0.132Bq /kWh)低㊂需要注意的是,法国㊃234㊃黄彦君等:核电厂流出物排放控制值研究㊀对于气态流出物和液态流出物中14C的排放量基本上是通过计算得到的,而国内是实测数据㊂2㊀GB6249 2011排放限值对国外流出物排放数据的包络性2.1㊀数据处理㊀㊀为便于与统计的国外流出物数据进行比较,对GB6249 2011中的控制值进行折算㊂按1台百万千瓦级的核电机组年运行8000h计算,以Bq/kWh为单位,得到GB6249 2011中相关控制值的折算值,结果见表1㊂2.2㊀统计结果及讨论㊀㊀分析GB6249 2011中相应的折算控制值对国内外核电厂流出物排放数据的包络率,结果列于表2㊂各国核电厂流出物排放数据统计分布如图2所示㊂结果表明,GB6249 2011中排放控制值基本上可包括国外流出物排放统计数据,包络率最低的项目为气态流出物中的14C(95.9%)㊂㊀㊀㊀㊀㊀表1㊀GB6249 2011对压水堆核电厂流出物年排放限值要求Tab.1㊀The regulated annual emission limits of PWR NPPs specified in GB6249―2011从统计数据分析来看,GB6249 2011的现有控制值仍是合适的,部分项目较宽松㊂对于图2中涉及国内核电厂个别统计数据超过控制值的(气态流出物和液态流出物中的3H),主要是由于部分电厂在2014 2020年间首次投运且投运初年的发电量较少造成的㊂表2㊀国外压水堆核电厂流出物统计汇总(单位:Bq/kWh)Tab.2㊀Summaries of effluent statistics of PWR NPPs at home and abroad(units in Bq/kWh)㊀㊀对气态流出物中排放的3H,国外核电厂排放量统计值范围为1.33ˑ10-4~3.48ˑ103Bq/kWh,平均值为88.5Bq/kWh㊂GB6249 2011对国外参与统计的压水堆核电厂排放量包络率为98.7%,不能全部包络的国家有捷克㊁美国㊁瑞典㊁斯洛伐克㊁英国,其数据包络率分别为96.9%㊁97.1%㊁95.8%㊁96.9%㊁95.5%㊂对气态流出物中排放的14C,国外核电厂统计平均值范围为2.73ˑ10-3~7.07ˑ102Bq/kWh,平均值为30.1Bq/kWh㊂GB6249 2011对国外参与统计的压水堆核电厂排放量包络率为95.9%㊂德国㊁法国㊁捷克㊁美国㊁瑞典㊁西班牙不能全部包络,其数据包络率分别为96.9%㊁99.7%㊁96.9%㊁93.8%㊁17.7%㊁95.2%㊂需要关注的是瑞典核电机组14C排放处于较高的水平,目前暂未查询出其原因㊂对气态流出物中排放的惰性气体,国外核电厂排放量统计平均值范围为4.65ˑ10-5~3.76ˑ104 Bq/kWh,平均值为46.7Bq/kWh㊂GB6249 2011对国外参与统计的压水堆核电厂排放量包络率为100%,并且有较大的余量㊂对气态流出物中排放的放射性碘,国外核电厂排放量统计平均值范围为6.97ˑ10-10~3.44 Bq/kWh,平均值为6.29ˑ10-4Bq/kWh㊂GB 6249 2011对国外参与统计的压水堆核电厂排放量包络率为99.9%,且有较大余量㊂对气态流出物中排放的粒子(气溶胶),国外核电厂排放量统计平均值范围为1.34ˑ10-10~㊃334㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期图2㊀国内外核电厂归一化排放量统计分布及与GB6249—2011折算控制值的对比Fig.2㊀Statistical distribution of normalized emissions of PWR NPPs at home and abroad and the comparison with normalized regulated values from GB6249―20112.52ˑ102Bq/kWh,平均值为2.07ˑ10-4Bq/kWh㊂仅瑞典Ringhals2核电厂在部分年份(2002 2019)出现排放限值超过GB6249 2011的情况,分析表明,该核电厂在2002年至2019年间将11C 进行了统计(注:11C半衰期为20.38min,为EC 衰变,每次衰变释放2个511keV的γ光子),其排放量较其他年份的粒子统计数据高出2个数量级,导致2002年以后统计数据较之前高出2个数量级㊂如扣除11C的贡献,排放水平均在GB 6249 2011的包络率以内㊂需要关注的是,在对美国一些核电厂的数据进行统计时,部分核电厂年报中将11C的排放数据列入到粒子中,在本研究中将其进行剔除㊂对液态流出物中排放的3H,国外核电厂排放量统计平均值范围为0.12~4.67ˑ104Bq/kWh,平均值为2.30ˑ103Bq/kWh㊂GB6249 2011对国外参与统计的压水堆核电厂排放量包络率为99.2%㊂德国㊁美国㊁瑞典㊁西班牙不能全部包络,其数据包络率分别为99.0%㊁98.7%㊁87.5%和99.0%㊂有少数核电厂出现排放控制值超过GB 6249 2011的情况㊂例如,美国Watts Bar核电厂在部分年份处于排放量较高的水平㊂根据调研分析,该核电厂排放水平较高主要与该电厂用于3H 生产有关㊂2002年,NRC许可田纳西流域管理机构(TVA,营运单位)在Watts Bar核电厂对2000根产3H吸收棒进行辐照以用于国防3H生产,辐照于2003年开始,2005年结束,之后由美国能源部(DOE)运输到位于南卡州的Savannah河国家实验室(SRS)进行3H的分离㊂国际上统计液态流出物排放14C的国家很少㊂目前国外仅法国㊁匈牙利和美国有相关统计数据㊂可以看到,法国核电厂基本上是从2002年开始统计液态流出物中14C的数据,整体上数据趋于一致,均位于1.78Bq/kWh附近;匈牙利仅Paks核电厂从2006年统计排放数据;美国仅两座核电厂统计排放数据(即Point Beach核电厂和St Lucie 核电厂),且基本上都是从2009年开始统计的㊂分析表明,所有的数据均包络在GB6249 2011的相应限值范围内,包络率为100%㊂美国核电厂液态流出物统计中,将除裂变产物和活化产物作为一个类别进行单独统计(不考虑夹带的惰性气体),对应于我国GB6249 2011中除3H㊁14C外其他核素㊂而欧洲国家基本上以总β+γ作为一个类别进行统计,将数据进行汇总统计分析㊂结果表明,国外压水堆核电厂液态流出物中其他核素的排放量统计平均值范围为8.71ˑ10-7~21.5Bq/kWh,平均值为9.15ˑ10-2Bq/kWh㊂GB6249 2011排放限值对国外流㊃434㊃黄彦君等:核电厂流出物排放控制值研究㊀出物排放数据的包络率为99.5%,其中,对美国㊁瑞典㊁英国的包络率分别为98.9%㊁95.8%㊁和95.8%㊂3㊀法国核电厂流出物排放量控制值的经验3.1㊀法国核电厂流出物排放控制值㊀㊀法国核电厂对流出物排放监督管理实施总量控制(不实施剂量约束管理)㊂2007年,法国核安全局(ASN)发布2007-1557号令,规定了ASN对每座核电厂放射性流出物年限值通过单独的排放许可令设定[8]㊂法国随后陆续对境内19个核电厂的排放许可法令进行更新,在每个法令中对该核电厂放射性流出物的年排放量控制值(限值)㊁放射性流量等进行规定㊂由于每个厂址的机组数量及装机容量不一致,按设计装机容量(设计总功率,取自IAEA核电数据库[12])进行归一化,结果列于表3㊂从表3可以看到,法国核电厂对流出物排放总量的限值在各基地有一定的差别,这是基于ASN对各基地具体情况审查后批准确定的,整体上考虑了各个基地机组数㊁机组类型(功率不同)和环境条件等因素,类似于我国对每座核电厂排放量的批复㊂这种一事一议的方法,对于确定核电厂排放限值具有一定的参考意义㊂需要注意部分核电厂液态流出物中3H的排放限值不是一个确定值,而是与两个因子N1和N2有关㊂N1表示高燃耗燃料管理外的机组数, N2或N为高燃耗管理机组数,每个厂址可能随燃料使用的情况有所不同㊂以Nogent核电厂为例, 2019年液态流出物中3H的排放限值为80673 GBq[15],2018年为81891GBq[16]㊂针对采用不同燃料类型的厂址,表中归一化的排放量限值是按2019年的排放限值给出的㊂表3㊀法国核电厂流出物归一化年排放控制值Tab.3㊀Normalized discharge life of effluent from nuclear power plants in France对于采用不同燃料类型的厂址,按2019年批准的排放限值计算㊂3.2㊀GB6249—2011排放控制值对比㊀㊀对一座百万千瓦的压水堆核电厂,将法国的排放限值与GB6249 2011对比,并将法国各机组排放限值进行统计,结果列于表4㊂可以看出,除气态流出物和液态流出物中的14C外,现GB 6249 2011中其他排放指标均要远高于法国压水堆核电厂排放指标,差别最大的是气态流出物中的粒子,法国最大值为0.42GBq/a,现GB6249 2011的限值为最大值的119倍㊂需要说明的是法国对不同类型机组的排放限值要求有所差异,对㊃534㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期早期建设的CP1机型,其排放量限值最大,其次为CP2型,对于后期建设的4环路1300MWe(P4)和1450MWe(N4)型机组,其排放限值最小,反映了法国核电厂排放水平随核电技术进步而不断改进,同时也是BAT技术在辐射防护管理中实践经验的体现㊂表4㊀法国核电厂流出物归一化年排放控制值统计及对比Tab.4㊀Statistics and comparison of annual emission limits of normalized emissions from nuclear power plants in France4㊀结论与建议㊀㊀采用国内运行压水堆核电厂发电量归一化后的流出物排放统计量与国外各国核电厂排放量统计的几何平均值进行了对比分析,以中位数作为比较数据进行分析㊂结果表明,整体上我国压水堆核电厂流出物排放量与国外压水堆核电厂的流出物排放量相符㊂用发电量归一化的排放量数据计算了GB 6249 2011排放限值对应国外流出物排放统计数据的包络率㊂结果表明,GB6249 2011中排放限值基本上可包络国外核电厂流出物排放统计数据,包络率最低的项目为气态流出物中的14C㊂从统计数据分析来看,GB6249 2011的现有限值基本是合适的,但部分项目仍显宽松㊂调研了法国所有压水堆核电厂址流出物排放限值的情况,并将相关数据与GB6249 2011的限值进行了对比㊂结果表明,除气态流出物和液态流出物中的14C外,现GB6249 2011中其他排放指标均要明显高于法国压水堆核电厂排放指标,预示着排放量控制值优化的空间较大㊂流出物排放量控制是核电厂流出物排放管理的重要环节㊂鉴于流出物中3H㊁14C的排放量与现标准中排放控制值相比余量较小,而其他项目余量较大,可考虑进一步完善标准中流出物排放控制值的要求,并且应用在核电厂流出物排放管理中,持续推进流出物排放量管理优化工作,将BAT 反映到流出物排放管理中㊂参考文献:[1]㊀陈晓秋,刘华.关于核设施放射性流出物导出排放限值的讨论[J].辐射防护,2003,23(3):138-145.CHEN X Q,LIU H.Discussion on derived release limits for radioactive effluents from nuclear facility[J].Radiation Protection,2003,23(3):138-145.[2]㊀苏州热工研究院有限公司,环境保护部核与辐射安全中心.核动力厂环境辐射防护规定:GB6249 2011[S].北京:环境科学出版社,2011.[3]㊀陈晓秋.内陆核电厂放射性液态流出物排入环境的审管控制[J].核安全,2010,4:14-18+28.CHEN X Q.Regulatory control of radioactive liquid discharges into the environment from inland nuclear power plant[J].Nuclear Safety,2010,4:14-18+28.[4]㊀IAEA.Setting authorized limits for radioactive discharges:Practical issues to consider Report for discussion:IAEATECDOC-1638[R].IAEA,2010.[5]㊀IAEA.Regulatory control of radioactive dishcarges to the environment:General Safety Guid No.GSG-9[R].IAEA,2018.[6]㊀UKEPA.Developing guidance for setting limits on radioactive discharges to the environment from nuclearlicensed sitesScience Report:SC010034/SR[R].Environment Agency,UK,2005.㊃634㊃黄彦君等:核电厂流出物排放控制值研究㊀[7]㊀KANG J S,Cheong J H.New methodologies to derive discharge limits considering operational flexibility of radioactiveeffluents from Korean nuclear power plants based on historical discharge data[J].Nuclear Engineering and Technology,2022,54:1003-1015.[8]㊀ASN.Decree No 2007-1557of 2November 2007relating to basic nuclear installations and control in nuclear safety,transport of radioactive substances [M].ASN,2007.[9]㊀张晶,翟良,朱月龙.多属性分析方法在方家山核电工程液态流出物排放量优化研究中的应用[J].辐射防护,2018,38(4):319-325.ZHANG J,ZHAI L,ZHU Y L,Multi-attribute analysis theory and its application in optimization of liquid effluent releasefrom Fang Jiashan nuclear power project [J].Radiation Protection,2018,38(4):319-325.[10]㊀USNRC.Radioactive effluent and environmental reports [R].2020.[11]㊀RADD.European commission radioactive discharges database [R].2020.[12]㊀IAEA.The Power Reactor Information System (PRIS)[EB /OL].Vienna:IAEA,2020.[13]㊀黄彦君,沙向东,祝兆文,等.压水堆核电厂流出物监测的关键核素研究[J].核安全,2020,19(5):27-34.HUANG Y J,SHA X D,ZHU Z W,et al.Study on key nuclides of effluent monitoring in pressurized water reactor nuclear power plant[J].Nuclear Safety,2020,19(5):27-34.[14]㊀Vogel R M.The geometric mean?[J].Communications in Statistics Theory and Methods,2022,51(1):82-94.[15]㊀EDF.2019Rapport annuel d information du public relatif aux installations nucl aires du site de NOGENT-SUR-SEINE [R].2020.[16]㊀EDF.2018Rapport annuel d information du public relatif aux installations nucl aires du site de NOGENT-SUR-SEINE[R].2019.An investigation of the authorized release limits of radioactive effluent from nuclear power plantHUANG Yanjun,SHANGGUAN Zhihong,ZUO Weiwei(Suzhou Nuclear Power Research Institute,Co.Ltd.,Jiangsu Suzhou 215004)Abstract :Emission control plays a key role in environmental radiation protection and effluent management forthe operator of nuclear power plants (NPPs)and the authorities.In this paper,the effluent emission levels of pressurized water reactor (PWR)NPPs at home and abroad,the contain rate of the emission control valuestipulated in GB 6249 2011were investigated for the reported release amount,and the regulated values werecompared with that in France.It was shown that,except for3H and14C in the effluent,the existingregulatedemission limits could basically contain the statistical emissions of foreign nuclear power plants with amuch large controllable margin.Under the current effluent emission management level,a suitable,and much controllable margin could be used for optimization for the limits except for 3H and14C.Key words :nuclear power plant;effluent release;emission limits;environmental radiation protection㊃734㊃。

核电厂放射性废液移动式处理装置工艺及布置优化

20212DOI：10.19392/kb1671-7341.202106083核电厂放射性废液移动式处理装置工艺及布置优化李虹羽廖能斌任力张思锐耿忠林国家电投集团远达环保工程有限公司重庆40122摘要：本文主要介绍了一套以离子交换工艺处理为主工艺放射性废液移动式处理装置的工艺设计及不同的布置方式，分析了不同处理工艺及布置情况下设备处理废液的优缺点。

以期为放射性废液移动式处理装置的工艺研究和布置优化提供参考和借鉴。

关键词:放射性废液;移动式；工艺设计；布置优化根据国标《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB14587-2011)和《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)要求，滨海核电厂排放的放射性废液，除H-3、C-14外的其他放射性核素的排放浓度上限值为1000Bq/L；而内陆核电排放的相应浓度上限值则为100Bq/L。

因此核电厂设置了相应的放射性废液的净化处理系统，以解决废液的处理和达标排放问题。

在目前我国新建和在建核电厂中,移动式处理装置作为放射性废液固定式处理方式的补充，已经获得较为广泛的应用。

移动式处理系统不仅可灵活解决核设施运行、退役、科研过程中产生的放射性废水处理问题,减少固定装置的重复建设，同时还可以用于核事故过程中的放射性废水的应急处理。

与固定式废液处理设备相类似，移动式处理装置需要根据待处理的放射性废液的物理和化学特性和处理指标要求，对其处理工艺流程进行设计。

目前移动处理装置所采用的主要工艺组合可以分为三大类,分别以离子交换处理技术、蒸发处理工艺、膜处理工艺为主。

相对于膜处理工艺和蒸发处理工艺,采用离子交换处理工艺为主的移动式处理装置具有工艺简单，操作灵活，安全性高，适应性强，能耗低效率高且系统设备便于车载集成等优点。

核电站应用离子交换处理工艺的移动处理设备也相对较为广泛，其工艺流程如下图1所示：过滤］吟［离子交换］吟［监测排放图11设备工艺设计及布置优化移动式处理装置需利用运输车辆实现运移，并整体设置于标准集装箱内，由于安装空间有限，不可避免带来维护检修空间小的问题。

核电厂放射性液态流出物排放的主要技术要求

2020/8/5
3
1 引言
GB14587修订背景
核电形势发展的需要 GB14587-1993的不足
由于当时我国核电发展的条件限制，主要技术条款均针对滨海核电厂制定，在应用于内陆核电厂时，存在较大的技术争议法规标准的变化
放污法和GB18871等新法规和新标准的陆续发布，对我国核电厂放射性液态流出物的排放提出了许多新的要求，这些新的要求在原国家标准中没有得到充分的体现国内外经验
2020/8/5
8
2 主要技术要求
2.1 基本原则（标准4.1、4.2条）辐射防护最优化原则废物最小化原则排放总量和浓度控制原则槽式排放原则
2020/8/5
9
2 主要技术要求
废物最小化原则
液态流出物向环境的排放，是废物处置的一种特殊方式。
放射性废液的产生、处理和排放是一个连续的过程，并和固体废物的产生、贮存、运输和处置密切相关。废物最小化原则是贯穿核电厂放射性废物管理全过程的基本原则，理应作为核电厂放射性液态流出物排放系统的设计和运行以及核电厂放射性液态流出物排放的管理的基本原则。
秦山一期和秦山三期实践。
2020/8/5
11
2 主要技术要求
排放总量和浓度控制原则排放限值，排放控制值，排放管理目标值，设计排放量排放限值包括年排放总量限值和排放浓度限值，是允许核电厂放射性液态流出物向环境年排放总量最大值和排放浓度最大值
2020/8/5
12
2 主要技术要求
排放总量和浓度控制原则排放量控制值包括年排放总量控制值和排放浓度控制值，由核电厂营运单位在设计排放量的基础上，根据厂址特征和同类电站的运行经验反馈，按照 “辐射防护最优化”和“废物最小化”的原则，提出放射性液态流出物年排放总量和排放浓度申请值，并经审批确定

放射性液态流出物监测要求

• 根据排放槽浓度和排放流量，获得1km处的浓度分布图 • 调整排放方式，使得1km处的浓度分布满足GB14587的要求
（考虑间隙排放的叠加效应） • 可以考虑一定时间范围内的平均，如一天、一个排放周期等
； • 可以考虑一定空间范围的平均。对小河，如果在1km处在全
断面上基本混合均匀，可以考虑全断面平均；对大河，可以考虑部分断面平均； • 可以允许部分时刻部分点位超过1km处浓度限值；
• 与其他标准的关系 • 应用GB11217中的问题 • 贮存排放槽的取样监测 • 排放管线上的在线监测 • 排放口下游1km处的监测 • 监测点分布图 • 监测记录
与其他标准的关系
• 条文
– 核电厂放射性液态流出物的监测和记录应满足GB11217和GB11216的相关要求，监测结果的报告应按有关规定执行。液态流出物中非放射性物质和温度的监测应按有关标准的规定进行。
排放口下游1km处的监测
• 条文
– 滨河、滨湖或滨水库核电厂在其总排放口下游1km处应设置监测点，在液态流出物排放期间，每天定时取样分析。
• 解释
– 这是目前内陆核电厂设计难点之一。 – 监测和评价是密切相关的。取样点的布设应该根据受
纳水体的稀释弥散情况确定。 – 环保部已经将《内陆核电厂环境水体监测与评价》纳
贮存排放槽的取样监测
• 条文
– 应对核电厂放射性液态流出物进行取样监测和在线连续监测。对于核电厂不同来源的放射性液态流出物，排放前应进行取样，测量总γ或总β放射性，并随后测量包括H-3和C-14在内的各种放射性核素的活度浓度。
• 解释
– 增加了液态C-14取样监测要求。 – 目前国家没有C-14取样监测方法，但是秦山基地各个机组都在进

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法探讨

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法探讨摘要：通过对核电厂流出物排放传氚的化学类型进行能够分析，根据调查预估可能的排出量。

针对环境生物、空气中氚的监测，从而分析核电厂液态及气载流出物中不同类型氚排放的可行性，然后对相关监测方法和剂量评估模式进行合理的建议。

关键词：核电厂流出物；排放氚；化学类型；监测方法；应用效果根据世界上大多数核电厂的工作经验，关于流出物中氚的监测一般局限在氚化水，不过根据相关记录可知，气载流出物中的氚可能通过HT、CH3T的形态释放出来，液态流出物会通过有机氚的形式排放出来。

若是仅单纯针对HTO实施监测和评估，那么就无法有效的评估核电厂氚的排放量，由此可知，关于氚辐射剂量的评估模式还需要进一步得到改进。

一、核电厂排放氚的化学类型（一）液态流出物中的排放氚的化学类型第一，分析其来源。

核电厂反应堆中的氚主要来源于燃料中235U的三元裂变反应，对轻水堆来说可能通过一回路冷却剂活化作用而形成，主要包括10B、6Li、2H反应。

反应堆运营阶段，一回路中的氚通过化学与容积系统下泄、设备泄漏等方式进入二回路或厂房中，利用废物处理系统、厂房通风系统等排放到环境中。

由于轻水堆中水的作用，氚会代替水分子中的氢，因此排放氚的形态为HTO。

核电厂排放的有机氚来源通过核电厂废液处理系统的废液来源、系统处理工艺来进行分析，核电厂废液处理系统的废水来源于核岛工艺排放、化学废水等，这些废水中都包含有机物。

废水处理后进入到储存槽中，监测后通过液态方式排放到环境中。

根据表1可知我国的CPR1000机组核岛废液处理系统废液来源和排放量，地板疏水的排放量在50%左右。

地板疏水中可能保护一定的有机物，比如溶解形态、固体形态的洗涤剂、微生物。

核电厂废水处理技术有除盐、蒸发、过滤，同时还包括超滤、反渗透，具体特点见表2。

表1 CRP1000机组核岛废液处理系统的废液来源及排放量废液来源废物特点处理方式排放量工艺排水化学排放地板疏水及热洗衣淋浴水放射性浓度高、化学物质含量少除盐 4500m3·a-1放射性浓度高、化学物质含量少蒸发 3000m3·a-1放射性浓度低、悬浮物固体含量高过滤地板疏水1000m3·a-1热洗衣淋浴水2500m3·a-1表2 核电厂放射性废液处理方法的特点处理方法特点局限性除盐化学、热及辐射稳定性好，有大量可供选择的树脂确保选择性蒸发去污因子较大，在高盐浓度室影响较大且容易堵塞有工艺方面限制、投资和运行费用较高去污因子小，效率取决于固液分离的步骤104～106之间，适用于各种不同的放射性核素过滤适用于大体积和高盐浓度废物第二，OBT排放。

核电厂放射性液态流出物排放的主要技术要求汇总.

总排放口下游1km处浓度限值
总β，1Bq/L；H-3，100Bq/L 对比：法国，总β，0.74Bq/L；H-3，74Bq/L 饮水途径，1Bq 总β，400Bq H-3
2017/9/27
17
2 主要技术要求
2.3 设计排放量（标准4.4条）

2017/9/27
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2 主要技术要求

废物最小化原则

在具体执行中，应首先在电厂设计和运行中减少放射性废液的产生量（包括废液的体积量和放射性总量）；在废液处理系统和流出物排放系统的设计和运行中，结合废液处理中产生的固体废物量对液态流出物排放的放射性总量和浓度进行优化分析[1]，在满足放射性液态流出物年排放总量和排放浓度限值的前提下，提出合理的放射性液态流出物排放总量和浓度控制值以及排放管理目标值。秦山一期和秦山三期实践。

2017/9/27
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1 引言

GB14587修订过程

环境保护部科技标准司于2006年8月下达了《轻水堆核电厂放射性废水排放技术规定》（GB 14587-93）标准修订计划任务书核与辐射安全中心联合苏州热工研究院有限公司组成了标准修订编制组修订的《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》（GB14587-xxxx）已于2009年5月通过了环境保护部的标准审查目前正在等待发布中
2017/9/27
4
1 引言

GB14587修订目标

与近年来颁布的法规和标准特别是《中华人民共和国放射性污染防治法》（2003年）和《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）的具体要求相协调。与《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-xxxx）的相关内容相一致。

核电厂液态流出物厂外长距离管线排放方案研究

第 47 卷第 5 期2021 年给水排水WATER & WASTEWATER ENGINEERING Vol. 47 No. 5 2021核电厂液态流出物厂外长距离管线排放方案研究傅小城朱雪强杜风雷(上海核工程研究设计院有限公司，上海200233)摘要：随着滨海适宜幵发的核电厂址越来越少，一些合适的近海厂址也进入核电建设单位的视野，但这些厂址往往需要解决长距离的取排水管线问题。

目前国内对于核电厂液态流出物厂外长距离管线排放方式还没有明确的法律法规要求。

通过调研国外核电厂液态流出物排放的相关案例，并结合目前国内设计上的主要针对性方案，从环境影响及经济性角度分析了核电厂液态流出物厂外长距离管线排放的可行性，并提出了需要关注的问题。

关键词：液态流出物；厂外排放；长距离管线；核电厂中图分类号：T M623. 8 文献标识码：A文章编号：1002 — 8471(2021 )05 —0122 —06I X)I： 10. 13789/j. cn k i. w w e l964. 2021. 05. 022引用本文：傅小城，朱雪强，杜风雷.核电厂液态流出物厂外长距离管线排放方案研究[J].给水排水，2021，47(5): 122-127. F U X C，Z H U X Q，D U F L. S tu d y on liq u id e fflu e n ts d isc h a rg e dby lo n g-d ista n c e p ip e lin e o u ts id e o f n u c le a r p o w e r p la n t [J].W a te r W a ste w a te r E n g in e e rin g, 2021,47(5)： 122-127.Study on liquid effluents discharged by long-distance pipelineoutside of nuclear power plantF U X iaocheng,Z H U X ueqiang,D U Fenglei{Shanghai Nuclear Engineering Research 8^ Design Institute Co. ^Ltd.»Shanghai 200233 , China )Abstract：B e c a u se th e re a re fe w e r c o a sta l s ite s s u ita b le fo r n u c le a r p o w e r p lan t d e v e lo p m e n t, s o m e s u it a b le o ffs h o r e s it e s h av e a ls o su rv e y e d by th e c o n s tr u c to r s o f n u c le a r p o w e r p la n t. H o w e ve r, th e se s it e s o fte n m e e t th e is s u e s w ith lo n g-d ista n c e w a te r in ta k e an d d ra in a g e p ip e lin e s. A tp r e s e n t, th e re a re no c le a r le g a l r e q u ire m e n ts o r re g u la tio n s in C h in a fo r liq u id e fflu e n ts d isc h a rg e db y lo n g-d ista nc e p ip e lin e o u ts ide of n u c le a r p o w er p lan t. T h is s tu d y in v e s tig a te s a re le v an t c a se o fliq u id e fflu e n ts e m issio n fro m n u c le a r p o w e r p la n ts in A m e r ic a♦ an d in tro d u c e s tw o m ain d o m e sticd e s ig n s in so lv in g th is p ro b le m. T h e fe a sib ility of lo n g-d ista n c e p ip e lin e e m is s io n o f liq u id e fflu e n tsfro m o u ts id e o f n u c le a r p o w e r p la n t w a s an aly zed fro m th e p e r s p e c tiv e s o f e n v iro n m e n ta l im p act an d e c o n o m ic s. It a ls o r a is e s th e is s u e s th at need atte n tio n.Keywords：Licjuid e f f lu e n t s；O f fs ite e m is s io n；L o n e-d ista n c e p ip e lin e；N u c le a r p o w e r p lan t〇引言核电作为清洁能源，在优化能源结构、保障能源基金项目：国家科技重大专项（2012ZX06004-001)。

内陆核电厂放射性液态流出物排入环境的审管控制

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【摘要】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.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2010(000)004【总页数】6页(P14-18,28)【关键词】放射性液态流出;内陆核电厂;公众照射【作者】陈晓秋【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082【正文语种】中文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)。

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］。

2024年核电厂放射性废物管理安全规定（2篇）

2024年核电厂放射性废物管理安全规定1.1目的本规定对热中子反应堆核电厂放射性废物管理中有重要影响的构筑物、系统和部件的设计及运行规定了基本要求。

本规定强调必须满足的安全要求，而不是规定如何满足这些要求的方法。

1.2范围本规定的内容涉及核电厂所有放射性废物的整个管理系统，包括：--气态、液态和固态废物系统的设计和运行；--废物的处理、运输、贮存和处置；--退役废物的管理；--意外事件所产生的废物。

对于退役废物、意外事件废物、放射性废物处置和乏燃料管理等方面仅根据当前状况作了一些原则规定，具体要求将另行制定。

２.废物管理的目标和要求2.1总的目标废物管理的总目标是在考虑社会和经济因素的基础上，采用妥善的方式管理放射性废物，使人和环境不论现在和将来都免受任何不可接受的损害，并尽量减少后代的剂量负担。

废物管理系统和设施的可接受性应以辐射防护及环境保护的基本要求为判断的准则。

2.2辐射防护要求废物管理应遵循辐射防护的基本原则，即正当化、最优化和剂量限值体系。

废物管理必须在考虑到经济和社会因素的同时，保证工作人员和公众的照射满足合理可行尽量低的原则。

工作人员和公众所受剂量不得超过国家规定的剂量限值。

对于最优化和个人剂量限值两者的实际应用，都必须考虑由当前的实践所引起的将来的剂量，即将来某个时期可能造成人类受照射的剂量。

2.3环境保护要求应防止核电厂产生的放射性废物和某些非放射性废物对环境的有害影响。

核电厂放射性废物的管理必须符合国家的有关规定。

３.机构和职责3.1营运单位的职责核电厂营运单位必须对该厂产生的放射性废物的安全管理负全面责任，直到放射性废物及其责任合法地转移为止。

其主要职责是：（1）作出废物管理活动的安全分析。

（2）研究并向核安全部门提交排出流中放射性核素的预估量，以及监测和控制排放的方法和程序。

（3）向核安全部门提供放射性废物的操作、处理、整备、运输、贮存和处置等设施的选址、设计、建造、运行和关闭等文件，并证明这些文件符合有关法规要求。

关于核废水排放的注意事项

关于核废水排放的注意事项随着核能发展的日益成熟，核电站的建设和运营已经成为许多国家的重要能源选择。

然而，核能产生的废水排放问题一直备受关注。

核废水排放涉及到环境保护、公众安全以及国际合作等多个方面，因此必须采取一系列的注意事项来确保核废水排放的安全和可持续性。

首先，核废水排放必须符合国际标准和相关法律法规。

国际原子能机构（IAEA）和世界卫生组织（WHO）等国际组织已经制定了一系列的标准和指南，用于指导核废水排放的管理和控制。

各国必须确保核废水排放符合这些标准，并建立相应的法律法规进行监管。

同时，核废水排放必须经过严格的环境影响评估，确保对环境和生态系统的影响在可接受范围内。

其次，核废水排放需要进行有效的处理和净化。

核废水中含有放射性物质和其他有害物质，必须采取适当的技术和设备来进行处理。

常见的处理方法包括离子交换、沉淀、膜分离等。

处理过程中必须严格控制废水的流量、浓度和放射性物质的释放，确保排放的废水符合标准要求。

此外，废水处理设施必须进行定期的维护和检修，以确保其正常运行和处理效果。

第三，核废水排放必须进行全面的监测和数据记录。

核废水排放涉及到公众安全和环境保护，必须建立完善的监测体系来监测排放水质和放射性物质的浓度。

监测数据必须及时公开，让公众了解核废水排放的情况，并参与到监督和评估中来。

此外，监测数据的长期记录和分析对于评估核废水排放对环境和生态系统的影响至关重要，这也为未来的决策提供了科学依据。

第四，核废水排放需要进行国际合作和信息共享。

核能是全球性的问题，各国必须加强合作，共同应对核废水排放带来的挑战。

国际组织和国际合作平台可以提供技术支持和经验交流的机会，促进各国在核废水排放管理方面的合作。

此外，信息共享也是非常重要的，各国应该及时分享核废水排放的相关信息和数据，增强透明度和公信力。

最后，核废水排放需要进行风险评估和应急准备。

尽管核废水排放经过严格的管理和控制，但仍然存在一定的风险。

核废水排放防护方法与技巧解析

核废水排放防护方法与技巧解析随着核能发电的广泛应用，核废水排放成为一个备受关注的话题。

核废水中含有放射性物质，对环境和人类健康造成潜在风险。

因此，采取有效的防护方法和技巧来减少核废水排放对环境的影响至关重要。

首先，核废水排放防护的基础是核废水的收集和储存。

核电站应建立完善的收集系统，确保废水能够被准确地收集起来，并进行严格的监测和测量。

同时，核废水应储存于特殊的密闭容器中，以防止泄漏和外界污染。

储存容器的材料应具有良好的耐腐蚀性能，以确保长期储存的安全性。

其次，核废水排放防护还需要采取适当的处理方法。

常见的处理方法包括物理处理、化学处理和生物处理。

物理处理主要通过过滤、沉淀和吸附等方法来去除废水中的放射性物质。

化学处理则利用化学反应来将放射性物质转化为不易溶解或不易挥发的化合物，从而减少其对环境的危害。

生物处理则利用微生物的作用来降解和吸附废水中的放射性物质。

这些处理方法可以单独使用，也可以组合使用，根据具体情况选择最适合的方法。

此外，核废水排放防护还需要进行严格的监测和控制。

监测核废水排放的放射性物质浓度和总量，可以通过核辐射测量仪器和化学分析方法来完成。

监测结果应及时报告，并根据监测结果进行必要的调整和控制。

例如，如果监测结果显示核废水排放超出了规定的限值，应立即停止排放，并采取相应的措施进行处理和修复。

最后，核废水排放防护还需要加强对工作人员的培训和保护。

核电站应建立健全的安全管理制度，确保工作人员了解和掌握核废水排放防护的相关知识和技能。

工作人员应佩戴适当的防护装备，如防护服、手套和口罩等，以减少对放射性物质的接触。

此外，还应定期进行健康检查，及时发现和处理与核废水排放相关的健康问题。

综上所述，核废水排放防护是一项复杂而重要的工作。

通过建立完善的收集和储存系统、采取适当的处理方法、严格监测和控制、加强对工作人员的培训和保护等措施，可以有效减少核废水排放对环境的影响，保护人类健康和生态环境的安全。

必知的核废水防护技巧与注意事项

必知的核废水防护技巧与注意事项核废水是指核能发电厂或核设施中产生的含有放射性物质的废水。

由于核废水对环境和人体健康带来严重威胁，必须采取一系列的防护技巧和注意事项来确保处理和处置过程的安全。

本文将介绍一些必知的核废水防护技巧与注意事项，以帮助读者更好地了解和应对这一问题。

首先，核废水的处理和处置需要严格遵守国家和国际的法律法规和标准。

核能发电厂和核设施必须获得相应的许可证，并按照规定的程序和标准进行运营和管理。

处理和处置核废水的设施必须符合特定的技术要求，以确保放射性物质的安全控制和排放符合规定。

其次，核废水的处理和处置需要采取多重防护措施。

首先是源头控制，即在废水产生的过程中尽量减少或避免放射性物质的产生和排放。

这可以通过改进核能发电技术、提高设备运行效率、优化工艺流程等方式实现。

其次是工艺控制，即在废水处理和处置过程中采用适当的工艺和设备，以最大程度地去除或分离放射性物质。

常用的处理方法包括沉淀、过滤、吸附、离子交换等。

最后是安全控制，即在处理和处置过程中采取必要的安全措施，如密封设备、防护屏障、辐射监测等，以防止放射性物质泄漏和扩散。

此外，核废水的处理和处置需要进行严格的监测和评估。

监测可以通过辐射监测、废水采样分析等手段进行，以及时发现和掌握废水中放射性物质的变化和浓度。

评估则是对处理和处置效果进行定量和定性的评价，以确保废水处理和处置的安全性和有效性。

监测和评估结果应及时报告给相关部门和公众，以增加透明度和公众参与度。

此外，核废水的处理和处置还需要加强相关人员的培训和意识提升。

处理和处置核废水的人员必须具备相关的专业知识和技能，并严格遵守操作规程和安全操作规范。

他们应该了解核废水的特性和危害，熟悉处理和处置的工艺和设备，掌握紧急事故处理和应急预案。

此外，公众也应加强对核废水问题的关注和了解，提高核废水防护意识，积极参与相关的公众参与活动和决策过程。

综上所述，核废水的处理和处置是一个复杂而重要的问题，需要采取一系列的防护技巧和注意事项来确保安全和有效。

核安全专业实务2013年第13章流出物排放控制—要点

第十三章流出物排放控制第一节流出物概述一、流出物概念z根据IAEA 2003年版《放射性废物术语》的定义，流出物是指由实践中的某个源，得到授权、有计划、有控制的释放到环境中的气体或液体的放射性物质，通常目的是得到稀释和弥散。

二、流出物特点z流出物的特点：（1）流出物属于低水平放射性物质；（2）流出物排放是放射性废物处置的一种方式；（3）流出物排放必须经过批准；（4）流出物是辐射影响的源项。

三、流出物管理要求z流出物的管理要求：（1）按辐射安全管理；（2）充分考虑环境容量；（3）不等同于气、液放射性废物；（4）务必执行最优化原则；（5）不能忽略排放污染物。

z对“气体或液体放射性废物”的安全管理包括净化、整备等许多措施，而对“流出物”的安全管理主要是控制排放。

第二节流出物中的污染物种类z流出物中污染物种类包括：（1）放射性物质；（2）化学物质；（3）热量。

z对于像核动力厂这类设施，裂变能仅有三分之一转变为电能，其余的以热能形式排出。

第三节流出物的来源z流出物来源包括：（1）核燃料循环（铀矿采冶、核燃料生产、核动力厂运行、后处理）；（2）核技术利用活动；（3）伴生放射性矿。

一、核燃料循环z天然氡气有三种同位素，即氡222、氡220和氡219。

其中氡222和氡220两种比较重要，他们分别是铀238和钍232的子体。

z在铀矿开采和冶炼过程中，特别是尾矿坝的安全评价中氡气的释放是个重要的环境影响因素。

z铀矿开采和冶炼过程中，除油放射性气溶胶和气体向环境释放外，矿坑水和处理后的工艺废水也还有一定程度的放射性物质和酸、碱等非放污染物。

z核燃料生产是核燃料循环各环节中最“干净”的环节，此时操作的核素较为单一，主要是铀238、铀235和铀234。

z对于典型的核燃料生产设施，在运行中生产归一化集体有效剂量估计值为0.003人·Sv（GWa）-1。

其中，吸入是主要的照射途径。

液体流出物引起的集体剂量不到总剂量的10%。

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