內陸核電廠放射性液態(tài)流出物排入環(huán)境的審管控制

陳曉秋

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

內陸核電廠放射性液態(tài)流出物排入環(huán)境的審管控制

陳曉秋

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

內陸核電廠和濱海核電廠的核與輻射安全目標是相同的，只是液態(tài)流出物釋放的受納水域不同，照射途徑網(wǎng)絡比近岸海域更復雜。因此，內陸核電廠的核與輻射安全技術要求和評價準則有自己的特點。本文結合國內外核電廠液態(tài)放射性流出物排放的審管實踐，重點討論內陸核電廠液態(tài)放射性流出物排放濃度的審管控制問題。

放射性液態(tài)流出;內陸核電廠;公眾照射

1 引言

核電廠總的核安全目標是:在核電廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人員、社會和環(huán)境免受危害。總的核安全目標由輻射防護目標和技術安全目標所支持，這兩個目標互相補充、相輔相成，技術措施與管理性和程序性措施一起保證對電離輻射危害的防御［1］。

安全目標要求核動力廠的設計和運行使得所有輻射照射的來源都處在嚴格的技術和管理措施控制之下。輻射防護目標不排除人員受到有限的照射，也不排除法規(guī)許可數(shù)量的放射性物質從處于運行狀態(tài)的核電廠向環(huán)境的排放此種照射和排放必須受到嚴格控制，并且必須符合運行限值和輻射防護標準［1］。

濱海和內陸核電廠的核與輻射安全目標是相同的，只是液態(tài)流出物釋放的受納水域不同，照射途徑網(wǎng)絡比近岸海域更復雜，因此內陸核電廠的核與輻射安全技術要求和評價準則有自己的特點(見表1)。

表1 濱海和內陸核電廠液態(tài)放射性流出物安全技術要求和特點

2 IAEA建議的流出物排放的審管控制原則

國際原子能機構 (IAEA)建議，設計和運行某個放射性排放物系統(tǒng)時，在防護最優(yōu)化以前就要設置一個劑量約束。其功能就是給所考慮的實踐或源的計劃運行，特別是其放射性排放物可能產生的個人劑量數(shù)值，設置一個上限值。當在約束值下完成防護最優(yōu)化后，該約束值將不再與運行相關，而是將批準的排放限值 (用單位時間內的活度表示)選作最優(yōu)化的結果和用作運行中的實際限值，該值高于最優(yōu)化排放水平［2］。

針對核燃料循環(huán)設施 (包括反應堆)，很多國家已經確定了最大個人照射水平，雖然這些數(shù)值是在各種不同基準上頒布的，但是它們已經有效地變成了現(xiàn)在稱作劑量約束值的數(shù)值，處在100和300μSv之間。

IAEA在《放射性流出物排入環(huán)境的審管控制》(WS-G-2.3)中清楚地表明［2］，由審管部門來確定批準的排放限值，批準排放限值應當不會造成源相關的劑量超過劑量約束的上限值，通常不超過劑量約束本身。該排放限值應當滿足防護最優(yōu)化的要求，以及對關鍵組的劑量不應當超過相應的劑量約束值的條件。他們還應當反映對一個良好設計和良好管理的實踐的要求，以及應當為運行的靈活性和變動性留出余地。為了滿足這些要求，批準排放限值的數(shù)值應當接近于，但一般是稍高于根據(jù)防護優(yōu)化計算得到的排放率和排放量，以便為運行的靈活性留出余地。

3 我國對液態(tài)流出物排入環(huán)境的審管控制要求

為保護公眾免受核電廠運行液態(tài)放射性流出物排放照射的健康危險，環(huán)境保護部 (國家核安全局)持續(xù)地評價來自國際和國內科學組織最新的輻射防護建議，以保證采用適當?shù)沫h(huán)境輻射防護標準。

目前在建立和采納的環(huán)境輻射防護標準中，針對核電廠放射性流出物向環(huán)境排放，已經形成了環(huán)境輻射防護審管控制的4個保護層次:

第一層次:環(huán)境濃度控制——GB6249

早在1986年，環(huán)境保護部 (原國家環(huán)境保護局)就發(fā)布了《核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》(GB6249—86)。環(huán)境保護部為實施《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》的要求［3］，促進最佳可行技術 (BAT)和最佳環(huán)境實踐 (BEP)的應用，最近對GB6249—86進行了全面修訂。

核電廠液態(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實施放射性濃度控制，且濃度控制值應根據(jù)最佳可行技術(BAT)，結合廠址條件和運行經驗反饋進行優(yōu)化(BEP)，并報審管部門批準。

對于內陸廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除3H和14C外其他放射性核素濃度不應超過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，3H濃度不超過100Bq/L。如果濃度超過上述規(guī)定，營運單位在排放前必須得到審管部門的批準［4］。

第二層次:流出物排放總量控制——GB13695和GB6249

在《核燃料循環(huán)放射性流出物歸一化排放量管理限值》(GB13695—92)中規(guī)定了按照電功率歸一化的排放量管理限值:3H為3.5× 1013Bq/GW(e)a;除3H外其他核素為4.5× 1011Bq/GW(e)a［5］。

遵循采用 BAT/BEP的原則，最近，GB6249對此進行了修訂，核電廠必須按每個堆實施放射性流出物的年排放總量控制 (見表2)，對于熱功率大于或小于3000MWt的反應堆，應根據(jù)其功率適當調整［4］。

對于同一堆型的多堆廠址，所有機組的年總排放量應控制在表2規(guī)定值的4倍以內。對于不同堆型的多堆廠址，所有機組的年總排放量控制值則由審管部門批準［4］。

表2 核電廠液態(tài)放射性流出物控制值(3000MW t反應堆)

核電廠的年排放總量應按季度和月控制，每個季度的排放總量不應超過所批準的年排放總量的1/2，每個月的排放總量不應超過所批準的年排放總量的1/5。若超過，則必須迅速查明原因，采取有效措施［4］。

第三層次:0.25mSv/a公眾個人劑量約束值——GB6249

每座核電廠向環(huán)境釋放的放射性物質對公眾中任何個人 (成人)造成的個人有效劑量，每年應小于0.25mSv(GB6249—86)。

最近，環(huán)境保護部采納了國際放射防護委員會 (ICRP)和 IAEA的建議，明確將0.25mSv/a的個人有效劑量作為劑量約束上限值，并根據(jù)審管部門批準的劑量約束值，制定液態(tài)放射性流出物的劑量管理目標值，所有核電廠必須滿足這些要求［4］。這是基于液態(tài)放射性流出物排入環(huán)境的BAT和BEP，在減少可能的健康危險方面的代價——效能比較后確立該標準的基準。

第四層次:1mSv/a的公眾個人劑量限值——GB18871—2002

環(huán)境保護部對公眾健康和安全的最后一個防護的層次是1mSv/a的公眾成員個人劑量限值，適用于公眾任何個人，這個劑量限值來自ICRP 1990年的建議書。

ICPR推薦1mSv/a的基礎是，在該限值下的終生照射將產生一個非常小的健康危險，大致等于來自天然輻射源 (不含Rn)的本底輻射水平。這樣，ICRP推薦的1mSv/a是與乘坐公共交通的危險——公眾通常接受的危險相當。

4 液態(tài)流出物排放總量控制——BAT

ALARA和BAT都屬于最優(yōu)化的概念，兩者相互補充?？紤]人類健康的后果時，采用ALARA原則，通過估算個人輻射劑量的最優(yōu)化而導出流出物釋放的限制，以人員防護為中心;在人類不是直接受影響的或不屬于主要保護目標的情形下，流出物釋放的最優(yōu)化將以BAT的應用為基礎，從“源消減”出發(fā)，以保護環(huán)境為目標。盡管BAT和ALARA具有這些共同點，但是影響B(tài)AT的因素是不同的BAT比ALARA的以人員防護為中心要寬泛的多［6］。

核電廠在正常運行期間，放射性液態(tài)流出物釋放比目前國家法規(guī)的要求低很多，并通過貫徹ALARA原則而得到優(yōu)化。ALARA的應用已經對防護公眾成員免受電離輻射方面發(fā)揮了重要作用，放射性流出物向環(huán)境排放的總量也顯著減少。

我國現(xiàn)有核電廠液態(tài)流出物排放水平見表3［7］，表中同時列出聯(lián)合國原子輻射效應科學委員會(UNSCEAR)報道的全球壓水堆液態(tài)流出物的排放水平。

可以看出，壓水堆核電廠的放射性流出物歸一化排放量均在國家規(guī)定的限值之內，其中液態(tài)3H的歸一化排放量最大，但也僅為管理限值的66.3%。比較結果表明，我國核電廠的放射性流出物排放得到了有效的管理和控制，液態(tài)3H的排放與全球壓水堆的排放水平基本相當。

雖然在公眾免受輻射照射的防護方面ALARA仍然是重要的，但是，在環(huán)境保護方面，以“源消減”為核心的BAT正在向前邁進，BAT正在成為推行良好實踐的基本前提它優(yōu)化了核設施的廢物產生過程。因此，將采用BAT納入了環(huán)境輻射防護總則。

表3 現(xiàn)有壓水堆核電廠流出物歸一化排放量與管理限值的比較

5 液態(tài)流出物排放環(huán)境濃度控制——BEP

關于液態(tài)放射性流出物濃度限制方式，目前主要有以下幾種［8］:

(1)直接給出各核素的濃度限值

對于公眾照射，按照年攝入量限值導出各核素的濃度限值。

如NRC在10 CFR 20附錄B給出液態(tài)放射性流出物的導出濃度限值，單一核素的劑量基準為0.5 mSv/a的總有效劑量。這種方法采用了極其保守的方法，忽略了環(huán)境的稀釋能力，以及環(huán)境利用因子等因素的影響。

此外，世界衛(wèi)生組織(WHO)在飲用水水質指南中，推薦了1年飲用水消費的參考劑量水平(RDL)為0.1 mSv/a，并在此基礎上導出了飲用水中單一放射性核素的濃度指導水平(GL)。

(2)規(guī)定更短時間間隔內的液態(tài)放射性流出物總量控制值

為防止在不利的環(huán)境彌散條件下，由于超過正常水平的排放導致所受劑量顯著增高的情況，可以在考慮源的特性及其運行情況下，規(guī)定更短時間間隔內的液態(tài)放射性流出物排放限值，起到間接限制流出物濃度的作用。

(3)根據(jù)廠址特征確定液態(tài)放射性流出物濃度限值

根據(jù)廠址特征確定液態(tài)放射性流出物濃度限值，需要以液態(tài)流出物排放優(yōu)化管理劑量目標值為基準，考慮受納水體的稀釋能力，以及關鍵組的環(huán)境利用因子等因素而導出液態(tài)放射性流出物濃度限值。

(4)最佳環(huán)境實踐(BEP)

最佳環(huán)境實踐 (BEP)是指BAT必須加載在最佳的管理模式上，才能把BAT應用到實處，它更關注放射性液態(tài)廢物處理工藝出口的濃度控制和在環(huán)境水域的濃度指導水平。

放射性液態(tài)流出物屬于一類污染物，不允許稀釋排放，應在放射性廢液處理系統(tǒng)排放口實施監(jiān)測和控制。此外，對于內陸核電廠，考慮到其水環(huán)境的敏感性，同時也應規(guī)定環(huán)境水域中的濃度控制值。因此，核電廠液態(tài)放射性流出物必須采用槽式排放，實施放射性濃度監(jiān)測和控制，且濃度控制值應根據(jù)最佳可行技術(BAT)，結合廠址條件和運行經驗反饋進行優(yōu)化管理(BEP)。

按照核素濃度進行流出物的排放控制，除了按照美國NRC的按單一核素設定控制限值之外，還有法國《法國900 MWe壓水堆核電站系統(tǒng)設計和建造規(guī)則》(RCC-P)中關于不同受納水域中核素濃度的增量限值要求［9］，見表4。

表4 液態(tài)放射性流出物排放所致環(huán)境濃度增量(3000MW t反應堆，Bq/L)

在電廠實際運行中，由于監(jiān)測所有液態(tài)放射性流出物的種類和數(shù)量在技術上是相當困難和難以實現(xiàn)的。作為一種管理策略，可采用控制總β放射水平的篩選方法:首先對受納水體中的總β放射性進行篩選，以確定是否水中的放射性濃度 (Bq/L)低于不需要進一步行動的水平;如果超過了篩選水平，則需要調查單個核素的濃度，并與規(guī)定的指導水平進行比較。

內陸核電廠，在放射性廢液槽式排放出口處的放射性流出物中除3H和14C外其他放射性核素濃度不應超過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，3H濃度不超過100Bq/L［4］。上述控制值正是基于核電廠放射性流出物處理系統(tǒng)采用BAT和排入環(huán)境的控制采用BEP而確定的。

6 小結

針對核電廠放射性流出物向環(huán)境排放，我國已經形成了環(huán)境輻射防護審管控制的4個保護層次:

第一層次:環(huán)境濃度控制——BEP;

第二層次:流出物排放總量控制——BAT;

第三層次:公眾個人劑量約束值——0.25mSv/a;

第四層次:公眾個人劑量限值——1mSv/a。

這里需要指出的是，本文所述及的我國放射性液態(tài)流出物排放總量和環(huán)境濃度值是基于放射性流出物處理系統(tǒng)采用BAT和排入環(huán)境的控制采用BEP而確定的，它們是管理上的控制值，而不是一種限值。通常次級限值(排放總量和環(huán)境濃度)是針對單一核素的限值，需要從基本限值 (劑量約束值)導出。

未來，雖然在公眾免受輻射照射的防護方面，ALARA仍然是重要的，但是，在環(huán)境保護方面，以“源消減”為核心的BAT正在向前邁進，BAT正在成為推行良好實踐的基本前提，它優(yōu)化了核設施的廢物產生過程。

BAT必須加載在最佳的管理模式上BEP才能把BAT應用到實處。隨著對“良好的工程實踐”的深入理解，以及《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》修訂版的頒布，在輻射防護與環(huán)境保護的最優(yōu)化方面，ALARA和BAT BEP必將發(fā)揮重要作用。

［1］國家核安全局.HAF102核動力廠設計安全規(guī)定.2004

［2］國際原子能機構.安全導則No.WS-G-2.3放射性流出物排入環(huán)境的審管控制.2005

［3］國家質量監(jiān)督檢驗檢疫總局.GB18871－2002電離輻射防護與輻射源安全基本標準.2002

［4］環(huán)境保護部.核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定 (報批稿).2009

［5］國家技術監(jiān)督局.GB13695－92核燃料循環(huán)放射性流出物歸一化排放量管理限值.1992

［6］陳曉秋.解讀核設施放射性流出物釋放的ALARA和BA概念.輻射防護，2009，29(6)

［7］陳曉秋，潘英杰，任天山.核燃料循環(huán)人工輻射源對公眾的照射.中國核學會輻射防護分會2008年年會——暨“21世紀初輻射防護論壇”.北京，2008.11

［8］陳曉秋，楊端節(jié).確定內陸核電廠液態(tài)放射性流出物排放濃度限值基準的討論.輻射防護通訊，2009，29(4

［9］國家核安全局.HAF.Y0005 RCC-P法國900MWe壓水堆核電站系統(tǒng)設計和建造規(guī)則.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