２００９年第４期 ＮＯ．４．２００９ 甏ｌｌ莲一壤琵ｌ豢 罄餐尊篱 §蠢ｌ萼豫薯｜警甏鬻警》寄强壤蠹 ｜薯 蘩黧＊骜 誊罄｜ ｉ赣豫 内陆核电厂放射性液态流出物排放 浓度限值的初步研究 汪 萍 ，刘新华 ，上官志洪 ，吴 浩 （ 环境保护部核与辐射安全中心，北京 １０００８２； 苏州热工研究院有限公司，苏州 ２１５００４） 摘 要：本文简要探讨了内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值确定的方法和 依据。通过计算，给出了对于滨河、滨湖或滨水库厂址，系统排放口处除 Ｈ、ＨＣ外其他 放射性核素的总排放浓度上限值为ＩＯＯＢｑ／Ｌ，且总排放口下游１ｋｍ处受纳水体中总Ｂ放 射性浓度不得超过１Ｂｑ／Ｌ， Ｈ浓度不得超过１００Ｂｑ／Ｌ的排放浓度要求。 关键词：内陆核电厂；液态流出物；排放浓度限值 １ 引言 目前我国还没有批准建造内陆核电厂，但 是国家发展和改革委员会发布的核电中长期发 展规划已明确将内陆核电厂的建设纳入发展规 划中。中广核、中核集团以及几大电力公司都 踏勘了一些内陆厂址，其中有些厂址已在地 质、水文、气象、地震、厂址环境、人口等方 面进行了专题研究，有的开展了初步可行性或 可行性研究。当地和广大公众也积极支持 发展核电，这些都将推动中国内陆核电站建 设。而由于内陆核电厂放射性液态流出物 排放浓度限值提供参考。 （１）目前国内内陆核设施液态流出物的 排放管理 在向受纳水体排放的国内所有内陆核设施 中，核动力院的除 Ｈ外其他放射性核素的排 放浓度管理目标值为２００Ｂｑ／Ｌ；８２１厂为３７ Ｂｑ／Ｌ；工程物理研究院是１０Ｂｑ／Ｌ；主要排放 铀的核燃料循环设施是５０ ｇｕ／ Ｌ（略高于总 ＜１ Ｂｑ／Ｌ）或总ｏ【＜１ Ｂｑ／Ｌ；４０４厂的情况比 较特殊，没有受纳水体，按照总Ｂ＜２２Ｂｑ／Ｌ， 总仅＜４Ｂｑ／Ｌ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》 （ＧＢ８９７８．１９９６）¨ 的规定，即：放射性物质为 第一类污染物，应在系统排放口进行控制，排 放浓度控制为总Ｂ＜１０Ｂｑ／Ｌ，总１３／．＜１ Ｂｑ／Ｌ。 （以下简称液态流出物）排放的厂址条件与滨 海核电厂有所不同，因此尽快制定出内陆核电 厂液态流出物排放浓度限值对于内陆核电厂的 建设具有重要的意义。 （２）国外核设施液态流出物的排放管理 ２ 国内外可参考的液态流出物排放浓度 限值 本文对目前国内内陆核设施液态流出物的 美国核电厂向水体排放有各个核素的浓度 控制标准，美国联邦法规１０ＣＦＲ２０＿２ 附录Ｂ 中给出了按饮用途径对公众年有效剂量为 ０．５ｍＳｖ时推算出的各核素的浓度限值。同时， 美国ＩＯＣＦＲ５０附录Ｉ规定，为达到最优化的要 求，核电厂液态流出物排放对公众的个人最大 有效剂量应小于３０￣Ｓｖ。 排放管理情况、国外核设施液态流出物的排放 管理情况以及国内现有的排放浓度限值情况进 行了调查，为我国内陆核电厂制定液态流出物 －２４－ ２００９年第４期 核安全 ＮＯ．４．２００９ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ 曩强 臻 ｜甏强 薯薯蠢 孽强毫 穗鬻蕾 珏 薯穗Ｅ 罄 赣 黧 ｊ 法国在《有关专用于压水堆核电厂放射性 核素对人体的剂量差异很大，考虑到核电厂液 液态流出物排放限值和排放方式的规则》 态流出物的核素组分、目前国内核电厂废水处 （１９７６年８月１０日令）［３ ３中规定，在一条河流 理系统的设计和国外核电厂运行的实践，内陆 中， Ｈ浓度应低于７４Ｂｑ／Ｌ，除 Ｈ外其他放射 核电厂的排放浓度控制标准可在１０～３７０Ｂｑ／Ｌ 性核素浓度应低于０．７４Ｂｑ／Ｌ。而滨海电厂 的范围内确定。 对 Ｈ和除。Ｈ外核素的浓度限值是分别是 （２）排放浓度限值推算 ７４０Ｂｑ／Ｌ和７．４Ｂｑ／Ｌ，即内陆比滨海电厂严格 ａ．途径 １０倍。 内陆核电站液态流出物对环境的影响可分 俄罗斯规定了每１０００ＭＷ反应堆的日排放 为对公众的辐射影响和对非人类生物的辐射影 量，推算到田湾核电厂的设计，为２０Ｂｑ／Ｌ。 响。对公众的辐射影响需要考虑的主要途径包 （３）国内现有核电厂液态流出物的排放 括：饮用、灌溉、养殖和娱乐等。参考美国的 管理 做法，只考虑直接饮用的饮用水途径，通过计 目前与核电厂相关的标准中并没有对于排 算等效剂量转换因子，推算核素的排放浓度 放浓度进行强制规定的条款，ＧＢ６２４９ｌ３ 只是 限值。 要求“核电厂营运单位应按季度控制放射性 ｂ．饮水途径等效剂量转换因子 液态流出物年排放总量，连续三个月内的放射 法国Ｍ３１０、美国ＡＰＩＯ００以及法国ＥＰＲ 性液态流出物排放总量不应超过年排放总量管 是我国核电中长期规划中拟发展的核电机组， 理目标值的二分之一”，避免放射性液态流出 现根据这些核电机组的放射性液态流出物设计 物的集中排放。 源项，估算饮水途径等效剂量转换因子。 大亚湾核电厂和岭澳核电厂制定的排放内 通过下式估算内陆核电厂周围公众饮用水 部控制标准为：正常运行期间，为５００Ｂｑ／Ｌ； 途径等效剂量转换因子： 大修期间，为ＩＯ００Ｂｑ／Ｌ。 Ｇ＝Ｅｌｉ×ｈｉ 秦山一期和三期核电厂的排放控制标准长 式中，Ｇ为饮用水途径等效剂量转换因子 期执行３７０Ｂｑ／Ｌ，近期从废物最小化考虑，经 （Ｓｖ／Ｂｑ）；ｆｉ为核电厂液态流出物排放的核素 环保部审批后调整为３７００Ｂｑ／Ｌ。秦山二期和 组分，无量纲；ｈ 为摄人剂量转换因子 大亚湾的排放管理情况基本相同。 （Ｓｖ／Ｂｑ），选自ＧＢ１８８７１－２ｏ０２表Ｂ６。 田湾核电厂，俄罗斯原设计的排放控制标 本文分别针对法国Ｍ３１０、美国ＡＰ１０００ 准为２０Ｂｑ／Ｌ，在首次装料阶段环境影响报告 以及法国ＥＰＲ核电机组计算了饮用水途径等 书审评时，从废物最小化考虑将排放控制标准 效剂量转换因子，并汇总列于表１中。 改为２００Ｂｑ／Ｌ，但实际运行中排放浓度几乎都 ｃ．排放浓度限值的初步确定 在２０Ｂｑ／Ｌ以下。 由于《污水综合排放标准》适用于除有 ３ 除 Ｈ、¨Ｃ外其他放射性核素排放浓 特殊规定的所有向环境排放放射性液态流出物 度限值的研究 的设施，这里保守地假定某核技术应用设施 （如放化实验室）排放的废水中仅含有∞ｓｒ， （１）排放浓度限值的考虑范围 则对于直接饮用的饮用水途径，该核技术利用 《污水综合排放标准》规定，向水体中排 设施液态流出物对周围公众剂量贡献与核电厂 放的总１３放射性小于ＩＯＢｑ／Ｌ。由于该标准没 之比仅是∞ｓｒ剂量转换因子与各核电厂的等效 有规定核素组分，而具有同样活度浓度的不同 剂量转换因子之比。由表１可见，排放１００％ 一２ 一 ２００９年第４期 核安全 ＮＯ．４．２０ｏ９ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ ｜霉亳鬻饕鬈餐ｌ罄ｌ囊罄｜嚣魏ｌｌ毫誊鼙 嚣甏霪鼍妻｜誊鬟糍罄萋罄薯≥疆鬣誊§≯ｓ ｉｌ｜罨嚣甏氇 孽曩蘩强尊ｊ强臻｜ 誊鼍毒 萎罄 ｜警誊萎÷ 臻罄 篷毳囊 嚣ｌ鬣 羹ｉｌ臻毫鬣： ｜ 器毫 如Ｓｒ的某核技术应用设施分别为等因比 Ｍ３１０、 鉴于美国１０ＣＦＲ２０给出的核电厂各核素 ＡＰＩＯ００和ＥＰＲ核电厂的效子值 剂ｃｊ３．７９、３．７８和 ； 浓度限值是按饮用途径对公众年有效剂量 ８．３８倍。 量旭 转ｑ ０．５ｍＳｖ推算的，对应于Ｍ３１０和ＡＰ１０００，浓 换 ２ 表１排放１００％ Ｓｒ和Ｍ３１０、ＡＰ１０００和 度限值为９２．５Ｂｑ／Ｌ，即约１Ｏ０Ｂｑ／Ｌ。 ∞ ＥＰＲ核电厂放射性液态流出物排放对公众辐射剂量 Ｅ 一 在ＧＢ１４５８７《核电厂液态流出物排放技术 贡献的比值（直接饮用途径）７吣 要求》 的修订中，还增加了一些新的规定： １００％ Ｓｒ Ｍ３ １０ 始 Ｅ ＡＰＩＯ００ ７ ＥＰＲ 在总排放口下游１ｋｍ处受纳水体中增加的总Ｂ 一 ９ ∞ 放射性浓度不得超过１Ｂｑ／Ｌ， Ｈ浓度不得超过 ７ ３ ＩＯＯＢｑ／Ｌ和对于滨河、滨湖或滨水库厂址， Ｅ ７ 一 ８ ∞ 总排放口下游１ｋｍ范围内禁止设置取水口及 ３ 这意味着，对于直接饮用途径，如果 液态流出物对公众所致的剂量不宜超过 ＆ Ｅ ３ Ｍ３１０、ＡＰ１０００和ＥＰＲ三种核电机组在内陆建 一 ８ ３０ＩｘＳｖ／ａ。考虑到电厂实际运行中，大量的液 造，放射性液态流出物的排放浓度分别放宽到 ∞ 态流出物的浓度都比较低，将排放浓度上限值 ３８Ｂｑ／Ｌ、３８Ｂｑ／Ｌ、８４Ｂｑ／Ｌ，其剂量贡献和满 放宽到１００Ｂｑ／Ｌ并不会给公众带来不可接受 足《污水综合排放标准》的排放１００％∞Ｓｒ的 的风险，因此将排放浓度限值定为ＩＯＯＢｑ／Ｌ 某核技术应用设施相同，即等效于满足《污 是合适的。 水综合排放标准》的排放要求。 ４对于 Ｈ的排放限值的考虑 综上所述，初步确定内陆核电厂液态流出 物排放浓度限值为３７ Ｂｑ／Ｌ。 尽管 Ｈ对人体的剂量转换因子比较小， ｄ．除 Ｈ、¨Ｃ外其他放射性核素排放浓度 但是由于核电厂废液处理系统不能对其进行处 限值的进一步考虑 理，因此对排放量比较大，在其他核素得到较 根据ＷＨＯ《饮用水水质标准》 可用于 好处理的内陆电厂，。Ｈ有可能对环境和公众带 计算饮用水中放射性核素的指导水平ＧＬ的 来相对较大的影响，因此有必要增加一些 公式： 要求。 ＧＬ＝ＩＤＣ／（ｈ ・ｑ） 查ＧＢ１８８７１，氚水的食人剂量转换因子为 式中，ＩＤＣ为个人剂量标准（ｍＳｖ／ａ）； １．８Ｅ．１ １，约是Ｍ３１Ｏ和ＡＰ１０００除 Ｈ外核素 ｈｉｎｇ为成人食人某种放射性核素剂量转换系数 的等效剂量转换因子（７．４Ｅ一０９，见表１）的 （ｍＳｖ／Ｂｑ）；ｑ为成人年摄人饮用水的体积 ０．００２４倍，即饮用１ Ｂｑ的Ｍ３１０和ＡＰ１０００ （Ｉ／ａ）。 除 Ｈ外核素，相当于饮用约４００Ｂｑ的 Ｈ。考 美国１０ＣＦＲ２０附录Ｂ中的假设：每人每 虑到“总排放口下游１ｋｍ处受纳水体中增加 年饮水７３０Ｌ，假定全部饮用的是电厂排出的 的总Ｂ放射性浓度不得超过１ Ｂｑ／Ｌ”，参考法 浓度为３７Ｂｑ／Ｌ的水，剂量见表２。 国对于内陆电站 Ｈ排放的规定，确定了对 表２直接饮用系统排放口处液态 “ Ｈ浓度不得超过１００Ｂｑ／Ｌ”的要求。 流出物所致个人年最大剂量 ５ 结论 （１）鉴于内陆核电厂液态流出物排放浓 度限值制定的重要性，本文简要分析了国内外 核设施关于液态流出物排放浓度管理的实践， ～２６一 ２００９－￣（－￣，４期 挂安全 Ｎｏ．４．２００９ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ 孽 颡｜ 簟囊誊 强鬻｝番甏０ｑ 孽鞭繁曩奢Ｉ毒壤警誊薯 棼ｌ巷黎 尊曩爨 叠 ｌ毪甏援霪鬻每鼙《鼍譬馨ｌ§ 鹱疑案！鬻赣ｇ 鼋毫鬻罄疆鬻 鏊甏麓罄赣瓷懿 琵毳《｜ 罄辔鬻萎§；《赣臻蟹尊誊饕繇簿 为研究国内内陆核电厂液态流出物排放浓度限 值提供了依据和重要的参考。 参考文献 （２）参考美国的做法，只考虑直接饮用 的饮用水途径，通过计算等效剂量转换因子， ［１］国家环境保护局，国家技术监督局．ＧＢ８９７８－－１９９６污水 推算出核素的排放浓度限值，对内陆核电厂系 综合排放标准．中国环境科学出版社，２０００ 统排放口处除 Ｈ、Ｈ Ｃ外其他放射性核素的总 ［２ Ｊ ＮＲＣ．１０ＣＦＲ．Ｐａｒｔ ２Ｏ—Ｓｔａｎｄａｒｄｓ Ｆｏｒ Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ Ａｇａｉｎｓｔ Ｒａｄｉ— ａｔｉｏｎ 排放浓度上限值为１００Ｂｑ／Ｌ，总排放口下游 ［３］ＧＢ６２４９－－８６核电厂环境辐射防护规定 １ｋｍ处受纳水体中总Ｂ放射性浓度不得超过 ［４］ＷＨＯ《饮用水水质标准》 １Ｂｑ／Ｌ。 ［５］ＧＢ１４５８７．核电厂液态流ｍ物排放技术要求（报批稿） （３）简单分析了 Ｈ的排放，并确定了 Ｈ 浓度不得超过１ ＯＯＢｑ／Ｌ的排放浓度要求。 Ｒｅｓｅａｒｃｈ ａｂｏｕｔ ｔｈｅ Ｒｅｌｅａｓｅ Ｌｉｍｉｔ ｏｆ Ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ Ｌｉｑｕｉｄ Ｅｆｌｆｕｅｎｔｓ ｉｎ Ｉｎｌａｎｄ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔｓ ＷＡＮＧ Ｐｉｎｇ ，ＬＩＵ Ｘｉｎｈｕａ ，ＳＨＡＮＧＧＵＡＮ Ｚｈｉｈｏｎｇ ，ＷＵ ｈａｏ （ Ｎｕｃｌｅａｒ ａｎｄ Ｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｓａｆｅｔｙ Ｃｅｎｔｅｒ，ＭＥＰ，Ｂｅｉｊｉｎｇ １０００８２，Ｃｈｉｎａ； Ｓｕｚｈｏｕ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｕｚｈｏｕ ２１５００４，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ ａｒｔｉｃｌｅ ｄｉｓｃｕｓｓｅｓ ｔｈｅ ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ ｔｈｅ ｂａｓｅｓ ｏｆ ｅｓｔａｂｌｉｓｈｉｎｇ ｔｈｅ ｒｅｌｅａｓｅ ｌｉｍｉｔ ｏｆ ｒａｄｉｏａｃ— ｔｉｖｅ ｌｉｑｕｉｄ ｅｆｌｆｕｅｎｔｓ ｉｎ ｉｎｌａｎｄ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔｓ．Ｐｒｏｖｉｄｅ ｔｈｅ ｃｏｎｃｌｕｓｉｏｎｓ ｔｈａｔ ｆｏｒ ｉｎｌａｎｄ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ，ｔｈｅ ｔｏｔａｌ ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎ ｌｉｍｉｔ ｏｆ ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｎｕｃｌｉｄｅｓ ｅｘｃｅｐｔ Ｈ ａｎｄ Ｃ ａｔ ｔｈｅ ｓｙｓｔｅｍ ｄｒａｉｎ ｉｓ １ ００ Ｂｑ／Ｌ．Ｔｈｅ ｔｏｔａｌ Ｂ ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎ ｃａｎ ｎｏｔ ｅｘｃｅｅｄ １ Ｂｑ／Ｌ， Ｈ ｃａｎ ｎｏｔ ｅｘｃｅｅｄ １ ００ Ｂｑ／Ｌ ａｔ １ ｋｍ ｔｈｅ ｌｏｗｅｒ ｒｅａｃｈｅｓ ａｗａｙ ｆｒｏｍ ｔｈｅ ｍａｉｎ ｄｒａｉｎｉｎｇ ｐｏｉｎｔ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｉｎｌａｎｄ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ；ｌｉｑｕｉｄ ｅｆｌｆｕｅｎｔ；ｒｅｌｅａｓｅ Ｌｉｍｉｔ ｃ ｃ ｓ ｛ ｃ ｓ ￥每ｅ ￥寻 粤寻 寻 ３ ｓ寻ｓ 每 ￥ （上接第２３页） Ｄｉｓｃｕｓｓｉｏｎ ｏｎ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｂａｓｉｓ ｆｏｒ Ｓｉｍｐｌｉｆｙｉｎｇ Ｏｆｆ－ｓｉｔｅ Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｐｌａｎ ｆｏｒ Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ ＣＨＥＮ Ｘｉａｏｑｉｕ，ＹＡＮＧ Ｄｕａｎｊｉｅ （Ｎｕｃｌｅａｒ ａｎｄ Ｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｓａｆｅｔｙ Ｃｅｎｔｒｅ，ＭＥＰ，Ｂｅｉｊｉｎｇ １０００８２，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：ＮＲＣ ｏｐｉｎｉｏｎ ｗａｓ ｄｉｓｃｕｓｓｅｄ ｆｏｒ ｓｉｍｐｌｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ ｅｘｉｓｔｉｎｇ ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ ｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ ｉｎ ａｄｖａｎｃｅｄ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ ｄｅｓｉｇｎｓ．Ｒｅｃｏｍｍｅｎｄａｔｉｏｎｓ ｆｏｒ ｐｏｌｉｃｙ ｅｓｔａｂｌｉｓｈｍｅｎｔ，ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｒｅｐａｒｅｄ． ｎｅｓｓ ａｎｄ ｒｅｓｐｏｎｓｅ，ａｎｄ ｔｅｃｈｎｉｃａｌ ｃｒｉｔｅｒｉａ ｗｅｒｅ ｄｅｖｅｌｏｐｅｄ ｆｏｒ ｓｉｍｐｌｉｉｆｃａｔｉｏｎ ｏｆ ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ ｉｎ Ｃｈｉ— ｎａ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｓｉｍｐｌｉｉｆｅｄ ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ；ａｄｖａｎｃｅｄ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ；ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ 一２７—
