内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究.docx
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内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究
内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究
2009年第4期
NO.4.2009
内陆核电厂放
核安全
NuclearSafety
一
誊||薯l
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13放
射性浓度不得超过1Bq/L3H浓度不得超过IOOBq/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.当地政府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
（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
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
一
2一
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50I.~gU/IxL（略高于总
<1Bq/L）或总仪<1Bq/L;404厂的情况比
较特殊,没有受纳水体,按照总8<22Bq/[,
总o【<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<IOBq/L,总仅<1Bq/L.
（2）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各个核素的浓度
控制标准,美国联邦法规10CFR20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.
一∥参一谬
2009年第4期
NO.4.2009
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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》
（1976年8月10日令）中规定,在一条河流
中,H浓度应低于74Bq/L,除H外其他放射
性核素浓度应低于0.74Bq/L.而滨海电厂
对H和除H外核素的浓度限值是分别是
740Bq/L和7.4Bq/L,即内陆比滨海电厂严格
10倍.
俄罗斯规定了每IO00MW反应堆的日排放
量,推算到田湾核电厂的设计,为20Bq/L.
（3）国内现有核电厂液态流出物的排放
管理
目前与核电厂相关的标准中并没有对于排
放浓度进行强制规定的条款,GB6249只是
要求"核电厂营运单位应按季度控制放射性
液态流出物年排放总量,连续三个月内的放射
性液态流出物排放总量不应超过年排放总量管
理目标值的二分之一",避免放射性液态流出
物的集中排放.
大亚湾核电厂和岭澳核电厂制定的排放内
部控制标准为:
正常运行期间,为500Bq/L;
大修期间,为IO00Bq/L.
秦山一期和三期核电厂的排放控制标准长
期执行370Bq/L,近期从废物最小化考虑,经
环保部审批后调整为3700Bq/L.秦山二期和
大亚湾的排放管理情况基本相同.
田湾核电厂,俄罗斯原设计的排放控制标
准为20Bq/L,在首次装料阶段环境影响报告
书审评时,从废物最小化考虑将排放控制标准
改为200Bq/L,但实际运行中排放浓度几乎都
在20Bq/L以下.
3除.H,¨C外其他放射性核素排放浓
度限值的研究
（1）排放浓度限值的考虑范围
《污水综合排放标准》规定,向水体中排
放的总B放射性小于IOBq/L.由于该标准没
有规定核素组分,而具有同样活度浓度的不同
-
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核安全
NuclearSafety
譬.曩■一
核素对人体的剂量差异很大,考虑到核电厂液
态流出物的核素组分,目前国内核电厂废水处
理系统的设计和国外核电厂运行的实践,内陆
核电厂的排放浓度控制标准可在10～370Bq/L
的范围内确定.
（2）排放浓度限值推算
a.途径
内陆核电站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,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,推算核素的排放浓度
限值.
b.饮水途径等效剂量转换因子
法国M310,美国AP1000以及法国EPR
是我国核电中长期规划中拟发展的核电机组,
现根据这些核电机组的放射性液态流出物设计
源项,估算饮水途径等效剂量转换因子.
通过下式估算内陆核电厂周围公众饮用水
途径等效剂量转换因子:
G="Y-'fi×hi
式中,G为饮用水途径等效剂量转换因子
（Sv/Bq）;fi为核电厂液态流出物排放的核素
组分,无量纲;h为摄入剂量转换因子
（Sv/Bq）,选自GB18871—2o02表B6.
本文分别针对法国M310,美国AP1000
以及法国EPR核电机组计算了饮用水途径等
效剂量转换因子,并汇总列于表1中.
c.排放浓度限值的初步确定
由于《污水综合排放标准》适用于除有
特殊规定的所有向环境排放放射性液态流出物
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帅sr,
则对于直接饮用的饮用水途径,该核技术利用
设施液态流出物对周围公众剂量贡献与核电厂
之比仅是帅sr剂量转换因子与各核电厂的等效
剂量转换因子之比.由表1可见,排放100%
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Sr的某核技术应用设施分别为M310,
AP1000和EPR核电厂的3.79,3.78和
8.38倍.
表1排放100%Sr和M310,AP1000和
EPR核电厂放射性液态流出物排放对公众辐射剂量
贡献的比值（直接饮用途径）
100%90SrM310AP1000EPR
这意味着,对于直接饮用途径,如果
M310,AP1000和EPR三种核电机组在内陆建
造,放射性液态流出物的排放浓度分别放宽到
38Bq/L,38Bq/L,84Bq/L,其剂量贡献和满
足《污水综合排放标准》的排放100%∞Sr的
某核技术应用设施相同,即等效于满足《污
水综合排放标准》的排放要求.
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37Bq/L.
d.除H,HC外其他放射性核素排放浓度
限值的进一步考虑
根据WHO《饮用水水质标准》可用于
计算饮用水中放射性核素的指导水平GL的
公式:
GL:
IDC/（h'q）
式中,IDC为个人剂量标准（mSv/a）;
hing为成人食人某种放射性核素剂量转换系数
（mSv/Bq）;q为成人年摄人饮用水的体积
（L/a）.
美国10CFR20附录B中的假设:
每人每
年饮水730L,假定全部饮用的是电厂排出的
浓度为37Bq/L的水,剂量见表2.
表2直接饮用系统排放口处液态
流出物所致个人年最大剂量
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核安全
NuclearSafe~
鉴于美国10CFR20给出的核电厂各核素
浓度限值是按饮用途径对公众年有效剂量
0.5mSv推算的,对应于M310和AP1000,浓
度限值为92.5Bq/L,即约100Bq/L.
在GB14587《核电厂液态流出物排放技术
要求》的修订中,还增加了一些新的规定:
在总排放日下游1km处受纳水体中增加的总B
放射性浓度不得超过1Bq/L,H浓度不得超过
100Bq/L和对于滨河,滨湖或滨水库厂址,
总排放口下游1km范围内禁止设置取水口及
液态流出物对公众所致的剂量不宜超过
30~Sv/a.考虑到电厂实际运行中,大量的液
态流出物的浓度都比较低,将排放浓度上限值
放宽到100Bq/L并不会给公众带来不可接受
的风险,因此将排放浓度限值定为100Bq/L
是合适的.
4对于.H的排放限值的考虑
尽管H对人体的剂量转换因子比较小,
但是由于核电厂废液处理系统不能对其进行处
理,因此对排放量比较大,在其他核素得到较
好处理的内陆电厂,H有可能对环境和公众带
来相对较大的影响,因此有必要增加一些
要求.
查GB18871,氚水的食人剂量转换因子为
1.8E一11,约是M310和APIO00除H外核素
的等效剂量转换因子（7.4E一09,见表1）的
0.0024倍,即饮用1Bq的M310和AP1000
除H外核素,相当于饮用约400Bq的H.考
虑到"总排放口下游1km处受纳水体中增加
的总B放射性浓度不得超过1Bq/L",参考法
国对于内陆电站H排放的规定,确定了对
"H浓度不得超过100Bq/L"的要求.
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,
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2009年第4期核安全
No.4.2009NuclearSafety
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.
（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H{版神,2000
统排放口处除H,1C外其他放射性核素的总[23NRct.cFR?
o-"F.P.j."AgiR
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13放射性浓度不得超过E4]WHO《饮用水水质标准》
1Bq/L.[5]GB14587.核电厂液态流出物排放技术要求（报批稿）
（3）简单分析了H的排放,并确定了H
浓度不得超过1O0Bq/L的排放浓度要求.
ResearchabouttheReleaseLimitofRadioactiveLiquidEffluents
inInlandNuclearPowerPlants
WANGPing,LIUXinhua,SHANGGUANZhihong,WUhao
（NuclearandRadiationSafetyCenter,MEP,Beijing100082,China;
SuzhouNuclearPowerInstitute,Suzhou215004,China）
Abstract:
Thearticlediscussesthemethodandthebasesofestablishingthereleaselimit0radioac—
tiveliquideffluentsininlandnuc]earpowerplants.Providetheconclusionsthatforinlandnuclearpower
plant.thetotalconcentrationlimitofradioactivenuclidesexceptHand.Catthesystemdrainis100
Bq/L.ThetotalBradioactiveconcentrationcannotexceed1Bq/L,Hcannotexceed100Bq/Lat1km
thelowerreachesawayfromthemaindrainingpoint.
Keywords:
inlandnuclearpowerplant;liquideffluent;releaseLimit
:
s:
:
:
s:
《上接第23页）
DiscussiononRegulatoryBasisforSimplifyingOff-site
EmergencyPlanforAdvancedNuclearPowerPlant
CHENXiaoqiu,YANGDuanjie
（NuclearandRadiationSafetyCentre,MEP,Beijing100082,China）
Abstract:
NRCopinionwasdiscussedforsimplificationofexistingemergencyplanningrequirements
inadvancednuclearpowerplantdesigns.Recommendationsforpolicyestablishment,emergencyprepared—
nessandresponse,andtechnicalcriteriaweredevelopedforsimplificationofemergencyplanninginChi—
na.
Keywords:
simplifiedemergencyplanning;advancednuclearpowerplant;regulatory
一
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