淺析核電廠流出物排放的濃度控制管理要求

關(guān)鍵詞：核電廠;流出物;濃度控制

中圖分類(lèi)號(hào)：TL75+ 2 文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

0引言

流出物是核電廠環(huán)境釋放的主要污染物。開(kāi)展流出物排放管理和監(jiān)測(cè)，是核電廠營(yíng)運(yùn)單位環(huán)境輻射防護(hù)管理的主要內(nèi)容。針對(duì)核電廠正常運(yùn)行的環(huán)境輻射防護(hù)要求，我國(guó)已建立了四層標(biāo)準(zhǔn)，即劑量限值（ 與人相關(guān)）、劑量約束（ 與源相關(guān)）、排放量控制、濃度控制[1] 。在核電廠設(shè)計(jì)階段，濃度控制可以指導(dǎo)源項(xiàng)設(shè)計(jì)，確保源項(xiàng)計(jì)算的保守性，使環(huán)境輻射影響滿(mǎn)足公眾劑量約束和劑量限值要求;在核電廠流出物監(jiān)測(cè)時(shí)，通過(guò)評(píng)價(jià)排放是否滿(mǎn)足相應(yīng)的濃度控制值要求，提出可能需要采取進(jìn)一步評(píng)價(jià)和補(bǔ)救行動(dòng)的措施。

目前，國(guó)內(nèi)核電廠流出物排放的濃度控制涉及排放口和環(huán)境，其中排放口濃度控制主要涉及液態(tài)流出物。液態(tài)流出物排放口和環(huán)境濃度控制在《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（ GB 6249—2011）中有明確的規(guī)定，其控制點(diǎn)位位于槽式排放口，其排放的除氚和14 C 外其他放射性核素濃度不應(yīng)超過(guò)1 000 Bq/ L，對(duì)內(nèi)陸核電廠，相應(yīng)的濃度控制值為100 Bq/ L。《污水綜合排放標(biāo)準(zhǔn)》（ GB8978—1996）提出了放射性總α、總β 的濃度控制指標(biāo)，即其在車(chē)間排放口的最高允許排放濃度為1 Bq/ L 和10 Bq/ L。我國(guó)對(duì)污染物排放標(biāo)準(zhǔn)的原則為：有行業(yè)排放標(biāo)準(zhǔn)的執(zhí)行行業(yè)排放標(biāo)準(zhǔn)，沒(méi)有行業(yè)排放標(biāo)準(zhǔn)的執(zhí)行綜合排放標(biāo)準(zhǔn)。因此，GB8978—1996在核電廠流出物排放管理中并不適用。

GB 6249—2011針對(duì)內(nèi)陸核電廠還有受納水體下游1 km 處的濃度控制指標(biāo)（包括3 H 和總β）。截至目前，我國(guó)尚無(wú)內(nèi)陸核電廠運(yùn)行，對(duì)環(huán)境濃度控制缺少實(shí)踐，因此，目前該濃度控制值主要用于指導(dǎo)核電廠選址及相關(guān)設(shè)計(jì)[2] 。針對(duì)環(huán)境濃度控制（環(huán)境質(zhì)量控制），《生活飲用水衛(wèi)生標(biāo)準(zhǔn)》（GB5749—2022） 以及《海水水質(zhì)標(biāo)準(zhǔn)》（ GB 3097—1997）中涉及飲用水和海水的放射性指標(biāo)，可納入到濃度控制管理要求的范疇，主要涉及運(yùn)行管理。

2018年，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）在其發(fā)布的關(guān)于流出物排放管理的技術(shù)導(dǎo)則GSG-9 中提出，對(duì)于核電廠等核設(shè)施，可考慮采用可供測(cè)量的量作為許可限值，例如總放射性或放射性活度濃度[3] 。該導(dǎo)則主要針對(duì)核電廠運(yùn)行管理要求。而現(xiàn)有國(guó)內(nèi)外的相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求中，常將設(shè)計(jì)要求和運(yùn)行管理要求同時(shí)考慮。

已有研究表明，為適應(yīng)GB 6249—2011 中規(guī)定的內(nèi)陸核電廠排放3H的環(huán)境濃度控制要求，需要提高三廢系統(tǒng)的凈化能力，提高排放環(huán)境的適應(yīng)性[4] ，對(duì)多機(jī)組3 H 的排放控制，可能需要采用分離技術(shù)對(duì)液態(tài)流出物除3 H 以達(dá)到標(biāo)準(zhǔn)要求[2] 。覃春麗等人[5] 提出，基于內(nèi)陸核電廠嚴(yán)格的濃度控制要求，可考慮優(yōu)化排放口設(shè)計(jì)，例如設(shè)置擴(kuò)散器等。濃度控制將構(gòu)成內(nèi)陸核電廠建設(shè)的關(guān)鍵制約性因素之一。

核電廠流出物排放的濃度控制并非我國(guó)核電廠的特例。我國(guó)對(duì)核電廠流出物排放的濃度控制要求并不完善，調(diào)研分析國(guó)外核電廠流出物排放管理的濃度控制要求，對(duì)于完善我國(guó)核電廠流出物排放管理方法、保障核電運(yùn)行的環(huán)境輻射安全具有重要意義。本文分析核電廠流出物排放管理的相關(guān)要求，調(diào)研國(guó)外核電廠流出物濃度控制的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)及實(shí)踐，可為我國(guó)核電廠流出物排放的濃度控制管理提供參考經(jīng)驗(yàn)。

1流出物排放濃度控制的必要性及意義

我國(guó)核電廠流出物排放的輻射防護(hù)實(shí)施四層標(biāo)準(zhǔn)，如圖1 所示。基于最佳可行技術(shù)（BAT） 和最佳環(huán)境實(shí)踐（BEP） 的經(jīng)驗(yàn)，濃度控制包括排放口的濃度控制和環(huán)境的濃度控制，具體控制指標(biāo)應(yīng)處于第三層次控制要求之下[6] 。GB 6249—2011 規(guī)定了我國(guó)濱海核電廠液態(tài)流出物槽式排放口的除³H 和¹⁴C 其他放射性核素濃度限值為1 000 Bq/ L，典型的壓水堆電廠每機(jī)組核島液態(tài)流出物排放量約在10 000 m³ / a 的水平，按濃度限值計(jì)算，年排放量約10 GBq/ a，與GB 6249—2011中規(guī)定的3000 MW 壓水堆核電機(jī)組單機(jī)組排放限值50 GBq/ a 相比仍有一定的余量， 因而可在1 000 Bq/ L 濃度控制水平條件下滿(mǎn)足排放量控制的要求。GB 6249—2011 同時(shí)針對(duì)內(nèi)陸核電廠液態(tài)流出物槽式排放口除³H 和¹⁴ C 外核素濃度不應(yīng)超過(guò)100 Bq/ L，為沿海廠址控制值的1/ 10。而標(biāo)準(zhǔn)中規(guī)定的排放口下游1 km 處受納水體中總β和3 H 的濃度控制值，已明確為篩選值，主要用于指導(dǎo)核電廠的運(yùn)行而非設(shè)計(jì)，不是帶有強(qiáng)制性的管理限值[6-7] 。當(dāng)輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)時(shí)檢測(cè)高于該水平的結(jié)果，首先應(yīng)進(jìn)行核查，例如檢查結(jié)果是否準(zhǔn)確、增大采樣頻次等，如果仍超過(guò)則需要進(jìn)行劑量評(píng)估，以判斷是否超過(guò)相應(yīng)的指導(dǎo)水平，如再超過(guò)則需要進(jìn)行全面的劑量評(píng)估，以決定是否需要采取必要的補(bǔ)救行動(dòng)[7] 。以飲用水中³ H 的濃度為100 Bq/ L 進(jìn)行估算，預(yù)期全年公眾所受的個(gè)人劑量約為1 μSv/ a。

需要說(shuō)明的是，IAEA 技術(shù)導(dǎo)則GSG-9 提出設(shè)置流出物排放限值的區(qū)間，應(yīng)界于劑量約束和豁免劑量水平（10 μSv/ a） 之間[3] 。導(dǎo)則提出，當(dāng)公眾個(gè)人預(yù)計(jì)劑量為每年10 μSv 或以下時(shí)，通常不需要優(yōu)化，因?yàn)檫M(jìn)一步降低劑量的努力通常不能滿(mǎn)足優(yōu)化的需求[3] 。因而，從技術(shù)上考慮，流出物排放濃度控制屬于BAT 和BEP 實(shí)踐的需求，而不需要納入到管理限值的范疇。

2國(guó)外核電廠流出物排放濃度控制的管理經(jīng)驗(yàn)

2. 1美國(guó)

（1）基于設(shè)計(jì)要求的濃度控制值

基于總有效劑量為0. 5 mSv/a的公眾劑量準(zhǔn)則，美國(guó)聯(lián)邦法規(guī)10 CFR 20 第1302 款規(guī)定了核電廠非控制區(qū)邊界流出物中放射性核素的年平均濃度限值，考慮了氣態(tài)流出物和液態(tài)流出物連續(xù)吸入和食入照射途徑[8] 。在核電廠設(shè)計(jì)論證時(shí)，需要將核電廠液態(tài)流出物各核素的排放濃度與10CFR 20 附錄B 表2 中相應(yīng)核素濃度限值分別進(jìn)行比較，根據(jù)其比值之和予以判定[8] 。以AP1000為例，根據(jù)源項(xiàng)計(jì)算的流出物濃度與相應(yīng)限值的比值之和為0. 11（lt;1），因而在設(shè)計(jì)上認(rèn)為滿(mǎn)足10CFR 20的濃度控制要求[9] 。

式中，7. 3×10⁶ 相應(yīng)于參考人年飲用水量7. 3×10⁵mL 乘以修正因子10，相應(yīng)于職業(yè)照射50 mSv 時(shí)參考人全年飲用該排放水。

美國(guó)核電廠流出物濃度控制值也用于核電廠排放控制的評(píng)估，并列入核電廠廠外劑量計(jì)算手冊(cè)（ODCM），在其每年的流出物年報(bào)中進(jìn)行評(píng)估，并用于需要的稀釋流量（或最大允許釋放速率和稀釋流量）和報(bào)警閾值設(shè)置[10] 。

（2）輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)的報(bào)告水平

美國(guó)技術(shù)導(dǎo)則《核電廠輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)要求》（RG 4. 1）[11] 和NUREG 1301[10] 均規(guī)定了核電廠輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)中的報(bào)告水平。報(bào)告水平與探測(cè)限要求一起，構(gòu)成了輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)評(píng)估的標(biāo)準(zhǔn)。

美國(guó)核管會(huì)（NRC）規(guī)定的報(bào)告水平為以一個(gè)季度為周期的重要待測(cè)放射性核素濃度的預(yù)設(shè)值，要求各電站在監(jiān)測(cè)方案中明確。通常，各電站的報(bào)告水平是基于10 CFR 50 附錄I 規(guī)定的年度設(shè)計(jì)目標(biāo)計(jì)算而來(lái)[12] 。當(dāng)環(huán)境介質(zhì)測(cè)量的放射性核素濃度高出報(bào)告水平時(shí)，首先核電站需要核實(shí)，超過(guò)報(bào)告水平應(yīng)立即向NRC 報(bào)告。表1 給出了NRC 規(guī)定的輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)的報(bào)告水平。NRC沒(méi)有提出流出物監(jiān)測(cè)的報(bào)告水平。

2. 2法國(guó)

（1）流出物排放速率控制

表2列出了法國(guó)核電廠的氣態(tài)流出物和液態(tài)流出物排放速率限值。

（2）其他濃度控制要求

需要關(guān)注國(guó)外對(duì)于核電廠周?chē)椛洵h(huán)境監(jiān)測(cè)與評(píng)價(jià)的要求。由于目前國(guó)內(nèi)尚無(wú)核電廠的輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)，可以探討在GB 6249—2011中建立有關(guān)輻射環(huán)境監(jiān)測(cè)與評(píng)價(jià)的相關(guān)指標(biāo)值，類(lèi)似于篩選水平的概念，即，這些指標(biāo)可被理解為，如果超過(guò)了相應(yīng)的指標(biāo)需要作進(jìn)一步的專(zhuān)題調(diào)查。

美國(guó)核電廠正常運(yùn)行輻射防護(hù)要求中，均有類(lèi)似于報(bào)告水平的概念，可用于評(píng)估核電廠周?chē)椛洵h(huán)境是否滿(mǎn)足相關(guān)的要求。法國(guó)對(duì)核電廠周?chē)椛洵h(huán)境有部分濃度控制指標(biāo)。包括前述針對(duì)在流出物排放口（煙囪和液態(tài)流出物總排放口）設(shè)定控制的指標(biāo)。此外，對(duì)于環(huán)境輻射監(jiān)測(cè)，主要的濃度控制指標(biāo)包括：廠址周?chē)?km范圍的3H 和氣溶膠總β（一般為50 Bq/ m³ 和0. 01 Bq/ m³ ）、盛行風(fēng)向下風(fēng)向1 km 處的空氣中14 C 的活度濃度。當(dāng)超過(guò)相應(yīng)的指標(biāo)時(shí)，應(yīng)進(jìn)一步開(kāi)展其他分析。

4結(jié)論與建議

4. 1結(jié)論

流出物排放的濃度控制是核電廠環(huán)境監(jiān)督管理的重要內(nèi)容。我國(guó)已建立了劑量限值、劑量約束、排放量控制和濃度控制的四層標(biāo)準(zhǔn)。其中第四層在第3 層下建立，體現(xiàn)了BAT 和BEP 的要求。美國(guó)和法國(guó)核電廠流出物排放濃度控制經(jīng)驗(yàn)表明，美國(guó)核電廠流出物排放實(shí)施劑量控制，同時(shí)考慮了在廠址邊界進(jìn)行環(huán)境濃度控制，主要用于指導(dǎo)設(shè)計(jì)，在運(yùn)行時(shí)用于評(píng)估最大稀釋流量和計(jì)算報(bào)警閾值;法國(guó)核電廠實(shí)行流出物排放總量控制、速率控制，針對(duì)不同的廠址的環(huán)境條件采用“一事一議”的方式單獨(dú)設(shè)定，同時(shí)在運(yùn)行管理方面提出了濃度控制的要求。對(duì)氣態(tài)流出物還設(shè)定了地面環(huán)境空氣濃度限值。

我國(guó)核電廠流出物排放管理綜合了美國(guó)、法國(guó)的管理經(jīng)驗(yàn)。對(duì)流出物排放濃度控制，提出了液態(tài)流出物槽式排放口除³ H、¹⁴ C 外其余核素濃度控制的要求，同時(shí)對(duì)內(nèi)陸核電廠還提出了排放口下游1km 處³ H 和總β 濃度控制的要求。其中，對(duì)濱海核電廠，液態(tài)流出物槽式排放口除³ H、¹⁴ C外其余核素濃度控制值1000 Bq/ L 較法國(guó)的要求要高;對(duì)內(nèi)陸核電廠（ 考慮采用自然通風(fēng)冷卻方式），采用冷卻塔排污水稀釋的條件下，較法國(guó)的要求低。需要進(jìn)一步研究有效的流出物排放濃度控制指標(biāo)，以及沿海廠址和內(nèi)陸廠址的差別。

4. 2建議

（1）進(jìn)一步研究流出物排放濃度控制的要求，研究探討除目前濃度控制指標(biāo)“除³ H、¹⁴ C 外其余核素”的其他指標(biāo)，包括氣態(tài)流出物和液態(tài)流出物，同時(shí)研究建立按核素分解的濃度控制指標(biāo)方案。

（ 2）濃度控制兼顧設(shè)計(jì)和運(yùn)行管理要求。如建立核素分解的濃度控制，在核電廠設(shè)計(jì)時(shí)應(yīng)提供完善和準(zhǔn)確的源項(xiàng)和設(shè)計(jì)排放體積，并以源項(xiàng)與濃度控制值比值之和予以判定;在運(yùn)行管理時(shí)，不作為限值考慮，而是作為BAT 和BEP 提出的管理需求。

（3）進(jìn)一步推動(dòng)源項(xiàng)削減技術(shù)研究，以滿(mǎn)足BAT 和BEP 的管理需求。

（4）借鑒法國(guó)的經(jīng)驗(yàn)，內(nèi)陸核電廠流出物排放濃度控制值可設(shè)為沿海廠址濃度控制值的十分之一。