《排放浓度限值的确定汪萍.ppt》由会员分享，可在线阅读，更多相关《排放浓度限值的确定汪萍.ppt（42页珍藏版）》请在三一办公上搜索。
1、核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的确定,汪萍，核与辐射安全中心,随着我国核电迅速发展和对环境保护的关注，核安全和环境保护监管部门以及核电企业都认识到放射性液态流出物浓度控制的重要性。GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准、GB6249核电厂辐射防护规定明确了对液态流出物要进行总量控制和浓度控制的要求。,背 景 情 况 介 绍,GB18871-2002，8.6中规定，液态流出物排放总量限值和浓度限值应得到审管部门的认可，并使排放的控制最优化。在运行期间应使放射性物质排放量保持在排放限值以下可合理达到的尽量低水平。标准中没有对液态流出物排放浓度上限值进行具体规定。,背 景 情 况 介 绍
2、,背 景 情 况 介 绍,核电厂放射性液态流出物浓度排放控制过程,各核电厂根据设计排放源项、废液处理系统的设计以及厂址排放条件等确定液态流出物的排放浓度管理目标值，经审批后执行。在GB14587的修订过程中，一个重要的任务就是要确定核电厂液态流出物的排放浓度上限值，给核电厂的设计单位、营运单位以及核安全监管部门提供技术依据和明确的执行标准。,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
3、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为100Bq/L，且总排放口下游1km处受纳水体中总放射性浓度不得超过1Bq/L，H-3浓度不得超过100Bq/L。,背 景 情 况 介 绍,国内可参考的内陆核设施液态流出物排放浓度限值 核动力院的除氚外其它放射性核素的排放浓度管理目标值为200Bq/L；821厂为总37Bq/L；工程物理研究院是总10Bq/L；主要排放铀的核燃料循环设施,废液处理设施排放口：铀浓度100g/L，工业下水总排放口：铀浓度50g/L；（EJ1056-2005）,国内外核设施液态
4、流出物排放情况,404厂的情况比较特殊，没有受纳水体，按照总22Bq/L，总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10Bq/L，总1Bq/L。,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分核素的浓度控制，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10CFR50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30Sv/a。,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
5、值和排放方式的规则中规定，在一条河流中，氚浓度应低于74 Bq/L，除氚外其它放射性核素浓度应低于0.74 Bq/L。而滨海电厂对氚和除氚外核素的浓度限值是分别是740 Bq/L 和7.4Bq/L，即内陆电厂比滨海电厂的排放浓度限值严格10倍。俄罗斯规定了每1000MW反应堆的日排放量，推算到田湾核电厂的设计，为20Bq/L。,滨海核电站放射性液态流出物排放浓度限值我国核电厂液态流出物排放浓度限值的现状分析由于秦山一期是我国第一座核电厂，采取了较为严格的设计，液态流出物排放浓度限值过低，为0.37 MBq/m3，秦山三期也采取了同样的设计。在秦山核电公司液态流出物排放限值研究报告中通过优化分析
6、，申请将排放浓度限值变更为3.7 MBq/m3。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,参考：IAEA No.WS-G-2.3放射性流出物排入环境的审管控制讨论了确定排放限值的原则、方法和步骤。采用的方法为：多属性优化分析方法,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,剂量限值（1 mSv/a）,考虑到地区、全球源项和豁免源项的剂量余量,剂量约束上限值,考虑到同一地址多个源项、良好实践和/或不确定性后，剂量约束的范围,剂量约束,豁免水平（10Sv/a）,最优化的排放所致个人剂量应在此范围内,批准的排放限值不能导致源相关剂量超过剂量约束上限值，通常不能超过剂量约束本身,对应于批准的排放管理限值的剂量,运行机
7、动性余量,对应于最优化排放水平的剂量,图1 建立源相关剂量约束和批准排放限值的考虑（IAEA，WS-G-2.3,2000）,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，并用多属性效用函数优化分析方法计算出液态流出物排放水平的优化值为2.841011Bq/a，相应的优化剂量值为9.5Sv/a。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,据核电站放射性液态流出物的优化分析结果，控制液
8、体排放的剂量管理目标值10Sv/a，由秦山三期核电厂近海区域的稀释条件和核电站排放核素的组份，计算出秦山三期核电厂放射性液态流出物的排放量控制值为3.01011Bq/a。秦山三期2台机组的放射性液态流出物年平均排放体积按年排水量为4104m3/a计，则由此导出浓度控制标准为7.5106Bq/m3。并将3.7MBq/m3作为秦山三期的液态流出物排放浓度的管理目标值。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,为了保证该排放浓度限值有效实施，秦山三期采取的废液排放浓度控制管理方式为：液态流出物浓度小于1MBq/m3，由流出物管理工程师批准排放；液态流出物浓度大于1MBq/m3，且小于3.7MBq/m3，由
9、保健物理处负责批准排放。液态流出物浓度大于3.7MBq/m3，则返回废液处理系统。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,关于排放管理，在标准第5章有具体的规定，5.5节规定了具体的排放管理执行程序：5.5 低于排放浓度控制值的放射性液态流出物，在由核电厂指定的辐射防护人员或授权人签字认可后，按照核电厂放射性液态流出物排放管理和执行程序进行排放。高于排放浓度控制值但低于排放浓度限值的放射性液态流出物，在满足4.8规定的前提下，由核电厂经理或授权人签字认可后，才准排放。同时，应查明放射性液态流出物浓度增高的原因，采取必要的措施避免再次发生。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,岭澳核电厂的液态流出物排
10、放浓度限值 在岭澳核电二期工程（3、4号机组）放射性废液态流出物排放的相关设计中，参考法国RCC-P90万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则对液态流出物的放射性浓度控制的规定。控制方式为：,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,放射性浓度0.5MBq/m3时可正常排放；大修期间，当浓度1MBq/m3时可正常排放。否则需送回废液处理系统进一步处理；排放废液时，由排放管线上在线监测仪表实施连续监测。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,大亚湾和岭澳核电站液态流出物在线监测报警阈值最初设定为20MBq/m3和80MBq/m3，该值是根据当时的流出物的排放量确定的，随着大亚湾基地核电机组的增加，分配到每台机
11、组的年排放量也相应的减少，若仍采用以前的浓度控制，则造成整个基地的公众剂量就会增加。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,20MBq/m3的报警值和80MBq/m3的联锁值与取样监测的浓度管理值相差太大。20MBq/m3的报警阈值和80MBq/m3的自动联锁作为废液排放控制的最后一道屏障，该值的确定应能确实起到控制排放和防止意外超标排放的作用，若与取样监测浓度限值相差过大，则失去了在线监测仪表联锁控制的意义。因此需要对其报警阈值进行必要的调整。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,在参考了法国有关规定和参考电站的情况后，大亚湾核电厂和岭澳核电厂核岛废液排放系统管线上连续监测仪表的相应阈值调整到10
12、 MBq/m3和40 MBq/m3。秦山核电二期和扩建工程对放射性液态流出物排放浓度报警域值也进行了优化分析，最后定为：一级报警5MBq/m3,二级报警10MB/m3。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,关于废液排放系统管线上连续监测仪表的报警阈值，在标准5.3节中进行了具体规定：5.3 为有效防止和控制核电厂放射性液态流出物的异常排放，系统排放口在线监测仪表联锁报警阈值应不超过排放浓度控制值的5倍。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,田湾核电厂的液态流出物排放浓度限值管理 田湾核电厂是参照俄罗斯内陆核电厂进行设计的，液态流出物排放的浓度限值过严，为0.02 MBq/m3。造成大量废水需要返回
13、废液处理系统进行蒸发处理，使得浓缩液的产生量大大增加，也增加了固体废物管理和处置的负担。在进行优化分析后，提出了排放浓度的变更申请，最终确定了一期工程的液态流出物向环境排放的浓度限值为0.2 MBq/m3，联锁阈值为1MBq/m3。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,表1 我国运行核电站放射性液态流出物目前所采用的排放浓度限值（除氚外核素）,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
14、态流出物排放浓度限值和管理程序的标准。,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,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，并得到了环保部的批准。但是鉴于运行核电厂目前执行1000Bq/L的内部控制标准，且正常运行时基本可以达到该排放标准，为了确保环境和公众安全，从偏安全和严格考虑，在标准中最终将滨海核电厂除H-3和C-14外其它放射性核素的排放浓度上限值定为1000Bq/L。,滨海核电厂液态流出物排放浓度上限值的最终确定,滨海核电厂液态流出物排放浓度限值,对于内陆核
15、电厂，由于我国目前还没有运行实践，制定一个恰当的排放浓度上限值比较困难。编制组调研了国内外情况，对内陆核电厂液态流出物排放浓度上限值进行了简单类比计算，给出了除氚、C-14外的核素的排放浓度的上限值以及氚的排放浓度上限值。,内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度标准的制定,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,内陆核电厂除H-3、C-14外其它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，向水体中排放的总放射性小于10Bq/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
16、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10370 Bq/L的范围内确定。,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，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。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,2）饮水途径等效剂量转换因子 M310、AP1000以及EPR是我国核电中长期规划中拟发展的核电机组，根据这些核电机组的放射性液态流出物设计排放源项，估算饮水途径等
17、效剂量转换因子。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,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=fihing,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,核电厂液态流出物排放的核素组分,摄入剂量转换因子,饮用水途径等效剂量转换因子Sv/Bq,分别针对M310、AP1000以及EPR核电机组计算了饮用水途径等效剂量转换因子。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，这里保守的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90Sr，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90Sr剂量转换因子与各核电
18、厂的等效剂量转换因子之比。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,由下表所见，排放100%90Sr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。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,这说明，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可以分别放宽到污水综合排放标准中总 10Bq/L的3.8、3.8和8.4倍，也就是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%90Sr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。根据上述的简单计算，初步
19、确定内陆核电厂液态流出物排放浓度限值为37Bq/L。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,3)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的公式：GL=IDC/(hingq)以及美国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。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,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92.5 Bq/L，即约100 Bq/L。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,此外，在标准
20、中，还增加了一些新的规定：在总排放口下游1km处受纳水体中增加的总放射性浓度不得超过1Bq/L，H-3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。并且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100 Bq/L是合适的。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,对于下游1km处总排放浓度的要求 由于对于滨河、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（标准6.5），因此，排放口1km处的水质应该满足生活饮用水卫生标准（GB5749-20
21、06），即总放射性浓度不得超过1Bq/L。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,对于氚的排放限值的考虑 尽管H-3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，因此排放量比较大，在其它核素得到较好处理的内陆电厂，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。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,查GB18871，氚化水的食入剂量转换因子为1.8E-11，约是M310和AP1000除氚外核素的等效剂量转换因子的0.0024倍，即饮用1Bq的M310和AP1000除氚外核素，相当于饮用约400Bq的H-3。考虑到“总排放口下游1km处受纳水体中增加的总放射性浓度不得超过1Bq/L”，参考法国对于内陆电站氚排放的规定，规定了对“H-3浓度不得超过100Bq/L”的要求。,内陆核电厂液态流出物排放浓度限值,谢谢大家！欢迎指正！,
