涉及環(huán)境輻射、放射性廢物水泥固化體、放射性液態(tài)排放物

　　國家環(huán)保部網(wǎng)站（以下簡稱“環(huán)保部”）8月31日發(fā)布消息稱，由環(huán)保部和國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局于今年2月18日發(fā)布的涉及核電廠環(huán)境輻射及放射性廢處理的三項國家放射性污染物防治標(biāo)準(zhǔn)于9月1日起實施。

　　新實施的三項標(biāo)準(zhǔn)分別為：《核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB 6249-2011)、《低、中水平放射性廢物固化體性能要求－水泥固化體》(GB 14569.1-2011)以及《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》(GB 14587-2011)，同時廢止三項舊有標(biāo)準(zhǔn)。

　　環(huán)保部稱，此次實施三項新標(biāo)準(zhǔn)，旨在貫徹《中華人民共和國環(huán)境保護(hù)法》和《中華人民共和國放射性污染防治法》，防治污染，保障人體健康。

　　環(huán)境輻射規(guī)定

　　更具體細(xì)化

　　就核電廠環(huán)境輻射防護(hù)，新實施的標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了陸上固定式核動力廠廠址選擇、設(shè)計、建造、運行、退役、擴建和修改等方面的環(huán)境輻射防護(hù)要求，并指出該標(biāo)準(zhǔn)適用于采用輕水堆或重水堆發(fā)電的陸上固定式核設(shè)施，其他堆型的核動力廠可參照執(zhí)行。

　　據(jù)悉，《核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB 6249-2011)對之前標(biāo)準(zhǔn)的修訂內(nèi)容涉及五個方面。

　　記者查閱資料發(fā)現(xiàn)，原標(biāo)準(zhǔn)中提及：按可能導(dǎo)致對環(huán)境危害程度的大小，對核電廠的事故分為預(yù)期運行事件、大事故、重大事故和最大可信事故。新標(biāo)準(zhǔn)將原標(biāo)準(zhǔn)中設(shè)計基準(zhǔn)事故的分類修訂為稀有事故和極限事故兩類，同時界定稀有事故的發(fā)生頻率為10-4-10-2∕堆年，極限事故的發(fā)生頻率為10-6-10-4∕堆年。

　　此外，新標(biāo)準(zhǔn)將原標(biāo)準(zhǔn)中廠址審批階段的事故釋放源項最大可信事故修改為選址假想事故，并給出了相應(yīng)的劑量接受準(zhǔn)則。同時，新標(biāo)準(zhǔn)按照堆型和功率實施放射性流出物年排放總量控制，也明確規(guī)定了輕水堆液態(tài)放射性流出物中碳14的年排放總量控制，并增加了輕水堆和重水堆氣載放射性流出物中碳14和氚的控制值。

　　《核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB 6249-2011)還規(guī)定了濱海廠址槽式排放口處的放射性流出物中除氚和碳14外其他放射性核素濃度不應(yīng)超過1000Bq∕L，內(nèi)陸廠址不超過100Bq∕L。

　　一位接近環(huán)保部的業(yè)內(nèi)人士向記者表示，新的環(huán)境輻射標(biāo)準(zhǔn)是對1986年版《核電廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB 6249-1986）的第一次修訂，修訂的內(nèi)容更加細(xì)化和具體了核電廠在選址、建設(shè)以及后期運行、退役等方面的規(guī)定，“以退役為例，新標(biāo)準(zhǔn)清晰地明確了退役前、退役中及退役后的要求，而之前的標(biāo)準(zhǔn)只提及退役后的事項。”

　　固化廢物標(biāo)準(zhǔn)

　　適用范圍調(diào)整

　　《低、中水平放射性廢物固化體性能要求－水泥固化體》(GB 14569.1-2011)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了低、中水平放射性廢物水泥固化體（以下簡稱“水泥固化體”）的最低性能要求和檢驗方法。

　　據(jù)記者了解，新的標(biāo)準(zhǔn)適用于近地表處置的水泥固化體，大體積水泥澆注固化體除外。而1993年版標(biāo)準(zhǔn)的適用范圍中還包括了可以參照當(dāng)時標(biāo)準(zhǔn)執(zhí)行的巖洞處置的水泥固化體，即新標(biāo)準(zhǔn)在修訂了規(guī)范性引用文件，即最新發(fā)布的規(guī)范性文件的同時，刪除了《低、中水平放射性柜體廢物的巖洞處置規(guī)定》（GB13600）。此外還修訂了水泥固化體抗侵出性的性能要求以及水泥固體化體抗壓強度的檢驗方法。

　　除了修訂的內(nèi)容，新標(biāo)準(zhǔn)也增加了“水泥固化體”和“游離液體”的定義以及不進(jìn)行水泥固化體抗凍融性性能檢驗的條件。

　　就水泥固化體抗壓強度的檢驗方法，舊標(biāo)準(zhǔn)只提及用非放射性的模擬廢物按照規(guī)定的配方制備水泥漿，水泥漿直接倒入試模，試樣為直徑5cm、高5cm的圓柱體，將試樣置于密閉的、溫度為25±5℃、不受陽光直射的室內(nèi)環(huán)境養(yǎng)護(hù)并測量第28d的抗壓強度。而新標(biāo)準(zhǔn)采用了《水泥膠沙強度檢驗方法（ISO法）》（GB∕T17671）規(guī)定的養(yǎng)護(hù)條件，而且增加了檢驗結(jié)果的數(shù)據(jù)處理要求，即抗壓強度性能檢驗應(yīng)至少對六個水泥固化體平行樣品進(jìn)行測量，以一組六個抗壓強度測定的算術(shù)平均值為實驗結(jié)果。

　　液態(tài)廢物標(biāo)準(zhǔn)

　　控制總量和濃度

　　就放射性液體排放物，新標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了核電廠排放的技術(shù)要求，這個標(biāo)準(zhǔn)適用于輕水堆和重水堆型核電廠放射性液態(tài)流出物排放系統(tǒng)的設(shè)計和運行以及放射性液態(tài)流出物排放的管理，其他類型的核動力廠和核反應(yīng)堆設(shè)施也可參照采用。

　　與前兩項新標(biāo)準(zhǔn)一樣，放射性廢物排放新標(biāo)準(zhǔn)也有適當(dāng)修訂和增加。首先是修訂了標(biāo)準(zhǔn)名稱和適用范圍、放射性液態(tài)流出物排放管理原則以及放射性液態(tài)流出物排放管理、總排放口設(shè)置和監(jiān)測等方面的要求。“針對我國即將建造濱河、濱湖和濱水庫等內(nèi)陸核電廠的現(xiàn)狀，新標(biāo)準(zhǔn)特別增加了對這些河流、湖泊以及水庫的要求。”上述業(yè)內(nèi)人士告訴記者。

　　而增加的內(nèi)容，涉及放射性液態(tài)流出物排放濃度限值和在線報警閾值、液態(tài)放射性流出物排放系統(tǒng)設(shè)計和運行管理上的技術(shù)要求特別是優(yōu)化要求。

　　記者對比發(fā)現(xiàn)，舊版標(biāo)準(zhǔn)的放射性液態(tài)流出物排放管理原則為“可合理達(dá)到盡量低”，而新版標(biāo)準(zhǔn)則為“輻射防護(hù)最優(yōu)化”和“廢物最小化”原則，關(guān)鍵是實施放射性液態(tài)流出物年排放總量控制和排放濃度控制。朱學(xué)蕊