关于核电厂放射性污染物防治标准于9月1日起实施

国家环保部网站(以下简称“环保部”)8月31日发布消息称，由环保部和国家质量监督检验检疫总局于今年2月18日发布的涉及核电厂环境辐射及放射性废处理的三项国家放射性污染物防治标准于9月1日起实施。

新实施的三项标准分别为：《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)、《低、中水平放射性废物固化体性能要求-水泥固化体》(GB14569.1-2011)以及《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB14587-2011)，同时废止三项旧有标准。

环保部称，此次实施三项新标准，旨在贯彻《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国放射性污染防治法》，防治污染，保障人体健康。

环境辐射规定更具体细化

就核电厂环境辐射防护，新实施的标准规定了陆上固定式核动力厂厂址选择、设计、建造、运行、退役、扩建和修改等方面的环境辐射防护要求，并指出该标准适用于采用轻水堆或重水堆发电的陆上固定式核设施，其他堆型的核动力厂可参照执行。

据悉，《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)对之前标准的修订内容涉及五个方面。

记者查阅资料发现，原标准中提及：按可能导致对环境危害程度的大小，对核电厂的事故分为预期运行事件、大事故、重大事故和最大可信事故。新标准将原标准中设计基准事故的分类修订为稀有事故和极限事故两类，同时界定稀有事故的发生频率为10-4-10-2∕堆年，极限事故的发生频率为10-6-10-4∕堆年。

此外，新标准将原标准中厂址审批阶段的事故释放源项最大可信事故修改为选址假想事故，并给出了相应的剂量接受准则。同时，新标准按照堆型和功率实施放射性流出物年排放总量控制，也明确规定了轻水堆液态放射性流出物中碳14的年排放总量控制，并增加了轻水堆和重水堆气载放射性流出物中碳14和氚的控制值。

《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)还规定了滨海厂址槽式排放口处的放射性流出物中除氚和碳14外其他放射性核素浓度不应超过1000Bq∕L，内陆厂址不超过100Bq∕L。

一位接近环保部的业内人士向记者表示，新的环境辐射标准是对1986年版《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249-1986)的第一次修订，修订的内容更加细化和具体了核电厂在选址、建设以及后期运行、退役等方面的规定，“以退役为例，新标准清晰地明确了退役前、退役中及退役后的要求，而之前的标准只提及退役后的事项。”

固化废物标准适用范围调整

《低、中水平放射性废物固化体性能要求-水泥固化体》(GB14569.1-2011)标准规定了低、中水平放射性废物水泥固化体(以下简称“水泥固化体”)的最低性能要求和检验方法。

据记者了解，新的标准适用于近地表处置的水泥固化体，大体积水泥浇注固化体除外。而1993年版标准的适用范围中还包括了可以参照当时标准执行的岩洞处置的水泥固化体，即新标准在修订了规范性引用文件，即最新发布的规范性文件的同时，删除了《低、中水平放射性柜体废物的岩洞处置规定》(GB13600)。此外还修订了水泥固化体抗侵出性的性能要求以及水泥固体化体抗压强度的检验方法。

除了修订的内容，新标准也增加了“水泥固化体”和“游离液体”的定义以及不进行水泥固化体抗冻融性性能检验的条件。

就水泥固化体抗压强度的检验方法，旧标准只提及用非放射性的模拟废物按照规定的配方制备水泥浆，水泥浆直接倒入试模，试样为直径5cm、高5cm的圆柱体，将试样置于密闭的、温度为25±5℃、不受阳光直射的室内环境养护并测量第28d的抗压强度。而新标准采用了《水泥胶沙强度检验方法(ISO法)》(GB∕T17671)规定的养护条件，而且增加了检验结果的数据处理要求，即抗压强度性能检验应至少对六个水泥固化体平行样品进行测量，以一组六个抗压强度测定的算术平均值为实验结果。

液态废物标准控制总量和浓度

就放射性液体排放物，新标准规定了核电厂排放的技术要求，这个标准适用于轻水堆和重水堆型核电厂放射性液态流出物排放系统的设计和运行以及放射性液态流出物排放的管理，其他类型的核动力厂和核反应堆设施也可参照采用。

与前两项新标准一样，放射性废物排放新标准也有适当修订和增加。首先是修订了标准名称和适用范围、放射性液态流出物排放管理原则以及放射性液态流出物排放管理、总排放口设置和监测等方面的要求。“针对我国即将建造滨河、滨湖和滨水库等内陆核电厂的现状，新标准特别增加了对这些河流、湖泊以及水库的要求。”上述业内人士告诉记者。

而增加的内容，涉及放射性液态流出物排放浓度限值和在线报警阈值、液态放射性流出物排放系统设计和运行管理上的技术要求特别是优化要求。

通过对比发现，旧版标准的放射性液态流出物排放管理原则为“可合理达到尽量低”，而新版标准则为“辐射防护最优化”和“废物最小化”原则，关键是实施放射性液态流出物年排放总量控制和排放浓度控制。