排放浓度限值的确定(汪萍)课件

1、核电厂放射性液态流出物排放核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的确定浓度限值的确定汪萍，核与辐射安全中心汪萍，核与辐射安全中心排放浓度限值的确定(汪萍)滨海核电厂滨海核电厂液态流出物液态流出物排放浓度限排放浓度限值的确定值的确定背景情况背景情况介绍介绍内陆核电厂内陆核电厂液态流出物液态流出物排放浓度限排放浓度限值的确定值的确定 随着我国核电迅速发展和对环境保护的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企业都认识到放射性液态流出物浓度控制的重要性。重要性。 GB18871 GB18871电离

2、辐射防护与辐射源安全基电离辐射防护与辐射源安全基本标准本标准、GB6249GB6249核电厂辐射防护规定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明确了对液态流出物要进行总量控制和浓度控制的要求。控制的要求。v GB18871-2002GB18871-2002，8.68.6中规定，液态流出物排放总量限中规定，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。持在排放限值以下可合理达到的尽量低水平。

3、v 标准中没有对液态流出物排放浓度上限值进行具体标准中没有对液态流出物排放浓度上限值进行具体规定。规定。核电厂放射性液态流出物核电厂放射性液态流出物浓度排放控制过程浓度排放控制过程v 各核电厂根据设计排放源项、废液处理系统的设计以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。标值，经审批后执行。v 在在GB14587GB14587的修订过程中，一个重要的任务就是要确的修订过程中，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，给核电厂的定核电厂液态流出物的排放浓度上限值，给

4、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。据和明确的执行标准。v GB14587-2011 GB14587-2011 第第4.24.2节规定了：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放的放射性总量应符合GB6249GB6249中有关放射性液态流出物年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，系统排放口处除放口处除H-3H-3、C-14C-14外其它放

5、射性核素的总排放浓度上限外其它放射性核素的总排放浓度上限值为值为1000Bq/L1000Bq/L；对于滨河、滨湖或滨水库厂址，系统排放；对于滨河、滨湖或滨水库厂址，系统排放口处除口处除H-3H-3、C-14C-14外其它放射性核素的总排放浓度上限值外其它放射性核素的总排放浓度上限值为为100Bq/L100Bq/L，且总排放口下游，且总排放口下游1km1km处受纳水体中总处受纳水体中总放射性放射性浓度不得超过浓度不得超过1Bq/L1Bq/L，H-3H-3浓度不得超过浓度不得超过100Bq/L100Bq/L。国内可参考的内陆核设施液态流出物排放国内可参考的内陆核设施液态流出物排放浓度限值浓度限值

6、核动力院的除氚外其它放射性核素的排放浓度管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理目标值为200Bq/L200Bq/L； 821 821厂为总厂为总37Bq/L37Bq/L； 工程物理研究院是总工程物理研究院是总10Bq/L10Bq/L； 主要排放铀的核燃料循环设施主要排放铀的核燃料循环设施, ,废液处理设施排废液处理设施排放口：铀浓度放口：铀浓度100g/L100g/L，工业下水总排放口：铀，工业下水总排放口：铀浓度浓度50g/L50g/L ；（；（EJ1056-2005EJ1056-2005） 404404厂的情况比较特殊，没有受纳水体，按照总厂的情况比较特殊，没有受纳水体，

7、按照总22Bq/L22Bq/L，总，总4Bq/L4Bq/L向戈壁滩自流排放；向戈壁滩自流排放； 其他核设施基本上都执行其他核设施基本上都执行污水综合排放标准污水综合排放标准的的规定，即：放射性物质为第一类污染物，应在系统规定，即：放射性物质为第一类污染物，应在系统排放口进行控制，排放浓度控制为总排放口进行控制，排放浓度控制为总10Bq/L10Bq/L，总总1Bq/L1Bq/L。 国外核设施液态流出物的排放管理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，美国联邦法规邦法规10CFR2010CFR20附录附录B B中给出了按

8、饮用途径对公众年有中给出了按饮用途径对公众年有效剂量为效剂量为0.5mSv0.5mSv时推算出的各核素的浓度限值。同时，时推算出的各核素的浓度限值。同时，美国美国10CFR5010CFR50附录附录I I规定，为达到最优化的要求，核电规定，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厂液态流出物排放对公众的个人最大有效剂量应小于30Sv/a30Sv/a。 法国在法国在有关专用于压水堆核电厂放射性液态流出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物排放限值和排放方式的规则中规定，在一条河中规定，在一条河流中，氚浓度应低于流中，氚浓度应低于74 Bq/

9、L74 Bq/L，除氚外其它放射性核，除氚外其它放射性核素浓度应低于素浓度应低于0.74 Bq/L0.74 Bq/L。而滨海电厂对氚和除氚外。而滨海电厂对氚和除氚外核素的浓度限值是分别是核素的浓度限值是分别是740 Bq/L 740 Bq/L 和和7.4Bq/L7.4Bq/L，即，即内陆电厂比滨海电厂的排放浓度限值严格内陆电厂比滨海电厂的排放浓度限值严格1010倍。倍。 俄罗斯规定了每俄罗斯规定了每1000MW1000MW反应堆的日排放量，推算到反应堆的日排放量，推算到田湾核电厂的设计，为田湾核电厂的设计，为20Bq/L20Bq/L。 我国核电厂液态流出物排放浓度限值的现状分析我国核电厂液态流

10、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，为设计，液态流出物排放浓度限值过低，为0.37 MBq/m0.37 MBq/m3 3，秦，秦山三期也采取了同样的设计。山三期也采取了同样的设计。在在秦山核电公司液态流出物排放限值研究报告秦山核电公司液态流出物排放限值研究报告中通过中通过优化分析，申请将排放浓度限值变更为优化分析，申请将排放浓度限值变更为3.7 MBq/m3.7 MBq/m3 3。参考：参考：IAEA No.WS-IAEA No.WS-G-2.3G-2.3放射性流出放射性流出

11、物排入环境的审管控物排入环境的审管控制制讨论了确定排放限值讨论了确定排放限值的原则、方法和步骤。的原则、方法和步骤。采用的方法为：采用的方法为：多属性优化分析方法多属性优化分析方法剂量限值（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剂量约束豁免水平豁免水平（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对应于批准的排放管理限值的剂量限值的剂量运行机动性余量对应于最优化排放水

12、平的剂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、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。

13、对这些因素做了定性分析，并用多属素等多种因素。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的优化值为2.842.8410101111Bq/aBq/a，相应的优化剂量值为，相应的优化剂量值为9.5Sv/a9.5Sv/a。据核电站放射性液态流出物的优化分析结果，控制液据核电站放射性液态流出物的优化分析结果，控制液体排放的剂量管理目标值体排放的剂量管理目标值10Sv/a10Sv/a，由秦山三期核电，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

14、三期核电厂放射性液态流出物的排放量控制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值为3.03.010101111Bq/aBq/a。秦山三期。秦山三期2 2台机组的放射性液态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流出物年平均排放体积按年排水量为4 410104 4m m3 3/a/a计，计，则由此导出浓度控制标准为则由此导出浓度控制标准为7.57.510106 6Bq/mBq/m3 3。并将。并将3.7MBq/m3.7MBq/m3 3作为秦山三期的液态流出物排放浓度的管理作为秦山三期的液态流出物排放浓度的管理目标值目标值 。 为了保证该排放浓度限值有效实施，秦山三期采为了保证

15、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：取的废液排放浓度控制管理方式为：v 液态流出物浓度小于液态流出物浓度小于1MBq/m1MBq/m3 3，由流出物管理工程师，由流出物管理工程师批准排放；批准排放；v 液态流出物浓度大于液态流出物浓度大于1MBq/m1MBq/m3 3，且小于，且小于3.7MBq/m3.7MBq/m3 3，由，由保健物理处负责批准排放。保健物理处负责批准排放。v 液态流出物浓度大于液态流出物浓度大于3.7MBq/m3.7MBq/m3 3，则返回废液处理系，则返回废液处理系统。统。 关于排放管理，在标准第关于排放管理，在标准第5 5章有具体的规定，章

16、有具体的规定，5.55.5节规节规定了具体的排放管理执行程序：定了具体的排放管理执行程序：5.5 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。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，在满足出物，在满足4.84.8规定的前提下，由核电厂经理或授权人签规定的前提下，由核电厂经理或授权人签字认

17、可后，才准排放。同时，应查明放射性液态流出物浓字认可后，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。度增高的原因，采取必要的措施避免再次发生。 岭澳核电厂的液态流出物排放浓度限值岭澳核电厂的液态流出物排放浓度限值 在岭澳核电二期工程（在岭澳核电二期工程（3 3、4 4号机组）放射号机组）放射性废液态流出物排放的相关设计中，参考法国性废液态流出物排放的相关设计中，参考法国RCC-PRCC-P9090万千瓦压水堆核电厂系统设计和建万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则造规则对液态流出物的放射性浓度控制的规对液态流出物的放射性浓度控制的规定。控制方式为：定。控制方

18、式为：l放射性浓度放射性浓度0.5MBq/m0.5MBq/m3 3时可正常排放；时可正常排放；l大修期间，当浓度大修期间，当浓度1MBq/m1MBq/m3 3时可正常排放。否则时可正常排放。否则需送回废液处理系统进一步处理；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排放废液时，由排放管线上在线监测仪表实施连续监测。连续监测。 大亚湾和岭澳核电站液态流出物在线监测报警阈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值最初设定为20MBq/m20MBq/m3 3和和80MBq/m80MBq/m3 3，该值是根据当时，该值是根据当时的流出物的排放量确定的，随着大

19、亚湾基地核电机组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，分配到每台机组的年排放量也相应的减少，的增加，分配到每台机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。量就会增加。 20MBq/m20MBq/m3 3的报警值和的报警值和80MBq/m80MBq/m3 3的联锁值与取样监的联锁值与取样监测的浓度管理值相差太大。测的浓度管理值相差太大。20MBq/m20MBq/m3 3的报警阈值和的报警阈值和80MBq/m80MBq/m3 3的自动联锁作为废液排放控制的最后一道屏的自动联锁作为废液排放控制的最

20、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，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。对其报警阈值进行必要的调整。 在参考了法国有关规定和参考电站的情况后，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线上连续监测仪表的相应阈值调整到10 MBq/m10 MBq/m3 3

21、和和40 MBq/m40 MBq/m3 3。 秦山核电二期和扩建工程对放射性液态流出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：一级报警为：一级报警5MBq/m5MBq/m3 3, , 二级报警二级报警10MB/m10MB/m3 3。 关于废液排放系统管线上连续监测仪关于废液排放系统管线上连续监测仪表的报警阈值，在标准表的报警阈值，在标准5.35.3节中进行了具体节中进行了具体规定：规定： 5.35.3 为有效防止和控制核电厂放射性液态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流出物的异

22、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仪表联锁报警阈值应不超过排放浓度控制值的值的5 5倍。倍。田湾核电厂的液态流出物排放浓度限值管理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，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，为液态流出物排放的浓度限值过严，为0.02 MBq/m0.02 MBq/m3 3。造成大量废水需要返回废液处理系统进行蒸发处理，造成大量废水需要返回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

23、行优化分析后，提出了排管理和处置的负担。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出物向环境排放的浓度限值为0.2 MBq/m0.2 MBq/m3 3，联锁阈，联锁阈值为值为1MBq/m1MBq/m3 3。表表1 1 我国运行核电站放射性液态流出物目前所采用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）的排放浓度限值（除氚外核素）核电厂名称核电厂名称浓度管理浓度管理目标值目标值MBq/mMBq/m3 3在线监测报在线监测报警值警值MBq/mMBq/m3 3联锁阈值联锁阈值MB

24、q/mMBq/m3 3秦山一期秦山一期3.73.7* *3.73.7秦山二期秦山二期3.73.75 51010秦山三期秦山三期3.73.7* *3.73.7大亚湾核电站大亚湾核电站基地基地1 110104040田湾核电站田湾核电站0.20.20.20.21 1 从几个核电厂的液态流出物排放浓度限值进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特征确定的，不同核电厂的排放浓度限值和报警

25、阈值也存在一定的差异，因此，有必要制定一个统一值也存在一定的差异，因此，有必要制定一个统一的关于液态流出物排放浓度限值和管理程序的标准。的关于液态流出物排放浓度限值和管理程序的标准。 对于滨海核电厂，秦山一期和秦山三期根据放射对于滨海核电厂，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，得出性液态流出物排放浓度管理目标值的优化分析，得出将除将除H-3H-3和和C-14C-14外其它放射性核素的排放浓度管理目外其它放射性核素的排放浓度管理目标值定为标值定为3700Bq/L3700Bq/L是适宜的结论，并得到了环保部的是适宜的结论，并得到了环保部的批准。但是鉴于运行核电厂目前

26、执行批准。但是鉴于运行核电厂目前执行1000Bq/L1000Bq/L的内部的内部控制标准，且正常运行时基本可以达到该排放标准，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标准中最终将滨海核电厂除H-3H-3和和C-14C-14外其它放射性外其它放射性核素的排放浓度上限值定为核素的排放浓度上限值定为1000Bq/L1000Bq/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上限值的最终确定 对于内陆核电厂，由于我国目前还没有运行实对于内陆核电厂，由于

27、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、排放浓度上限值进行了简单类比计算，给出了除氚、C-14C-14外的核素的排放浓度的上限值以及氚的排放浓外的核素的排放浓度的上限值以及氚的排放浓度上限值。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放射性液态流出物排放浓度标准的制定内陆核电厂除内陆核电厂除H-3H-3、C-14C-14外其它放射性核素排外其它放射性核素排放浓度限值的研究放

28、浓度限值的研究（1 1）排放浓度限值的考虑范围）排放浓度限值的考虑范围 污水综合排放标准污水综合排放标准规定，向水体中排放的总规定，向水体中排放的总放射性小于放射性小于10Bq/L10Bq/L。由于该标准没有规定核素组分，。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，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内陆核电厂的排放浓度控制标准可在10

29、10370 Bq/L370 Bq/L的的范围内确定。范围内确定。 （2 2）排放浓度限值推算）排放浓度限值推算1 1）途径）途径 内陆核电厂液态流出物对环境的影响可分为对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。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：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，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。剂量转换因子，推算核素的排放

30、浓度限值。 2 2） 饮水途径等效剂量转换因子饮水途径等效剂量转换因子 M310M310、AP1000AP1000以及以及EPREPR是我国核电中长期规划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，估算饮水途径射性液态流出物设计排放源项，估算饮水途径等效剂量转换因子。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：等效剂量转换因子： G= G= fifih hinging核电厂核电厂液态流液态流出物排出物排放的核放的核素组分素组分摄入摄入剂量

31、剂量转换转换因子因子 饮用水饮用水途径等途径等效剂量效剂量转换因转换因子子Sv/BqSv/Bq 分别针对分别针对M310M310、AP1000AP1000以及以及EPREPR核电机组计算了饮核电机组计算了饮用水途径等效剂量转换因子。用水途径等效剂量转换因子。 由于由于污水综合排放标准污水综合排放标准适用于除有特殊规定的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水中仅含有9090SrSr，则对于直接饮用的饮用水途径，该核，则对

32、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厂之比仅是9090SrSr剂量转换因子与各核电厂的等效剂量转剂量转换因子与各核电厂的等效剂量转换因子之比。换因子之比。 由下表所见，排放由下表所见，排放100% 100% 9090SrSr的某核技术应用设施分别的某核技术应用设施分别为为M310M310、AP1000AP1000和和EPREPR核电厂的核电厂的3.793.79、3.783.78和和8.388.38倍。倍。100% 100% 9090SrSrM310M310AP1000AP1000EPREPR等效剂量等

33、效剂量转换因子转换因子Sv/BqSv/Bq2.80E-082.80E-087.38E-097.38E-097.41E-097.41E-093.34E-093.34E-09比值比值3.793.793.783.788.388.38 这说明，对于直接饮用途径，如果这说明，对于直接饮用途径，如果M310M310、AP1000AP1000和和EPREPR三种核电机组在内陆建造，放射性液态流出物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的排放浓度可以分别放宽到污水综合排放标准污水综合排放标准中中总总 10Bq/L10Bq/L的的3.83.8、3.83.8和和8.48.4倍，也就是倍，

34、也就是38Bq/L38Bq/L，38Bq/L38Bq/L，84Bq/L84Bq/L，其剂量贡献和满足，其剂量贡献和满足污水综合排放污水综合排放标准标准的排放的排放100% 100% 9090SrSr的某核技术应用设施相同，即的某核技术应用设施相同，即等效于满足等效于满足污水综合排放标准污水综合排放标准的排放要求。的排放要求。 根据上述的简单计算，初步确定内陆核电厂液态根据上述的简单计算，初步确定内陆核电厂液态流出物排放浓度限值为流出物排放浓度限值为37Bq/L37Bq/L。 3)3)排放浓度限值的进一步考虑排放浓度限值的进一步考虑 根据根据WHOWHO饮用水水质标准饮用水水质标准可用于计算可用

35、于计算饮用水中放射性核素的指导水平的公式：饮用水中放射性核素的指导水平的公式： GL=IDC/(hGL=IDC/(hingingq) q) 以及美国以及美国10CFR2010CFR20附录附录B B中的假设：每人每年饮中的假设：每人每年饮水水730L730L，假定全部饮用的是电厂排出的浓度为，假定全部饮用的是电厂排出的浓度为37Bq/L37Bq/L的水，剂量见表的水，剂量见表2 2。 鉴于美国鉴于美国10CFR2010CFR20给出的核电厂各核素浓度限值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是按饮用途径对公众年有效剂量0.5mSv0.5mSv推算的，对应推算的，对应于于M310M310和和AP1000AP1000，浓度限值为，浓度限值为92.5 Bq/L92.5 Bq/L，即约，即约100 100 Bq/LBq/L。 100%100%9090SrSrM310M310AP1000AP1000EPREPR浓度浓度Bq/LBq/L1010373737373737剂量剂量mSv/amSv/a0.20.20.20.20.20.20.090.09 此外，在标准中，还增加了一些新的规定：在总此外，在标准中，还增加