涉及環境輻射、放射性廢物水泥固化體、放射性液態排放物
國家環保部網站（以下簡稱“環保部”）8月31日發布消息稱，由環保部和國家質量監督檢驗檢疫總局于今年2月18日發布的涉及核電廠環境輻射及放射性廢處理的三項國家放射性污染物防治標準于9月1日起實施。
新實施的三項標準分別為：《核動力廠環境輻射防護規定》(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《核電廠放射性液態流出物排放技術要求》(GB 14587-2011)，同時廢止三項舊有標準。
環保部稱，此次實施三項新標準，旨在貫徹《中華人民共和國環境保護法》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。
環境輻射規定
更具體細化
就核電廠環境輻射防護，新實施的標準規定了陸上固定式核動力廠廠址選擇、設計、建造、運行、退役、擴建和修改等方面的環境輻射防護要求，并指出該標準適用于采用輕水堆或重水堆發電的陸上固定式核設施，其他堆型的核動力廠可參照執行。
據悉，《核動力廠環境輻射防護規定》(GB 6249-2011)對之前標準的修訂內容涉及五個方面。
記者查閱資料發現，原標準中提及：按可能導致對環境危害程度的大小，對核電廠的事故分為預期運行事件、大事故、重大事故和最大可信事故。新標準將原標準中設計基準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生頻率為10-4-10-2∕堆年，極限事故的發生頻率為10-6-10-4∕堆年。
此外，新標準將原標準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，并給出了相應的劑量接受準則。同時，新標準按照堆型和功率實施放射性流出物年排放總量控制，也明確規定了輕水堆液態放射性流出物中碳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。
《核動力廠環境輻射防護規定》(GB 6249-2011)還規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超過1000Bq∕L，內陸廠址不超過100Bq∕L。
一位接近環保部的業內人士向記者表示，新的環境輻射標準是對1986年版《核電廠環境輻射防護規定》（GB 6249-1986）的第一次修訂，修訂的內容更加細化和具體了核電廠在選址、建設以及后期運行、退役等方面的規定，“以退役為例，新標準清晰地明確了退役前、退役中及退役后的要求，而之前的標準只提及退役后的事項。”
固化廢物標準
適用范圍調整
《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)標準規定了低、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。
據記者了解，新的標準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年版標準的適用范圍中還包括了可以參照當時標準執行的巖洞處置的水泥固化體，即新標準在修訂了規范性引用文件，即最新發布的規范性文件的同時，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。
除了修訂的內容，新標準也增加了“水泥固化體”和“游離液體”的定義以及不進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，舊標準只提及用非放射性的模擬廢物按照規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環境養護并測量第28d的抗壓強度。而新標準采用了《水泥膠沙強度檢驗方法（ISO法）》（GB∕T17671）規定的養護條件，而且增加了檢驗結果的數據處理要求，即抗壓強度性能檢驗應至少對六個水泥固化體平行樣品進行測量，以一組六個抗壓強度測定的算術平均值為實驗結果。
液態廢物標準
控制總量和濃度
就放射性液體排放物，新標準規定了核電廠排放的技術要求，這個標準適用于輕水堆和重水堆型核電廠放射性液態流出物排放系統的設計和運行以及放射性液態流出物排放的管理，其他類型的核動力廠和核反應堆設施也可參照采用。
與前兩項新標準一樣，放射性廢物排放新標準也有適當修訂和增加。首先是修訂了標準名稱和適用范圍、放射性液態流出物排放管理原則以及放射性液態流出物排放管理、總排放口設置和監測等方面的要求。“針對我國即將建造濱河、濱湖和濱水庫等內陸核電廠的現狀，新標準特別增加了對這些河流、湖泊以及水庫的要求。”上述業內人士告訴記者。
而增加的內容，涉及放射性液態流出物排放濃度限值和在線報警閾值、液態放射性流出物排放系統設計和運行管理上的技術要求特別是優化要求。
記者對比發現，舊版標準的放射性液態流出物排放管理原則為“可合理達到盡量低”，而新版標準則為“輻射防護最優化”和“廢物最小化”原則，關鍵是實施放射性液態流出物年排放總量控制和排放濃度控制。
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