&&&&东京电力公司22日下午宣布，在福岛第一核电站以南8公里处，检测到海水中的放射性碘－131浓度达到标准值的80．3倍，核电站以南16公里处这一浓度为标准值的16．4倍，确认海水遭受放射性污染的范围在扩大。&&&&东京电力公司说，尽管核电站污染海水范围有所扩大，但核电站排水口附近放射性碘的浓度已下降。东京电力公司对22日晨从福岛第一核电站排水口附近采集的海水进行检测后，发现放射性碘－131的浓度是日本法定限度的29．8倍，而21日下午在同一地点采集海水中的这一浓度是法定限度的126．7倍。&&&22日下午，东京电力公司副社长鼓纪男前往福岛县田村综合体育馆避难点，向避难居民鞠躬谢罪。&&&&东京电力公司社长清水正孝21日说，准备就核电站事故向福岛县知事佐藤雄平当面谢罪，但是佐藤雄平22日予以拒绝。佐藤雄平说：“福岛县民的愤怒和不安已经达到极限，现在不是接受道歉的时候，社长及其助手现在应该拼死收拾局面。”
(河北沧州)
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······一种用于核电站放射性污染去污的激光清洁系统
申请号：.6 申请日：
摘要：本发明涉及一种用于核电站放射性污染去污的激光清洁系统，包括激光发生器、与激光发生器的激光输出口相连的激光传导装置、设置在目标材料附近的作业监控系统、控制系统、废物回收系统，激光传导装置包括与激光发生器的激光输出口相连并用于传输激光的光纤、用于将光纤的激光输出口移动到放射性污染物表面上方的移动器、机械手臂、设置在机械手臂上的操作装置，光纤固定设置在移动器内且光纤的激光输出口位于移动器的一端部，移动器的一端部悬空而另一端部安装在机械手臂上，操作装置用于控制机械手臂和移动器的运动，移动器的运动带动光纤的激光输出口移动。
地址： 215004 江苏省苏州市西环路1788号
发明(设计)人：
主分类号：
&实质审查的生效IPC(主分类):B08B
7/00申请日:
注：本法律状态信息仅供参考，即时准确的法律状态信息须到国家知识产权局办理专利登记簿副本。
&一种用于核电站放射性污染去污的激光清洁系统，包括用于产生激光将目标材料上的放射性污染物去除的激光发生器、与所述激光发生器的激光输出口相连的激光传导装置、设置在所述目标材料附近的作业监控系统、控制系统及用于回收已从所述目标材料上去除的放射性污染物的废物回收系统，所述激光发生器和所述作业监控系统均与所述控制系统相连并均由所述控制系统控制工作，其特征在于，所述激光传导装置包括与所述激光发生器的激光输出口相连并用于传输所述激光的光纤、用于将所述光纤的激光输出口移动到所述放射性污染物表面上方的移动器、机械手臂、设置在所述机械手臂上的操作装置，所述光纤固定设置在所述移动器内且所述光纤的激光输出口位于所述移动器的一端部，所述移动器的一端部悬空而另一端部安装在所述机械手臂上，所述操作装置用于控制所述机械手臂和移动器的运动，所述移动器的运动带动所述光纤的激光输出口移动。
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核电厂对环境的放射性污染及其防治
　第 18 卷　第 4 期 　1998 年　7 月辐射防护 Radiation Prot ect ionVo l. 18　N o. 4　 Jul . 　1998　核电厂对环境的放射性污染及其防治施仲齐　曲静原　崔永利( 清华大学核能技术设计研究院, 北京, 100084) 本文调 查研
究了 世界范围内 和我国正 在运行的核 电厂放射性 污染物向 环境的排放 及其对公 众的照 射, 历史 上发生的 核电厂严重 事故对环境 的放射性 污染及其后 果, 我 国对核电厂 放射性污 染防治的管理和国际组织、 美国、 德国等对放射性 污染防治的立法情 况, 并对我国 在核电厂放射性 污染防治方面尚存在的一些问 题提出了意见, 建议进一步加强 相关的法制建设和 加强核电厂环境 放射性污染防治的监督。 关键词 　 核电厂　放射性　环境污染　环境管理　秦山核电厂　广东大亚湾核电站自 50 年代开始利用核反应堆发电以来, 核电的发电量一直持续增长, 在电力生产中占有 重要的地位。据最新资料 , 1997 年全世界 32 个国家正在运行和正在建造的核电厂有 480 座, 占全球能源的 6% , 占总发电量的 17% 。 中国发展核电起步较晚, 但已建成浙江秦山核电厂( 电功率 30 万千瓦, PWR 型) 和广东大 亚湾核电站( 电功率 2×90 万千瓦, P WR) 。目前, 秦山二期( 电功率 2×60 万千瓦, PWR) 和广 东岭澳核电厂( 2×100 万千瓦, P WR) 已经开始建造, 秦山三期( 电功率 2×72 万千瓦, HWR ) 和连云港核电厂( 电功率 2×106 万千瓦, PWR ) 正在计划之中。 上述这些核电厂机组将在 2000 年初投入运行, 届时中国核电装机容量将达 886 万千瓦( 即 8. 86 GW ) ; 并据专家预测, 中国到 2020 年核电装机容量可能达到 40～50 GW , 届时核电将占总电量的 6% [ 2] 。 面临我国核电厂一个较快发展速度的现实, 回顾和研究核电厂对环境的放射性污染及其 防治的问题并在此基础上得出有益的结论可能是需要的。 本文主要调查研究了世界范围内和我国正在运行的核电厂放射性污染物向环境的排放及 其对公众的照射, 历史上发生的核电厂严重事故及环境后果, 核电厂放射性污染防治的对策; 对这些资料进行分析和小结, 提出了对我国核电厂放射性污染防治的若干建议。[ 1]1　核电厂放射性污染物向环境的排放在核电厂生产电力期间, 在燃料内产生放射性裂变产物, 在结构材料和包壳材料内产生中 子活化产物。 由于裂变产物可从包壳破损的少量燃料中释放, 进入反应堆冷却剂; 当结构材料、 包壳材料的腐蚀产物被载带进入反应堆堆芯时可能被活化, 都会引起冷却剂的放射性污染。 核电厂都装备放射性废物的处理、 管理系统, 以去除气态和液态废物中的放射性核素, 管 理放射性固体废物。 因此, 在正常运行期间, 核电厂不可避免地要向环境排放放射性污染物, 而 核电厂放射性废物的排放量、 固体放射性的产生量是跟核反应堆堆型, 它的设计和所采用的废? 242? 物处理设施及反应堆运行管理有关。 1. 1　放射性废气的排放辐射 防护第 18 卷　第 4 期核电厂向环境排放的气态放射性污染物包括: 惰性气体( 氪、 氩) , 气态排出物中的卤素 氙、 (131I,133I 等) , 颗粒物和氚( T ) 等。 1 列出了联合国原子辐射效应科学委员会( UNSCEAR) 发 表表的世界范围内压水堆、 重水堆在 [ 3] 、
年[ 4] 期间和中国广东大亚湾核 电站
年的平均归一化放射性废气排放量 [ 5, 6] ( 即每 1 GW ?a 的排放量; 大亚湾核 电站共有 2 台机组, 表中所列为每台机组的平均年排放量) 。 为比较, 表中同时列出了国家环保 局批准的每台机组的年排放限值 。表 1　核电厂放射性废气平均归一化排放量( Bq / G W? a ) T ab. 1　Av er age nor malized activit y r eleases in air bor ne effluents fro m nuclear po wer plants ( Bq/ GW ?a)惰性气体 U N S CEA R, PW R 　　 年平均[ 3] 　　 年平均[ 4] U N S CEA R, HW R 　　 年平均[ 3] 　　 年平均[ 4] 广东大亚湾核电站, PW R 　　每台 [ 5] 　　1995 年 [ 6] 　　国家批准的年排放限值 [ 6] 2. 57×. 01×14 2. 86×108 3. 60×108 1. 9×109 8××××108 4. 2×108 6. 7××××1013 卤素和颗粒 6. 25×109 2. 93×109 氚 5. 9××1012[ 6]从表 1 可以看出, 重水堆( HWR) 气态氚的排放量比压水堆高出二个数量级。浙江秦山三 期核电厂计划建造 CANDU 型重水堆, 对于氚的放射性环境污染应当引起重视。在重水堆中, 氚的来源主要是在重水冷却剂和慢化剂中的氘被中子活化所产生的。 在重水堆中, 占第二位的 6 10 氚来源的另一机制是三重裂变; 在燃料中的 L i 和 B 和在吸收棒中的硼的活化产生的氚数量 较少。 1. 2　放射性废液的排放 核电厂的放射性废液包括氚( T ) 和氚以外的其他放射性核素。 在压水堆, 冷却剂中的氚主 要是由于燃料的三重裂变而产生, 透过燃料包壳进入水中; 另外由于作为反应性补偿控制措施 在冷却剂中加入化学添加剂硼酸以及为控制水中的 pH 值而加入的氢氧化锂, 使溶于水中的 硼、 锂和水中的氘在中子的照射下也产生氚。 表 2 列出了 U NSCEAR 发表的全世界压水堆、 重水堆在 [ 3] 、
年 [ 4] 期间和中国广东大亚湾核电站
年的平均归一化放射性废液排放量及国家环保局 批准的每台机组的年排放限值。大亚湾核电站 1994 年氚的排放已占国家批准的限值的 40% , 1995 年氚和非氚放射性废液的排放总量比 1994 年有较大幅度的下降; 同时, 在环境监测中测 到有110m Ag 的污染[ 6] , 这是由于反应堆控制棒的缺陷使银吸收剂与反应堆冷却剂接触, 造成一 定的腐蚀而被活化造成的, 是大亚湾核电站放射性排出物对公众照射的关键核素, 一直受到国 家环保局及其核环境审评专家的很大关注。 图 1 给出了世界范围内 1970 年至 1989 年所有核反应堆按 5a 平均的放射性废气、 废液的施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?243?图 1　世界范围内所有反应堆按 5a 期平均的放射性核素的归一化释放量 [ 4] F ig . 1　A v erag e nor malized r eleases of r adionuclides for each 5 y ears fr om r eactor s in the wo rld [ 4]归一化排放量示意图[ 4] 。 从图 1 可以看出, 世界范围内核电厂向环境排放的放射性污染物在减 少, 这种降低趋势反映了核燃料质量的提高及核电厂运行性能和标准的提高。表 2　核电厂放射性废液平均归一化排放量( Bq/ G W?a ) T ab. 2　A ver age no rmalized act ivity r eleases in liquid effluent s fr om nuclea r pow er plants ( Bq/ GW ?a)氚 U N S CEA R, PW R 　　 年 [ 3] 　　 年 [ 4] 　　 HWR 　　 年 [ 3] 　　 年 [ 4] 广东大亚湾核电站, PW R 　　每台机组平均 [ 6] 1994 年 　　　　　　　　　1995 年 　　 年平均 [ 5] 　　国家批准的年排放限值 [ 6] 1. 11××××××××××××××××1010 除氚以外的放射性核素1. 3　核电厂放射性固体废物 1. 3. 1　放射性固体废物的分类 核电厂放射性固体废物主要是由核电厂运行和维修中产生的中、 低水平放射性固体废物。 它们通常可分为以下 4 类: ( 1) 浓缩液。主要来自废液处理系统的蒸发装置产生的蒸发浓缩液, 少量来自放射性废物 回收系统。 ( 2) 废树脂。包括不同类型的废离子交换树脂, 属湿的固体废物。? 244?辐射 防护第 18 卷　第 4 期( 3) 废过滤器芯子。 ( 4) 干固体废物。 在核电厂运行期间可产生各种含放射性物质的干固体废物。 这些废物的 性质因设施而异, 差别很大, 可分为可压缩和不可压缩两类。包括反应堆车间中淘汰下来的金 属零部件、 通风系统的过滤器、 地面覆盖物、 污染的工具等。 它的另一个来源是运行和维修期间 使用过的各种各样的纸张、 塑料、 橡胶、 抹布、 工作服、 小的金属和玻璃物品等。 1. 3. 2　固体废物的产量 由 UNSCEAR 估计的世界范围内反应堆产生的调制过的固体废物 列于表 3。表 3　世界范围内反应堆产生的调制过 的固体废物 [ 3] T ab. 3　Estimat ed ty pical v olumes a nd activ ity co ncentr ations of conditio ned solid wastes fr om r eactor s in the w or ld [ 3]中　放　水　平 堆　型 归一化产量 [ m ( G W ?a) 压水堆 沸水堆 重水堆 气冷堆 50 100 50 203 - 1[ 3]低　放　水　平 归一化产量 [ m ( G W ?a) 200 500 250 10003 - 1放射性浓度 ] ( G Bq?m 100 50 100 1000- 3放射性浓度 ] ( G Bq?m - 3 ) 1 1 1 10)广东大亚湾核电站 1994、 1995 年放射性固体废物的产量列于表 4[ 6] 。大亚湾 2 台机组在 1995 年进行了首次换料大修。由于 1 号机组控制棒落棒时间超差, 接连进行了 3 次控制棒强 制性检修, 历时 203d , 增加了放射性固体废物的产生量 [ 6] 。表 4　广东大亚湾核电站 2 台机组放射性固体废物产生量 [ 6] T ab . 4　 Solid radio activ e waste pr oduction of G uang dong D aya Bay N uclear Po wer Stat ion ( 2 units )废物种类 浓缩液 废树脂 废过滤器芯子 干固体废物 设计值 50 m 3 34 m 3 220 个 300 m31994 年产生量 10 m 3 40. 4 m 3 236 个 19 m31995 年产生量 18 m 3 17. 8 m 3 45 个 64 m 3放射性水平 [ 7] 最大浓度为 1. 85×1012 Bq/ L表面剂量率& 2 mSv / h1. 4　核电厂退役产生的放射性废物 核电厂反应堆退役产生大量的放射性固体废物, 因而退役的核电厂反应堆将成为未来固 体废物的一部分来源。 1. 5　核电厂乏燃料 未经处理的核电厂乏燃料可以看成高水平放射性废物。核电厂乏燃料的后处理可回收可 供使用的铀与钚, 同时产生高水平放射性废物, 这些废物含有多种超铀元素和一些放射性很 强、 发热和长寿命的裂变产物, 有可能成为潜在的环境污染源。施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?245?2　核电厂运行对环境的放射性污染及其对公众的照射2. 1　核电厂运行对环境的放射性污染 2. 1. 1　世界范围内核电厂运行对环境的放射性污染 正常运行的核电厂, 由于采取了极其严格的管理, 绝大多数的放射性物质被有效地包容 着, 只向环境释放其数量很小的放射性污染物( 参见本文 1. 1 和 1. 2 节) 。因而, 在世界范围内 由于核电厂正常运行对环境的放射性污染是微不足道的。 2. 1. 2　我国正在运行的核电厂对环境的放射性污染 根据我国环境保护法和核电厂辐射环境保护的有关规定, 核电厂在运行前和运行期间都 进行了环境辐射监测 。 5 列出了部分监测结果。 表 在大亚湾核电站的环境监测中, 在海 110m 虾、 珍珠贝等样品中均测出了痕量的人工放射性核素 Ag ( 来源参见 1. 2 节的说明) , 说明了 在环境影响报告书中将 110m Ag 作为关键核素是有理由的[ 6] 。但比活度远低于国家批准的年排 放限值推导得出的 Ag 在海生物中的比活度。 从监测结果可以看出, 其值均在环境本底涨落的范围内或低于探测限或造成的影响甚微。 秦山、 大亚湾的运行未对周围环境产生可察觉的影响。表 5　我国秦山、 大亚湾核 电厂环境辐射监测部分结果 [ 6, 9] T a b. 5　 Enviro nment al r adiatio n monito r ing r esults ar ound Q inshan a nd Daya Bay nuclear pow er plants in China核电厂 监测部门 核电厂营运单位 浙江省监测站 核电厂营运单位 监测时间 1995 年 1～3 月 1994 年 & 1. 22) 环境辐射累 积剂量 1) ( nG y/ h) 106±7 108±12 39～2053)[ 5、 8～12] 6,110mC 剂量率 ( nG y / h) 52±13 53±10 ～本底4)土壤中 137 Cs 含量 ( Bq/ kg) 3. 3±1. 9 4. 7±2. 7 ～本底4)地表水氚 浓度 ( Bq/ L ) 3. 6±0. 7 1. 4±0. 7海水氚 浓度 ( Bq/ L ) & 1. 5×10- 3 7×10- 4 3)秦山大亚湾1995 年47～1803)～本底 4)& 1. 22)　　1) 用 T LD 累积测量结果; 2) 小于探测限; 3) 运行前本底值的范围为 45. 6～198 nG y/ 4) 测量结果在本底 调查值涨落 范围内。2. 2　核电厂运行对公众的照射 2. 2. 1　世界范围内核电厂运行对公众的照射 核电厂运行对公众的照射, 是通过一定的数学模式进行估计的。UNSCEAR 估计的世界 范围内各类核电厂反应堆流出物的常规排放对公众造成的最大个人剂量( 离核电厂 1 km 处) 和归一化集体剂量列于表 6[ 4] 。按 5a 平均的集体剂量列于图 2。 应当说明, 计算集体剂量采用如下的模拟厂址( 代表北欧和美国东北部的典型厂址) : 在厂 址 2 000 km 内平均人口密度为 20 人/ km , 累积人口约 2. 5 亿; 在厂址 50 km 内, 人口密度为 400 人/ km 2 。由表 6 可以看出, 给公众造成的集体剂量, 对压水堆, 主要来自14 C ; 对重水堆, 主 要来自气态的14C 和3 H。 14C 的剂量估算截止到 1 万年。 对 近几年国际上对14C 等一类长寿命核 素所致集体剂量估算年限, 主张只到几千年。因此 C 的相对贡献也将下降。14 2? 246?辐射 防护第 18 卷　第 4 期表 6　 年世界 上各类核电厂反应堆释放的放射性核素造成的最大个人剂量和归一化集体剂量 [ 4] T a b. 6　Effectiv e do ses t o the mo st expo sed individuals and nor malized collect ive doses fr om r adionuclide r eleases of r eactor s in the w or ld ( ) [ 4]发电量 份额 (%) 压水堆 沸水堆 气冷堆 重水堆 轻水石墨堆 快中子增殖堆 按发电量加权平均 总　　计 　　1) 仅为局地和区域部分和选择积分时间段为 1 万年。 62. 13 22. 35 3. 98 5. 26 5. 88 0. 40 7 10 10 20 0. 1 最大个人 有效剂量 ( LSv / a) 1 单位发电量的集体剂量[ 人?Sv/ ( G W?a) - 1 ] 气　态　流　出　物 惰性气体 0. 010 0. 075 0. 024 0. 023 0. 24 0. 018 0. 0393H 14 C 1) 131 I液态流出物 颗粒 0. 011 0. 049 0. 11 0. 065 0. 23H其他 0. 61 0. 038 0. 09 0. 40. 030 0. 028 0. 099 5. 3 0. 29 1. 1 0. 330. 22 0. 81 0. 97 8. 6 2. 3 0. 22 0. 940. 09 0. 01 0. 5 0. 　　　　　0. 020 0. 7 0. 30 0. 3 0. 033图 2　反应堆释放的放射性核 素造成的局地和区域集体有效剂量 Fig. 2　L ocal and r egional co llectiv e effectiv e do ses fo r radio nuclides r eleased fro m reacto r s[ 4]粗线表示核的总电量的趋势; 纵坐标数值对应于 0. 1 G W?a。全世界核电厂反应堆运行中各类废物对公众造成的归一化集体剂量列于表 7 。反应堆 运行产生的中、 低水平固体废物一般在浅地层埋藏处理。 通常假定固体废物处置对公众引起的 剂量是由于放射性核素从埋藏场转移到地下水引起的。表 7 中所列固体废物引起的集体有效 剂量几乎全部是由其中的 C 引起的, 其剂量估算与废物货包和场址特征有关, 具有很大的不 确定性。 2. 2. 2　广东大亚湾核电站运行对公众的照射 根据模式的估计, 广东大亚湾核电站所释放的放射性对公众造成的最大个人有效剂量( 2 台机组,
年) 和核电站流出物( 1994 年) 归一化集体剂量的值 列于表 8。 集体剂 量是在核电厂 80 km 半径范围内的估计值。为比较起见, 表 8 同时列出了国家环保局规定的 核电厂正常运行排放所致公众的剂量限值、 中国居民所受天然辐射照射年有效剂量[ 15] 和世界[ 5] [ 13] 14[ 4]施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?247? 的值。范围内的天然辐射照射所致成人平均年有效剂量( 正常本底地区)[ 16]表 7　 年世界范围内核电厂反应堆运行中各类废物对 公众造成的归一化集体剂量 [ 4] T ab. 7　N o rmalized co llectiv e effectiv e do ses fr om r eactor oper atio n in the wo rld [ 4]来　源 气态流出物 液态流出物 固体废物处置 　　低放水平废物 　　中放水平废物 0.
归一化集体有效剂量[ 人?S v( GW ?a) - 1 ] 1. 3 0. 04表 8　广东大亚湾核电站正常运行对公众产生的剂量Tab. 8　 Est im at ed doses t o t he public du ring th e Gu ang don D aya Bay N ucl ear Pow er St at ion n or mal operat ion 最大个人年有效剂量 ( 2 台机组,
年) ( mSv/ a) 气态 照射途径 液态 总计 国家限值 [ 14] 核电厂所致剂量占限值的份额( % ) 我国居民天然辐射照射 [ 15] 世界范围内的天然辐射照射 [ 16] 3. 54×10- 5 6. 52×10- 3 6. 55×10- 3[ 5] 0. 25 2. 62 2. 3 2. 4 0. 18[ 13] 102 0. 18 归一化集体剂量 ( 80 km 范围内) [ 人?S v( GW ?a) - 1 ]3　核电厂严重事故及其环境后果对核电厂会不会发生严重事故是有一个认识过程的。 在三哩岛事故以前, 尽管核安全专家 们研究、 计算和声明表明: 核电厂反应堆有发生严重事故的可能性, 但美国的许多核工业界领 导人还是认为不会发生事故 [ 17] ; 在三哩岛事故发生之后, 当时前苏联科学院院长曾公开声明: 这事故只会在资本主义社会发生, 因为他们把利润置于安全之上 [ 17] 。美国三哩岛和前苏联切 尔诺贝利核电厂事故的发生表明, 核电生产与其他人类生产活动一样, 仍存在发生事故甚至严 重事故的可能性。 当然, 核电厂由于采取了纵深防御等一系列行之有效的安全措施和环境保护 措施, 全世界至今 6 000 多堆年的商用核电厂运行的记录总的来说是安全的, 是有利于环境保 护的。 本节着重介绍历史上已经发生的上述 2 起核电厂严重事故及其环境后果, 同时对沸水试 验动力堆 SL -1 事故作一简单回顾, 使我们不仅重视我国正在运行和计划建造的技术上成熟 的核电厂的环境放射性污染防治和安全管理, 同时还需对正在建造或计划建造的小型实验核 电厂( 如 10 M W 高温气冷堆, 快中子实验堆等) 加强环境保护管理和核安全管理。 3. 1　美国固定式低功率厂一号事故[ 18] 美 国固定式低功率厂一号( SL -1) 反应堆是自然循环、 高浓缩铀( 93%2 35U ) 沸水型试验堆, 用于边远的军用装置, 设计热功率为 3 MW , 建于美国爱达荷国家反应堆试验站内。1961 年 1 月 3 日 3 名反应堆运行人员在进行停堆后的例行检修时, 可能由于将堆的中央控制棒提? 248?辐射 防护第 18 卷　第 4 期升到允许的位置之上, 导致反应堆瞬间达到超临界和严重的功率剧增, 形成了某些金属蒸汽, 使堆芯大约 20% ( 含 40% 的裂变产物总量) 毁坏, 有 2 名在场的运行人员当即死亡( 其中 1 名 被控制棒刺穿致死) , 第 3 名在 1h 内死亡。事后分析表明, 发生事故的原因主要是设计有明显 缺陷, 使在检修时容易将控制棒提升到使反应堆发生瞬发临界的状态。 该反应堆厂房不是按能 包容放射性核素要求设计的, 但由于事故释放的能量几乎全部是在很短的核瞬态过程中释出, 系统没有增压, 裂变产物衰变热不足以保持事故后堆芯熔化或引起进一步熔化, 因而几乎没有 使放射性核素释放的驱动力。 事故释放的放射性污染物列于表 9。 释入环境的放射性约为总放 射性存量的 0. 01% , 亩。表 9　美国 SL - 和 T M I-2 事故放射性源项 [ 18] 1 T ab. 9　A ccidental Sour ce t erms fr om the SL -1 and T M I-2 in the U SA [ 18]反应堆 SL -1 T M I -2 堆型 BW R PW R 冷却剂 水 水 热功率 ( MW) 3 2700 碘 3. 7×10 ( 16 h 内) 2. 59×1013 ( 30 d 内) 5. 5××9-03-2811131I 的释放量小于总量的 0. 5% , 金属中 Sr 和 Cs 分别为 3. 7×10 、 85 1.901379×1010 Bq。在离反应堆下风向最近的居民中的甲状腺剂量约为 30～40 m rad, 受污染面积 75裂变产物释放量( Bq) 惰性气体 3. 7×1014事故发生 金 属 2. 22×1010时　间 3. 2　三哩岛事故 [ 18] 美国三哩岛压水堆核电厂 2 号机组( T MI-2) 事故发生在 1979 年 3 月 28 日凌晨。当时 T M I-2 正在近满功率运行, 事故起因是二回路给水泵突然跳闸和事故给水管线上的阀门因误 置于关闭状态, 造成蒸汽发生器二次侧给水中断, 一回路压力升高迫使反应堆自动停堆, 并使 稳压器的卸压阀开启。但当一回路压力回降到卸压阀应当关闭的整定值时, 卸压阀却未关闭, 使一次冷却剂继续经卸压阀流失( 失水事故) 。 由于卸压阀的信号灯有故障, 使在控制盘上仍给 出卸压状态正确的指示, 导致这种状况达 2. 5h 之久未被操作人员发现。在初始事件后 2m in 后, 应急堆芯冷却系统自动投入。 几分钟后, 操作人员根据稳压器的水位测量仪表的指示, 误认 为向堆芯注入的水量可以减少, 于是部分关闭应急堆芯冷却系统。 当时冷却剂从卸压阀流失的 量大于注入的补给量, 使反应堆一回路压力继续下降。因堆芯冷却条件严重恶化, 冷却剂开始 沸腾, 部分燃料裸露、 温度升高, 致使 2/ 3 的堆芯熔化。 在操作人员关上稳压器阀门后才停止了 反应堆冷却剂的流失, 由于高压冷却水的注入从而结束了堆芯的过热。从事故过程看出, 设备 的故障、 设计的缺陷和工作人员的判断失误是事故的原因。 事故中从破坏的燃料向安全壳释放出大量的放射性物质, 但向环境释放的放射性污染物 相对来说较小( 见表 9) 。 事故使公众成员受到的最大有效剂量为 0. 85 m S 在 80 km 范围内, 平均个人剂量为 15 LSv , 造成的集体剂量为 20 人?Sv 。 3. 3　切尔诺贝利事故 3. 3. 1　事故概述 1986 年 4 月 26 日, 乌克兰切尔诺贝利核电站 4 号机组发生了历史上最大的一次核事故,施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?249?造成的放射性环境污染及辐射后果远比三哩岛核事故要严重和广泛得多, 引起世界各国公众 的普遍关注。 切尔诺贝利核电站是石墨沸水反应堆。 为了检修, 计划在 4 月 25 日停堆。 停堆前, 预定在 较低功率下进行用汽轮机惯性发电的试验, 但其试验大纲中忽视了可能涉及的安全问题, 是个 质量低劣的试验大纲。在 4 月 25 日～4 月 26 日的降低功率过程中, 形成失控的不稳定状态, 进而引起爆炸和起火, 这使反应堆遭到破坏, 并使放射性气体和颗粒物质连续 10d 向环境大量 释放。事故后第 10 天, 火被扑灭, 放射性释放停止。 事故主要是因反应堆及停堆系统设计的缺陷和违反程序共同造成的; 前苏联负责当局缺 乏“ 安全文化”在事故前已经了解存在这些设计缺陷也不加以纠正) , 也是重要原因; 没有采用 ( 国际上核电厂通用的坚固耐压安全壳是这类石墨沸水反应堆设计概念的严重缺陷 3. 3. 2　事故的初始响应[ 19][ 19]。采取了应急措施以控制放射性物质的释放, 处置反应堆产生的碎片, 然后建造了一个包容 构筑物――所谓“ 石棺”1986 年 11 月完成) 来包容反应堆堆芯的残留物。 ( 对事故的响应工作是由大量工作人员完成的, 包括核电厂运行人员、 志愿的应急人员( 如 消防人员、 军人和许多非专业人员) 。 所有这些人后被称为“ 清除人员”L ikvidato r) 。 1986～ ( 在 1987 年间, 大约有 20 万“ 清除人员” 在切尔诺贝利地区工作( 当时的辐射照射是最高的) 。 登记 涉及缓解事故后果活动的人员有 60～80 万, 他们包括事故后参加清除( 包括清除反应堆周围, 建造石棺, 去污, 修路, 拆除和掩埋受污染的建筑物、 森林及设备) 的人员, 以及许多其他在受污 染的地区并受到较低剂量的一般工作人员。 1986 年 4 月 27 日至 8 月中旬, 大约有 11. 6 万生活在切尔诺贝利核电厂周围的公众从他 们的家中撤出, 以防止辐射照射。 建立了所谓“ 禁区” 包括最高剂量率的地区, 禁止公众进入该 , 地区。这个禁区目前仍然保持, 总的覆盖面积为 4 300 km 2 。 3. 3. 3　事故放射性释放量 在 1996 年 4 月召开的“ 切尔诺贝利事故后十年” 的维也纳国际会议发布的资料( 见表 10, 表 11) 中, 释放到环境的放射性物质总活度约为 12×1018 Bq , 其中 25% 是第一天释放出来的, 另外的 75% 在后 9d 陆续释出。 事故发生时, 反应堆中大约有 3% ～4% 使用的燃料、 100% 的惰 性气体和 20% ～60% 挥发性核素释入环境。这个估计值要比 1986 年前苏联的估计值( 约 1～ 2×1018 Bq, 见 IAEA 安全丛书 No. 75―― INSAG-1) 高出一个量级。 事故释放的放射性核素成 份较为复杂。表 10 只列出了惰性气体和放射学意义重要的关键核素碘和铯的释放量。 I 的 半衰期短, 在事故后短期内有较大的辐射影响, 137 Cs 有约 30a 的半衰期, 在长期有重大影响。 表 11 列出了详细的各核素的释放量[ 20] 131。表 10　切尔诺贝利核电站事故释放量 [ 19] T a b. 10　 Accidental releases fr om the cher nobyl nuclear po wer plant [ 19]总释放量 释放量( 1018 Bq) 12131I惰性气体 6～7 100134Cs137Cs使用的燃料1. 3～1. 8 50～600. 05 20～400. 09 20～40 3～4约占堆芯总量的份额( % )? 250?辐射 防护 表 11　切尔诺贝利事故释放的主要核素放射性活度估计值 [ 20]第 18 卷　第 4 期T ab. 11　Estimates of activities of the pr incipa l r adionuclides released in t he Cher no bly accident [ 20]元素组 惰性气体 核　　素85K r 133释放量( 1015 Bq) 1) 6500释放量( 1015 Bq) 2) 33 Xe Te129m 132Te I I～1150 ～1760～131挥发性元素133 134Cs～5444～48 36136 Cs 137 Cs 89 Sr 90 Sr～85 ～115 ～10 & 168 & 73 240 196 & 168 196 ～116 945 0. 035 0. 03 0. 042 ～674～85 81 8 170 30 170 170 210 200 140
0. 03 0. 044 5. 9 0. 00009中等挥发性103 R u 106Ru Ba140 95 99ZrMo Ce Ce141 144 239Np高熔点( 包括燃料颗粒)238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 242 Pu 242Cm～0. 9 53000. 93 8000总计( 不包括惰性气体)　　1) 引自经济合作与发展组织( O ECD ) 出版的资料; 2) 根据有关文献校 核到事故发生日期( 1986 年 4 月 26 日) , 详见文献 [ 20] 。3. 3. 4　事故放射性污染 3. 3. 4. 1　放射性沉积 释放到大气中的放射性物质被广泛地弥散, 最终降至地球表面。 实际上在整个北半球均可 测量到。这些污染物大都沉积在核电站厂址的周围地区, 其沉积密度变化较大。在白俄罗斯、 俄罗 斯和 乌克兰 周围地 域上, 测量的 137 Cs 活度 水平超 过 185 kBq/ m 2 的面 积估计 分别 是 16 500、 000 和 8 100 km 。 46 3. 3. 4. 2　对水源的污染[ 20, 21] 2施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?251?在事故的第一周左右的期间, 释放出来的放射性物质直接沉降进入河流、 湖泊和海洋。在 一个月内, 在地表水的浓度急剧下降。另一方面, 已经沉降在陆地上的放射性污染物然后缓慢 地迁移进入水系, 在沉积物中浓集或进入海洋。 受污染最为严重的是靠近切尔诺贝利核电站的 Pripyat 河, 1986 年 5 月 1 日, 进入该河的 I 和 Cs 浓度分别是 2 100 和 250 Bq/ L 。 7 月 16 到 131 137 137 日, I 浓度降至可探测水平以下, Cs 降至 7 Bq/ L , 到 1989 年, Cs 降至 0. 4 Bq / L 。 1990 年137 137 Cs 在波罗的海表面水中的浓度约为 0. 1 Bq / L , 在黑海更低。对 Cs 　IAEA 推荐的对饮水 的通用行动水平为 1 000 Bq/ L [ 22] 。从对人的照射来看与陆地照射途径相比, 水系的污染影响 131 137较小。 由于离子交换过程, 减少了地下水被污染的潜在危害。 观测结果表明几乎没有可观察到的 [ 21] 变化 。 3. 3. 5　辐射剂量 [ 19] 参加
年事故后果清除的 20 万人接受的平均剂量约 100 m Sv , 他们中 10% 的 人接受剂量在 250 mSv 左右, 百分之几的人接受的剂量大于 500 mSv 。 在事故开始时响应人员 中有几十人受到几千 mSv 的潜在致死剂量。 在 1986 年从禁区撤离的 11. 6 万人已经受到了辐射照射。 小于 10% 的人受到大于 50 mSv 的剂量, 小于 5% 的人受到大于 100 mSv 的剂量。 放射性碘通过食入( 主要是牛奶) 和吸入烟羽后进入血液在甲状腺积累, 对甲状腺造成高 的剂量。 主要根据在乌克兰的 15 万人, 同时根据在白俄罗斯及俄罗斯的测量估计, 对甲状腺的 剂量当量高达几个 Sv 或更大。 3. 3. 6　事故造成的人员伤亡和其他健康效应[ 19] 总共 237 名职业受照人员被诊断为患有因辐射照射引起的病症, 并送往医院治疗。确诊 134 例患急性放射病( ARS) 。 134 人中, 在头 3 个月 28 人死于辐射损伤。 这 另有 2 人死于电厂 4 号机组与辐射无关, 还有 1 人被确认为是死于冠状动脉血栓形成。这样, 总共死亡 31 人。死 者均为反应堆操作人员和消防人员( 公众无一人死亡) 。在受到大于 10 Gy 剂量的 11 名病人 中, 引起早期和致死的肠功能变化的肠胃损坏受到严重关注。 死亡的 28 名中 26 人的死亡是与 皮肤损伤( 影响全身表面积 50% 以上) 有关。在急性期后, 又有 14 名病人在以后的 10a 中死 亡, 然而他们的死亡与原先的 ARS 严重性无关, 因而不一定或在某些情况下肯定不是直接归 因于辐射照射。 在 1986 年受影响地区的人员中的儿童甲状腺癌发病率有明显的增高, 是至今由于切尔诺 贝利事故引起公众辐射健康效应的唯一证据。到 1995 年底在 15 岁以下的儿童中确诊有约 800 例, 其中在白俄罗斯大于 400 例。 大多数甲状腺癌病例都集中在因事故受放射性碘污染的 地区。 目前有 3 名儿童死于甲状腺癌。对切尔诺贝利事故引发的甲状腺癌病例将来的发展程度 目前还很难估计。 除此以外, 目前尚未观察到与事故有关的白血病、 除甲状腺癌以外的其他癌症和遗传效应 的增加。 研究已经证实, 在受切尔诺贝利事故影响的人群中存在着显著的心理不健康的症状, 诸如 焦虑、 沮丧和各种与精神紧张有关的心理病症。 3. 3. 7　事故后的清除及其放射性废物的处置[ 23, 24]? 252?辐射 防护第 18 卷　第 4 期事故后的清除( cleanup) 包括去污、 污染物的固定或隔离, 还包括对清除过程而产生的废 物的处置和运出。 在事故后为清洗建筑物、 其他构筑物和地区立即开始了去污。 在毁坏的反应 堆半径为 30 km 的区域内, 根据污染水平分成了三个区: 半径 4～5 km , 5～10 km , 10～30 km [ 24] 。 在最靠近出事电厂的区域内, 主要任务是对厂址、 建筑物和其他构筑物进行去污, 以便建 造石棺, 使 1 号和 2 号机组将来可以运行。 被污染的上层土壤 5～10 cm 被去除, 并用垃圾车运 走。来自该区域的放射性物质被装进金属容器中, 对产生的放射性废物不能用传统的处理方 法。 对靠近核电厂的厂址进行去污产生的活度最高的固体废物, 用建造石棺来埋葬。 其他高放 固体废物使用在地面上定型设计的混凝土库。 大量的中、 低放废物是贮存在简单设计的地表小 山上, 它们远离开阔水库和水分配系统, 采用工程设施以满足处置的安全要求。4　核电厂放射性污染的防治本节主要描述我国对核电厂放射性污染防治目前所涉及的主要方面。 4. 1　对核电厂的辐射环境保护管理 ( 1) 管理体系。对核电厂的环境放射性污染, 我国确立了国家环保局和省级环保局二级管 理机构、 地方环保局协助管理的管理体系。设立了核环境审评专家委员会。 核电厂营运单位为申请立项( 可行性研究) 、 建造许可证、 首次装料许可证所编制的不同阶 段环境影响报告书, 由国家环保局批准, 省级环保局行使对核电厂的环保工作的检查、 监督权。 核电厂放射性环境污染防治管理还实行环保部门和业务主管部门配合的“ 双轨制” 监管制 度。 ( 2) 法制和监督。 国家环保局对核电厂采取“ 积极支持、 严格要求” 的政策, 制定了用于核电 厂放射性污染防治的专项法规、 导则和标准。国家环保局批准的《 辐射防护规定》 、 核电厂 《 [ 14] 环境辐射防护规定》 和经国务院批准、 国家环保局发布的《 低水平放射性废物处置的环 中、 境政策》 以及国标《 放射性废物分类标准》 等, 提出了对核电厂产生的放射性废物的分类和 管理的原则, 核电厂在正常运行工况下的排放量控制值和对公众的剂量限值, 排出物的排放管 理、 监测及环境辐射监测的要求, 中、 低水平放射性废液固化体和中、 低水平放射性固体废物的 暂存年限( 对核电厂暂存年限为 5a) ; 还提出了对中、 低水平放射性废物处置的方针和对处置 场的选址、 设计、 运行、 关闭及安全评价的要求, 对高水平放射性废液贮存设施设计的要求等。 我国对核电厂实行分 4 个阶段( 选址、 设计、 首次装料和试运行) 的审批环境影响报告书的 制度, 实行“ 三同时” 和监督( 包括监督性监测) 。这些审批和监督制度经过多年的实践表明, 是 行之有效的。 例如, 在核电厂选址阶段, 重点审查核电厂厂址与环境的相互影响, 这对保证核电 厂的安全运行和保证核电厂对环境的影响符合国家的规定具有重要作用; 在设计阶段, 对核电 厂三废处理系统设计的审查是保证运行后的三废处理系统满足环境保护要求的重要一步; 在 首次装料阶段, 核电厂营运单位申报放射性废物排放量, 是对核电厂放射性污染排放总量实行 控制的措施。 为了客观地监督秦山和大亚湾核电厂的守法运行, 浙江和广东省地方环境保护监测部门 进行外围的监测, 按时发表监测月报、 季报和年报。 在浙江、 广东两省已初步形成我国环保系统 的放射性环境污染的监测能力。 4. 2　放射性废物的管理[ 26] [ 25]施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?253?放射性废物的管理可以说是核电厂放射性环境污染防治的最重要内容和限制核电发展的 重要因素。放射性废物管理的基本目标是通过采取安全而又经济的处理、 处置措施, 满足辐射 防护和环境保护的要求, 保证操作人员和公众所受到的剂量不超过剂量限值, 并应在考虑经济 和社会因素的条件下, 使其辐射照射保持在“ 合理可行尽量低”AL ARA 原则) 的水平, 使人员 ( 和环境不论现在和将来都可以得到保护, 不增加后代的负担和责任。 必须通过设计上所采取的 适当措施和运行实践( 包括检修) , 把放射性废物的产生量保持在实际可能的最低水平。 应当承认, 对核电厂放射性废物目前国际上已有一套行之有效的管理方法, 使之可以获得 安全可靠的处理和处置, 它涉及核电厂反应堆的选址、 设计、 建造、 运行、 检修直到退役的各个 阶段。 核电厂的放射性气体和液体在排放前经过净化、 过滤和贮存衰变等处理措施, 然后经烟囱 和液体排放口排放。为了确保不超过排放限值, 对排放的气体、 液体排出物中的放射性核素加 以监测和控制。 低、 中水平液体废物处理后的残液贮存在碳钢容器中, 待固化处理。固化方法主要是水泥27] 固化和沥青固化。 广东大亚湾和浙江秦山核电厂均采用水泥固化的方法[ 7、 。 放射性固体废物进行分类包装后, 贮存在不同的废物桶暂存区内。 低、 中水平固体废物一般在浅地层埋藏处置。对低水平固体废物, 可以采用将处理的废物 堆放并用土覆盖的简单的地沟或地坑; 对中水平固体废物先进行调制, 然后用土覆盖的混凝土 结构。我国对中低水平放射性固体废物的处置方针是“ 区域处置” 。我国的西北处置场即将建 造, 华南处置场即将建成, 华东处置场正在选址。 核电厂运行和维修一般不产生高水平放射性废物。高水平废物主要产生于核燃料元件后 处理厂。 4. 3　对核电厂事故的应急管理 上面已经说明, 全世界核电厂总的来说一直保持着良好的安全运行记录, 但目前还不能完 全排除发生严重事故的可能性。为控制核电厂事故的发展, 减轻和缓解事故后果, 保障电厂工 作人员和公众的健康与安全, 保护环境, 对核电厂事故进行预先的应急计划及准备和在事故发 生时采取适当的应急防护行动, 是核电厂应急管理的重要内容, 同样是核电厂放射性防治的一 项重要措施。 经过多年的努力, 我国已基本形成了核电厂的三级( 国家、 省级、 核电厂营运单位) 应急管 理体系。核电厂所在的浙江、 广东两省和核电厂营运单位都已制定有应急计划及其实施程序, 基本具备了 一定的应 急响应能 力。1993 年 8 月国务 院颁布了 《 电厂核事 故应急管 理条 核[ 28] [ 29] 例》 , 国家核事故应急协调委员会审议通过了《 国家核事故应急计划》 。根据《 国家核事故应急计划》 的要求, 国家环保局负责组织各方面的现有力量对场外应急辐射监测进行支援, 根 据情况提出保护环境和保护公众的措施建议, 并制定本部门的应急准备和响应计划。 国家环保 [ 30] 局在 1997 年初完成国家环保系统的核事故和辐射应急的响应计划 。 除了进行应急准备和维持应急响应的能力外, 在实际发生严重事故后, 特别是在事故的 中、 后期涉及大量的环境放射性污染防治的问题, 其中包括: 环境辐射监测及评价, 环境放射性 污染的清除( 去污、 污染固定和隔离) , 污染食品和水的控制, 放射性污染物的处理和处置, 公众 长期防护行动的建议和准则, 环境的恢复等。 4. 4　核电厂的退役? 254?辐射 防护第 18 卷　第 4 期我国现有的核电厂都是在 90 年代初投入商业运行的, 还提不到退役的具体议事日程上。 但在核电厂的设计和运行阶段都必须考虑将来退役的要求。 在设计阶段, 需要考虑将来便于拆 除和退役, 特别是被放射性污染的系统、 部件和构筑物; 在运行阶段, 需对所有放射性物质和被 放射性污染的物项有明确的清单, 它们的源强、 位置都记录在案。 核电厂在商业运行寿命结束后, 或由于严重事故而必须退役的, 如果不及时进行安全退役 就可能成为潜在的危害源。核电厂退役的最终目的, 就是从现场清除掉所有的放射性污染物, 使该场地能够在不加任何放射性限制的条件下重新利用。 按国际原子能机构的定义[ 31, 32] , 核电厂的退役分三个阶段: 第一阶段――有时称封存监 护期, 第二阶段――有时称厂区有限制地开放, 第三阶段―― 有时称厂区可无限制地使用。这 里所说阶段是指核电厂所处的一系列状态, 不一定指一步接一步的连续的工作程序。 按我国的规定, 核电厂的退役必须编制退役大纲和退役阶段的环境影响报告书。 退役过程将产生大量的放射性废物, 它们大部分属低水平废物, 少量中水平废物来自反应 堆堆内构件。 4. 5　存在问题 我国核电厂的运行才只有十几个堆年的历史, 但如果从核电厂选址开始至今也有大约 20 个年头了; 从放射性污染的防治角度来看, 经历了核电厂选址、 设计、 建造、 调试和运行等阶段, 进行了大量的工作, 积累了一定的经验, 没有出现明显的污染问题。但还存在一定的管理方面 问题, 需要加以改进。 ( 1) 核电厂放射性污染防治的法规、 标准体系尚不完备, 有的标准急待修改( 如放射性废物 分类标准与国际上的新标准 核电厂厂址适宜性准则) 。[ 33]差别较大) , 有的方面还有缺项( 如尚缺从环境保护角度来评价( 2) 对核电厂放射性污染的防治尚缺乏完整的监督体系, 包括监督的法律依据不健全, 监 督的执法专业队伍有待加强, 严格的监督制度尚未形成。 ( 3) 核电厂环境影响报告书的编写内容很多方面不能满足现有法规的要求, 其中包括具体 分析少, 对设计和运行缺乏具体指导意义, 有关放射性废物管理的内容较少, 对长寿命核素14C 尚关注不够 ( 对核电厂放射性固体废物处置产生的集体剂量, C 可能是主要的核素, 参见 表 7 及其说明) 。 ( 4) 放射性废物管理是防治环境污染的主要任务, 但目前在法规方面很不健全, 与 IAEA 新近通过的放射性废物安全管理公约很不协调。 ( 5) 我国核电在起步阶段, 一些核电厂是国外引进的, 但目前还缺乏对引进核电厂污染防 治的法规, 如对核电厂的退役、 废物处置、 环境监测的费用等的规定, 而没有明确的法规势必损 害我国的权益。 ( 6) 核电厂场外的应急管理, 在某些方面还存在职责不清或职责重叠的现象, 一些协调关 系尚未理顺。[ 34] 145　国际组织、 美国、 德国等放射性污染防治的立法情况5. 1　IAEA 放射性废物安全标准和国际《 放射性废物安全管理公约》 5. 1. 1　 IAEA 放射性废物安全标准 IAEA 为保证和维持核动力的安全, 曾制定了《 核安全标准》 计划( 即 NU SS 计划) , 发布了施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?255?一系列涉及核动力安全的法规和导则。 我国核安全法规基本上沿用了 IAEA 的这套《 核安全标 准》其中有不少同时涉及核电厂放射性污染的防治、 , 放射性废物的管理。 考虑到放射性废物的安全管理对人类健康和环境的重要性以及在这个领域已经积累了经 验, IAEA 已经制定了放射性废物安全标准[ RADWASS 计划并已陆续出版( 见图 3 ) ] 。 出版 这些标准的目的是向 IAEA 成员国提供放射性废物管理的基本安全指导原则和实施这些原则 所需要采取的步骤。RADWASS 是 NUSS 并行的又一重要国际标准。 这套安全标准覆盖以下 6 个方面的内容: ( 1) 策划( IAEA 安全丛书 No. 111-S-1, 建立放射性废物管理的国家法规体系, 已出版) ; ( 2) 预处置( IAEA 安全丛书 No . 111- -2, 放射性废物预处置管理, 已出版) ; S ( 3) 近地表处置( IAEA 安全丛书 No . 111S-3, 放射性废物的近地表处置, 已出版) ; ( 4) 地质处置( IAEA 安全丛书 No. 111-S-4, 放射性废物的地质处置) ; ( 5) 铀/ 钍矿开采、 冶炼( IAEA 安全丛书 No . 111- -5, 铀和钍矿的开采和冶炼产生的废物 S 的管理) ; ( 6) 退役/ 环境恢复[ IAEA 安全丛书 No. 111-S-6, 核设施退役( 和环境恢复) , 已出版] 。安全原则 111- F放射性废物管理的基本原则[ 33]安全标准策 划 111- S- 1预处置 111- S- 2地表处置 111- S- 3地质处置 111- S- 4 111- 4. 1～ 111- G 4. 3铀/ 钍矿开采和冶炼 111- S- 5 111- G5. 1～ 111- G5. 3 111- P5. 1～ 111- P5. 2退役/ 环境恢复 111- S- 6 111- G 6. 1～ 111- G 6. 6 111- P6. 1～ 111- P6. 4安全导则111- G1. 1～ 111- G 2. 1～ 111- G 3. 1～ 111- G1. 7 111- G2. 6 111- G 3, 3 111- P1. 1～ 111- P2. 1～ 111- P1. 3 111- P2. 4安全实践111- P- 3/ 4. 1 111- P- 3/ 4. 2 111- P4. 3～ 111- P4. 4111- P- 3. 3～ P3. 5图 3　IA EA 放射性废物安全标准( RA DWA SS) 框架和计划 [ 33] Fig. 3　IA EA ′ Radioactive w aste safety sta ndar ds ( R AD WA SS) fr amew or k and plan [ 33] s图中编号: 111 ―― IA EA 安全丛书编号; F ―― 安全原则, S ―― 安全标准; G ――安全导则; P ―― 安全实践。应当说明, RADW ASS 中的放射性废物包括来自核能生产和来自放射性物质在工业应 用、 研究及医疗中产生的各类放射性废物。 5. 1. 2　国际《 放射性废物安全管理公约》[ 35] 在国际《 核安全公约》 发布( 1994 年) 以后, IAEA 正在组织制定《 放射性废物安全管理公约》预计将于 1997 年通过。 , 该公约的目标是在放射性废物管理方面在全球范围内实现并维 持高度的安全性, 以便根据可持续发展原则使人类健康和环境在现在和将来都可以得到保护。 在核事故方面, IAEA 在切尔诺贝利核事故后不久便制定了两个国际公约: 《 及早通报核 事故公约》 核事故或辐射紧急情况援助公约》并分别于 1986、 和《 , 1987 年生效。中国是这二个 国际公约和《 核安全公约》 的签字国。 5. 2　美国放射性污染防治的立法情况? 256?辐射 防护第 18 卷　第 4 期美国在世界上是 最早发布 《 原子 能法》 1946 年发布, 后在 1954 年、 ( 1970 年修 订) 的国 家[ 36 , 37]。 除了通用的《 国家环境政策法》 空气净化法》 和《 涉及放射性污染防治外, 美国还发布了《 核废 物政策法》 1982 年, 后经修订) [ 38] 、 低水平放射性废物政策法》 1980 年, 后经修订) 和《 ( 《 ( 铀 尾矿辐射控制法》 1978 年) 等。 ( 《 核废物政策法》 的目录列于表 12, 为比较, 同时列出了《 原子能法》 的目录。 对核废物的资金, 《 核废物政策法》 规定授权能源部长与产生或持有高水平放射性废物或 乏( 核) 燃料的任何人签订有关这些废物或乏燃料的承担所有权、 运输和处置的合同; 这些合同 应该规定向能源部长支付费用, 足以补偿用于与废物处置活动相关的各类资金; 规定对生产电 力的民用核动力反应堆应该交纳的费用为 0. 001 美元/ kW ?h, 同时对应用此政策法交费之前 用于核发电的乏( 核) 燃料或来自乏燃料已固化的高水平放射性废物的交费也作出了规定表 12　美国原子能法和国家核废物政策法目录 T ab. 12　Content table of U . S. A ato mic energ y a ct and nuclear w aste policy act原子能法( 1954 年) 目录 [ 37] 定义 1. 声明、 决策和目的 2. 定义 3. 组织 4. 研究 5. 特种核材料的生产 6. 特种核材料 7. 原材料 8. 副产物 9. 原子能的军事应用 10. 原子能执照 11. 国际活动 12. 资料管理 13. 专利和发明 14. 总权限 15. 取得私人财产的补偿费 16. 司法复审和行政程序 17. 原子能联合委员会 18. 执法 19. 其他事项 20. 撤消的原子能联合委员会 和重新指定的职责 范围 1. 高水平放射性废物、 乏燃料和低水平放射性 　废物的处置和贮存 1. A 　高水平放射性废物和乏( 核) 燃料处置的处置场 1. B　临时贮存计划 1. C　监督可回收的贮存 1. D　低水平放射性废物 1. E　核废物大纲的变更 1. F　保险赔偿费 1. G 　其他保险赔偿费 1. H　运输 2. 关于高水平放射性废物和乏( 核) 燃料处置 的研究、 开发和论 证 3. 有关放射性废物的其他规定 4. 核废物协商员 5. 核废物技术审评部门 核废物政策法( 1982 年) 目录 [ 38][ 38]。5. 3　德国原子能法及辐射防护管理的法规简介[ 39] 在德国, 《 原子能法》 是一个特殊的法律领域, 该法涉及在技术应用中由于裂变、 聚变或者其他核转变以及电离辐射的能量释放对社会所产生的影响进行管理的法规标准体系。在这 个法规体系中, 包括了所有的放射性物质( 包括天然放射性) 和所有的电离辐射( 包括伦琴射 线) 以及中子源, 有关这些方面的范围广泛全面的辐射防护法规是《 原子能法》 中最重要的一个 组成部分。 《 原子能法》 涉及国家监督、 损伤赔偿责任和违法处罚三个方面。施仲齐等: 核电厂对环境的放射性污染及其防治?257?德国《 辐射防护规定》 是在《 原子能法》 的基础上建立的最为重要的辐射防护规定。在该规 定中, 明确了通过一定的限制和许可证制度, 对涉及放射性物质的活动、 进出口以及运输的审 批和通报进行的有关管理范围, 并规定为防止人类和财产受到放射性物质的电离辐射的危害, 在组织上和技术上所应采取的防护措施以及医疗预防措施。 在《 原子能法》 的基础上建立第二个重要的辐射防护规定是《 伦琴射线防护规定》 。 在辐射防护领域有重要意义的另一个辐射防护法规是 1986 年 12 月 19 日颁发的《 辐射防 护预防法》 。《 辐射防护规定》 辐射防护预防法》 和《 涉及在发生可能发生明显的放射影响的 事件的情况下, 通过监测环境中的放射性以及限制事件对人和环境可能产生的后果来保护居 民。 5. 4　瑞典等国的放射性污染防治立法 5. 4. 1　瑞典 瑞典先于 1956 年制定“ 原子能法”经二次修订后改为“ , 核活动法” 。同时, 在 1958 年制定 有“ 辐射防护法” 1981 年制定“ , 为乏( 核) 燃料等未来支出筹资法” 该筹资法规定 , 反应堆所 。 有者在反应堆运行期间必须向国家交付年度费, 以用来与乏( 核) 燃料及由此产出的放射性废 物处理、 处置有关的活动( 包括研究、 开发活动) 、 最终处置场的管理和检查费用。 5. 4. 2　芬兰 芬兰于 1957 年制定“ 原子能法” 后经二次修订于 1987 年制定“ , 核能法” 代替原先的“ 原子 能法” 1991 年制定有“ , 辐射法” 。芬兰的“ 核能法” 核能条例” 和“ 规定 [ 41] , 放射性废物产生者要 支付有关废物的一切费用和在国家预算外特设国家放射性废物管理资金。[ 41] [ 41] [ 40]6　小结和建议6. 1　初步结论 综上所述, 可以得出如下的初步结论: ( 1) 无论从世界范围内还是从我国正在运行的核电厂的放射性污染物向环境的排放来看, 核电厂在正常运行条件下由于有严格的管理对环境的污染是很小的, 对公众造成的照射没有 可察觉到的影响。 这说明核电厂有很好的设计( 包括有很好的环境保护设施和制度) 、 核电厂营 运单位有很好的运行管理, 同时说明目前实施的一套国家对核电厂放射性防治的管理基本上 是有效的。但是, 核电厂不可能实行“ 零排放” 正常运行时也总是或多或少向环境排放放射性 , 物质。因此, 即使核电厂正常运行也对环境产生一定的污染, 需要加以管理和控制。 ( 2) 核电厂发生严重事故的概率很低, 但从目前来看还不能完全排除发生向环境释放大量 放射性物质的严重事故。 从切尔诺贝利核事故造成的后果来看, 核电厂发生严重事故有可能对 环境造成广泛的放射性污染。 因此, 对核电厂实行严格的安全管理、 环境管理( 包括从环境保护 角度审查核电厂厂址的适宜性) 和作好应急准备是必要的, 要防止随着我国核电的发展和已建 的核电厂都在正常运行, 从而放松安全要求、 环境保护要求等的不良倾向。 ( 3) 已经确立了核电厂辐射环境保护的管理制度, 制定了几十项涉及核电厂放射性污染防 治的专项法规、 标准和导则, 使核电厂放射性污染的防治工作初步有法可依。对核电厂实施的 分阶段审批环境影响报告书、 实行“ 三同时” 和依法实行监督管理的制度对放射性污染的防治 是很有成效的。 ( 4) 已基本形成对核电厂事故的应急响应管理的三级体系, 《 国家核事故应急计划》 和核电? 258?辐射 防护第 18 卷　第 4 期厂场内、 外应急计划已经制定, 现建有核电厂的广东、 浙江两省已经初步形成核电厂场外环境 监测能力, 国家环保局在环境辐射监测、 事故中后期的环境保护方面( 包括事故去污、 环境恢 复、 事故废物处置等) 承担着重要的任务。 ( 5) 随着我国核电的较大发展, 放射性废物的处置和管理应受到更大的重视。 6. 2　几点建议 根据我国核电厂放射性污染防治的现状( 参见本文 4. 1 节) 和存在的问题( 参见本文 4. 5 节) , 提出如下几点建议, 以供参考: ( 1) 进一步加强法制建设。 对核电厂的放射性污染防治必须实行依法管理。 应该尽快颁发 《 放射性污染防治法》 然后制定相应配套的层次分明的我国放射性污染防治的条例、 , 规定、 管 理 导 则、 准 等 法 规 体 系。应 当 积 极 地 沿 用 或 参 照 IAEA 的 放 射 性 废 物 安 全 标 准 标 ( RADWASS ) , 形成我国的放射性废物管理法规体系。应对使用多年、 内容过时的法规、 标准 进行修订。 ( 2) 加强环境监督。 应该首先健全监督的法规, 加强执法的专业队伍和执法制度, 控制放射 性废物的产生量, 实施严格的环境监督。 ( 3) 形成并维持有效的协调一致的核电厂场内、 外应急响应能力。 就环境监测来看, 特别要 协调场外多个部门的环境辐射应急监测系统, 在核电厂一旦出现严重事故时, 能满足应急监测 的要求, 提供可靠的、 协调一致的监测结果, 为防护决策提供技术依据和建议。 ( 4) 应加强核电厂放射性废物管理、 重水堆核电厂氚的污染防治、 核电厂退役的环境管理、 核电厂事故中、 后期环境保护管理等科学研究, 以提高从事核电厂环境保护的专业人员业务水 平, 为制定相应的法规标准建立科学的基础。 参　考　文　献1　Victor M M ouro go v. N uclear Pow er Develo pment: Global Challenges and Strat egies. IA EA Bullet in, ) : 1. 2　李玉仑. 中国未来电力需求与核能. 核动力工程, ) : 1. 3　U N SCEA R . Ex po sur es fr om N uclear P ow er Pr o ductio n. In: U nited N atio ns, Sources, Effects and Risk of Io nizing R adiatio n. N ew Y or k, U nited N ations Sales P ublication E. 86. IX. 9. ～239. 4　联合国原子辐射效应科学委 员会( U N SCEA R) . 人工辐 射源的照射, 见: U N SCEAR . 电离辐射源与效 应. 中国核工业总公司安防环保卫生局和 中国辐射防护学会译. 北京: 原子能出版社, 6. 5　Huang Y o ng yu . Env ir onment Co nditio n A r ound the Oper atio n o f G uangdong Da ya Ba y N uclear P ow er Stat ion . In : Abstr acts of Paper s of International Sym po sium o n Nuclear Ener gy and the Env ir onment ( ′ NEE) . 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( 编 辑部收稿日期 1997 年 11 月 17 日) Ba den . 1992.ENVIRONMENTAL RADIOACTIVE CONTAMINATION AND ITS CONTROL FOR NUCLEAR POWER PLANTSShi Zho ng qi　　Qu Jingyuan　　Cui Yongl i( Institute of N uclear Energ y T echno lo gy , T sing hua U niver sity , Beijing, 100084)Abstract　　T he environment al r adioact ive releases and ex po sure t o human being due t o o per at ion of nuclear pow er plant s in t he w orld and in China , enviro nm ent al contam inat ion and co nsequences caused by severe nuclear pow er plant accident s in t he hist or y, contr ol of t he radioactive cont aminat ion in China, and some nuclear law s on t he radioactiv e co nt amination co nt rol est ablished by int ernat io nal o rganizations and USA etc . are described in t his paper according t o lit erat ure inv est ig atio n and research . Some pr oblem s and co mments in r adioactiv e contam inat ion cont rol f or nuclear pow er plant s in China are presented. T her ef ore, perfect ing law s and reg ulat ions and enhancing surveillances on t he contam inat io n co nt ro l are recom mended.( K ey w o rds: N uclear P ow er P lant, Radioactivity, Env ir onmental Co ntamination, Enviro nment al M anag ement)
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