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核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值 GB-13695-1992

中华人民共和国国家标准

核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值 GB 13695—92

Authorized limits for normalized releases of radioactive effluents from nuclear fuel cycle

1 主题内容与适用范围​

本标准规定了在正常运行工况下核燃料循环各设施释放到环境的气载和液态放射性流出物的归一化排放量的管理限值。 本标准适用于铀矿山、水冶厂、同位素分离厂、铀元件厂、核动力堆（含供热堆）及后处理厂等核设施。

2 引用标准​

GB 6249 核电厂环境辐射防护规定 GB 8703 辐射防护规定

3 术语​

3.1 核燃料循环​

铀矿的开采和水冶、核燃料元件制造、反应堆运行及乏燃料后处理及放射性废物处置的全过程。

3.2 放射性流出物​

由核设施以气载或液态形式向环境释放的含放射性物质的废气或废液。

3.3 归一化排放量​

折合成生产单位电能（或单位金属铀产量），由核设施向环境释放的放射性物质的数量。

4 核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值​

4.1 铀矿山、水冶厂和铀采冶联合企业的放射性流出物归一化排放量管理限值分别列入表1～表3。​

放射性核素气 载液 态
总 U4.0 \times 10^77.0 \times 10^{10}
^{230}Th2.0 \times 10^75.0 \times 10^8
^{226}Ra6.0 \times 10^75.5 \times 10^9
^{222}Rn6.0 \times 10^{13}
^{210}Po2.5 \times 10^74.0 \times 10^7
^{210}Pb2.5 \times 10^71.0 \times 10^6

注：1）100 t(U)指100 t金属铀。

表2 水冶厂放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/100 t (U)1)

放射性核素气 载液 态
总 U3.5×1088.0×108
230Th5.0×1067.0×107
226Ra5.0×1065.0×108
222Rn7.0×1012
210Po5.0×1063.0×108
210Pb5.0×1065.0×108

注：1）100 t(U)指100 t金属铀。

表3 铀采冶联合企业放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/100 t(U)1)

放射性核素气 载液 态
总 U1.5×1083.5×1016
230Th6.5×1073.5×109
226Ra6.5×1077.5×109
222Rn1.0×1014
210Po6.5×1072.5×109
210Pb6.5×1073.5×109

注：1）100 t(U)指100 t金属铀。

4.2 铀同位素分离厂(即浓缩厂)放射性流出物的归一化排放量管理限值列入表4。​

表4 铀同位素分离厂放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/GW(e)a1)

放射性核素气 载液 态
总铀1.5×1095.0×109

注：1）1 GW(e)a相当于130 t分离功。

4.3 铀元件厂放射性流出物归一化排放量管理限值列入表5。​

表5 铀元件厂放射性流出物归一化排放量管理限值 Bq/100t(U)1)

放射性核素气 载液 态
总铀1.5×1094.5×109

注：1）100 t(U)指100 t金属铀。

4.4 核动力堆(含供热堆)放射性流出物的归一化排放量管理限值列入表6。​

表6 核动力堆(含供热堆)放射性流出物归一化排放量管理限值

流出物类别放射性核素归一化排放量限值Bq/GW(e)a1,2)
气载惰性气体1.0 \times 10^{15}
气载3H1.5 \times 10^{13}
气载放射性碘1.5 \times 10^{10}
气载除碘化其他气溶胶4.5 \times 10^9
液态3H3.5 \times 10^{13}
液态除3H外其他核素4.5 \times 10^{11}

注：1）表中管理限值只适用于压水堆。 2）当用于供热堆时，归一化排放量管理限值的单位为 Bq/GW(t)a，表中各数据应分别除以 3。

4.5 后处理厂放射性流出物归一化排放量管理限值列入表7。​

表7 后处理厂放射性流出物归一化排放量管理限值

放射性核素气载液态
3H1.5 \times 10^{14}6.0 \times 10^{14}
85Kr1.5 \times 10^{16}
98Sr8.0 \times 10^{10}3.0 \times 10^{11}
129I5.0 \times 10^9
137Cs4.0 \times 10^{10}2.0 \times 10^{11}
239Pu6.0 \times 10^93.0 \times 10^{10}

5 核燃料循环各设施放射性流出物释放的控制​

5.1 核燃料循环各设施的放射性流出物释放除必须满足第4章的要求外，还必须保证对公众中的个人造成的年有效剂量当量不得超过GB 8703的要求所批准的管理限值。对于核电厂，还必须同时满足GB 6249对每座核电厂规定的排放量限值。​

5.2 核燃料循环各设施应根据本厂厂址的自然环境特点、周围人口分布及社会、经济状况，制定各自的归一化排放量的管理限值，该限值一般不得宽于第4章的规定。​

5.3 核燃料循环各单元流出物的释放，在满足第5章规定的前提下，还应当遵照最优化的原则，把流出物排放量降低到可合理达到的尽可能低的水平。​

附 录 A​

执行本标准的几点说明 （参考件）

A1 鉴于目前还有部分核设施的流出物排放量确实达不到本标准规定的管理限值要求，允许这一部分核设施对本标准有一过渡的实施期限，时间为五年。凡流出物排放量达不到本标准要求的核设施，应写出书面申请，说明达不到本标准要求的原因和拟采取的保证在五年后流出物排放量达到本标准规定的限值要求的措施，报主管部门和监督部门批准。 A2 鉴于核动力堆（含供热堆）流出物排放量一般不和功率成线性关系，主管部门和监督部门在实施本标准时可适当考虑这一因素，对电功率在30万千瓦以下的核动力堆（或热功率在90万千瓦以下的供热堆）酌情执行略高于表6规定的归一化排放量管理限值。

附加说明： 本标准由中国核工业总公司提出。 本标准由中国辐射防护研究院负责起草。 本标准主要起草人陈竹舟、李传琛。