UDC621.039:581.59 Z 33 中华人民共和国国家标准 GB 11217-89 核设施流出物监测的一般规定 The regulations for monitoring effluents at nuclear facilities 1989-03-16发布 1990-01-01实施 国家环境保护局 发布 中华人民共和国国家标准 核设施流出物监测的一般规定 GB 11217—89 The regulations for monitoring effluents at nuclear facilities 1主题内容与适用范围 本标准规定了核设施流出物的监测目的、编制监测计划的原则和要求、采样和测量技术要求以及测 量结果的记录、报告和存档要求。 本标准适用于涉及处理和加工放射性物质的所有核设施的流出物监测。 2术语 2.1流出物 在本规定中，是放射性流出物的简称。是指经过废物处理系统和（或）控制设备（包括就地贮存和衰 变)之后，从核设施内按预定的途径向外环境排放的气载和液态放射性废物。 2.2核设施 生产、使用、处理和贮存强及较强放射性物质的建筑物及其内部装备。包括铀、针冶炼厂，核反应堆， 放射性同位素分离工厂，核燃料后处理厂，铀（或针)加工厂，核燃料元件工厂，甲级放化实验室，强辐照 源，大功率粒子加速器，放射性废物的处理和贮存设施等。 2.3流出物监测 对流出物进行采样、分析或其他测量工作，以说明从核设施排到外环境中的放射性物流的特征。 2.4计划外释放 除了计划内排放之外的一切释放，包括事故释放。 2.5计划内排放 在核设施的工艺流程图中已标明的排放，或由主管部门计划安排的排放，其大致的活度（或比活 度）、成分以及排放时间都是预知的。 2.6采样 是在一定时间内，用代表性取样方法从流出物中获得与时间成正比的一定量样品。 2.7就地测量 在现场对流出物或其样品进行物理测定或化学分析，可迅速得出结果。 2.8实验室测量 将采得的样品运回实验室，经过一定的物理或化学处理之后，再行测定或分析。 2.9总排出口 在核设施内，流出物的所有排放管道汇集在一起形成总管，该总管与环境的交接点，称为总排出口。 2.10主管当局 国务院为了与辐射防护和核安全有关的特定目的而任命或认可的政府部门或机构。 2.11管理限值 国家环境保护局1989-03-16批准 1990-01-01实施 1 GB 11217:89 由国家监督部门颁发的有关标准中规定的流出物中放射性成分的数量限值。 2.12运行限值 为了确保达到管理限值的要求。由运行单位自行制订的流出物中放射性成分的数量限值。 2.13准确性 用准确度衡量。是测量结果中系统误差与随机误差的综合，表示测量结果与真值的一致程度。 2.14总活度测量 不区分流出物中核素的测量，包括总α、总β或总活度的测量。 2.15特定放射性核素测定 用放化分离的方法或用能谱分析的方法或其他方法，测定流出物或其样品中若干核素的放射性活 度。 3流出物监测的目的和计划 3.1流出物监测的目的 3.1.1判明本设施流出物中的放射性物质的数量，以便与管理限值或运行限值进行比较。 3.1.2为应用适当的环境模式评价环境质量，估算公众所受的剂量提供源项数据和资料。 3.1.3为判明设施的运行以及放射性废物的处理和控制装置的工作是否正常有效提供数据和资料。 3.7.4使公众确信核设施的放射性释放确实受到严格的控制。 3.1.5迅速发现和鉴定计划外释放的性质（种类）及其规模。 3.1.6给出是否需要启动警报系统或应急警报系统的信息。 3.2流出物监测的计划 3.2.1编制原则 凡有流出物监测任务的单位，都应当按最优化的原则编制流出物监测计划，并报上级主管部门和监 督部门备案。必要时应附上说明材料。 3.2.2总的要求 3.2.2.1监测计划应满足本规定3.1条阐述的目的。 3.2.2.2在制订监测计划时，要特别注意各类核设施的特点和发生计划外释放的可能性。 3.2.2.3在监测计划中，应把预计或可能有放射性污染的所有流出物都置于常规监测之下。 3.2.2.4要合理选择监测点的位置，使该点的监测结果能够代表实际的排放。监测点应设在核设施内、 废物处理系统或控制装置的下游，同时考虑易接近性和可行性。 3.2.2.5要合理确定取样和测量频率以及要监测的核素种类。要监测的核素种类不得少于有管理限 值、本设施有可能排放的核素种类数。 3.2.2.6在一个核设施内部，任何排放点，如果根据该设施的设计指标并经过一段时间的监测之后，确 认具备下列条件之一者，并在获得主管部门和监督部门的同意后，可免于监测： a．与执行的标准比较，仅有数量很小或浓度很低的放射性物质释放出来。 b．在该设施的流出物总量中所占的份额很小。 3.2.2.7为了合理地评价监测结果，除了放射性监测之外，还应根据需要测量其他有关的物理和化学 参数（例如流出物的化学成分、粒度分布、排风流量、污水流量、烟窗和取样管道内的温度和湿度。对于大 型的核设施，还要测定排放口的风向、风速以及其他有关的气象资料）。 3.2.2.8用于常规监测的仪表应有足够宽的量程，以适应计划外释放的监测。用于关键释放点的监测 仪表，必须考虑穴余技术。 3.2.2.9核设施的运行单位，应根据本设施的需要，或根据主管部门和监督部门的要求，进行特定核素 的分析和测定。 3.2.2.10在下列情况下，并在得到主管部门的同意和监督部门的认可后，可只进行总活度测量： 2 GB 11217—89 a。流出物中的核素种类及比份已清楚且基本固定。 b．流出物的放射性活度或比活度确实很低（低于管理限值的百分之一一或更低），以致不可能或不 必要进行特定核素的测定，但又必须证实放射性水平很低时。 3.2.2.11应分别绘制气载流出物和液态流出物的监测系统流程图。图中要标出取样点和测量点，并用 不同的符号区分取样和测量方式。当系统比较复杂时，应用表格的形式说明各取样点和监测点所承担的 测量任务和测量方法。对取样点应说明取样目的、方式、地点、取样频率以及要进行的测量。对于测量点 要说明测量任务、测量技术要求，特别是测量方式、与测量有关的屏蔽、校正、检出限和测量可靠性等。 3.2.3气载流出物监测计划 3.2.3.1应在分析通风系统或排气系统的流程图的基础上制订监测计划。应在上述流程图中标明有关 流量、压差、温度、混度和流速等资料，以据此选择合适的监测点。 3.2.3.2最佳取样和测量频率及所需的附加资料，由流出物的排放方式、排放率以及所排放的放射性 物质的特性及其随时间的变化决定。 3.2.3.3当出现计划外释放的可能性较大时，监测计划中应有安装报警装置的要求，还应包括有关气 象参数的测量，如风速和风向、温度梯度等。 a，核电站和其他动力堆的典型监测系统应包括情性气体的连续测量，1311和放射性气溶胶的连续 取样及其实验室定期測量。 b，核电站除了要对其运行许可证.上规定的放射性核素的混合物和特定核素进行常规监测以外， 每季度还应进行一次所有放射性核素成分的详细分析。 c.对于核燃料后处理厂，在正常运行情况下，只需连续测量烟窗内的85Kr和31I。对于连续取样获 得的样品，还应在实验室室内定期测量"H、4C、129I、1311、钢系元素和其他发射β或射线的微粒。 d．对于铀加工厂和加工厂，主要是监测流出物中的α放射性核素，监测的重点应放在气溶胶的 连续取样系统上。 e.对于研究性反应堆，在正常运行条件下，对监测系统的要求与一般动力堆相同。但由于反应堆 的特定类型和所进行的实验种类不同，可能的事故释放范围较宽，则要相应地对取样和测量设备给予特 殊的考虑。 f.对于放射化学实验室，监测计划随实验室内所操作的放射性核素而异。对处理辐照核燃料的大 热室，要监测流出物中的惰性气体；某些专门的实验室，要监测流出物中的1C、氟化水蒸气，对这类实验 室的气载流出物，要连续取样，监测放射性卤素元素和放射性气溶胶。对于生产放射性同位素的实验室 和治金检验的热室，要对其烟窗进行连续取样和定期测量，或进行连续测量。 g．有可能产生放射性气溶胶的粒子加速器，应进行气溶胶的定期取样和测量；若使用氛靶，应增 加氛的取样和測量。 3.2.4液态流出物的监测计划 3.2.4.1应在分析液态流出物的工艺流程图的基础上制订监测计划，合理地设置监测点或采样点。流 程图中应标出与此有关的资料，包括废水罐或废水池的容积，拟排废液的物化特性，设计的产生率和排 放率等。 3.2.4.2分别收集不同放射性水平和化学特性废液的中间贮存设备，在排放前要执行预定的监测程 序，包括符合要求的采样和测量放射性活度。需要进行的测量类型和内容，取决于排放限值（运行限值或 管理限值)的规定和拟要排放的核素种类和活度。 3.2.4.3若符合3.2.2.10的条件，可以在只测定总活度后实施排放。除此之外，只有紧急或其他特殊 情况下，才允许在测量了总活度后就实施排放，但要保留样品，而后完成特定核素的分析测定，以资报 告。 3.2.4.4一个核设施有大量的放射性废液要连续排入受纳水体时，应在每排放管道上都设立监测 3 GB 11217-89 点；若有总排出口，还必须在总排出口设立最终监测点。在以上各监测点连续或定期采集正比于排放体 积的样品，并对其放射性成分定期进行实验室分析。当放射性废液的比活度很低（低于运行限值的十分 之一时，可以定期采样代替连续采样。 3.2.4.5一个核设施的液态废物发生计划外释放的可能性大时，或者其中含有关键核素时，要在排放 管道内或总排出口设置连续监测装置，该装置应具有报警和自动终止释放的功能