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 1 主题内容与适用范围 本标准规定了核设施流出物监测的目的、监测计划编制的原则和要求、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：指经过废物处理系统和（或）控制设备（包括就地贮存和衰变）后，从核设施内按预定途径向外环境排放的气载和液态放射性废物。 2.2 核设施：指生产、使用、处理和贮存强或较强放射性物质的建筑物及其设备，包括铀冶炼厂、核反应堆、同位素分离厂、核燃料后处理厂、燃料加工厂、核燃料元件工厂、放化实验室、强辐照源、大功率加速器以及放射性废物处理和贮存设施等。 2.3 流出物监测：对流出物进行采样、分析或测量，以确定排入环境的放射性物流特征。 2.4 计划外释放：除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：工艺流程中规定或经主管部门安排的排放，其活度、成分及时间一般可预知。 2.6 采样：在一定时间内按代表性方法获取与时间成正比的样品。 2.7 就地测量：在现场对流出物或样品进行快速物理或化学测定。 2.8 实验室测量：将样品送回实验室，经处理后进行分析测定。 2.9 总排出口：核设施内所有排放管道汇集形成的总管与环境的交接点。 2.10 主管当局：国务院为辐射防护和核安全目的指定或认可的主管部门。 2.11 管理限值：国家监督部门标准中规定的流出物中放射性成分的限值。 2.12 运行限值：运行单位为保证满足管理限值而自行制定的限值。 2.13 准确性：由系统误差和随机误差共同决定，表示测量结果与真值的一致程度。 2.14 总活度测量：不区分核素的总α、总β等放射性活度测量。 2.15 特定核素测量：通过化学分离、能谱分析等方法测定样品中特定核素的活度。 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 确定流出物中放射性物质的数量，并与管理限值或运行限值进行比较。 3.1.2 为环境评价和公众剂量估算提供源项数据。 3.1.3 判断设施运行及废物处理与控制装置是否正常有效。 3.1.4 增强公众对核设施放射性排放受控性的信任。 3.1.5 及时发现并识别计划外释放的性质和规模。 3.1.6 为是否启动报警或应急系统提供依据。 3.2 流出物监测计划 3.2.1 编制原则：承担监测任务的单位应按最优化原则制定监测计划，并报主管部门和监督部门备案，必要时附说明材料。 3.2.2 总体要求 3.2.2.1 监测计划应满足本标准3.1规定的目的。 3.2.2.2 制定计划时应充分考虑核设施特点及计划外释放的可能性。 3.2.2.3 所有预计或可能受放射性污染的流出物均应纳入常规监测范围。 3.2.2.4 应合理选择监测点位置，使其结果具有代表性，监测点一般设置在废物处理或控制系统下游，并兼顾可达性与可操作性。 3.2.2.5 应合理确定采样和测量频率以及监测核素种类，监测核素不得少于具有管理限值且可能排放的核素种类。 3.2.2.6 对于某些排放点，如经长期监测确认排放量极低或对总排放贡献极小，经主管部门批准可免于监测。 3.2.2.7 除放射性监测外，还应根据需要测量相关物理和化学参数，如化学成分、粒度分布、排风量、污水流量、温度、湿度及气象条件等。 3.2.2.8 常规监测仪表应具有足够量程以应对异常释放，关键排放点应配置可靠的监测设备并考虑冗余设计。