國家環(huán)保部網(wǎng)站（以下簡(jiǎn)稱(chēng)“環(huán)保部”）8月31日發(fā)布消息稱(chēng)，由環(huán)保部和國家質(zhì)量監督檢驗檢疫總局于今年2月18日發(fā)布的涉及核電廠(chǎng)環(huán)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(shí)施。

   　 新實(shí)施的三項標準分別為：《核動(dòng)力廠(chǎng)環(huán)境輻射防護規定》(GB6249-2011)、《低、中水平放射性廢物固化體性能要求－水泥固化體》(GB14569.1-2011)以及《核電廠(chǎng)放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》(GB14587-2011)，同時(shí)廢止三項舊有標準。

  　  環(huán)保部稱(chēng)，此次實(shí)施三項新標準，旨在貫徹《中華人民共和國環(huán)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(huán)境輻射規定

  　  更具體細化

  　  就核電廠(chǎng)環(huán)境輻射防護，新實(shí)施的標準規定了陸上固定式核動(dòng)力廠(chǎng)廠(chǎng)址選擇、設計、建造、運行、退役、擴建和修改等方面的環(huán)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(fā)電的陸上固定式核設施，其他堆型的核動(dòng)力廠(chǎng)可參照執行。

  　  據悉，《核動(dòng)力廠(chǎng)環(huán)境輻射防護規定》(GB6249-2011)對之前標準的修訂內容涉及五個(gè)方面。

 　   記者查閱資料發(fā)現，原標準中提及：按可能導致對環(huán)境危害程度的大小，對核電廠(chǎng)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(lèi)修訂為稀有事故和極限事故兩類(lèi)，同時(shí)界定稀有事故的發(fā)生頻率為10-4-10-2∕堆年，極限事故的發(fā)生頻率為10-6-10-4∕堆年。

  　  此外，新標準將原標準中廠(chǎng)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(shí)，新標準按照堆型和功率實(shí)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(tài)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(dòng)力廠(chǎng)環(huán)境輻射防護規定》(GB6249-2011)還規定了濱海廠(chǎng)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(guò)1000Bq∕L，內陸廠(chǎng)址不超過(guò)100Bq∕L。

　    一位接近環(huán)保部的業(yè)內人士向記者表示，新的環(huán)境輻射標準是對1986年版《核電廠(chǎng)環(huán)境輻射防護規定》（GB6249-1986）的第一次修訂，修訂的內容更加細化和具體了核電廠(chǎng)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。”