核電廠放射性流出物
根據監測方式的不同，核電廠放射性流出物監測可分為線上監測和離線監測，監測數據通常是對排放點處劑量率、活度濃度或總活度的線上測量得到的，但如果流出物排放量較低，線上測量就可能因儀器靈敏性不足而無法得到數據，需要考慮採樣和隨後的實驗室分析。根據核電廠放射性流出物監測對象，又可以分為氣態放射性流出物、液態放射性流出物和直接輻射監測。
1、氣態放射性流出物
核電廠正常運行狀態下，氣態放射性流出物主要有惰性氣體、碘同位素、氚和碳－14的揮發性化合物以及顆粒狀的裂變和活化產物。其中，碘同位素和惰性氣體也是核電廠事故排放中的重要監測項目。通常氣態放射性流出物排放限值由審管部門以惰性氣體、氣溶膠和碘同位素年活度限值的形式給出，根據反應堆的不同類型，有時還可能需要給出核素、碳－14和氚的年排放限值。
（1） 惰性氣體。
利用監測設備連續線上監測或對流出物進行取樣測量，獲得惰性氣體中放射性同位素的活度數據，以驗證惰性氣體排放符合審管部門所批准的排放限值要求。在核電廠氣態放射性流出物監測中，IAEA建議需要考慮的惰性氣體有 Ar、Kr同位素 （ Kr、 m Kr、 Kr、 Kr、 Kr） 和Xe同位素（ m Xe、 Xe、 m Xe、 Xe、 m Xe、 Xe、 Xe）。
（2） 顆粒物。
核電廠氣態放射性流出物監測中，需要考慮的氣溶膠核素有： Cr、 Mn、 Co、 Co、 Co、 Fe、 Zn、 Zr、 Nb、 Ru、 Ru、 m Ag、 Sb、 Cs、 Cs、 Ba、 La、 Ce和 Ce；放射性核素： Sr、 Fe、 Sr和 Ni； 核素： Pu、 Pu、 Pu、 Am、 Cm和 Cm。
其中，氣溶膠核素的取樣應採用過濾器，並定期對濾膜進行更換，採樣結束後利用HPGe譜儀進行放射性分析。放射性核素（例如Pu的同位素） 年排放量通常很低，但必須定期監測。此外，還可能需要開展對氣溶膠的線上監測，採用過濾器進行連續採樣，並在採樣過程中進行總放射性測量。
（3） 碘－131。
碘－131是碘同位素中對公眾照射劑量貢獻最大的放射性核素。為了能在放射性氣態流出物偏離正常水平的情況下給出預警信號，核電廠應對碘－131進行線上監測。空氣中的碘－131按其形態可分為元素碘、有機碘和碘微粒三種。不同形態的碘－131在環境中的表現行為不同，特別在沉積速度方面，元素碘的沉積速度比碘微粒高一個數量級，比有機碘高兩個數量級。一般，只有在需要對3種形態的碘－131劑量貢獻分別考慮，或者審管部門對3種形態的碘－131分別給出排放限值的情況下，放射性流出物監測方案中才需要對碘－131的形態進行區分。
（4） 氚和碳－14。
對於重水堆，氣態氚的監測十分重要，沸水堆和壓水堆中氣態氚排放量較少。反應堆類型確定，氣態流出物中碳－14的年排放量基本恆定。一般，重水堆碳－14排放率顯著高於沸水堆和壓水堆。核電廠應開展對氣態流出物中氚和碳－14的監測，如果在環境監測方案中已包含了氚和碳－14監測項目，那么流出物中的氚和碳－14每季度進行取樣/監測即可。
2、液態放射性流出物
核電廠液態流出物中含有大量裂變和活化產物，主要有鍶、銫、鈷、碘和氚的放射性同位素。在液態流出物排入環境之前，應設定貯存裝置對流出物收集和取樣，進行放射性核素濃度測量。其中，對於放射性測量，應在排水管線上設定線上連續監測裝置，需要關注的核素與氣態放射性流出物相同； 對於β放射性核素，如鍶－89、鍶－90、鐵－55和鎳－63，如果不能做到對β放射性線上連續監測，應每季度對混合樣品進行測量和分析。對於沸水堆，至少核電廠在運行的第一年，應每月對液態流出物中的磷－32進行監測。
對於放射性核素，如鈽、鎇和鋦的同位素，應每季度對混合樣品進行分析。首先對總活度進行測量，如果測量值超出預定值，再對樣品進行具體的放射性核素分析。氚是核電廠液態流出物中的重要放射性核素。對於重水堆核電廠而言，氚的測量尤為重要，混合水樣中的氚應至少每周測量一次，實際上許多核電運營者的監測頻率往往更為頻繁。其他堆型的核電廠氚排放量較少，混合水樣中的氚應每月進行測量。
碳－14的排放量只在重水堆液態流出物中較大，混合樣中的碳－14可以每月進行一次測量，其他堆型的核電廠，如果碳－14排放量很小或可以通過其他方法進行估量，液態流出物中的碳－14則不是必要的監測項目。
放射性流出物監測項目的通用要求
對於不同堆型的核電廠，放射性流出物監測項目會有一定的差異，IAEA對核電廠正常運行狀態下放射性流出物監測項目的通用要求見圖1。
—流出物取樣/監測應參考以往特定或類似堆型核電廠的情況而定，對於氣態流出物，應考慮到取樣代表性（ 取樣位置、樣品萃取方法、樣品損失）、樣品收集以及單個放射性核素的取樣和測量方法。對於液態流出物，要求取樣位置處液態流出物的流速必須足夠大，能夠使得樣品充分混合。
圖1核電廠正常運行狀態下放射性流出物監測項目流出物監測報告
IAEA規定核電廠的流出物監測數據，應至少每年向審管部門報告一次。流出物監測報告應包括來源於直接輻射的劑量率、流出物組成、排放速率和年排放量，應包括對監測結果的解釋和說明（如參考模型、標準、監測結果的不確定性） ，特別對發生顯著變化的流出物監測數據，需要予以說明。此外，一些詳細的流出物取樣/監測信息（排放點位置、取樣頻率、放射性分析方法）、測量儀器的基本參數和校準信息也應隨監測結果一起上報審管部門。監測報告還應包括其他的有用信息，如監測報告期間的天氣條件和核電廠淨髮電量。公眾個人年受照劑量的計算應包含在流出物監測報告中。IAEA給出了關於核電廠放射性流出物劑量評價的3種模式：“稀釋”劑量評價模式、通用環境劑量評價模式和場址特有劑量評價模式。根據流出物監測數據，選取合適的計算模型，將劑量結果與相應的劑量約束值比較，拒絕劑量高於劑量約束值的放射性流出物排放方案，並考慮替代方案。
質量保證
質量保證是核電廠放射性流出物監測活動的重要組成部分，必須貫穿於監測方案制定到劑量評價整個過程。核電廠放射性流出物監測質量保證，應包括滿足以下具體條件的措施：
①與流出物監測有關的取樣代表性要求；
②流出物取樣頻度應當是合適的；
③測量設備的刻度和效能檢驗程式應當滿足要求；
④測量的比對計畫應當到位；
⑤測量應當可追溯到國際標準；
⑥放射性分析實驗室應當是公認合格的；
⑦記錄保持體系應當是充分有效的；
⑧流出物監測報告程式應當是經審管部門認可的。
