环境监测和流出物监测

2008年辐射安全研究部辐射监测与评价研究室根据中国原子能科学研究院常规监测计划，对我院院内以及周围环境辐射水平、环境介质中的放射性水平和流出物进行了监测。环境辐射监测内容主要有环境中的X、γ累积剂量率和累积剂量，环境介质的监测对象有地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物等。     

压水堆核电厂环境γ辐射实时监测系统的辐射特性及温度效应

本文主要介绍设置在秦山核电厂周围的环境γ辐射实时监测系统设计中有关高压电离室辐射特性的一些考虑，包括能量响应、灵敏度、量程范围和高辐射水平下电离电流的收集效率等问题；还介绍了为减小监测系统的温度效应而采取的措施。     

秦山核电厂外围环境热释光剂量计监测十年回顾

回顾了浙江省辐射环境监测站十年(1992～2001)来对秦山核电厂外围环境热释光剂量计(TLD)监测工作。监测结果表明：十年间常规监测测得的秦山核电厂外围环境TLD贯穿辐射剂量率范围为59～170nGy／h，年平均值为91．5nGy／h；历年的监测结果皆比1989～1990年度本底调查年平均值10g．9nGy／h低10％～20％，平均低17％。就这一监测结果进行了初步分析。     

大气氚释放剂量评价模式验证北大核心CSCD

基于秦山核电厂2014—2016年气载流出物氚的排放数据,采用联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)推荐的比活度模型评价了秦山核电基地氚所致公众辐射剂量。并与同期秦山核电基地周围环境氚监测数据评价公众辐射剂量结果进行比较。基于流出物排放的评价结果与基于环境监测数据的评价结果相差不大,在同一水平。推荐在进行气载氚所致公众辐射剂量评价时采用该比活度模型。     

秦山核电基地外围环境气溶胶总α、总β放射性水平监测

自1992年,浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境辐射水平进行了连续的监督性监测。2001～2005年,基地外围环境气溶胶总α、总β放射性水平及其比值的监测结果表明：秦山核电基地周围环境5km范围内4个监测点气溶胶总α．总β比活度范围分别为0．02-0．38、0．10-1．81mBq/m^3。平均值分别为0．12、0．4．5mBq／m^3,略低于杭州市对照点监测值（0．15、0．52mBq/m^3）;总β与总α比值范围为1．2-10．2。平均值为4．3,略高于对照点监测值（3．7）。表明在秦山核电厂正常运行情况下,基地外围环境气溶胶总α、总β放射性水平没有明显的变化。     

环境监测

2006年辐射监测中心，基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划对我院内外环境介质中辐射水平进行监测。主要包括院周围环境的γ剂量率监测、地表污染监测、环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中放射性活度浓度监测，以及工业下水中放射性活度浓度和工业毒物的常规监测。     

浙江省环境放射性监测站与秦山核电厂辐射环境测量比对

本文介绍国家环保局为验证秦山核电厂的辐射环境监测数据而安排的比对测量结果，比对范围涉及秦山核电厂常规监测的主要项目和核素，比对双方为浙江省环境放射性监测站与秦山核电厂。比对结果表明：除土壤中γ核素，水体中＾３Ｈ和气溶胶中＾９０Ｓｒ的双方数据存在明显偏差外，其余符合较好。     

核电站周围环境辐射监测

核电站正常运行或发生事故时,都会向周围环境释放放射性物质。为保护环境,控制放射性污染,以保障附近居民的安全和健康,必须对其周围环境进行辐射监测。核电站周围环境辐射监测可分为:(1) 运行前本底调查;(2) 运行中对流出物监测和常规监测;(3) 应急事故监测;(4) 退役时进行的环境监测。     

2014—2016年广东省阳江核电站辐射环境监督性监测

介绍了2014—2016年广东省阳江核电站辐射环境监督性监测实施情况,以及环境γ辐射空气吸收剂量率、累积剂量、环境介质中核素活度浓度、流出物的监测结果。结果表明,2014—2016年阳江核电站周围环境中放射性水平在本底值范围内波动。        

核电站氧化运行及效果分析

本文根据秦山核电厂第一次（没有实施氧化运行）和实施氧化运行的第二、三、四次换料大修期间主冷却剂放射性水平、现场辐射水平的测量结果的分析，就停堆过程中实施氧化运行对降低大修现场辐射水平的效果进行分析研究。分析表明，在停堆过程中实施氧化运行能有效地降低辐射源项，降低大修现场的辐射水平，是降低大修集体剂量、实现辐射防护最优化的有效手段之一。     

核电基地周围辐射环境监督性监测概况

本文介绍了国家辐射环境监测网2011—2015年运行核电基地周围辐射环境监督性监测概况。监测结果表明:运行核电基地周围实时连续空气吸收剂量率未监测到因核电厂运行引起的异常;福清核电基地周围环境介质中人工放射性核素活度浓度未见异常,处于本底水平;虽然秦山、大亚湾、阳江、田湾和宁德核电基地周围部分环境介质中氚活度浓度与核电基地运行前本底相比有所升高,红沿河核电基地周围个别空气样品中碳-14活度浓度高于本底水平,大亚湾核电基地周围个别空气样品检出微量气态放射性碘-131,秦山、大亚湾和宁德核电基地周围个别牡蛎样品中检出微量的银-110 m,但评估结果表明,核电基地运行所致公众个人年有效剂量远低于国家规定的剂量约束值。     

Gross β activity level of fallout in the environment around Qinshan Nuclear Power Plant

This paper presents the measurement results of gross β activities in fallout samples collected from the environment around Qinshan Nuclear Power Plant (NPP) during 1993-2002. The gross β activity of 191 samples collected at five monitoring spots were (0.11～3.64) Bq · m-2 · d-1, with an average of (0.91 ±0.49) Bq · m-2 · d-1. This value was lower than (1.02±0.35) Bq·m-2·d-1 , the average of the samples collected at the reference spot in Hangzhou.It indicated that no obvious rise in the gross β activity level of fallout was observed in ambience of Qinshan NPP.     

秦山核电基地外围环境14C水平分析

用碱溶液吸收法分析了2002—2009年秦山核电基地外围空气和2007—2009年各种环境介质中14C活度浓度及其历年变化趋势。结果表明:历年来空气中14C活度浓度年平均值范围为38.3 mBq/m3~55.4 mBq/m3。夏家湾、杨柳村空气中14C活度浓度比杭州对照点空气中14C活度浓度略高,但总体保持在同一水平。2004、2005年夏家湾、杨柳村空气中14C活度浓度相对较高,最高值出现在2005年夏家湾采样点,为55.4 mBq/m3。同样,2004、2005年秦山重水堆的14C年气载排放值亦比其他年份高,说明秦山核电基地外围环境空气中14C的活度浓度与源项排放有一定的相关性。夏家湾和杨柳村大米和叶菜中14C活度浓度与杭州对照点相比略有增高,但总体保持在同一水平。核电基地周围海域的水生生物(鲻鱼)中14C活度浓度与舟山对照点处于同一水平。     

个人剂量实时监测系统用户软件开发及应用

目前我国各核电站都采用了法国MGP公司生产的个人剂量实时监测系统。本文介绍了秦山核电一期针对该系统开发的软件在实时信息获取与控制、历史数据的统计分析、目标管理和防护方案的制定及决策中的作用。     

秦山核电厂调试期间一回路的水质控制

为尽量减少秦山核电厂一回路系统设备的腐蚀,以及减少冷却剂循环污染和降低一回路系统的放射性,在冷态试验和热态功能试验阶段,堆装料、启动和功率运行试验阶段,都进行了一回路水质控制。本文介绍了一回路水质控制方法,并着重介绍了冷却剂的pH值、氯离子、溶解氧、溶解氢的控制以及硼与锂的协调。秦山核电厂的调试获得令人满意的成功,一回路水质控制也是卓有成效的。     

先进聚合物可燃毒物燃耗特性分析

针对当前新提出的先进聚合物材料(PACS),分析聚合物可燃毒物的材料特性与慢化特性,基于秦山核电厂与Crystal River Three两类堆型燃料组件,对比分析采用不同类型可燃毒物材料时组件的燃耗特性。结果表明:聚合物材料的慢化特性随含氢量呈线性变化关系,调节聚合物分子组成可以改变毒物的燃耗特性。相对传统的可燃毒物材料,先进聚合物可燃毒物体现了良好的毒物特性,全寿期具有更低的局部功率峰,在燃耗初期PACS聚合物可燃毒物有较低的初始k_(inf)值,而在燃耗后期释放高于1%的k_(inf)值,可燃吸收体核素B-10消耗更加充分,且具有较大的热通量,可提高热中子利用率,并促进裂变核素Pu的消耗。     

秦山核电厂升功率试验

本文介绍了秦山核电厂提升功率试验阶段的主要试验内容,几个瞬态试验的目的和方法,并提供了部分试验结果。     

秦山核电厂主要控制系统的调试

本文较详细地介绍了秦山核电厂五个控制系统(堆功率控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器液位控制系统、蒸汽发生器给水调节系统和主蒸汽旁路排放控制系统)的调试目的、调试条件、调试内容以及调试过程中应注意的要点。在30％额定功率运行时所作的全厂瞬态试验表明,五个控制系统基本上达到了电厂运行要求。但仍需作50％、75％和100％各额定功率的验证试验,以确保电站的安全、可靠运行。     

人的认知可靠性模型分类及实验研究

通过秦山核电站操纵员的模拟机实验,讨论了人的认知可靠性模型的参数和分类的确定方法．给出了模拟机实验操纵员响应时数据的处理分析方法,确认了响应时影响分类的主要因素是规范化拟合标准偏差,它是威布尔分布拟合的隐含参数一应用本文的数据处理和分类方法对秦山模拟机实验数据进行分析,取得了秦山操纵员认知可靠性的参数,将结果与美国IAEA实验结果进行比较,得到了基本一致的结论。