确定核电厂气载放射性流出物排放限值的设计方法研究

为了使核电厂的气载放射性流出物排放所致环境公众辐射剂量满足法规标准要求,本文从辐射防护剂量限值、大气污染物扩散规律及核电厂源项特点等方面考虑,通过实例分析,探讨了确定核电厂气载放射性流出物排放限值(排放率、排放浓度、地面浓度限值)的设计方法,提出了限值的建议值,并与已有核电厂的气载流出物排放报警阈值进行了验证,确认了方法的合理性。     

7 核电厂放射性液态流出物排放限值研究

2002年，在“秦山核电厂放射性液态流出物排放限值修改可行性研究”项目中，中国原子能科学研究院作为技术支持单位，针对秦山核电公司由于液态流出物排放浓度过低造成固体废物产生量过大、工作人员受照剂量增加、处理处置废物费用加大的情况，对秦山地区液态流出物的剂量管理目标值重新进行了优化分析，从而推导出秦山核电公司液态流出物的优化排放量限值，并根据新的优化排放量限值，对该核电厂运行的效益进行了估计。     

核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的优化

本文简要探讨了运行核电厂确定放射性液态流出物排放浓度限值中存在的主要问题,描述了审评原则,并介绍了秦山三期、大亚湾核电基地和田湾核电厂关于液态流出物排放限值的审评实践.     

关于核设施放射性流出物导出排放限值的讨论

本文简要描述了计算导出排放限值的方法 ,并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况 ,讨论了关于导出排放限值的几个问题。     

内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究

本文简要探讨了内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值确定的方法和依据。通过计算,给出了对于滨河、滨湖或滨水库厂址,系统排放口处除^3H、^14C外其他放射性核素的总排放浓度上限值为100Bq／L,且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq／L,^3H浓度不得超过100Bq／L的排放浓度要求。     

内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究

本文简要探讨了内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值确定的方法和依据。通过计算,给出了对于滨河、滨湖或滨水库厂址,系统排放口处除3H、14C外其他放射性核素的总排放浓度上限值为100Bq／L,且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq／L,3H浓度不得超过100Bq／L的排放浓度要求。     

关于核动力站放射性流出物排放限值的讨论

核动力站向环境排放的放射性物质在核工业排放量中占相当大的部分。本文收集了国内外关于核动力站对公众的剂量当量限值、压水堆电站排放量限值及实际排放量等方面的数据,试图推荐符合我国实际的、合理可行的排放量限值,为制订我国核动力站辐射防护标准提供依据。     

池式高通量研究堆气载放射性流出物的释放量计算

本文给出了池式高通量研究堆正常运行工况下气载放射性流出物向环境释放的三种主要途径及相应的计算方法，它们是：（１）堆芯水池上方气空间中放射性核素的通风排放，（２）重水系统的泄漏排放，（３）实验孔道中被活化的空气及微尘的排放．对一座热功率为２０ＭＷ的池式高通量研究堆，经计算得到每年向环境的释放量很小，主要核素为４１Ａｒ，年释放量约８×１０１２Ｂｑ；其次是氚，年释放量约２×１０１１Ｂｑ．     

法国格拉夫林核电站放射性流出物排放与管理方法介绍

本文介绍法国对格拉夫林(GRAVELINES)核电站放射性流出物的排放管理方法、放射性核素活度分析、环境监督等。概述了法国核电站的辐射防护工作。     

关于核电站排放限值的讨论

本文对核电站排放限值可以采用的指标及其相互关系进行了讨论,认为核电站排放限值应以公众的个人剂量限值为基本限值,而以排放总量和浓度限值作为辅助指标。文中还介绍了各国的剂量限值和排放总量限值标准,并对此作了比较和评价。     

核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨

简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求,结合我省多年来对核电厂环境监测的实际经验,分析了环境保护主管部门监督性监测工作中存在的问题,并提出尽快制订放射性流出物监督性监测技术导则和流出物浓度排放标准,建设放射性流出物监测实验室、海水连续监测系统等建议,进而规范核电厂放射性流出物监督性监测工作,为政府监督和环境管理提供技术支持,保障核电厂厂址周边环境和公众安全。     

确定内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度限值基准的讨论

介绍了核电厂放射性流出物审管控制的原则,对液态流出物排放浓度的限制方式、导出浓度限值的剂量基准和模式进行了讨论,对确定内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度限值提出了建议。     

我国核电厂气态流出物中惰性气体监测现状

核电厂流出物尤其是气态流出物中的放射性惰性气体监测多为低水平放射性核素,我国运行核电厂的环境监测结果均低于探测限,无法计算照射剂量.探测能力决定了放射性惰性气体排放评价的结果.本文分析了我国各运行核电厂流出物放射性惰性气体监测和排放评价的现状,比较欧盟的相关建议,研究我国核电厂流出物放射性惰性气体监测能力存在的问题,并提出了建议.     

核电厂气载放射性物质取样和监测标准分析

本文对比分析ISO 2889—2010和ANSI N13.1—1999中核电厂气载放射性物质的取样和监测要求,同时结合国内核电厂烟囱中气载放射性物质取样和监测现状,讨论了新标准执行的难点。分析结果给出了在新标准的应用中,目前烟囱气载放射性物质取样与监测设计需关注的几点。     

核动力厂温排水混合区范围的可接受性论证的初步研究

基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强的现状,以某滨海电站SNP（采用一次直流冷却循环）厂址为例,开展了温排水混合区范围的可接受性论证研究。通过对该电站厂址海域生态调查站位的春、秋季调查结果的聚类分析,得出如下结论：1） SNP一期（1~2号机组）运行工况下,温排水混合区的设定对海域整体生态功能影响较小,其范围可接受;2） SNP一、二期（1~4号机组）同时运行工况下,温排水混合区的设定,春季对海域整体生态功能影响较小,其范围可接受,秋季对海域整体生态功能影响非常显著,如无有效的缓解措施,其影响是不可接受的。     

内陆核电厂硼的排放控制

通过比较二代加压水堆核电厂(CPR1000)和第三代压水堆核电厂(AP1000)的工艺废液处理系统的设计,估算了核电厂硼的排放浓度和排放总量,探讨了内陆核电厂废液处理系统的设计改进思路,并以污水硼排放限值、硼环境质量标准为评价依据,分析了硼排放对受纳水体的影响,最后对内陆核电厂硼的排放控制提出建议.     

我国滨海核电厂的防洪设计现状及技术探讨

介绍和对比了国际原子能机构、中国、美国和法国的滨海核电厂防洪设计标准,总结了目前大陆运行和在建12座滨海核电厂厂址的设计基准洪水和防洪设计及防护措施现状,并基于多年的核安全审评经验对滨海核电厂设计基准洪水的确定和防洪设计提出了一些审评见解和技术探讨。     

核电厂放射性气溶胶监测仪不确定度评定

论文介绍了新标准对核电厂中应用的放射性气溶胶监测仪不确定度的量化要求,简述了对放射性气溶胶监测仪测量放射性气溶胶活度浓度及其测量不确定度的计算方法。重点分析了放射性气溶胶监测仪总测量不确定度的引入因素。最后,根据统计涨落、放射源标定、相对固有误差、取样流量测量、信号处理和信号输出等主要影响量以及试验偏差引入的不确定度数据进行计算,给出了放射性气溶胶监测仪总的测量不确定度值。     

核电厂流出物收集箱破裂事故后核素在地下水和地表水中的迁移计算

介绍了AP1000核电机组废水系统流出物收集箱在发生假想破裂事故后,泄漏的核素在地下水和地表水中的浓度分布的计算方法。对事故泄露的核素进行筛选,计算核素在地下水中的浓度分布,以及通过地下水进入地表水后在受纳水体中的浓度分布,并与正常运行工况下放射性液态流出物排放所致地表水中核素浓度进行了比较。结果表明,只有不被吸附且有较长半衰期的核素才可能进入地表水,而被基岩吸附的核素迁移速度都很慢,直至核素衰变殆尽,也不会迁移到核电厂厂区外。事故泄漏的核素不会使受纳水域中核素浓度有明显的增加。     

中国滨海核电厂取水明渠口门布置原则

主要从水深、岸滩演变、波浪、泥沙和海冰等几个方面阐述了中国滨海核电厂取水明渠口门的布置原则,并对这几个因素进行了简单的分析。