美国内陆核电厂液态放射性流出物排放环境辐射监测与评估

系统分析了2005—2012年美国38个内陆核电厂液态放射性流出物在受纳水体介质中的活度浓度水平,包括沉积物、地表水、饮用水和水生生物。结果表明,除个别核电厂受纳水体(地表水)中的氚活度浓度较高外,其它受纳水体介质(包括沉积物和鱼类)中来自核电厂排放的放射性物质的活度浓度一般处于正常水平。个别内陆核电厂由于受纳水体环境条件的限制,氚的活度浓度水平偏高,但均低于美国环保署(EPA)规定的饮用水中氚的指导水平。核电厂受纳水体排放放射性核素对公众造成的辐射剂量评估表明,美国内陆核电厂运行因液态放射性流出物排放对公众造成的辐射剂量很小。通过分析美国核管会(NRC)规定的监测探测下限和报告水平的要求和内陆核电厂2005—2012年间监测结果,反映了NRC认可的美国内陆核电厂受纳水体受到核电厂液态放射性流出物排放的影响很小。     

空气中HT取样方法的初步研究

一、前言氖是核动力堆与后处理厂气态流出物中对广大居民公众产生照射的重要放射性核素之一。氚在环境大气中主要以氚化水蒸气的形态 HTO 存在,也可能以气态 HT,T_2及氚化碳氢化合物的形态存在。由于不同化学形态的氘在大气中的转移以及在生物体内代谢同化过程的差别,对气态流出物及环境中不同化学形态的氚进行监测是必要的。根据目前对核工厂气态流出物中排放的放射性气体的了解,一般认为对于压水堆,沸水堆和重水堆核动力厂,氚监测系统的设计应能区分水蒸气 HTO 和气体 HT,T_2。对 HTO 的取样,鼓泡法,干燥剂吸附以及冷冻方法都是有效的。对于能够     

内陆核电厂对水体的辐射环境影响及环境风险控制

核电厂运行排放的液态流出物问题是内陆核电面临的重要环境制约因素之一。本文首先介绍了我国关于核电厂液态流出物排放管理的框架体系和具体管理规定,然后在分析国内外运行核电厂液态流出物排放实际监测数据的基础上,阐述了内陆核电厂正常运行时对水体环境造成的辐射环境影响和可能事故工况下的潜在环境风险,最后对可采取的辐射环境风险控制措施进行了初步探讨并提出建议。     

内陆核电厂液态流出物排放口设计及环境影响评价初探

对美国内陆核电厂液态流出物的扩散器工程实践进行了概括和总结,根据《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)的要求,在分析我国内陆核电厂液态氚排放面临较高的排放要求的基础上,对我国内陆核电厂液态流出物的排放设计及环境影响模拟进行了归纳和总结,并提出建议。成果可为内陆核电厂的扩散器研究提供参考。     

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法

本文对核电厂液态流出物和气载流出物排放氚的化学类别进行了分析,根据调研给出了可能的排放量。结合对环境生物、空气中氚的监测经验,分析了开展核电厂液态流出物和气载流出物中不同化学类别氚监测的可行性。最后提出了开展相关监测和剂量评估模式改进的有关建议。     

美国内陆核电厂放射性液态流出物累积影响的评估

调研美国38个典型内陆核厂2005—2011年的环境监测资料,分析其液态放射性流出物受纳水体沉积物中放射性核素浓度水平。研究表明,近年来美国内陆核电厂运行排放的液态放射性流出物未对受纳水体沉积物造成明显的累积影响,少数核电厂在局限于厂址排放口附近或局域范围内检测到来自核电厂排放的放射性物质,而这些放射性物质与沉积物中的天然放射性核素浓度相比,是非常微量的,个别核电厂监测到来自核电厂排放的放射性核素浓度略高,与核电厂受纳水体水文条件较差有关。岸边沉积物外照射剂量估算结果表明,公众受核电厂排放液态放射性物质造成的剂量水平与美国公众受到的天然本底辐射剂量水平以及NRC对核电厂流出物规定的剂量约束值相比是可以忽略的。相应结论可为我国内陆核电厂的选址、建设和运行提供参考借鉴。     

核电厂氚的产生和排放分析

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。     

核设施氚气态释放后植物中有机氚的研究进展

从核设施释放到大气中的氚主要以氚化水（HTO）和氚化氢（HT）两种形式存在,最终以HTO的形式进入植物体。植物体中的氚有两种化学形态：自由水氚（TFWT）和有机氚（OBT）,其中OBT又被细分为交换性OBT和非交换性OBT。与TFWT相比,OBT在植物体内有较长的滞留时间和较大的剂量转换因子,在氚的食入剂量中OBT占主要份额,因此有必要对植物中的OBT展开全面研究。本文就植物中OBT的定义、交换性OBT和非交换性OBT的确定、OBT的形成过程及其影响因子、OBT预测模型的研究进行综述,同时对今后植物中OBT应重点研究的内容进行了简单分析,以期为植物中OBT的研究提供一定的参考。为准确评价OBT造成的辐射剂量,今后对OBT的研究中应着重从测量、夜间形成机理和环境中的行为等方面进行。     

中国东北某核电基地流出物排放致公众剂量评价(2013—2020年)

本文介绍了气载流出物与液态流出物排放所致公众剂量的计算模式与方法，分析了2013—2020年中国东北某运行核电厂流出物排放对周围公众造成的最大个人有效剂量、关键居民组、关键照射途径、关键核素与核电厂80 km范围内集体有效剂量以及各年度流出物归一化排放量，并与相关标准要求进行了对比。结果表明：通过对各年度《辽宁红沿河核电厂流出物与环境监测评价年报》和《辽宁红沿河核电厂辐射剂量影响评价报告》的数据分析及核算，该核电厂流出物排放致公众剂量远低于国家标准、环境影响报告书及生态环境部批复的年排放限值，各年度流出物排放对周围公众造成的影响很小。     

氚长期大气释放的剂量评价模型

描述了一改进的氚长期大气释放剂量评价模型,该模型是建立在氚化水(HTO)从空气向植物和动物产品中的HTO和有机氚(OBT)迁移的保守假设上,考虑了氚的两种不同形态。在计算植物产品中氚的浓度时分为叶类和非叶类产品,同时考虑了土壤中氚对不同种类植物氚浓度的贡献率;对动物产品中HTO浓度计算时,考虑了不同水源份额的平均权重以及动物产品的含水量,这些水源包括皮肤吸收、呼吸、饮用和食物。在剂量计算时除了考虑食入途径,还考虑呼吸和皮肤吸收对人的剂量贡献。通过与比活度模型和NEWTRI模型比较,表明该模型能更好地反映氚长期释放后通过食物链对人造成的剂量贡献。     

内陆AP1000核电项目低放废液排放的主要污染物及其处理技术

AP1000核电站是我国未来短期内陆核电建设的主力堆型,其低放废液的排放与管理是水资源管理部门所关心的重要内容之一。氚、除氚外核素和硼是内陆AP1000核电站低放废液排放的主要污染物,本文对这些污染物的处理技术进行了总结。     

某内陆核电厂正常工况下放射性液态流出物排放的适应性分析

介绍了国家重新修订并即将颁布的GB 6249和GB 14587新标准对核电厂液态流出物排放的新要求,通过一个内陆滨河电厂初可研阶段AP1000机组放射性液态流出物排放的环境影响评价实例,分析了内陆核电厂选址过程中放射性液态流出物排放对相关法规的适应性,并提出在AP1000机组设计过程中需要关注的问题。     

三代压水堆内陆厂址放射性流出物排放问题及改进建议

由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、¹⁴C外其他放射性核素和氚排放均不能满足内陆厂址要求。针对除氚、¹⁴C外其他放射性核素排放,建议增加化学絮凝、离子交换床和反渗透装置以满足100 Bq/L的排放要求。针对氚排放,通过调整排放方式能满足2台机组氚排放要求,使得下游1 km处氚浓度不超过71 Bq/L;多机组内陆电厂的氚排放建议利用联合电解催化交换(CECE)和水精馏(WD)技术,以达到分离氚的目的。     

三种压水堆核电厂的放射性环境影响比较

本文简要介绍和比较了AP1000、EPR、CPR1000三种压水堆核电厂的放射性三废处理系统,并将放射性源项和GB6249-1986的排放量控制值进行了比较。然后,在一个假设的内陆厂址条件下评价和比较了三种机型两台机组核电厂的放射性环境影响。研究表明,三种机型的环境影响都是可以接受的。     

用直接液闪法测定尿氚浓度

本文介绍了液闪直接测定尿氚浓度的方法。研究了采样器皿,存放方式和存放时间对测量结果的影响,同时还对直接测量法和氧化蒸馏法进行了比较。结果表明,尿氚直接测量去经济,简便,可满足核电站辐射工作人员尿氚浓度测定的要求;与氧化蒸馏法测定结果比较没有明显差异。     

浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。     

浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。     

华龙一号核电厂公众辐射剂量优化设计目标值研究

基于我国新建三代压水堆核电机组华龙一号运行状态下的流出物设计与现实排放源项,结合机型的排放特点、沿海与内陆厂址的不同环境和气象等条件,对新建核电厂公众剂量优化设计目标值进行了研究。研究结果表明,在我国华龙一号的设计方案下,对于滨海厂址条件所能够达到的公众剂量优化设计目标值可以达到与欧美国家体系相当的水平。但由于厂址环境条件的差异,对内陆核电厂还需要结合工艺系统的改进开展进一步深入研究工作。对流出物中氚和C-14的排放还需要进一步开展经验反馈积累,在此基础上给出更符合未来运行状态的辐射剂量评价结果。本研究还对华龙一号后续的排放源项和评价方法等方面给出了建议,对进一步加强华龙一号的环境友好性和先进性具有积极作用。