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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 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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核电站运行时产生的气载放射性流出物的排放应按照最优化原则进行优化控制.本文以秦山第二核电站试运行阶段气载放射性流出物的排放为例,使用工程判断和多属性效应函数分析方法,综合考虑了关键居民组个人有效剂量、公众集体有效剂量、废气治理费用和公众反应等因素的影响,计算了不同影响因素权重情况下,核电站气载流出物向环境排放量的最优值,分析了各因素对优化结果的影响. 相似文献
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内陆核电是我国将来核电发展的一个重要选择,与滨海厂址相比内陆厂址的环境条件有着自己的特点。本文介绍了以华龙一号和AP1000为代表的三代核电气、液态流出物的计算流程和典型计算结果,阐述了流出物环境影响的分析过程,对比分析了内陆核电厂址和滨海核电厂址在大气扩散条件和受纳水体条件的差异和法规标准的不同要求,总结了现行法规和国家标准对内陆厂址气、液态流出物的特殊监管要求。在此基础上,基于合理可行尽可能低的原则,从工艺设备、排放策略、排放方案等方面提出了三代核电在内陆厂址条件下减少气、液态流出物排放总量、降低环境影响和适应缺少受纳水体厂址的方法。 相似文献
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