核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

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。     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”探讨

内陆核电厂放射性液态流出物经处理后排往江河流域,为减少对公众和环境影响,需采用先进的废液处理工艺和完善的处理方案,尽可能减少释放到环境中的放射性核素和其他有害物质,实现内陆核电厂放射性液态流出物"近零排放"的目标。本文从对公众健康风险的角度提出"近零排放"的定义和目标,论证通过采用基于化学注入的膜处理技术和太阳能蒸发技术实现放射性流出物的近零排放。     

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。     

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。     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念及措施

由于内陆核电厂的放射性液态流出物是向内陆地表水排放,为了更好的保护公众和保护环境,GB6249--2011和GB14587--2011对其提出了比滨海核电厂更严格的排放浓度控制要求,使得内陆核电厂放射性液态流出物将实现“近零排放”。本文阐述了内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念,描述了为实现“近零排放”应采取的措施。     

内陆压水堆核电站放射性液态流出物对水环境的影响

根据IAEA推荐的河流放射性核素浓度计算模式,对内陆核电厂在正常和事故工况下放射性液态流出物对下游公众可能造成的剂量进行初步的分析与评价.结果表明,不论正常或事故工况,在加强放射性废液排放管理、确保放射性废液达标排放的前提下,放射性废液排放对下游公众造成的有效剂量都在可接受的范围内.     

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.     

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。     

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。     

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。     

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。     

核电厂液态流出物排放数模计算域分析

针对核电厂液态流出物在受纳水体中的稀释扩散问题, 常采用平面二维数值模拟法进行分析, 计算所得流场往往有水文测验资料进行验证, 但对于半衰期较长的核素, 衰变减少的份额较少, 计算范围的大小对计算结果的影响较大。本文结合工程实例, 选取大小不同的两个计算域, 分别进行数值模拟计算, 并对计算所得流态、浓度场分布、浓度通量以及总量守恒进行分析。结果表明, 在计算能力范围内, 应选取较大的计算域; 在满足计算精度和效率的条件下, 排放口距计算边界宜大于80 km的范围。该结果可供核电厂液态流出物排放选择计算范围时进行参考。     

中国大陆核电厂放射性流出物释放所致的公众剂量

基于历年的流出物监测资料,对2005年前中国大陆核电运行所致公众剂量进行分析和评价。结果表明：（1）秦山核电基地放射性流出物年平均释放所致公众（成人）的个人有效剂量为1.69μSv,几乎全部来自重水堆机组释放的剂量,约为UNSCEAR2000年报告的典型场址重水堆年平均个人有效剂量（10μSv）的16%;大亚湾核电基地...     

核技术利用项目环保验收中的放射性流出物监测问题探讨

建设项目竣工后应该进行环境保护验收监测,对于向环境排放放射性物质的建设项目,在验收监测过程中需要进行放射性流出物监测。本文总结了北京市核技术利用项目在环保验收中放射性流出物（废水、废气）监测所遇到的困难和解决措施,为今后解决这些问题提出了针对性建议。     

核电厂非放射性污水排放执行标准的探讨

根据核电厂非放射性污水的特点,探讨了现有污水排放标准对核电厂非放射性污水排放的适用性问题,建议在目前阶段应主要依据《城镇污水处理厂污染物排放标准》(GB18918—2002)执行排放,并提出有必要开展核电厂非放射性污水排放标准的研究和编制。     

关于某核电站厂址废物处理设施液态流出物在线监测报警阈值设定的探讨

国家标准《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》中要求滨海核电厂除³H、¹⁴C外其他放射性核素总排放浓度上限值为1 000 Bq/L,而为有效防止和控制核电厂放射性液态流出物的异常排放,要求在线监测仪表联锁报警阈值应不超过排放浓度控制值的5倍。但标准就在线监测的报警阈值的具体设定流程和注意事项并未做详细说明,本文将结合实际工作中遇到的问题,对此问题进行探讨。        

核电厂温排水热影响研究的建议

核电厂温排水的热污染问题已引进越来越多的关注。本文介绍了增温速率对鱼类的热忍耐能力的潜在影响的研究现状,建议现阶段我国应开展变温速率对水生物热忍耐能力影响的相关研究。