压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6％降至1％,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

燃煤电厂气载放射性排出物对环境影响的辐射剂量评价

根据苏州某大型燃煤电厂烟尘排放所致周围环境近地面空气中天然放射性核素的浓度和地面沉积量及其分布的计算结果和辐射剂量的估算模式,估算了该厂气载放射性排出物导致厂区周围半径100km范围内经蔬菜、农作物摄入、漂尘吸入和地表沉积γ的内外照射途径公众居民所受的个体全身年平均剂量当量和集体剂量当量。估算结果表明,最大污染浓度的下风向SW～NW区间距烟囱1km处的个体全身年平均剂量当量值为3.13×10~(-4)Sv(GW·a)~(-1),其中 由摄入和吸入途径所受的内照射剂量分别为3.02×10~(-4)Sv(GW·a)~(-1)和8.14×10~(-6)Sv(GW·a)~(-1);地表沉积γ外照射剂量为2.94×10~(-6)Sv(GW·a)~(-1)。厂区周围半径100km范围内公众居民的集体剂量当量值为30.5man-Sv(GW·a)~(-1),其中摄入和吸入途径的内照射剂量分别为26.5和3.70man-Sv(GW·a)~(-1);地表沉积γ外照射剂量为0.34man-Sv(GW·a)~(-1)。     

我国燃煤电厂气载流出物的辐射影响

本文估算了我国燃煤电厂生产单位电能(1GWa)由气载流出物排入大气的铀系、钍系和~(40)K放射性核素的归一化排放量,及由此产生的最大个人归一化年有效剂量当量De和对周围80km范围内居民的归一化集体有效剂量当量负担M~c。根据对24省(自治区)563个煤样中天然放射性核素含量测定结果的按产量加权均值,并假定:生产1GWa电能的耗煤量为3×10~9kg,飞灰占总灰渣的重量比为85％,集尘效率为90％,富集因子除~(210)Pb和~(210)Po为2外,其余核素为1;估算得~(238)O、~(232)Th、~(210)Pb和~(222)Rn的归一化排放量分别为9.18、7.65、18.4和108GBq/GWa。D_e和M~c的估算,分别采用我国核工业三十年辐射环境质量评价的剂量学模式和UNSCEAR1982年报告附件U中的模式,结果分别为51.5μSv/GWa和54人·μSv/GWa秦山核电厂在正常极限工况下D_e和M~c分别为57μSv/GWa和3.7人·Sv/GWa。计算结果还表明:照射的关键途径是吸入,关键核素是~(232)Th.     

燃煤电厂的气载放射性排放及其辐射影响

选择不同容量、参数、除尘技术,以及不同时期发展的代表性电厂机组为对象,初步评价了当前我国部分燃煤电厂的气载放射性排放量及其辐射影响。估算结果表明,燃煤电厂对80 km范围内公众产生的归一化集体剂量平均为6.68人.Sv/GWa;不同煤耗和除尘效率的电厂机组的气载放射性排放量有显著差别,使用的煤和烟囱高度也是影响剂量的因素;主要照射途径是食入内照射和吸入内照射;气载放射性排放量越大的电厂,经吸入途径产生的剂量所占的比例越高。与天然本底水平相比,燃煤电厂的辐射影响还是很小的。     

气载流出物的健康危害评价

核工业理化工程研究院（以下简称理化院）是一个从事铀同位素分离研究的机构，位于天津市区边缘，院区周围居民人数日益增加，公众对其附近的环境质量越来越重视。理化院对环境的影响主要来自气载流出物的排放。工艺排放物为天然铀、氟；燃煤排放物主要为ＴＳＰ、ＳＯ２、...     

核设施气载放射性流出物取样新标准的分析与应用

介绍了新版标准ISO 2889-2010《核设施的烟囱和通风管道中的放射性物质取样》产生的背景和主要内容,该标准推荐在气体充分混合的区域,采用单嘴取样器,对核设施气载流出物进行取样,同时要求取样系统对空气动力学直径为10μm的气溶胶粒子的传输比不小于50%,这与旧版标准的要求产生了较大变化。将该标准与相应的美国国家标准进行了对比分析,同时讨论了新标准的实施方法和应用现状。     

核电站气载流出物排放的优化控制研究

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.     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。     

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。     

放射性气载流出物取样代表性分析

为获取核设施放射性气载流出物单点连续监测取样位置,提出基于随机轨道模型(DRW)的气-固多相湍流耦合方法求解代表性取样区域。借助k-epsilon湍流模型模拟连续相,并引入离散颗粒模型(DPM)模拟离散相,建立基于DRW模型的排风管道内流道气-固多相湍流耦合计算模型,计算了核设施气载流出物在管道内流道流场分布规律,分析了内流道流体气旋角、气流速度、示踪气体浓度、气溶胶粒子浓度与管道高度间的关联关系。分析结果表明,随着截面高度的增加,气旋角、气流速度变异系数(COV)、示踪气体浓度COV及示踪气体浓度最大值与平均值的偏差逐渐降低并趋于稳定,气溶胶粒子浓度COV在截面6与截面8满足取样代表性要求;基于计算流体动力学方法可快速地确定出代表性取样位置,为气载流出物单点取样现场试验提供了理论参考依据。     

核电站运行对水生态资源的影响及所致居民剂量

本文综合讨论了核电站运行对水生态资源的影响。     

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...     

核设施正常工况气载放射性排出物辐射后果计算程序比对

本文介绍了我国的核设施环境影响报告书主要编写单位在对某参考核设施正常工况下气态排出物辐射后果计算时程序比对的结果。尽管各编写单位使用的程序、模式和参数均有差异，但所计算的结果均在一个数量级的偏差范围内，这说明参加比对的各程序应用于基本平坦地形的厂址和此类（流出物中以８５Ｋｒ或惰性气体为主的）核设施在正常运行工况下的计算结果是基本合理的     

田湾核电基地一期工程1、2号机组运行流出物排放致公众剂量十年评价(2007—2016年)

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参数,给出了2007—2016年田湾核电站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、关键核素与核电站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,并将2007—2016年公众最大个人剂量与一期工程环境影响报告书(首次装料阶段)给出的数值、国家标准GB 6249—2011规定的剂量约束值、天然本底辐射水平进行了对比,结果表明:田湾核电站在安全稳定运行的同时,各年度流出物排放对周围公众造成的影响可忽略不计。     

核电站事故情况下气载放射性致厂址周围公众集体剂量当量的估算方法

对核电站潜在的放射性物质外泄事故可能导致后果的严重程度给出一个合理保守的评价方法是十分必要的。本文给出一个厂址周围８０ｋｍ范围内集体剂量当量的估算方法，该方法借鉴Ｕ．Ｓ．ＮＲＣ．１．１４５事故后果的概率处理方法，将大气弥散情况下人口分布相结合，计算给出的集体剂量当量的超越概率不大于５％。     

压水堆核电厂厂房内气载放射性活度的分析与评价

介绍压水堆核电厂厂房内气载放射性活度计算的基本方法。根据相关1000 MW级压水堆核电厂的设计经验,分析正常功率运行、停堆余热排出和反应堆压力容器顶盖打开的各阶段惰性气体、裂变产物、活化腐蚀产物和氚的气载活度浓度。由燃料包壳破损和氧化操作导致的主回路碘峰及活化腐蚀产物急速增加,特别对余热排出阶段引起气载活度浓度升高的现象进行了详细计算。最后,基于核电厂各运行阶段的气载放射性活度变化趋势,就运行人员的内照射防护措施和通风排气设计提出改进意见。     

大气弥散和核电站正常气载放射性排放的后果评价

本文以灵敏度分析为基础，介绍了核电站正常气载放射性排放的后果与大气弥散的关系。由于压水堆核电站的正常气载放射性排放源项较小，其后果远低于国家有关限值，大气弥散的模式和各种修正以及参数的选择以后果影响很小。本文认为核电站正常气载放射性排放的后果评价不应是核电厂厂址选择和环境影响评价的重点。     

基于CFD方法的核设施气载流出物取样代表性研究

核设施气载流出物取样代表性的优劣,决定着对环境监测和辐射安全评价的准确性。应用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法,根据新版ISO 2889标准《核设施的烟道和通风管道中的放射性物质取样》中对取样位置的要求,对某核设施排气系统的流场进行了数值模拟并分析了不同取样位置的取样代表性。指出现有取样位置选取不尽合理的结论,通过对模拟结果进行分析,确定了合理取样位置,从而可以有效地监测放射性气载流出物的核素活度浓度,为辐射环境影响评价提供科学数据支持。     

核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式的参数

我们推荐“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价的模式和缺省参数”是为了使核设施环境影响评价工作更加规范化，节省人力和物力。本文介绍使用该模式时需要用户输入的参数和模式中用到的缺省参数。     

三代核电气、液态流出物计算及在内陆厂址条件下环境影响优化

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。