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。     

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制受到利益相关者的广泛关注.本文从环境辐射防护的审管原则和限制受纳水体中氚浓度的辐射防护基准的角度,对饮用水中氚浓度的筛选水平和指导水平的应用进行探讨,认为将《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249-2011)中液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制作为筛选水平是合适的,高于该水平应当启动进一步的调查,但并不一定意味着水体是非安全的,因而不宜作为强制性的管理限值.     

内陆核电厂放射性液态流出物排入环境的审管控制

内陆核电厂和滨海核电厂的核与辐射安全目标是相同的,只是液态流出物释放的受纳水域不同,照射途径网络比近岸海域更复杂。因此,内陆核电厂的核与辐射安全技术要求和评价准则有自己的特点。本文结合国内外核电厂液态放射性流出物排放的审管实践,重点讨论内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度的审管控制问题。     

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。     

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。     

内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价

介绍了核电厂正常运行时以气态和液态形式排放的氚在环境中的迁移转化模型,提出内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价的方法,模型中考虑了氚的两种化学形态,即氚化水(HTO)和有机结合氚(OBT),同时计算了氚通过饮水、食入、吸入、皮肤吸收等途径对公众造成的辐射剂量。采用该模型估算了内陆核电厂液态排放氚在环境中的传输以及对公众受照剂量的贡献,基于IAEA TRS 472号报告提供的参数,在保守的大气弥散和水弥散条件下,内陆核电厂排放氚对公众造成的年辐射剂量为5.16μSv,其中核电厂液态排放氚对公众造成的辐射剂量约占四分之三,气态排放氚对公众造成的辐射剂量仅占四分之一。在氚的两种形态中,HTO是对公众造成辐射的主要化学形态,对公众造成的辐射剂量份额占80%以上。因此,在内陆核电厂排放氚的公众剂量评价时,应多关注液态氚排放途径。     

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。     

AP1000核电机组液态流出物复用与排放

基于目前国内外核电厂对液态流出物处理的技术,流出物中的除氚和~(14)C外的其他核素经一定的工艺净化后可达到近零排放,但是氚不能被有效处理,因此氚浓度的高低是决定液态流出物能否复用的决定性因素。本文借鉴国内已运行核电厂的实践经验,从液态流出物中氚浓度的高低研究AP1000核电机组液态流出物复用和排放的原则:含氚高的废液处理后排放;含氚低的废液处理后尽可能复用,不平衡的部分进行排放。源项计算结果表明,放射性废液经处理后废水的活度(除氚和~(14)C外)不超过50 Bq/L,可满足排放或复用要求。     

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。     

内陆核电厂放射性废液排放的主要问题分析

内陆与滨海核电厂的主要区别在于两类厂址的环境放射性受纳容量显著不同,使得低放废液的处理和排放成为内陆核电厂的关注点之一。本文针对AP1000,根据其标准设计分析了内陆核电厂放射性废液排放的三个主要问题:放射性、硼和表面活性剂的排放控制。分析结果表明,槽式排放口除氚外核素的放射性浓度要求和下游1 km处对受纳水体的氚浓度要求是内陆核电厂放射性废液排放的主要限制,因此必须通过增加处理工艺和依靠排放控制手段使其满足标准要求。硼和表面活性剂均是第二类污染物,在通过非放工业废水稀释和限制放射性废液排放流量的情况下,可以满足污水排放要求。     

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。     

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。     

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。     

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。     

秦山核电基地外围环境氚水平分析

本文分析了自秦山三期两台70万千瓦重水堆机组运行以来秦山核电基地外围环境空气、水体、陆生和水生动植物食品中氚活度浓度的历年变化趋势。结果表明,自秦山三期重水核电机组相继投入运行后,在气载放射性流出物排放的主导方位,距核电基地8km范围内空气中氚活度浓度逐年升高,浅井水和湖塘水中的氚活度浓度也有逐年升高的趋势;陆生食物中组织自由水氚略有增高。随着与秦山三期的距离增加,空气中氚活度浓度呈明显下降趋势。秦山三期排放口的海水氚活度浓度高于附近海域,但在5～7km外的附近海域海水中氚活度浓度为本底水平,低于探测限值(1.3Bq/L)。秦山核电基地外围环境中氚水平虽然较本底水平升高,但是对周围居民的健康影响很小,经各种途径摄入的氚产生的年待积有效剂量仅占公众年剂量限值的1%左右。     

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。     

缺乏受纳水体区域核电厂液态流出物液转气排放的概念和应用原则

随着国家标准GB 6249—2011和GB 14587—2011的颁布实施,对具有受纳水体的内陆核电厂相关管理要求基本完善。近年来,一些核电集团公司陆续在缺乏受纳水体区域开展核电厂选址工作。本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,提出了液态流出物液转气排放概念,设想了几种液转气排放工艺,研究提出了液转气排放应用原则。     

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。     

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。