秦山核电基地外围水体环境中~(14)C水平和分布

为了解和评价运行20余年的秦山核电基地外围环境水体中14 C的水平和分布,本文研制了水体中溶解态无机碳提取装置,并结合加速器质谱法对秦山核电基地外围环境中采集的水体样品进行了14 C活度的测量。测量结果表明,距排放口5km内的海水样品14 C比活度为(203.4±5.6)Bq/kg,分布范围为196.8~206.5Bq/kg,与参照点(本底)处于同一水平,未观察到显著的浓度分布规律。另外,也未观察到地表水、井水及地下水样品中14 C浓度与参照点相比有显著增高。本次水体采样调查结果表明,核电站排放的冷却水未引起近海岸海水中14 C浓度增高,无14 C富集现象。     

秦山核电基地外围环境中树轮14C水平分析

为了解秦山核电基地外围14C水平近年来的变化趋势,采用加速器质谱法对基地外围2 km内松树1980—2009年的年轮中α纤维素进行了14C活度分析。测量结果表明:秦山第一核电厂投入运行后树轮中14C水平变化趋势与本底相同;秦山第二核电厂、第三核电厂相继投入运行后,树轮中14C水平呈现偏高趋势,比活度比本底高出2.6~63.4 Bq/kg(C)。其中,2005年树轮中14C活度达到最大,比本底高25.8%;比较分析发现:第三核电厂的14C排放量与树轮中14C活度增量具有很好的相关性。改善第三核电厂的污染物排放管理措施后,树轮中14C活度逐渐降低,到2009年已经接近本底水平。     

秦山核电基地外围环境中14C所致公众内照射剂量估算

根据2009年度秦山核电基地外围各居民点及附近海域环境样品中14C活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围农村居民生活及饮食习惯等资料,采用GB 18871—2002推荐的年龄别剂量系数,估算由空气和食物途径所致居民14C的年摄入量和年待积有效剂量。结果表明,关键居民组所受到的年待积有效剂量最大值为14.11μSv/a。     

秦山核电基地环境生物样品中14C监测方法探讨

介绍了氧弹法在秦山地区环境生物样品中¹⁴C监测中的应用情况,对氧弹法的特点进行了分析,并对秦山核电基地历年来环境生物样品中¹⁴C监测的结果进行了分析。希望本方法能对生物样品中¹⁴C监测方法的新国标的制定提供参考。     

CPR1000型压水堆14C产生量研究

本文阐述了压水堆中¹⁴C的主要产生机理,利用蒙特卡罗程序MCNP5建立了精确的三维堆芯模型,计算了堆芯各辐照区的47群中子注量率,计算得到一回路冷却剂、燃料芯块和包壳及堆芯上下反射层的¹⁴C产生率和年产生量。结果表明,计算模型、参数及计算假设具有一定的代表性,计算结果适用于CPR1000型压水堆核电机组。     

秦山核电基地外围环境土壤放射性水平监测

自1992年,浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境辐射水平进行了连续的监督性监测.1992～2005年,秦山核电基地外围20 km范围内环境陆地土壤、附近海岸潮间带土、湖塘泥、海域海底泥等4种土壤介质中放射性水平的监测结果表明:天然放射性核素238U平均含量分别为38、32、39和25 Bq/kg(干重);人工放射性核素137Cs平均含量分别为3.3、2.4、1.9和1.1 Bq/kg(干重).与基地运行前本底值和对照点监测值相比,土壤介质样品中放射性核素含量均在正常范围内.     

秦山核电基地外围环境放射性水平20年监测结果

浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境放射性水平的20年监督性监测结果表明,秦山核电基地外围环境 γ 辐射剂量率,气溶胶中总α、总β、⁴⁰K、¹³⁷Cs的活度浓度,沉降物中总β日沉降量,空气中¹⁴CO₂活度浓度,陆地淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs的活度浓度,土壤中 γ 核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、¹³⁷Cs的比活度,生物样品中放射性核素⁴⁰K、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr及¹⁴C的比活度,均未发现异常,与对照点监测值和运行前本底调查值相比,属同一水平。空气、雨水、地表水、饮用水、排放口海水和陆生植物样品中³H活度浓度均高于相应对照点监测值,部分介质中³H活度浓度远高于基地运行前相应的本底。说明秦山核电基地20年的运行,特别是秦山三期重水堆运行之后,其外围环境已受到基地流出物中³H排放的影响。     

秦山核电基地氚排放所致周围公众内照射剂量评价

统计了2014—2016年秦山核电基地周围居民点环境介质中的氚活度浓度监测结果,基于统计的环境监测数据评价了秦山核电基地近几年氚排放所致周围公众的辐射剂量。评价结果显示近几年秦山核电基地氚排放所致西北西方位2.4 km处的秦联居民组婴儿、幼儿、少年和成人4个年龄组公众的年平均有效剂量分别为0.59、1.35、1.18和0.92μSv/a,远小于《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中规定的核动力堆释放的放射性物质对公众造成的有效剂量0.25 m Sv/a的管理目标值。可见,秦山核电基地氚排放稳定、受控,对公众造成的辐射剂量很小,对环境和公众的影响可接受。     

1992～2005年秦山核电基地外围环境放射性监测

自1992年,浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境辐射水平进行了连续的监督性监测。1992～2005年,秦山核电基地外围环境电离辐射水平和各种介质放射性水平的监测结果如下：在正常运行下,秦山核电基地外围环境7辐射剂量率平均为96nGy／h;大气气溶胶总α、总β比活度分别为0．11、0．45mBq/m^3;环境大气中^3H浓度为71．6mBq/m^3,^14CO2浓度为0．30Bq／g（碳）;沉降物总β比活度为0．81Bq／m^2d;陆地环境淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、^90Sr、^137Cs浓度分别为65、151、4．4、0．3mBq／L,^3H为1．0Bq／L,雨水^3H浓度为2．8Bq／L;正常排放下基地附近海域海水样品^90Sr、^137Cs平均浓度分别为5．4、0．7mBq／L,^3H为1．0Bq／L;土壤、湖塘泥、潮间带土、海底泥^137Cs平均比活度分别为3．3、1．9、2．4、1．1Bq/kg（干重）;食用植物样品中,大米^90Sr、^137Cs、^3H平均比活度分别为0．06、0．14、0．4Bq／kg,青菜为0．27、0．04、3．1Bq／kg（鲜重）,萝卜为0．10、0．03、2．5Bq／kg（鲜重）;指示植物样品中,茶叶^90Sr、^137Cs、^3H平均比活度分别为3．4、0．49Bq／kg（干重）和4．6Bq／kg（鲜重）,松针分别为9．8、0．10、7．7Bq／kg（鲜重）;肉类动物样品中,猪肉^90Sr、^137Cs平均比活度分别为0．06、0．08Bq／kg（鲜重）,羊肉为0．11、0．03Bq／kg（鲜重）,牛奶为0．03、0．02Bq／k（鲜重）,奶粉^137Cs平均比活度为0．18Bq／kg（干重）,鲻鱼^90Sr、^137Cs平均比活度分别为0．13、0．05Bq／kg（鲜重）。     

基于小型单极加速器质谱测量~(14)C的样品制备技术研究

为满足新研发的200kV单极静电加速器质谱仪测量14 C的需要,开展了14 C样品制备技术研究。在自主设计的14C制样装置上优化了H2-Fe法、Zn-Fe法、Zn-H-Fe法制备石墨样品的实验条件,制备的样品经离子源引出12C-的束流均可达15~40μA,稳定性好于0.2%。在加速器质谱仪的调试中发现压低制备样品12CH+13C和12C的粒子个数比更有利于实现14 C-SE-AMS小型化及高灵敏测量。~(14)C-SE-AMS的测试样品中碳含量小于1mg时,采用Zn-Fe法有利于压低~(12)CH+~(13)C和~(12)C的粒子个数比;样品碳含量为1~5mg时,采用Zn-Fe法和Zn-H-Fe法效果相当。建立的制样方法对含碳量为100μg~5mg的样品,其产率均能达到95%以上,且空白样品测试结果表明此系统能有效避免样品制备中的交叉污染。     

秦山核电厂首次换料方案的确定

简要介绍了秦山核电厂首次换料方案的选择过程，利用优化技术寻找燃料组件的最佳布置，目标函数为组件平均卸料比燃耗最大。所选的换料方案具有较好的经济性与安全性，现已在秦山核电厂首次换料中成功应用。     

秦山核电厂调试

本文综合介绍了秦山核电厂的调试,其中包括无核和带核调试的试验内容、进度、调试网络、调试机构、人员和管理。总结了调试经验。调试结果证明,秦山核电厂的设计、建造是成功的。     

秦山核电厂自备应急电源系统可靠性分析

本文应用故障树分析方法,计算了秦山核电厂自备应急电源系统的瞬时和稳态无效度,并对秦山核电厂自备应急电源系统的设计进行了评价。     

CDFM方法在秦山核电厂SMA中的应用

抗震裕度评价（SMA）是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件（SSC）的高置信度低概率失效（HCLPF）值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度（CDFM）方法。结合秦山核电厂抗震裕度评价,以应急柴油发电机组和主控制楼为例说明了CDFM方法在核电厂SMA中的应用。通过计算得到了大部分SSC的HCLPF值,为秦山核电厂SMA工作的顺利开展奠定了基础。     

Radiological monitoring results of the ambient environment around Qinshan Nuclear Power Plant

1 Introduction Qinshan Nuclear Power Plant (QNPP), a300 MW pressurized-water reactor, was built in 1983,and put into operation in December 1991. In order toestimate the impact QNPP exerted on the ambient en-vironment and the radiation dose the public received,the lab monitoring system and instantaneous landgamma radiation dose-rate monitoring system wereestablished in 1985, and worked from 1988. This pa-per provides the part results of the lab monitoring sys-tem.2 Monitoring pr…     

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明：在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。     

秦山核电厂核空气净化系统试验与运行

本文介绍了秦山核电厂核空气净化系统的设置,系统功能及运行方式,净化部件的性能参数。文章着重叙述安装工作完成后所进行的现场试验的项目、目的、方法和评价标准。已完成的现场试验证实,秦山核电站核空气净化系统将是可靠高效率的,文章最后介绍了运行管理的要点,指出强化运行管理是核空气净化系统能否发挥预定功能的关键。目前,秦山核电站正向满功率进军,核空气净化系统运行正常,满足了秦山核电厂安全运行的要求。