内陆核电厂环境安全性评估与分析

通过对比国外已建内陆核电厂正常运行时的环境安全性影响,分析严重事故的环境风险,将我国内陆核电厂的选址要求和国际相关规定进行比较分析,从而评估我国拟建内陆核电厂的环境安全性影响,得出的结论是我国发展内陆核电是安全可行的。     

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。     

美国内陆核电厂环境特征

对美国内陆核电厂的环境特征进行了调研。调研结果表明：每个厂址最多建造3台机组,密西西比河流域一共分布20个厂址、31台机组;部分电厂近距离处涉及到生态环境保护区。在水源条件方面,多个电力公司专门筑坝截流为核电厂提供冷却水源,水资源较少的河流也建有滨河核电厂;内陆核电厂址多处于温和气候带,有些厂址尽管年平均相对湿度较大,但是年平均风速较大、年静风频率较小;厂址周围的人口密度小。     

对滨海核电厂防洪评价中海啸影响的一些认识

本文主要介绍了海啸的成因、危害以及在我国沿海发生的可能性等,并阐明了核安全法规和导则对滨海核电厂防洪评价中海啸影响的基本要求。本文还结合目前核电厂的多个工程实例,对海啸影响分析提出了一些建议。     

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。     

内陆核电厂硼的排放控制

通过比较二代加压水堆核电厂(CPR1000)和第三代压水堆核电厂(AP1000)的工艺废液处理系统的设计,估算了核电厂硼的排放浓度和排放总量,探讨了内陆核电厂废液处理系统的设计改进思路,并以污水硼排放限值、硼环境质量标准为评价依据,分析了硼排放对受纳水体的影响,最后对内陆核电厂硼的排放控制提出建议.     

我国滨海核电厂的防洪设计现状及技术探讨

介绍和对比了国际原子能机构、中国、美国和法国的滨海核电厂防洪设计标准,总结了目前大陆运行和在建12座滨海核电厂厂址的设计基准洪水和防洪设计及防护措施现状,并基于多年的核安全审评经验对滨海核电厂设计基准洪水的确定和防洪设计提出了一些审评见解和技术探讨。     

内陆核电厂发展状况与安全监管探讨

对国际上内陆核电厂的发展状况进行了分析,详细介绍了我国内陆核电厂厂址的特点和评价情况,进而对国内首批内陆核电项目的审查情况和监管要求进行了全面的论述。在总结沿海核电厂建设实践和审评经验的基础上,结合我国发展内陆核电厂的实际情况,研究并提出了建设内陆核电厂的审评重点和监管要求。     

关于内陆核电厂环保设施设计的一些思路

结合国外内陆核电厂/国内潜在厂址环境特征、国内外环境标准及排放标准的调研,按照新版国标GB 6249和GB 14587的要求,对我国内陆核电厂的废水/废气处理、流出物排放和监测设施设计要点进行了初步探讨,提出了改善内陆核电厂环保设施设计的一些建议。     

内陆核电厂冷却塔的环境影响预测计算

内陆核电厂通常采用自然通风冷却塔作为散热系统,电厂余热主要通过冷却水释放到大气环境中,由此带来的环境影响包括雾羽、荫屏、盐沉积、噪声等。本文基于美国核管会(NRC)推荐的SACTI计算程序,给出了评价冷却塔造成上述环境影响的计算模式和方法;采用此程序,对我国湖南、湖北和安徽三个拟选内陆核电厂厂址的冷却塔环境影响进行了预测计算,并与美国GGNS电厂的相关计算结果进行了类比分析。     

核电厂设计分析的管理要求

依据中国《新建核电厂设计中几个重要问题的技术政策》与《核动力厂设计安全规定》的有关规定，论述了设计分析在设计过程控制中的地位与作用，阐明了新政策与新标准对设计分析的新要求，推荐了可借鉴的设计分析管理程序的基本内容，并在管理的操作层次、体系层次与文化层次讨论了强化设计分析管理的几个重要问题。     

核电厂控制室的设计

核电厂控制室设计的目标是通过人机接口的改善,提高核电厂的安全性和可用性,降低建造和维护等费用。本文应用人因工程方法。论述了控制室的设计,以改善人机接口。     

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。     

核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求

为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断发展,物项分级的理论和方法也得到了进一步的发展。核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对"超设计基准"事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求随之成为焦点探讨问题。根据国内外相关实践和我国对新建核动力厂提出的更高安全目标以及国际上相关进展,建议对我国相关法规标准进行相应修改,并提出了相关物项质量要求的建议。     

内陆代表性厂址事故扩散因子不同估算方法的比较

针对内陆核电选址中小风、静风频率较高的厂址,分别采用美国核管会(NRC)导则推荐方法和运用三维客观诊断风场与Lagrangian烟团模型模拟整年8 760小时逐时排放方法,计算了湖南桃花江厂址事故工况下的大气扩散因子,探讨复杂条件下大气扩散模型的适宜性。研究表明:在非居住区边界概率论方法计算的最大小时事故扩散因子较烟团模型计算方法保守;Lagrangian烟团模型计算的小时事故扩散因子在某些方位大于概率论方法结果,某些远距离子区的扩散因子大于近距离子区;对于释放时间相对较长的情形,导则方法估算结果仍偏小。由此可见,导则推荐方法得到的扩散因子存在不保守的情形,建议在计算复杂地形、小静风频率较高的内陆厂址事故扩散因子时慎重选择扩散模型。     

内陆核电厂址周围环境调查工作的经验和问题探讨

根据核电厂址相关法规的要求,结合实际调查,对内陆核电厂址周围环境调查工作进行了总结,讨论了不同阶段调查工作的重点和调查内容的差异性,对调查工作中遇到的问题进行分析,以期对开展此类核电厂建设前期工作有所帮助。     

核电厂火灾自动报警系统控制网络设计

为了在火灾状态下确保核电厂工作人员的人身安全,维持核安全功能的完整,文章结合核电厂建筑结构、环境状态的特殊性,依照核电厂网络化管理的要求,设计了核电厂火灾自动报警系统的星型和环型控制网络,重点阐述了两种控制网络的联网方案以及各自特点,并介绍了控制网络的系统软件设计。文中设计的两种控制网络已成功应用于国内多座大型核电项目,提高了核电厂安全保护设施的水平。     

核动力厂厂址地质调查工作的要求

本文简要地介绍了核动力厂厂址地质调查工作的主要内容、基本要求、阶段划分和各阶段要求调查的内容。并且根据现行的核安全法规要求,阐明了各项调查内容的调查目的及所要求的调查范围、深度和应提出的成果。     

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.