核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究

本文介绍了核电厂气载放射性流出物对公众造成的剂量计算公式,概述了在正常运行工况下由于大气弥散所导致的公众剂量评价软件,比较分析了软件中典型放射性核素的有效剂量转移因子,并与相关标准进行对比分析,为我国核电厂环境影响审评提供了有益的技术参考。     

CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算

CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万kW的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。     

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。     

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。     

我国大型核电站燃料组件生产线运行对辐射环境的影响

本文对我国大型核电站燃料组件生产线运行8年来的辐射环境影响进行综合分析和评价。结果表明,在正常运行工况下,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量为7.26×10-4mSv;半径为80 km范围内的集体有效剂量8年来累积为156.4人.mSv,年平均为19.5人.mSv;气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占98.5%。     

池式低温供热堆选址阶段的辐射影响评价撤回

为保障池式低温供热堆的顺利开展，对其选址阶段正常运行和事故工况可能造成的辐射影响进行评价，并对推进池式低温供热堆示范工程落地提出建议。根据现行的法规标准，结合池式低温供热堆的特点，选取适宜的评价准则。通过反应堆特性、工程设计方案、文献数据和运行经验，分析正常运行的排放源项。在池式低温供热堆的固有安全性、小型堆技术安全目标的基础上，确定事故源项。讨论评价中遇到的法规标准、核素筛选、参数取值等问题。正常运行工况下，放射性气载流出物的大气扩散及对公众的剂量采用高架连续点源模式估算。事故工况下，以全堆芯燃料包壳破损事故作为选址假想事故，采用USNRC RG1.194提供的ARCON96程序估算各时段的大气弥散因子。结果表明，正常运行工况下，气载流出物排放对公众的最大个人有效剂量为7.3×10^-7 Sv/a,小于剂量约束值0.1 mSv/a。事故工况下，厂址边界处公众个人(成人)的最大有效剂量为1.43 mSv,甲状腺当量剂量为4.3 mSv,均小于场址边界上公众个人的有效剂量控制值10 mSv和甲状腺当量剂量控制值100 mSv。池式低温供热堆在正常运行和事故工况下对公众...     

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。     

大气稳定度PT法在核电站气载放射性流出物浓度计算中的应用

采用大气稳定度的Pasguill-Turner分类法(简称PT法)计算得到的大气稳定度,以AIRDOS-EPA程序为基础,针对2001年大亚湾核电站正常运行情况下主要气载放射性核素在大气中的扩散进行模拟计算。采用大亚湾核电站厂址2001年的实测气象数据和主要气载放射性流出物的排放量,计算主要气载放射性核素的年均浓度分布、部分核素的地面沉积率。计算结果与采用实测气象数据表中的大气稳定度的计算结果进行对比,结果表明不同大气稳定度的取值对放射性核素浓度的计算结果有一定影响。     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

典型内陆厂址近场年均大气弥散和沉积因子不同计算方法的比较

采用高斯直线烟流模式XOQDOQ和三维拉格朗日高斯烟团模式CALPUFF,分别计算了我国某一地形复杂、小静风频率较高的典型内陆厂址近场5 km半径范围的年均大气弥散因子和干沉积因子,并对结果进行了对比分析。研究表明:两种模式得到的近场年均大气弥散因子和干沉积因子分布、以及最大值出现位置有一定的差异。就扇区平均值而言,2 km半径以内XOQDOQ计算的方位最大弥散因子和干沉积因子分别是CALPUFF计算值的5倍和3倍左右;2 km以外两种模式计算结果差别减小,CALPUFF计算的方位最大干沉积因子大于XOQDOQ计算值。因而,对于地形复杂和小静风频发的厂址,在评价核电厂正常运行工况下气载流出物的辐射影响时,应结合厂址具体的环境和人口分布特征,在需要精细评价的情况下,宜选用其它适宜的大气扩散模式。     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

核设施正常工况下放射性气态流出物对公众影响评价的现状与建议

本文介绍了在核设施正常工况下放射性气态流出物环境影响评价中,气象参数获取方法、大气稳定度联合频率的变化、大气弥散模式调整、剂量转换因子的选用等因素对长期大气弥散因子或最大个人剂量的影响,提出了规范和简化评价方法的建议。     

我国核电厂气态流出物中惰性气体监测现状

核电厂流出物尤其是气态流出物中的放射性惰性气体监测多为低水平放射性核素,我国运行核电厂的环境监测结果均低于探测限,无法计算照射剂量.探测能力决定了放射性惰性气体排放评价的结果.本文分析了我国各运行核电厂流出物放射性惰性气体监测和排放评价的现状,比较欧盟的相关建议,研究我国核电厂流出物放射性惰性气体监测能力存在的问题,并提出了建议.     

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。     

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.     

基于微机的核设施环境评价软件包—NGAS,NLIQ,NACC,NRED

本文介绍了基于微机的核设施环境评价软件包的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括：核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序以及核设施环境数据库。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序，用于大气弥散计算和公众剂量算，给出了核设施周围放射性核的空气浓度、地面沉积浓度和动物物产品中的浓度，并进而估算核设施周围的集体剂量和最大个人剂量。     

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。     

海岛核电对岛屿非人类物种辐射影响及风险研究

海岛核电厂址是目前国内核电厂址选择的重要方向之一。《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ 808—2016)中明确要求估算核电厂对非人类物种的辐射剂量。本文利用国内某海岛核电厂气态设计排放源项,采用ERICA程序,结合海岛生态本底调查结果,估算了核电厂气载放射性流出物对海岛生物的辐射影响和辐射风险,并进行了海岛生物的“三关键”分析。结果表明,核电厂对海岛各生物的辐射剂量率小于欧盟推荐的筛选值10 μGy/h,总体辐射风险较小。针对ERICA程序中部分参数(如剂量率转换因子和核素转移系数)的适用性问题,提出了今后须重点研究的方向。     

压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证

氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一。本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003—2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结果进行对比分析。研究结果表明,本文建立的氚的计算方法所得到的模拟值与实际运行情况相符,本文氚排放计算采用的计算模型和假设是合理的。     

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.