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。     

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。     

核电厂事故情况下气载放射性物质所致地面照射剂量的评价

核电厂事故情况下,气载放射性物质沉积导致的地面照射剂量是场外公众辐射剂量的重要组成部分。本文选取~(90)Sr、~(137)Cs和~(239)Pu等核素,结合其物理去除作用以及再悬浮过程,分析了核电厂事故后地面照射中沉积外照射和再悬浮吸入内照射所致的公众辐射剂量随时间的变化规律。     

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。     

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。     

美国内陆核电厂液态放射性流出物排放环境辐射监测与评估

系统分析了2005—2012年美国38个内陆核电厂液态放射性流出物在受纳水体介质中的活度浓度水平,包括沉积物、地表水、饮用水和水生生物。结果表明,除个别核电厂受纳水体(地表水)中的氚活度浓度较高外,其它受纳水体介质(包括沉积物和鱼类)中来自核电厂排放的放射性物质的活度浓度一般处于正常水平。个别内陆核电厂由于受纳水体环境条件的限制,氚的活度浓度水平偏高,但均低于美国环保署(EPA)规定的饮用水中氚的指导水平。核电厂受纳水体排放放射性核素对公众造成的辐射剂量评估表明,美国内陆核电厂运行因液态放射性流出物排放对公众造成的辐射剂量很小。通过分析美国核管会(NRC)规定的监测探测下限和报告水平的要求和内陆核电厂2005—2012年间监测结果,反映了NRC认可的美国内陆核电厂受纳水体受到核电厂液态放射性流出物排放的影响很小。     

核电厂辐射环境现状剂量评价中关注的几个问题

核电厂所致公众的辐射剂量可基于流出物监测和环境监测结果进行评价,本文主要对剂量评价过程中流出物监测和环境监测数据的合理运用,以及预测结果的现实性和不确定性等问题进行了初步的讨论和分析。     

风险控制在福岛核事故剂量控制中的应用及启示

简要介绍风险的基本概念与风险控制方法，并根据风险控制方法，对福岛第一核电厂核事故中控制公众受照剂量和职业照射剂量的措施进行分析和评价，找出其中的薄弱环节，并对风险控制方法在核事故剂量控制中的应用提出具体建议。     

辐射安全——有关论点

辐射安全——有关论点１公众和职业照射１．１公众照射核电厂运行对大多数受照公众的个体成员造成的剂量为每年１—２０μＳｖ范围——通常视为微不足道或可忽略的水平。甚至由大型加工厂对公众成员所造成的最高剂量大约为每年２００μＳｖ，这是ＩＡＥＡ剂量限值每年１０...     

某核电厂2018年度个人剂量监测

介绍了某核电厂职业照射监测的方法和质量控制措施,从个人剂量的监测人数、剂量范围、人员平均剂量、大修剂量、专业剂量等方面分析了2018年度某核电厂职业照射监测结果,为核电厂个人剂量监测与控制提供参考。     

如何在核能项目中求得公众沟通最优化

在核能项目公众沟通时,如何消除公众对核电的安全顾虑是一个亟需解决的难题。本文通过对在运核电厂运行业绩数据、核电厂对周围公众的辐射影响标准、我国的核安全监管和应急准备以及福岛核电厂赔偿情况的分析,提出了一个简明扼要的观点:核电厂运行时是安全的,发生事故后的赔偿是有保障的。这一观点以公众切身利益为出发点,对于今后的核能项目公众沟通有一定的指导意义。     

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.     

公众液态途径辐射剂量对吸附分配系数的响应研究

针对辐射剂量计算的不确定性,运用放射性核素浓度计算模式和公众个人照射剂量计算模式,计算了我国某核电厂正常运行下某子区代表居民液态途径的辐射剂量,分析了公众液态途径辐射剂量对核素悬浮物吸附分配系数的响应。结果表明:当核素~(60)Co和~(137)Cs的悬浮物吸附分配系数降低一个数量级时或升高一个数量级时,岸边沉积外照射剂量响应较为明显。特别是~(137)Cs,其悬浮物吸附分配系数降低或升高一个数量级,该核素岸边沉积剂量贡献占其液态途径剂量比值和占总岸边沉积剂量比值都有明显变化。     

应急撤离模拟在核电厂道路方案优化中的应用北大核心CSCD

将概率风险评价方法应用于核电厂的应急撤离模拟,利用自主编写的简化撤离模拟程序,结合厂址事故源项、人口、道路、气象条件等特征,对多个核电厂应急撤离条件下公众与工作人员可能的受照剂量和风险进行了对比分析。在此基础上,结合霞浦厂址应急道路方案遇到的实际问题,在保证事故应急状态下公众和工作人员能够有效撤离的同时,对应急道路方案进行了比选,为工程的实施提供借鉴和参考。相关程序和方法也可为后续发展海岛核电、小型供热堆等提供技术支持,有助于更直观地开展核电公众沟通。     

基于OREMS的核电厂址撤离时间估计

为了更好地制定核电厂应急计划,指导可能的公众应急撤离事件,根据我国关于核电厂应急撤离的法规,参考美国NRC和其他国家对核电厂址撤离时间估计（ETE）的要求,结合我国基本国情,提出适合我国核电厂ETE的基本方法。采用NRC推荐的OREMS宏观交通模拟软件计算ETE的通行时间,对国内某内陆核电厂址进行实例计算,并根据计算结...     

内陆核电厂严重事故时放射性烟羽造成水源污染的估算

针对内陆核电厂周围人口稠密、濒临大型水体的特点,给出了核电厂严重事故时放射性烟羽释放造成水源污染的可能情景和有关的计算模式,并对假想的位于南方滨湖(库)厂址进行计算。结果表明,事故释放后,干湿沉积和地面径流途径对核电厂周围水体造成的放射性污染短时间的核素浓度远高于GB 18871—2002规定的食品通用行动水平,对公众所致的剂量是不可接受的。     

核应急指挥系统安全技术探讨

核电厂应急指挥系统能为应急人员提供有价值的数据,如机组数据、气象数据、环境辐射数据等。在应急响应过程中为指挥人员提供快速辅助决策支持,有效控制和减轻核事故造成的后果,避免和减少工作人员、公众所接受的剂量,保护环境、保护公众。系统对安全性及数据传输安全性能要求较高。基于以往的项目经验及福岛事件后应急的新需求,本文对核电厂应急系统的安全技术设计进行探讨。结果表明,引入信息安全技术可有效保证应急系统的安全,增强核电厂应对核事故的能力。     

核电厂排放的~(85)Kr的分析方法及剂量评估

分析了~(85)Kr的性质及其在环境中的迁移行为,对气态流出物和环境介质中~(85)Kr的测量方法进行了总结。研究表明,对核电厂气态流出物和空气、水样品中的~(85)Kr,需要经分离纯化进行样品制备,并在液闪谱仪上测量,以获得足够低的探测限。对~(85)Kr的剂量评估方法进行了研究,采用目前我国主流机型CPR1000、AP1000和华龙一号的排放源项进行估算,表明核电厂释放的~(85)Kr对公众造成的辐射剂量极小。     

JRODOS模拟核事故时核素扩散及剂量时空分布

核事故时核素扩散范围和造成的辐射剂量是核电厂事故应急措施制定的重要参考,利用JRODOS软件模拟了不同气象源和大气扩散模型对核电厂核素浓度和辐射剂量时空分布的影响。结果表明:WRF气象场情景下核素的扩散范围广,FNL气象场情景下核素浓度和有效剂量区域均值较高。不同大气扩散模型中LASAT模型模拟的有效剂量最高。这为核事故后果评价数据来源和大气扩散模型选择提供了依据。     

内陆核电厂液态流出物液转气排放可行性初探

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,以冀东核电厂址和国内某典型内陆厂址为例,对液态流出物液转气排放的源项、工艺及环境影响开展了一些研究工作,从公众剂量评价的角度,初步论证了液转气排放技术路线的可行性,为我国缺乏受纳水体区域核电厂的选址、建设和监管提供参考。