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。     

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。     

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。     

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.     

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。     

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。     

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。     

核电厂放射性液态流出物总排放口设置的探讨

中国环境保护部与国家质量监督检验检疫总局于2011年2月18日联合发布了国家标准《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》,本文通过该标准和其他相关环境保护法规标准中对核电厂放射性液态流出物总排放口设置的要求,对核电厂特别是内陆核电厂的总排放口设计的几种具体方案进行了技术探讨。     

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。     

核电厂放射性废液水泥固化体的制备北大核心CSCD

针对某核电厂复杂成分的中、低放射性废液水泥固化体制备过程中出现的流动度损失快、泌水分层、凝结时间难控制等问题,通过实验研究掺合料、保水增稠材料、投料顺序等因素对放射性废液水泥固化体流动度、保水性能、凝结时间、固化体性能的影响规律。研制出既满足国家标准GB 14569.1—2011又适用于现有工程装置的放射性废液水泥固化体专用添加剂及配方,即专用添加剂配方为粉煤灰∶稠化粉∶外加剂A质量比=1∶1∶0.15,水泥固化体配方为水泥∶专用添加剂∶废液质量比=1∶0.272∶0.585。     

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。     

福岛核事故向环境释放的Pu研究进展

福岛核事故向环境释放的放射性核素中包含了锕系元素Pu,其中以极毒组的239Pu、240Pu和高毒组的241Pu为主。本文总结并分析了针对福岛核事故向环境释放的Pu的相关研究。据估计,福岛核事故向环境中排放的239+240Pu总量约为109 Bq,是切尔诺贝利核事故排放量的万分之一。此次事故排放的Pu同位素原子比(240Pu/239Pu和241Pu/239Pu)及活度比(A(238Pu)/A(239+240Pu))明显异于全球沉降值,可作为事故中Pu溯源的判定依据。事故所排放的Pu全部来源于核电站1~3号反应堆堆芯而非乏燃料池。现有研究报道的数据表明,在福岛核电站周围30km范围内的陆地环境中存在来自核事故排放的Pu污染,污染相对严重的"热点"区域和该地区与核电站的相对位置没有明显关联,主要是受地形和降水的影响。而对于人们关心的海洋环境,来自福岛核事故的Pu污染非常小。核事故向海洋中排放的Pu相对于核事故前海洋环境中的Pu污染水平可忽略不计。