某核设施厂址气态流出物辐射环境影响评价研究

正根据核设施厂址气态流出物的监测数据,评价分析了核设施常规运行期间对周围环境造成的辐射影响。结果表明,该厂址核设施常规运行时气态流出物对周围公众造成的辐射影响很小,未引起周围环境辐射水平的明显变化。研究中针对人口和食谱参数进行了重新统计分析。根据年鉴数据重新统计了厂址周围80km范围内的人口数据;同时通过实地走访和问卷调查了当地居民的食谱数据,并结合年鉴中当地农产品产量及消费量,确定了居民食谱参数和自给率。基于气态流出物监测数据和逐时的地面、高     

核基地与核设施评价区食物消费量参考值推荐

为进一步规范和细化核基地与核设施厂址半径80 km范围城乡居民个人食物消费量,通过对已有的不同来源权威调查成果(包括全国性膳食调查成果、中国参考人食物消费量推荐数据、以及中国膳食指南推荐的食物消费量数据和中国食物与营养发展纲要(2014—2020年)给出的食物消费量数据)的对比分析,提出了在核基地与核设施集体剂量估算时优先采用的不同性别年龄组食物消费量数据。同时,依据这些资料,为《全国核基地与核设施辐射环境现状调查与评价项目》统一推荐了一套厂址半径80 km范围内食物消费量数据。     

基于PCSWMM双排水系统计算方法在某核设施厂址防洪能力评估分析中的应用

本文应用商用雨排水分析计算软件PCSWMM,建立双排水系统分析模型,模拟了某核设施厂址在极端降雨工况下的地下排水和地表径流过程。模拟结果显示,该核设施厂址在500年一遇降雨下的地表最大积水深度为0.13 m,与推理公式法计算结果0.10 m较吻合,较真实地反映出了实际防水淹能力,采用PCSWMM的双排水系统计算方法能较好地模拟最大积水深度结果。     

台山核电厂EPR核电机组烟羽应急计划区评估

采用事故后果分析程序(MACCS2)对台山核电厂欧洲压水堆(EPR)机组应急计划区范围进行评估。气象数据采用厂址气象塔2007年9月至2008年8月逐时气象数据,源项和释放特征等数据采用二级概率安全分析(PSA)研究成果。对台山核电厂应急计划进行评估的结果表明,台山核电厂应急计划区半径应小于0.5 km,这与EPR的设计目标是一致。但根据国家法律法规要求,结合厂址特征,推荐台山核电厂应急计划区内区半径为4 km,外区半径为7 km。     

中子活化分析在生态转移参数预测中的应用

生态转移参数是核设施环境影响评价中的关键参数之一,受生物和水质等多种环境因素的影响,其在不同环境中存在几个量级的差异。本文以江西彭泽和山东海阳厂址为例,在彭泽厂址采集水、沉积物、青鱼、草鱼、鲢鱼和鳙鱼等样品,在海阳厂址采集水、沉积物、扇贝、海白菜、刺参和半滑舌鳎等样品,采用中子活化分析方法测量了样品中的元素Cs、Ba和Co的浓度,进而求得3种元素的生物浓集因子和沉积物分配系数,并将测量值与现有数据进行比较。结果表明,这两个参数受地域影响较大,因而在核设施的环境影响评价过程中,应尽量使用厂址数据;在放射性核素浓度低于探测下限的情况下,中子活化分析方法可获取特定厂址的核素的生态转移参数,以开展特定厂址的评估。     

AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究

应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。     

核设施正常工况气载放射性排出物辐射后果计算程序比对

本文介绍了我国的核设施环境影响报告书主要编写单位在对某参考核设施正常工况下气态排出物辐射后果计算时程序比对的结果。尽管各编写单位使用的程序、模式和参数均有差异，但所计算的结果均在一个数量级的偏差范围内，这说明参加比对的各程序应用于基本平坦地形的厂址和此类（流出物中以８５Ｋｒ或惰性气体为主的）核设施在正常运行工况下的计算结果是基本合理的     

城镇化对我国核电厂厂址选择的影响研究

本文引入我国城镇化发展指标,并给出城镇化指标在我国核电厂厂址选择中的应用方法,提出城镇化发展指标的应用要求,特别是人口集中系数。本文推导出不同区域的人口数、不同区域划分方法条件下人口集中系数的要求,为核电厂选址过程中人口分布分析提供参考。本文还结合江苏省某地区的核电厂厂址普选工作实例,证实了城镇化指标在分析城镇化对厂址选择影响时的可行性。     

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。     

5MW低功率堆运行的环境影响

本文评价了5MW 低功率堆(5MW LPR)放射性流出物对环境的影响。应用厂址周围的人口与食谱调查资料,以及计算模式和参数,估算了该堆在正常运行时,厂址边界1km 处的最大个人有效剂量当量为8.89×10~(-8)Sv·a~(-1),80km 范围内的集体有效剂量当量为7.17×10~(-4)人·Sv·a~(-1)。调查数据说明,该堆正常运行和假想事故期间对本地区的环境影响都是可以接受的。     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

中国东南沿海热带气旋强度变化及对核电厂的影响分析

利用上海台风研究所发布的1949—2014年热带气旋资料,筛选出了登陆我国东南沿海以及进入位于东南沿海核电厂址的400km半径范围内的热带气旋样本。采用Mann Kendall趋势检验及突变检验方法对筛选出的热带气旋样本序列进行了相关分析。结果表明:登陆我国东南沿海的热带气旋年平均气压强度增强趋势显著,而在核电厂址调查区域内的样本的增强趋势并不明显,但显示出一定的地区差异;进入广东以南地区的4个厂址调查区域内热带气旋样本序列在2004年前后都发生了突变;2014年数据显示,使得相关核电厂址千年一遇热带气旋中心气压都有不同程度的降低,且以发生了突变的热带气旋样本降低幅度最大。     

某核设施周围土壤中137Cs放射性水平及所致居民外照射剂量评价

¹³⁷Cs是核设施环境监测中重点关注的人工放射性核素。对2012—2021年某核设施周围土壤中¹³⁷Cs放射性水平进行了统计分析,与同类核设施进行了对比,建立了一套针对土壤中¹³⁷Cs所致居民外照射剂量的本底扣除方法,估算了该核设施周围土壤中¹³⁷Cs所致居民外照射剂量。结果表明：2012—2021年期间该核设施周围土壤样品中¹³⁷Cs的活度浓度平均值呈现出先下降后回升的趋势,近10年平均值1.81 Bq/kg,略高于同类核设施。从监测点位来看,¹³⁷Cs活度浓度平均值较高的6个点位中有4个分布在该核设施周围2 km半径内。该核设施周围土壤样品中的¹³⁷Cs所致居民年均外照射有效剂量为1.32μSv,仅为核设施公众年剂量目标值的0.5%。     

放射性场所区域空气取样监测系统的改进

针对某核设施核动力装置检修场所区域空气取样监测系统在自动化、智能化、安全性、人性化操作等方面存在的缺陷与不足,提出了一套对区域空气取样监测系统的改进方案。将工业PLC控制技术应用于气溶胶取样监测系统,利用在线智能监测系统获取关键参数信息,依据取样要求输出控制取样回路信号及泵保护信号,提高了系统自动化、智能化、安全性和操作便利性等使用性能。此改进可用于该核设施核动力装置检修场所区域空气取样监测。     

华龙一号事故后食品污染水平评价

福岛事故后,公众对食品安全问题高度重视,如何准确地评价事故后的食品污染水平、合理划定核电厂食入应急计划区,在一定程度上影响了公众对核电的接受度。本文以某华龙一号机组为例,结合厂址气象、源项和食谱等数据,建立了动态食物链模型,对严重事故后典型核素在各食品类别中的污染水平进行了计算。结果表明:事故发生在冬季时,典型核素在食品中的污染水平远低于事故发生在夏季时的污染水平。即使事故发生在夏季,距厂址26 km处的食品污染水平也能满足食品通用行动水平,初步建议该厂址的食入应急计划区为26 km。本文的相关结果为核电厂食入应急计划区划分提供了技术支持,为在相应区域做好食品的辐射监测与控制等应急准备提供了便利。     

中国核工业30年辐射环境质量评价

中国核工业自1955年建立以来,已形成一个完整的工业系统。核工业辐射环境质量评价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、食物组成以及气象、水文、地质等资料,统计并分析了流出物和环境监测资料。辐射环境质量评价的计算采用Y3001计算机程序。计算结果表明,所有核设施周围的关键居民组所受的有效剂量当量小于国家规定的年剂量限值。80％的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3 mSv·a~(-1)的10％。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的1×10~(-2)％,远低于非核工业或人为活动的危害值。根据我国核工业发展计划,预测到2000年时整个核工业产生的年集体剂量当量为59人·Sv。     

中国核工业30年辐射环境质量评价

中国核工业自1955建立以来,已形成一个完整的工业系统。核工业辐射环境质量评价于1981年着手工作,调查了各核设施80km范围内的人口分布、农作物分布、食物组成以及气象、水文、地质等资料,统计并分析了流出物和环境监测资料。辐射环境质量评价的计算采用Y3001计算机程序。计算结果表明,所有核设施周围的关键居民组所受的有效剂量当量小于国家规定的年剂量限值。80%的关键居民组所受的剂量小于天然辐射剂量(3mSv·a~(-1))的10%。整个核工业(核设施周围涉及1.5亿人)总的年平均集体剂量当量为23人·Sv,低于天然辐射剂量的10×10~(-2)%,远低于非核工业或人为活动的危害值。根据我国核工业发展计划,预测到2000年时整个核工业产生的年集体剂量当量为59人·Sv。     

地下水模型系统GMS在核电厂地下水核素迁移数值模拟中的应用

福岛事故后,核电厂地下水环境影响评价逐渐成为人们关注的焦点。本文针对某内陆核电厂,基于地下水模型系统GMS,对某厂址及其附近区域地下水进行三维数值模拟,并对重要核素H-3、Cs-137和Sr-90在地下水中的迁移行为和影响范围进行预测和评价。结果表明:一旦发生放射性废液泄漏事故,H-3迁移速度较快,会影响厂址及其附近区域地下水,但不会对厂址北部河流造成影响;Cs-137和Sr-90迁移速度缓慢,影响范围仅局限在泄漏点周围100 m范围内,不会造成厂外影响。     

震后核设施性能综合检查与评价

5.12汶川大地震后,为及时评价地震对中国核动力研究设计院所属核设施造成的影响,采用检查(射线探伤、超声探伤、渗透探伤及水下视频检查等)、试验(功能、性能试验)、分析(抗震分析、断裂分析)以及审查确认等多种方法和手段对中国核动力研究设计院所属核设施进行了综合检查与评价,这是国内首次对民用核设施进行地震后的综合评价.主要的检查、评价结果及结论为:在检查范围内未发现汶川大地震对中国核动力研究设计院所属研究堆和临界装置造成损害,各研究堆和临界装置的安全停堆、冷却及限制放射性释放的三大基本安全功能仍得到保证.同时,建议继续开展厂址地震动研究工作,确定厂址地震设计基准;对应急计划进行修订,增加专项地震应急预案等.     

核电站乏燃料水池遭受恐怖袭击后果评价

以典型的百万千瓦级压水堆核电站为例,介绍了乏燃料水池及乏燃料组件的特征,分析了乏燃料水池遭受恐怖袭击的情景和释放源项,并在此基础上使用后果评价程序MACCS进行了计算。结果表明在所有乏燃料组件均燃烧、仅最后卸出的一炉组件燃烧和最后卸出的三炉组件间隙释放的三种情景下,有急性死亡危险的区域半径分别约为6km、3km和0km,有效剂量超过50mSv的区域半径分别约为80km、34km和9km,隐蔽的可防止剂量超过10mSv的区域半径分别约为100km、48km和11km。