大气氚释放剂量评价模式验证北大核心CSCD

基于秦山核电厂2014—2016年气载流出物氚的排放数据,采用联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)推荐的比活度模型评价了秦山核电基地氚所致公众辐射剂量。并与同期秦山核电基地周围环境氚监测数据评价公众辐射剂量结果进行比较。基于流出物排放的评价结果与基于环境监测数据的评价结果相差不大,在同一水平。推荐在进行气载氚所致公众辐射剂量评价时采用该比活度模型。     

核电基地周围辐射环境监督性监测概况

本文介绍了国家辐射环境监测网2011—2015年运行核电基地周围辐射环境监督性监测概况。监测结果表明:运行核电基地周围实时连续空气吸收剂量率未监测到因核电厂运行引起的异常;福清核电基地周围环境介质中人工放射性核素活度浓度未见异常,处于本底水平;虽然秦山、大亚湾、阳江、田湾和宁德核电基地周围部分环境介质中氚活度浓度与核电基地运行前本底相比有所升高,红沿河核电基地周围个别空气样品中碳-14活度浓度高于本底水平,大亚湾核电基地周围个别空气样品检出微量气态放射性碘-131,秦山、大亚湾和宁德核电基地周围个别牡蛎样品中检出微量的银-110 m,但评估结果表明,核电基地运行所致公众个人年有效剂量远低于国家规定的剂量约束值。     

秦山核电基地外围环境氚水平分析

本文分析了自秦山三期两台70万千瓦重水堆机组运行以来秦山核电基地外围环境空气、水体、陆生和水生动植物食品中氚活度浓度的历年变化趋势。结果表明,自秦山三期重水核电机组相继投入运行后,在气载放射性流出物排放的主导方位,距核电基地8km范围内空气中氚活度浓度逐年升高,浅井水和湖塘水中的氚活度浓度也有逐年升高的趋势;陆生食物中组织自由水氚略有增高。随着与秦山三期的距离增加,空气中氚活度浓度呈明显下降趋势。秦山三期排放口的海水氚活度浓度高于附近海域,但在5～7km外的附近海域海水中氚活度浓度为本底水平,低于探测限值(1.3Bq/L)。秦山核电基地外围环境中氚水平虽然较本底水平升高,但是对周围居民的健康影响很小,经各种途径摄入的氚产生的年待积有效剂量仅占公众年剂量限值的1%左右。     

秦山核电基地排放氚所致公众内照射剂量估算

秦山第三核电厂是我国首座重水堆核电站,其1、2号机组分别于2002年11月和2003年6月并网发电。本文根据2006年度秦山核电基地外围夏家湾、杨柳村、秦联、秦山镇、武原镇等5个居民点(取样点)环境样品中氚活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围居民的生活及饮食习惯等资料,估算由空气、饮水和食物途径所致居民氚(不包括有机结合氚)的年摄入量;采用ICRP72号出版物推荐的年龄别剂量系数,计算出氚致秦山核电基地外围各居民组中幼儿、少儿、成人经各种途径的年待积有效剂量。计算得到关键居民组(夏家湾居民点)中幼儿、少儿和成人经各种途径的氚的年摄入量分别为5.75、9.59、15.7kBq/a;年待积有效剂量分别为0.33、0.18、0.23μSv/a。其中幼儿组成员受氚待积有效剂量最大,为0.33μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.05mSv)的1%以下。由此得出,在秦山第三核电厂的正常、安全运行工况下,氚对秦山核电基地外围环境的影响目前还很小。     

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。     

秦山核电基地的氚排放致公众内照剂量估算

结合秦山核电基地外围当地居民的饮食习惯等,对空气、饮用水以及食物摄入等途径进行氚的内照射剂量估算。通过与2002年秦山一期核电项目试运行以及2013年方家山核电项目运行阶段的环境影响评价结果相比较,发现2002年的评价基于保守偏大的源项导致估算结果偏大;而本文的估算结果和2013年的评价结果相当接近。此外,针对氚的两种不同形态,即HTO和OBT分别进行计算并比较发现:生物介质中HTO和OBT对氚致内照射的剂量贡献取决于介质的含水率;核电站以HTO形式排放的氚对内照射剂量贡献最大;OBT的内照射剂量贡献不容忽视,在食物摄入氚致内照射剂量中约占50%左右。     

秦山核电基地外围~(90)Sr、~(137)Cs公众摄入量估算及内照射剂量评价

90Sr和137Cs是核电站环境监测中受关注的两种重要核素。本文采用一种食物链转移剂量估算模式和中国参考人及浙江(省)人食品消费量等参数,结合秦山核电基地外围环境放射性水平监测数据,计算了秦山核电基地外围90Sr和137Cs的公众食入摄入量及内照射剂量。结果表明,90Sr、137Cs摄入量的主要食物来源为米及其制品、蔬菜以及水产品,且90Sr所致公众年平均待积有效剂量为2.5μSv,明显高于137Cs的剂量贡献(0.36μSv)。本文仅以秦山核电基地作为例子,介绍评价方法。实际上,秦山核电基地外围环境介质中90Sr和137Cs的含量水平与运行前的本底调查结果比较没有改变。     

秦山核电基地外围环境中14C所致公众内照射剂量估算

根据2009年度秦山核电基地外围各居民点及附近海域环境样品中14C活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围农村居民生活及饮食习惯等资料,采用GB 18871—2002推荐的年龄别剂量系数,估算由空气和食物途径所致居民14C的年摄入量和年待积有效剂量。结果表明,关键居民组所受到的年待积有效剂量最大值为14.11μSv/a。     

中国核动力研究设计院外围氚分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2014—2017年中国核动力研究设计院核基地外围环境空气中和水中氚的监督性监测数据,对周围关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:地表水上游、下游和饮用水中氚活度浓度差异无统计学意义,表明地表水采样时间可能与液态流出物排放时间错位,或者排放口下游1 km处液态流出物中氚已稀释到本底水平;空气和雨水中氚活度浓度随距离核基地增加而减小。综合楼监测采样点附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经各途径的平均氚摄入量分别为1.52、1.44、1.05、0.681、0.562 kBq/a,待积有效剂量分别为0.027 4、0.026 1、0.024 2、0.021 1、0.026 9 μSv/a。成人组成员所致待积有效剂量最大为0.027 4 μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv/a)的1‰以下。由此可以得出,核基地的核设施在正常运行工况下,对核基地外围环境的影响很小。     

秦山核电基地辐射环境监测20年

介绍了秦山核电基地近20年(1992—2011年)辐射环境监测概况,包括监测方案、方法及设备、质量控制措施及环境中主要放射性核素监测数据;对监测结果进行了简要分析;总结了运行期间进行环境辐射监测遇到的主要技术难点、经验和教训。监测结果表明秦山核电基地多机组的运行未对环境造成可察觉的影响,辐射环境质量与运行前基本相同。     

氚内照射剂量评价方法在核电站的应用

应用氚监测及内照射剂量的估算与评价方法对田湾核电站大修期间的工作人员氚内照射剂量进行评价,并与大亚湾核电站的监测结果进行比较。结果表明,两个核电站氚监测结果有差异,通过分析认为引致差异的原因主要是两个电站冷却剂中氚产量的差异。     

2014—2016年广东省阳江核电站辐射环境监督性监测

介绍了2014—2016年广东省阳江核电站辐射环境监督性监测实施情况,以及环境γ辐射空气吸收剂量率、累积剂量、环境介质中核素活度浓度、流出物的监测结果。结果表明,2014—2016年阳江核电站周围环境中放射性水平在本底值范围内波动。        

福岛核事故期间浙江地区环境γ辐射剂量率监测

福岛核事故期间,浙江省辐射环境监测站在秦山核电基地周围、杭州和舟山等地区开展了环境γ辐射剂量率的连续监测和瞬时巡测工作.连续监测和瞬时巡测结果表明,日本地震引发的核泄漏事故对浙江地区的环境γ辐射剂量率水平未造成可监测到的影响.     

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。     

秦山核电二期扩建工程废液排放系统的排放阈值分析

分析了核岛废液排放系统(TER)和常规岛废液排放系统(SEL)的废液排放在线监测阈值和槽式排放活度浓度,论述了废液排放系统的放射性总量控制和废液排放浓度的再线监测要求,最终分析确定了秦山核电二期扩建工程的废液排放浓度指标.     

秦山第二核电厂场内医学应急救护计划

核电站发生核事故时的应急响应是一项十分复杂而庞大的系统工程,本文从医学应急救护的角度,参照《秦山第二核电厂场内应急计划》,并结合广东大亚湾核电站和秦山第一核电厂的经验反馈,探讨了秦山第二核电厂医学应急救护体系及其救护行动,并对做好场内医学应急救护准备工作提出了若干建议。     

秦山第三核电厂放射性废液处理系统性能改进

本文介绍了秦山第三核电厂(以下简称秦山三核)放射性废液处理系统的设计原理,并对系统在实际运行中出现的问题进行了分析;对实际变更改造中采取的改进措施进行了详实描述.在此基础上,提出了系统在初始设计中应该注意避免的几个问题,为新建核电站的系统设计和运行电站的变更改造提供了思路.     

Gamma radiation levels in the ambient environment of the QNPP Base

Monitoring results of gamma dose rate level in 1992～2004 in the ambient environment of the Qinshan Nuclear Power Plants(QNPP)Base,the northeast of Zhejiang Province,are reported in this paper.It is shown that the gamma dose rate of five monitoring sites of 2.5 km to QNPP Base is 84～113 nGy/h,with an average of 96 nGy/h in the 13 years.The average value is close to the background level of 93 nGy/h prior to operation of the QNPP Base,and is lower than the monitoring result of 101 nGy/h at the reference site in Hangzhou City.Within 50 km from the QNPP Base,the cumulative dose rate of the thermoluminescent dosimeter(TLD)is 90 nGy/h,which is lower than the back- ground level of 111 nGy/h.