脉冲堆周围环境放射性本底调查

本文给出了脉冲堆周围5km内空气、水、土、水体底质、陆生和水生生物、大气沉降物等环境介质的放射性本底值,还给出了10km范围内的外照射贯穿辐射的剂量水平。     

放射性核素在长江三角洲的迁移扩散模拟

本文针对拟建的内陆核电站,选择二维数值模拟,基于MIKE模型构建长江河口二维水动力模型,模拟了受纳水体的流场及假想事故情况下放射性液态流出物在长江三角洲的稀释扩散情况。本文评估了在潮汐作用的影响下,核事故污染物在长江三角洲的滞留时间、影响过程和影响程度。模拟结果显示：模拟的流场基本能反映受纳水域实际情况,潮汐作用会增加核素在三角洲水域的滞留时间,但同时也会将放射性核素带向外海,核素浓度会逐渐降低。     

内陆核电非人类物种辐射影响评价研究——AP1000机型初步评价

内陆核电环境影响评价报告中对生物的辐射影响评价提出了明确要求。然而,针对我国核电发展的主要机型AP1000,其液态排放源项对水生生物电离辐射影响评价的研究还很少,相关数据也很匮乏。本文借鉴典型厂址彭泽核电一期工程,通过实验数据及查阅相关文献结果,建立了适用于AP1000机型的水生生物电离辐射影响评价的数据集,并用所建立的数据集对彭泽核电厂址进行了评价,以及提出了目前数据集构建中存在的问题。     

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。     

广东大亚湾核电站环境辐射热释光累积剂量监测研究

介绍了利用热释光测量技术对自１９９４年投入商业运行的广东大亚湾核电站周围５０ｋｍ范围的环境γ辐射进行了常规监测。４年来的监测结果表明,核电站周围５０ｋｍ范围内的总体环境γ辐射水平没有发现明显的改变。但在告近核电站１ｋｍ范围内的监测点上,１９９５年监测到来自核电站排放的气载放射性流出物的影响。     

压水堆核电站的核辐射及其对周围环境的影响

本文主要讨论压水堆核电站在正常运行情况下的核辐射及其对周围环境的影响。其内容有:①核电站厂房内的辐射源和辐射水平;②核电站产生的放射性物质对周围环境的影响;③核电站周围居民接受剂量的情况。文中以压水堆为模式,给出或推导了一系列计算公式,计算结果与国外发表的结果基本符合,就放射性辐射安全分析而言,压水堆核电站是安全可靠的。     

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。     

核电站会污染环境吗?

辐射无处不在,我们吃的食物、住房、天空大地、山川、草木,乃至人体都存在着放射性。关于核电,很多人们最担心和顾虑的就是核辐射。核电厂在正常运行的状况下,不会对人们造成核辐射污染。核电站运行对周围居民的辐射影响,远远低于天然辐射,在核电厂周围生活的居民一年增加的辐射剂量远低于乘坐飞机往返欧洲一次的辐射量。迄今为止,我国核电始终保持着安全稳定运行,核电站监测数据表明,核电站的环境辐射水平与运行前的本底数据相比没有发生变化。目前我国大陆首座核电站的所在地海盐是浙江省空气质量最好的县级城市之一,癌症发病率、新生儿畸形率等都在正常值以内,海盐人均寿命已达80岁,超过全省平均水平。     

1993-2017年广东省近岸海域海水137Cs活度浓度水平

采用γ能谱法和放射化学分析法对大亚湾核电站、阳江核电站、台山核电站周围海域及非核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度水平进行了监测,分析了核电液态流出物排放对附近海域海水的影响。结果表明,大亚湾核电早期由于异常排放导致附近海域海水¹³⁷Cs活度浓度显著高于本底水平,此后恢复至本底水平;阳江核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为0.49～4.77 Bq/m³;台山核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为<0.11～2.21 Bq/m³;非核电周围海域海水¹³⁷Cs活度浓度变化范围为0.62～2.52 Bq/m³。广东省近岸海域海水¹³⁷Cs活度浓度在本底水平范围内波动。     

西方公众对核电站安全的忧虑(文献综述)

一、问题的提出秦山和大亚湾两处核电站的兴建,标志着我国进入了核电时代。核电站作为一种新生事物,必然会对群众,尤其核电站周围的群众,带来某种心理上的影响。事实上,大亚湾电站的建设,就曾使香港的居民产生过反响。这里面除了有政治、经济上的原因外,公众的心理活动,不能说不是一个重要方面。西方国家中反核电运动能存在下去,也反映了公众对核电的安全性仍存有一定的戒心,甚至是恐惧心理。反核电运动的存在,已     

滨海核电厂热污染评价中几个问题的探讨

核电厂温排水对生态环境造成的负面影响(即热污染)日益引起社会的关注,本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足,建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足,以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究,为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。     

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。     

核电厂温排水热影响研究的建议

核电厂温排水的热污染问题已引进越来越多的关注。本文介绍了增温速率对鱼类的热忍耐能力的潜在影响的研究现状,建议现阶段我国应开展变温速率对水生物热忍耐能力影响的相关研究。     

环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析

对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。     

核电厂液态流出物中63Ni的排放、剂量评估及监测方法研究

⁶³Ni是核电厂液态流出物中排放量较大的核素,在排放的裂变产物和活化产物中占比在10%以上,但我国核电厂目前对液态流出物中的⁶³Ni没有开展监测,没有相关监测数据的积累。本文在核电厂排放的⁶³Ni的来源分析及国外压水堆核电厂排放统计参考值调研的基础上,对⁶³Ni排放的剂量评估和测量方法进行了分析研究,并提出我国核电厂开展液态流出物中⁶³Ni监测的建议。     

压水堆核电站含氚废水产生与排放

随着核能发展和环境保护的需要,核电站排氚的问题逐渐进入公众的视野。本文简要介绍了压水堆核电站氚的产生和释放机理,核电站运行时液态氚的排放情况,并对国内外法规标准进行了比较分析。通过上述分析,提出了对现有压水堆核电站含氚废液处理的需求。     

温排水效应对秦山核电厂1号机组的影响及应对措施

随着秦山核电基地全面建成,由于杭州湾海水潮流及电厂取、排水口位置等因素所致,方家山核电厂1号、2号机组产生的温排水对秦山核电厂1号机组(以下称秦一厂机组)的运行造成了较大影响.导致机组在夏季期间被迫频繁调整出力,同时造成部分系统和设备的运行参数偏离正常范围,给电厂造成了较大的运行负担.本文介绍了温排水效应对秦一厂机组运...     

核电站温排水的热污染控制对策

核电站温排水的余热排放对生态环境造成的负面热影响（即热污染）已日益引起社会关注。文章基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强以及电厂温排水余热的利用方式单一、利用效率不高的现状,提出我国现阶段核电站温排水的热污染控制需从温度标准制定（即温排水混合区若干关键控制参数的确定）和温排水余热的综合利用途径的开发这两方面入手,同时开展深入细致的研究。在对国外的主要余热利用途径和国内火电厂余热利用途径调研、分析的基础上,提出了结合生态工程原理进行温排水余热综合利用方案设计的建议。     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。     

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.