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.     

防城港核电厂气态流出物取样监测探测限影响因素分析

对防城港核电厂一期机组中气态流出物取样监测的最小可探测限的影响因素进行分析,计算了取一定置信度和相对标准偏差时对应的气态流出物中不同核素的最小可探测限。分析了不同测量时间下,相对标准偏差与净计数率的关系。结果表明当机组烟囱气态流出物中的放射性排放速率至少达到计算水平时,测量值才能高于系统最小可探测限。该结果对其它核电机组制订气态流出物监测大纲具有一定参考作用。     

烟囱放射性惰性气体取样测量技术改进

对某压水堆核电厂烟囱放射性惰性气体的取样测量情况进行了介绍。通过对取样测量系统泄漏率、增压能力以及监测核素探测限的测试,以及手动取样分析与在线气体谱仪监测数据的对比,表明改造增加的惰性气体取样测量系统能够满足气态流出物测量要求,并提出了烟囱惰性气体取样测量的相关建议。     

核电厂惰性气体排放活度浓度的估算

核电厂正常运行时,气态流出物中惰性气体的排放活度浓度通常低于取样监测方法的探测限。目前我国核电厂根据探测限的1/2统计的排放量可能会高于实际排放量,甚至高于国外同类电厂的排放量,进而影响我国核电厂流出物排放评价的科学性。对于核电厂惰性气体的实际排放活度浓度水平,目前少有报道。本文根据一回路源项,采用机理模型估算核电厂惰性气体的排放浓度水平,并通过与在线监测和实验室取样监测方法探测限的比较,评价核电厂对气态流出物中惰性气体的定量监测能力,最后对流出物监测和气态流出物排放量的统计提出建议。     

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。     

正常运行工况下核电厂气态流出物中~(85)Kr与~(133)Xe的关系

核电厂正常运行工况下,气态流出物中惰性气体监测结果一般均低于探测限。如按标准以探测限的1/2统计,可能会过高统计年排放量。本文通过确定气态流出物中85Kr与133Xe活度浓度的关系,当惰性气体源项中半衰期最大的85Kr低于探测限时,间接估算其活度浓度,以便能准确地对85Kr进行年排放量统计。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

多孔吸附介质对133 Xe的采样浓集效果研究

在我国压水堆核电厂的惰性气体排放中,¹³³Xe为关键源项。在大气及核设施气态流出物中,放射性氙同位素所占的体积比极低。因此对于放射性氙的监测,需要前端增加采样量。本文主要对空气中氙组分采样浓集技术进行研究,选取多种材料进行空气中氙吸附行为和吸附容量的测试,并对其在现场采样实验室分析中的应用效果进行了理论计算。结果表明特定粒度的竹炭和椰壳炭对氙吸附浓集效果较好,可有效降低流出物中惰性气体取样的探测限。     

秦山核电厂气态流出物监测系统的研究及其改进

秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管．使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷由于取样管道过长（特别是水平取样管道）．会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室．取消了长度为85．4m水平取样管线．取样管改为只有70．6m的垂直管．试验测试及评价结果表明：放射碘的取样校正因子可取作1．65对于放射性气溶胶．按最保守的估计．事故工况下．其校正因子最大也不可能大于1．65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作 1.1.     

核电厂流出物收集箱破裂事故后核素在地下水和地表水中的迁移计算

介绍了AP1000核电机组废水系统流出物收集箱在发生假想破裂事故后,泄漏的核素在地下水和地表水中的浓度分布的计算方法。对事故泄露的核素进行筛选,计算核素在地下水中的浓度分布,以及通过地下水进入地表水后在受纳水体中的浓度分布,并与正常运行工况下放射性液态流出物排放所致地表水中核素浓度进行了比较。结果表明,只有不被吸附且有较长半衰期的核素才可能进入地表水,而被基岩吸附的核素迁移速度都很慢,直至核素衰变殆尽,也不会迁移到核电厂厂区外。事故泄漏的核素不会使受纳水域中核素浓度有明显的增加。     

福岛核事故应急监测气溶胶样品γ核素分析结果的修正

本文通过对福岛核事故期间应急监测工作的总结,发现了应急监测期间气溶胶样品γ核素分析结果需修正。样品中短半衰期核素,特别是采样时间和测量时间较长的样品需进行衰变修正,给出了采样、放置、测量时间衰变修正因子。在分析气溶胶样品中放射性核素活度浓度时,需考虑滤膜收集效率修正,文中采用双滤膜法给出了两种常用滤膜的收集效率。针对气溶胶中¹³⁷Cs的分析,介绍了有干扰峰的γ能谱解谱方法,并提出了分析气溶胶样品时降低干扰的措施。本文对气溶胶样品γ核素分析结果的修正方法,可为全国性核事故应急监测提供参考。     

压水堆核电站常规运行工况下气载放射性物质释放源项的计算

本文介绍一个自行编制的用于计算压水堆核电站在常规运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算机程序ＭＧＡＬＥＳ。采用ＯＲＩＧＥＮ２程序，根据燃料元件的成份和燃耗情况计算堆芯的放射性核素谱；用放射性物质经堆芯向一回路迁移的逃脱率系数计算一回路冷却剂中的放射性核素浓度；再考虑核电站实际运行过程中一、二回路冷却剂的泄漏以及通风、除气等过程，计算其正常运行工况下气载放射性物质向环境的释放量。     

放射性惰性气体分离与分离材料研究进展

放射性惰性气体氙(¹³³Xe)、氪(⁸⁵Kr)与氩(³⁷Ar)是重要的气体裂变产物,主要产生于核电站反应堆、地下核试验、乏燃料后处理等人类核活动中。放射性惰性气体的快速高效分离、分析与检测在核军控核查、核环境监控、核燃料循环等领域中均有重要意义。利用固体多孔吸附材料在室温环境下从复杂环境气氛中选择性地将目标放射性惰性气体高效吸附分离出来是目前最简单与高效的方法。近些年发展的金属有机框架材料、多孔有机框架材料、多孔有机聚合物等新型多孔材料在惰性气体Xe与Kr的分离上已经展现出优异的性能与良好的应用前景。本文系统性地综述了放射性惰性气体(Xe、Kr、Ar)分离与分离材料的研究进展,并对未来研究趋势进行了展望。     

源于大亚湾核电站气态排出物中的放射性核素浓度计算

本文基于对大亚湾核电站气态排出物放射性核素的分析,并基于2005年11月上旬广东地区的风场,利用高斯模型对源于大亚湾核电站的放射性核素浓度进行了计算,给出了广东省区域内,特别是大亚湾、深圳、珠海和广州地区的放射性核素相对浓度分布的计算结果,为大亚湾核电站正常运行情况下对广东省区域内辐射环境影响及监测提供参考数据,为可能发生的核电站泄漏事件的监测提供参考数据.     

压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C外的其余核素,从监测核素的种类、核素的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析我国与欧美国家的取样监测和统计要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映我国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状。     

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.     

基于CFD方法的核设施气载流出物取样代表性研究

核设施气载流出物取样代表性的优劣,决定着对环境监测和辐射安全评价的准确性。应用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法,根据新版ISO 2889标准《核设施的烟道和通风管道中的放射性物质取样》中对取样位置的要求,对某核设施排气系统的流场进行了数值模拟并分析了不同取样位置的取样代表性。指出现有取样位置选取不尽合理的结论,通过对模拟结果进行分析,确定了合理取样位置,从而可以有效地监测放射性气载流出物的核素活度浓度,为辐射环境影响评价提供科学数据支持。