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。     

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.     

核电厂流出物放射性核素监测项目探讨

针对核电厂流出物放射性核素监测项目,从国际原子能机构通用要求、我国各运行核电厂放射性核素常规测量项目以及流出物低水平放射性核素实验研究成果等三方面进行了对比与分析,总结了核电厂流出物放射性核素监测中的必要性项目和推荐性项目,为各核电厂流出物放射性监测活动的开展以及审管部门的监管提供参考。     

核电厂流出物低水平放射性核素监测问题的探讨

核电厂流出物低水平放射性核素监测能力是评价核电厂放射性流出物排放量的保证。为了探讨我国核电厂流出物监测管理存在的问题,通过改变运行核电厂常规采样、测量方式,实验研究了核电厂流出物低水平放射性核素活度水平及其探测限,并探讨了核电厂现行数据处理的计算结果与实际排放之间的差距。研究结果表明,流出物中低水平放射性核素的实际水平远低于其现阶段排放量统计水平,确实成为了我国核电厂统计排放量偏高的因素之一。在此基础上给出了建立核电厂流出物监测探测限指标监管要求和低水平监测结果数据处理的建议。     

短半衰期放射性核素测量的衰变校正

对短半衰期放射性核素的衰变校正方法进行了讨论。结合广东省环境辐射监测中心的实际工作经验,提出了一种简化方法,用于常规测量和应急监测中短半衰期放射性核素的衰变校正。     

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。     

核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨

简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求,结合我省多年来对核电厂环境监测的实际经验,分析了环境保护主管部门监督性监测工作中存在的问题,并提出尽快制订放射性流出物监督性监测技术导则和流出物浓度排放标准,建设放射性流出物监测实验室、海水连续监测系统等建议,进而规范核电厂放射性流出物监督性监测工作,为政府监督和环境管理提供技术支持,保障核电厂厂址周边环境和公众安全。     

中美核电厂流出物监测与排放管理要求对比分析

对我国和美国核电厂流出物的监测和排放管理要求进行了对比分析,指出我国在法规标准方面需要进行修订和完善之处,提出参考借鉴美国的经验对我国核电厂流出物监测和排放管理要求进行规范的建议。     

短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨

目前的放射性气溶胶连续监测仪或连续空气监测仪,都是针对长寿命的α放射性核素(如U,Pu)或β放射性核素(如¹³⁷Cs,⁹⁰Sr),因而在采样测量过程中都不考虑被监测核素的衰变修正。但是,包括核电站在内的具有反应堆运行的核设施,对某些短寿命放射性核素(如⁸⁸Rb,¹³⁸Cs以及¹⁸F等)的气溶胶监测也是重要的。本文针对短寿命核素气溶胶监测中的有关问题进行讨论,提出了相关的可供监测仪器报告监测结果的实际可行的数据处理方法。     

多属性分析方法在方家山核电工程液态流出物排放量优化研究中的应用

根据国家标准规定和国家核安全局要求,核电厂需定期申请流出物排放量。本文论述了多属性分析方法在方家山核电项目液态流出物排放量优化研究中的应用。对废液处理系统(TEU)流出物排放所致关键居民组的个人剂量、集体剂量、工作人员剂量、废物处理所需费用、固体废物对后代的影响等五个因素进行综合分析,确定了方家山核电工程液态流出物的优化排放量。     

秦山核电厂气态流出物气溶胶粒径分布测量

对秦山核电基地烟囱流出物的粒径分布谱进行了实验测量,结果表明:气态流出物中的气溶胶粒径大多在1 μm以下,但总粒子数浓度随机组类型不同而不同。测量结果为评估核电厂气态流出物监测系统采样的有效性提供了参考。     

核电厂正常运行放射性流出物对婴儿的食入剂量研究

由于有时核电厂址附近自然村婴儿膳食谱的缺乏,使评价核电厂放射性流出物对婴儿的辐射环境影响缺乏完整性。本文参考国际原子能机构(IAEA) 19号报告和国际放射防护委员会(ICRP) 95号报告计算婴儿食入母乳所受的辐射剂量,给出一套婴儿辅食合理的通用膳食谱。研究表明,参考IAEA 19号报告的方法将使评价结果偏小,失去保守性,参考ICRP 95号报告方法更为合理可行。     

核电厂事故情况下气载放射性物质所致地面照射剂量的评价

核电厂事故情况下,气载放射性物质沉积导致的地面照射剂量是场外公众辐射剂量的重要组成部分。本文选取~(90)Sr、~(137)Cs和~(239)Pu等核素,结合其物理去除作用以及再悬浮过程,分析了核电厂事故后地面照射中沉积外照射和再悬浮吸入内照射所致的公众辐射剂量随时间的变化规律。     

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。     

核电厂数字化仪控系统结构比较分析

采用比较方法,分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数字化仪控系统结构作了对比分析,并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。     

船舶核动力装置安全目标的初步研究

安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响.目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系.文章概要地介绍了两个组织所确定的定性和定量安全目标,以及我国核电厂安全目标的发展和应用现状.最后,在吸收上述经...     

浅析中美核电站环境监测的通用要求

分析了中美两国核电站环境监测的管理机制及监测方案的通用技术要求,针对当前我国核电站环境监测现状提出了相关建议,旨在借鉴国外先进经验,促进我国核电站环境监测管理水平的提高。