关于核设施放射性流出物导出排放限位的讨论

本文简要描述了计算导出排放限值的方法，并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况，讨论丁关于导出排放限值的几个问题。     

确定内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度限值基准的讨论

介绍了核电厂放射性流出物审管控制的原则,对液态流出物排放浓度的限制方式、导出浓度限值的剂量基准和模式进行了讨论,对确定内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度限值提出了建议。     

放射性废水的排放标准

评述了1977年以前一些国家和组织的放射性废水浓度和排放标准,讨论了ICRP第2号出版物计算MPC_W的方法。为了控制低放废水向环境排放,提供液体流出物处理的基础,应该考虑导出水浓度(DWC)。DWC的计算是基于公众的年摄入量限值(ALI)和年有效剂量当量限值。给出了计算的导出水浓度。     

核电站氚的排放量及浓度限值比较分析

氚是核电站运行过程中向环境中排放较大的放射性核素之一,控制核设施中氚的产生和排放量越来越引起人们的重视。本文通过分析核电站产生氚的主要途径,结合国际上的运行经验参数,对比分析了不同国家、不同堆型核电站氚的排放量和浓度限值。分析结果表明:三十年间,全球核电站流出物中气态氚的排放量显著高于液态氚,重水堆是各堆型核电站中氚排放的主要贡献者,也是氚排放所致公众剂量的主要来源。为了更加有效的控制氚的排放,法国等国家核安全监管机构根据电站的装机容量、排放工艺、堆型等制定了各自国家核电站氚的年排放总量限值;加拿大等国的监管机构根据剂量限值制定了导出排放限值,该值的优点是便于审查核电站正常运行时氚的排放量;其它核电国家则是以剂量限值的形式提出了氚的排放限值。     

关于核电站排放限值的讨论

本文对核电站排放限值可以采用的指标及其相互关系进行了讨论,认为核电站排放限值应以公众的个人剂量限值为基本限值,而以排放总量和浓度限值作为辅助指标。文中还介绍了各国的剂量限值和排放总量限值标准,并对此作了比较和评价。     

确定核电厂气载放射性流出物排放限值的设计方法研究

为了使核电厂的气载放射性流出物排放所致环境公众辐射剂量满足法规标准要求,本文从辐射防护剂量限值、大气污染物扩散规律及核电厂源项特点等方面考虑,通过实例分析,探讨了确定核电厂气载放射性流出物排放限值(排放率、排放浓度、地面浓度限值)的设计方法,提出了限值的建议值,并与已有核电厂的气载流出物排放报警阈值进行了验证,确认了方法的合理性。     

核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的优化

本文简要探讨了运行核电厂确定放射性液态流出物排放浓度限值中存在的主要问题,描述了审评原则,并介绍了秦山三期、大亚湾核电基地和田湾核电厂关于液态流出物排放限值的审评实践.     

高频超导电子直线加速器装置感生放射性模拟评估

利用MC法对高频超导电子直线加速器装置感生放射性进行模拟评估。模拟结果表明,结构靶件中部分活化核素活度浓度高于豁免值,低于低水平放射性废物上限值;室内空气中各活化核素活度浓度远低于对应的导出空气浓度;设备冷却水中各活化核素总活度浓度低于排放限值;混凝土中各活化核素活度浓度远低于豁免值。结构靶件中活化核素对室内感生辐射场贡献最大,其他介质中活化核素对感生辐射场的贡献可忽略。     

放射性排入环境的限值和管理目标值

本文对排放限值的有关概念及其在秦山地区的应用进行了讨论。讨论中考虑了秦山厂址的长期发展规划及其对限值贮备的要求，还涉及到气、水两种途径间，以及不同核素组间的限值分配。根据限值的一般概念和关于排放控制的基本原则，文中建议性的给出了秦山一期工程的排放量管理目标植，并且通过与最优化释放值和排放上界值的比较，对其适当性进行了分析。     

关于铀的摄入量限值

本文阐述了铀的特性,讨论了天然铀的摄入量限值和导出空气浓度,以及它们在制定辐射防护标准中的应用问题。     

关于物料解控和场址开放

本文阐述了受放射性核素污染的物料解控和场址开放的目的,比较了解控与豁免的异同点,介绍了作为物料解控水平和场址清除标准基础的剂量限制值和约束值,讨论了以可测量值表述的物料解控水平(包括物料表面污染水平和活度浓度)和场址清除标准(包括土壤中核素残存量可接受水平和地表氡析出率限制值),强调了照射情景、模式及参数对推荐的导出水平的影响及注意以特定条件来修正导出水平的必要性。     

Verification of activity release compliance with regulatory limits within spent fuel transport cask assessment

Abstract

Admissible limits for activity release from type B(U) packages for spent fuel transport specified in the International Atomic Energy Agency regulations (10^?6 A₂ h^?1 for normal conditions of transport and A₂ per week for accidental conditions of transport) have to be kept by an appropriate function of the cask body and its sealing system. Direct measurements of activity release from the transport casks are not feasible. Therefore, the most common method for the specification of leak tightness is to relate the admissible limits of activity release to equivalent standardised leakage rates. Applicable procedure and calculation methods are summarised in the International Standard ISO 12807 and the US standard ANSI N14·5. BAM as the German competent authority for mechanical, thermal and containment assessment of packages liable for approval verifies the activity release compliance with the regulatory limits. Two fundamental aspects in the assessment are the specification of conservative design leakage rates for normal and accidental conditions of transport and the determination of release fractions of radioactive gases, volatiles and particles from spent fuel rods. Design leakage rates identify the efficiency limits of the sealing system under normal and accidental transport conditions and are deduced from tests with real casks, cask models or components. The releasable radioactive content is primarily determined by the fraction of rods developing cladding breaches and the release fractions of radionuclides due to cladding breaches. The influence of higher burn-ups on the failure probability of the rods and on the release fractions are important questions. This paper gives an overview about methodology of activity release calculation and correlated boundary conditions for assessment.     

关于核动力站放射性流出物排放限值的讨论

核动力站向环境排放的放射性物质在核工业排放量中占相当大的部分。本文收集了国内外关于核动力站对公众的剂量当量限值、压水堆电站排放量限值及实际排放量等方面的数据,试图推荐符合我国实际的、合理可行的排放量限值,为制订我国核动力站辐射防护标准提供依据。     

用于六氟化铀泄漏事故后果评估的化学物质推荐限值

在六氟化铀泄漏事故后果的评估中,除了关注铀的放射性后果外,还需要关注泄漏物质的化学毒性影响。在进行化学毒性影响评估时,如果采用半致死浓度作为评估标准,则低估了六氟化铀泄漏事故的影响半径。在进行六氟化铀泄漏事故的环境影响评估时,不仅要考虑泄漏物质的致死效应,更应该考虑泄漏物质对事故地点周边公众的健康影响。美国环保署、美国工业卫生协会等机构均提出了相应的化学浓度限值系列。对六氟化铀事故后果评价,推荐采用美国能源部推出的保护行动限值(PACs)。     

低放固体废物核素活度浓度上限值的推导

介绍了近地表处置设施在300 a监护期前及其以后的任何时间,公众个人及闯入者通过各种途径的受照剂量分别小于剂量限值时所要求的低放固体废物核素活度浓度上限值的推导方法及过程。以我国放射性废物近地表处置的基本安全要求为前提,并以遥田处置场和北龙处置场为对象,分析处置设施关闭后各景象的核素迁移过程和照射途径,建立各景象核素迁移的概念模型、数学模型,并计算各景象对人类产生的照射剂量。假设核素活度浓度与剂量之间呈线性关系,推导满足剂量准则下各景象各放射性核素的活度浓度上限值,选择最小的上限值,从而确定出低放固体废物各核素活度浓度上限值的量级。     

Thermal striping limits for components of sodium cooled fast spectrum reactors

With the objective of establishing thermal striping limits for future sodium cooled fast spectrum reactors (SFR), a fracture mechanics-based method employing ‘σ-d approach’ recommended in RCC-MR: Appendix A16 has been followed. Towards this, an idealized geometry, thermal fluctuations in the form of constant power spectral density and pessimistic material data were considered and temperature and thermal stresses are computed taking in to account frequency-dependent thermal attenuation on the structural wall. The effect of attenuation is found to be significant. The limits are derived at various potential locations in SFRs, which are also subjected to creep-fatigue damage due to major cycles caused by startup, shutdown, power failures and pump trips, etc. The maximum range of temperature fluctuations can be as high as 70 K where there is practically no accumulated creep-fatigue damage and 45 K is acceptable where the creep-fatigue is significant (0.9). These limits are found to be consistent with the broad limits extrapolated from the failure experiences of international SFRs and sodium facilities. Pool hydraulic computations carried out to identify and quantify the thermal striping zones confirmed that the proposed limits can be respected with good margins for SFRs.     

我国核电厂运行中的氚排放

对2005年底以前我国已运行核电厂的气载和液态氚排放状况进行了总结,并对不同堆型电厂的氚排放差异进行了分析。结果表明,我国压水堆核电厂,氚的排放得到了有效的管理和控制,均在国家规定的限值之内。我国重水堆核电厂,在运行初期的氚的归一化排放量平均值在全球平均值的10%以下。压水堆核电厂氚的排放水平以液态排放途径为主,而重水堆核电厂液态氚与气载氚的排放水平相当。重水堆核电厂气载氚的排放水平明显高于压水堆核电厂。     

放射性核素的年摄入量限值及其应用

本文介绍了放射性核素ALl及DAC的计算原则、职业性工作人员和公众的ALI和DAC及其应用,并讨论了连续摄入及单次摄入情况下由体负荷量求累积有效剂量当量和摄入量的方法。