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。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

秦一厂烟囱排气辐射监测系统改造及取样代表性分析

核电厂烟囱是核电厂向周围环境释放放射性物质的主要通道,其气载流出物的取样代表性是影响流出物监测准确性的关键因素.秦一厂烟囱排气辐射监测取样系统在原始设计中遵循ISO 2889-1975,不满足新标准ISO 2889-2010中关于气载流出物取样代表性的要求.针对该问题提出了改造方案,并对各种改造方案的优缺点进行分析,确...     

核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究

本文介绍了核电厂气载放射性流出物对公众造成的剂量计算公式,概述了在正常运行工况下由于大气弥散所导致的公众剂量评价软件,比较分析了软件中典型放射性核素的有效剂量转移因子,并与相关标准进行对比分析,为我国核电厂环境影响审评提供了有益的技术参考。     

AP1000核电站~(106)Ru正常运行源项研究

AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。     

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。     

地下核电厂防止气载放射性核素扩散的研究

给出地下核电厂防止气载放射性核素扩散的总体原则,分析地下核电厂防止气载放射性核素扩散的工程措施,重点研究严重事故下的防护措施。提出一种严重事故下可实现安全壳及反应堆厂房洞室及时卸压的系统。该系统非能动响应,并根据严重事故的不同情况自动采取相应的应对措施,过滤排放安全壳及洞室内放射性气载物的同时为安全壳和洞室降压。通过这些工程措施可以更好地控制地下核电厂严重事故中产生的气载放射性核素,从设计上实现实际消除大量放射性核素释放的可能性。     

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。     

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。     

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。     

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.     

WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究

一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。     

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。     

中国东北某核电基地流出物排放致公众剂量评价(2013—2020年)

本文介绍了气载流出物与液态流出物排放所致公众剂量的计算模式与方法，分析了2013—2020年中国东北某运行核电厂流出物排放对周围公众造成的最大个人有效剂量、关键居民组、关键照射途径、关键核素与核电厂80 km范围内集体有效剂量以及各年度流出物归一化排放量，并与相关标准要求进行了对比。结果表明：通过对各年度《辽宁红沿河核电厂流出物与环境监测评价年报》和《辽宁红沿河核电厂辐射剂量影响评价报告》的数据分析及核算，该核电厂流出物排放致公众剂量远低于国家标准、环境影响报告书及生态环境部批复的年排放限值，各年度流出物排放对周围公众造成的影响很小。     

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。     

核电厂气载流出物大气弥散因子不同计算方法比较研究

当前,基于核电厂气载放射性流出物环境影响的评价模式种类较多,然而这些模式及其开发的程序多用于评价过程,专门针对环境后果影响审评的应用较少。本文从分析核电厂气载放射性流出物大气弥散的相关导则标准以及基于此开发的相应程序入手,针对典型核素,采用C-Airdos,ROULEA-2.0和Fluidyn-PANACHE等程序,以我国自主设计的CAP1400压水堆重大专项示范工程石岛湾核电厂所在地环境数据为基准,开展正常运行工况下大气弥散因子模拟计算,与石岛湾核电厂环境影响评价报告所采用的Y3001程序计算结果进行比较分析,推荐适用于核电厂正常运行工况下气载流出物环境影响的审评模式及程序,为我国核电厂环境影响审评提供有益的技术参考。     

基于RELWWER程序的WWER型核电厂燃料棒破损分析

裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。     

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。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。     

核电厂气载放射性物质源模型及审核关键点

气载放射性物质源模型是核电厂安全审评中的关键点之一。但是,目前大多数安全分析报告中,针对气载放射性物质源模型均采用了一种通用的简化模型进行假设,而这种简化模型无法适用于所有类别的气载放射性物质源。本文根据物理机制详细地推导出核电厂安全壳、燃料贮存厂房和辅助厂房中三大类气载放射性物质源的计算模型,并分别给出了审核计算这三类模型的关键点。