内陆核电厂冷却塔的环境影响预测计算

内陆核电厂通常采用自然通风冷却塔作为散热系统,电厂余热主要通过冷却水释放到大气环境中,由此带来的环境影响包括雾羽、荫屏、盐沉积、噪声等。本文基于美国核管会(NRC)推荐的SACTI计算程序,给出了评价冷却塔造成上述环境影响的计算模式和方法;采用此程序,对我国湖南、湖北和安徽三个拟选内陆核电厂厂址的冷却塔环境影响进行了预测计算,并与美国GGNS电厂的相关计算结果进行了类比分析。     

内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价

介绍了核电厂正常运行时以气态和液态形式排放的氚在环境中的迁移转化模型,提出内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价的方法,模型中考虑了氚的两种化学形态,即氚化水(HTO)和有机结合氚(OBT),同时计算了氚通过饮水、食入、吸入、皮肤吸收等途径对公众造成的辐射剂量。采用该模型估算了内陆核电厂液态排放氚在环境中的传输以及对公众受照剂量的贡献,基于IAEA TRS 472号报告提供的参数,在保守的大气弥散和水弥散条件下,内陆核电厂排放氚对公众造成的年辐射剂量为5.16μSv,其中核电厂液态排放氚对公众造成的辐射剂量约占四分之三,气态排放氚对公众造成的辐射剂量仅占四分之一。在氚的两种形态中,HTO是对公众造成辐射的主要化学形态,对公众造成的辐射剂量份额占80%以上。因此,在内陆核电厂排放氚的公众剂量评价时,应多关注液态氚排放途径。     

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。     

核电厂排放的~(85)Kr的分析方法及剂量评估

分析了~(85)Kr的性质及其在环境中的迁移行为,对气态流出物和环境介质中~(85)Kr的测量方法进行了总结。研究表明,对核电厂气态流出物和空气、水样品中的~(85)Kr,需要经分离纯化进行样品制备,并在液闪谱仪上测量,以获得足够低的探测限。对~(85)Kr的剂量评估方法进行了研究,采用目前我国主流机型CPR1000、AP1000和华龙一号的排放源项进行估算,表明核电厂释放的~(85)Kr对公众造成的辐射剂量极小。     

美国内陆核电厂放射性液态流出物累积影响的评估

调研美国38个典型内陆核厂2005—2011年的环境监测资料,分析其液态放射性流出物受纳水体沉积物中放射性核素浓度水平。研究表明,近年来美国内陆核电厂运行排放的液态放射性流出物未对受纳水体沉积物造成明显的累积影响,少数核电厂在局限于厂址排放口附近或局域范围内检测到来自核电厂排放的放射性物质,而这些放射性物质与沉积物中的天然放射性核素浓度相比,是非常微量的,个别核电厂监测到来自核电厂排放的放射性核素浓度略高,与核电厂受纳水体水文条件较差有关。岸边沉积物外照射剂量估算结果表明,公众受核电厂排放液态放射性物质造成的剂量水平与美国公众受到的天然本底辐射剂量水平以及NRC对核电厂流出物规定的剂量约束值相比是可以忽略的。相应结论可为我国内陆核电厂的选址、建设和运行提供参考借鉴。     

CPR1000核电机组二回路系统稳态运行期间的放射性源项计算

本文在CPR1000核电机组二回路系统放射性物质产生、转移、去除等机理的基础上确定了二回路系统放射性源项的计算模型。计算结果表明,与根据法国的假定和相关设计参数取值得到的结果相比,本文所得源项计算结果要比法国提供的同类机组的源项结果更为保守;而按单台0.5kg/h稳定泄漏率假定得到的计算结果则远小于法国提供的同类机组的源项计算结果。     

某内陆核电厂正常工况下放射性液态流出物排放的适应性分析

介绍了国家重新修订并即将颁布的GB 6249和GB 14587新标准对核电厂液态流出物排放的新要求,通过一个内陆滨河电厂初可研阶段AP1000机组放射性液态流出物排放的环境影响评价实例,分析了内陆核电厂选址过程中放射性液态流出物排放对相关法规的适应性,并提出在AP1000机组设计过程中需要关注的问题。