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。     

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。     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念及措施

由于内陆核电厂的放射性液态流出物是向内陆地表水排放,为了更好的保护公众和保护环境,GB6249--2011和GB14587--2011对其提出了比滨海核电厂更严格的排放浓度控制要求,使得内陆核电厂放射性液态流出物将实现“近零排放”。本文阐述了内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念,描述了为实现“近零排放”应采取的措施。     

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。     

内陆核电厂放射性液态流出物排入环境的审管控制

内陆核电厂和滨海核电厂的核与辐射安全目标是相同的,只是液态流出物释放的受纳水域不同,照射途径网络比近岸海域更复杂。因此,内陆核电厂的核与辐射安全技术要求和评价准则有自己的特点。本文结合国内外核电厂液态放射性流出物排放的审管实践,重点讨论内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度的审管控制问题。     

核电厂放射性液态流出物总排放口设置的探讨

中国环境保护部与国家质量监督检验检疫总局于2011年2月18日联合发布了国家标准《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》,本文通过该标准和其他相关环境保护法规标准中对核电厂放射性液态流出物总排放口设置的要求,对核电厂特别是内陆核电厂的总排放口设计的几种具体方案进行了技术探讨。     

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.     

关于某核电站厂址废物处理设施液态流出物在线监测报警阈值设定的探讨

国家标准《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》中要求滨海核电厂除³H、¹⁴C外其他放射性核素总排放浓度上限值为1 000 Bq/L,而为有效防止和控制核电厂放射性液态流出物的异常排放,要求在线监测仪表联锁报警阈值应不超过排放浓度控制值的5倍。但标准就在线监测的报警阈值的具体设定流程和注意事项并未做详细说明,本文将结合实际工作中遇到的问题,对此问题进行探讨。        

AP1000核电机组液态流出物复用与排放

基于目前国内外核电厂对液态流出物处理的技术,流出物中的除氚和~(14)C外的其他核素经一定的工艺净化后可达到近零排放,但是氚不能被有效处理,因此氚浓度的高低是决定液态流出物能否复用的决定性因素。本文借鉴国内已运行核电厂的实践经验,从液态流出物中氚浓度的高低研究AP1000核电机组液态流出物复用和排放的原则:含氚高的废液处理后排放;含氚低的废液处理后尽可能复用,不平衡的部分进行排放。源项计算结果表明,放射性废液经处理后废水的活度(除氚和~(14)C外)不超过50 Bq/L,可满足排放或复用要求。     

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。     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。     

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.     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

多堆厂址放射性气载流出物排放限值的优化研究

提出多堆厂址气载流出物排放上限计算和排放量分配的多目标优化模型,探讨了文中建立的优化模型在多堆厂址排量限值、运营管理方面的应用。对秦山多堆厂址开展案例分析,结果表明此模型不仅有利于辐射防护优化,而且进行排放量分配的优化管理的可操作性较强。     

缺乏受纳水体区域核电厂液态流出物液转气排放的概念和应用原则

随着国家标准GB 6249—2011和GB 14587—2011的颁布实施,对具有受纳水体的内陆核电厂相关管理要求基本完善。近年来,一些核电集团公司陆续在缺乏受纳水体区域开展核电厂选址工作。本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,提出了液态流出物液转气排放概念,设想了几种液转气排放工艺,研究提出了液转气排放应用原则。     

秦山核电二期扩建工程废液排放系统的排放阈值分析

分析了核岛废液排放系统(TER)和常规岛废液排放系统(SEL)的废液排放在线监测阈值和槽式排放活度浓度,论述了废液排放系统的放射性总量控制和废液排放浓度的再线监测要求,最终分析确定了秦山核电二期扩建工程的废液排放浓度指标.     

内陆核电建设的主要环境问题解析

通过对同时拥有滨海和内陆核电厂的国家（美国、法国、德国和西班牙等）关于这两类厂址的放射性流出物排放管理限值的对比,对我国内陆核电站放射性流出物的排放限值的制定提出了相应的建议。然后对这几个国家的内陆核电厂冷却方式进行分类统计,调查、分析了采用完全一次直流冷却方式的内陆厂址的自然水文条件,将其与国内主要的河流和湖泊等内陆水体水文条件进行比较,并针对我国首批内陆厂址的水文条件,提出冷却方式选择的初步建议。最后,对我国内陆核电建设的主要环境问题（放射性污染问题、热污染问题和废水管理中的其他问题）进行分析,并提出相关的建议。