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。     

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。     

核电厂流出物低水平放射性核素排放量统计方法实验研究

我国国家标准规定,运行核电厂在流出物放射性排放量统计中,对低于探测限的相关测量结果应通过实验分析进行合理估算,确实无法估算的,在排放量统计时按探测限的1/2取值。现有运行核电厂均采取了这种取值方法。针对合理估算低水平放射性核素含量问题,国家核与辐射安全监管部门组织运行核电厂以降低低水平放射性核素探测限方式开展了实验研究。实验结果显示,实验研究中探测限降低幅度达到常规监测探测限的1/20~1/2时,常规未检出的放射性核素仍未检出,常规监测检测出的少量低水平放射性核素检出率略有增加,检出值均略高于探测限。     

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。     

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。     

正常运行工况下核电厂气态流出物中~(85)Kr与~(133)Xe的关系

核电厂正常运行工况下,气态流出物中惰性气体监测结果一般均低于探测限。如按标准以探测限的1/2统计,可能会过高统计年排放量。本文通过确定气态流出物中85Kr与133Xe活度浓度的关系,当惰性气体源项中半衰期最大的85Kr低于探测限时,间接估算其活度浓度,以便能准确地对85Kr进行年排放量统计。     

压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C外的其余核素,从监测核素的种类、核素的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析我国与欧美国家的取样监测和统计要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映我国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状。     

核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨

在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。     

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.     

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。     

镍特效树脂分离富集核电厂液态流出物中的63Ni及其测量方法研究

为准确评估核电厂液态排放对公众造成的辐射影响，需对液态流出物中排放量较大、半衰期较长的⁶³Ni进行分析。本工作以镍特效树脂作为分离纯化材料，结合阳离子树脂、原子吸收光谱和液闪谱仪，建立了快速分析核电厂液态流出物中⁶³Ni的方法。用本工作建立的方法和GB/T 14502-1993方法比对分析了核电厂的液态流出物样品，化学回收率均高于70%，方法探测下限为0.005 Bq/L，比对结果的E_n值均远小于1，表明该方法的分析结果准确可靠。相比于GB/T 14502-1993方法，本方法操作简单、分离流程短、工作效率高，适用于核电厂液态流出物中⁶³Ni的富集和分离。     

7 核电厂放射性液态流出物排放限值研究

2002年，在“秦山核电厂放射性液态流出物排放限值修改可行性研究”项目中，中国原子能科学研究院作为技术支持单位，针对秦山核电公司由于液态流出物排放浓度过低造成固体废物产生量过大、工作人员受照剂量增加、处理处置废物费用加大的情况，对秦山地区液态流出物的剂量管理目标值重新进行了优化分析，从而推导出秦山核电公司液态流出物的优化排放量限值，并根据新的优化排放量限值，对该核电厂运行的效益进行了估计。     

内陆核电厂对水体的辐射环境影响及环境风险控制

核电厂运行排放的液态流出物问题是内陆核电面临的重要环境制约因素之一。本文首先介绍了我国关于核电厂液态流出物排放管理的框架体系和具体管理规定,然后在分析国内外运行核电厂液态流出物排放实际监测数据的基础上,阐述了内陆核电厂正常运行时对水体环境造成的辐射环境影响和可能事故工况下的潜在环境风险,最后对可采取的辐射环境风险控制措施进行了初步探讨并提出建议。     

滨海核电厂液态流出物间歇排放数值模拟分析

应用非结构化网格MIKE 21水动力模型及对流扩散模块,针对某滨海核电厂工程海域建立液态流出物排放数学模型,对核电厂运营期间液态流出物中核素在等浓度排放条件下4种不同典型潮时(涨憩、落急、落憩、涨急)起始的间歇排放进行数值模拟,并与连续排放进行比较,给出了不同工况下液态流出物在环境水域中全潮平均相对浓度分布及影响范围、不同半径海域内核素的平均相对浓度以及取水相对浓度特征值。对比分析显示,滨海核电液态流出物在受纳水体中的输移、扩散主要受潮流影响。落急时刻起始的间歇排放方式总体上在环境影响和取水浓度方面均具有显著优势。计算结果可为核电厂液态流出物排放方式的优化及海洋环境影响评价提供了依据。     

压水堆核电厂液态流出物中55Fe的排放与监测方法

本文调研分析压水堆核电厂液态流出物中排放⁵⁵Fe的来源、排放的统计参考值和⁵⁵Fe的分析方法,提出开展核电厂液态流出物中⁵⁵Fe监测的建议。统计分析了美国41座压水堆核电厂在2005～2017年液态流出物中⁵⁵Fe的排放量,其发电量归一化排放量的几何平均值范围为5.18×10^-6～8.14×10^-5 GBq/GWh,所有压水堆电厂液态流出物中⁵⁵Fe排放量的几何平均值为1.52×10^-5 GBq/GWh,各年度⁵⁵Fe排放量在液态流出物中占比在12%以上,排第1至第4位。根据我国典型压水堆核电厂液态流出物排放体积,估算了液态流出物中⁵⁵Fe的排放浓度,约10.7 Bq/L。建议推进核电厂液态流出物中⁵⁵Fe监测方法的建立和完善。通过对⁵⁵Fe监测方法的调研,推荐采用固相萃取树脂的快速分析方法。     

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法

本文对核电厂液态流出物和气载流出物排放氚的化学类别进行了分析,根据调研给出了可能的排放量。结合对环境生物、空气中氚的监测经验,分析了开展核电厂液态流出物和气载流出物中不同化学类别氚监测的可行性。最后提出了开展相关监测和剂量评估模式改进的有关建议。     

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。     

线性子链法在排放源项计算中的应用

根据线性子链法原理和流出物排放源项计算模型的特点,本文建立了全面自动搜索核素链的方法,覆盖了所有核素涉及到的核素链,推导出了排放源项模型的解析表达式,将复杂的衰变链分解为数条线性链,对每一条核素链分别进行解析计算得到每个核素的核素浓度。将这一方法用于核电厂排放源项的活度计算,并将本方法求解结果与PWR-GALE的ORIGEN求解模块的结果比较,以及将最终排放源项的计算结果与国内某核电厂排放源项比较,对比表明,大部分核素浓度计算结果与ORIGEN一致,短寿命核素浓度的计算中由于ORIGEN采用长期平衡近似以及衰变链简化处理后所得结果偏于保守;本方法计算排放源项所得结果与国内某核电厂排放源项结果非常符合。本方法应用了全面自动搜索的线性子链法,自动搜索添加衰变链,并使用解析法依次对每条衰变链的每个核素进行计算,使得计算结果更加全面,结果更准确。     

内陆厂址压水堆核电厂液态流出物复用研究

实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8 400 m³,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×10⁵ Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9 %。     

烟囱放射性惰性气体取样测量技术改进

对某压水堆核电厂烟囱放射性惰性气体的取样测量情况进行了介绍。通过对取样测量系统泄漏率、增压能力以及监测核素探测限的测试,以及手动取样分析与在线气体谱仪监测数据的对比,表明改造增加的惰性气体取样测量系统能够满足气态流出物测量要求,并提出了烟囱惰性气体取样测量的相关建议。