内陆核电厂环境安全性评估与分析

通过对比国外已建内陆核电厂正常运行时的环境安全性影响,分析严重事故的环境风险,将我国内陆核电厂的选址要求和国际相关规定进行比较分析,从而评估我国拟建内陆核电厂的环境安全性影响,得出的结论是我国发展内陆核电是安全可行的。     

熔盐堆选址源项确定方法评价研究

选址源项的种类成分、形态、数量、释放方式和释放时间、影响范围等参数是反映反应堆安全的重要指标。我国现行核安全法规对于反应堆选址源项仅有原则性规定,且多基于压水堆,不能完全适用于固态燃料熔盐堆。熔盐堆采用了不同于压水堆的设计、燃料、冷却剂和系统结构,因此,固态燃料熔盐堆的选址源项及其确定方法也与压水堆有很大不同。本文将结合核电厂选址相关的法规标准和核安全审评要求,对固态熔盐堆所采用的新设计理念、新燃料和结构系统特点进行分析,并对其选址源项及确定方法进行评价,为将来固态熔盐堆核电厂选址评价及有关核安全法规标准修订完善提供建议和参考。     

我国内陆核电厂防洪设计要求及评价方法

洪水影响是内陆核电厂选址中需要考虑的重要安全因素和环境因素之一,目前我国已在内陆核电厂选址及防洪要求方面建立了法规和标准体系,本文对此进行阐述和汇总,并与其他国家的相关防洪标准进行了比较.结合我国几个拟建内陆核电厂的工程实例,对内陆核电厂洪水分析评价方法进行了技术探讨,并提出了工作建议.     

我国内陆核电厂选址评价中应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址的实践,分析了我国内陆地区核电厂选址与滨海地区存在的主要差异与特点,并根据核安全以及环境保护的有关法规要求,提出我国内陆核电厂选址调查评价应关注的问题.     

核电厂设计安全规定与核电厂的安全设计

1 前言 核电厂设计安全规定和核电厂选址、运行、质量保证安全规定是我国核安全法规体系中第二层次的法规文件。该套文件经国务院授权由国家核安全局批准发布,是强制性法规。 制定这套文件的目的,是为了保证核电厂和环境的安全,使厂区人员和公众在核电厂正常运行期间和事故情况下受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。     

核电厂选址及环境影响评价应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址工作，根据核安全以及环境保护的有关法规要求，重点分析了我国核电厂选址及环境影响评价的特点，并提出了我国核电厂选址及环境影响评价应关注的问题。     

我国内陆核屯厂选址评价中应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址的实践，分析了我国内陆地区核电厂选址与滨海地区存在的主要差异与特点，并根据核安全以及环境保护的有关法规要求，提出我国内陆核电厂选址调查评价应关注的问题。     

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。     

日本核电站选址剂量标准及其评价模式——赴日考察简讯之四

1.选址剂量标准日本原子力委员会于1964年颁布了“反应堆选址审查指南及其适用性判断标准”,其对核电站的安全保证,规定了下述三项基本目标:①发生重大事故时,对核电站周围公众不产生辐射损伤。②发生假想事故时,对周围公众不产生显著的辐射危害。③发生假想事故时,对国民遗传剂量的影响非常小。     

我国核电厂选址标准研究走向的思考

简要回顾了核动力厂选址适宜性准则的建立与发展,介绍了核动力厂厂址评价的新进展,探讨了核动力厂选址标准研究的走向。在制定我国核动力厂选址标准中,应优先建立厂址适宜性准则,包括厂址安全、环境保护和应急准备的各种要素,以指导厂址评价。     

放射性药物临床前研究行业指南概述

介绍了美国、欧洲以及我国的放射性药物法规管理体系,简述我国放射性药物申报临床研究的流程,对比我国与欧美放射性药物法律法规的异同。     

秦山核电厂运行15年的核安全审评和监督

秦山核电厂是我国自主建造的第一座核电厂,它对我国核电事业的发展有着重要的作用。本文总结了秦山核电厂15年的核安全审评和监督情况,对我国核安全监管工作的开展进行了简单的回顾,对今后我国核安全监管工作的发展提出了建设性意见。     

核电项目组织机构体系的探讨

为了落实国家"积极推进核电建设"的方针,推进我国核电建设自主化、专业化发展,实现核电工程管理与国际接轨,我国先后组建成立了多家核电工程公司,并承担了商用核电项目工程建设任务。通过对我国核电工程公司在核电建设中的角色及其项目组织机构的调研和分析,并结合国外有关工程公司在组织架构等方面的比较,对优化我国核电工程公司项目组织机构体系等方面进行了探索,旨在使我国核电工程公司早日成为国际一流的工程公司,并具备承担大型非核工程总承包的能力,为进入国际市场打下良好基础。     

中国高放废物地质处置21世纪进展

21世纪近20年，我国高放废物深地质处置进入了一稳步发展的新阶段，在法律法规、技术标准、战略规划、选址和场址评价、工程屏障研究、处置库和地下实验室概念设计、核素迁移和安全评价研究等方面取得了显著进展。其主要亮点包括颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》和《中华人民共和国核安全法》，制定了《高放废物地质处置研究开发规划指南》，颁布了《高放废物地质处置设施选址》核安全导则，确定了2020年前开工建设地下实验室、2050年建成高放废物处置库的目标，甘肃北山预选区被确定为我国高放废物地质处置库首选预选区，建立了场址评价方法技术体系，确定了内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料，建立了我国首台缓冲回填材料热 水-力-化学耦合条件下特性研究大型实验台架（China-Mock-Up），获得了一批关键放射性核素的迁移行为数据，开展了初步的安全评价，完成了地下实验室安全技术研究。确定甘肃北山的新场为我国高放废物地质处置地下实验室的场址。2019年5月6日，国家国防科工局批复中国北山高放废物地质处置地下实验室工程建设立项建议书，标志着我国高放废物地质处置正式进入地下实验室阶段。这一系列工作进展和取得的成绩为我国2020年开工建设地下实验室、掌握高放废物地质处置技术奠定了坚实的基础。     

1995-2009年我国近岸海域海水中放射性核素水平监测

报道1995-2009年我国近岸海域海水中放射性核素活度浓度的监测结果。各海域海水中U、Th、226Ra、90sr、137cs平均活度浓度分别为：渤海,84．3、0．5、19．5、4．0、2．5mBq／L;黄海,86．8、8．1、2．1、1．9、2．0mBq／L;东海,74．4、3．4、9．0、6．0,0．9mBq／L;南海,76．6、4．0、7．7、1．7、1．5mBq／L。田湾核电基地近岸海域海水中Th“236a、90Sr、137Cs平均活度浓度分别为8．1、2．1、1．9、1．4mBq／L;秦山核电基地近岸海域海水中90Sr、137cs分别为4．6、0．7mBq／L;大亚湾／岭澳核电基地近岸海域海水中u、Th、236Ra、90sr、137cs分别为68．2、14．5、6．9、1．3、2．2mBq／L。与参考值相比,各海域海水中放射性核素活度浓度的监测结果均在正常范围内;三大核电基地的监测结果与本底调查值相比,亦均在正常范围内。     

煤价上涨对核电发展影响初探

介绍了我国煤炭价格在2004年上涨的情况,分析了煤价上涨使得核电经济竞争能力大幅度提升,从而将影响到核电发展战略的调整。     

中国核技术应用发展现状与趋势

通过大量数据调研和实地走访，总结了近十年来我国核技术应用取得的重要进展及其在提高人民生活水平和健康水平方面所起的重要作用，详细阐述了我国核技术应用技术与装置发展现状，包括电子辐照加速器技术与装置、γ射线源及其集成装置以及放射性同位素制备技术。结合应用实例，介绍了核技术在工业、农业、医疗、环保、国家安全等领域的应用和产业发展状况。分析核技术应用发展所面临国内外形势，展望了我国核技术应用的发展前景及趋势。     

中国实验包层模块材料研发进展

聚变堆包层技术是聚变能实现应用的关键技术之一,而材料问题是包层技术的核心问题之一.本文在介绍了目前国际热核聚变实验堆ITER实验包层模块材料选择和中国实验包层模块概念设计中所选材料的性能特点的基础上,重点介绍了国内开展的相关材料研究进展,并阐述了下一步研究中应重点解决的问题.     

基于经验-解析数据的某核电安全壳地震易损性分析

本文基于混合数据的地震易损性分析方法,对我国已运行核电厂地震易损性分析进行研究。首先基于地震危险性分析和分解结果,生成了我国华南地区某核电厂厂址条件谱;然后采用贪心优化算法,选取符合厂址危险性的地震动记录;基于增量动力分析方法,生成我国某核电厂安全壳地震易损性安全系数FS和FSA的解析数据;地震易损性其他参数采用经验数据,基于经验-解析数据,生成了我国某核电厂安全壳地震易损性曲线。建议将基于经验-解析数据的地震易损性分析方法应用于我国核电厂安全壳初步地震易损性分析中。     

内陆核电厂液态流出物排放口设计及环境影响评价初探

对美国内陆核电厂液态流出物的扩散器工程实践进行了概括和总结,根据《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)的要求,在分析我国内陆核电厂液态氚排放面临较高的排放要求的基础上,对我国内陆核电厂液态流出物的排放设计及环境影响模拟进行了归纳和总结,并提出建议。成果可为内陆核电厂的扩散器研究提供参考。