中国核动力院核基地外围空气CO 2中14C分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2014—2017年中国核动力院核基地外围环境空气中¹⁴C的监督性监测数据,对关键居民组各种途径的待积有效剂量进行了粗略的估算。结果表明:综合楼与南坝工会空气中¹⁴C活度浓度差异有统计学意义,综合楼与木城水厂空气中¹⁴C活度浓度差异有统计学意义,南坝工会与木城空气中¹⁴C活度浓度差异无统计学意义,表明排放出来的¹⁴CO₂在空气中扩散混合很快。综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿经各途径的¹⁴C年平均摄入量分别为40.55、40.52、29.10、19.80 kBq/a;年待积有效剂量分别为23.31、22.91、23.08、19.44 μSv/a。其中成人组成员所受¹⁴C致待积有效剂量最大为23.31 μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的9.3%以下。由此可以得出,核基地核施设正常运行工况下,¹⁴C对核基地外围环境的影响很小。     

秦山核电基地排放氚所致公众内照射剂量估算

秦山第三核电厂是我国首座重水堆核电站,其1、2号机组分别于2002年11月和2003年6月并网发电。本文根据2006年度秦山核电基地外围夏家湾、杨柳村、秦联、秦山镇、武原镇等5个居民点(取样点)环境样品中氚活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围居民的生活及饮食习惯等资料,估算由空气、饮水和食物途径所致居民氚(不包括有机结合氚)的年摄入量;采用ICRP72号出版物推荐的年龄别剂量系数,计算出氚致秦山核电基地外围各居民组中幼儿、少儿、成人经各种途径的年待积有效剂量。计算得到关键居民组(夏家湾居民点)中幼儿、少儿和成人经各种途径的氚的年摄入量分别为5.75、9.59、15.7kBq/a;年待积有效剂量分别为0.33、0.18、0.23μSv/a。其中幼儿组成员受氚待积有效剂量最大,为0.33μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.05mSv)的1%以下。由此得出,在秦山第三核电厂的正常、安全运行工况下,氚对秦山核电基地外围环境的影响目前还很小。     

秦山核电基地外围环境中14C所致公众内照射剂量估算

根据2009年度秦山核电基地外围各居民点及附近海域环境样品中14C活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围农村居民生活及饮食习惯等资料,采用GB 18871—2002推荐的年龄别剂量系数,估算由空气和食物途径所致居民14C的年摄入量和年待积有效剂量。结果表明,关键居民组所受到的年待积有效剂量最大值为14.11μSv/a。     

秦山核电基地外围环境氚水平分析

本文分析了自秦山三期两台70万千瓦重水堆机组运行以来秦山核电基地外围环境空气、水体、陆生和水生动植物食品中氚活度浓度的历年变化趋势。结果表明,自秦山三期重水核电机组相继投入运行后,在气载放射性流出物排放的主导方位,距核电基地8km范围内空气中氚活度浓度逐年升高,浅井水和湖塘水中的氚活度浓度也有逐年升高的趋势;陆生食物中组织自由水氚略有增高。随着与秦山三期的距离增加,空气中氚活度浓度呈明显下降趋势。秦山三期排放口的海水氚活度浓度高于附近海域,但在5～7km外的附近海域海水中氚活度浓度为本底水平,低于探测限值(1.3Bq/L)。秦山核电基地外围环境中氚水平虽然较本底水平升高,但是对周围居民的健康影响很小,经各种途径摄入的氚产生的年待积有效剂量仅占公众年剂量限值的1%左右。     

美国内陆核电厂液态放射性流出物排放环境辐射监测与评估

系统分析了2005—2012年美国38个内陆核电厂液态放射性流出物在受纳水体介质中的活度浓度水平,包括沉积物、地表水、饮用水和水生生物。结果表明,除个别核电厂受纳水体(地表水)中的氚活度浓度较高外,其它受纳水体介质(包括沉积物和鱼类)中来自核电厂排放的放射性物质的活度浓度一般处于正常水平。个别内陆核电厂由于受纳水体环境条件的限制,氚的活度浓度水平偏高,但均低于美国环保署(EPA)规定的饮用水中氚的指导水平。核电厂受纳水体排放放射性核素对公众造成的辐射剂量评估表明,美国内陆核电厂运行因液态放射性流出物排放对公众造成的辐射剂量很小。通过分析美国核管会(NRC)规定的监测探测下限和报告水平的要求和内陆核电厂2005—2012年间监测结果,反映了NRC认可的美国内陆核电厂受纳水体受到核电厂液态放射性流出物排放的影响很小。     

北京市环境水中锶-90活度浓度分析

为了测量北京市环境水中⁹⁰Sr的活度浓度,分析其长期趋势及在全国的水平,参照《水和生物样品灰中锶-90的放射化学分析方法》(HJ 815—2016),分析北京市12个环境点位中⁹⁰Sr的活度浓度。结果显示,2019年北京市环境地表水中⁹⁰Sr活度浓度为(4.46±1.51)mBq/L,范围(1.44~7.56)mBq/L,其中河系水(5.01±1.45)mBq/L,湖库水(4.00±1.45)mBq/L,地下水(2.11±0.12)mBq/L。得出结论:北京市环境水中⁹⁰Sr含量为低水平;与历年相比,处于正常涨落范围之内;与全国其他地区相比,处于中间水平。水中⁹⁰Sr所致成人年均摄入量最大为3.66 Bq/a,待积有效剂量最大为0.10 μSv/a,均远远小于国家标准限值。     

秦山核电基地氚排放所致周围公众内照射剂量评价

统计了2014—2016年秦山核电基地周围居民点环境介质中的氚活度浓度监测结果,基于统计的环境监测数据评价了秦山核电基地近几年氚排放所致周围公众的辐射剂量。评价结果显示近几年秦山核电基地氚排放所致西北西方位2.4 km处的秦联居民组婴儿、幼儿、少年和成人4个年龄组公众的年平均有效剂量分别为0.59、1.35、1.18和0.92 μSv/a,远小于《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中规定的核动力堆释放的放射性物质对公众造成的有效剂量0.25 mSv/a的管理目标值。可见,秦山核电基地氚排放稳定、受控,对公众造成的辐射剂量很小,对环境和公众的影响可接受。     

阳江核电站的排放物及环境样品中氚的放射性水平

主要介绍了2014—2018年,广东省阳江核电站周围空气、雨水、地表水、饮用水、地下水、海水、生物样品中氚的放射性活度水平及阳江核电站流出物中氚排放的抽样监测情况。结果表明,液态流出物排放口附近海域监测到高于本底水平的氚,海水中氚的年均值范围为:0.95～2.87 Bq·L~(-1),单点最高值为35.9 Bq·L~(-1);核电站附近空气中,个别月份可监测到高于探测限值的氚;核电站附近雨水、地表水、饮用水、地下水和生物样品中氚均未发现异常。     

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。     

阳江核电站液态流出物对阳江海域环境影响的计算模拟

本文针对阳江核电站50 km核应急计划区的阳江海域,采用切比雪夫谱方法计算了阳江海域的潮流速度和潮位值,进而采用粒子随机行走模型,模拟计算了阳江核电站正常工况下,液态流出物10 h连续排放后,阳江海域内核素氚的浓度分布。计算结果表明,核素迁移扩散24 d后到达海陵岛附近海域,此时有氚分布的区域常规相对浓度值低于0.005,活度浓度值低于0.70 Bq/L,该值与海陵岛海水氚的监测活度浓度(＜0.97 Bq/L)量级上相符。此结果表明,阳江核电站液态流出物中的核素氚对阳江海域环境无明显影响。     

三代压水堆内陆厂址放射性流出物排放问题及改进建议

由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、¹⁴C外其他放射性核素和氚排放均不能满足内陆厂址要求。针对除氚、¹⁴C外其他放射性核素排放,建议增加化学絮凝、离子交换床和反渗透装置以满足100 Bq/L的排放要求。针对氚排放,通过调整排放方式能满足2台机组氚排放要求,使得下游1 km处氚浓度不超过71 Bq/L;多机组内陆电厂的氚排放建议利用联合电解催化交换(CECE)和水精馏(WD)技术,以达到分离氚的目的。     

中国大陆核电厂放射性流出物释放所致的公众剂量

基于历年的流出物监测资料,对2005年前中国大陆核电运行所致公众剂量进行分析和评价。结果表明：（1）秦山核电基地放射性流出物年平均释放所致公众（成人）的个人有效剂量为1.69μSv,几乎全部来自重水堆机组释放的剂量,约为UNSCEAR2000年报告的典型场址重水堆年平均个人有效剂量（10μSv）的16%;大亚湾核电基地...     

中国核动力院外围空气中7Be、40K、60Co、131I、137Cs分布特征及所致公众年有效剂量评价

基于2015—2017年中国核动力院外围空气中⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs监督性监测数据,对综合楼、南坝工会和木城水厂监测点附近居民组三种途径的有效剂量进行了粗略估算。结果表明:随距核设施距离增加,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量和所致年有效剂量减小;综合楼附近居民组中成人、青少年、儿童、幼儿、婴儿经吸入⁷Be、⁴⁰K、⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs平均年摄入量分别为29.25、26.48、20.16、11.49、6.79 Bq/a;综合楼附近居民组中青少年、儿童、成人、幼儿、婴儿,经吸入、浸没和地面沉积途径⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致年有效剂量分别为133.58、130.98、128.61、120.20、118.61 nSv/a,⁶⁰Co所致剂量分数达到95.6%,其次是¹³⁷Cs;地面沉积途径所致剂量分数达到54%,其次是吸入;综合楼附近居民组中青少年组成员⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs所致有效剂量最大为133.58 nSv/a,但此有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.25 mSv)的1‰以下。由此可以得出,核基地核设施正常运行工况下,⁶⁰Co、¹³¹I、¹³⁷Cs对核基地外围空气的影响很小。     

氚长期大气释放的剂量评价模型

描述了一改进的氚长期大气释放剂量评价模型,该模型是建立在氚化水(HTO)从空气向植物和动物产品中的HTO和有机氚(OBT)迁移的保守假设上,考虑了氚的两种不同形态。在计算植物产品中氚的浓度时分为叶类和非叶类产品,同时考虑了土壤中氚对不同种类植物氚浓度的贡献率;对动物产品中HTO浓度计算时,考虑了不同水源份额的平均权重以及动物产品的含水量,这些水源包括皮肤吸收、呼吸、饮用和食物。在剂量计算时除了考虑食入途径,还考虑呼吸和皮肤吸收对人的剂量贡献。通过与比活度模型和NEWTRI模型比较,表明该模型能更好地反映氚长期释放后通过食物链对人造成的剂量贡献。     

田湾核电基地一期工程1、2号机组运行流出物排放致公众剂量十年评价(2007—2016年)

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参数,给出了2007—2016年田湾核电站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、关键核素与核电站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,并将2007—2016年公众最大个人剂量与一期工程环境影响报告书(首次装料阶段)给出的数值、国家标准GB 6249—2011规定的剂量约束值、天然本底辐射水平进行了对比,结果表明:田湾核电站在安全稳定运行的同时,各年度流出物排放对周围公众造成的影响可忽略不计。     

核能生产人工辐射源对中国大陆公众的辐射照射

总结了核燃料循环和核电生产放射性流出物释放对中国大陆公众的辐射照射，所涉及的活动主要包括铀矿开采和冶炼、铀转化和铀浓缩、核燃料元件生产、核反应堆发电对中国大陆公众的影响。评估结果表明，对于中国铀矿开采和冶炼、铀转化和铀浓缩、核燃料元件生产、压水堆核电生产、重水堆核电生产，按照5年期（2001—2005）平均的归一化集体有效剂量分别为0.81、5.16×10^-3、2.09×10^-3、2.91×10^-3和1.84×10^-1人•Sv/（GW•a），中国核能生产的某些环节的放射性流出物排放和所致的归一化集体有效剂量比全球平均值高，值得进一步分析和研究。     

核电站氚的排放量及浓度限值比较分析

氚是核电站运行过程中向环境中排放较大的放射性核素之一,控制核设施中氚的产生和排放量越来越引起人们的重视。本文通过分析核电站产生氚的主要途径,结合国际上的运行经验参数,对比分析了不同国家、不同堆型核电站氚的排放量和浓度限值。分析结果表明:三十年间,全球核电站流出物中气态氚的排放量显著高于液态氚,重水堆是各堆型核电站中氚排放的主要贡献者,也是氚排放所致公众剂量的主要来源。为了更加有效的控制氚的排放,法国等国家核安全监管机构根据电站的装机容量、排放工艺、堆型等制定了各自国家核电站氚的年排放总量限值;加拿大等国的监管机构根据剂量限值制定了导出排放限值,该值的优点是便于审查核电站正常运行时氚的排放量;其它核电国家则是以剂量限值的形式提出了氚的排放限值。