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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。 相似文献
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内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念及措施 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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建设项目竣工后应该进行环境保护验收监测,对于向环境排放放射性物质的建设项目,在验收监测过程中需要进行放射性流出物监测。本文总结了北京市核技术利用项目在环保验收中放射性流出物(废水、废气)监测所遇到的困难和解决措施,为今后解决这些问题提出了针对性建议。 相似文献
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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 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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内陆AP1000核电项目低放废液排放的主要污染物及其处理技术 总被引:4,自引:3,他引:1
AP1000核电站是我国未来短期内陆核电建设的主力堆型,其低放废液的排放与管理是水资源管理部门所关心的重要内容之一。氚、除氚外核素和硼是内陆AP1000核电站低放废液排放的主要污染物,本文对这些污染物的处理技术进行了总结。 相似文献
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气隙式膜蒸馏处理低放废液 总被引:1,自引:1,他引:0
低放废液在放射性废液里占有很大的比例,我国制定了严格的排放标准,尤其是对内陆核电站,需要选择更高效的处理技术,有必要研究膜蒸馏处理低放废液后的净化效果。基于气隙式膜蒸馏装置研究对模拟低放废水中微量的Sr~(2+)和Cs+的净化效果,以及温差和流速对净化效果的影响,对某乏燃料后处理厂里的低放废液进行处理。结果表明:膜蒸馏装置对微量的Sr~(2+)和Cs+平均截留率均大于99.99%,去污因子可以达到104量级以上;流速和温差对膜蒸馏装置的净化效果基本没有影响;对没有进行任何预处理后处理厂的低放废液,膜蒸馏装置连续处理4天多,处理后的馏出液的平均总α活度浓度为0.04Bq/L,平均总β活度浓度为15.13Bq/L,远低于该厂的排放标准。 相似文献
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目前我国在运核电厂和其他所有堆型(CPR1000、EPR和AP1000)的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。 相似文献
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随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。 相似文献