核电厂流出物排放量统计方法研究

运行核电厂放射性流出物排放量统计是一项重要工作,然而在实践中发现,核电厂排放的流出物中很多核素的活度浓度并不高,在流出物排放量统计中经常会面临分析结果低于探测限的情况,深入研究如何处理监测数据才能使排放量统计结果更接近实际排放量是一个挑战。本文收集了近年来秦山核电基地流出物监测数据,对其数值分布特点进行分析研究,提出了基于核素检出率的流出物排放量统计方法和策略,给出了流出物探测限取值系数的推荐值。通过与传统方法的统计结果进行比较,并对差异性进行分析,认为基于核素检出率的统计方法和策略现实可行,统计结果更接近于实际排放情况,有进一步深入研究的价值。     

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.     

广州核素台站惰性气体氙监测数据的统计规律研究

在分析广州核素台站惰性气体氙日常监测数据的基础上,分析了广州核素台站惰性气体监测数据的有效性,初步研究了4种惰性气体氙同位素131Xem、133Xe、133Xem和135Xe的活度浓度和最小可探测浓度的统计规律。结果表明：4种惰性气体氙同位素的最小可探测浓度和活度浓度均呈高斯分布。该研究可为评估放射性核素台站4种惰性气体氙同位素监测阈值和惰性气体样品的分级提供参考。     

SAUNA系统惰性气体氙监测数据的统计规律研究

在对CTBT放射性核素台站SAUNA系统有效监测数据进行分析的基础上,利用统计学方法对分析结果进行了初步研究,结果表明:4种惰性气体氙同位素133 Xe、131m Xe、133m Xe和135Xe的最小可探测浓度和活度浓度均呈高斯分布,且133 Xe活度浓度的高斯分布存在不同程度的右拖尾并呈指数衰减.     

核电厂惰性气体β活度监测通道设计优化

针对某核电厂惰性气体β活度监测通道在运行中频繁出现低电流故障报警,通过对故障现象分析、现场测试,发现采样气体在湿度及压力这两个条件发生改变时,测量电流变化明显,由其造成的影响与通道故障现象一致,确定是影响探测器测量电流稳定性的主要因素。通过在测量设备中增加除湿装置对采样气体湿度进行控制,在冷凝罐进气与排空管线增加流量调节阀稳定压力的改造措施,提升了通道运行的稳定性,解决了频繁出现低电流故障报警的问题。     

大气放射性气溶胶连续监测最小可探测活度浓度研究

介绍了大流量空气采样器用于北京地区大气放射性气溶胶进行连续监测的情况,给出了大流量空气采样器用于大气放射性气溶胶进行连续监测最小可探测活度、最小可探测活度浓度的计算方法,并且分析了几种典型人工核素的最小可探测活度浓度以及影响最小可探测活度浓度的因素。     

内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究

本文简要探讨了内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值确定的方法和依据。通过计算,给出了对于滨河、滨湖或滨水库厂址,系统排放口处除^3H、^14C外其他放射性核素的总排放浓度上限值为100Bq／L,且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq／L,^3H浓度不得超过100Bq／L的排放浓度要求。     

内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究

本文简要探讨了内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值确定的方法和依据。通过计算,给出了对于滨河、滨湖或滨水库厂址,系统排放口处除3H、14C外其他放射性核素的总排放浓度上限值为100Bq／L,且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq／L,3H浓度不得超过100Bq／L的排放浓度要求。     

核电厂排放气体中β放射性气体监测装置设计

基于塑料闪烁体的放射性惰性气体探测技术,应用接近4π的灵敏辐射测量技术,设计了核电厂排放气体中β放射性气体监测装置。采用MCNP软件对β放射性气体监测装置主要参数进行模拟计算,结果表明:该监测装置有助于深入了解探测装置的探测机理及过程,可为放射性惰性气体活度浓度探测装置的设计提供理论数据。     

新疆居室氡活度浓度水平调查

采用累积测量法——固体核径迹探测器(SSNTD)和瞬时测量法——AlphaGUARD测氡仪,2011年7月至2012年10月对新疆6个重点地(州、市)居室内氡活度浓度水平进行了一年的监测,并对数据进行了分类分析,包括城镇与农村(郊区)、不同建筑年代、不同楼层、不同地面装修材料。本次调查建立了新疆室内氡活度浓度水平基础数据库,初步掌握室内氡活度浓度水平总体分布情况,为环保部门和建筑行业管理部门决策提供依据。     

后处理厂释放气体中稳定惰性气体同位素在核保障监督中的应用研究

用Origen2．1计算模式对压水堆元件中Kr,Xe相关同位素与燃耗的关系进行了计算,并估算了后处理厂烟囱释放气体中Kr,Xe各稳定同位素的来源,丰度和原子浓度.^82Kr,^129Xe可用作环境样品中惰性气体同位素的天然本底;裂片^83Kr／^86Kr．^84Kr／^86Kr、^131Xe／^134Xe和^132Xe／^134Xe的丰度比值,可用于指示乏燃料燃耗,进而估算正在被分离的钚同位素组成,并有可能对后处理厂实行保障监督。     

活性炭对惰性气体动态吸附影响因素的讨论

探讨了活性炭对惰性气体的动态吸附系数的多种影响因素。由文献调研可知,一定范围的气流比速与一般应用环境的CO2浓度对动态吸附系数的影响可以忽略;系统压力越高动态吸附系数越大;温度越高、环境相对湿度越大动态吸附系数越小;在不能达到吸湿平衡的情况下,用活性炭含水量代替相对湿度作为活性炭吸附惰性气体的影响因素更符合实际。     

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。     

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...     

核电站温排水的热污染控制对策

核电站温排水的余热排放对生态环境造成的负面热影响（即热污染）已日益引起社会关注。文章基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强以及电厂温排水余热的利用方式单一、利用效率不高的现状,提出我国现阶段核电站温排水的热污染控制需从温度标准制定（即温排水混合区若干关键控制参数的确定）和温排水余热的综合利用途径的开发这两方面入手,同时开展深入细致的研究。在对国外的主要余热利用途径和国内火电厂余热利用途径调研、分析的基础上,提出了结合生态工程原理进行温排水余热综合利用方案设计的建议。     

利用航测数据反推福岛核事故137Cs的释放量

日本福岛第一核电站发生事故后,造成大量的放射性物质释放。为准确评估事故的释放量,本文根据美国公布的航测¹³⁷Cs地面沉积浓度图和日本福岛第一核电站事故发生后观测的气象数据,利用拉格朗日烟团模式反推¹³⁷Cs的释放量,并通过计算估算日本福岛第一核电站核事故向大气释放的¹³¹I当量,约为1.07×10¹⁸Bq,估算结果与日本政府公布的估算结果接近。     

宁德核电站排放口消泡系统改进

为改善宁德核电站排放口水质,避免对公众环境造成不良影响,2013年4月开始,宁德核电站开展消泡剂选型试验及排放口消泡工作。本文主要介绍了宁德核电站消泡系统技术参数的确定,以及改进后的消泡系统的优点,为后续正式消泡系统的设计提供参考。