加拿大核电站辐射环境影响管理方法探讨

对于核电站辐射环境监测，我国实行双轨制，而加拿大则全部由核电站承担，政府部门负责对监测方案的审批和监测工作的检查验收，其各有优缺点。通过对加拿大辐射环境影响管理方法的探讨，有助于克服我国重复测量的缺点，建立起一套地方政府与核电站协调一致的管理方法。     

北京核仪器厂

北京核仪器厂是国内生产核辐射仪器最早的厂家，曾先后为国内外近30座各类反应堆、实验堆、动力堆、核潜艇、核电站提供了堆内、堆外探测器、控制、保护、测量仪表；辐射防护、剂量监测仪器。为我国两弹一艇、核电站的建设做出了重要贡献，并在上述领域内保持国内领先水平。同时我厂为神舟一至六号系列飞船、空间卫星、海军潜艇、第二炮兵、国内各核电站、巴基斯坦恰希玛核电站及全国卫生防疫部门、环境监测部门、各大专院校提供设备。     

北系核仪器厂

北京核仪器厂是国内生产核辐射仪器最早的厂家，曾先后为国内外近30座各类反应堆、实验堆、动力堆、核潜艇、核电站提供了堆内、堆外探测器、控制、保护、测量仪表；辐射防护、剂量监测仪器。为我国两弹一艇、核电站的建设做出了重要贡献，并在上述领域内保持国内领先水平。同时我厂为神舟一至六号系列飞船、空间卫星、海军潜艇、第二炮兵、国内各核电站、巴基斯坦恰希玛核电站及全国卫生防疫部门、环境监测部门、各大专院校提供设备。     

HJ9000核辐射环境监测车

核辐射环境监测车是核电站运行的必备外围监测设备,它可以对核电站周围不同方向不同地点进行流动监测,并能对某些感兴趣点随时随地进行采样监测.本文介绍了核辐射环境监测车的基本配置、应用领域及当今的发展趋势.并详细介绍了HJ9000核辐射监测车的设计思想、基本功能和主要技术指标.并着重论述了该车采用卧式弹簧减震的实验与数据.计算机做总控单元的特点及丰富的软件资源.     

北京核仪器厂

北京核仪器厂是国内生产核辐射仪器最早的厂家,曾先后为国内外近30座各类反应堆、实验堆、动力堆、核潜艇、核电站提供了堆内、堆外探测器、控制、保护、测量仪表；辐射防护、剂量监测仪器。为我国两弹一艇、核电站的建设做出了重要贡献,并在上述领域内保持国内领先水平。同时我厂为神舟一至六号系列飞船、空间卫星、海军潜艇、第二炮兵、国内各核电站、巴基斯坦恰希玛核电站及全国卫生防疫部门、环境监测部门、各大专院校提供设备。     

核电站周围环境辐射监测

核电站正常运行或发生事故时,都会向周围环境释放放射性物质。为保护环境,控制放射性污染,以保障附近居民的安全和健康,必须对其周围环境进行辐射监测。核电站周围环境辐射监测可分为:(1) 运行前本底调查;(2) 运行中对流出物监测和常规监测;(3) 应急事故监测;(4) 退役时进行的环境监测。     

田湾核电站2004年(运行前)的环境监测

田湾核电站环境监测系统于2003年底前建成,为了检验田湾核电站环境监测的仪器设备、规程文件、质控措施和人员的技术水平是否满足运行时的要求,扩大和改善运行前的环境本底数据,并通过实践的经验反馈发现存在的问题,提出改进方案和措施,田湾核电站在2004年对核电站周围进行了（运行前）的环境监测.本文主要介绍2004年环境监测的方案、质量保证和主要监测结果及其与2000年4月～2002年3月二年的本底调查结果的比较.2004年监测结果表明,除海水中137Cs活度浓度与本底调查有明显差异外,其余监测结果与本底调查结果基本吻合.     

我国核应急决策支持系统研究开发和现状与展望

国家核应急决策支持系统是以欧洲核应变决策支持系统为技术平台、结合我国核电站的环境特征建立的我国自己的核应急决策支持系统。这个系统可以在发生核事故的情况下,借助于评价模型和有关的环境监测信息,对放射性释放给环境和公众可能产生的风险作出分析和预测,成为决策者确定科学合理的应急防护行为的技术支持工具。本文介绍我国核应急决策支持系统研究与开发工作的组织、进展情况以及今后的应用展望。     

消息

全国第五届核反应堆用核仪器学术会议消息为适应我国核技术研究特别是核电事业发展的需要,中国核学会中国电子学会核电子学与核探测技术分会定于2007年9月上旬在青海西宁市召开全国第五届核反应堆用核仪器学术会议。现将会议征文内容通知如下:核反应堆用控制保护系统;2)核反应堆用周期测量系统;3)核反应堆用堆芯测量系统;4)核反应堆用探测器;5)计算机在反应堆和核电站中的应用;6)核电站和核反应堆的放射性环境测量与监测;7)其他与此有关的论文。欢迎各科研设计院所、大专院校、核电站、有关工厂和放射性环境监测部门的广大科技人员积极报送…     

我国拟建核电站对环境的可能影响和厂址选择

文章简要地讨论了核电站环境影响评价的方法,分析了我国几个拟建核电站对环境可能的辐射影响。文章还讨论了核电站选址与人口分布的关系,比较了我国拟建核电站厂址与国外几个国家人口最密的厂址的累积人口分市。根据我国的实际情况,认为采取谨慎的政策,将我国第一批核电站建在人口较少的地区是适宜的。     

核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨

简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求,结合我省多年来对核电厂环境监测的实际经验,分析了环境保护主管部门监督性监测工作中存在的问题,并提出尽快制订放射性流出物监督性监测技术导则和流出物浓度排放标准,建设放射性流出物监测实验室、海水连续监测系统等建议,进而规范核电厂放射性流出物监督性监测工作,为政府监督和环境管理提供技术支持,保障核电厂厂址周边环境和公众安全。     

核电厂事故后应急环境监测谱仪国产化研制

事故后应急环境监测谱仪是福岛事故后开始在我国核电厂环境监测系统使用的一种新型探测器,但目前国内使用的此类设备基本都为进口设备,综合使用成本高昂,严重制约了核电厂应急监测能力的提高。本工作成功研制出事故后应急环境监测谱仪,经过一系列测试,性能指标已达到国际先进产品水平,且软件系统完全开放,批量生产成本仅约为进口设备采购价格的二分之一。研制的事故后应急环境监测谱仪能够在核电厂正常运行和事故情况下发挥有效监测作用,未来具有在其他核设施推广使用的前景。     

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。     

一种针对多机组事故的操作干预水平应急决策辅助系统

操作干预水平(OIL)是指对应于某一特定公众防护行动通用干预水平的易于测量的辐射量,用于在核事故期间直接与监测结果比较给出应急防护行动建议。福岛核事故后,我国核应急准备和响应向着多机组方向发展,本研究提出了一种针对多机组事故优化的OIL应急决策辅助系统,将每个机组发生的事故后果进行单独计算和评价,最后将它们对环境辐射后果的贡献进行迭加并代入原先计算公式中,即得到多机组事故下的OIL值。在优化方法的基础上,系统实现了单机组和多机组事故情景下的OIL查询、计算、修正以及后续的应急辅助决策功能。目前,该系统已应用于秦山、田湾、宁德、阳江等核电基地,其模式和功能在实际应用中得到了不断验证和完善,为核事故应急提供了重要的辅助决策手段和工具。     

AP1000核电机组辐射控制区出入口设计改进

介绍了AP1000核电机组辐射控制区出入口的组成、功能和主要设备,分析了设计方案存在的问题,结合我国已运行核电机组管理经验,提出AP1000核电机组辐射控制区出入口布置的改进方案。     

从国内核电厂调试事件实例探讨调试管理要点

简述了核电厂调试的作用和阶段划分，从若干国内核电厂调试运行事件实例的分析评述，归纳出五种事件起因，进而对核电厂调试管理要点提出一些建议，以利于改进今后核电机组的调试管理。     

三代核电DBA环境试验装置改造设计研究

中国核动力研究设计院环境鉴定试验装置因试验开始初期试验腔内热冲击温度拉峰能力不足、热冲击过程中试验腔内温度分布不均匀等问题难以满足三代核电反应堆失水事故（LOCA）环境试验的要求。针对存在问题,利用数值计算软件RELAP5对试验装置改造设计进行了数值分析,依据分析结果对环境鉴定试验装置进行了设计及改造。改造后装置试验结果表明,装置在热冲击阶段的温度拉峰能力大大提高,温度均匀性得到明显改善,满足三代核电设计基准事故（DBA）环境试验曲线的要求。      

核电厂放射性废物治理现状及面临的主要问题

根据大亚湾核电基地在放射性废物管理方面的经验, 结合二代改进型机组及三代机组核电厂已采用的废物处理技术, 对我国核电厂放射性废物管理现状和存在的问题进行了分析, 并提出改进建议。     

压水堆核电厂实时传输重要安全参数的规范化初步研究

核电厂实时安全参数传输和交换对于核电厂日常管理和应急响应都有重要的意义.基于相关法规标准要求和应急响应需要,结合各机组类型的具体参数,并考虑参数的可获得性,提出了相对统一的PWR核电厂实时传输安全重要机组参数和实时环境监测参数,为核电厂安全相关参数传输标准化工作提供了一定的技术基础.     

华龙一号核电厂公众辐射剂量优化设计目标值研究

基于我国新建三代压水堆核电机组华龙一号运行状态下的流出物设计与现实排放源项,结合机型的排放特点、沿海与内陆厂址的不同环境和气象等条件,对新建核电厂公众剂量优化设计目标值进行了研究。研究结果表明,在我国华龙一号的设计方案下,对于滨海厂址条件所能够达到的公众剂量优化设计目标值可以达到与欧美国家体系相当的水平。但由于厂址环境条件的差异,对内陆核电厂还需要结合工艺系统的改进开展进一步深入研究工作。对流出物中氚和C-14的排放还需要进一步开展经验反馈积累,在此基础上给出更符合未来运行状态的辐射剂量评价结果。本研究还对华龙一号后续的排放源项和评价方法等方面给出了建议,对进一步加强华龙一号的环境友好性和先进性具有积极作用。