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。     

美国内陆核电厂环境特征

对美国内陆核电厂的环境特征进行了调研。调研结果表明：每个厂址最多建造3台机组,密西西比河流域一共分布20个厂址、31台机组;部分电厂近距离处涉及到生态环境保护区。在水源条件方面,多个电力公司专门筑坝截流为核电厂提供冷却水源,水资源较少的河流也建有滨河核电厂;内陆核电厂址多处于温和气候带,有些厂址尽管年平均相对湿度较大,但是年平均风速较大、年静风频率较小;厂址周围的人口密度小。     

内陆核电厂硼的排放控制

通过比较二代加压水堆核电厂(CPR1000)和第三代压水堆核电厂(AP1000)的工艺废液处理系统的设计,估算了核电厂硼的排放浓度和排放总量,探讨了内陆核电厂废液处理系统的设计改进思路,并以污水硼排放限值、硼环境质量标准为评价依据,分析了硼排放对受纳水体的影响,最后对内陆核电厂硼的排放控制提出建议.     

内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价

介绍了核电厂正常运行时以气态和液态形式排放的氚在环境中的迁移转化模型,提出内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价的方法,模型中考虑了氚的两种化学形态,即氚化水(HTO)和有机结合氚(OBT),同时计算了氚通过饮水、食入、吸入、皮肤吸收等途径对公众造成的辐射剂量。采用该模型估算了内陆核电厂液态排放氚在环境中的传输以及对公众受照剂量的贡献,基于IAEA TRS 472号报告提供的参数,在保守的大气弥散和水弥散条件下,内陆核电厂排放氚对公众造成的年辐射剂量为5.16μSv,其中核电厂液态排放氚对公众造成的辐射剂量约占四分之三,气态排放氚对公众造成的辐射剂量仅占四分之一。在氚的两种形态中,HTO是对公众造成辐射的主要化学形态,对公众造成的辐射剂量份额占80%以上。因此,在内陆核电厂排放氚的公众剂量评价时,应多关注液态氚排放途径。     

内陆核电厂冷却塔的环境影响预测计算

内陆核电厂通常采用自然通风冷却塔作为散热系统,电厂余热主要通过冷却水释放到大气环境中,由此带来的环境影响包括雾羽、荫屏、盐沉积、噪声等。本文基于美国核管会(NRC)推荐的SACTI计算程序,给出了评价冷却塔造成上述环境影响的计算模式和方法;采用此程序,对我国湖南、湖北和安徽三个拟选内陆核电厂厂址的冷却塔环境影响进行了预测计算,并与美国GGNS电厂的相关计算结果进行了类比分析。     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”探讨

内陆核电厂放射性液态流出物经处理后排往江河流域,为减少对公众和环境影响,需采用先进的废液处理工艺和完善的处理方案,尽可能减少释放到环境中的放射性核素和其他有害物质,实现内陆核电厂放射性液态流出物"近零排放"的目标。本文从对公众健康风险的角度提出"近零排放"的定义和目标,论证通过采用基于化学注入的膜处理技术和太阳能蒸发技术实现放射性流出物的近零排放。     

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。     

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.     

内陆核电厂放射性废液排放的主要问题分析

内陆与滨海核电厂的主要区别在于两类厂址的环境放射性受纳容量显著不同,使得低放废液的处理和排放成为内陆核电厂的关注点之一。本文针对AP1000,根据其标准设计分析了内陆核电厂放射性废液排放的三个主要问题:放射性、硼和表面活性剂的排放控制。分析结果表明,槽式排放口除氚外核素的放射性浓度要求和下游1 km处对受纳水体的氚浓度要求是内陆核电厂放射性废液排放的主要限制,因此必须通过增加处理工艺和依靠排放控制手段使其满足标准要求。硼和表面活性剂均是第二类污染物,在通过非放工业废水稀释和限制放射性废液排放流量的情况下,可以满足污水排放要求。     

关于内陆核电厂环保设施设计的一些思路

结合国外内陆核电厂/国内潜在厂址环境特征、国内外环境标准及排放标准的调研,按照新版国标GB 6249和GB 14587的要求,对我国内陆核电厂的废水/废气处理、流出物排放和监测设施设计要点进行了初步探讨,提出了改善内陆核电厂环保设施设计的一些建议。     

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。     

核事故与国内现役核电机组核安全措施

根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出核电事故主要因素：人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危害程度降低至政府以及公众能够接受的水平。     

核电厂若干核安全管理问题的探讨

本文对核电厂安全管理中若干管理问题，如核电厂许可证制度、控制点制度、核电厂技术规格书、重大不符合项管理中若干问题进行了探讨和论证。是笔者对这些问题的体会、认识和见解。     

核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定

探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.     

核电企业卓越核安全文化建设和培育

介绍了核电界核安全文化的新发展,并结合中国核电界核安全文化现状和实践对卓越核安全文化建设和培育提出了建议,旨在加快核安全文化建设和培育。     

核电厂数据通信系统的安全审评

介绍了核电厂数据通信系统安全审评的目的和主要依据,简要论述了核安全审评中需要关注的重点问题,分析了可能影响到它所支持的系统执行所要求的安全功能的一些因素。     

核电厂选址阶段的核安全监督

根据核电厂选址程序以及相关的规范标准，结合前一时期核电厂选址．分析了核电厂选址阶段核安全监督的方式和特点，并对当前监督存在的问题进行了讨论。     

我国今后新建核电站若干安全问题的考虑

根据国内外经验 ,提出了我国今后新建核电站的若干安全要求 ,包括安全目标、决定论方法和概率论方法、严重事故、安全壳及其系统、氢的控制和停堆状态下的安全问题     

压水堆核电站含氚废水产生与排放

随着核能发展和环境保护的需要,核电站排氚的问题逐渐进入公众的视野。本文简要介绍了压水堆核电站氚的产生和释放机理,核电站运行时液态氚的排放情况,并对国内外法规标准进行了比较分析。通过上述分析,提出了对现有压水堆核电站含氚废液处理的需求。