美国内陆核电厂放射性液态流出物累积影响的评估

调研美国38个典型内陆核厂2005—2011年的环境监测资料,分析其液态放射性流出物受纳水体沉积物中放射性核素浓度水平。研究表明,近年来美国内陆核电厂运行排放的液态放射性流出物未对受纳水体沉积物造成明显的累积影响,少数核电厂在局限于厂址排放口附近或局域范围内检测到来自核电厂排放的放射性物质,而这些放射性物质与沉积物中的天然放射性核素浓度相比,是非常微量的,个别核电厂监测到来自核电厂排放的放射性核素浓度略高,与核电厂受纳水体水文条件较差有关。岸边沉积物外照射剂量估算结果表明,公众受核电厂排放液态放射性物质造成的剂量水平与美国公众受到的天然本底辐射剂量水平以及NRC对核电厂流出物规定的剂量约束值相比是可以忽略的。相应结论可为我国内陆核电厂的选址、建设和运行提供参考借鉴。     

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。     

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

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。     

内陆核电厂放射性液态流出物排入环境的审管控制

内陆核电厂和滨海核电厂的核与辐射安全目标是相同的,只是液态流出物释放的受纳水域不同,照射途径网络比近岸海域更复杂。因此,内陆核电厂的核与辐射安全技术要求和评价准则有自己的特点。本文结合国内外核电厂液态放射性流出物排放的审管实践,重点讨论内陆核电厂液态放射性流出物排放浓度的审管控制问题。     

7 核电厂放射性液态流出物排放限值研究

2002年，在“秦山核电厂放射性液态流出物排放限值修改可行性研究”项目中，中国原子能科学研究院作为技术支持单位，针对秦山核电公司由于液态流出物排放浓度过低造成固体废物产生量过大、工作人员受照剂量增加、处理处置废物费用加大的情况，对秦山地区液态流出物的剂量管理目标值重新进行了优化分析，从而推导出秦山核电公司液态流出物的优化排放量限值，并根据新的优化排放量限值，对该核电厂运行的效益进行了估计。     

某内陆核电厂正常工况下放射性液态流出物排放的适应性分析

介绍了国家重新修订并即将颁布的GB 6249和GB 14587新标准对核电厂液态流出物排放的新要求,通过一个内陆滨河电厂初可研阶段AP1000机组放射性液态流出物排放的环境影响评价实例,分析了内陆核电厂选址过程中放射性液态流出物排放对相关法规的适应性,并提出在AP1000机组设计过程中需要关注的问题。     

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。     

核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的优化

本文简要探讨了运行核电厂确定放射性液态流出物排放浓度限值中存在的主要问题,描述了审评原则,并介绍了秦山三期、大亚湾核电基地和田湾核电厂关于液态流出物排放限值的审评实践.     

内陆核电厂液态流出物液转气排放可行性初探

本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,以冀东核电厂址和国内某典型内陆厂址为例,对液态流出物液转气排放的源项、工艺及环境影响开展了一些研究工作,从公众剂量评价的角度,初步论证了液转气排放技术路线的可行性,为我国缺乏受纳水体区域核电厂的选址、建设和监管提供参考。     

内陆核电厂液态流出物液转气排放可行性初探

本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,以冀东核电厂址和国内某典型内陆厂址为例,对液态流出物液转气排放的源项、工艺及环境影响开展了一些研究工作,从公众剂量评价的角度,初步论证了液转气排放技术路线的可行性,为我国缺乏受纳水体区域核电厂的选址、建设和监管提供参考。     

M310改进型核电厂放射性流出物排放监测

核电厂放射性气态流出物是通过核电厂烟囱向环境排放,放射性废水通过核电厂废水排放渠向受纳水体(如大海、河流、湖泊)排放,此外还可能通过车辆或人员从核电厂带出少量污染物。为对上述排向环境的废物进行严格管理和控制,设计了核电厂放射性流出物监测设备。M310改进型核电厂对放射性物质向环境的释放管理和控制是严格的,安全的。     

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制

内陆核电厂液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制受到利益相关者的广泛关注.本文从环境辐射防护的审管原则和限制受纳水体中氚浓度的辐射防护基准的角度,对饮用水中氚浓度的筛选水平和指导水平的应用进行探讨,认为将《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249-2011)中液态流出物排放在受纳水体中的氚浓度限制作为筛选水平是合适的,高于该水平应当启动进一步的调查,但并不一定意味着水体是非安全的,因而不宜作为强制性的管理限值.     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念及措施

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。     

放射性液态流出物连续监测系统设计

针对核设施中液态流出物⁶⁰ Co、¹³⁷ Cs的测量,构建了基于NaI探测器的核素识别型放射性液态流出物监测系统。实验测试表明:该系统稳定可靠,具有核素识别能力,实现⁶⁰ Co、¹³⁷ Cs的探测限小于0.111 Bq/L。该仪器可用于流出物关键γ核素监测,还可用于饮用水关键核素在线监测。     

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。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

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。     

核电厂液态流出物排放数模计算域分析

针对核电厂液态流出物在受纳水体中的稀释扩散问题, 常采用平面二维数值模拟法进行分析, 计算所得流场往往有水文测验资料进行验证, 但对于半衰期较长的核素, 衰变减少的份额较少, 计算范围的大小对计算结果的影响较大。本文结合工程实例, 选取大小不同的两个计算域, 分别进行数值模拟计算, 并对计算所得流态、浓度场分布、浓度通量以及总量守恒进行分析。结果表明, 在计算能力范围内, 应选取较大的计算域; 在满足计算精度和效率的条件下, 排放口距计算边界宜大于80 km的范围。该结果可供核电厂液态流出物排放选择计算范围时进行参考。