核电厂气态^(14)C辐射剂量估算模型研究

核电厂释放的^(14)C是公众剂量的主要贡献核素,因此有必要合理评价核电厂^(14)C排放所致公众辐射剂量。对目前国内外气态^(14)C辐射剂量估算模型进行分析比较,结果表明比活度模型假设受照人体内、陆生动植物产品中、环境大气中^(14)C与^(12)C的比率均相同,不考虑环境空气中稳定碳浓度变化、以及具体动植物产品中稳定碳的含量,会导致剂量估算结果偏保守;通过对模型参数选取的分析研究,发现空气、动植物产品中稳定碳浓度的含量对^(14)C辐射剂量估算结果影响较大。因此建议对核电厂场址周围不同类型动植物产品中稳定碳含量进行测量,获得较为实际的参数用于核电厂气态^(14)C辐射剂量评价。

某放废焚烧站退役工程竣工环保验收案例研究

核设施退役实施过程中,当废物处理处置不当或退役活动管理不善时,就会对环境造成负面影响,因此必须对核设施退役项目进行竣工环保验收。以某放射性废物焚烧站退役工程竣工环境保护验收项目为例,从项目概况、工程实施和废物管理、竣工环保验收监测等方面分析该类项目的竣工环保验收工作内容,总结该类项目竣工环保验收过程中应注意的重点,包括验收依据、放射性废物的产生与处理及环境保护设施等,为核设施退役类项目竣工环保验收工作提供参考借鉴。

应用Ecolego软件计算低、中放固体废物处置场核素在地下水中的迁移

以国内某低、中放固体废物处置场为例,应用Ecolego软件,计算处置场关闭后核素在地下水中的迁移以及对公众造成的照射。通过计算表明,该处置场对于处置含有短寿命核素的废物有较好的效果(3H除外),该处置场对公众造成影响较大的核素为3H和14C,以及长寿命核素。因此,在进行废物处置时,要限制长寿命核素以及3H和14C的量。

核电厂常规运行工况下放射性惰性气体和碘的释放源项计算

本文对核素在反应堆内部的产生、转移和释放过程进行了分析研究,计算了一回路冷却剂中放射性核素的浓度。并考虑了一回路系统中放射性核素向安全壳及其辅助厂房的泄漏,计算了由此带来的气载放射性核素活度的变化。同时,对秦山二期核电厂常规运行工况下气载流出物释放源项进行了计算,并与设计值和实际测量值进行了比较分析。从结果来看,本文计算值比实测值和设计值约大一个量级,本文计算方法可为核电厂气载流出物释放源项提供一个上限值。

甘肃北山高放废物处置库预选场址远场环境影响模拟评价

以甘肃北山高放废物处置库预选场址为评价对象,收集该预选场址的环境资料,采用Ecolego软件对该场址远场环境进行评价。远场环境评价时考虑的公众受照途径为黑河流域水灌溉和饮用造成的公众辐射剂量。经评价,个人所受剂量在高放废物处置库关闭后随时间逐渐增大,在关闭后1.5X10^6a左右达到剂量率峰值4.66x10^-11 Sv/a,此时,关键核素为135Cs,剂量贡献值为99.1%。

放射性固体废物处置场接收^(129)I活度限值研究

我国核能事业的快速发展会产生大量的含^(129)I废物需要处置,根据龙和低放固体废物近地表处置场周围自然环境条件和水文地质资料,对该处置场正常演化、钻探以及钻探后景象进行研究,采用IAEA推荐的活度限值研究方法,对处置场接收处置废物中的129I活度限值进行研究,推荐龙和处置场接收废物中的^(129)I活度限值为9.01×10^(10)Bq,能够满足核能发展过程中含^(129)I废物的处置需求。

低中放固体废物处置场关闭后的景象分析

在低中放固体废物处置场关闭后的一定时期内仍将继续监护。当监护期结束以后,处置场场址实现无限制或有限制开放,公众可能通过某种途径与处置场填埋废物近距离接触,从而受到填埋废物中的放射性核素的辐射影响。为估算处置场关闭后对环境造成的影响,需对处置场关闭后影响核素释放和迁移的特征、事件以及过程进行分析和筛选。本文依据IAEA研究成果,对国内某低中放固体废物处置场关闭后的景象进行了分析和筛选。分析和筛选结果表明,处置场关闭后景象的选择应在充分调查的基础上,合理确定评价场景。

近地表处置场处置废放射源对环境影响研究

对金塔某拟建中低放固体废物近地表处置场接收处置部分废放射源的环境影响进行研究计算。根据该处置场周围环境条件,对处置场关闭后的景象进行分析。计算了处置场关闭后钻孔景象、钻孔后景象以及废放射源装口袋景象下的环境影响。计算结果表明:废放射源装口袋景象对公众造成的剂量最大,为0.35 mSv/a,小于处置场剂量控制值1 mSv/a,对环境的影响可以接受,关键核素为^(137)Cs。

极低放废物填埋场处置含铀废物对环境影响研究

根据金塔某拟建极低放废物填埋场周围自然环境条件和水文地质资料,对该极低放废物填埋场接收处置含铀废物的环境影响进行研究。分析计算了该极低放固体废物填埋场正常演化景象和场外公众无意闯入景象下的环境影响。计算结果表明:该极低放废物填埋场接收含铀废物对公众造成的剂量满足要求,对环境造成的影响可以接受。

风蚀作用下低放固体废物近地表处置场环境影响研究

根据龙和低放固体废物近地表处置场周围自然环境条件,采用国际原子能机构推荐的处置场关闭后安全评价方法,考虑处置场关闭后风蚀作用下,处置场覆盖层被侵蚀后,周围公众在处置单元上方建房以及居住所受到的剂量。经计算,处置场关闭后风蚀作用对公众造成的最大个人有效剂量为0.568 mSv/a,满足剂量控制值1 mSv/a的要求,关键核素为^(129)I,关键照射途径为食入内照射途径,风蚀景象对公众造成的影响可以接受。

核设施事故条件下环境中氚的迁移

核电厂释放的3H是公众剂量的主要贡献核素之一,应该考虑事故情况下气态氚释放对公众造成的辐射剂量。目前,IAEA启动EMRAS II项目对核设施事故条件下氚的释放和迁移机理进行了初步研究。研究结果表明:事故情况下不同时段氚的剂量贡献与其存在形态有关,其中HTO造成的主要是短期剂量贡献,OBT则是产生长期的剂量贡献,食入贮存较长时间的植物产品,会产生更强的剂量;土壤途径和大气途径为氚产生剂量的主要途径,有机物中氚的合成速率成为事故下氚释放产生剂量的最重要因素。

中国低中放近地表处置场环境评价方法研究

放射性废物的处置是对其管理的最终步骤。放射性废物处置的基本安全目标是保护人类和环境免受电离辐射的有害影响。开展处置场环境影响评价可以量化它对人体健康和环境潜在影响。通过与IAEA近十几年的最新研究成果相比较,分析了中国低中放近地表处置场现行评价方法的不足,提出了改进方式,并对中国近地表处置场环境影响评价技术研究下一步应开展的工作进行了探讨。

核设施退役规划环境影响评价目标与评价指标体系初探

核设施退役规划环境影响评价有利于消除其潜在放射性危害,保护环境,保护公众健康,退役规划环境影响评价的核心是其指标体系的研究和建立。本文根据核设施退役的特点,结合核设施退役规划环境保护目标,对核设施退役规划环境影响评价目标与评价指标体系进行探讨,结合某一具体核设施退役规划进行评价,为核设施退役规划的环境影响评价提供参考。

秦山核电基地氚排放所致周围公众内照射剂量评价

统计了2014—2016年秦山核电基地周围居民点环境介质中的氚活度浓度监测结果,基于统计的环境监测数据评价了秦山核电基地近几年氚排放所致周围公众的辐射剂量。评价结果显示近几年秦山核电基地氚排放所致西北西方位2.4 km处的秦联居民组婴儿、幼儿、少年和成人4个年龄组公众的年平均有效剂量分别为0.59、1.35、1.18和0.92μSv/a,远小于《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中规定的核动力堆释放的放射性物质对公众造成的有效剂量0.25 mSv/a的管理目标值。可见,秦山核电基地氚排放稳定、受控,对公众造成的辐射剂量很小,对环境和公众的影响可接受。

国内外核电厂放射性流出物排放对标分析研究

核电厂流出物的受控排放是确保环境安全的重要手段。为了全面掌握中国核电厂在运压水堆、重水堆核电机组的实际排放水平,以加拿大、法国等国外核电厂流出物排放情况为参照,对标分析中国核电厂的环境排放现状,为核电厂流出物排放安全监管提供技术支持。对标分析结果表明,中国重水堆核电机组放射性流出物的平均归一化排放量低于加拿大重水堆的排放水平。中国压水堆液态流出物中氚的归一化排放量略超过法国外,其余排放水平较为接近。

我国含铀氟化钙渣用于水泥生产的辐射环境影响研究

含铀氟化钙渣产生于核燃料循环设施含铀含氟废水处理,本文对我国当前的含铀氟化钙渣废物管理现状及可能的再利用方式进行了介绍,对含铀氟化钙渣用于水泥生产的辐射环境影响进行了研究。结果表明,含铀氟化钙渣(活度浓度低于10 Bq/g)用于水泥生产对公众所造成的附加剂量远低于1 m Sv/a,是可以接受的。从辐射影响角度分析,将含铀氟化钙渣用于水泥生产是完全可行的。

^(90)Sr在干旱地区包气带砂土中的迁移研究

放射性废物处置的基本安全目标是保护人类和环境免受电离辐射的有害影响。开展处置场环境影响评价可以量化它对人体健康和环境潜在影响。^(90)Sr是放射性废物中具有代表性的裂变核素。为了获取^(90)Sr在干旱地区某处置场址包气带砂土中的迁移规律,采用静态实验和动态实验对其在砂土的迁移进行了研究。结果表明,对于该场址,砂土对^(90)Sr的吸附能力较弱;静态实验测量得到的分配系数与动态实验拟合计算得到的相差约一个量级;采用非平衡模式模拟该场址包气带砂土中^(90)Sr的迁移更为恰当。

民用天然气燃烧所致公众内照射剂量估算

为了定量评价民用天然气燃烧所致公众辐射剂量,对国内外天然气产业链的放射性水平进行了广泛调研,发现国内外气田(井)中氡浓度监测结果波动性较大,变化范围为5~2.0×10^5 Bq/m^3,其主要差异性来自气田地质背景不同、油气产业链环节不同.采用民用燃气的监测浓度作为源项输入,定量估算了室内天然气燃烧放射性核素^222Rn,^210Po,^210Pb所致公众辐射剂量评价结果显示室内天然气燃烧所致公众辐射剂量很小,为10^-6 Sv/a,关键核素为222Rn.建议我国在开展汹气产业链的放射性水平普查工作时,可重点关注辐射水平较高的开采、生产和输运环节.

^(238)Pu在干旱地区包气带砂土中的迁移

为了获取钚在干旱地区某处置场场址包气带砂土中的迁移规律,使用^(238)Pu作为示踪源,采用静态实验和动态实验方法对其在砂土的迁移进行了研究。结果表明,对于该场址,砂土对^(238)Pu的吸附能力很强;静态实验测量得到的分配系数与动态实验拟合计算得到的相差不大;采用非平衡模式模拟该场址包气带砂土中^(238)Pu的迁移是恰当的。

锆资源开发利用的辐射安全监管

介绍了被列入我国矿产资源开发利用辐射监管名录的金属锆及氧化锆产业现状,以及生产过程中相关物料的放射性核素活度浓度。指出我国锆原料贸易以及开发利用过程中的产品、中间产品、副产品等放射性核素活度浓度有可能高于标准规定的免管值,但至今还未对该行业进行评估,制定出与该行业健康发展相适应的监管办法。建议相关研究单位对该行业辐射影响进行评估,企业对锆资源开发利用开展监测,国家环保部门根据评估数据和监测数据制定相应的监管条例。