后处理厂气态流出物中I-129监测技术现状研究

乏燃料后处理厂在后处理过程中会产生大量放射性气体,对后处理厂气态流出物中I-129的主要形态展开调研,总结了目前放射性碘所用的监测方法,通过对比其优缺点,分析适用于后处理厂气态流出物中I-129的在线监测方法。并得出建立后处理厂气态流出物中I-129在线监测是可行的结论,可以尝试建立基于ICP-MS的后处理厂气态流出物中I-129在线监测技术,对后处理厂气态流出物中的气态碘分子进行监测,从而实现对后处理厂气态流出物中I-129的实时监测。

核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨

在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。

核设施烟囱气态流出物取样代表性验证的技术要求研究

核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。

核设施正常工况下放射性气态流出物对公众影响评价的现状与建议

本文介绍了在核设施正常工况下放射性气态流出物环境影响评价中 ,气象参数获取方法、大气稳定度联合频率的变化、大气弥散模式调整、剂量转换因子的选用等因素对长期大气弥散因子或最大个人剂量的影响 ,提出了规范和简化评价方法的建议。

秦山核电厂气态流出物气溶胶粒径分布测量

对秦山核电基地烟囱流出物的粒径分布谱进行了实验测量,结果表明:气态流出物中的气溶胶粒径大多在1μm以下,但总粒子数浓度随机组类型不同而不同。测量结果为评估核电厂气态流出物监测系统采样的有效性提供了参考。

直接测量法测量核电厂气态流出物^(14)C的准确度分析

以某核电厂气态流出物^(14)C样品为研究对象,对直接法测量核电厂气态流出物^(14)C准确度的影响因素进行实验分析。开展了样品和闪烁液最佳配比实验、淬灭影响实验、夹带氚和氚对^(14)C分析结果的影响水平实验等。实验结果表明:采用HAGUE 7000型^(14)C取样器采样时,气态流出物^(14)C样品会夹带氚,夹带氚对^(14)C计数的贡献约为氚活度的1%~2%;样品和闪烁液的最佳配比为6 mL和14 mL;样品淬灭的差异会引起探测效率的偏差。影响直接法测量气态流出物^(14)C准确度的主要因素是样品和闪烁液配比、夹带氚和探测效率准确性。开展实际样品测量时应选用最佳样品和闪烁液配比,保证探测效率的准确性,可通过解谱卡道、采用悬浮分析法或改变采样方式减少夹带氚的影响,提高测量准确度。

燃煤发电厂气态流出物辐射环境影响研究

目前,燃煤发电厂对环境和公众产生的辐射影响引起了广泛关注。本文选择长江沿岸具有代表性的三家燃煤发电厂为研究对象,基于电厂气态流出物中主要放射性核素的年排放量,采用烟囱直接排放和沉降进入水体两种途径的评价方法,评估燃煤发电厂气态流出物对周围环境造成的辐射影响。结果表明:三家燃煤发电厂气态流出物排放造成80km范围内辐射影响很小,归一化最大个人年有效剂量分别为3.02×10^(-4)、4.32×10^(-5)、8.50×10^(-5 )Sv/GW;辐射剂量主要来自^(210)Po和^(210)Pb直接排放通过食入照射途径的贡献,远大于其进入水体及222Rn排放对剂量的贡献。由于210Pb具有相对较长的半衰期,导致其在土壤中的比活度增加;基于文中210Pb沉积浓度的分析,建议相关研究关注燃煤发电厂下风向30km范围内210Pb的长期辐射影响。本研究结果可为类似厂址的辐射影响评价提供技术支持,为内陆核电建设中公众沟通和技术研究工作提供基础数据,也为政府相关部门的决策提供参考。

核设施烟囱气态流出物取样系统气溶胶穿透效率试验研究

核设施烟囱气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。气溶胶穿透效率是取样代表性的关键指标之一。本文介绍了取样系统气溶胶穿透效率的试验方法和试验要求,针对国内某在建核电站,开展了D a=10μm粒径下的穿透效率验证试验,其结果为48.42%;三级取样管线取消弯头,采用直管连接,通过此改进后取样管路的穿透效率提升至53.21%,满足标准中大于50%的要求。

台山核电厂气态流出物取样代表性评述

本文介绍了台山核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计,并结合ISO 2889-2010标准要求,对该系统取样代表性进行了评述,为核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计和审评提供参考。

秦山核电厂气态流出物监测系统的研究及其改进

秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管,使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷。由于取样管道过长(特别是水平取样管道),会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失。改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室,取消了长度为85.4m水平取样管线,取样管改为只有70.6m的垂直管。试验测试及评价结果表明:放射碘的取样校正因子可取作1.65。对于放射性气溶胶,按最保守的估计,事故工况下,其校正因子最大也不可能大于1.65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作1.1。

防城港核电厂气态流出物取样监测探测限影响因素分析

对防城港核电厂一期机组中气态流出物取样监测的最小可探测限的影响因素进行分析,计算了取一定置信度和相对标准偏差时对应的气态流出物中不同核素的最小可探测限。分析了不同测量时间下,相对标准偏差与净计数率的关系。结果表明当机组烟囱气态流出物中的放射性排放速率至少达到计算水平时,测量值才能高于系统最小可探测限。该结果对其它核电机组制订气态流出物监测大纲具有一定参考作用。

气态流出物取样不具代表性的案例浅析

本文通过对核燃料循环设施局部排风系统取样的工艺描述、取样现状调查研究、概率模型计算等对气态流出物局排取样不具代表性的问题进行了分析,对其中反映出来的短板弱项问题,如管理不够完善、核安全文化缺失、麻痹松懈等对营运单位落实核安全全面责任的不利影响进行了进一步分析,提出了一些强化风险防控、排查管理隐患的思考。

阳江核电站放射性气态流出物浓度计算

针对阳江核电站的实际情形,基于阳江核电站区域的已知地面风场,通过高斯模型模拟计算了源于阳江核电站(东经112.27?,北纬21.72?)的放射性气态流出物点源瞬时释放后放射性核素云团的迁移和扩散过程,得到了放射性核素云团中心的运动轨迹、放射性核素云团中心地面相对浓度、放射性核素云团地面相对浓度分布及其等值线分布,同时给出了阳江市及邻近城市茂名市、云浮市、江门市放射性核素地面相对浓度随时间的变化。这些结果为源于阳江核电站的放射性气态流出物对整个阳江地区以及邻近城市的辐射环境影响提供参考信息,为可能发生的核电站事故下的监测提供参考数据。

“华龙一号”核电厂烟囱气态流出物取样系统验证的试验与分析

目的通过试验验证以确保中国自主研发的第三代压水堆核电站"华龙一号"堆型烟囱气态流出物取样系统(采用单嘴取样头设计)充分满足取样代表性要求。方法本文基于美国国家标准ANSI/HPS N13.1-1999要求,建造了"华龙一号"反应堆烟囱1:5的比例模型,在比例模型上完成了3个不同标高取样截面的平均气旋角、气体流速分布、示踪气体分布、示踪气溶胶分布验证试验,并在福清核电站1、2号机组的烟囱上开展了气旋角、气体流速、示踪气体浓度分布的验证试验。结果在"华龙一号"比例模型烟囱三个预选取样截面(Q1、Q2、Q3)中心2/3区域内,在两种设计通风工况下,气体流速分布变异系数(COV)≤1.1%,所有测点最大气旋角为11.38°,示踪气体分布浓度分布COV≤4.4%,示踪气溶胶浓度分布COV≤4.7%;在实际烟囱预选取样截面中心2/3面积内气体流速分布COV≤8.4%,所有测点气旋角平均绝对值为11.3°(且最大值<20°),并且由DVN碘排风、DVN正常排风系统注入示踪气体时,测量截面上示踪气体浓度分布COV分别为2.2%、1.3%。结论 "华龙一号"模型烟囱和实际烟囱的所有测试指标,全部符合ANSI/HPS N13.1-1999标准对于取样截面上污染物混合均匀性的要求,即可以采用单点取样方式来设计"华龙一号"烟囱气态流出物取样系统。

关于核设施放射性流出物导出排放限值的讨论

本文简要描述了计算导出排放限值的方法 ,并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况 ,讨论了关于导出排放限值的几个问题。

核与辐射设施流出物的放射性解控排放

本文从辐射安全管理体系的基本概念"豁免"、"排除"和"解控"出发,说明普通工业排放的废气和废液是豁免或排除的,核与辐射设施排放的气态和液态流出物是解控的,是非放射性的。本文的目的在于澄清概念,达到形成核与辐射设施排放的气态和液态流出物是非放射性的,对人体健康和环境安全不构成危害的共识。

秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进

通过秦山三期CANDU6核电站惰性气体产生、转移与释放机理的分析,指出核电站放射性源项报告中惰性气体排放量计算方法产生偏差的原因,并进一步明阐明CANDU6核电站流出物中133Xe、85Kr与131mXe等主要惰性气体活度的定量关系。利用该研究结果,通过测量133Xe的活度来估算探测下限值很高的85Kr与131mXe活度,从而大大降低核电站惰性气体的统计排放量,这一方法也可应用于压水堆核电站。

第三代压水堆核电厂气态、液态流出物排放源项模型研发

针对我国现有的第三代压水堆核电厂的废液和废气处理工艺、排放工艺的特点,在考虑了不同工况的影响,项目组独立开发了流出物源项计算模型,编制了审评软件(NSC-RECS),并开展了独立的第三方验证,结果表明,本项目开发的流出物排放源项模型计算结果可靠。通过收集的核电厂流出物源项历史数据与本项目所开发的模型计算结果对比和验证,表明本项目开发流出物源项模型(包括碳-14和氘),计算结果可靠且保守。项目组利用该模型,应用于我国第三代压水堆核电技术(CAP1400、防城港3、4号、福清5、6号机组)的首个标准设计审查的审核计算中,并被国家核安全局采纳,也为我国设计机型的流出物源项自主化软件的验证做了充分的准备。

关于提高活性炭除碘性能的浸渍剂的几点讨论

国内外较为普遍地应用浸渍活性炭吸附去除放射性碘,最常用的浸渍剂是碘化钾和三乙撑二胺,能有效提高活性炭吸附去除放射性甲基碘的效率。而浸渍剂三乙撑二胺将活性炭除碘性能提高的同时,也会由于其浸渍含量的不同而不同程度地降低活性炭的着火点,另外三乙撑二胺的解吸和高温分解也会影响到浸渍活性炭的除碘性能。考虑到三乙撑二胺的挥发损失,为保证活性炭浸渍后的除碘效率,推荐采用真空干燥三乙撑二胺浸渍的活性炭。鉴于三乙撑二胺浸渍剂的固有缺陷,建议深入开展浸渍剂替代品的研究。

大亚湾核电站周围陆地环境放射性水平简介

介绍了 1 994～ 2 0 0 1年大亚湾核电站周围陆地环境的放射性监测结果 ,并与 1 994年核电站运行前的监测结果进行了比较。大亚湾核电站周围陆地环境 γ辐射保持在原本底水平 ;核电站厂区地下水在雨季能测到略高于本底的 3 H;气溶胶、各种生物样、土壤及水样等环境介质中除了检测到与本底水平相当的 13 7Cs、90 Sr外 。