华龙一号核岛厂房气载放射性浓度计算及其监测阈值分析

吸入内照射是压水堆核电厂工作人员所受职业照射内照射部分的主要来源之一。为确保工作人员的受照剂量满足法规标准要求,并处于可合理达到的尽量低水平,必须对核岛厂房内气载放射性浓度进行评估、监测和控制。本文基于核电厂正常运行状态下核岛厂房气载放射性浓度计算模型,对其关键参数选取进行分析,并对气载放射性浓度的监测阈值设计进行研究,最终给出了关键参数的选择建议,同时也给出了部分气载放射性核素的监测阈值,用于关键通风系统的启停阈值设计,以对华龙一号核岛厂房内的气载放射性浓度进行准确的评估、监测和控制,进而降低工作人员的受照剂量。

核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究

本文介绍了核电厂气载放射性流出物对公众造成的剂量计算公式,概述了在正常运行工况下由于大气弥散所导致的公众剂量评价软件,比较分析了软件中典型放射性核素的有效剂量转移因子,并与相关标准进行对比分析,为我国核电厂环境影响审评提供了有益的技术参考。

核电站气载放射性流出物环境辐射剂量计算

计算大亚湾核电站正常工况下气载放射性流出物对80km的大气环境防护距离内的公众所致辐射剂量。根据大亚湾核电站2001年气载放射性流出物排放量,逐时观测气象数据及相关参数,选用修正的高斯烟羽模型和美国核管会导则1.109的食物链模型,运用美国橡树岭国家实验室编制的AIRDOS-EPA程序,程序经修改后适合于中国核设施的计算。计算得到2001年大亚湾核电站气态放射性流出物对周边80km范围内的公众所致的年均集体剂量为4.722E-3人·希,最大个人有效剂量为1.362E-8希。结果表明,2001年大亚湾核电站正常工况下,气载放射性流出物对周围公众造成的剂量当量远低于国家标准,对周边地区居民健康几乎没有影响。

核设施气载放射性流出物取样新标准的分析与应用

介绍了新版标准ISO 2889-2010《核设施的烟囱和通风管道中的放射性物质取样》产生的背景和主要内容,该标准推荐在气体充分混合的区域,采用单嘴取样器,对核设施气载流出物进行取样,同时要求取样系统对空气动力学直径为10μm的气溶胶粒子的传输比不小于50%,这与旧版标准的要求产生了较大变化。将该标准与相应的美国国家标准进行了对比分析,同时讨论了新标准的实施方法和应用现状。

确定核电厂气载放射性流出物排放限值的设计方法研究

为了使核电厂的气载放射性流出物排放所致环境公众辐射剂量满足法规标准要求,本文从辐射防护剂量限值、大气污染物扩散规律及核电厂源项特点等方面考虑,通过实例分析,探讨了确定核电厂气载放射性流出物排放限值(排放率、排放浓度、地面浓度限值)的设计方法,提出了限值的建议值,并与已有核电厂的气载流出物排放报警阈值进行了验证,确认了方法的合理性。

攀西稀土矿采选工程放射性气载流出物源项分析探讨

以攀西某稀土矿产资源开发项目采选工程为例,结合采选工程具体工艺流程、矿石中放射性核素比活度、气载流出物排放控制措施等,分析伴生放射性矿产资源采选工程气载流出物排放量,探讨气载流出物辐射环境影响评价要点。

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。

核设施烟囱和管道气载放射性排放物的取样监测——美国新标准介绍(一)

对于核设施烟囱和管道的气载放射性排放物的取样监测 ,美国发布了新的标准。该标准对烟囱的取样位置和烟囱取样系统给出了有关的性能标准 ;对取样入口、传输管道 (取样管 )、取样收集介质、样品测量仪器以及流量测定方法提供了技术规范 ,同时 ,该标准对取样程序、质量保证、取样系统的优化更新以及系统的检测维修等问题也给予了论证。美国的这一新标准将可能是修订目前一直沿用着的 ISO2 889-1 975标准的蓝本 ,因此 。

AP1000机组放射性气载流出物相关处理系统及环境影响分析

在核电厂正常运行期间,会产生一定的放射性气载流出物,因此有必要对放射性气载流出物进行处理,确保最终释放到环境中的总量及浓度满足国家标准和废物最小化的要求,以保护公众和环境。本文简要对核电厂放射性气载流出物的来源及处理方法进行介绍,重点就AP1000核电机组放射性气载流出物处理的相关系统进行介绍,并就放射性气载流出物对环境的影响进行分析。

核电厂气载排出流放射性监测系统优化设计

根据有关法规标准和核电厂气载排出流放射性监测现场运行经验,对核电厂气载排出流放射性监测系统进行了优化设计。设计中,给出了核电厂烟囱气载排出流取样代表性验证试验的方法和流程,设计了烟囱气载排出流的全量程放射性监测系统,采用比值控制方案控制气载排出流的取样流量,提出了基于粒子群优化改进算法的控制器参数智能优化方法,构建了基于现场总线和冗余通讯网关的放射性监测系统总体网络结构。

核电厂气载放射性物质取样和监测标准分析

本文对比分析ISO 2889—2010和ANSI N13.1—1999中核电厂气载放射性物质的取样和监测要求，同时结合国内核电厂烟囱中气载放射性物质取样和监测现状，讨论了新标准执行的难点。分析结果给出了在新标准的应用中，目前烟囱气载放射性物质取样与监测设计需关注的几点。

后处理设施气载流出物中^(129)Ⅰ的监测和监管

鉴于我国后处理设施气载流出物中^(129)Ⅰ将给公众和环境带来长期辐射风险,分析了目前可用于气载流出物放射性监测的^(129)Ⅰ收集、测量方法,介绍了我国与后处理设施气载流出物中^(129)Ⅰ排放相关的监管要求,并对未来后处理设施气载流出物中^(129)Ⅰ监测、监管工作的开展提出了建议。

DQ-2型气载放射性碘采样器的研制

本文主要介绍了DQ 2型气载放射性碘采样器的结构特点和技术性能的测试结果。粒子碘单元采用直径 60mm的高效过滤膜 ,气态碘单元采用 2级以粒径 60～ 80目、厚度为 2cm的浸渍椰壳活性炭为吸附剂的活性炭盒采样。测试结果表明 :1 )气密性好 ,气态碘单元未见可检出的泄漏 ,粒子碘单元的泄漏率小于 0 .1 % ;2 )阻力较小 ,在 8.0m3/h的流量下 ,采样器的总阻力为 3 0kPa;3 )效率高 ,对粒子碘的采样效率可达 99.9% ,甲基碘的吸附效率随采样流量和相对湿度的增加而下降 ,当流量为 3 .0m3/h,相对湿度低于 40 % ,炭层厚度为 2cm时 ,对甲基碘的吸附效率达到 99.997% ,可用于碘吸附器的除碘效率试验 ;4)采样器在 80℃下仍可使用 ;在高相对湿度 (95 % )时 ,推荐的采样流量为不超过 3m3/h。

气载放射性监测仪气体管路外泄漏率测量方法改进

气载放射性监测仪都配备气体取样和输运管路,仪表性能检验包括气体管路的密封性和气体泄漏率试验,在ISO2889-2010中明确规定了气体测量仪取样管路气体泄漏率的技术指标,根据核设施辐射监测系统设计和检验的实践经验,提出了一套测量气体管路泄漏率的实用方法。

西门子公司开发低费用气载放射性核素监测方法

【英国《国际核工程》1996年9月刊第34页报道】 西门子环境系统公司的David Perkins撰文介绍该公司的新成果说,监测气载放射性核素颗粒的传统方法基于收集大体积的空气样品,然后用低温下工作的高纯锗探测器进行实验室分析。 西门子环境系统公司为了满足人们对费用较低和更易操作的γ辐射分析仪器的需要,开发了一种使用造价低的碘化钠探测器的自动测量技术。

核设施气载放射性排放物取样的管道损失——美国标准推荐的计算方法简介

介绍了美国气载放射性排出物取样与监测标准中推荐的气溶胶粒子管道损失的估算方法 ,重点介绍了粒子在取样管路的入口、弯头和不同方位角的直管段中产生壁损失的计算方法及计算公式应用的注意事项。这些估算方法可编制成管道损失计算软件 ,正确应用估算方法和计算软件 ,不仅可对现有烟囱取样系统给以评价 ,为烟囱取样系统设计提供依据 ,也可能为取样系统管道损失的监测或监控提供技术基础。最后将估算方法的应用与计算结果同部分实验数据和国外的某些计算结果作了对比。

聚焦辐射防护 开展三维辐射场仿真和气载放射性物质监测研究

现代科技的发展为人们带来便利和福利的同时也带来了一系列环境问题,其中包括辐射环境的污染问题.随着核能、医疗、工业和科研等领域的不断发展,人们对辐射环境监测的需求也日益增加.辐射环境的变化对人类的健康和环境的稳定造成了潜在威胁,因此对辐射环境进行监测和评估显得尤为重要.

气载流出物的健康危害评价

核工业理化工程研究院（以下简称理化院）是一个从事铀同位素分离研究的机构，位于天津市区边缘，院区周围居民人数日益增加，公众对其附近的环境质量越来越重视。理化院对环境的影响主要来自气载流出物的排放。工艺排放物为天然铀、氟；燃煤排放物主要为ＴＳＰ、ＳＯ２、...

气载放射性物质在采样系统管路中的沉积问题

本文叙述了核设施气态流出物采样系统中气载放射性物质 (放射性气体和放射性气溶胶 )在采样系统管路中的沉积问题。放射性物质在采样系统管路中的沉积 ,会导致实际浓度被低估 ,使采样失去代表性。对于气溶胶粒子的情况 ,在一定条件下 ,沉积粒子的再悬浮 ,又会导致采样测量结果高估气溶胶的实际浓度 ,同样会使采样失去代表性。作者近年在国家环保总局从事环境影响评价管理 ,深感解决此问题的迫切性 ,但在核设施的设计者和运行者中还存在一些模糊认识。本文的目的是引起有关人士对气载放射性物质 。