核设施正常工况下液态放射性流出物环境影响评价模型简介及应用举例

液态放射性流出物的环境影响评价是核设施环境影响评价中的一个很重要的部分。本文主要介绍了国际原子能机构(IAEA)19号安全报告所推荐的核设施液态放射性物质在地表水中的环境影响评价的方法,并对排入河流的情况作了实例计算。结果表明,在核电站的选址阶段,可以先使用较简单和保守的方法进行计算,这样需要的现场数据较少,得到的结果偏向保守。如果该结果符合筛选要求,则不必进行进一步的计算,从而节省了人力物力;如果该结果不符合要求,则可采集较多的现场数据后使用较精细的模型来计算,或者采取其他方法。

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。

液态放射性流出物对水生生物辐射影响评价初探

RESRAD-BIOTA是美国能源部(DOE)推荐的用于估算生物辐射剂量的程序。简介了RESRAD-BIO-TA程序,并给出应用实例,同时指出了RESRAD-BIOTA程序在应用中存在的问题、今后的改进和研究方向。

地下核电站液态放射性源项评估方法研究

目前国内外对于地面核电站液态放射性物质的迁移和源项研究已较为成熟,而对地下核电系统的研究则不多。结合精细化燃耗计算方法,提出了核反应堆厂房、地下洞室内液态放射性物质的平衡方程及向地下迁移的泄露模型,实现了对地下核电站严重事故液态放射性源项的精确评估。该方法可针对具体地下核反应堆计算科学精确的严重事故源项,从而进一步用于地下核电站严重事故的分析、场外公众剂量的评估、应急计划区的划分及应急计划的制定等,保障地下核电站周边公众的辐射安全。

液态放射性废物高效减容技术在田湾核电站应用探讨

田湾核电站针对放射性废液的处理,采用传统的水泥固化方法,存在增容比大问题,无法满足其指标要求,本文结合田湾核电站放射性废液特性,探讨了田湾核电站采用高效减容技术的可行性。

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,GB 6249—2011和GB 14587—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。

内陆核电站放射性液态流出物排放评述

对国际主要核电发展国的内陆核电站放射性液态流出物排放控制实践进行了总结。然后,结合中国内陆核电站放射性液态流出物排放规范以及滨海核电站排放情况,分析了中国在审批具体内陆核电站放射性液态流出物排放许可时需要注意的问题。最后,探讨性地提出了内陆核电站放射性液态流出物排放许可需要实行公众辐射剂量、排放总量、排放浓度、单位发电量排放、水安全保障、水环境保护等多层次管理和特定水域排放许可差异化管理的建议。

基于水文条件的内陆核电厂放射性液态流出物动态排放模拟研究

以某内陆核电厂址为例,选取90%频率环境来流作为设计基准,建立放射性液态流出物排放量与环境流量等比分配的动态排放模式,采用EFDC数学模型作为模拟手段,分析基准年逐月来流过程放射性液态流出物排放分配方式与环境水体中核素浓度变化的关系,模拟常态化实际来流过程中放射性液态流出物动态排放控制条件和水域浓度规律。应用于典型案例,提出瞬时排放量控制上限与环境流量等比例动态分配相结合的动态排放控制方式,并提出瞬时排放量上限的合理取值为3倍年均排放速率。结果表明,该动态排放控制方式可有效降低受纳水域高浓度出现时间,并实现最大峰值浓度合理控制,削弱放射性液态流出物排放对环境水体的影响。这对内陆核电厂排水管理具有重要指导意义。

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。

内陆压水堆核电站放射性液态流出物对水环境的影响

根据IAEA推荐的河流放射性核素浓度计算模式,对内陆核电厂在正常和事故工况下放射性液态流出物对下游公众可能造成的剂量进行初步的分析与评价。结果表明,不论正常或事故工况,在加强放射性废液排放管理、确保放射性废液达标排放的前提下,放射性废液排放对下游公众造成的有效剂量都在可接受的范围内。

核电厂放射性液态流出物总排放口设置的探讨

中国环境保护部与国家质量监督检验检疫总局于2011年2月18日联合发布了国家标准《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》,本文通过该标准和其他相关环境保护法规标准中对核电厂放射性液态流出物总排放口设置的要求,对核电厂特别是内陆核电厂的总排放口设计的几种具体方案进行了技术探讨。

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。

核电厂冷却水及含放射性液态流出物的三维数值模拟

建立河道三维水流和冷却水及含放射性液态流出物三维数学模型,对某滨河核电厂冷却水排放及含放射性液态流出物核素分布进行数值模拟研究,分析厂址排水口附近的温度场和浓度场的扩散规律。研究结果表明:方程中考虑排放口的流量动量,可合理反映扩散管周边的流态;厂址独特的河弯水力特性,使得不同扩散管布置对排放物质的稀释结果影响不大;各方案0.1℃温升线均未超过河道宽度的1/4,影响范围枯水期最大、洪水期最小,温升分布在排水口附近不均匀,但越往下游越均匀;下泄流量越大对核素的稀释作用越大,各方案稀释1 000倍时的影响长度均在3.5km左右;核素排放对上游影响很小,最大回溯距离不超过200m。这些结论可为工程设计、建设及运行提供技术服务,也对内陆核电环境问题的相关研究具有参考价值。

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。

CPR1000核电机组二回路系统稳态运行期间的放射性源项计算

本文在CPR1000核电机组二回路系统放射性物质产生、转移、去除等机理的基础上确定了二回路系统放射性源项的计算模型。计算结果表明,与根据法国的假定和相关设计参数取值得到的结果相比,本文所得源项计算结果要比法国提供的同类机组的源项结果更为保守;而按单台0.5kg/h稳定泄漏率假定得到的计算结果则远小于法国提供的同类机组的源项计算结果。

基于ERICA框架的放射性核素环境安全浓度限值的计算

本文采用欧盟ERICA框架下评估电离辐射生态风险的ERICA综合法,选用ERICA工具数据库中的参数数据,计算了我国大亚湾等核电站液态放射性流出物中主要的18种放射性核素的环境安全浓度限值。当核电站排水口附近海域中放射性核素浓度低于推荐的环境安全浓度限值时,放射性核素造成的辐射风险被认为是在海洋生态环境所能承受的范围之内。

核电厂放射性液态可燃废物的产生与处理

随着我国核电厂运行堆年和装机容量的增加,核电厂内暂存了较大量的放射性液态可燃废物,即放射性废油和废有机溶剂。由于核电厂没有处理放射性液态可燃废物的能力,长期暂存使得电厂面临暂存库容量不足、泄漏、燃爆等安全因素。基于此,本文提出建设全国或区域性的放射性液态可燃废物处理设施。第一,放射性液态可燃废物进行吸附固化预处理以便于运输;第二,处理设施采用以焚烧为核心的减容处理工艺;第三,焚烧产生的烟气进行无害化处理后达标排放至环境;第四,焚烧产生的焚烧灰采用压缩后水泥固化工艺长期处置。该方案以期为我国核电厂放射性液态可燃废物的处理提供参考。

医用小型回旋加速器放射性污染初步分析

回旋加速器 ,高能强质子束流 ,轰击靶材料产生所需放射性核素同时产生液态、固态、气态放射性物质 ,形成放射性污染。液态放射性污染主要指加速器冷却循环水受中子照射被活化形成放射性物质 ;固体放射性污染为热室工作箱内的模板 ,退役加速器离子源、准直器和靶周围被活化的器件及与放射性制剂分装、注射相关的用品 ;放射性气态污染 ,主要指中子使空气活化产生核素11C、13N、15O、41Ar,空气中其它成份被中子活化产额低 ,多为气溶胶状态 ;另外放射性表面污染主要指加速器厅内被活化的固体器件 ,冷却水破裂或放射性药物意外污染 ,有关传递通道和贮源容器的表面放射性污染。

放射性核素在长江三角洲的迁移扩散模拟

本文针对拟建的内陆核电站,选择二维数值模拟,基于MIKE模型构建长江河口二维水动力模型,模拟了受纳水体的流场及假想事故情况下放射性液态流出物在长江三角洲的稀释扩散情况。本文评估了在潮汐作用的影响下,核事故污染物在长江三角洲的滞留时间、影响过程和影响程度。模拟结果显示:模拟的流场基本能反映受纳水域实际情况,潮汐作用会增加核素在三角洲水域的滞留时间,但同时也会将放射性核素带向外海,核素浓度会逐渐降低。