某核电厂放射性流出物及外围环境样品中氚和碳-14的监测

本文介绍了广东省环境辐射监测中心自2017年以来对某核电厂放射性流出物及外围环境样品中氚和碳-14的监督性监测情况。结果表明:该核电附近空气中偶尔可监测到高于探测限的氚,液态流出物排放口附近海水中能监测到高于本底水平的氚,未出现累积效应;核电附近降水、地表水、饮用水、地下水、生物样品及厂内监测井水中的氚均小于探测限;核电附近的空气碳-14和生物碳-14与对照点分析结果处于同一放射性水平,未发现异常。该核电厂流出物氚和碳-14的排放满足国家审管部门的批复要求。

氚化水蒸汽短期释放后野生植物中氚的分布

为探究西北地区典型野生植物体内氚的分布情况,在密闭环境舱和阳光人工气候室内开展氚化水(HTO)蒸汽短期释放后3种代表性野生植物(梭梭、多枝柽柳和骆驼刺)体内氚的累积行为实验研究。结果表明,HTO短期释放后氚在植物体内的分布随植物种类和器官的不同而不同。相同实验条件下,骆驼刺地上部分组织自由水氚(TFWT)和有机结合氚(OBT)的活度浓度最高。对于同一植物种类而言,不同器官的TFWT、OBT活度浓度由大到小依次为:叶>茎>根。3种试验植物不同部位TFWT活度浓度随着植物的生长均呈降低趋势,其中叶片TFWT活度浓度的降低尤为显著。3种试验植物叶片OBT活度浓度随着植物的生长均呈显著降低趋势,其降幅由大变小;而茎部OBT的活度浓度则先增大后减小。

聚变能源中的氚化学与氚工艺研究进展及展望

核聚变被认为是人类社会未来的理想能源,对社会、经济的可持续发展具有重要的战略意义。氘氚聚变反应具有反应截面大、反应速率高、点火温度低及释放能量大等优点,是目前聚变研究的主要目标,而高效的氘氚燃料循环工艺与技术是实现聚变能源商业应用的基础。本文主要介绍氘氚燃料循环所涉及的等离子体排灰气中氚的快速回收、氚的增殖与提取、大规模氢同位素分离、氚测量等相关氚化学与氚工艺的研究进展及展望,以期对未来聚变能源氚工厂相关技术的研究提供借鉴和参考。

核设施氚气态释放后植物中有机氚的研究进展

从核设施释放到大气中的氚主要以氚化水(HTO)和氚化氢(HT)两种形式存在,最终以HTO的形式进入植物体。植物体中的氚有两种化学形态:自由水氚(TFWT)和有机氚(OBT),其中OBT又被细分为交换性OBT和非交换性OBT。与TFWT相比,OBT在植物体内有较长的滞留时间和较大的剂量转换因子,在氚的食入剂量中OBT占主要份额,因此有必要对植物中的OBT展开全面研究。本文就植物中OBT的定义、交换性OBT和非交换性OBT的确定、OBT的形成过程及其影响因子、OBT预测模型的研究进行综述,同时对今后植物中OBT应重点研究的内容进行了简单分析,以期为植物中OBT的研究提供一定的参考。为准确评价OBT造成的辐射剂量,今后对OBT的研究中应着重从测量、夜间形成机理和环境中的行为等方面进行。

高纯氢中微量杂质的微气相色谱分析

建立了一种微型气相色谱仪测定聚变堆燃料模拟气H2中He、Ne、N2、CH4、CO等杂质气体含量的方法。实验研究了微气相色谱的柱温、柱头压、进样时间等因素对H2中杂质气体分析的影响,并探究了微气相色谱对微量杂质气体的检测效果。研究结果表明,该方法能实现对H2中杂质组分的快速完全分离,可对H2中数十ppm含量的CH4气体实现定量检测,能满足氚工厂对杂质气体快速定量分析的要求,是一种快速、准确、实用的分析方法。

退役核设施环境植物中氚的分析

建立了一种适用于退役核设施环境植物样品中氚快速分析的方法,在建立快速制样装置的基础上,对场所退役源项调查过程中的含氚植物样品进行了分析。结果显示:建立的制样装置在实际样品处理中,分析时间与传统方法相比缩短2～3h,回收率>75%。以上结果表明,所建立的方法适合退役过程中大量植物样品中氚的分析。

大亚湾核电基地氚的排放及其环境影响

1993—2014年采集了大亚湾核电基地周围水蒸气、雨水、海水、监测井水、饮用水样品,分析其氚的浓度和大亚湾核电氚的排放情况.结果表明,液态流出物受纳水体(西大亚湾)中能监测到高于本底水平的氚,最大值为70.7 Bq·L^(-1),年均值范围为0.8—4.4 Bq·L^(-1),较文献报道的本底值约高一个数量级;核反应堆周围监测井水中能监测到氚,主要来源于气态流出物的排放和水汽交换,随雨水进入监测井,浓度范围<1.0—22.5 Bq·L^(-1),均无累积效应.此外核电附近空气水蒸气中氚浓度较环境本底略高,核电周围动植物体内的有机氚及饮用水中3H含量未发现异常.

核电站氚的排放量及浓度限值比较分析

氚是核电站运行过程中向环境中排放较大的放射性核素之一,控制核设施中氚的产生和排放量越来越引起人们的重视。本文通过分析核电站产生氚的主要途径,结合国际上的运行经验参数,对比分析了不同国家、不同堆型核电站氚的排放量和浓度限值。分析结果表明:三十年间,全球核电站流出物中气态氚的排放量显著高于液态氚,重水堆是各堆型核电站中氚排放的主要贡献者,也是氚排放所致公众剂量的主要来源。为了更加有效的控制氚的排放,法国等国家核安全监管机构根据电站的装机容量、排放工艺、堆型等制定了各自国家核电站氚的年排放总量限值;加拿大等国的监管机构根据剂量限值制定了导出排放限值,该值的优点是便于审查核电站正常运行时氚的排放量;其它核电国家则是以剂量限值的形式提出了氚的排放限值。

我国核电厂运行中的氚排放

对2005年底以前我国已运行核电厂的气载和液态氚排放状况进行了总结,并对不同堆型电厂的氚排放差异进行了分析。结果表明,我国压水堆核电厂,氚的排放得到了有效的管理和控制,均在国家规定的限值之内。我国重水堆核电厂,在运行初期的氚的归一化排放量平均值在全球平均值的10%以下。压水堆核电厂氚的排放水平以液态排放途径为主,而重水堆核电厂液态氚与气载氚的排放水平相当。重水堆核电厂气载氚的排放水平明显高于压水堆核电厂。

内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价

介绍了核电厂正常运行时以气态和液态形式排放的氚在环境中的迁移转化模型,提出内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价的方法,模型中考虑了氚的两种化学形态,即氚化水(HTO)和有机结合氚(OBT),同时计算了氚通过饮水、食入、吸入、皮肤吸收等途径对公众造成的辐射剂量。采用该模型估算了内陆核电厂液态排放氚在环境中的传输以及对公众受照剂量的贡献,基于IAEA TRS 472号报告提供的参数,在保守的大气弥散和水弥散条件下,内陆核电厂排放氚对公众造成的年辐射剂量为5.16μSv,其中核电厂液态排放氚对公众造成的辐射剂量约占四分之三,气态排放氚对公众造成的辐射剂量仅占四分之一。在氚的两种形态中,HTO是对公众造成辐射的主要化学形态,对公众造成的辐射剂量份额占80%以上。因此,在内陆核电厂排放氚的公众剂量评价时,应多关注液态氚排放途径。

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。

大气氚释放剂量评价模式验证

基于秦山核电厂2014—2016年气载流出物氚的排放数据,采用联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)推荐的比活度模型评价了秦山核电基地氚所致公众辐射剂量。并与同期秦山核电基地周围环境氚监测数据评价公众辐射剂量结果进行比较。基于流出物排放的评价结果与基于环境监测数据的评价结果相差不大,在同一水平。推荐在进行气载氚所致公众辐射剂量评价时采用该比活度模型。

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法

本文对核电厂液态流出物和气载流出物排放氚的化学类别进行了分析,根据调研给出了可能的排放量。结合对环境生物、空气中氚的监测经验,分析了开展核电厂液态流出物和气载流出物中不同化学类别氚监测的可行性。最后提出了开展相关监测和剂量评估模式改进的有关建议。

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。

土壤-植物系统中氚迁移研究现状与展望

对土壤-植物系统中氚迁移研究的意义、国内外研究进展作了概括性的介绍与展望,包括氚在不同土壤和植物中的时空分布、迁移规律及其影响因素、氚的化学形态和氚迁移数学模型研究等。总结了已取得的研究成果,并分析、讨论了研究中存在的问题。

商业核电站产氚概念设计及安全影响评价

氚是聚变堆的关键核燃料,国内现有产氚能力不满足聚变能工程应用的需求,利用商业核电站产氚,具有成本低和有利于军控核查等优点。本文针对国内商业核电站反应堆特点,开展了轻水堆产氚方案设计和初步安全评价研究,提出了产氚靶棒的概念方案和核电站堆芯首装料方案,评估了产氚靶棒装载对核电站堆芯反应性、功率分布和慢化剂温度系数的安全影响,探讨了利用国内现有轻水堆核电站进行产氚的可能。

核电厂外围辐射环境监测中空气中氚的取样方法初探

空气中氚的取样有鼓泡法、冷凝法、冷冻法、干燥法等方法,分别用这些方法作为工作原理的仪器进行取样实验,结合相关采样理论分析,建议如下:冷冻法可应用于我国北方冬季寒冷地区核电厂的外围空气中氚(HTO)的取样,冷凝法则可应用于南方的核电厂,不建议将鼓泡法采样器用于核电厂外围辐射环境监测。

压水堆核电厂氚的监测与排放分析

综述了压水堆核电厂氚的产生来源、监测方法与排放现状,结合核安全国家标准要求与工程实践经验,通过对压水堆核电厂氚的监测与排放进行研究,为进一步完善氚的监测与优化排放限值提出相关建议.

压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证

氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一。本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003—2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结果进行对比分析。研究结果表明,本文建立的氚的计算方法所得到的模拟值与实际运行情况相符,本文氚排放计算采用的计算模型和假设是合理的。

压水堆核电站含氚废水产生与排放

随着核能发展和环境保护的需要,核电站排氚的问题逐渐进入公众的视野。本文简要介绍了压水堆核电站氚的产生和释放机理,核电站运行时液态氚的排放情况,并对国内外法规标准进行了比较分析。通过上述分析,提出了对现有压水堆核电站含氚废液处理的需求。