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2015年 第35卷 第S1期 刊出日期：2015-09-25

  

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第35卷第S1期中英文目录

2015, 35(S1):  0-0. 

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相关文章 | 多维度评价

核设施环境影响评价专刊

核电厂辐射环境现状剂量评价中关注的几个问题

杨端节, 李冰, 张琨, 陈晓秋

2015, 35(S1):  1-4. 

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核电厂所致公众的辐射剂量可基于流出物监测和环境监测结果进行评价,本文主要对剂量评价过程中流出物监测和环境监测数据的合理运用,以及预测结果的现实性和不确定性等问题进行了初步的讨论和分析。

新建核电厂(华龙一号)运行的环境影响评估

赵博, 王晓亮, 毛亚蔚, 郑伟, 熊章辉

2015, 35(S1):  5-11. 

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本文从核电厂辐射环境影响评价工作的体系与内容出发,通过对核电厂辐射环境影响评价框架体系的系统梳理和总结,分析了新建核电厂辐射环境影响评价的工作重点与所面临的挑战,结合“华龙一号”为降低运行工况环境影响所采取的设计特点,重点阐述在“华龙一号”新机型研发过程中为做好环境影响评价所开展的相关科研设计工作。通过将“华龙一号”核电厂辐射环境影响评价的结果与国际上先进的辐射环境影响设计目标进行比较表明,“华龙一号”的辐射环境影响满足国际先进标准对公众辐射影响方面的先进指标要求,“华龙一号”的设计、科研开发和评价方法符合国际通用要求和方法,相关的设计和方法也具有先进性,在辐射环境影响评价方面符合国际先进三代压水堆核电设计标准。

核设施附近居民食谱调查需要规范的几个问题

商照荣, 谭承军

2015, 35(S1):  12-15. 

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鉴于目前核设施评价区范围内城乡居民个人食谱与生活习性调查尚无技术规范可循,非常有必要梳理食谱与生活习性调查实践中遇到的关键问题,提出适合于现阶段的食谱与生活习性调查方案,并为全国核设施辐射环境现状调查与评价推荐一套适用的食物消费量参考值。

核设施退役规划环境影响评价目标与评价指标体系初探

廉冰, 杨洁, 李洋, 赵杨军, 陈海龙

2015, 35(S1):  16-20. 

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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。

滨海核电厂施工期的环境影响与控制措施

林小凤, 李廷君

2015, 35(S1):  21-24. 

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核电厂施工过程具有工程规模大,施工活动复杂,多台机组连续建设且单台机组的施工周期长等特点,施工过程的环境影响不容忽视。本文从滨海核电厂施工特点出发,结合多座核电厂施工实践,分析了施工过程的环境影响及其采取的控制措施。

综合安全评价方法在贫化UF₆转化设施环境风险评价中的应用

王彦, 康晶, 潘伟, 王猛, 李杰

2015, 35(S1):  25-30. 

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美国核管会(NRC)要求其核燃料循环设施在申请许可时,必须使用综合安全评价(ISA)方法对设施的潜在风险进行评价,进而提高设施的安全性。目前,我国尚未开展核燃料循环设施的风险评价,通过借鉴ISA评价方法,结合我国的相关监管要求,针对贫化六氟化铀(DUF₆)转化设施开展风险评价,分析其风险可接受性,并提出相应的防范措施,为今后在我国建设DUF₆转化设施提供技术支持,同时,也为我国核燃料循环设施采用ISA方法开展风险评价提供借鉴。

基于辐射环境监测数据的电离辐射环境影响评价浅析

王震涛

2015, 35(S1):  31-34. 

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简单介绍了核设施正常运行工况下电离辐射剂量评价相关的放射性核素主要转移途径与照射途径,并给出了基于辐射环境监测数据的剂量评价方法。

浅谈核电项目环评公众参与的跨行政区协调

麻锦琳, 付斌

2015, 35(S1):  35-38. 

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近年来我国核电建设加速发展,但随着公民权利意识的提高,公众的意见对于核电项目立项的影响力逐渐加大。本文结合我国公众参与领域的法规标准要求,分析论述了我国核电项目环评公众参与过程中所面临的跨行政区协调问题,给出了相应的对策与建议。

秦山核电基地的氚排放致公众内照剂量估算

高阳

2015, 35(S1):  39-42. 

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结合秦山核电基地外围当地居民的饮食习惯等,对空气、饮用水以及食物摄入等途径进行氚的内照射剂量估算。通过与2002年秦山一期核电项目试运行以及2013年方家山核电项目运行阶段的环境影响评价结果相比较,发现2002年的评价基于保守偏大的源项导致估算结果偏大;而本文的估算结果和2013年的评价结果相当接近。此外,针对氚的两种不同形态,即HTO和OBT分别进行计算并比较发现:生物介质中HTO和OBT对氚致内照射的剂量贡献取决于介质的含水率;核电站以HTO形式排放的氚对内照射剂量贡献最大;OBT的内照射剂量贡献不容忽视, 在食物摄入氚致内照射剂量中约占50%左右。

RG 1.183修订对核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果分析的影响研究

潘楠, 付亚茹, 孙大威, 张姗姗

2015, 35(S1):  43-47. 

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RG 1.183(核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果评估所用源项分析导则)规定了核电厂DBA放射性后果分析过程中应遵循的设计原则、假设条件和验收准则等重要内容。自2000年首次出版RG 1.183(0版)以后,美国核管会(NRC)仍致力于导则技术内容的研究,在导则完善方面开展了大量工作。2009年,基于上述研究成果,NRC起草了RG 1.183的修订稿(DG-1199),随后根据业界反馈意见对DG-1199进行了修订并拟在此基础上对原有的RG 1.183进行升版。考虑到RG 1.183对DBA放射性后果分析的深远影响,本文以AP1000核电厂作为参考电厂,对RG 1.183(修订版)中更新的内容开展了合理性评估以及影响分析,从而排除该导则的更新对目前的DBA放射性后果分析造成的影响和冲击的可能性。

我国含铀氟化钙渣用于水泥生产的辐射环境影响研究

李洋, 杨洁, 廉冰, 赵杨军, 陈海龙, 劳业程

2015, 35(S1):  48-52. 

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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 mSv/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。

RESRAD-BIOTA和ERICA程序对陆生生物辐射影响评价的比较研究

白晓平, 杜红燕, 周耀权, 毛亚蔚, 郑伟

2015, 35(S1):  53-57. 

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RESRAD-BIOTA和ERICA程序是当前国际上应用较为广泛的陆生生物辐射影响评价程序。本文从陆生生物辐射剂量率估算的基本原理、环境介质条件、筛选方法、核素、参考生物、计算公式方面对两个程序进行了比较和分析,并分别利用两个程序对我国某核电厂厂址周围陆生生物辐射剂量率进行了计算。在对两个程序计算结果和优缺点对比分析的基础上,推荐在我国现阶段进行核设施周围陆生生物辐射影响评价应以ERICA程序为主,最后建议开展这些程序在我国应用的适应性的相关研究。

¹⁴C辐射剂量评价模式中稳定碳份额研究

杨洁, 李洋, 廉冰, 赵杨军, 陈海龙

2015, 35(S1):  58-62. 

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目前在进行公众¹⁴C辐射剂量估算时,国内外仍推荐采用比活度模式。该模式是基于假定人体内¹⁴C与稳定碳浓度的比值等于环境大气中¹⁴C与稳定碳的比值。因此,空气、生物样品等环境介质中稳定碳的浓度的选取十分重要。为了较为准确的评价¹⁴C对公众产生的辐射剂量,本文对¹⁴C剂量评价模式中所采用的空气、生物样品中稳定碳的份额进行广泛调研的基础上,建议应考虑全球稳定碳浓度的增加,推荐空气中稳定碳浓度选取0.20 g/m³,即CO₂在大气中的浓度由接近万分之三升高到万分之三点七。

Cs在鲟鱼不同部位的生态转移试验初步研究

韩宝华, 李建国, 王慧娟, 马炳辉, 王艾俊, 曹少飞

2015, 35(S1):  63-66. 

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进行了Cs在鲟鱼不同部位生态转移试验的初步研究。选择典型淡水生态系统中鲟鱼作为研究对象,采用投加稳定元素Cs的试验方法,研究鲟鱼对水体中Cs的浓集规律。试验结果表明:在136天的鲟鱼浓集试验过程中,Cs将转移到鲟鱼内脏、头、肉、骨四个不同部位,鲟鱼不同部位对Cs的吸收程度不同。本试验给出鲟鱼内脏、头、肉、骨对Cs的浓集系数(CR)推荐值分别是(4.75±3.92)L·kg^-1、(2.30±1.90)L·kg^-1、(7.62±5.53)L·kg^-1、(5.09±4.96)L·kg^-1,不同部位浓集系数(CR)由大到小的顺序是肉>骨>内脏>头,Cs容易被鲟鱼的鱼肉部分吸收。

水生生物体素模型的剂量转换因子计算

王艾俊, 李建国, 韩宝华, 马炳辉, 王慧娟

2015, 35(S1):  67-75. 

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体素模型较以往的简化模型不仅在模型外形上更加贴近于实物,而且剂量率计算结果更具有说服力。本文以鲤鱼(体形规则)、河蟹(体形复杂)两种较为典型的水生生物为例,分别建立体素模型和简化模型,模拟计算水中¹³⁷Cs源及⁹⁰Sr对鲤鱼、河蟹不同器官(组织)的外照射与内照射剂量转换因子DCC,并对两种模型DCC值的差异性进行了分析及讨论,同时与欧共体非人类物种评价方法ERICA及美国能源部非人类物种评价方法RESRAD-BIOTA的DCC估算结果进行比对,结果都较为令人满意。

分体式大气气溶胶采样器的研制及应用

刘龙波, 唐寒冰, 吴艳敏, 张佳媚, 万可友, 何小兵, 余功硕, 师全林

2015, 35(S1):  76-79. 

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大气中放射性核素监测是环境辐射监测的主要内容之一,大气颗粒物采样器是放射性核素监测的关键设备。为了满足气溶胶放射性核素机动监测的要求,研制了分体式大气气溶胶采样器,该采样器日常取样流量450 m³/h,满足每天取样体积大于10 000 m³的取样量要求,拆装方便,拆分后单件部件不大于120 kg,实现了机动灵活地开展大气放射性气溶胶监测。该采样器成功应用于福岛核事故气载污染物以及大气放射性本底监测。

关于土壤中⁹⁰Sr和¹³⁷Cs测量的几个问题的讨论

张晓露, 万骏, 张芬, 陆文浩

2015, 35(S1):  80-82. 

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根据多年从事核电厂辐射环境本底调查的工作经验,就土壤⁹⁰Sr和¹³⁷Cs测量中碰到的几个问题进行了讨论,其中有属于认识上的问题,更多的是测量方法问题,并提出了相应的建议。

典型内陆厂址近场年均大气弥散和沉积因子不同计算方法的比较

朱好, 熊章辉, 李凤菊, 郑伟, 王晓亮, 毛亚蔚, 王璐

2015, 35(S1):  83-89. 

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采用高斯直线烟流模式XOQDOQ和三维拉格朗日高斯烟团模式CALPUFF,分别计算了我国某一地形复杂、小静风频率较高的典型内陆厂址近场5 km半径范围的年均大气弥散因子和干沉积因子,并对结果进行了对比分析。研究表明:两种模式得到的近场年均大气弥散因子和干沉积因子分布、以及最大值出现位置有一定的差异。就扇区平均值而言,2 km半径以内XOQDOQ计算的方位最大弥散因子和干沉积因子分别是CALPUFF计算值的5倍和3倍左右;2 km以外两种模式计算结果差别减小,CALPUFF计算的方位最大干沉积因子大于XOQDOQ计算值。因而,对于地形复杂和小静风频发的厂址,在评价核电厂正常运行工况下气载流出物的辐射影响时,应结合厂址具体的环境和人口分布特征,在需要精细评价的情况下,宜选用其它适宜的大气扩散模式。

压水堆核电厂放射性活化源项计算

周岩, 丁谦学, 梅其良

2015, 35(S1):  90-95. 

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研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。

基于概率密度分布函数的体源探测效率计算方法

田自宁, 欧阳晓平, 张忠兵, 张显鹏, 胡静, 陈亮, 金鹏, 宋纪文, 许孟轩, 王泽卫

2015, 35(S1):  96-99. 

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野外环境下γ谱仪在搜索扫描测量 “热粒子”、“放射性汇集点”、“放射性汇集区”及实验室测量非破坏性样品,都将测量对象的核素分布当作均匀分布进行数据处理,这样会产生很大的测量误差,因为由源的非均匀性导致其探测效率产生了很大的偏差。本文提出非均匀分布的体源探测效率等于沿深度方向均匀分布的面源效率函数ε_d(h)乘以放射性核素沿深度方向非均匀分布的概率密度分布函数φ(h)并对深度积分以及归一化处理。对于深度方向按一定指数分布的75 mm×25 mm体源当作均匀分布源处理时,探测效率计算结果会引入16%左右的偏差。

一种中子注量率响应曲线的获取方法

吕宁, 过惠平, 尚爱国, 魏志浩, 赵括

2015, 35(S1):  100-103. 

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针对一款常用的中子探测器,通过蒙特卡罗方法模拟得到中子注量率灵敏度—能量响应曲线,以单能加速器中子源的注量率响应验证曲线趋势,以同位素中子源对注量率响应做进一步修正,最终获得中子注量率灵敏度-能量响应曲线。

M310机组蒸汽发生器传热管泄漏率与监测报警阈值的匹配分析

张君南, 王晓亮, 陈诚, 王平

2015, 35(S1):  104-106. 

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蒸汽发生器排污水γ活度监测通道和蒸汽发生器中¹⁶N和总γ活度监测通道都属于PAMS辐射监测通道,并符合冗余及多样性的考虑,即采用不同的测量方法,分别监测蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏。本文通过分别计算现实工况和保守工况下,蒸汽发生器一二次侧不同泄漏率下的二回路核素浓度,研究两种监测通道之间的匹配关系,并给出了操作规程上的建议。

核材料运输事故中弱贯穿辐射剂量的估算与评价

王学新, 张国庆, 李国强, 孙洪超, 庄大杰, 张群

2015, 35(S1):  107-110. 

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UO₂芯块的辐射特性以α辐射为主,装载燃料芯块或燃料组件的货包其外部γ辐射水平一般在μSv水平。通常认为即使在芯块裸露状态下对事故处理人员带来的有效剂量也是较低的。但对铀同位素及子体在衰变过程中发射的β射线和单能电子所产生的弱贯穿辐射却一直未引起足够重视。本文采用不同蒙卡计算程序估算了直接接触和佩戴手套接触芯块所受的剂量,并结合某芯块运输实例进行了事故工况的弱贯穿辐射影响评价,亦可作为开展相关辐射防护优化之借鉴。

基于FJ-2207α放射性沾染物快速检测分类方法

周春林, 吕宁, 过惠平, 尚爱国, 秦晋, 黎素芬

2015, 35(S1):  111-113. 

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针对军用核设施放射性沾染物管理与处置的现状和特点,本文提出了一种基于FJ-2207表面污染仪实现对放射性沾染物快速检测分类的方法,通过实例验证,该方法能够提高放射性沾染物检测分类的准确性和时效性。

基于某地下室环境的氡子体气溶胶致人体剂量模型研究

过惠平, 赵括, 吕宁, 鲍卫红, 吕汶辉

2015, 35(S1):  114-117. 

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建立了氡子体剂量模型,得出了核装工作人员一年在地下实验室的氡暴露量,并就换气率和气溶胶浓度对剂量转换因子和有效剂量的影响进行了讨论。结果表明,在通风系统开启前后的平衡因子F和氡子体有效剂量转换系数DCF分别为0.52、8.2 mSv/WLM和0.29、15.8 mSv/WLM,有效剂量E分别为0.103 mSv、0.011 mSv。

后处理设施共去污分离循环工段的始发事件研究

王任泽, 李国强, 冯宗洋, 庄大杰, 张建岗

2015, 35(S1):  118-122. 

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始发事件的确定和分组是概率安全评价(PSA)的重要基础。乏燃料后处理设施与核电厂的主要差异在于乏燃料后处理设施的危险物质分布广泛而且不局限于放射性物质。应用失效模式和影响分析(FMEA)与主逻辑图(MLD)两种方法对采取普雷克斯(Purex)流程的典型乏燃料后处理设施的共去污分离循环工段的始发事件进行了识别。然后,根据乏燃料后处理设施中设备室即安全屏障的特点,对始发事件进行了分组。结果显示,本工段内只有两个设备室不需要就安全问题进行特别关注,临界、着火和红油爆炸是需要重点分析的始发事件。

UF₆运输事故情景及扩散模型研究

孙树堂, 李国强, 孙洪超, 闫峰, 张建岗

2015, 35(S1):  123-127. 

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本文讨论了运输条件下的UF₆泄漏事故情景,引入RASCAL4模型中控制体的概念,结合UF₆烟羽的重气特性及化学与热力学特性,以直线高斯烟羽模型为基础,构建了UF₆泄漏扩散模型。并与法国1986—1989年三次UF₆释放实验监测数据及HGSYSTEM/UF₆模型计算数据对比,对模型进行了初步验证。验证结果表明,该模型的计算结果接近实验结果,可以准确的描述UF₆在环境中的扩散迁移情况,适用于运输条件下的UF₆事故后果评价。

VVER乏燃料离堆贮存格架安全分析

陶海强, 姚守忠, 何润虎, 刘久逸

2015, 35(S1):  128-134. 

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本文给出了新型VVER乏燃料离堆贮存格架的安全分析方法及评价结果,通过对辐射安全、核临界安全及抗震分析评价,该贮存格架可满足相关的核安全要求。贮存格架安装在现有的离堆贮存水池后,可作为VVER乏燃料离堆贮存应急方案的选项。