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
核环境监测与评价 第10章 放射性废物管理和核设施退役 精品
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10.2.3 放射性废液的贮存
乏燃料后处理流程中，第一循环所产生的高放废 物中含有大量的裂变产物，残留的钚及铀同位素和相 当量的超铀元素，其活度水平很高，其中90Sr、137Cs、 238-242Pu、241,242Am、242-244Cm等核素的半衰期为13 年至38万年，对公众的辐射危险将长达几百年以至几 十万年。所以要采取多重屏障等5项措施。
(1)按最终处置的要求分类 高放废物、长寿命中低放废物（包括α废 物）、短寿命中低放废物和免管废物
放射性废物分类框架
定量依据
(2)按处置前管理要求分类 综合考虑废物处理、整备及处理要求，对气载 废物、废水及固体废物的定量分类依据见表。
(3)放射性废物的非定量分类
A 按废物的产生来源，可分矿冶废物、核电厂废物、乏 燃料后处理废物、退役废物及城市废物的等； B 按废物采用的处理、整备方法，可分为可燃废物、可 压缩废物等； C 按废物的物理性质，分为挥发性废物、有机废物、生 物废物等。
放射性废物的处理效果通常用去污系数和减 容比表示。由于放射性只能靠放射性核素自身衰变 而减弱，放射性废物处理的过程，实质上只是将放 射性废物分成两部分的过程：
一部分体积小但集中了原始废物中绝大部分放射性物 质，其处理目标是尽量减小体积，以利于最终处置，其处理 效果常用减容比衡量。 另一部分体积大但比活度（或放射性浓度）很低。处 理目标是使放射性达到允许标准，从而在下一步可作一般废 物对待，其处理效果常用去污系数衡量。
放废管理的根本任务：为废物中的核素衰变提供合适的 时间和空间条件，将其对公众可能造成的辐射危害始终控制 在许可水平以下。
10.1.2 放射性废物管理的目标和原则 1、放射性废物管理目标
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_三_
第23卷第3期(总第135期)辐射防护通讯2003年6月·介 绍·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(三)Sampling and M onitoring Releases of Airbo rne Radioactiv e Substances from th e Stacks and Ducts of N uclear Facilities——Int roduction of a N ew Standard of the Am erica:Past III卢正永(中国辐射防护研究院,太原,030006)Lu Zhengyo ng(China Institute for Radiation Pro tectio n,Taiyua n,030006) (接上期)4 质量保证制定质量保证规划的目的是要为核设施管理人员、法规机构和公众提供空气取样有效性的质量保证,同时也是为了对取样设备和取样方法中的任何不符合项给以确认,从而采取正确行动。
用于达到这些目标的质量保证手段包括文件论证、维修、检查和刻度。
4.1质保计划的制定实施排放物取样的每个核设施都必须制定质量保证计划,目的是要规范排出流取样程序中关系到质量的各种行动。
新标准列出了质量保证计划编制所涉及的18项有关内容,其中包括行政管理、人员资格、取样点选择根据、取样和监测系统选择根据、样品收集和跟踪方法、刻度方法和刻度标准、维修和检验程序等。
4.2文件文字记录是质量保证的重要组成部分。
记录保存系统必须保证所有结果都是文件化的和可以追踪的,以便于分析、审查和存档。
数据的储存同收集一样重要,应有按分类排列的索引,所有文件的副本应保存在远离原始数据存放区的地方。
4.3系统的表征与论证4.3.1源项通风系统、影响排放的生产过程、空气净化系统等的特征(与可能的变更)都是直接表征排出流特征的源项,因而必须给以正确表征和严格论证。
日本计算核污染
日本计算核污染
为了计算核污染，日本采用了多种方法和指标。
以下是其中一些常见的方法：
1. 辐射剂量测量：通过使用辐射仪器，测量辐射剂量来评估核污染的程度。
这种方法可以用于地面、水体、空气等多个环境中。
2. 核污染土壤采样和分析：采集土壤样本，并对其进行实验室分析，以确定其中的核污染物质的类型和浓度。
3. 核污染水体采样和分析：采集水体样本，并通过实验室分析来检测其中的核污染物质。
4. 食品核污染监测：通过对食品样本的采集和分析，来评估其中的核污染水平。
特别是对鱼类和海产品的监测非常重要，因为它们是人类食物链中的重要组成部分。
5. 长期监测和建立数据库：为了跟踪核污染的影响和变化，日本建立了长期监测计划，并将收集到的数据存入数据库中。
这些数据可以用于评估污染程度的变化，以及制定有效的应对计划。
此外，日本政府还进行了放射性物质的排放模拟，以评估核污染物的传播和影响范围。
这些模拟可以帮助制定应对措施，提前预测可能的影响，并采取必要的防护措施。
放射性废物管理和核设施退役
第一节 放射性废物管理指导思想和原则
二、放射性废物管理基本原则（2/2）
《中华人民共和国放射性污染防治法》对放射性废气、废液和 固体废物的处理与处置，以及监管机制都作了明确规定。国家环 境保护总局是我国放射性废物管理的最高审管机构，它负责制定 放射性废物管理的政策、法规和标准，行使审批许可证和审管职 能。地方环境保护行政主管部门，实施监督检查和监测管理的职 能。
许向大气排放。 （2）废气净化过程产生的二次废物（如废过滤器芯、废活性炭、废滤袋等等）
应该合理可达到尽可能少。 （3）废气净化系统应该防止泄漏。 （4）废气净化系统可能有烟炭、烟油物的积累，应防止燃爆事故的发生。 （5）对滞留衰变贮存系统，应有足够的滞留衰变时间，有足够的贮存容量
（ 衰变贮存罐互为备用）。 （6）对过滤器要定期检测，适时更换，以保证满足过滤效率。当辐射场强度
滞留衰变 其他
高效过滤器
用来捕集气流中细小颗粒灰尘，其过滤效率至少为95 %
高效微粒空气过滤器（绝对过滤器HEPA） 用来捕集废气中超细颗粒灰尘，对于粒径＜0.3μm的颗粒， 除去效率＞99.97 %
碘过滤器(碘吸附器)
通常以1% KI浸渍活性炭为介质，对元素碘除去率可达99.9 %， 对有机碘除去率可达99 %
（LILW-LL）
放废物的限值
3．高放废物（HLW）
释热率高于2kW/m3，且长寿命放射性核素的比 活度高于对短寿命放射性废物的限值
近地表处置(50m) 或地质处置
地质处置 （600-1000m ） 地质处置
第三节 低中放废物的处理
一、废气的净化处理与排放监控（1/5） 1．废气的产生和特性 放射性废气主要来自工艺系统或厂房和实验室的排风系统。 放射性废气中可能含有放射性气体、气溶胶、颗粒物和非
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_二_
第23卷第2期(总第134期)辐射防护通讯2003年4月·介 绍·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(二)Sampling and M onitoring Releases of Airbo rne Radioactiv e Substances from th e Stacks and Ducts of N uclear Facilities——Introduction of a N ew Standard of th e America:Past II卢正永(中国辐射防护研究院,太原,030006)Lu Zhengyo ng(China Institute for Radiation Pro tectio n,Taiyua n,030006) (接上期)2 烟囱取样的位置2.1总体考虑在烟囱中的什么位置取样,是所取样品是否具有代表性的最重要条件之一。
为了能取到真实代表烟囱最终排放结果的样品,在烟囱中的什么位置取样一直为人们所关注。
关于取样位置,新标准强调的不再是目前通行的在离开气流扰动点多远的位置处取样(如按所谓的“2/8原则”确定取样位置),而是对取样位置给出了具体的性能标准,在符合这种性能标准的位置取样,所取样品才认为是有代表性的。
这是新标准与原标准最大的不同点之一。
样品抽吸位置选取不合适,不能真实反映排出流中排放物的最终排放结果,也就是不能真实反映最终排放物的浓度特征(对气体和微粒物)和粒度分布特征(对微粒物),因而最终测量结果则不可能有意义。
2.2取样的环境特征烟囱或管道内的环境特征必须予以表征,以使得所设计的取样系统适合这样的环境条件。
这里要注意的是,不仅要适合正常条件下的环境条件,更要适合非正常或事故条件下的环境条件。
2.2.1温度排出流的温度变化通常是相当稳定的,由于核设施的加热、通风和空气调节系统的作用,温度甚至不会随季节发生大的变化。
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_
第23卷第1期(总第133期)辐射防护通讯2003年2月・介 绍・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)Sam pling and M onitoring Releases of A irborne RadioactiveSubstances from the Stacks and Ducts of N uclear Facilities—Introduction to N ew St andards of the A merica:Part I卢正永(中国辐射防护研究院,太原,030006)Lu Zhengyo ng(China Institute for Radiation Protection,Taiyuan,030006)摘 要 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ISO2889-1975标准的蓝本,因此,对该标准有一正确了解将是有益的。
关键词: 新标准 烟囱和管道 排放物 取样与监测中图分类号:X837.05 文献标识码:A 文章编号:1004-6356(2003)01-0035-05Abstract New standards have been published in America for sam pling and monitoring the emis-sions of airborne radioactiv e substances in the stacks or ducts of nuclear facilities.The standards pr ovided perfo rmance criteria for the sampling location in stacks o r ducts and the sam pling and monitoring system of stacks or ducts.T hese cr iteria cover the air sam pling pr obes,transport lines,sampling co llectors and samples m onitor ing instruments and g as flow measuring m ethods.The standards also discusse sampling pro gram o bjectives,quality assur ance,sampling system o p-tim ization and sy stem perform ance verificatio n,et al.T he standards w ould be the orig inal ver-sion to revise the ISO standards(ISO2889-1975)that has been used since1975.It wo uld be use-ful to under stand this standar d.Key words: New standard Stack and duct Release substance Sampling and monitoring 为严格控制核设施气载放射性污染物通过烟囱或管道向大气环境的排放,各有核国家都对烟囱或管道中气载放射性排放物(放射性气溶胶和放射性气体)的取样和监测给予了高度重视,对烟囱或管道排放物的取样方法和监测方法(其中重点是取样方法)作了技术规范,制定了相应的技术标准。
核废水处理工程的生命周期评估方法
核废水处理工程的生命周期评估方法随着核能发电的广泛应用，核废水处理工程的生命周期评估变得愈发重要。
生命周期评估是一种系统性的方法，用于评估产品、过程或服务从获取原材料到废弃物处理的整个生命周期所产生的环境和健康影响。
对于核废水处理工程来说，生命周期评估可以帮助决策者更全面地了解其环境影响，从而制定更科学的管理策略。
1. 背景介绍核废水处理工程是指将核电厂产生的废水进行处理和净化，以确保废水排放符合国家和国际标准。
核废水处理工程的生命周期评估方法能够对其整个生命周期进行全面评估，包括原材料获取、建设、运营和废弃物处理等各个环节。
2. 生命周期评估方法的基本原理生命周期评估方法主要包括以下几个步骤：(1) 目标和范围确定：明确评估的目标和范围，确定评估的功能单元和边界。
(2) 数据收集：收集与核废水处理工程相关的数据，包括原材料消耗、能源使用、废水处理效果等方面的数据。
(3) 环境影响评估：通过使用生命周期评估工具，对核废水处理工程在各个阶段对环境的影响进行评估，包括温室气体排放、资源消耗、废弃物产生等方面的影响。
(4) 健康影响评估：评估核废水处理工程对人体健康的影响，包括辐射等方面的健康风险。
(5) 结果解释和报告：对评估结果进行解释和总结，并形成评估报告，为决策者提供科学依据。
3. 数据收集与处理数据收集是生命周期评估的重要环节。
对于核废水处理工程来说，需要收集与其相关的各类数据，包括建设过程中的能源消耗、化学药剂使用、设备制造过程中的排放等数据。
同时，还需要考虑数据的准确性和可靠性，确保评估结果的可信度。
4. 环境影响评估环境影响评估是生命周期评估的核心内容之一。
对于核废水处理工程来说，主要关注温室气体排放、资源消耗和废弃物产生等方面的影响。
评估工具可以通过建立数学模型来计算这些影响，并将其量化为可比较的指标，如碳足迹、能耗指标等。
5. 健康影响评估核废水处理工程可能对人体健康产生潜在影响，特别是辐射方面的健康风险。
核和放射事故医学应急常用计算机剂量估算方法
(二）应急中主要涉及的剂量学量
1、限制应急工作人员受照的指导值
Hp(10)
E
ADT
IAEA Safety Standards, No. GSR Part 7, Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency,2015
2、为避免或尽可能减少严重确定性效应，在任何情况下应开展防护行动和其他响
应行动的短期内接受剂量的通用标准
ADred marrow ADfetus ADtissue Adskin
AD(Δ)red marrow AD(Δ)thyroid
AD(Δ)lung
AD(Δ)colon AD(Δ′)fetus
3、为减少随机效应风险，应开展防护行动和其他响应行动的短期内接受剂量的
3、急事故剂量估算中依据的国际标准
(1) ICRP 107 Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations, Ann. ICRP 38(3),2008 (2) ICRP，Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures. ICRP Publication 116. 2010 (3) ICRP，Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation，ICRP Publication 74. 1996 (4) ISO 15382 Radiological protection — Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye, the skin and the extremities，2015 (5) ISO 27048， Radiation protection — Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure，2011 (6) ICRP 78 publication，Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers, Ann. ICRP 27(3-4), 1997 (7) IAEA Safety Reports Series. 37(2004)，Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides (8) IAEA Ssfety Standards Series No. RS-G-1.2(1999), Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides (9) IAEA Safety Standards, No. GSR Part 7, Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency,2015 (10) IAEA Safety Standards, No. GSR Part 3, Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards,2014
美国核污染处理
美国核污染处理
美国核污染处理涉及多个方面，包括核污染物的管理、安全监管、清理和废物处理等。
首先，美国核能管理委员会（Nuclear Regulatory Commission，NRC）负责监督和管理核电站的运营，以确保安全和防止核
污染的发生。
NRC设立了严格的标准和规定，监督核电站的
建设、运营和关闭过程，并执行核能发电许可证的授予和延期。
其次，对于已经发生的核污染，美国政府采取措施进行清理和废物处理。
美国能源部（Department of Energy，DOE）负责处理核污染相关问题，其中涉及核武器制造遗留的核污染，以及旧核电站和其他核设施的拆除和后处理工作。
此外，美国也加大了对核废物的管理和储存的研究和发展力度。
目前，高放射性核废物在美国一般被封存在深地质存储库或中间贮存设施中，以保证安全处理和长期储存。
最后，美国政府还鼓励开发清洁能源技术，以减少对核能的需求，并逐步减少核污染的风险。
此外，美国也在国际上积极参与核安全合作和交流，共同努力解决全球核污染问题。
需要注意的是，美国核能的安全和核污染处理一直备受关注和争议。
一些人担心核风险和核废物处理的可行性和安全性，持续呼吁加强监管和改善核能的环境影响。
因此，在核能开发和相关政策制定中，需要平衡经济利益和环境风险，并保证公众参与和透明度。
归一化排放量计算方法
归一化排放量计算方法
归一化排放量是指折合成生产单位电能（或单位金属铀产量），由核设施向环境释放的放射性物质的数量。
其计算方法为：
首先，确定需要计算归一化排放量的核设施，包括铀矿山、水冶厂、同位素分离厂、铀元件厂、核动力堆（含供热堆）及后处理厂等。
然后，根据核设施的生产过程和排放特征，确定放射性流出物的类型和浓度。
最后，根据核设施的生产能力和排放量，计算归一化排放量，即用释放的放射性物质的数量除以生产单位电能（或单位金属铀产量）的数值，并将结果以百分比的形式表示。
归一化排放量的计算方法可以帮助评估核设施对环境的影响，并为制定相关的环保政策提供依据。
核废水处理的国际标准和法规概述
核废水处理的国际标准和法规概述核废水处理是核能发电和核武器生产过程中产生的废水进行处理和处置的过程。
由于核废水的高度放射性和化学性质，其处理需要符合严格的国际标准和法规。
本文将概述核废水处理的国际标准和法规。
一、国际原子能机构（IAEA）标准国际原子能机构是联合国的专门机构，负责在全球范围内推动和监督核能的和平利用。
IAEA制定了一系列核安全和核废物管理的标准，其中包括核废水处理的相关标准。
首先，IAEA发布了《核废水处理的基本原则和要求》（Basic Principles and Requirements for Waste Water Treatment）。
该标准强调了核废水处理的基本原则，包括减少和控制废水的产生、最大限度地减少废水对人体和环境的影响、确保废水处理设施的安全性和可靠性等。
这些原则为核废水处理提供了指导性的准则。
其次，IAEA还发布了《核废水处理技术评估指南》（Guidelines for the Assessment of Waste Water Treatment Technologies）。
该指南提供了评估核废水处理技术的方法和标准，包括技术可行性、经济可行性、环境影响评估等方面的考虑。
这些评估指南有助于国家和组织在选择核废水处理技术时进行科学决策。
二、国际放射防护委员会（ICRP）指南国际放射防护委员会是国际上权威的放射防护组织，其指南对核废水处理的放射性安全提供了重要的指导。
ICRP发布了《放射性废水的处理和处置》（Treatment and Disposal of Radioactive Waste Water）的指南。
该指南规定了对放射性废水进行处理和处置的要求，包括废水收集、处理、储存和最终处置等方面。
指南还提供了对不同放射性物质的安全限值和排放标准，以确保废水排放符合国际安全标准。
三、国际海洋组织（IMO）规定国际海洋组织是联合国的专门机构，负责制定和监管全球海洋事务的国际法律和标准。
核设施退役土壤中氚允许残留量限值推定的一种方法
氚污染土壤由于土壤水中氚的放射性衰变, 土壤水分的渗滤浸出和表面蒸散, 导致被污染土 壤的氚浓度有随时间而减小的特性。 为此需引入 表示 t 时间后污染土壤氚浓度与初始浓度比的修 正因子, 源因子 S F 。 S F ( t) = e
(Κ + L + E) t - 1
1 引言
核设施中运行的放射性物质, 在某些情形下 会造成设施内或环境土壤的污染。 核设施的去污 和退役就是对这种潜在的源项作出处理, 因而需 对残留土壤的污染制定允许限值, 使它能够适当 地反映辐射控制与有关安全规定要求符合的程 度。 本文应用美国阿贡实验室环境评价室为制订 具体退役场址土壤中残留放射性物质允许限值而 研制的程序 R ESRAD 5. 0 , 为我国某单位已经 决定退役的氚实验设施推算了土壤中氚的允许残 留量限值。 由于篇幅所限, 这里只介绍主要方法、 计算公式和最后结果。
杨怀元 ( 中国辐射防护研究院, 太原, 030006) Yang H ua iyuan (Ch ina In st itu te fo r R ad ia t ion P ro tect ion, T a iyuan, 030006)
摘 要 本文应用美国能源部的软件程序 R ESRAD 5. 0, 对我国某氚实验设施场址给出了土壤中残留氚容许限值 与年有效剂量目标值的关系。 介绍了所用方法、 主要计算公式和最后结果。 关键词: 核设施 氚 土壤残留量
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辐射防护通讯 1999 年 8 月 第 19 卷 第 4 期
和人体组织中, 氚浓度处于平衡状态。 将这一方法 应用于被污染的土壤时, 假定土壤是一个无限大 的均匀分布的面源。 实际上被污染的土壤都有一 定的面积, 因而这种比活度方法也不是特别有效 的。 尽管如此, 这一简化的偏保守的途径分析, 仍 然可以适用于某些个别途径如土壤2植物、 水2鱼 转移。 对于个别途径使用这一方法的好处是由于 它需要的参数最少, 因而可以减小引入途径分析 的不确定性。 较好的氚污染土壤2人的途径分析模 型应当是能够使用具体场址数据, 偏保守地实际 分析在环境氢同位素存在条件下相关的氚污染土 壤的潜在危害。 3. 2 空气、 饮用水和动植物性食品氚浓度的导出 释放进入环境的氚通常很快转化为氧化物形 式, 像普通水一样扩散。普通水和 H TO 之间相对 大的质量差别对 H TO 的性质有某些影响。例如, H TO 的水蒸气压较普通水约低 10% , 在空气中 的分子扩散因子约低 5% , 一般氚的循环周期遵 循水的规律。 为了估算空气 ( 如水蒸气) 、 水和食物 中的氚浓度, 必须首先估算被污染地带土壤水中 的氚浓度。
核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式的参数
第23卷 第1期辐射防护V ol.23 N o.1 2003年 1月R adiati on P ro tecti on Jan. 2003 核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式的参数李 红Ξ 方 栋(清华大学核能技术设计研究院,北京,100084)孙呈志 肖乃鸿(电力部苏州热工研究所,215004)摘 要 我们推荐“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价的模式和缺省参数”是为了使核设施环境影响评价工作更加规范化,节省人力和物力。
本文介绍使用该模式时需要用户输入的参数和模式中用到的缺省参数。
关键词 核设施 正常工况 环境影响评价 参数1 引言如“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式”[1]一文所述,推荐模式是一套通用、简单、保守的模式,适用于只有单一排放源的核设施在选址、设计和装料阶段的正常工况下气载流出物的环境影响评价。
使用者采用根据本推荐模式和参数编制的计算机软件,只要再输入源项、人口等少数基本参数,即可得到相应的偏保守的评价结果。
若计算结果远低于管理限值(小于管理限值的1 10),用户就无需作进一步的计算,否则就需要应用比较精细的模型,并考虑和收集更多的厂址特征参数进行细致计算。
采用本推荐模式和参数编写环境报告书,一般情况下,不必为了进行正常工况的环境影响评价作大量的气象观测和大范围的食物习性调查。
这样不仅节省了核设施业主、报告编写者的开支,还有利于环评全过程的规范化、提高环评报告书的质量。
本文说明该推荐模式需要输入的参数及缺省参数的选取。
2 模式的输入参数用户使用推荐模式需要输入的数据分两个部分,一部分是与大气扩散有关的数据,另一部分是与剂量计算有关的数据。
2.1 大气扩散输入数据推荐模式中大气扩散模块有两个模式:简单模式(包括无稀释子模式与稀释子模式)和基本模式。
简单模式适用于小型核设施或核技术应用项目,对于其中的无稀释子模式,只需要输入: 1)核素i的年均排放量Q i;2)排气筒的体积流量V。
[环保]核辐射环境质量评价一般规定
![[环保]核辐射环境质量评价一般规定](https://img.taocdn.com/s3/m/2eaad1d181c758f5f61f67be.png)
核辐射环境质量评价一般规定国家环境保护局1989 年3 月16 日批准，1990 年1 月1 日实施1 主题内容与适用范围本标准规定了核辐射环境质量平价的一般原则和应遵循的技术规定。
目的是提高核辐射环境质量平价工作的科学性改善环境质量，保证公众的辐射安全。
本标准适用于应进行核辐射环境质量评价的企、事业单位，这类单位包括：A. 核燃料循环系统的各个单位；B. 陆上固定式核动力厂和核热电厂；C. 拥有生产或操作量相应于甲、乙级实验室（或操作场所）并向环境排放放射性物质的研究、应用单位。
2 术语2.1 环境质量一般是指在一个具体环境内，环境的总体或某些环境要素（大气、水质、土壤、生态等）对人群的生存、繁衍以及社会经济发展的适宜程度。
是反映人类的具体要求而形成的对环境评定的一种概念。
环境质量的优劣标识环境遭受污染的程度。
2.2 环境质量评价按照一定的评价标准和评价方法对一定区域内的环境质量进行估评和预测。
按时间因素可分为环境质量回顾评价，环境评价现状评价和环境影响评价（预测评价）。
2.3 环境影响评价在一项工程动工兴建以前对它的选址、设计以及在建设施工过程中和建成投产、退役后可能对环境造成的影响进行分析、评估和预测。
2.4 核辐射环境质量评价按照剂量标准和最优化原则对释放到环境一定区域内的放射性物质对环境质量的影响进行评定和预测。
2.5 源项释放到环境中的放射性污染物的数量、成分以及物化形态。
2.6 环境监测间断或连续地测定环境中污染物的浓度，观察分析其变化和对环境影响的过程。
2.7 生物监测利用生物个体、种群或群落对环境污染或变化所产生的反应，阐明环境污染状况，从生物学角度为环境质量的监测和评价提供依据。
2.8 指示生物不同生物对环境因素的变化都有一定的适应范围和反应特点。
生物的适应范围越小，反应越典型，对环境因素的指示越有意义。
2.9 放射性污染指示生物对放射性污染比较敏感的指示生物。
该种生物对某种或某几种放射性核素具有很高的浓集因子，而且伴随有某些特征生物学指标的变异。
放射性物质在大气中输运的方法分析及算例计算
放射性物质在大气中输运的方法分析及算例计算李凯波① 刘成安 田东风(北京应用物理与计算数学研究所 北京100088)摘 要 对放射性物质在大气中的输运与扩散的过程进行了研究,并介绍了开发的RA 2TRANS 程序包。
对其中的地形地貌、三维风场、拟合风场、粒子在大气中的扩散、数据后处理等模块进行深入的研究,模拟了其物理过程。
模拟某地区发生放射性物质泄漏,其后三天周围1000公里范围内放射性污染源在大气中的输运过程,及计算周围放射性核素监测台站对其测量结果的评估。
关键词 放射性核素,RA TRANS 程序包,三维对流扩散,大气0 引言放射性核素监测是禁核试核查技术中的一种重要手段。
在未来禁产核查中也同样要应用类似技术。
而该方法的有效性将紧密依赖于放射性核素在大气中的传输与扩散的计算。
核素在大气中的输运过程十分复杂,它和源的性质、输运区域的地形、地貌特征,以及不同高度不断变化的大气风场,不同地区的气候湿度,降水等因素有关。
为真实地模拟该输运过程,必须实时、实地考虑上述因素,并进行三维数值模拟。
RA TRANS 程序包具备了上述功能,可以用于以CTB T 、CU TOFF 核查、监测为目的的应用研究。
本程序还可应用于生物、化学或其他污染物的大气输运问题,并可对核、生化作战效果进行预测、评估,应用前景十分广阔。
1 RA TRANS 程序包模型描述这套模型是一个具有较高分辨率的标准操作代码版本,当放射性物质和其他有害物质释放到大气中时,可为决策机构提供实时和可信的评估咨询,以免人群暴露在辐射危险中。
RA TRANS 模型由五个模块组成。
第一个地形地貌模块为模型创建了地形网格底部并定义了网格分辨率。
第二个三维风场模块是把观测到的网格化的风场数据内插和外插到三维模型网格。
第三个拟合风场模块调整内插和外插风场使之气团连续并考虑了地形的影响。
第四个粒子在大气中的扩散模块,采用随机位移方法模拟三维大气释放输运和扩散过程。
核管——精选推荐
核管处监察科行政强制事项一、放射性同位素和射线装置处理或者实施退役的行政代处置1、基本信息2、流程图3、环节说明4、上传电子表格无行政征收事项一、城市放射性废物送贮（处）收费1、基本信息2、流程图3、环节说明4、上传电子表格废旧放射源送贮备案表.doc城市放射性废源（物）送贮协议.doc 城市放射性废源（物）送贮申请.doc 城市放射性废源（物）送贮清单.doc废旧放射源送贮备案表甲方：乙方：江苏省辐射环境监测管理站根据《城市放射性废物管理办法》（以下简称《办法》）的规定和甲方提出的申请，甲、乙双方就甲方提出的申请送贮的放射性废源（物）送江苏省城市放射性废物库收贮一事，协议如下：一、甲方应认真填报送贮城市放射性废源（物）送贮申请，加盖公章后提供给乙方。
二、甲方按《办法》的规定，负责对本单位产生的城市放射性废物进行分类收集、包装。
包装后的容器表面剂量率不应超过0.1mSv/h，表面沾污控制水平分别为：α〈0.04Bq/cm2，β〈0.4 Bq/cm2。
三、乙方负责对甲方包装后的废源（物）按送贮申请逐一进行验收。
对验收不合格的废源（物）有权拒绝接收。
四、甲方对乙方收装废源（物）的现场工作，给予人力、物力、工具及运输上的配合。
五、甲方应将送贮废源（物）的原始档案和监测数据资料全部移交给乙方，如无原始档案及有关资料，送贮单位应补交查明的核素名称、数量和（比）活度的证明材料，并对包装容器内送贮废源（物）核素名称、数量、（比）活度负责，承担漏报、误报、漏送废源（物）的法律责任。
六、甲方在付清废源（物）收贮费后，乙方向甲方出具《城市放射性废源（物）收贮清单》。
七、甲方送贮废放射源个，合计送贮费元；废物公斤，合计元，总计元（含技术服务费元）。
八、未尽事宜，由双方协商解决。
九、本协议一式两份，双方各执一份，具有同等法律效力。
甲方：（公章）乙方：（公章）法人代表：经办人：经办人：审核人：年月日年月日江苏省辐射环境监测管理站：按照国家环保局《城市放射性废物管理办法》和《江苏省辐射污染防治条例》的有关规定，我单位现有放射性废物公斤，废放射源枚，特申请送交省城市放射性废物库收贮。
美国AMEG标准 计算方法
化学物质在没有环境空气质量标准和居住区大气环境质量标准情况下，推荐大家采用AMEG 值，主要计算公式如下：美国环保局于1977年公布了该局工业环境实验室用模式推算出来的六百多中化学物质在各种环境介质（空气、水、土壤）中的限定值。
又于1980年对其进行了增补，并建议将其作为环境评价的依据值。
这些限定值被称为多介质环境目标值（Multimeedia Environmental Goal,MEG）。
所有目标值都是在最基本的毒性数据基础上，以统一模式推算的，系统性和可比性好。
因而，多介质环境目标值虽然不具法律效力，却可以作为环境评价的依据。
目前，它已在美国环境影响评价中广泛应用。
●以毒理学数据LD50为基础的计算公式为：AMEG=0.107×LD50/1000式中：AMEG－空气环境目标值(相当于居住区空气中日平均最高容许浓度，mg/m3)LD50－大鼠经口给毒的半数致死剂量以环氧乙烷为例，LD50--330mg/kg，计算得AMEG值= 0.04mg/m3，因此推荐居住区环境空气中环氧乙烷最高容许浓度为0.04 mg/m3（日平均值），根据《环境影响评价技术导则-大气环境》(HJ/T2.2-93)“8.1.2.5 如无法获得8.1.2.1中所述的监测资料，一次取样、日、月、季（或期）、年平均值可按1、0.33、0.20、0.14、0.12的比例关系换算”，则计算得相应1小时平均值为0.11 mg/m3。
●以阙限值为基础的计算公式为：AMEG＝阙限值/420式中：AMEG-空气环境目标值(相当于居住区空气中日平均最高容许浓度，mg/m3) 阙限值-美国政府工业卫生学家会议(ACGIH)制定的车间空气容许浓度，即每周工作5天，每天工作8小时条件下，成年工人可以耐受的化学物质在空气中的时间加权平均浓度，mg/m3●以健康影响为依据的空气介质排放环境目标值（DMEGAH）可按下式计算：DMEGAH (μg/m3) = 45×LD50式中：DMEGAH——允许排放浓度，LD50——化学物质的毒理数据，一般取大鼠经口给毒的LD50，若无此数据，可取与其接近的毒理学数据。
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Ccd0d
2 p
ub
9ZDb
式中 , ub 为弯管内的气流速度 ,由取样流量 Q 和
弯 管内径 Db (一般与取样直管内 径 D 相同 )决
定。 用式 ( 3)估算弯头损失 ,只对弯头的曲率半径 R0 ≥ 2. 5 Db 的情况适用 ; 当曲率半径 R0 < 2. 5 Db
时 ,其弯头损失可能更大。
f=
Cc (d0 /dp ) dp 2 (dp - de ) 18Z
fd =
0. 3246(d0 /de ) dp
(
4Zut 2 deu m
)
0.
5
ut =
4Q cDt 2
Re =
D tu tde Z
( 1. 2) ( 1. 3)
( 1. 4)
以上各式中 , dp 为气溶胶粒子的空气动力学直 径 , m; Dt 为取样管嘴的入口直径 , m; l 为入口管 嘴的颈长 (见图 2) , m; um 为烟囱中排放空气流的 速度 , m /s; ut 为取样管嘴入口的气流速度 , m /s; d0 为水的密度 , 1 000 kg /m3; de 为排放气流的气 体密度 (通常为空气密度 ) , kg /m3; dp 为粒子的质 量密度 , kg /m3; g 为重力加速度 , 9. 8 m /s2; Z为 空气的动力粘度 , 1. 83× 10- 5 kg / ( m· s) ; f和 fd
由于这种损失 ,对于锥形管嘴入口 (如图 2所
注而且是必须解决的问题就是管道损失。 对于管 示 ) ,在等速采样 ( um = ut )时 ,粒子透过入口进
道损失 ,在国外不仅有大量实验数据 ,而且有了估 算方法及相关的计算软件 [3 ]。 管道损失的估算方
入取样管嘴的透过率 (入口效率 ) Pp 按下式估算:
2 p
1 8Z
g
当
Vd Vg
≥
1时
,规定
θc
=
90°= c/ 2,则有:
Ve = Vd
( 2. 2)
速取样误差 ,这种非等速取样误差可通过对总透 过率 Pt 乘上一个修正因子 A来给予校正。非等速
校正因子 A 由下式估算:
A = 1+ [ 1 -
1 1+ 1. 05St k ( co sT+
4
Rsi nT) ]
Abstract The methods o f calculati ng aeroso l pa rticle loss in sam pling lines are i nt roduced. T hese methods are reco mmended by the fo reig n sta nda rds of sampli ng and mo nit oring airborne radi oactiv e releases f rom the stacks a nd duct s. The losses o f particle i n a sampli ng syst em co nsist o f th e w all loss i n no zzles, st raig ht tubes w it h an a ng le relativ e t o v ertical direction a nd bends. T he calculati ng sof t wa re ca n be dev eloped on the basis o f the methods. In the paper, so me calculat ed resul ts provided here are com pared wi th t he calculated resul ts abroad a nd the ex peri mental data. The calculating methods o r t he sof t wa re o f the line losses a re no t only the basis fo r the ev alua tion of ex isting stacks sa mpling syst em s and the desig n of new sampli ng systems, but also f or the m oni to ri ng of sampli ng duct loss. Key words: Line loss Penetration Calculation software M onitoring of l ine l oss
度 Vt 和重力沉降速度 Vg 三者的矢量和 ,称为有 效沉积速度。 若将 Vb 和 Vt 的共同作用定义为 Vd
,统称为扩散沉积速度 ,则 Ve 为 Vd 和 Vg 的矢量 和。 Ve 的具体估算方法是:
当模量比
Vd Vg
< 1时 ,
Ve =
V dθc c
+
0. 5Vd +
Vg coshcosθc c
气溶胶粒子通过入口管嘴 ,进入垂直或水平 的直管段 ,运动过程中因重力沉降、湍流扩散和布
朗扩散等作用 ,粒子将沉积在管壁上发生损失。由
于这种沉积损失 ,粒子通过长度 L 、内径 D 和方
位角为 h的直管段时 ,其透过率 Ps 按下式估算:
Ps =
exp( -
cD Ve Q
L
)
( 2)
式中 , Ve 为粒子的布朗扩散速度 Vb 、湍流扩散速
1 引言
监测核设施的烟囱或排放管中的气载放射性 流出物 (包括气溶胶、放射性碘及惰性气体等 ) ,几 乎无一例外地都要涉及到取样管道。但是 ,被取样 的放射性流出物 ,特别是气溶胶粒子和放射性碘 , 经过这样的取样管道时 ,将沉积在管壁上产生损 失 ,通常称为管道损失。正确估算和实验研究这种
管道损失 ,既是采样监测中必须解决的问题 ,更是 取样系统设计 (包括工程设计 )时就必须解决的问 题。为此 ,国际标准化组织 ( ISO)等及一些有核国 家 ,都制定了流出物监测的管道取样标准 ,给出了 取样系统的设计及取样监测方法技术规范 [1, 2 ]。
2. 2总透过率
取 样 管道 系 统 可能 由 具 有 多个 入 口、 与 水 平
方向成不同角度的多段直管、多个弯头等多个部
件组成 (见图 1)。 令各部件的透过率为 Pi ,粒子
通过这些部件组成的取样系统时 ,其总透过率 Pt
式中 , h为直管段相对于水平方向的方位角 (见图 为:
1)。h= 0°时 ,相应于水平取样管 ; h= 90°时 ,相应 于垂直取样管。 其余各量分别为:
对烟囱取样来说 ,为了取得有代表性的、真正 有意义的样品 ,烟囱中的取样位置设计是至关重
① 收稿日期: 2003-09-21 作者简介: 卢正永 ( 1941- ) ,男 , 1965年毕业于兰州大学核物理专 业 ,研究员。
— 8—
核设施气载放射性排放物取样的管道损失 卢正永
要的 ,这已在文献 [1 ]中给予了介绍。另一个最受关
卢正永 (中国辐射防护研究院 ,太原 , 030006) Lu Zheng yong ( Chi na Insti tute fo r Radi atio n Pro tecti on, Taiy uan, 030006)
摘 要 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。 关键词: 管道损失 透过率 计算软件 管道损失监测 中图分类号: X 837 文献标识码: A 文章编号: 1004-6356( 2004) 02-0008-06
图 1 取样系统示意图
分别称为粒子的弛豫时间和偏移 (升举 )时间 ,是 表征粒子所受粘滞阻力和气流举力的量 , s; Cc 为 坎宁安修正因子:
2. 1. 1入口损失 对烟囱排放流中的气溶胶粒子进行取样时 ,
气溶胶粒子首先被吸进取样管嘴。 粒子进入管嘴 入口的瞬间 ,由于粒子受到的曳力和举力作用 ,将
( 2.
1)
按下式估算:
Pb = ( 10- 0. 963 Stk ) [ si n( 90°+ h) ]3. 5 ( 3)
式中 , h为取样管相对于水平方向的方位角 (见图
1) , ( 90°+ h)即为弯管的倒向角 ( h≤ 90°适用 ) ;
Stk 为粒子的斯托克斯数 [3, 4 ]:
Stk =
的弯头 (弯管 )时 ,在发生曲线运动的过程中 ,除上
考虑了非等速取样校正 ,对总透过率应乘上
述运动机制外 ,还因其惯性撞击而损失在弯管内 A (也可对入口透过率 Pp 乘上 A ) ,总透过率则
2 管道损失的估算方法
管道损失估算应有充分的物理基础 ,也应有
Pp = 1 -
176. 90( 1+ Fr =
L Fr
)-
9.
R 19 0. s
559
Re-
0.
216
u
2 t
gum /ut
=
u
3 t
gu m
( 1) ( 1. 1)
相关的实验依据 ,其中相当多的计算公式都是根 据实验数据总结的经验公式。 只有充分了解管道 损失的物理基础和相应的计算公式 ,才可能对管 道损失做正确估算和评价。 2. 1管道损失的组成
( RcosT- 1)