海南核电站为何选址在昌江？

　　昌江将建核电站焦点问题解答

　　南海网7月29日消息(本网记者王晓灵)核电站安全吗?对环境有什么影响?能给当地带来多少经济效益?日前，海南昌江核电项目已获准开展前期工作，这标志着该项目进入了实质性操作阶段，但仍有不少人对核电站心存疑虑。针对民众所关心的焦点问题，有关负责人进行了一一解答。

　　为什么说核电是清洁能源?

　　煤、石油、天然气等化石燃料的燃烧排放大量的二氧化碳、二氧化硫、氮氧化物和飘尘

　　等，会造成大气污染。以一座百万千瓦级的煤电厂为例，一年需要燃烧煤炭3000万吨，每年所产生的二氧化碳为650万吨，二氧化硫170万吨，氮氧化物400万吨，同时还有大量粉尘、固体颗粒，对环境影响非常大。而核电站的二氧化碳、氮氧化物为零排放，很适合海南生态省的的建设和环境保护。当然核电厂有放射性物质排放，但通过专门的设置和三废治理方法，核电站的放射性排放都低于国家的排放标准。核电站每年换下的燃料原件废料首先要在水池里冷却五年，然后统一运送到处理厂进行处理、掩埋，不会在海南遗留下任何核废料。

　　核电站会不会像原子弹一样爆炸?

　　用作原子弹的核燃料铀-235的浓度必须大于90%，而压水堆核电站使用的核燃料铀-235的浓度只有3%至5%，就像高纯度白酒与低度啤酒一样，白酒酒精浓度高可以被点燃，而啤酒酒精浓度低永远不能被点燃。所以核电站不会发生核爆炸。

　　核电站建成之后能提供多少电力?

　　昌江核电项目第一期将建设2台65千瓦压水堆核电机组，这样一来可以大大缓解海南的电力短缺问题。核电是安全清洁的新能源，而且原料运输非常便利，对海南这样一个能源匮乏的省份来说非常重要。海南目前电力的总装机容量为287万千瓦，昌江核电项目能增加将近一半的电力，基本上可以满足未来的电力需要。随着海南经济的发展，电力需求量的增加，昌江核电项目还可以进行二期建设，另增2台核电机组。

　　核电站的安全系数很高，设计的风险系数为百万分之一。此外，项目设计还考虑各种因素，包括地震、海啸、台风以及军事活动、飞机航线等对核电站的影响，这方面由国家安全局主管。

　　如果发生核事故，核电站有着严密的安全措施，防治核泄漏。首先第一道屏障是核燃料元件的包壳采用优质的锆合金制造，这种合金具有很好的密封性和，在运行条件下长期封存裂变产物的能力。第二道屏障是压力容器。当发生核燃料包壳有少量破漏时，严密的压力壳将把放射线控制在一回路内，不会扩散到外界。第三道屏障是安全屏障，这是一个由一米厚的钢筋混凝土浇注成的保护壳，放射性物质也将被限制在安全范围内，无法向外环境逸散。除了这三道屏障外，现在的核电站还都采取严密的安全措施，多道屏障、纵深设防，确保万无一失。

　　核电站能为海南带来多大的经济效益?

　　核电站建成后，将有效缓解海南电力供应紧张的状况，进一步优化能源结构，为地方经济发展和环境保护提供了支持。核电是一门综合性的高科学技术，在它的设计、施工、运行过程中，将会拉动的那个地经济发展，推动当地科技文化发展，甚至对周边地区的产业、就业等经济发展做出很大的贡献。大亚湾核电站建成之后成为了一个著名景观，相信昌江核电站也会拉动的当地旅游业的发展。

　　与煤电比较，核电的一次性投入较高，核电站建成之后，一台65万千瓦核电机组每年所需要的燃料原件是20多吨，一个车皮就能满足，比同等容量的火电，交通成本小多了。而且核电站的设计寿命为60年，总体成本较低。

　　核电站建成之后给当地带来巨大的经济效益，以现有的秦山核电站为例，从建设初期，当地就开始受益，拉动了原材料、劳动力等产业的发展，对周边地区的经济、文化发展起到了推动作用。秦山核电站所在的海盐县原本是一个贫困的小渔村，现在已经跻身为全国百强县。同时核电站也能为当地提供大量税收。位于江苏连云港的田湾核电站两台机组投产后，每年将上网电量120亿千瓦时，预计2006年至2020年将上缴税收203亿余元。

　　核电站的建设对厂址的要求非常高，涉及地质、地震、水文、环境等影响因素。所选的地址要能应对各种地质灾害，包括地震、台风、海啸等。从1994年开始，中国核工业集团公司就开始在海南寻找合适的地址，挑选了6个地址作为资料储备。近年来中核集团与中国华能集团公司合作，从中进一步筛选，经过各种专题论证，最终选择了昌江。同时海南还有其他地方也适合建核电站。

本发明属于放射性废物处理处置技术领域，具体涉及一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法，目的是提供一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法。本发明采用核电厂各相关系统污染核素范围调查、报废空气过滤器主要放射性污染核素调查和金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤。该方法可以准确、高效、经济地了解过滤器金属框架中可能存在的放射性核素种类及其活度浓度，为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁解控工作提供技术支持。

本发明属于放射性废物处理处置技术领域，具体涉及一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法。

我国核电厂每年都会产生有相当数量的报废空气过滤器，由于其仅受到轻微放射性污染，放射性污染水平较低，产生的金属框架具有再利用价值。其中大部份金属框架可依据解控要求，从放射性废物监管体系中分离，作为一般物料进行再利用。通过报废空气过滤器金属框架清洁解控操作，能够减小放射性废物量，促进废物的再循环和再利用，降低核电厂放射性废物管理成本，提高核电厂的经济效益。

然而我国放射性废物管理领域中，清洁解控工作正处在发展和完善阶段，国内目前尚没有针对核电厂产生的报废空气过滤器的具体、可行的清洁解控方法。清洁解控过程中，需对报废空气过滤器金属框架的辐射源项进行调查，以保证金属框架辐射水平的准确测量和表征。为充分了解过滤器金属框架中的辐射源项，包括其中可能存在的放射性核素种类及其活度浓度，需对报废空气过滤器金属框架的辐射源项进行调查，为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁解控提供技术支持。然而,目前尚没有用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法的相关报道。

本发明的目的是解决现有杂物滤网维修不便、工期长、施工风险大、施工环境恶劣、经济性差的问题，提供一种分体拼接式杂物滤网。

一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法，包括如下步骤：

第一步：核电厂各相关系统污染核素范围调查；

第二步：报废空气过滤器主要放射性污染核素调查；

第三步：金属框架中放射性污染核素的调查与验证。

如上所述的核电厂各相关系统污染核素范围调查步骤，收集核电厂相关资料，确定污染核素范围。

如上所述核电厂各相关系统污染核素范围调查步骤，具体包括如下步骤：

收集核电厂环境影响报告和最终安全分析报告中有关气载放射性流出物主要放射性核素资料，核电厂报废空气过滤器型号、空气过滤器来源、核电厂相关的运行历史及事件、与待解控报废空气过滤器相关系统的气态流出物监测资料；

(2)确定污染核素范围；

对第一步步骤(1)收集到的相关资料进行综合评价；将设计和评价资料与实际监测资料相结合，找出核电厂气载流出物中主要核素范围，具体从《可免于辐射防护监管的物料中放射性核素浓度活度》中所列的核素谱中选择；再按照核电厂报废空气过滤器产生的各通风系统由核电站实际运行情况有针对性地给出放射性污染核素的范围。

如上所述的报废空气过滤器主要污染核素调查步骤，选取报废空气过滤器调查对象，进行取样，测量样品中滤材中核素活度浓度，筛选主要污染核素。

如上所述的报废空气过滤器主要污染核素调查步骤，具体包括如下步骤：

按照报废空气过滤器来源于核电厂的各个通风系统，使用便携式γ剂量率测量报废空气过滤器外表面γ剂量率，选取外表面γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的报废空气过滤器；

将第二步步骤(1)选取的报废空气过滤器金属框架进行拆解，取其内部少量γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的污染滤材样品，用塑料封口袋取样并做好标号标识；

(3)测量滤材中核素活度浓度测量；

将第二步步骤(2)获取的空气过滤器内部滤材样品准确称量后，放入样品盒内，使用高纯锗γ谱仪，定量测量样品中放射性核素的活度浓度；

(4)筛选主要污染核素；

按照报废空气过滤器来源于不同的系统，将核电厂各通风系统产生报废空气过滤器内部滤材的核素测量结果进行分析；以测量样品中各种核素的活度浓度与其样品总活度浓度的比值大小为标准，选取核素的活度浓度与其样品总活度浓度的比值大于10％的核素，作为滤材中的主要污染核素。

如上所述的金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤，选取金属框架样品，制取样品，验证金属框架中放射性污染核素。

如上所述的金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤，具体包括如下步骤：

分别对金属框架表面污染测量值高于0.8Bq/cm2的部位进行标识并取样，制成标准钢屑样品，单个样品质量为20～200g，用取样瓶封装并做好标记；

准确称取10～20g第三步步骤(1)获取的钢屑样品，用硝酸和盐酸的混合酸进行溶解；将样品溶解装置置于通风橱中，将钢屑样品加入溶解装置，分多次加入混合酸，每次滴加3～5mL，并连续搅拌，待样品完全溶解后，放置冷却至室温；将钢屑样品溶液完全转移测量瓶中并定容，按照钢屑样品编号进行标记；

(3)验证金属框架中放射性污染核素；

使用高纯锗γ谱仪准确测量第三步步骤(2)制取的样品中放射性核素的活度浓度，对报废空气过滤器金属框架中放射性污染核素进行验证。

如上所述的硝酸和盐酸的体积比为1:3。

本发明的有益效果在于：

本发明采用核电厂各相关系统污染核素范围调查、报废空气过滤器主要放射性污染核素调查和金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤，可以准确、高效、经济地了解过滤器金属框架中可能存在的放射性核素种类及其活度浓度，为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁解控工作提供技术支持。

图1是本发明的一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法的流程图。

下面结合附图和实施例对本发明的一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法进行进一步的介绍。

如图1所示，一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法，包括如下步骤：

第一步：核电厂各相关系统污染核素范围调查；

收集核电厂相关资料，确定污染核素范围。具体包括如下步骤：

收集核电厂环境影响报告和最终安全分析报告中有关气载放射性流出物主要放射性核素资料，核电厂报废空气过滤器型号、空气过滤器来源、核电厂相关的运行历史及事件、与待解控报废空气过滤器相关系统的气态流出物监测资料。

(2)确定污染核素范围；

对第一步步骤(1)收集到的相关资料进行综合评价；将设计和评价资料与实际监测资料相结合，找出核电厂气载流出物中主要核素范围，具体从(GB )《可免于辐射防护监管的物料中放射性核素浓度活度》中所列的核素谱中选择；再按照核电厂报废空气过滤器产生的各通风系统由核电站实际运行情况有针对性地给出放射性污染核素的范围。

第二步：报废空气过滤器主要污染核素调查；

选取报废空气过滤器调查对象，进行取样，测量样品中滤材中核素活度浓度，筛选主要污染核素。具体包括如下步骤：

按照报废空气过滤器来源于核电厂的各个通风系统，使用便携式γ剂量率测量报废空气过滤器外表面γ剂量率，选取外表面γ剂量率水平明显高于环境本底辐射水平的报废空气过滤器。

将第二步步骤(1)选取的报废空气过滤器金属框架进行拆解，取其内部少量γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的污染滤材样品，用塑料封口袋取样并做好标号标识。

(3)测量滤材中核素活度浓度测量；

将第二步步骤(2)获取的空气过滤器内部滤材样品准确称量后，放入样品盒内，使用高纯锗γ谱仪，定量测量样品中放射性核素的活度浓度。

(4)筛选主要污染核素；

按照报废空气过滤器来源于不同的系统，将核电厂各通风系统产生报废空气过滤器内部滤材的核素测量结果进行分析。以测量样品中各种核素的活度浓度与其样品总活度浓度的比值大小为标准，选取核素的活度浓度与其样品总活度浓度的比值大于10％的核素，作为滤材中的主要污染核素。

第三步：金属框架中放射性污染核素的调查与验证；

选取金属框架样品，制取样品，验证金属框架中放射性污染核素。具体包括如下步骤：

分别对金属框架表面污染测量值高于0.8Bq/cm2的部位进行标识并取样，制成标准钢屑样品，单个样品质量为20～200g，用取样瓶封装并做好标记。

准确称取10～20g第三步步骤(1)获取的钢屑样品，用硝酸和盐酸(体积比为1:3)的混合酸进行溶解；将样品溶解装置置于通风橱中，将钢屑样品加入溶解装置，分多次加入混合酸，每次滴加3～5mL，并连续搅拌，待样品完全溶解后，放置冷却至室温；将钢屑样品溶液完全转移测量瓶中并定容，按照钢屑样品编号进行标记。

(3)验证金属框架中放射性污染核素；

使用高纯锗γ谱仪准确测量第三步步骤(2)制取的样品中放射性核素的活度浓度，对报废空气过滤器金属框架中放射性污染核素进行验证。

下面，结合某核电厂的具体实施例对本发明的方法进行更进一步的描述。

第一步：核电厂各相关系统污染核素范围调查；

收集核电厂环境影响报告和最终安全分析报告中有关气载放射性流出物中主要放射性核素资料，核电厂报废空气过滤器型号、空气过滤器来源、核电厂相关的运行历史及事件、与待解控报废空气过滤器相关系统的气态流出物监测资料，调查放射性污染核素的范围。

某核电厂最终安全分析报告中关于气载放射性流出物中放射性核素见表1，气态流出物监测资料中放射性核素见表2。由于报废空气过滤器已于废物库中暂存较长的时间，因此，污染核素调查时不考虑短半衰期的核素。对相关的资料进行综合分析与评价，某核电厂报废空气过滤器主要放射性污染核素范围调查结果见表3。

表1某核电厂最终安全分析报告关于气载放射性流出物中放射性核素

表2某核电厂气载放射性流出物监测资料中的放射性核素

表3某核电厂报废空气过滤器中主要污染核素范围

第二步：报废空气过滤器主要放射性污染核素调查；

按照报废空气过滤器来源于核电厂的各个通风系统，使用便携式γ剂量率测量报废空气过滤器外表面γ剂量率，选取外表面γ剂量率水平明显高于环境本底辐射水平的报废空气过滤器，将选取的报废空气过滤器金属框架进行拆解，取其内部少量γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的污染滤材样品，用塑料封口袋取样并做好标号标识。其滤材的辐射测量结果见表4。将空气过滤器内部滤材样品准确称量后，放入样品盒内，使用高纯锗γ谱仪，定量测量样品中放射性核素的活度浓度。

表4某核电厂报废空气过滤器滤的辐射材测量结果

按照报废空气过滤器来源于不同的系统，将核电厂各通风系统产生报废空气过滤器内部滤材的核素测量结果进行分析。以测量样品中各种核素的活度浓度与其样品总活度的比值大小为标准，选取核素的活度浓度与其样品总活度的比值大于10％的核素为滤材中的主要污染核素。某核电厂报废空气过滤器滤材样品中放射性核素测量结果见表5，滤材中放射性核素组成与表3中的核素范围基本一致，其中放射性活度占总活度的比值较大的核素，即为主要污染核素。某核电厂A系统中的主要污染核素包括⁵¹Cr、⁵⁴Mn、⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Zr、⁹⁵Nb、^110mAg；B系统中的主要污染核素包括⁵¹Cr、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、¹²⁴Sb、¹²⁵Sb、¹³⁷Cs。

表5某核电厂报废空气过滤器滤材样品中放射性核素测量结果

第三步：金属框架中放射性污染核素的调查与验证；

选取γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的金属框架，分别对金属框架表面污染测量高点标识部位进行取样，测量结果见表6。将其制成标准钢屑样品，单个样品质量为20～200g，用取样瓶封装并做好标记。

表6某核电厂报废空气过滤器金属框架γ剂量率及β表面污染测量结果

准确称取10～20g钢屑样品，用硝酸和盐酸(体积比为1:3)的混合酸进行溶解；将样品溶解装置置于通风橱中，将钢屑样品加入溶解装置，分多次加入混合酸，每次滴加3～5mL，并连续搅拌，待样品完全溶解后，放置冷却至室温；将钢屑样品溶液完全转移至测量瓶中并定容，按照钢屑样品编号进行标记。

使用高纯锗γ谱仪准确测量样品中放射性核素的活度浓度，对报废空气过滤器金属框架中放射性污染核素进行验证测量。测量核素种类按照表3中的核素范围进行,测量结果见表7。报废空气过滤器金属框架样品中，被检出核素如4Mn、58Co、60Co、95Zr、110mAg、14C、3H等均在表3和表5所列的核素范围内；未检出核素的活度浓度均小于其探测下限值(LLD)，由此可证明利用本源项调查方法能够顺利实现金属框架中放射性核素的源项分析。

表7某核电厂报废空气过滤器金属框架中放射性核素活度

本发明采用核电厂各相关系统污染核素范围调查、报废空气过滤器主要放射性污染核素调查和金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤，可以准确、高效、经济地了解过滤器金属框架中可能存在的放射性核素种类及其活度浓度，为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁解控工作提供技术支持。