辐射环境影响评价方法.ppt

第9章 辐射环境影响评价方法,任何实践及工程项目建设都有自身明确的目的。但必须考虑自身与社会的可持续发展，必须妥善解决其对资源与环境的保护和开发利用之间的矛盾。进行环境评价，有助于及时、合理地协调、平稳和解决这类矛盾，实现可待续发展。,1,环境预测 是环境影响评价的核心，是对实践实行良好规划和科学管理的基础，环境影响评价应结合拟议中的实践和具体核设施项目，对一种或多种未来可能发生的情况进行预测。 环境条件处于不断变化之中。不同时期、不同地区的环境影响评价应考虑的因素和评价标准可能有所不同。,2,9.1 概述 9.1.1 环境影响评价概论 1、环境质量评价及其分类 环境质量评价是对环境素质优劣的定量评述，它按照一定的评价标准和评价方法，确定、说明和预测一定区域范围内人类活动对人的健康、生态系统和环境的影响程度。 环境质量评价根据不同的要素进行分类有各种不同的环境质量评价。 对会导致增加总的辐射照射的人类活动进行的环境质量评价称为辐射环境质量评价。,3,1）环境质量回顾评价及环境影响事后验证评价： 通过某些地区的历史资料，对某一地区环境质量发展演变进行评价； 环境影响事后验证评价是对工程设施竣工投产后的环境影响进行的系统调查和评价，目的在于检验证实原先的预测评价结论是不是正确可靠。,4,2）环境质量现状评价： 依据一定的标准和方法，针对当前情况，对一个区域内人类活动所造成的环境质量变化进行评价，为区域环境污染综合防治提供科学依据。 环境污染评价、生态评价、美学评价和社会环境质量评价,5,3）环境影响评价： 对建设项目、区域开发计划和国家某项政策实施后对环境可能造成的影响进行预测和估计，评价中不仅要研究建设项目开发、建造和运行对自然环境的影响，也要研究其对社会和经济的影响等。,6,2、环境影响评价的程序和管理 环境筛选： 凡新建或改扩建工程，由建设单位向环境管理部门上报建设计划并提出申请，由审管机构组织对拟议中项目的环境影响进行初步筛选，以便按所涉及问题的性质、潜在规模和敏感程度确定需要进行何种环境分析或评价。 工作程序： 准备阶段、正式工作阶段和报告书编制阶段,7,3、环境影响评价工作等级的划分 环境影响评价可划分为三个工作等级： 一级最为详细； 二级次之； 三级较简略。,8,4、环境影响评价大纲的编制 评价大纲一般包括的内容有： 总则； 建设项目概况； 地区环境简况； 建设项目分析的内容与方法； 环境现状调查； 环境影响的预测和评价； 评价工作成果清单，拟提出的结论和建议的内容； 评价工作的组织和计划安排； 经费概算。,9,9.1.2 辐射环境影响评价概论 1、评价范围与评价子区 评价范围：核燃料循环系统、核电厂、向环境排出放射性污染物的实验室等。 评价子区：是在评价范围内按一定的半径距离划同心圆，再按16个方位划分扇形区，两相邻同心圆与两相邻方位线围成的小区域作为评价子区。,10,2、关键人群组、关键核素和关键途径 关键人群组： 每一个评价子区内的公众成员可按性别和年龄进行一步划分为若干人群组，当某一个人群组的人均受照剂量大于整个受照群体中所有其它人群组时，则该组为关键人群组。,11,关键核素： 某一给定实践或源向环境释放的各种放射性核素中，就其对人的照射而言，其中某一种核素的剂量贡献最大而具有更为重要的意义时，它为关键核素。 关键照射途径： 某一给定实践或源涉及的对人照射的各种途径中，其中某一种照射途径所致剂量贡献最大而具有更为重要的意义时，它为关键照射途径。,12,3、评价的基本剂量标准和指标 基本剂量标准： 一般公众限值为1mSv·a-1，关键人群组限值为0.25mSv·a-1。 评价指标： 辐射环境影响评价采用的基本剂量评价指标为关键人群组的人均年有效剂量和评价范围内整个受照群体公众的集体有效剂量。,13,4、评价方法 原则：辐射照射降低到可合理达到的尽可能低的水平。 剂量控制：以模式计算为主估算正常工况和事故工况下的关键人群组人均年有效剂量和整个受照群体的集体有效剂量。,14,4、报告书的编写 概述； 基础资料； 源项； 环境监测； 剂量评价； 评价结论和建议。,15,9.2 环境辐射剂量的估算与评价 9.2.1 环境辐射剂量估算的整体模式 采用一些合理的假设构成的模式近似地表征放射性核素向环境释放的源项特征等。 其模式有： 源项模式； 环境输运和迁移模式； 生物链转移模式； 人体代谢模式； 剂量估算模式。,16,9.2.2 常规释放所致公众受照剂量的估算 1、空气浸没外照射剂量的估算 因气载流出物常规连续释放而弥散分布于空气中的β、γ放射性核素可对在地面上的人造成浸没外照射。长期边续照射条件下，公众成员的浸没外照射年有效剂量为： 2、地面沉积外照射剂量的估算 长期连续照射条件下，公众成员的地面外照射年有效剂量为：,17,3、内照射剂量估算 食入内照射剂量的估算 一年内经饮水或食物途径摄入某种放射性核素后，在其一生中导致的待积有剂量为： 吸入内照射剂量的估算 一年内吸入途径摄入某种放射性核素后，在其一生中导致的待积有剂量为：,18,9.2.3 事故释放所致公众受照剂量的估算 放射性流出物的事故释放大体可分为两种情况：瞬时释放或环境条件基本不变的短期释放；连续释放，可能是接近均匀的连续释放，可能是非均匀的连续释放。 主要有： 烟外照射剂量的估算； 吸入体内照射剂量的估算； 地面沉积外照射的估算； 食入内照射剂量的估算等。,19,9.2.4 公众受照剂量的评价 1、个人剂量的评价 根据剂量估算模式，对个人剂量进行评价。若有m种放射性核，j条照射途径则： 2、集体剂量的估算与评价,20,9.3 辐射环境的健康危害评价和风险评价 9.3.1 辐射环境的健康危害评价,21,22,第10章 放射性废物管理和核设施退役,整个核燃料循环系统、核能生产及放射性物质在国民经济各领域中的应用，都会产生放射性废物。流出物排放控制和固体废物的安全处置，既是放射性废物管理的终点，又是辐射环境管理的起点。 广义的放射性废物管理还包括核设施退役与环境恢复的有关作业。,23,10.1 放射性废物管理的目标和原则 10.1.1 放射性废物的分类和特点 1、放射性废物的分类 IAEA推出放射性废物安全标准提出了关于放射性废物分类的最新建议，我国依此制订了废物分类标准GB9133-1995。 按最终处置的要求分类、按处置前管理要求分类、按放射性废物的非定量分类。 2、放射性废物的特点 特点是其衰变性。,24,闭式核燃料循环示意图,25,,,开式核燃料循环示意图,26,10.1.2 放射性废物管理的目标和原则 1、目标 防止废物中所含的放射性核素以不可接受的量释入环境，使公众和环境在当前或未来都能免受任何不可接受的辐射危害，使之保持在许可水平以下和考虑了经济和社会因素之后可合理达到的尽可能低的水平。 2、原则 放射性废物管理以安全为目的，以处置为中心。,27,10.1.3 放射性废物管理的基本步骤,28,29,废物处理的几个概念 1、去污比： 净化系数—DF 处理前后废物中所含核素浓度或比活度的比值。,30,2、去污效率K 处理过程废物中所含核素总活度的去除百分率，可用比活度及浓度来表示：,31,3、减容比(体积浓缩倍数) 处理前废物体积与处理后浓缩物体积之比值：,32,10.2 放射性废水的管理 在铀矿开采、水冶、精制和235U的浓集，燃料元件的制造等一系列活动中，都有放射性废水的产生。 工农业生产中使用的一些放射性物质也会产生一些放射性废水等。 除乏燃料后处理第一循环其残液为高放射性废水外，一般为中、低放射性废水。,33,10.2.1 中、低放射性废水的净化处理 1、贮存衰变 有些放射性核素的半衰期较短，如医学上常用的32P、131I等，反应堆中运行产生的某些裂变产物如93Y、133I等，这类放射性废水在贮槽中存放一段时间，它的放射性活度会降到一个很低的水平，然后进行排放，不会对环境产生较大的污染。,34,2、絮凝沉淀和过滤 放射性核素及其它污染物质，常以悬浮固体颗粒、胶体或溶解离子状态存于废水中，除大颗粒的会自行产生沉积处，其余的都要往其中加入絮凝剂，常用作絮凝剂的有明矾、石灰、铁盐、磷酸盐等。废水中的酸碱度对絮凝的影响很大。 根据需要可调节其pH值，使之产生絮凝沉淀，然后过滤沉淀，减少污染。,35,3、离子交换 废水中的放射性物质以离子状态存在，要想除掉它们必须采用离子交换法。离子交换有阳离子交换和阴离子交换两种，根据所要交换的放射性物质的离子状态而选用相应的离子交换树脂，进行离子交换，从而减少废水中的放射性物质。,36,4、蒸发 废水在蒸发器内加热沸，水分逐渐蒸发，除挥发性放射性核素处，其它的放射性物和杂质都留在浓缩液中，经固化后，便于放射性物质的废物管理。,37,5、电渗析与反渗透 电渗析装置采用的选择性渗透膜是一类离子交换膜。在电解质溶液中，阳离子交换膜上的活性基团发生电解，其正电荷扩散到溶液中，膜上形成负电场，因此，可以吸附溶液中的阳离子而排斥阴离子，在外电场的作用下可使阳离子通过从而使之与母液分离。反之可分离阴离子。根据放射性物质在废水中所呈的电性而选择相应的渗透膜，来分离放射性物质。 反渗透装置采用的醋酸纤维膜是一类半渗透膜，利用这一原理来分离放射性核素。,38,10.2.2 低放射性废水的排放 低放射性废水经净化处理后，应排入专设的排放槽，根据主工艺参数和取样测量结果，确定槽内废水所含核素的种类、总量和浓度等参数。 1、向地面水体排放的控制原则 各类核素的排放总量不应超过相应的归一化排放量管理限值，根据审管机构核准的对核设施废水排放规定的剂量管量限值，确定废水的许可排放量限值。,39,2、免管排放的控制原则 当废水中含有多种放射性核素时,免管排放应按下述原则控制： 每月排放的各种核素的总活度应满足 ： 一次排放的活度不超过1×107Bq，且满足：,40,10.2.3 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。 要采取多重屏障等5项措施。,41,10.2.4 放射性废物的固化或固定 拟固定或固化废物包括中、高放射性浓缩液，中、低放射性泥浆，废树脂，水过滤器芯子等。 1、废物的脱水减量 离心机等都可以用于泥浆的脱水减容，浓缩液常用流化床干燥器进行干化。 2、中低放射性废物的固化 有水泥固化和沥青固化等。 3、高放射性废液的玻璃固化 玻璃固化具有良好的抗浸出、抗辐射和抗热性能。但技术复杂，成本高。,42,10.3 气载放射性废物的管理 10.3.1 气载放射性污染物的分类 铀矿开采及水冶所带来的矿粉、222Rn及其子体气溶胶； 反应堆的裂变产物等。,43,10.3.2 粉尘与气溶胶的分离 1、除尘 分三个阶段： 粗净化，经这一级净化，除去粒径大于60μm的粉尘，常用的装置为降尘室和旋风分离器； 中净化，除去粒径在10~60μm的粉粒，常用泡沫除尘器； 细净化，除去粒径小于10μm的粉粒，常用布袋、填料及油过滤器。,44,2、气溶胶的过滤 放射性气溶胶颗粒的平均几何直径为0.02~0.7μm，且质量很小，通常为10-3mg·m-3量级，大部分低效过滤器对这样的物质的效率为5%左右，通常空气调节与通风系统中使用的性能最好的过滤器，对它能达到80~85%。 最有效的过滤器为高效率微粒空气(HEPA)过滤器，能达到99.9%。,45,10.3.3 碘同位素和放射性气体的去除 去除的方法有： 活性炭吸附器； 活性炭滞留床； 液体吸收装置； 低温分馏装置等。,46,10.3.4 气载废物排放的控制管理 气载放射性废物的排放理论上也应按相关的公众剂量上界EUB导出的年排放量上界进行控制管理，但由于它极难监测，常监测公众生活环境中气载放射性核素的年平均浓度。,47,10.4 固体放射性废物的管理 铀矿的矿碴，反应堆乏燃料元件等，它们各有其特点。 10. 4.1 固体放射性废物的去污和处理 1、表面去污 利用去污剂对受放射性污染的固体物质进行擦拭，降低其表面污染。 2、减容 可燃性废物可通过焚烧进行减容，松散的固体废物可通过压缩进行减容。,48,10. 4.2 固体放射性废物的包装、贮存和运输 这三个环节，应严格按照有关规定进行动作。 10. 4.3 固体放射性废物的处置 1、铀、钍矿冶的废物处置： 回填或进行尾矿库等。 2、中、低放射性固体废物的处置： 经包装后可采用近地表处置或地质处置等。 3、高放射性固体废物的处置： 经一定时期的贮存后，将放置在地表以下几百米深处稳定地质层中的处置库中作永久性保存。,49,10.5 核设施退役 10.5.1 退役 制定退役方案，对污染物进行分处理，处进理后的物品按规定进行分类保管使用，放射性废物按规定进行处理。,50,10.5.2 核设施退役过程 1、退役目标 核设施退役主要的安全目标是控制设施关闭后可能存在的放射性及非放射性潜在危险，保护环境和公众的健康，并限制其对后代可能造成的负担。,51,2、退役深度 根据核设施退役后所达到的实际状态，相应的监控要求及场地的可利用程度，退役深度可分为3级。 一级退役：核设施就地有监督地全部封存； 二级退役：核设施部分封存； 三级退役：污染的设施去污，清污至可接受的水平或核设施全部拆除等。,52,核设施退役深度的确定应充分考虑1~7条的有关因素。 3、退役的准备 初步调查、进行环评、编制退役计划等。 4、退役废物的管理 表面去污、处理和整备、包装运输和处置等。,53,10.5.3 核设施退役的环境管理 1、核设施退役的环境管理程序 运行单位先向国家有关部门提交退役申请并提交退役计划和初步环境影响报告书，主管部门审批，提交实施过程中报告等。 2、退役过程中的环境管理标准 退役过程中环境管理的主要目标是控制退役作业产生的放射性及非放射性流出物向环境的释放。,54,每座核电厂退役向环境释放的放射性物质对公众成员造成的年有效剂量不应超过0.25mSv，其中气载流出物所致的剂量不应超过0.1mSv。退役作业事故对公众造成的照射剂量则按运行事故的剂量限值控制，一次事故 所致的有效剂量不得超过5mSv，甲状腺剂量不超过50mSv。 3、核设施退役的辐射环境影响评价 核设施退役环境影响报告的内容有：厂址与环境状态等5条。,55,