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实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8 400 m3,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×105 Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9 %。 相似文献
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本文调研分析压水堆核电厂液态流出物中排放55Fe的来源、排放的统计参考值和55Fe的分析方法,提出开展核电厂液态流出物中55Fe监测的建议。统计分析了美国41座压水堆核电厂在2005~2017年液态流出物中55Fe的排放量,其发电量归一化排放量的几何平均值范围为5.18×10-6~8.14×10-5 GBq/GWh,所有压水堆电厂液态流出物中55Fe排放量的几何平均值为1.52×10-5 GBq/GWh,各年度55Fe排放量在液态流出物中占比在12%以上,排第1至第4位。根据我国典型压水堆核电厂液态流出物排放体积,估算了液态流出物中55Fe的排放浓度,约10.7 Bq/L。建议推进核电厂液态流出物中55Fe监测方法的建立和完善。通过对55Fe监测方法的调研,推荐采用固相萃取树脂的快速分析方法。 相似文献
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压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究 总被引:1,自引:1,他引:0
压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。 相似文献
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我国燃煤电厂气载流出物的辐射影响 总被引:8,自引:6,他引:2
本文估算了我国燃煤电厂生产单位电能(1GWa)由气载流出物排入大气的铀系、钍系和~(40)K放射性核素的归一化排放量,及由此产生的最大个人归一化年有效剂量当量De和对周围80km范围内居民的归一化集体有效剂量当量负担M~c。根据对24省(自治区)563个煤样中天然放射性核素含量测定结果的按产量加权均值,并假定:生产1GWa电能的耗煤量为3×10~9kg,飞灰占总灰渣的重量比为85%,集尘效率为90%,富集因子除~(210)Pb和~(210)Po为2外,其余核素为1;估算得~(238)O、~(232)Th、~(210)Pb和~(222)Rn的归一化排放量分别为9.18、7.65、18.4和108GBq/GWa。D_e和M~c的估算,分别采用我国核工业三十年辐射环境质量评价的剂量学模式和UNSCEAR1982年报告附件U中的模式,结果分别为51.5μSv/GWa和54人·μSv/GWa秦山核电厂在正常极限工况下D_e和M~c分别为57μSv/GWa和3.7人·Sv/GWa。计算结果还表明:照射的关键途径是吸入,关键核素是~(232)Th. 相似文献
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During the operation of nuclear power plant (NPP), gaseous radioactive effluent discharges into the environment via the stack, and some of them will deposit and accumulate in the environment. In this paper, 3H, 14C and 88Kr/88Rb, 60Co, 131I and 137Cs were selected as the representative nuclides to analyze their environment accumulation effect. The result reveals the environment accumulation effect of representative nuclide. Accumulative concentrations of most nuclides are less than 0.1 Bq/kg, while those of 3H and 14C are slightly high, which are 2.51 Bq/kg and 2.35 Bq/kg respectively. Accumulative concentration of individual nuclide is still far less than relative criteria in EPR-RSR. Therefore accumulation of these nuclides in the local environment will not affect the land reuse. The environmental concentration of aerosols shows a clear cumulative growth trend which is relevant to half-life of nuclides and their migration in the environment media. Based on this study, some recommendations are put forward for the prediction of environment accumulation effects of typical nuclide and environmental monitoring for the environmental impact assessment in China. 相似文献
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秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管.使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷由于取样管道过长(特别是水平取样管道).会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室.取消了长度为85.4m水平取样管线.取样管改为只有70.6m的垂直管.试验测试及评价结果表明:放射碘的取样校正因子可取作1.65对于放射性气溶胶.按最保守的估计.事故工况下.其校正因子最大也不可能大于1.65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作 1.1. 相似文献
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目前,燃煤发电厂对环境和公众产生的辐射影响引起了广泛关注。本文选择长江沿岸具有代表性的三家燃煤发电厂为研究对象,基于电厂气态流出物中主要放射性核素的年排放量,采用烟囱直接排放和沉降进入水体两种途径的评价方法,评估燃煤发电厂气态流出物对周围环境造成的辐射影响。结果表明:三家燃煤发电厂气态流出物排放造成80 km范围内辐射影响很小,归一化最大个人年有效剂量分别为3.02×10-4、4.32×10-5、8.50×10-5 Sv/GW;辐射剂量主要来自210Po和210Pb直接排放通过食入照射途径的贡献,远大于其进入水体及222Rn排放对剂量的贡献。由于210Pb具有相对较长的半衰期,导致其在土壤中的比活度增加;基于文中210Pb沉积浓度的分析,建议相关研究关注燃煤发电厂下风向30 km范围内210Pb的长期辐射影响。本研究结果可为类似厂址的辐射影响评价提供技术支持,为内陆核电建设中公众沟通和技术研究工作提供基础数据,也为政府相关部门的决策提供参考。 相似文献
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介绍了AP1000核电机组废水系统流出物收集箱在发生假想破裂事故后,泄漏的核素在地下水和地表水中的浓度分布的计算方法。对事故泄露的核素进行筛选,计算核素在地下水中的浓度分布,以及通过地下水进入地表水后在受纳水体中的浓度分布,并与正常运行工况下放射性液态流出物排放所致地表水中核素浓度进行了比较。结果表明,只有不被吸附且有较长半衰期的核素才可能进入地表水,而被基岩吸附的核素迁移速度都很慢,直至核素衰变殆尽,也不会迁移到核电厂厂区外。事故泄漏的核素不会使受纳水域中核素浓度有明显的增加。 相似文献
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本文以工程实例为背景,基于深度平均的平面二维数值模拟方法,对核电厂液态流出物在受纳水体中的输移扩散问题进行计算分析。计算潮位、流速及流向与实测水文测验资料吻合良好,可真实反映工程区域的水动力特性;在流场验证良好的基础上,分析余流变化对核素稀释过程的影响机制。结果表明,随着余流的增大,浓度场的影响范围逐步向余流方向偏移,对工程区浓度分布的影响显著,应在环境影响评价过程中予以关注。本文以工程实例为背景,基于深度平均的平面二维数值模拟方法,对核电厂液态流出物在受纳水体中的输移扩散问题进行计算分析。计算潮位、流速及流向与实测水文测验资料吻合良好,可真实反映工程区域的水动力特性;在流场验证良好的基础上,分析余流变化对核素稀释过程的影响机制。结果表明,随着余流的增大,浓度场的影响范围逐步向余流方向偏移,对工程区浓度分布的影响显著,应在环境影响评价过程中予以关注。 相似文献
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核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。 相似文献
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工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平. 相似文献