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核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。 相似文献
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核设施气载流出物取样代表性的优劣,决定着对环境监测和辐射安全评价的准确性。应用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法,根据新版ISO 2889标准《核设施的烟道和通风管道中的放射性物质取样》中对取样位置的要求,对某核设施排气系统的流场进行了数值模拟并分析了不同取样位置的取样代表性。指出现有取样位置选取不尽合理的结论,通过对模拟结果进行分析,确定了合理取样位置,从而可以有效地监测放射性气载流出物的核素活度浓度,为辐射环境影响评价提供科学数据支持。 相似文献
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氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(10%)。 相似文献
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日本核电站温排水对环境影响的评价 总被引:2,自引:0,他引:2
李海珠 《核工程研究与设计》2007,(1):14-17
目前我国运行及在建核电站属于三类、四类功能区,海水水质应满足GB3097—1997(海水水质》标准中“人为造成的海水温升不超过当时当地4℃”的要求。本文通过介绍日本核电站温排水评估的过程及评价体系、温排水影响的评估程序、电站温排水排放的方式、环境评价的标准和温排水对海洋生物的影响研究,以便了解我国核电站温排水对环境的影响。 相似文献
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CFR600堆芯反应性控制和停堆仅使用控制棒,其价值计算的准确性对核设计至关重要。CFR600核设计计算中,组件使用直接体积均匀化,不考虑非均匀效应。但控制棒非均匀效应较强,需进行修正。本文研究控制棒非均匀效应的群常数修正方法,推导通量权重和反应性等效方法的理论计算公式;结合细网差分程序,开发完成群常数修正计算程序CREC;对CFR600安全棒和补偿棒的12群群常数进行修正计算研究,并验证了控制棒价值非均匀修正的计算结果。通量权重和反应性等效方法的计算结果与参考值吻合较好,此两种方法均可对控制棒价值非均匀效应进行有效修正。 相似文献
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内陆与滨海核电厂的主要区别在于两类厂址的环境放射性受纳容量显著不同,使得低放废液的处理和排放成为内陆核电厂的关注点之一。本文针对AP1000,根据其标准设计分析了内陆核电厂放射性废液排放的三个主要问题:放射性、硼和表面活性剂的排放控制。分析结果表明,槽式排放口除氚外核素的放射性浓度要求和下游1 km处对受纳水体的氚浓度要求是内陆核电厂放射性废液排放的主要限制,因此必须通过增加处理工艺和依靠排放控制手段使其满足标准要求。硼和表面活性剂均是第二类污染物,在通过非放工业废水稀释和限制放射性废液排放流量的情况下,可以满足污水排放要求。 相似文献
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聚变-裂变混合堆程序开发及验证 总被引:2,自引:2,他引:0
针对聚变-裂变混合堆设计研究中原有燃耗计算程序MONK9A耗时长等问题,利用MCNP和SCALE5.1程序包中的Origen-s程序开发出1套可用于先进反应堆设计的燃耗耦合程序MOCouple-s.选取了压水堆燃耗基准题、ADS基准题对MOCouple-s程序进行了验证,结果表明,MOCouple-s程序关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量结果和其他程序的计算结果符合良好,且在某些计算结果、参数设置、自动化执行等方面优于国内外类似程序.利用MOCouple-s程序对MONK9A程序在混合堆燃耗计算上的适用性进行了验证,结果差别不大,证明MONK9A程序用于混合堆初步研究设计得到的燃耗计算结果是可靠的. 相似文献