气载流出物的健康危害评价

核工业理化工程研究院（以下简称理化院）是一个从事铀同位素分离研究的机构，位于天津市区边缘，院区周围居民人数日益增加，公众对其附近的环境质量越来越重视。理化院对环境的影响主要来自气载流出物的排放。工艺排放物为天然铀、氟；燃煤排放物主要为ＴＳＰ、ＳＯ２、...     

我国燃煤电厂气载流出物的辐射影响

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.     

确定核电厂气载放射性流出物排放限值的设计方法研究

为了使核电厂的气载放射性流出物排放所致环境公众辐射剂量满足法规标准要求,本文从辐射防护剂量限值、大气污染物扩散规律及核电厂源项特点等方面考虑,通过实例分析,探讨了确定核电厂气载放射性流出物排放限值(排放率、排放浓度、地面浓度限值)的设计方法,提出了限值的建议值,并与已有核电厂的气载流出物排放报警阈值进行了验证,确认了方法的合理性。     

放射性气载流出物取样代表性分析

为获取核设施放射性气载流出物单点连续监测取样位置,提出基于随机轨道模型(DRW)的气-固多相湍流耦合方法求解代表性取样区域。借助k-epsilon湍流模型模拟连续相,并引入离散颗粒模型(DPM)模拟离散相,建立基于DRW模型的排风管道内流道气-固多相湍流耦合计算模型,计算了核设施气载流出物在管道内流道流场分布规律,分析了内流道流体气旋角、气流速度、示踪气体浓度、气溶胶粒子浓度与管道高度间的关联关系。分析结果表明,随着截面高度的增加,气旋角、气流速度变异系数(COV)、示踪气体浓度COV及示踪气体浓度最大值与平均值的偏差逐渐降低并趋于稳定,气溶胶粒子浓度COV在截面6与截面8满足取样代表性要求;基于计算流体动力学方法可快速地确定出代表性取样位置,为气载流出物单点取样现场试验提供了理论参考依据。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6%降至1%,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6％降至1％,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

基于CFD方法的核设施气载流出物取样代表性研究

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。     

核设施气载放射性流出物取样新标准的分析与应用

介绍了新版标准ISO 2889-2010《核设施的烟囱和通风管道中的放射性物质取样》产生的背景和主要内容,该标准推荐在气体充分混合的区域,采用单嘴取样器,对核设施气载流出物进行取样,同时要求取样系统对空气动力学直径为10μm的气溶胶粒子的传输比不小于50%,这与旧版标准的要求产生了较大变化。将该标准与相应的美国国家标准进行了对比分析,同时讨论了新标准的实施方法和应用现状。     

后处理设施气载流出物中129I的监测和监管

鉴于我国后处理设施气载流出物中1291将给公众和环境带来长期辐射风险,分析了目前可用于气载流出物放射性监测的129I收集、测量方法,介绍了我国与后处理设施气载流出物中129I排放相关的监管要求,并对未来后处理设施气载流出物中129I监测、监管工作的开展提出了建议.     

M310改进型核电厂放射性流出物排放监测

核电厂放射性气态流出物是通过核电厂烟囱向环境排放,放射性废水通过核电厂废水排放渠向受纳水体(如大海、河流、湖泊)排放,此外还可能通过车辆或人员从核电厂带出少量污染物。为对上述排向环境的废物进行严格管理和控制,设计了核电厂放射性流出物监测设备。M310改进型核电厂对放射性物质向环境的释放管理和控制是严格的,安全的。     

基于GMFAC的核电厂蒸汽发生器水位优化控制

针对蒸汽发生器水位"虚假水位"等问题,在无模型自适应控制(MFAC)理论的基础上提出高"泛模型"无模型自适应控制(GMFAC)方法,并设计用于蒸汽发生器水位优化控制的控制器。为解决无模型自适应控制参数优化问题,采用了一种基于动物行为的群体智能优化算法——人工鱼群算法(AFSA)。为了避免陷入局部最优,提高收敛速度,同时采用一种改进的AFSA算法(PSO-AFSA),参考粒子群(PSO)算法的自身认知与群体认知行为,定义鱼群的生活行为,以提高算法的精度,达到快速获得全局最优的目标。仿真结果表明:人工鱼群算法优化后的GMFAC具有更加优良的性能指标和抗扰能力。     

核电站功率控制的问题探讨

核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。     

核动力装置冷凝器体积的优化设计

冷凝器是核动力装置中的重要设备,它的尺寸是影响核动力装置经济性和合理布置的重要因素。本文在总结冷凝器设计经验的基础上,建立了冷凝器的数学模型,并开发了相应的计算程序。在此基础上对影响冷凝器体积的设计参数进行了敏感性分析。以冷凝器总体积最小为目标函数,在所确定的约束条件下,采用复合形 遗传算法对冷凝器进行了优化设计。结果表明,参考冷凝器的设计并非最优方案,尚有较大的优化空间。也证明了该优化设计方法的可行性。本文的计算结果可为工程设计提供参考。     

核电数字化控制系统安全综述

核电站控制系统的数字化和联网化,在提高控制性能、方便操作维护的同时,也带来新的安全漏洞。特别是通用的协议、软件和设备正逐步取代原有的专用系统,这导致系统安全漏洞更容易被利用。而控制系统与现实世界直接相互作用,一旦出现安全问题,将威胁人身健康和环境安全,破坏关键基础设施,甚至危及国家安全。通过详细评述近年来数起与核电相关的控制系统安全事件,总结归纳控制系统安全的重要意义和难点问题。结合现有的研究成果,分析展望了有学术价值的研究方向。     

核电厂控制室的设计

核电厂控制室设计的目标是通过人机接口的改善,提高核电厂的安全性和可用性,降低建造和维护等费用。本文应用人因工程方法。论述了控制室的设计,以改善人机接口。     

Nuclear Power Plant Control beyond the 1980s

Designers of nuclear power plant control and instrumentation systems are being pushed by an electronics technology that currently passes through several generations of development during the time taken to design and bring a plant into production. Despite the success of existing designs and the pressure to stick to them, the rapidity with which new components become available and others drop from the suppliers' shelves, require that we give attention to system architectures that are more tolerant of this situation. A distributed data base, containing both on-line and archival information, made available to all systems of a nuclear power plant by means of a highly reliable communications medium, could form the basis for such an architecture. It could not only solve this problem of rapid component development but also provide for complete and comprehensive plant control and surveillance. The possibility of implementing such schemes in an operating plant is probably ten years away but development must begin now if the new electronics technology is to have a planned place in the architectures of the future. At the Chalk River Nuclear Laboratories a long range program is underway. It is exploiting extensive additions that were needed in the data acquisition and processing capability associated with engineering experiments in the large research reactors NRU and NRX.     

压水堆核电厂反应堆轴向功率分布控制

本文介绍了采用低维等效原理和综合法技术,研制成功的压水堆轴向功率偏移控制和负荷跟踪计算程序。该程序为我国秦山二期2×600MW 核电厂反应堆的核设计提供了急需的计算手段。程序的计算精度满足工程设计的要求。本文还利用此程序完成了该反应堆负荷跟踪计算和各种典型的运行功率瞬态分析,初步确定了该反应堆的运行控制方式和轴向功率偏移的安全保护定值。     

核电厂气载放射性物质取样和监测标准分析

本文对比分析ISO 2889—2010和ANSI N13.1—1999中核电厂气载放射性物质的取样和监测要求,同时结合国内核电厂烟囱中气载放射性物质取样和监测现状,讨论了新标准执行的难点。分析结果给出了在新标准的应用中,目前烟囱气载放射性物质取样与监测设计需关注的几点。     

福清核电烟囱气载流出物取样代表性分析与改进

对福清核电1、2号机组烟囱取样代表性进行了分析与计算,结果表明:烟囱取样位置满足标准要求,但取样系统布置存在一定的问题,导致气溶胶传输比达不到标准的要求。根据气溶胶在管道中的传输特性,结合现场实际烟囱和流出物监测仪的布置位置,本文提出了烟囱内和厂房内取样管道敷设的改进方案。通过计算,改进后的取样系统对10 μm空气动力学直径的气溶胶传输比大于50%,满足气载流出物取样代表性的要求。     

核电站控制区出入控制系统的改进和优化

核电站的控制区出入控制系统承担着人员进出控制、物件进出控制 ,防止污染扩散等重要功能。在 IRPA-1 0会议期间了解了国外核电站出入控制系统的改进和发展。通过介绍日本福岛 ( Fukushima)核电站出入控制系统的改进 ,并结合秦山核电站控制区出入控制系统的改进和优化进行比较 ,谈一些评价意见。