连云港核电厂SF_6示踪实验研究

描述了 1997 年 8 月在连云港核电厂厂址复杂地形上为求取复杂地形烟羽轨迹和扩散参数而成功进行的 10 次 SF6 示踪实验。SF6从 100 m 高气象铁塔顶部释放;取样点采用居民区面源与可能的弧线布点相结合的方法;每次采取约 50 个样品;分析采用气相色谱-电子捕获检测(GC-ECD)方法;天气分类若按 P-G 方法,C,D类天气各 5 次,若按?T-U 方法分类 10 次全为 D 类天气;采用最小二乘法求解每次示踪实验的扩散参数;并对取样时间对扩散参数的影响作了实验测定。     

滨海复杂地形核电厂址高斯烟羽模式有效性检验

本文应用在福建惠安核电厂址和江苏田湾核电厂址所作的SF6野外示踪试验结果验证了在核电厂环境影响评价中广泛应用的高斯烟羽模式的有效性。惠安核电厂址于2002年7月进行了15次SR示踪试验,其中释放高度为70m的5次、30m的6次、10m的4次,释放时大气稳定度B-C、D、E类各为5．9、1次。田湾核电厂址于1997年8月共进行了10次SF6示踪试验,释放高度皆为90m,天气类型皆为D类。对示踪试验结果分析表明,各采样点SF6地面浓度的模式计算值和示踪试验实测值在其比值为0．25至4．0范围内基本相符。     

连云港核电厂SF_6示踪实验研究

描述了1997年8月在连云港核电厂厂址复杂地形上为求取复杂地形烟羽轨迹和扩散参数而成功进行的10次SF_6示踪实验。SF_6从100m高气象铁塔顶部释放;取样点采用居民区面源与可能的弧线布点相结合的方法;每次采取约50个样品;分析采用气相色谱-电子捕获检测(GC-ECD)方法;天气分类若按P-G方法,C,D类天气各5次,若按ΔT-U方法分类,10次全为D类天气;采用最小二乘法求解每次示踪实验的扩散参数;并对取样时间对扩散参数的影响作了实验测定。     

某拟建滨海核电厂址大气扩散规律初探

本文介绍了在我国东部沿海某拟建核电厂址进行的大气扩散试验的概况和主要结果,包括现场试验和风洞模拟实验。现场试验主要有：百米气象铁塔四个高度整年风、温逐时观测;地面风场、海陆风及热内边界层的观测与分析;SF6示踪试验与湍流测量等。在现场试验基础上尝试提出了计算滨海核电厂址年均大气扩散因子的模型。该模型既考虑了向岸流与离岸流的区别,又考虑了混合层与热内边界层、混合释放与扩散参数随陆距变化等综合影响因素。     

高架排放及大粗糙地形条件下稳定度分类方法对大气扩散计算结果的影响

本文介绍在高架排放及大粗糙地形条件下稳定度分类方法对大气扩散计算结果的影响。采用五种不同的稳定度分类方法,对在西德卡尔斯鲁厄核研究中心(KfK)进行的一系列(22次)高架源(H=100m)大粗糙地形(地面粗糙长度 Z_0≈1.5m)条件下的大气扩散示踪试验数据作了统计分析。结果表明:在大粗糙地形及高架排放条件下,用高斯烟羽模式预报的归一化扩散因子与其实测值符合较好;对同一系列示踪试验数据,用不同稳定度分类方法分析处理会得出不同的弥散系数;在采用推荐的扩散参数进行环境评价时,最好使用与推荐者采用的相同的稳定度分类方法     

田湾核电厂址污染气象与扩散特征实验研究

描述了1997-08至1999-08在田湾核电厂址进行的污染气象与扩散特征的实验观测和研究在百米气象铁塔的10m,30m,70m,100m四个高度安装了风、温探头,进行了两年的逐时观测;分析了中尺度风场的一般特征、海陆风个例及其出现频率;对热内边界层进行了实验观测并给出了热内边界层高度拟合公式;描述了风洞模拟及其主要结果,应用1997年夏、冬两次的塔层湍流测量数据资料和1997年度10次中性天气的示踪实验结果,给出了该地区的各类天气的扩散参数σy和σz。应用上述实测资料估算了该地区的年均大气扩散因子和非居住区边界事故概率大气扩散因子。     

不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响

本文基于田湾核电厂址百米气象铁塔1998和1999年度两整年的逐时气象观测数据，估算了厂址实测大气扩散参数和IAEA推荐扩散参数以及不同年份气象观测数据对厂址非居住区边界(500m)16个方位的99．5％累积概率水平事故大气扩散因子的影响。分析结果表明，根据大气扩散参数实测值给出的结果是基于IAEA推荐扩散参数给出结果的3倍左右。因此，对于田湾核电厂那类复杂地形的厂址，必须采用厂址实测大气扩散参数来估算事故释放环境后果。     

野外大气扩散试验中四面体气球示踪实验的初步评价

1985年11月在瑞士北部进行了一次以探讨“冷池”条件下的扩散和湍流特征为目的的国际野外大气试验,本文介绍其中的四面体气球示踪实验的结果。一共进行了三次由雷达跟踪的四面体示踪实验,释放了10个四面体球。按多轨迹法和单轨迹法分别估算并比较了其中两次示踪实验得到的水平扩散参数σ_y,探讨了风摆效应的贡献。采用“体源模式”并结合单轨迹法估算了微弱风场不定风向条件下的扩散参数,分析了静风,弱风条件下的水平风向标准差和湍流强度。     

应用最小二乘法原理对我国天气取样候选方案的筛选与比较

在秦山核电厂址2002年逐时气象数据、SF6实测大气扩散参数以及5类天气取样候选方案的基础上,应用动态烟团模型,估算了PWR-2严重事故在近区(半径1、2、3、5km)各计算点造成的95％累积概率水平个人有效剂量与逐时滑移相应值的均方误差之和,并应用最小二乘法对结果作了分析和比较。     

田湾核电厂址事故后果评价中天气取样方案的比较研究

本文基于田湾核电厂址1998年9月1日至1999年8月31日一整年的逐时气象数据、SF6实测扩散参数和评价区(40km×40km)各网格(2km×2km)人口分布等实测资料,对依据秦山、田湾核电厂址和惠安拟选核电厂址多年逐时气象数据统计分析后提出的五个天气取样候选方案,估算了某假想事故在评价区内造成的集体剂量,得到事故集体剂量余补累积概率分布函数(即CCFD曲线)。同时应用整年“逐时滑移”事故释放起始时刻方法计算了事故集体剂量的CCFD曲线,即“标准”CCFD曲线,并将五类天气取样候选方案获得的95%累积概率水平事故集体剂量值与由“标准”CCFD曲线得到的相应值作比较。结果表明,天气取样候选方案四最佳,此方案给出的95%累积概率水平事故集体剂量与由“标准”CCFD曲线得到的相应值的相对偏差仅为3%。     

SF_6示踪检测大型容器的动态泄漏

SF6示踪技术是大型容器动态密封检测的有效方法。采用SF6示踪技术检测了一个9m3大型容器在内部炸药爆炸后各密封部位的气体泄漏率。介绍了泄漏检测实施技术,采用Kr为第二示踪剂,用以指示SF6示踪剂的爆后燃烧损失。结果表明,各检测部位的气体泄漏主要发生在爆后短时间内,泄漏率随时间的延长呈指数衰减,29h后基本平衡在10–12–10–13L/h的泄漏水平;炸药爆炸冲击波是气体泄漏的主要原因,爆后密封材料和机械密封结构基本未遭到破坏。     

复杂地形条件下大气扩散六氟化硫示踪实验研究

介绍了在复杂地形条件下为求限烟羽轨迹和扩散参数而进行的ＳＦ６示踪实验。ＳＦ６从塔顶处释放，采用居民区面源布点与可能的弧线布点相结合的方法确定取样点，气相色谱－电子捕获检测法分析样品，并用最小二乘法计算每次实验的散参数。     

田湾核电厂址大气弥散风洞实验研究

介绍了田湾核电工程复杂地形厂址地区山体对流动和扩散影响的风洞模拟实验研究方法和结果。该实验以厂址为中心应用X型热线探头探测了不同风向下的平均流和湍流结构。用乙烯示踪扩散实验法研究复杂地形污染物扩散的规律。根据实验结果建立了估算复杂地形扩散参数的经验方法,还给出了一个估算复杂地形大气扩散的模式,该模式预测结果与现场实验数据相吻合。     

回填材料膨润土阻滞性能优化研究

在膨润土中添加不同比例的石英砂和活性炭，研究它对示踪气体SF6的扩散行为和滞留能力的影响。结果表明：SF6在膨润土中扩散系数随石英砂含量的增加而变大；随活性炭含量的增加而减小。在膨润土中加入活性炭使吸附性能优化，对示踪气体扩散阻滞能力有明显的提高；添加石英砂改善其物理性能，但引起阻滞能力的下降。活性炭和石英砂的最佳配比各为5％。     

基于MADS方法和示踪试验对某核电厂址的大气扩散参数研究

根据某核电厂址的现场示踪试验采样结果,结合网格自适应直接搜索算法(MADS),比较了基于单次采样平均、单次释放平均、单次采样一次优化以及单次释放一次优化4种数据处理方法对大气扩散参数结果的影响。研究结果表明,应用该优化方法获得的计算扩散因子与测量结果总体上很相近,结果可信且能够反映厂址的大气扩散参数环境特征。基于单次采样的数据处理方法的结果可信度不如基于单次释放的数据处理结果。在基于单次释放数据的处理方法中,单次释放平均和单次释放一次优化的结果相近,优化结果均较为可信,可根据厂址其他环境特征或者从弥散结果保守性方面进行选择。     

COSINE软件包堆芯物理分析程序CORE开发与初步测试验证

堆芯物理分析程序CORE是1个少群、一维、二维、三维稳态节块法程序,用于压水堆堆芯设计和分析。COSINE软件包是大型压水堆国家重大专项软件自主化课题中的一部分,CORE是COSINE软件包的1个子程序系统,CORE第1版采用节块展开法（NEM）进行二维、三维扩散计算,采用差分法进行一维扩散计算,截面处理采用插值表的方式,燃耗计算采用带预估修正的宏观燃耗计算方法,精细功率重构采用调制方法。目前CORE的核心模块已完成,并进行了初步测试验证,结果表明其扩散求解模块基本满足功能和精度要求。     

Measurement and Analysis of Cadmium Ratios of Activation Foils in Thermal Critical Assembly (KUCA B 3/8″P36EU-NU-EU)

Abstract

To examine the applicability of foil activation technique for the estimation of neutron spectrum in a thermal reactor, Cd ratios of 8 activation foils (Au, Th, Dy, In, Mn, W, D.U. and E. U.) were measured in the void at the core center of KUCA B3/8″P36 EU-NU-EU assembly. The Cd ratios were analyzed with SRAC code system using 107 group cross sections based on ENDF/B4. To make the correction for polyethylene plates facing to the void to the calculated spectrum with 2-dimensional (r-z) diffusion model, softening factor calculated with 1-dimensional infinite slab model was introduced. This model gave almost same neutron spectrum as that without this correction. For the model which distributes atoms of Al sheath and support cylinder homogeneously into simulating materials, and using pointwise (fine group) cross sections for Au, Th, W and D.U., the calculated values except for W and D.U. almost agreed with the experimental ones. For W and D.U. C/E values were–1.1. Since Cd ratios are sensitive to the change in neutron spectrum except for D.U., this method is useful to judge the appropriateness of calculated neutron spectrum.