基于水文条件的内陆核电厂放射性液态流出物动态排放模拟研究

以某内陆核电厂址为例,选取90%频率环境来流作为设计基准,建立放射性液态流出物排放量与环境流量等比分配的动态排放模式,采用EFDC数学模型作为模拟手段,分析基准年逐月来流过程放射性液态流出物排放分配方式与环境水体中核素浓度变化的关系,模拟常态化实际来流过程中放射性液态流出物动态排放控制条件和水域浓度规律。应用于典型案例,提出瞬时排放量控制上限与环境流量等比例动态分配相结合的动态排放控制方式,并提出瞬时排放量上限的合理取值为3倍年均排放速率。结果表明,该动态排放控制方式可有效降低受纳水域高浓度出现时间,并实现最大峰值浓度合理控制,削弱放射性液态流出物排放对环境水体的影响。这对内陆核电厂排水管理具有重要指导意义。     

弱环境流速水域内陆核电厂液态流出物排放设计优化研究

理论和实践经验均表明,内陆核电厂采用多孔扩散器有利于加快近排放口区域液态流出物的掺混稀释。基于美国环保署推荐的近区模拟工具——CORMIX专家系统,对低环境流速水文条件下的内陆核电厂的多孔扩散器开展了研究。分析表明:对于近岸布置的多孔扩散器,在低环境流速、相对较强射流以及水深较深条件下,(1)扩散器主管长度Ln与排放口下游断面的最小相对稀释比例H呈正相关,喷口直径D与H呈负相关,喷口水深HD与H呈正相关;在排热量相同的情况下,流量Q与H呈正相关。(2)对于排放口下游1 000 m断面处的最小相对稀释比例H1 000 m,各几何参数灵敏度由高到低排序为,喷口直径D、喷口数量n、主管长度Ln。研究结论可供内陆核电厂液态流出物排放工程的设计及优化参考。     

核电厂液态流出物厂外长距离管线排放方案研究

随着滨海适宜开发的核电厂址越来越少,一些合适的近海厂址也进入核电建设单位的视野,但这些厂址往往需要解决长距离的取排水管线问题.目前国内对于核电厂液态流出物厂外长距离管线排放方式还没有明确的法律法规要求.通过调研国外核电厂液态流出物排放的相关案例,并结合目前国内设计上的主要针对性方案,从环境影响及经济性角度分析了核电厂液...     

内陆核电液态流出物排放口型式优化研究

液态流出物排放方式优化是内陆核电重点关注的问题之一,本文针对国内某内陆核电厂址液态流出物排放口型式进行优化研究,以提高初始稀释度,降低液态流出物排放对环境水体的影响。选取CORMIX软件作为优化工具,采用河道实体模型试验近区稀释度测量结果对CORMIX断面概化合理性进行了验证分析,在此基础上对单喷口和多喷口排放的出流水平方位角、垂向仰角、出流流速,多喷口间距等参数进行了优化,提出了各参数适宜的取值范围。研究表明,本厂址水深有限,采用水平深层排放加强垂向掺混能获得更好稀释效果,同等环境流速、水深,采用相同的排放仰角、排放流速和排放位置等设计参数,多喷口排放型式稀释效果优于单喷口。本文结果可供工程设计和相关研究参考。     

核电厂总排放口设置与液态流出物排放方式探讨

采用直流循环冷却的滨海核电厂温排水排放口与放射性液态流出物排放口是共用的,称为总排放口,因此总排放口的设置须同时满足温排水和放射性液态流出物排放的法规要求。排放方式的选择除与受纳水体热环境容量、岸滩类型与应用可处置度、取水温升限值和技术经济指标等相关外,还与总排放口位置、受纳水体潮汐类型密切相关。以非正规半日潮为例,综合相关法规资料及我国核电工程实际,分析了放射性液态流出物排放方式及总排放口设置的相关做法,并给出了一些积极建议。     

内陆核电站低放射性废水排放的三维计算

本研究应用EFDC三维水动力学数学模型,对典型受纳水体富水水库中核电站的低放射性废水排放进行了数值计算。富水水库库容较大、水体较深、水面窄长。先对由排放引起的水库内浓度场的稳定过程和稳定时间进行了预备计算,之后对表层排放、底层排放两种不同的排放方案进行了计算与分析,给出了表、底层排放核素分布的三维结构。模拟结果表明:污染物在环境水域中的运动规律,主要由环境流场决定。水库水深大,水体的稀释能力较强,且有向流速大的水层输移的趋势;不同半衰期物质,其浓度分布因水流输运作用与自衰作用的影响程度不一,同样条件下,半衰期长的核素浓度线包络面积也较大。     

内陆三代压水堆流出物非放射性物质排放控制

由于内陆厂址较沿海厂址受纳水体容量有限、扩散条件较差,内陆厂址需要考虑的一个问题就是液态流出物中非放射性物质排放.通过分析三代压水堆内陆厂址流出物非放射性物质排放与现有法规标准要求,发现三代压水堆现有设计中工艺废液或反应堆冷却剂流出液的硼排放高达22.91 mg/L和20.15 mg/L,不能满足内陆厂址排放要求,建议...     

内陆核电站建设对水资源安全影响的问题及研究现状

简要介绍了核电站的安全设计及低放废液的主要特点和处理方法,通过对国内外内陆及滨海核电站已有相关资料的研究,探讨了内陆核电站建设对水资源安全影响的问题,并对该问题的研究现状进行了评述。     

内陆核电站多水源供水不确定性优化调度

内陆核电站单一水源供水不能满足其循环冷却用水的需要,以内陆核电站供水系统为研究对象,运用区间两阶段随机规划方法,建立多水源联合供水调度的优化模型.模型以供水系统成本最小为目标函数,引入区间数表示系统的不确定性.结合中国首座内陆核电站——桃花江核电站实际情况,对当地地表水、地下水、回用水等多种水源进行调度优化.优化结果显示最优供水模式应增加回用水水量,年用水最小成本为81亿～85亿元,可为内陆核电站取水水源的选取提供参考.     

内陆核电对地表水水质影响的初步分析

基于收集的大量国外已建内陆核电站实际运行的实测低放射性废液排放资料,分析研究了内陆核电站低放射性废液及废气对水质的影响途径、放射性核素对受纳水体水质的影响,分析得出内陆核电站正常工况下低放废液的排放对水质影响较小的初步结果。结合实例,计算分析国内拟建内陆核电站低放废液排放后对水质的影响,提出相应预防措施,最后针对我国内陆核电的规划布局,对有关问题进行了探讨。     

内陆核电厂放射性废液中硼酸的反渗透分离实验研究

建设内陆核电是我国经济社会发展的必然需求,但由于内陆核电自然环境和社会环境的特殊性,必须更进一步考虑排放对环境和公众的安全影响,对放射性废液进行深化处理,在解控排放的基础上进一步降低排放水平。本文在内陆AP1000机组已实施的放射性废液处理系统改进的基础上,开展了放射性废液深化处理研究,通过大量实验考察了不同进水pH值、硼浓度、含盐量、水温等水质条件和不同工作压力、回收率等运行条件下反渗透装置对硼酸的去除性能和对模拟放射性核素的截留能力。结果表明,通过控制适当的工艺条件,可以去除废液中80%以上的硼酸,同时保持很好的核素去除效果,达到进一步降低排放水平的目的。研究成果可为内陆核电厂放射性废液处理系统深化处理工程应用提供有力的技术支撑,并为后续内陆核电放射性废液深化处理提供参考。     

我国内陆核电发展过程中水资源安全相关问题

核电作为一种清洁能源,在我国的能源结构调整和节能减排中起着举足轻重的作用,但其潜在的放射性污染会对水资源安全构成一定的威胁。由于自然环境和社会因素的巨大差异,内陆核电的水资源安全问题更加凸显。在简要介绍了核电站运行原理及安全设计后,阐述了国外内陆核电的状况。从放射性液态流出物污染、冷却水污染和硼污染三方面分析了内陆核电站运行对水资源安全的影响以及我国的控制措施。从水资源管理思路、水资源论证深度、水资源应急响应机制三个方面论述了我国内陆核电水资源管理中亟待加强的方面。     

内陆核电厂选址阶段水资源约束条件指标体系

简要介绍了构建内陆核电厂选址阶段水资源约束条件指标体系的原则和基本思路,从水资源配置与管理要求、取水水源条件、低放射性废液排放受纳水域水文条件、水资源安全4个方面构建了水资源约束条件指标体系。应用实例分析结果表明,水资源约束条件指标体系可作为内陆核电厂厂址选择的约束条件,可为选址阶段解决内陆核电建设与运行可能面临的水资源问题提供技术依据。     

清华大学核能与新能源技术研究院院长张作义:内陆可建设核电站

正2012年2月28日,清华大学核能与新能源技术研究院院长兼总工程师张作义接受媒体采访时说,中国不能没有核电。张作义认为:在认真遵守国家有关核安全与环境保护等法规的基础上,谨慎决策,不搞核电大跃进的前提下,内陆可以建设核电站。首先,国际上的