基于拉格朗日方法的核素近海迁移计算

根据实时气象数据,建立了某核电厂近海域水动力模型;基于拉格朗日方法,建立核电厂近海域核素扩散模型,验证了模型的可靠性,分析了核电厂近海域水动力特征和核素迁移路径。结果表明:核电厂近海域水动力模拟结果较好地刻画了核电厂近海域半日潮的潮汐潮流现象;放射性核素的基本迁移方向是从核电厂开始,沿着海岸向东北方向扩散;受潮流影响,核素在旋转中前进;表层核素贴着沿岸迁移,迁移距离最近,中层核素距离沿岸较远,迁移距离最远,底层核素迁移距离介于表层核素与底层核素之间。     

基于欧拉方法的核素近海迁移计算

研究放射性核素在近海的迁移扩散规律,对核电厂事故条件下应急决策及事故缓解有重要作用。基于AP1000机组,选择气候态平均的边界条件,建立了中国近海水动力模型;然后基于六小时预报的气象数据,建立了核电厂近海域水动力模型;最后基于欧拉的方法,建立了核素扩散模型;对模型进行了验证,分析了核泄漏事故后,核素在核电厂近海域的迁移规律。结果表明:核电厂近海域的水动力模型较好地刻画了核电厂附近海域的流场,模拟水位与海床基实测水位差控制在10cm之内;¹³¹I在核电站近海域的迁移方向与¹³⁷Cs基本一致,都是沿着海岸线向东迁移,同时向南扩散;对于核事故应急响应,半衰期较长的核素¹³⁷Cs可以不考虑衰变对其放射性活度的影响;半衰期较短的核素¹³¹I,衰变对其放射性活度的影响很大。     

核电厂流出物收集箱破裂事故后核素在地下水和地表水中的迁移计算

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。     

当前核素迁移研究的若干进展

本文着重评述了当前有关放射性废物地质处置的核素迁移研究的进展,并讨论了重要核素、迁移化学、天然类比体系、有机化合物和微生物对核素迁移的影响。     

裂片核素在岩石中的迁移研究

研究了＾１２５Ｉ在花岗岩中的吸附动力学，结果表明在实验条件下＾１２５Ｉ吸附极少，由测得的渗透曲线和流量曲线经物料衡算，求得岩石输出浓度与时间的关系曲线。利用分布函数，求得纵向弥散系数Ｄ、孔隙流速ｖ和有效孔隙率εｅ。提出了＾１２５Ｉ在花岗岩中迁移的数学模型方程，并求解得到核素浓度随时空变化的分析解和数值解。     

裂片核素在岩石中的迁移研究

用动态模型方程描述了裂片核素＾１３７Ｃｓ（实验中用＾１３４Ｃｓ模拟）随地下水流在花岗岩中的渗透迁移过程。由渗透曲线拟合求得模型参数－－综合扩散－弥散系数和吸附速率常数,并在自行设计的水浴恒温槽中,进行了＾１３４Ｃｓ在花夺片上的吸附动力学研究。测定不同ｐＨ值和不同温度下的吸附曲线,推算出相应条件下的吸附速率常数及不同ｐＨ值时的吸附能。     

核素迁移研究的实验方法及影响因素

本文介绍了核素迁移研究中常用的两种实验方法,即静态实验和动态实验方法较详细地讨论了这两种方法的化学影响因素。     

裂片核素在岩石中的迁移研究：Ⅳ.核素^75Se在花岗岩中的…

在自行设计的吸附槽、扩散槽和渗透槽中分别做了核素＾７５Ｓｅ（以模拟裂片核素＾７９Ｓｅ）在整块花岗岩（取自北京周口店）中的吸附、扩散和渗透实验，测得了含＾７５Ｓｅ岩石平衡水在岩石中的孔隙流速、弥散系数和迟滞因子。根据核素在花岗岩中迁移过程的吸附、弥散和流动提出了数学模型，并用计算机求解得到核素＾７５Ｓｅ在花岗岩中随时空变化的分布函数。     

花岗岩单裂隙中核素迁移的研究

研制了花岗岩单裂隙扩散实验装置,用＾１２５Ｉ、＾１３４Ｃｓ进行了核素扩散实验,求得扩散系数并测定了裂隙表面的放射性活度分布。     

核素迁移实验中示踪剂溴离子的测定研究

将饮用天然矿泉水中溴化物的测定方法应用于核素迁移实验中，建立了地下水和黄土中溴离子(Br-)含量的测定方法。根据吸光度随Br-浓度的变化，得出该方法的最高检测浓度为3．43mg／L。研究了温度对Br-浓度吸光度的影响，确定最佳测定温度为30℃；对土样实验中的沉淀剂进行了比较。实验的相对标准偏差为1．43％，回收率为94．2％～104．5％，可满足核素迁移实验中示踪剂Br-的测定。     

核电厂主给水系统调试

主给水系统向蒸汽发生器提供合适温度、流量的水,以确保蒸汽发生器稳定运行。文章对海阳核电主给水系统流程、特点进行了简介,对主给水泵润滑油系统冲洗、主给水系统水压试验及系统冲洗进行了说明,重点对主给水系统调试过程出现的问题进行了经验反馈,对后续机组的系统调试工作具有一定的借鉴意义。     

海阳核电厂护堤工程典型断面物理模型试验

物理模型试验是护堤工程设计中不可缺少的环节,是对工程设计成果的最终验证,为工程设计最终方案提供决策.本文采用了正态模型试验及有效应力法对海阳核电护堤工程的稳定性进行了分析,最终验证了设计断面的安全、合理性.     

我国滨海核电站温排水排放口的极端高温限值研究

为保护水生生物免受温排水的有害影响,研究制定相应的水温限值或混合区域范围是温排水环境影响的监管控制中的关键问题。本文基于我国四大海域海水表层温度情况,运用耿贝尔模型进行海水温度变化的极值分析,按核电站温排水排水口的设计温升不超过9 ℃,且温排水混合区边缘的温升限值为4 ℃,初步估算提出我国滨海核电站温排水排放口极端高温限值：渤海、黄海为37 ℃;东海、南海为40 ℃。     

日本福岛核电站事故泄漏放射性核素漂移扩散状况分析

利用自主研发的放射性核素大气扩散模拟计算软件RADCES模拟计算了日本福岛第一核电站事故泄漏放射性核素的漂移扩散情况,给出了放射性核素云团的漂移扩散路径及到达CTBT国际监测系统部分核素监测台站的时间。结果表明,理论预测放射性核素云团到达时间与台站监测到异常样品的时间基本一致。     

地下核电厂放射性废水迁移防护系统研究

根据地下与地面核电厂放射性废水迁移防护条件,充分考虑放射性废水地下迁移的影响因素,确定地下核电厂放射性废水迁移的防护措施。完全保留地面核电厂对放射性废水的所有安全防护措施,充分利用地下核电厂岩体的天然防护性能,通过在地下洞室周围岩体内增设封闭、疏干等工程措施,阻断放射性废水地下迁移的通道,同时设置收集、处置、监测系统。经数值计算分析,上述防护措施效果显著,地下核电厂严重事故工况下可能产生的放射性废水处于受控状态。     

核电厂KIC供配电方案分析

核电厂计算机信息与控制系统（K IC ）的供配电对K IC的可用性及可靠性具有决定性的影响。本文在对两个核电厂K IC的功能结构简要描述的基础上,通过对K IC的供配电方案的对比分析,分别阐述了单一母线失电状况下K IC的状态,并指出了两个核电厂工程实践中K IC供配电存在的问题,提出了改进意见,为后续核电厂大修改进及新建CPR1000和三代项目KIC供配电设计提供了参考。     

秦山核电基地外围水体环境中~(14)C水平和分布

为了解和评价运行20余年的秦山核电基地外围环境水体中14 C的水平和分布,本文研制了水体中溶解态无机碳提取装置,并结合加速器质谱法对秦山核电基地外围环境中采集的水体样品进行了14 C活度的测量。测量结果表明,距排放口5km内的海水样品14 C比活度为(203.4±5.6)Bq/kg,分布范围为196.8~206.5Bq/kg,与参照点(本底)处于同一水平,未观察到显著的浓度分布规律。另外,也未观察到地表水、井水及地下水样品中14 C浓度与参照点相比有显著增高。本次水体采样调查结果表明,核电站排放的冷却水未引起近海岸海水中14 C浓度增高,无14 C富集现象。     

海阳核电厂(AP1000机组)放射性废物管理系统建设探讨

本文通过分析海阳核电厂AP1000机组放射性废物源项和放射性废物管理系统设计特点,并结合海阳核电厂放射性废物管理工作实际,探讨AP1000核电厂放射性废物管理策略、厂址废物处理设施的工艺技术路线、运行管理模式等,为后续AP1000核电厂采用合理的放射性废物管理系统建设模式提供参考,有利于实现放射性废物最小化。