核电厂温排水热影响研究的建议

核电厂温排水的热污染问题已引进越来越多的关注。本文介绍了增温速率对鱼类的热忍耐能力的潜在影响的研究现状,建议现阶段我国应开展变温速率对水生物热忍耐能力影响的相关研究。     

核电站温排水的热污染控制对策

核电站温排水的余热排放对生态环境造成的负面热影响（即热污染）已日益引起社会关注。文章基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强以及电厂温排水余热的利用方式单一、利用效率不高的现状,提出我国现阶段核电站温排水的热污染控制需从温度标准制定（即温排水混合区若干关键控制参数的确定）和温排水余热的综合利用途径的开发这两方面入手,同时开展深入细致的研究。在对国外的主要余热利用途径和国内火电厂余热利用途径调研、分析的基础上,提出了结合生态工程原理进行温排水余热综合利用方案设计的建议。     

浅议某核电厂排水点的优化

主要从某核电厂温排水影响范围、排水工程总投资(包括用海费用、养殖补偿费用、工程造价等)、排水设施(如排水明渠、盾构或暗渠等)长度以及排水点所在海域的水深等几个方面阐述了该核电厂排水方案排水点的优化过程,并对这几个主要因素进行了简单的分析。     

滨海核电厂温排水物理影响模拟中几个关注问题及审评见解

基于多个滨海核电厂温排水物理影响的审评实践,分析和总结了温排水物理影响审评中需要重点关注的几个问题,包括模拟和预测模式的选择、计算参数的选取和灵敏度分析、典型潮的推求,以及温排水物理影响预测结果的后评估,并提出了一些审评技术见解.     

温排水数值模拟中参数的灵敏度分析

水面综合散热系数、糙率、涡粘性系数和热扩散系数是温排水数值模拟过程中的重要参数,各参数的正确选择与计算直接影响到温排水数值模拟成果的准确性。以沿海某核电厂为例,分析各参数的取值对1 ℃最大温升面积模拟结果的影响,并对各参数的灵敏度进行分析,以期对后续沿海核电工程的温排水数值模拟工作提供参考。     

康奈尔混合区专家系统（CORMIX）软件简介

介绍了康奈尔混合区专家系统软件的主要功能、结构、主要特点、输入参数及结果输出及其在国外核电厂温排水数值模拟中的应用情况,提出引进该软件并在国内核电厂液态流出物排放数值模拟中应用的建议。     

温排水效应对秦山核电厂1号机组的影响及应对措施

随着秦山核电基地全面建成,由于杭州湾海水潮流及电厂取、排水口位置等因素所致,方家山核电厂1号、2号机组产生的温排水对秦山核电厂1号机组(以下称秦一厂机组)的运行造成了较大影响.导致机组在夏季期间被迫频繁调整出力,同时造成部分系统和设备的运行参数偏离正常范围,给电厂造成了较大的运行负担.本文介绍了温排水效应对秦一厂机组运...     

核电厂薄壁大直径贮水容器负压变形事件经验反馈

核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。     

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 ℃。     

《核电厂取排水隧洞结构设计规范》(送审稿)通过审查

<正>2015年6月15日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织召开了能源行业核电标准《核电厂取排水隧洞结构设计规范》送审稿审查会。来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院等9家单位的14位专家和代表参会。该标准规定了核电厂取排水隧洞的结构设计、施工监测和运行要求。适用于核电厂     

核动力厂温排水混合区范围的可接受性论证的初步研究

基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强的现状,以某滨海电站SNP（采用一次直流冷却循环）厂址为例,开展了温排水混合区范围的可接受性论证研究。通过对该电站厂址海域生态调查站位的春、秋季调查结果的聚类分析,得出如下结论：1） SNP一期（1~2号机组）运行工况下,温排水混合区的设定对海域整体生态功能影响较小,其范围可接受;2） SNP一、二期（1~4号机组）同时运行工况下,温排水混合区的设定,春季对海域整体生态功能影响较小,其范围可接受,秋季对海域整体生态功能影响非常显著,如无有效的缓解措施,其影响是不可接受的。     

内陆核电厂对水体的辐射环境影响及环境风险控制

核电厂运行排放的液态流出物问题是内陆核电面临的重要环境制约因素之一。本文首先介绍了我国关于核电厂液态流出物排放管理的框架体系和具体管理规定,然后在分析国内外运行核电厂液态流出物排放实际监测数据的基础上,阐述了内陆核电厂正常运行时对水体环境造成的辐射环境影响和可能事故工况下的潜在环境风险,最后对可采取的辐射环境风险控制措施进行了初步探讨并提出建议。     

环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析

对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。     

我国核电厂气态流出物中惰性气体监测现状

核电厂流出物尤其是气态流出物中的放射性惰性气体监测多为低水平放射性核素,我国运行核电厂的环境监测结果均低于探测限,无法计算照射剂量.探测能力决定了放射性惰性气体排放评价的结果.本文分析了我国各运行核电厂流出物放射性惰性气体监测和排放评价的现状,比较欧盟的相关建议,研究我国核电厂流出物放射性惰性气体监测能力存在的问题,并提出了建议.     

压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C外的其余核素,从监测核素的种类、核素的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析我国与欧美国家的取样监测和统计要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映我国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状。     

压水堆核电厂液态流出物中55Fe的排放与监测方法

本文调研分析压水堆核电厂液态流出物中排放⁵⁵Fe的来源、排放的统计参考值和⁵⁵Fe的分析方法,提出开展核电厂液态流出物中⁵⁵Fe监测的建议。统计分析了美国41座压水堆核电厂在2005～2017年液态流出物中⁵⁵Fe的排放量,其发电量归一化排放量的几何平均值范围为5.18×10^-6～8.14×10^-5 GBq/GWh,所有压水堆电厂液态流出物中⁵⁵Fe排放量的几何平均值为1.52×10^-5 GBq/GWh,各年度⁵⁵Fe排放量在液态流出物中占比在12%以上,排第1至第4位。根据我国典型压水堆核电厂液态流出物排放体积,估算了液态流出物中⁵⁵Fe的排放浓度,约10.7 Bq/L。建议推进核电厂液态流出物中⁵⁵Fe监测方法的建立和完善。通过对⁵⁵Fe监测方法的调研,推荐采用固相萃取树脂的快速分析方法。     

核电厂液态流出物中63Ni的排放、剂量评估及监测方法研究

⁶³Ni是核电厂液态流出物中排放量较大的核素,在排放的裂变产物和活化产物中占比在10%以上,但我国核电厂目前对液态流出物中的⁶³Ni没有开展监测,没有相关监测数据的积累。本文在核电厂排放的⁶³Ni的来源分析及国外压水堆核电厂排放统计参考值调研的基础上,对⁶³Ni排放的剂量评估和测量方法进行了分析研究,并提出我国核电厂开展液态流出物中⁶³Ni监测的建议。