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相似文献
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1.
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。  相似文献   

2.
王勰  任忠国  熊忠华 《辐射防护》2018,38(6):471-478
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。  相似文献   

3.
核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。  相似文献   

4.
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。  相似文献   

5.
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。  相似文献   

6.
杨屹  沈福  畅翔  孟丹  商洁  马弢  杨柳 《辐射防护》2020,40(5):414-418
核设施烟囱气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。气溶胶穿透效率是取样代表性的关键指标之一。本文介绍了取样系统气溶胶穿透效率的试验方法和试验要求,针对国内某在建核电站,开展了Da=10μm粒径下的穿透效率验证试验,其结果为48. 42%;三级取样管线取消弯头,采用直管连接,通过此改进后取样管路的穿透效率提升至53. 21%,满足标准中大于50%的要求。  相似文献   

7.
陈晓秋  刘华 《辐射防护》2003,23(3):138-145
本文简要描述了计算导出排放限值的方法 ,并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况 ,讨论了关于导出排放限值的几个问题。  相似文献   

8.
陈晓秋  刘华 《辐射防护》2003,23(3):138-145
本文简要描述了计算导出排放限值的方法,并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况,讨论丁关于导出排放限值的几个问题。  相似文献   

9.
提出多堆厂址气载流出物排放上限计算和排放量分配的多目标优化模型,探讨了文中建立的优化模型在多堆厂址排量限值、运营管理方面的应用。对秦山多堆厂址开展案例分析,结果表明此模型不仅有利于辐射防护优化,而且进行排放量分配的优化管理的可操作性较强。  相似文献   

10.
张凌燕  王煜宏  杨杰  李勇  熊敏 《辐射防护》2016,36(3):167-172
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。  相似文献   

11.
新版ISO标准《核设施的烟道和通风管道中的放射性物质取样》推荐采用单点取样器对核设施烟囱气载流出物进行取样。为了保证取样具有代表性,单点取样器需要布置在速度和浓度均匀分布的位置。应用计算流体动力学(CFD)技术,对某烟囱装置的流场进行了模拟计算,并对烟囱不同高度截面上的混合均匀性进行了对比分析,可供后续现场试验及气载流出物取样系统设计参考。  相似文献   

12.
对于核设施烟囱和管道的气裁放射性排放物的取样监测,美国发布了新的标准。该标准对烟囱的取样位置和烟囱取样系统给出了有关的性能标准;对取样入口、传输管道(取样管)、取样收集介质、样品测且仪器以及流量测定方法提供了技术规范,同时,该标准对取样程序、质量保证、取样系统的优化更新以及系统的捡测维修等问题也给予了论证。美国的这一新标准将可能是修订目前一直沿用着的ISO2889-1975标准的蓝本,因此,对该标准有一正确了解将是有益的。  相似文献   

13.
(接上期 )2 烟囱取样的位置2 .1总体考虑在烟囱中的什么位置取样 ,是所取样品是否具有代表性的最重要条件之一。为了能取到真实代表烟囱最终排放结果的样品 ,在烟囱中的什么位置取样一直为人们所关注。关于取样位置 ,新标准强调的不再是目前通行的在离开气流扰动点多远的位置处取样 (如按所谓的“2 /8原则”确定取样位置 ) ,而是对取样位置给出了具体的性能标准 ,在符合这种性能标准的位置取样 ,所取样品才认为是有代表性的。这是新标准与原标准最大的不同点之一。样品抽吸位置选取不合适 ,不能真实反映排出流中排放物的最终排放结果 ,也就…  相似文献   

14.
(接上期) 4 质量保证 制定质量保证规划的目的是要为核设施管理人员、法规机构和公众提供空气取样有效性的质量保证,同时也是为了对取样设备和取样方法中的任何不符合项给以确认,从而采取正确行动.用于达到这些目标的质量保证手段包括文件论证、维修、检查和刻度.  相似文献   

15.
核电站运行时产生的气载放射性流出物的排放应按照最优化原则进行优化控制.本文以秦山第二核电站试运行阶段气载放射性流出物的排放为例,使用工程判断和多属性效应函数分析方法,综合考虑了关键居民组个人有效剂量、公众集体有效剂量、废气治理费用和公众反应等因素的影响,计算了不同影响因素权重情况下,核电站气载流出物向环境排放量的最优值,分析了各因素对优化结果的影响.  相似文献   

16.
《核安全》2016,(2)
本文介绍了台山核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计,并结合ISO 2889-2010标准要求,对该系统取样代表性进行了评述,为核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计和审评提供参考。  相似文献   

17.
CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万kW的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。  相似文献   

18.
简要介绍了核电站烟囱流出物取样的两种取样方式,通过对两种取样方式的分析和比较,结合AP1000型核电站项目特点和三门核电站实际情况,对三门核电站烟囱流出物取样方式的选取进行分析探讨。  相似文献   

19.
本文给出了池式高通量研究堆正常运行工况下气载放射性流出物向环境释放的三种主要途径及相应的计算方法,它们是:(1)堆芯水池上方气空间中放射性核素的通风排放,(2)重水系统的泄漏排放,(3)实验孔道中被活化的空气及微尘的排放.对一座热功率为20MW的池式高通量研究堆,经计算得到每年向环境的释放量很小,主要核素为41Ar,年释放量约8×1012Bq;其次是氚,年释放量约2×1011Bq.  相似文献   

20.
对某压水堆核电厂烟囱放射性惰性气体的取样测量情况进行了介绍。通过对取样测量系统泄漏率、增压能力以及监测核素探测限的测试,以及手动取样分析与在线气体谱仪监测数据的对比,表明改造增加的惰性气体取样测量系统能够满足气态流出物测量要求,并提出了烟囱惰性气体取样测量的相关建议。  相似文献   

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