压水堆核电站含氚废液处理技术

介绍了几种可规模除氚的氢-水同位素交换工艺及其应用情况,并结合压水堆核电站含氚废液排放的实际情况,对压水堆核电站含氚废液处理的适用性进行了分析,认为联合电解催化交换技术处理压水堆含氚废液可行性较高。     

大亚湾和岭澳一期核电站氚年排放量计算分析

本文依据氚在压水堆中的产生、扩散、渗透机制研究氚的计算原理,提出了一套有效地计算压水堆核电站氚年排放量的计算方法。根据该方法并结合大亚湾和岭澳核电站的实际运行工况及参数计算氚的逐年排放量,并通过计算值与核电站实测数据的比较证明了方法的合理与正确。     

AP1000型核电机组运行期间的预期氚排放

AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。     

我国核电厂运行中的氚排放

对2005年底以前我国已运行核电厂的气载和液态氚排放状况进行了总结,并对不同堆型电厂的氚排放差异进行了分析。结果表明,我国压水堆核电厂,氚的排放得到了有效的管理和控制,均在国家规定的限值之内。我国重水堆核电厂,在运行初期的氚的归一化排放量平均值在全球平均值的10%以下。压水堆核电厂氚的排放水平以液态排放途径为主,而重水堆核电厂液态氚与气载氚的排放水平相当。重水堆核电厂气载氚的排放水平明显高于压水堆核电厂。     

压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析

压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界,系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统,考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现,通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量,可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计,若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t^-1提高到44 000 MBq·t^-1,氚排放量设计值可以降低3%～13%,若进一步增加复用系统水装量到10 000 t,氚排放量设计值可降低46%。     

某压水堆核电厂辐射控制区氚化水蒸汽监测

压水堆核电厂一回路冷却剂中的部分氚会通过废液和废气排放系统排放至工作环境中。本文报道某压水堆核电厂辐射控制区气态氚的监测结果:运行期间气态氚浓度范围为<LLD～9.21×10² Bq/m³;大修期间为<LLD～3.14×10³ Bq/m³。监测结果显示,压水堆核电厂运行初期工作环境中氚浓度较低,工作人员在现场工作无需采取额外的防护措施以及进行氚内照射剂量监测。     

核电站氚的排放量及浓度限值比较分析

氚是核电站运行过程中向环境中排放较大的放射性核素之一,控制核设施中氚的产生和排放量越来越引起人们的重视。本文通过分析核电站产生氚的主要途径,结合国际上的运行经验参数,对比分析了不同国家、不同堆型核电站氚的排放量和浓度限值。分析结果表明:三十年间,全球核电站流出物中气态氚的排放量显著高于液态氚,重水堆是各堆型核电站中氚排放的主要贡献者,也是氚排放所致公众剂量的主要来源。为了更加有效的控制氚的排放,法国等国家核安全监管机构根据电站的装机容量、排放工艺、堆型等制定了各自国家核电站氚的年排放总量限值;加拿大等国的监管机构根据剂量限值制定了导出排放限值,该值的优点是便于审查核电站正常运行时氚的排放量;其它核电国家则是以剂量限值的形式提出了氚的排放限值。     

压水堆核电站氚的辐射风险分析

通过物理化学的方法分析了水中氚的浓度、水温及空气中氚的平衡浓度的关系,并得到了三者之间的理论关系式。空气中氚的平衡浓度随水温和水中氚的浓度的升高而升高。分析表明,当水温为３０℃时,只有当水中的氚的浓度高达２８ＧＢｑ／ｍ＾３时,达到平衡后空气中氚的浓度才接近１ＤＡＣ（导出空气浓度）的水平。而由于厂房通风系统的运行,进风中湿度的存在,空气中氚的实际浓度要远低于其平衡浓度。加上压水堆核电站开放性系统水中     

压水堆乏燃料中间贮存技术研究

本文通过调研主要核电国家的压水堆核电站乏燃料中间贮存与处理现状,分析研究近年来在压水堆核电站乏燃料中间贮存方面的趋势,明确乏燃料干式贮存技术将是未来压水堆核电站乏燃料中间贮存的主流。结合我国压水堆核电站乏燃料的现状并对未来核电站乏燃料贮存与处理工作提出建议。     

内陆AP1000核电项目低放废液排放的主要污染物及其处理技术

AP1000核电站是我国未来短期内陆核电建设的主力堆型,其低放废液的排放与管理是水资源管理部门所关心的重要内容之一。氚、除氚外核素和硼是内陆AP1000核电站低放废液排放的主要污染物,本文对这些污染物的处理技术进行了总结。     

基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。      

核电厂流出物中14C的管理控制

介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中14C的产生和释放管理现状、减少14C产生和释放的方法以及14C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中14C的监测和控制提供基础资料.此外,针对我国核电厂14C的排放和监测情况,提出了几点建议.     

CANDU 6核电站氚的控制和排放

说明了重水堆核电站氚生成的途径,核电站设计中控制氚向环境释放的措施以及排放到环境中的氚对居民所致的剂量等公众关注的问题。     

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。     

核电厂氚的产生和排放分析

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。     

Safety aspects and environmental impact of an inertial confinement fusion reactor

Releases into the environment of radioactive materials contained in heavy ion fusion (HIF) reactor plants must be prevented by similar safety design concepts as they are applied to present fission converter (e.g. LWR's) and breeder reactors (LMFBR's). This study identifies significant safety aspects of inertial confinement fusion power plant concepts and relates them to the more familiar basis of knowledge about the safety and the hazards of other advanced nuclear power reactor systems such as the LMFBR. Assessments of doses to be expected after the release of tritium from HIF reactor plants — normally and accidentally — are performed and compared with dose limits and with doses resulting from facilities of the fission fuel cycle. Needs for safety related research and development specifically for inertial confinement fusion as well as for the modelling of the various exposure pathways due to released tritium are pointed out.