内陆核电站放射性液态流出物排放评述

对国际主要核电发展国的内陆核电站放射性液态流出物排放控制实践进行了总结。然后,结合中国内陆核电站放射性液态流出物排放规范以及滨海核电站排放情况,分析了中国在审批具体内陆核电站放射性液态流出物排放许可时需要注意的问题。最后,探讨性地提出了内陆核电站放射性液态流出物排放许可需要实行公众辐射剂量、排放总量、排放浓度、单位发电量排放、水安全保障、水环境保护等多层次管理和特定水域排放许可差异化管理的建议。     

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...     

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。     

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。     

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。     

长江口污水超标排放对水质影响的数值模拟研究

为分析长江口污水超标排放对水质的影响,建立了包括溶解氧(DO)、生化需氧量(BOD)、氨氮(NH_3-N)和磷酸盐(PO_4~(3-)-P)等水质指标的长江口杭州湾水动力水质数学模型,并对长江口污水超标排放过程进行了模拟。计算结果表明:长江口的水动力条件有利于污染物的稀释扩散,对短期超标排放(如24 h)的污水,可以在短时间内稀释并使海域水环境恢复至正常水平;对于长期超标排放,污染物质的累积作用将会对整个海域水质产生不利影响,使水质下降。     

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。     

内陆核电水源供水保证率选取

通过对相关规范条文的分析,认为内陆核电供水保证率选取时应考虑的因素有:核电厂的特点、重要性;当地水资源状况;水源工程条件和各有关方面的意见。据此,系统地设计了供水保证率选取的方法,提出将供水保证率选取纳入核电厂水资源论证范畴,通过寿命周期成本评价来选取供水保证率。文中还初步分析了水源工程寿命周期成本的组成,提出了核电厂运行期每年供水不能保证导致的期望损失计算方法;基于内陆核电重要性等级的分析、供水不能保证时核电厂经济损失的估算,提出内陆核电厂供水保证率宜高于火电厂和城市的供水保证率。最后,给出了不同水资源和水源工程条件下,供水保证率选取范围的建议值。     

内陆核电厂严重事故对水资源安全影响的评价方法研究

为研究内陆核电厂严重事故对水资源安全影响的评价方法,在分析内陆核电厂严重事故对水资源安全影响机理的基础上,从社会影响、经济影响、生态影响三个角度建立了适用于核电厂严重事故对水资源安全影响评价指标体系,提出了基于水资源使用功能和基于受影响的GDP的两种评价方法。以某内陆核电厂为典型案例,分析结果表明,该核电厂严重事故影响经济社会用水规模达6.1亿m~3,影响GDP规模达373亿元,对水资源安全的影响属于严重影响等级,两种方法评价结果基本一致。该方法对核电厂严重事故影响评估、应对重大水安全风险具有一定参考价值。