内陆压水堆核电站放射性液态流出物对水环境的影响

根据IAEA推荐的河流放射性核素浓度计算模式,对内陆核电厂在正常和事故工况下放射性液态流出物对下游公众可能造成的剂量进行初步的分析与评价.结果表明,不论正常或事故工况,在加强放射性废液排放管理、确保放射性废液达标排放的前提下,放射性废液排放对下游公众造成的有效剂量都在可接受的范围内.     

某内陆核电厂正常工况下放射性液态流出物排放的适应性分析

介绍了国家重新修订并即将颁布的GB 6249和GB 14587新标准对核电厂液态流出物排放的新要求,通过一个内陆滨河电厂初可研阶段AP1000机组放射性液态流出物排放的环境影响评价实例,分析了内陆核电厂选址过程中放射性液态流出物排放对相关法规的适应性,并提出在AP1000机组设计过程中需要关注的问题。     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念及措施

由于内陆核电厂的放射性液态流出物是向内陆地表水排放,为了更好的保护公众和保护环境,GB6249--2011和GB14587--2011对其提出了比滨海核电厂更严格的排放浓度控制要求,使得内陆核电厂放射性液态流出物将实现“近零排放”。本文阐述了内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念,描述了为实现“近零排放”应采取的措施。     

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”探讨

内陆核电厂放射性液态流出物经处理后排往江河流域,为减少对公众和环境影响,需采用先进的废液处理工艺和完善的处理方案,尽可能减少释放到环境中的放射性核素和其他有害物质,实现内陆核电厂放射性液态流出物"近零排放"的目标。本文从对公众健康风险的角度提出"近零排放"的定义和目标,论证通过采用基于化学注入的膜处理技术和太阳能蒸发技术实现放射性流出物的近零排放。     

核设施正常工况下液态放射性流出物环境影响评价模型简介及应用举例

液态放射性流出物的环境影响评价是核设施环境影响评价中的一个很重要的部分.本文主要介绍了国际原子能机构(IAEA)19号安全报告所推荐的核设施液态放射性物质在地表水中的环境影响评价的方法,并对排入河流的情况作了实例计算.结果表明,在核电站的选址阶段,可以先使用较简单和保守的方法进行计算,这样需要的现场数据较少,得到的结果偏向保守.如果该结果符合筛选要求,则不必进行进一步的计算,从而节省了人力物力;如果该结果不符合要求,则可采集较多的现场数据后使用较精细的模型来计算,或者采取其他方法.     

氚在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的扩散行为和迁移模拟研究

了解关键放射性核素³H在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的迁移行为,可为³H的监测方案和事故工况应急预案提供科学支持和数据支撑。采用贯穿扩散法研究了³H在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的扩散行为,分析了不同压实密度对³H有效扩散系数(D_e)的影响,并将获取的有效扩散系数作为溶质运移模型的输入参数,通过Visual MODFLOW软件对模拟区域进行水文建模和溶质运移预测,模拟30 d到10 a期间³H在区域内地下水中的迁移。结果表明：在土壤压实密度介于2 000～2 400 kg·m^-3之间时,³H的有效扩散系数介于1.48×10^-11～2.83×10^-11 m²·s^-1之间,在地下水中迁移扩散范围不超过200 m²,且³H污染物中心β活度浓度始终低于1 Bq·L     

氢气迁移扩散二维模型分析

长期以来,氢气风险控制措施一直是能源安全研究的重点,氢气迁移扩散特性的预测是制定氢气风险控制措施的基础。本文基于现有氢气迁移特性机理模型研究成果,耦合氢气扩散过程中的夹带现象及空气阻力因素,建立了大空间内氢气迁移上升扩散的二维数学模型,利用该模型计算得到大空间内的氢气速度分布与浓度分布,并与典型实验数据进行了对比。基于实验数据比对结果,通过拟合系数法得到了优化的夹带系数与阻力系数表达式,采用修正系数的模型的计算结果与实验数据吻合良好,验证了模型的合理性。     

大亚湾核电站1994～2002年放射性流出物监测总结

本文介绍了大亚湾核电站自 1 994年投入商业运行以来的放射性流出物排放监测系统、监测方法、质量控制及其主要结果 ,并对放射性流出物排放管理中的重点工作和主要经验进行了总结与分析。自 1 995年以来 ,气、液态流出物排放 ,除液态氚外 ,基本呈下降趋势 ,并远低于国家批准的年控制值 ;投产 9年来的归一化排放量 (GBq/GWa)分别为 :液态除氚外核素 1 1 .1 ;液态氚 1 .91× 1 0 4 ;惰性气体 2 .0 3×1 0 4 ;总碘 0 .1 3 ;气溶胶 7.5 7× 1 0 - 3。自 1 998年采取降低110mAg措施后 ,各年110mAg的平均排放量约下降到 1 997年的 1 / 7。     

大亚湾核电站1994～2002年放射性流出物监测总结

本文介绍了大亚湾核电站自1994年投入商业运行以来的放射性流出物排放监测系统、监测方法、质量控制及其主要结果,并对放射性流出物排放管理中的重点工作和主要经验进行了总结与分析.自1995年以来,气、液态流出物排放,除液态氚外,基本呈下降趋势,并远低于国家批准的年控制值;投产9年来的归一化排放量(GBq/GWa)分别为液态除氚外核素11.1;液态氚1.91×104;惰性气体2.03×104;总碘0.13;气溶胶7.57×10-3.自1998年采取降低110mAg措施后,各年110mAg的平均排放量约下降到1997年的1/7.     

Simulation of Radionuclide Migration and Diffusion in Yangtze River Delta

A two-dimensional numerical model was selected for the proposed inland nuclear power plant in this paper. The two-dimensional hydrodynamic model of the Yangtze River estuary was constructed based on the MIKE model. The flow field of receiving water and the diffusion of radioactive liquid effluent in the Yangtze River delta under a hypothetical accident were simulated. The detention time, process and extent of radioactive contamination in the Yangtze River delta under tidal action were evaluated. The simulation results show that it could basically reflect the actual situation of receiving water. Tidal action will increase the detention time of nuclides in delta waters, but it will also bring radionuclides to the outer sea, and the nuclide concentration will gradually decrease.     

内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究

本文简要探讨了内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值确定的方法和依据。通过计算,给出了对于滨河、滨湖或滨水库厂址,系统排放口处除3H、14C外其他放射性核素的总排放浓度上限值为100Bq／L,且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq／L,3H浓度不得超过100Bq／L的排放浓度要求。     

内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究

本文简要探讨了内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值确定的方法和依据。通过计算,给出了对于滨河、滨湖或滨水库厂址,系统排放口处除^3H、^14C外其他放射性核素的总排放浓度上限值为100Bq／L,且总排放口下游1km处受纳水体中总β放射性浓度不得超过1Bq／L,^3H浓度不得超过100Bq／L的排放浓度要求。     

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。     

缺乏受纳水体区域核电厂液态流出物液转气排放的概念和应用原则

随着国家标准GB 6249—2011和GB 14587—2011的颁布实施,对具有受纳水体的内陆核电厂相关管理要求基本完善。近年来,一些核电集团公司陆续在缺乏受纳水体区域开展核电厂选址工作。本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,提出了液态流出物液转气排放概念,设想了几种液转气排放工艺,研究提出了液转气排放应用原则。     

不同排放深度下温升作用对核电厂液态流出物近区稀释的影响研究

针对国内某典型内陆核电厂,基于一种三维水动力混合区模型及决策支持系统CORMIX(即康奈尔混合区专家系统),对核电厂液态流出物水底、水中淹没式排放及高于水面排放等排放情景共4种排放深度下,温排水温升作用对核电厂排出的液态流出物的近区稀释扩散能力的影响分别进行数值模拟。计算结果表明:温升对核电厂液态流出物近区稀释效果的影响规律主要依赖于流出物的排放深度;水底淹没式排放或水体中下层排放时,温升作用有利于液态流出物的近区稀释,水体中上层排放和高于水面排放时,温升作用对流出物近区稀释扩散能力产生明显的不利影响。     

滨河核电厂厂址河运外部人为事件的研究

长江是我国第一大河,有黄金水道之称,长江所具有的庞大运输能力,与危险品事故的发生并存。当核电厂的选址移向长江沿岸时,需要将长江上运输的危险品作为移动源考虑,对可能最大爆炸源TNT等效当量、受约束爆炸、非受约束爆炸、毒性气体等的评价,将成为需要探讨的课题。     

Numerical Model of Radionuclide Migration in Geologic Media

A three-dimensional radionuclide migration model has been developed by using of the direct-simulation method. The phenomena taken into account are radioactive decay, convection and dispersion in the ground water and sorption and desorption in the geologic media. Decay chain is represented by particle's character change using decay probability. Smoothing method is proposed to make an even distribution of particles and to obtain the exact radioactive inventory. Numerical calculations of ²⁴⁵Cm decay chain and ²³⁴U decay chain in the single layered geologic media have been carried out, and reasonable results have been obtained in comparison with INTRACOIN study. Nuclide migration of ²³⁷Np decay chain in the three-layered geologic media were examined and shown graphically.     

Calculation of risk-based detection limits for radionuclides in the liquid effluents from Korean nuclear power plants

In order to review if present detection limits of radionuclides in liquid effluent from nuclear power plants are effective enough to warrant compliance with regulatory discharge limits, a risk-based approach is developed to derive a new detection limit for each radionuclide based on radiological criteria. Equations and adjustment factors are also proposed to discriminate the validity of the detection limits for multiple radionuclides in the liquid effluent with or without consideration of the nuclide composition. From case studies to three nuclear power plants in Korea with actual operation data from 2006 to 2015, the present detection limits have turned out to be effective for Hanul Unit 1 but may not be sensitive enough for Kori Unit 1 (8 out of 14 radionuclides) and Wolsong Unit 1 (9 out of 42 radionuclides). However, it is shown that the present detection limits for the latter two nuclear power plants can be justified, if credit is given to the radionuclide composition. Otherwise, consideration should be given to adjustment of the present detection limits. The risk-based approach of this study can be used to determine the validity of established detection limits of a specific nuclear power plant.     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。