压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究_吕炜枫
7卷增刊 第4013年6月 2
原子能科学技术
Vol.47,Sul.pp
Jun.2013
AtomicEnerScienceandTechnolo gygy
压水堆核电站运行状态下
气液态放射性流出物源项计算研究
吕炜枫,熊 军,唐邵华,刘 杰
()深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳 518057
摘要:压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,
计算了C并与大亚湾和岭澳核CPR1000机型的设计参数,PR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。关键词:压水堆;气液态放射性流出物;源项
()中图分类号:TL929 文献标志码:A 文章编号:100069312013S0019705---:/doi10.7538zk.2013.47.S0.0197y
ResearchonCalculationofGaseousandLiuidRadioactiveRelease q
NormalOerationforPressurizedWaterReactorPlantDurin pg
,,,LV WeifenXIONGJunTANGShaohuaLIUJie- - g
(,China Nuclear Power Desin ComanLtd.Shenzhen518057,China)gpy,
:Abstractheaseousandliuidradioactivereleasedurinnormaloerationisthe Tgqgp
sourceressurizedlant.ofenvironmentalimactassessmentforwaterreactor(PWR) pppcalculationmodelofandliuidradioactivereleaseforPWRTheeneralaseouslant qggp
,wasestablishedaccordintotheresearchonthereleaseathwasandcalculationbasis gpy andthemaininfluencinfactorswereanalzed.Basinontheestablishedcalculation gyg
,aseousmodelandthedesindataofCPR1000theexectedvalueofandliuidradioactive gpgqreleaseforCPR1000wascalculatedandcomaredwiththeexerimentaldataofDaaBaand ppyy
’aoNuclearPowerStations.ThecomarisonresultsshowthatthecalculatedvalueisLin gplarerthantheexerimentaldataandtheestablishedcalculationmodelisconservative. gp
:p;;Kewordswaterreactorandliuidradioactivereleasesourcetermressurizedaseous qgy 运行状态下气液态放射性流出物源项是压
随着水堆核电站安审和环评的重点关注问题,气液态放射性流GB6249—2011的正式发布,
出物排放标准更加严格,气液态放射性流出物源项也引起越来越多的重视。本文研究压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项的
;收稿日期:修回日期:2012123020130131----
,作者简介:吕炜枫(男,浙江绍兴人,工程师,硕士,从事核电站辐射防护设计研究1983—)
198
计算模型,对计算模型中不同的考虑进行分析和论证,采用CPR1000机型的设计参数计算CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值比较。
原子能科学技术 第47卷
间以及各项设备对其的总去污因子,可分析得到在产生源头至环境过程中该股流体中放射性核素的去除情况,考虑对所有向环境排放的流可得到在运行状态下以气态体对时间的积分,
或液态方式向环境释放的放射性核素总量。
根据以上分析,对于在运行状态下以气态或液态方式向环境释放的放射性核素总量,可建立如下计算公式:
t-λ1)(()Q(tCtdt1i
0DF
)其中:为向环境的气态或液态释放流量;Q(t
t
1 气液态放射性流出物源项计算基准
运行状态下气液态放射性流出物源项计算一回路冷却剂源项和机组运基准包括两部分:
行状态。一般而言,气液态放射性流出物源项设计值计算所基于的一回路冷却剂源项为考虑0.25%或1%的燃料包壳破损率情况下的值,所基于的机组运行状态为考虑基于运行经验反馈得出的运行状况较恶劣的情况。而预期值计算所基于的一回路冷却剂源项为接近机组实际所基于的机组运行状态为机组运行水平的值,的平均运行状态。
)=Ati(
∫
)为向环境的气态或液态释放流来源中的放Cti(
射性浓度;tDF1为排出流在释放前的衰变时间;为排出流在释放前总的去污因子;ε为排放份额。
考虑到在计算时存在流量和浓度难以计算)得出但总活度较清晰的情况,式(可修改为如1下形式:
)=Ati(
2 气液态放射性流出物源项计算模型
2.1 气液态流出物释放途径
对于压水堆核电站,在运行状态下放射性核素以气态和液态方式向环境释放的途径较为固定。根据PWR-GALE程序的计算模型、EPR堆型的设计和法国阿海珐公司在M310机型上的计算,在运行状态下放射性核素以气态方式向环境释放的途径主要是通过核岛厂房通风系统、废气处理系统和二回路系统。在运行状态下放射性核素以液态方式向环境释放的途径主要是通过废液处理系统、含氚废液排放、。二回路系统和其他废液排放(如洗衣房废液)在实际计算过程中,洗衣房废液由于其放射性浓度太低,一般不予考虑。
2.2 气液态放射性流体中放射性的迁移和释放
对于任意一股向环境排放的流体,必然有其初始的来源。对于气态流体,这个来源可以是厂房中某一放射性液体泄漏产生的一股带放也可以是对于贮存放射性液体的射性的空气,
储罐扫气产生的一股含氢废气。对于液态流这个来源可以是废液处理系统收集的一股体,
放射性废液,也可以是由于排氚需要而从一回路冷却剂 …… 此处隐藏:2114字,全部文档内容请下载后查看。喜欢就下载吧 ……
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