中文名 | 核电厂流出物水体扩散分析 | 外文名 | diffusion in water body of liquid effluent from nuclear power plant |
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按流出物进入受纳水体后各阶段稀释混合的特点,可以分成近场混合和远场混合。近场混合的效果决定于排放器的结构和位置(表面式或浸没式)、流出物动能(射流作用)、流出物和受纳水体的温度和密度、水体的深浅、横向流强弱等因素。近场范围的典型值为10~100倍排放特征尺度(排放特征尺度定义为排放截面面积的平方根)。迅速强烈的射流混合,可在近场边界达到一两个数量级的稀释度。对于不同排放器设计及不同水体条件,已有相应的经验公式或图表用于估计近场混合范围和稀释度。在各种水体中,远场核素迁移方程大同小异,基本方程为对流-扩散方程:
=div(DgradC)-div(CV)-λt s
式中C为t时刻空间某处一种核素在水中的浓度,D为弥散系数,V为流速,λ为核素衰变常数。方程右边第一、二项分别表示水动弥散作用和对流作用引起的核素迁移;s表示源汇项,描述了除核素衰变外各种机制引起的核素在水中浓度的变化率,包括吸附和解析、沉淀和溶解等。
对河流而言,不同条件下的对流-扩散方程的解析解能给出满足需要的结果。对大湖、河口和海湾则应采用数值计算求解流场方程和核素迁移方程。在各种受纳水体的核素迁移计算中,弥散系数是一个主要参数,现在已经有许多经验公式用于从流场参数确定弥散系数。但在缺乏必要的资料,或者具体条件不符合经验公式的适用条件时,则应该采用现场实测流场参数,并进行示踪实验,确定弥散系数。
核电厂冷却水排放会使受纳水体温度升高,导致水中化学反应和生化反应速度加快,溶解氧减少,影响鱼类生存和繁殖。水温还会使氰化物和重金属离子等毒物的毒性增加。中国国家标准GB3097-82《海水水质标准》规定:废热水进入水体经混合后,导致中心水域温度升高不得大于当地当时水温4℃。除可采用数学模型计算温升外,在排放口附近流场和边界条件复杂时可采用物理模型实验确定温升范围。
核电厂液态流出物进入地下水的可能途径是污染了的地表水渗入地下水,或污染浅层土壤后入渗到地下水。在正常工况下,核电厂液态流出物污染地下水的可能性极低,仅在选址时加以考虑。在堆芯熔化事故中,释放的核素在地下水中迁移受非饱和带厚度和性质、降水入渗速度、含水层厚度、地下水流速、核素化学形态及多种环境因素影响。地质介质对核素的吸附作用,用滞留因子表示,其定义为地下水实际流速与核素迁移速度之比。不同介质、不同核素及不同环境条件,滞留因子值相差甚大。
流出物在不同水体中扩散有不同的特点。
在宽浅的天然河流中,垂向迅速达到均匀混合。在恒定排放率条件下计算时可忽略纵向弥散,集中计算在横断面均匀混合前过渡段内的横向弥散。过渡段距离取决于河流宽深比、曲率、比降、糙度及排放口位置。岸边排放时,过渡段为河宽20~40倍;河中心排放时,过渡段为岸边排放过渡段的1/4。事故排放时河流中核素浓度计算要依据释放率随时间变化,考虑对流输运和横向纵向两个方向的弥散。
湖泊中核素迁移受入湖水和出湖水流量、湖水中垂直温度分布以及呈现周期变换方向的沿岸流的影响。由于湖泊水交换缓慢,核素长期停留在湖内,沉积作用显著。如果存在长寿命核素,并且和悬浮物沉积物具有强的亲和力,那么在悬浮粒子浓度高时,沉积作用则应着力研究。平衡条件下,核素在固相上浓度与液相中浓度之比称为分配系数。分配系数随核素种类、化学形态以及水体性质的变化,相差很大。
核素在河口和海湾中迁移的特点是受潮汐影响,河口流量剧烈变化,咸淡水相汇,加强了紊流混合作用。另一方面,潮汐对河水的顶托,延长了核素在河口段的停留时间。河口离子浓度变化使吸附和解析、沉淀和溶解作用变得复杂。海湾水的平均滞留时间、潮型、沿岸流、盐度和风向影响着核素在海湾中迁移。在大海湾和远岸海域,紊流弥散系数与湍涡尺度的4/3次方成比例,随时间不断增加。
核电站是怎样发电的呢?简而言之,它是以核反应堆来代替火电站的锅炉,以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量,来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电。一般说来,核电站...
结构大致一样,只不过核电厂的一回路系统有放射性,需要隔离,一路系统的热量传给二路系统把水加热成蒸汽冲击汽轮机做功,这样比火电厂多了一个过程,因此冲击汽轮机的蒸汽参数较低,汽轮机的转速比火电的低了一半。...
核电厂机组从土建、安装、调试到商运大概需要4~5年,要是考虑前期的设计、选址、采购等等环节,耗时更长。就调试而言,又分但系统试验和联调,联调主要包括核回路冲洗(NCC)、开盖冷试(CFT-RVO)、冷...
本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。通过对秦山三期电站运行以来氚的实际产生情况及其与国外重水堆核电站的比较,表明秦山三期为减少氚排放的控制措施是有效的。
通过秦山三期CANDU6核电站惰性气体产生、转移与释放机理的分析,指出核电站放射性源项报告中惰性气体排放量计算方法产生偏差的原因,并进一步明阐明CANDU6核电站流出物中133Xe、85Kr与131mXe等主要惰性气体活度的定量关系。利用该研究结果,通过测量133Xe的活度来估算探测下限值很高的85Kr与131mXe活度,从而大大降低核电站惰性气体的统计排放量,这一方法也可应用于压水堆核电站。
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核电厂释放的液态放射性流出物在受纳水体中的输运与扩散。核电厂常规排放到环境中的液态流出物包括冷却水、实验室废水、地板冲洗水以及经废液处理系统净化后的废水等,其放射性浓度属于或小于放射性液体废物分级中的低放废液。
核电厂气载流出物中最重要的放射性核素是惰性气体和放射性碘,此外,还有一些特殊状态的裂变产物和活化产物,以及氚等核素的挥发性化合物。事故释放中的裂变产物可能以复杂的混合物状态出现,但仍包括碘-131和惰性气体。因此对气载流出物的监测类型应包括发射β或γ的气溶胶、发射α的气溶胶的总活度测量和惰性气体的总活度测量,以及对关键核素和诸如碘、锶和氚之类的放射性同位素的特殊测量。核电厂的液态流出物含有裂变产物和活化产物,主要是钴、铁、镍、铬、锶、铯和碘的同位素以及氚。因此对液态流出物的监测类型包括发射β或γ的放射性核素、发射α的放射性核素的总活度的测量,以及关键核素和某些特殊的放射性同位素,特别是碘和氚的测量。
本标准规定了核电厂液态流出物的取样要求和液态流出物γ放射性核素总浓度的分析测量方法。
本标准规定的取样和分析方法适用于核电厂液态流出物中总放射性核素总浓度的测定2100433B