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滨海核电厂液态流出物间歇排放数值模拟分析
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作者 张海文 纪平 +2 位作者 赵懿珺 陈小莉 曾利 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期71-79,共9页
应用非结构化网格MIKE 21水动力模型及对流扩散模块,针对某滨海核电厂工程海域建立液态流出物排放数学模型,对核电厂运营期间液态流出物中核素在等浓度排放条件下4种不同典型潮时(涨憩、落急、落憩、涨急)起始的间歇排放进行数值模拟,... 应用非结构化网格MIKE 21水动力模型及对流扩散模块,针对某滨海核电厂工程海域建立液态流出物排放数学模型,对核电厂运营期间液态流出物中核素在等浓度排放条件下4种不同典型潮时(涨憩、落急、落憩、涨急)起始的间歇排放进行数值模拟,并与连续排放进行比较,给出了不同工况下液态流出物在环境水域中全潮平均相对浓度分布及影响范围、不同半径海域内核素的平均相对浓度以及取水相对浓度特征值。对比分析显示,滨海核电液态流出物在受纳水体中的输移、扩散主要受潮流影响。落急时刻起始的间歇排放方式总体上在环境影响和取水浓度方面均具有显著优势。计算结果可为核电厂液态流出物排放方式的优化及海洋环境影响评价提供了依据。 展开更多
关键词 数值模拟 液态流出物 间歇排放 连续排放 海洋环境影响
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核电厂C-14液态流出物排放所致公众剂量筛选评价研究
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作者 岳琪 廉冰 +4 位作者 王彦 杨洁 陈佳辰 蒙滨驰 武翡翡 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第6期601-611,共11页
为实现在评价参数有限条件下对涉核设施液态流出物排放所致公众剂量进行快速评估,基于国际原子能机构(IAEA)安全报告丛书第113号报告开发了多途径液态流出物排放所致公众剂量分级筛选评价模型,可实现放射性流出物在河流、湖泊、海洋及... 为实现在评价参数有限条件下对涉核设施液态流出物排放所致公众剂量进行快速评估,基于国际原子能机构(IAEA)安全报告丛书第113号报告开发了多途径液态流出物排放所致公众剂量分级筛选评价模型,可实现放射性流出物在河流、湖泊、海洋及污水处理系统排放所致公众剂量由保守到现实的分级筛选评价。设定了“华龙一号”机组液态C-14流出物排放情景进行案例研究,并对不同评价模型的评价结果进行对比,结果表明了所开发筛选评价模型的可靠性。本研究提供了涉核设施液态流出物在多种排放途径下进行环境影响评价的评价思路与方法,可应用于核设施选址阶段的厂址筛选评价、核技术利用设施与中小型核设施环境影响的快速评价以及监管部门对核设施环境影响评价结论的独立审查等领域。 展开更多
关键词 环境影响评价 公众剂量 分级筛选 C-14 液态流出物
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无受纳水体区域核设施液态流出物转气态排放技术研究
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作者 王辰宇 吕军 +3 位作者 吕海雷 韩红臣 魏世航 孙琦 《广东化工》 CAS 2024年第14期11-14,10,共5页
液态流出物的排放控制是无受纳水体区域核设施运行过程中的重要问题,为实现内陆核设施液态流出物的近零排放,可将液态流出物转气态并利用大气稀释进行排放。本次研究开展了一体式载带塔对液体进行载带并转为气态排放规律的探索,研究过... 液态流出物的排放控制是无受纳水体区域核设施运行过程中的重要问题,为实现内陆核设施液态流出物的近零排放,可将液态流出物转气态并利用大气稀释进行排放。本次研究开展了一体式载带塔对液体进行载带并转为气态排放规律的探索,研究过程中设计了液态流出物转气态排放工艺路线并搭建工程规模液转气实验台架进行工艺运行参数的探究。研究表明,在载带塔内不同的气液两相流体流量、温度以及外环境自然条件对液转气的处理能力有明显的影响,不同运行参数将改变蒸发速率、气液两相有效接触面积、单位气体载带上限及设备载带速率等因素,进而影响设备载带能力。工程台架实验表明,载带塔内多块塔板总面积约为60m^(2)的情况下,能够满足本设备100m^(3)/年的设计需求。 展开更多
关键词 液态流出物 液转气排放 无受纳水体 内陆核设施
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核电厂液态流出物中锶-89、锶-90、铁-55、铁-59和镍-63的联合快速分析方法
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作者 方春鸣 姜冬 +1 位作者 郭小翠 莫念 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期469-475,共7页
锶-89、锶-90、铁-55、铁-59和镍-63是核电厂液态流出物中重点关注的核素。本建立了一种联用四级树脂柱快速分析液态流出物样品中锶-89、锶-90、铁-55、铁-59和镍-63的方法,该方法通过阳离子交换树脂富集样品中的阳离子,再依次通过锶树... 锶-89、锶-90、铁-55、铁-59和镍-63是核电厂液态流出物中重点关注的核素。本建立了一种联用四级树脂柱快速分析液态流出物样品中锶-89、锶-90、铁-55、铁-59和镍-63的方法,该方法通过阳离子交换树脂富集样品中的阳离子,再依次通过锶树脂分离和纯化锶、TRU树脂分离和纯化铁、镍树脂分离和纯化镍,用电感耦合等离子体发射光谱仪测定化学回收率,用液体闪烁谱仪测定放射性计数率,计算出样品中各核素的活度浓度。典型条件下,样品量为1.0 L,测量时间为30 min,其方法探测下限可达到:锶-89为0.07 Bq/L、锶-90为0.05 Bq/L,铁-55为0.34 Bq/L,铁-59为0.11 Bq/L,镍-63为0.16 Bq/L。 展开更多
关键词 液态流出物 锶-89、锶-90、铁-55、铁-59和镍-63 联合快速分析 分离富集 液闪计数法
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某铀矿液态流出物放射性调查及环境影响评价
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作者 钟春明 《铀矿冶》 CAS 2024年第4期119-126,共8页
对某铀矿产生的矿井水、尾矿库流出水、工艺废水等液态流出物的放射性进行调查、分析和评价,掌握液态流出物的放射性水平和受纳水体的污染情况,评价液态流出物通过各种污染途径对当地居民造成的辐射影响。结果表明,矿井水、工艺废水和... 对某铀矿产生的矿井水、尾矿库流出水、工艺废水等液态流出物的放射性进行调查、分析和评价,掌握液态流出物的放射性水平和受纳水体的污染情况,评价液态流出物通过各种污染途径对当地居民造成的辐射影响。结果表明,矿井水、工艺废水和尾矿库流出水经处理后,废水中的U天然、^(226)Ra、^(210)Pb和^(210)Po的排放浓度均满足限值要求;受纳水体下游河段中的U天然浓度稍高于本底水平,^(226)Ra、^(210)Pb和^(210)Po浓度均属正常本底水平。铀矿排放的液态流出物致20 km范围内居民最大个人剂量为1.45×10^(-3)mSv/a,最大集体有效剂量为2.35×10^(-4)人·Sv/a,关键居民组为WNW方位、>2~5 km区的人口组。该铀矿液态流出物在处理达标后排入受纳水体,对当地的辐射影响较小。 展开更多
关键词 铀矿 液态流出物 放射性 矿井水 尾矿库流出 工艺废水 调查 评价
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镍特效树脂分离富集核电厂液态流出物中的^(63)Ni及其测量方法研究 被引量:7
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作者 吴连生 曾帆 +4 位作者 左伟伟 郭贵银 陈超峰 黄彦君 上官志洪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期30-36,共7页
为准确评估核电厂液态排放对公众造成的辐射影响,需对液态流出物中排放量较大、半衰期较长的^(63)进行分析。本工作以镍特效树脂作为分离纯化材料,结合阳离子树脂、原子吸收光谱和液闪谱仪,建立了快速分析核电厂液态流出物中^(63)的方... 为准确评估核电厂液态排放对公众造成的辐射影响,需对液态流出物中排放量较大、半衰期较长的^(63)进行分析。本工作以镍特效树脂作为分离纯化材料,结合阳离子树脂、原子吸收光谱和液闪谱仪,建立了快速分析核电厂液态流出物中^(63)的方法。用本工作建立的方法和GB/T 14502—1993方法比对分析了核电厂的液态流出物样品,化学回收率均高于70%,方法探测下限为0.005Bq/L,比对结果的En值均远小于1,表明该方法的分析结果准确可靠。相比于GB/T 14502—1993方法,本方法操作简单、分离流程短、工作效率高,适用于核电厂液态流出物中^(63)的富集和分离。 展开更多
关键词 63Ni 液态流出物 镍特效树脂 液闪谱仪 正交实验
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内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念及措施 被引量:20
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作者 刘新华 张爱玲 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第3期129-133,139,共5页
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,GB 6249—2011和GB 14587—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... 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,GB 6249—2011和GB 14587—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。 展开更多
关键词 内陆核电厂 放射性液态流出物 “近零排放”
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压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究 被引量:4
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作者 杨端节 魏新渝 +1 位作者 方圆 李洋 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期186-190,共5页
本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除~3H和^(14)C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... 本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除~3H和^(14)C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。 展开更多
关键词 核电厂 液态流出物 取样监测
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核设施液态流出物中^(129)I的测定 被引量:5
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作者 张彩虹 宋海龙 任晓娜 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2002年第4期210-213,共4页
研究了核设施液态流出物中12 9I的分析方法。该方法先用阴离子交换树脂浓集水样中的碘 ,经NaClO溶液解吸 ,CCl4 萃取 ,NaHSO3溶液反萃分离后制成AgI沉淀源 ,再用HPGeγ谱仪进行γ谱测量 ,也可对反萃液直接进行液闪测量。结果表明 :HPGe... 研究了核设施液态流出物中12 9I的分析方法。该方法先用阴离子交换树脂浓集水样中的碘 ,经NaClO溶液解吸 ,CCl4 萃取 ,NaHSO3溶液反萃分离后制成AgI沉淀源 ,再用HPGeγ谱仪进行γ谱测量 ,也可对反萃液直接进行液闪测量。结果表明 :HPGeγ谱仪对12 9Ⅰ的 3 9 6keVγ射线全能峰的探测效率随质量厚度呈指数下降 ;碘载体含量对液闪测量的探测效率影响不大 ,在本实验条件下 ,探测效率为 85 % ;γ谱测量时间为1 0 0 0min,方法的探测限为 0 0 1 6Bq/L ;液闪测量时间为 1 0 0min ,方法的探测限为 0 0 3 7Bq/L。该方法的全程回收率为 60 %~ 85 %。 展开更多
关键词 核设施 液态流出物 Γ谱分析 液闪测量 碘129 环境监测 放射性同位素
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基于水文条件的内陆核电厂放射性液态流出物动态排放模拟研究 被引量:4
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作者 陈小莉 赵懿珺 +1 位作者 袁珏 朱双林 《水利水电技术》 CSCD 北大核心 2017年第1期94-100,共7页
以某内陆核电厂址为例,选取90%频率环境来流作为设计基准,建立放射性液态流出物排放量与环境流量等比分配的动态排放模式,采用EFDC数学模型作为模拟手段,分析基准年逐月来流过程放射性液态流出物排放分配方式与环境水体中核素浓度变化... 以某内陆核电厂址为例,选取90%频率环境来流作为设计基准,建立放射性液态流出物排放量与环境流量等比分配的动态排放模式,采用EFDC数学模型作为模拟手段,分析基准年逐月来流过程放射性液态流出物排放分配方式与环境水体中核素浓度变化的关系,模拟常态化实际来流过程中放射性液态流出物动态排放控制条件和水域浓度规律。应用于典型案例,提出瞬时排放量控制上限与环境流量等比例动态分配相结合的动态排放控制方式,并提出瞬时排放量上限的合理取值为3倍年均排放速率。结果表明,该动态排放控制方式可有效降低受纳水域高浓度出现时间,并实现最大峰值浓度合理控制,削弱放射性液态流出物排放对环境水体的影响。这对内陆核电厂排水管理具有重要指导意义。 展开更多
关键词 内陆核电厂 水文过程 放射性液态流出物 排放优化 排放上限 浓度模拟 水环境容量 近零排放
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内陆核电站放射性液态流出物排放评述 被引量:3
11
作者 张楠楠 胡铁松 周彦辰 《人民长江》 北大核心 2012年第S1期126-131,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 放射性液态流出物 排放许可 多层次 差异化 内陆核电站
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核电站液态流出物在受纳海域中分布的计算机模拟和监测数据统计分析 被引量:3
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作者 潘萌 张春粦 《暨南大学学报(自然科学与医学版)》 CAS CSCD 2002年第5期5-11,共7页
 为了研究压水堆核电站液态流出物在大亚湾海域的分布规律,采用计算机模拟和对周围海域中典型点的监测数据引进统计分析,建立了相应的数学模型.使用了n点分段二元二次拉格朗日插值法和四线线性加权插值法进行计算机模拟,计算了3H放射...  为了研究压水堆核电站液态流出物在大亚湾海域的分布规律,采用计算机模拟和对周围海域中典型点的监测数据引进统计分析,建立了相应的数学模型.使用了n点分段二元二次拉格朗日插值法和四线线性加权插值法进行计算机模拟,计算了3H放射性核素在海域中的浓度分布.计算结果表明:采用此方法的计算结果与流体力学方程的计算结果基本一致. 展开更多
关键词 液态流出物 计算机模拟 压水堆核电站 拉格朗日插值 数据统计分析 分布规律 环境监测 污染扩散
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滨河核电厂液态流出物排放方式的对比分析 被引量:1
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作者 刘永叶 杨阳 +2 位作者 乔亚华 刘福东 傅小城 《环境科学与技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期133-137,共5页
液态流出物排放对环境的影响问题是内陆核电建设过程中重点关注的问题之一。分别应用康奈尔混合区专家系统(CORMIX)的3个主模块(CORMIX1/2/3)实现了对内陆某典型滨河核电厂液态流出物3种排放方式(淹没式单孔、多孔(扩散器)和表面排放方... 液态流出物排放对环境的影响问题是内陆核电建设过程中重点关注的问题之一。分别应用康奈尔混合区专家系统(CORMIX)的3个主模块(CORMIX1/2/3)实现了对内陆某典型滨河核电厂液态流出物3种排放方式(淹没式单孔、多孔(扩散器)和表面排放方式)下环境影响的对比分析和优化计算。研究结果表明:如果以"相对稀释倍率S=20等值线的包络面积"作为单一的筛选条件,3种排放方式的优先顺序依次为:多孔排放(扩散器)>淹没式单孔排放>表面排放。该结果可为核电厂流出物排放方式的设计和优化选择提供参考。 展开更多
关键词 液态流出物 排放方式 内陆核电厂 康奈尔混合区专家系统(CORMIX)
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压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨 被引量:1
14
作者 徐春艳 刘新华 +4 位作者 李小龙 方岚 祝兆文 蒋婧 李娟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期237-244,共8页
本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通... 本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。 展开更多
关键词 常规岛液态流出物 排放管理要求 蒸汽发生器排污
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内陆核电厂放射性液态流出物排放浓度限值的初步研究 被引量:2
15
作者 汪萍 刘新华 +1 位作者 上官志洪 吴浩 《核安全》 2009年第4期24-27,共4页
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、^(14)C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... 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、^(14)C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。 展开更多
关键词 内陆核电厂 液态流出物 排放浓度限值
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阳江核电站液态流出物对阳江海域环境影响的计算模拟 被引量:1
16
作者 李华 李健南 +1 位作者 郭杰 廖彤 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期267-273,共7页
本文针对阳江核电站50 km核应急计划区的阳江海域,采用切比雪夫谱方法计算了阳江海域的潮流速度和潮位值,进而采用粒子随机行走模型,模拟计算了阳江核电站正常工况下,液态流出物10 h连续排放后,阳江海域内核素氚的浓度分布。计算结果表... 本文针对阳江核电站50 km核应急计划区的阳江海域,采用切比雪夫谱方法计算了阳江海域的潮流速度和潮位值,进而采用粒子随机行走模型,模拟计算了阳江核电站正常工况下,液态流出物10 h连续排放后,阳江海域内核素氚的浓度分布。计算结果表明,核素迁移扩散24 d后到达海陵岛附近海域,此时有氚分布的区域常规相对浓度值低于0.005,活度浓度值低于0.70 Bq/L,该值与海陵岛海水氚的监测活度浓度(<0.97 Bq/L)量级上相符。此结果表明,阳江核电站液态流出物中的核素氚对阳江海域环境无明显影响。 展开更多
关键词 计算模拟 液态流出物 阳江核电站
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在线式放射性液态流出物监测仪研制 被引量:2
17
作者 沈福 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2020年第6期533-539,共7页
本文针对核设施中液态流出物关键伽马核素60 Co、137 Cs的测量,采用自主专利等多项技术设计样机,基于NaI(Sodium Iodide)闪烁体探测器的自动核素识别,开发了探测灵敏度更好、质量更轻便且满足通用的建筑承载能力的在线式液态流出物监测... 本文针对核设施中液态流出物关键伽马核素60 Co、137 Cs的测量,采用自主专利等多项技术设计样机,基于NaI(Sodium Iodide)闪烁体探测器的自动核素识别,开发了探测灵敏度更好、质量更轻便且满足通用的建筑承载能力的在线式液态流出物监测装置。设计加工集成的样机经过能量刻度、效率刻度、感兴趣区自动划分核素识别测试,并通过国家一级计量站校准测试,经过超过500多小时实验,其性能稳定可靠,具有核素识别能力,测试显示60 Co、137 Cs探测限小于0.088 Bq/L。对比国内传统监测技术,质量减轻接近1个数量级,探测灵敏度提升超过2个数量级,监测技术及其样机从技术能力而言也适用于饮用水伽马关键核素活度浓度监测。 展开更多
关键词 液态流出物 监测仪 多道 探测 排放 碘化钠
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内陆压水堆核电站放射性液态流出物对水环境的影响 被引量:3
18
作者 李红 过春燕 +1 位作者 刘鸿诗 方栋 《辐射防护通讯》 2009年第2期12-16,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 内陆核电厂 放射性液态流出物 剂量
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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
19
作者 刘永叶 杨阳 +1 位作者 乔亚华 陈鲁 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2017年第5期355-360,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 内陆核电厂 温排水 液态流出物 近区 影响
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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
20
作者 覃春丽 张琨 +1 位作者 张爱玲 上官志洪 《水利水电技术》 CSCD 北大核心 2017年第2期160-164,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 环境水力学 多孔扩散器 CORMIX 内陆核电厂 液态流出物排放
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