核设施烟囱气态流出物取样代表性验证的技术要求研究 被引量：8

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作者 蒋婧 何玮 +5 位作者 徐春艳 吴浩 刘新华 李航 黄彦君 徐进财 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期350-357,共8页

核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响... 核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。 展开更多

关键词 取样代表性 气态流出物 混合均匀性 性能试验 沉积损失

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核设施正常工况下放射性气态流出物对公众影响评价的现状与建议 被引量：7

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作者 方栋 李红 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2000年第6期333-340,共8页

本文介绍了在核设施正常工况下放射性气态流出物环境影响评价中 ,气象参数获取方法、大气稳定度联合频率的变化、大气弥散模式调整、剂量转换因子的选用等因素对长期大气弥散因子或最大个人剂量的影响 ,提出了规范和简化评价方法的建议。

关键词 环境影响评价 放射性气态流出物 核设施

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秦山核电厂气态流出物气溶胶粒径分布测量 被引量：2

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作者 侯杰 李航 +1 位作者 沈福 陈晓秋 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2017年第4期249-253,共5页

对秦山核电基地烟囱流出物的粒径分布谱进行了实验测量,结果表明:气态流出物中的气溶胶粒径大多在1μm以下,但总粒子数浓度随机组类型不同而不同。测量结果为评估核电厂气态流出物监测系统采样的有效性提供了参考。

关键词 核电厂 气态流出物 气溶胶 粒径分布

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核设施烟囱气态流出物取样系统气溶胶穿透效率试验研究

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作者 杨屹 沈福 +4 位作者 畅翔 孟丹 商洁 马弢 杨柳 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期414-418,共5页

核设施烟囱气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。气溶胶穿透效率是取样代表性的关键指标之一。本文介绍了取样系统气溶胶穿透效率的试验方法和试验要求,针对国内某在建核电站,开展了D a=10μm粒径下的穿透效... 核设施烟囱气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。气溶胶穿透效率是取样代表性的关键指标之一。本文介绍了取样系统气溶胶穿透效率的试验方法和试验要求,针对国内某在建核电站,开展了D a=10μm粒径下的穿透效率验证试验,其结果为48.42%;三级取样管线取消弯头,采用直管连接,通过此改进后取样管路的穿透效率提升至53.21%,满足标准中大于50%的要求。 展开更多

关键词 气态流出物 取样系统 取样代表性 气溶胶 穿透效率

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后处理厂气态流出物中I-129监测技术现状研究 被引量：2

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作者 蔺一博 骆志平 +2 位作者 庞洪超 汪传高 陈然 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期422-430,共9页

乏燃料后处理厂在后处理过程中会产生大量放射性气体,对后处理厂气态流出物中I-129的主要形态展开调研,总结了目前放射性碘所用的监测方法,通过对比其优缺点,分析适用于后处理厂气态流出物中I-129的在线监测方法。并得出建立后处理厂气... 乏燃料后处理厂在后处理过程中会产生大量放射性气体,对后处理厂气态流出物中I-129的主要形态展开调研,总结了目前放射性碘所用的监测方法,通过对比其优缺点,分析适用于后处理厂气态流出物中I-129的在线监测方法。并得出建立后处理厂气态流出物中I-129在线监测是可行的结论,可以尝试建立基于ICP-MS的后处理厂气态流出物中I-129在线监测技术,对后处理厂气态流出物中的气态碘分子进行监测,从而实现对后处理厂气态流出物中I-129的实时监测。 展开更多

关键词 乏燃料后处理 气态流出物 I-129 在线监测 ICP-MS

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核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨

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作者 尹旺明 尤成懋 +1 位作者 梅翔杰 周克波 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期55-63,共9页

在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析... 在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。 展开更多

关键词 核电厂 气态流出物 衰变校正 短半衰期核素 惰性气体 碘 探测下限 排放量

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防城港核电厂气态流出物取样监测探测限影响因素分析

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作者 侯杰 李雯婷 +7 位作者 黄力 韩善彪 高渝忠 王瑞英 李雳 李冰 岳会国 陈晓秋 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期466-470,共5页

对防城港核电厂一期机组中气态流出物取样监测的最小可探测限的影响因素进行分析,计算了取一定置信度和相对标准偏差时对应的气态流出物中不同核素的最小可探测限。分析了不同测量时间下,相对标准偏差与净计数率的关系。结果表明当机组... 对防城港核电厂一期机组中气态流出物取样监测的最小可探测限的影响因素进行分析,计算了取一定置信度和相对标准偏差时对应的气态流出物中不同核素的最小可探测限。分析了不同测量时间下,相对标准偏差与净计数率的关系。结果表明当机组烟囱气态流出物中的放射性排放速率至少达到计算水平时,测量值才能高于系统最小可探测限。该结果对其它核电机组制订气态流出物监测大纲具有一定参考作用。 展开更多

关键词 防城港核电厂 气态流出物 探测下限 气溶胶取样系统

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关于核设施放射性流出物导出排放限值的讨论 被引量：6

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作者 陈晓秋 刘华 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第3期138-145,共8页

本文简要描述了计算导出排放限值的方法 ,并结合秦山核电厂址气态流出物的排放情况 ,讨论了关于导出排放限值的几个问题。

关键词 核设施 放射性流出物 气态流出物 导出排放限值 秦山核电厂 辐射防护

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秦山三期重水堆核电站流出物惰性气体^(133)Xe和^(85)Kr研究及监测改进 被引量：5

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作者 李厚文 王斌 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2014年第4期193-198,213,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 85Kr 放射性惰性气体 气态流出物 破损燃料 源项

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应用CFD方法研究雷诺数对烟囱气体混合均匀性影响 被引量：1

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作者 郑金阁 程卫亚 +5 位作者 郭浩城 刘伟富 王晨潇 郝桂珍 赵宇伦 陈凌 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期411-417,共7页

为研究各种流态下核设施烟囱内气体混合均匀性情况,应用计算流体力学(CFD)方法,建立了仿真模型,主烟囱内雷诺数范围800~70000。仿真结果表明:雷诺数变化对于主烟道风速分布有重要影响;8倍水力直径以下,随监测截面升高,风速分布将更为均... 为研究各种流态下核设施烟囱内气体混合均匀性情况,应用计算流体力学(CFD)方法,建立了仿真模型,主烟囱内雷诺数范围800~70000。仿真结果表明:雷诺数变化对于主烟道风速分布有重要影响;8倍水力直径以下,随监测截面升高,风速分布将更为均匀,8倍水力直径以上,一定程度内增强湍流,可提高风速分布均匀性,流态处于完全湍流后,继续提高雷诺数对风速的分布均匀性无益;对于示踪气体,各监测截面均达到了较充分的混合,管道内雷诺数低于29000时,其在各截面上的混合均匀性伴随雷诺数升高有细微的降低,雷诺数超过29000后混合均匀性变化不再显著。对比仿真结果与试验结果,风速及示踪气体浓度仿真结果与试验测量值具有较好的一致性。 展开更多

关键词 气态流出物监测 计算流体力学 混合均匀性

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裂变动力与环境

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作者 John W.Moore Elizabeth A.Moore 吴尧生 《环境科学研究》 EI CAS 1984年第11期32-35,共4页

由核电站运行而引起的环境问题可分为四类:热污染(所有动力厂共有的);电厂正常运行期间排入环境的一些放射性物质;随着连续不断地释放大量的放射性物质,核电厂严重损坏的可能性;贮存问题、完全措施以及放射性废物的处理问题。这些放射... 由核电站运行而引起的环境问题可分为四类:热污染(所有动力厂共有的);电厂正常运行期间排入环境的一些放射性物质;随着连续不断地释放大量的放射性物质,核电厂严重损坏的可能性;贮存问题、完全措施以及放射性废物的处理问题。这些放射性废物是任何核电厂运行过程中普遍的产物。 展开更多

关键词 轻水堆 放射性废物 包壳 燃料元件 水冷堆 放射性废弃物 气态流出物 裂变 裂变反应 发电厂 核电站 放射性物质 核电厂

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