一、核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式（论文文献综述）
梁秋莹[1]（2021）在《压水堆核电站流出物源项计算研究》文中研究表明气液态放射性流出物的排放问题一直是核电厂安全评审与环境影响评价所关注的焦点。开展流出物源项的计算研究对于保证核电厂的安全运行、放射性废物优化管理以及环境影响评价等具有重要的意义。首先,本文对压水堆核电厂的放射性核素在不同系统中的物理过程进行研究与分析。根据核素初始来源以及其在一回路或二回路中放射性活度浓度,结合反应堆其自身设计特征、运行模式、处理工艺,再考虑放射性核素在相关系统迁移过程中各项设备对其总的去除情况,建立与之相对应的反映具体设计和工艺流程特点的核岛厂房通风系统、废气处理系统、硼回收系统、废液处理系统以及二回路系统中的气液态放射性流出物源项的计算模型,并通过解析求解方法得出的气液态放射性流出物源项。其次,基于流出物源项理论模型与求解方法,采用Fortran计算机编程语言和结构化程序设计方法,完成流出物源项程序PWR-RST的开发。PWR-RST程序在设计开发过程中考虑不同系统对放射性核素不同评估模式,用户可选择、设置以及修改相应参数,以适应不同系统的正常运行状态下排放源项预测以及评估需求。为了验证开发的PWR-RST程序准确性,以CRP1000核电机组的设计参数来建立测试算例,并将本程序计算结果与中广核开发CPGale程序的计算结果进行对比,两者吻合很好。最后,以反应堆厂房气载放射性流出物源项为研究目标,建立了基于抽样统计方法的不确定性与敏感性分析的计算平台。首先选取对流出物源项计算结果产生影响的输入参数,并确定参数的概率分布函数、不确定范围和抽样次数,通过拉丁抽样的方法对输入参数进行随机抽样;然后通过PWR-RST源项程序将输入参数不确定性传播到流出物源项不确定性;最后对流出物源项计算结果进行统计分析。研究结果表明:对于惰性气体流出物源项,其与主冷却剂泄漏率表现为很强的正相关且受到输入因子的影响,其不确定度为3.34%;对于气载碘和气溶胶流出物源项,其与主冷却剂泄漏率以及相应的汽水分配因子都表现为较强的正相关,与其相应的去污因子表现为较强的负相关且受到输入因子的影响,其计算结果不确定度分别为5.69%、5.66%。
李超[2]（2019）在《钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址研究》文中研究表明钍基熔盐堆低碳新能源示范基地由钍基熔盐堆系统、核基高温高效制氢系统和超高温熔盐储能蓄热系统组成。钍基熔盐堆采用无水冷却,可以为干旱缺水地区提供电力;输出温度高,可以实现无碳高效制氢、集中供热等;也可以通过对二氧化碳资源化利用以实现温室气体减排。超高温熔盐储能蓄热系统可以与西部地区丰富的太阳能、风能等资源相结合可以形成多能互补系统,大大提高新能源技术的使用效率。因此,如何根据候选厂址的相关因素确定示范基地的最优厂址成为钍基熔盐堆低碳新能源示范基地建设及推广的首要问题。为了优化钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址,本文综合国内核电厂选址的技术要求以及钍基熔盐堆低碳新能源示范基地的自身特点,分析了钍基熔盐堆低碳新能源示范基地的选址影响因素。综合各个具体指标的特性,运用层次分析法建立了影响因素指标集合,通过专家打分构建判断矩阵,确定了指标间的相对重要性程度。根据确定的指标权重,采用专家打分法构建子准则层隶属度矩阵,运用模糊综合评价法对候选厂址进行评价,计算出最终评判值。钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址评价指标体系的建立,使得对示范基地的选址评价可以系统化、规范化,对于后续同类型示范基地的建设、工业化项目推广的选址优化等具有一定的指导意义,使得钍基熔盐堆低碳新能源示范基地的选址更具有科学性,更具有普遍适用性。最后,利用示范基地的选址实例,运用本文选择的评价方法对实例中的候选厂址的相关指标进行综合评价,通过直观可视化的评价计算结果,确定候选厂址中的最优厂址,得出最优的候选厂址并与实际情况进行验证。在理论上和实际操作中为项目决策者提供一定的选址依据。
王炫[3]（2020）在《核电厂大型自然通风冷却塔对气态污染物扩散影响研究》文中指出随着国民经济和核电工业的快速发展,内陆核电厂建设已经成为我国非常重要的规划目标。由于内陆核电厂需要高大冷却塔群处理温排水,其存在将会使得核电厂近区风场发生改变,从而造成核电厂排放的气载放射性核素的扩散呈现较大的不规律性,核事故后果评价和环境影响评估中使用的传统高斯模型无法完全适用。在此背景下,需要提出新的修正模型,以保证计算结果的可靠性。本文采用计算和实验结合的方法,对核电厂近区大型自然通风冷却塔大气扩散的影响开展研究。重点关注冷却塔体、冷却塔底部进风口、释放点高度、释放点位置、冷却塔湿热羽以及冷却塔群布置对于气态污染物扩散的影响。在此基础上,通过对核电厂近区大气扩散参数进行计算分析,建立冷却塔大气环境分段计算评估模型SMAC（Segmentation calculation Model for Atmospheric diffusion of Cooling tower）,显着提高传统高斯大气扩散模型的模拟精度,为核电厂的环境影响评价以及核事故后果评价提供技术依据。本文通过现场示踪试验、激光雷达测风实验和室内风洞实验,深入研究冷却塔体、冷却塔自然通风过程和冷却塔湿热羽对于气态污染物扩散的影响。实验研究表明,冷却塔自然通风过程,对释放近区污染物进行了稀释,造成其地面浓度降低。冷却塔周围的风廓线呈现S型分布特征。分别选择Standard k-ε、RNG k-ε以及MP k-ε湍流模型与实验结果进行对比。对比结果表明,RNG k-ε湍流模型与实验结果最为吻合,其他两种湍流模型均有不同程度偏高的情景。因此,本文推荐采用RNG k-ε模型开展冷却塔大气扩散模拟分析工作。在以上计算模型和实验验证的基础上,采用RNG k-ε模型对冷却塔自然通风过程、释放点位置、释放点高度、环境风速、大气稳定度以及冷却塔湿热羽对气态污染物的扩散影响进行了分析。冷却塔对70m以下释放的污染物形成明显的阻挡作用,使得最大落地浓度点不随释放高度的变化而变化。当风速从0.5m/s～5.4m/s变化时,污染物的轴线浓度随着风速的增大而增大,但是当风速增大到7.9m/s时,污染物的轴线地面浓度开始降低。大气稳定度条件对地面污染物释放的影响很小。本文结合分析了4种可能的冷却塔平面布局方案,分别为单一冷却塔布置、矩形布置、一字型布置以及S型布置。针对不同的布置方案,开展污染物大气扩散模拟分析。对于单一冷却塔布置,在释放点与冷却塔之间的距离段内,其污染物分布为标准的高斯分布,同时其浓度也高出其他3种布置方案1个数量级。除了S型布置方案,其他3种方案在冷却塔背风侧均形成阶跃效应。冷却塔背风侧污染物的分布中,单一冷却塔布置方案的浓度结果小于其他3种方案,主要是因为大量污染物进入到冷却塔体,然后从冷却塔顶部排出,造成其背风侧的浓度急剧下降。本文开展4种冷却塔群布置方案下大气扩散模型的修正,采用自主开发的计算程序进行大气扩散参数的计算,建立了冷却塔大气扩散分段计算模型SMAC。将SMAC模型的计算结果与风洞实验和CFD模型计算结果进行比较,验证了SMAC模型计算的有效性。采用本文建立的SMAC模型,在我国两个内核电厂厂址开展应用研究。两个厂址的计算结果表明,SMAC模型的计算精度较传统P-G高斯模型提升了1-4倍。SMAC模型在实际厂址中的应用,将更加科学合理的反映气态污染物在厂址近区的大气扩散问题,对指导核电厂非居住区和规划限制区范围的划分,降低工程成本,增强公众对核电安全的信心都有着重要的意义。本文的研究成果,可直接应用于核电厂环境影响评价和核事故后果评价。
陈畅其[4]（2019）在《液态熔盐研究堆应急准备与响应的初步研究》文中进行了进一步梳理熔盐堆是一种以液态熔盐为载体、可裂变和易裂变材料为燃料的反应堆。鉴于熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、放射性废物少、可持续发展、防核扩散等优点,熔盐堆被第四代国际核能论坛推荐为第四代先进核能系统的六种堆型之一。TMSR-LF1具有温度负反馈、无堆芯熔化风险、低压运行、无水冷却、覆盖气在线吹扫净化和冗余非能动空气冷却等安全特性,其发生事故的可能性和事故后果的严重程度都小于传统反应堆。但由于不能完全排除TMSR-LF1发生事故的可能性,且国内外并无成熟的熔盐堆应急准备与响应标准,有必要开展TMSR-LF1这一新型反应堆的应急准备与响应的研究。本研究依托中国科学院先导科技专项——钍基熔盐堆核能系统（TMSR）为背景,以2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆为研究对象,开展液态熔盐堆应急准备与响应的初步研究。论文的主要结构和内容为:第一章,绪论。首先介绍熔盐堆事故应急研究的发展状况,介绍并对比了美国和IAEA关于建立反应堆应急准备与响应的方法。第二章,事故分析和应急计划参考事故选取。事故分析是建立反应堆应急准备的基础和前提,其分析结果直接影响到后续应急状态分级、应急行动水平建立和应急计划区划分等。根据2 MWt TMSR-LF1的初步设计,采用确定论方法对进行事故分类,列出始发事件清单,分析各种事故工况下发生放射性释放的可能性,筛选出可能导致放射性释放的事故:燃料盐泄漏、燃料盐覆盖气系统边界泄漏、尾气处理系统失效和冷却盐泄漏。然后通过比较事故对厂房外环境是否产生影响和所产生辐射影响的严重程度,选取燃料盐覆盖气系统边界泄漏事故为TMSR-LF1的应急计划参考事故。第三章,应急计划参考事故辐射后果评价。根据IAEA推荐的源项估计方法,保守估计TMSR-LF1的应急计划参考事故情况下的释放源项。基于建筑物扰流和低风速修正的高斯烟羽模型,使用ARCON96程序估算TMSR-LF1场址范围内的放射性核素浓度分布。计算了事故辐射后果,分析了覆盖气吹扫速率、紧急停堆时间、氚、照射方式和时间等因素对应急计划参考事故辐射后果的影响。根据事故辐射后果对TMSR-LF1进行应急状态分级,分析可得TMSR-LF1至多只需要场区应急准备。第四章,初步建立TMSR-LF1的应急准备与响应。基于TMSR-LF1的应急状态分级,采用IAEA推荐的方法建立了TMSR-LF1的A识别类应急行动水平的初步框架,采用我国现行的应急计划区划分方法,分析得出TMSR-LF1在主体厂房边界以外可以取消应急计划区。最后初步建议了TMSR-LF1应具备的应急组织设计和应急响应能力配置。第五章,总结与展望。总结了本研究所取得的成果以及存在的不足之处,并对未来可能的进一步研究进行了展望。
高兴兵[5]（2017）在《ANSI N13.1-1999标准在三门核电厂中的工程应用及分析》文中研究说明ANSI N13.1-1999是美国发布的一份用于指导从核设施烟囱及管道中对释放的气载放射性物质进行取样监测的技术标准。本文对ANSI N13.1-1999标准在三门核电厂的应用背景进行了说明,简要分析了ANSI N13.1-1999标准的主要技术要求。对三门核电厂烟囱排风系统的烟囱取样位置验证试验技术方案进行了介绍并通过计算力学分析软件进行了取样位置的预选。根据ANSI N13.1-1999提供的方法对预选的取样位置进行了烟囱模型和现场试验,在烟囱模型上完成了气流速度分布、平均气旋角、示踪气体和示踪气溶胶浓度均匀性等试验项目,在现场完成了气流速度分布均匀性试验,最终确定了取样位置。本文简要介绍了三门核电厂取样监测系统设计和设备情况,并对10μm放射性气溶胶和放射性碘的传输效率进行了计算,确认了优化后的取样系统满足10μm气溶胶的传输效率大于50%的要求。本文还对放射性气溶胶、碘及惰性气体取样监测系统的不确定度进行了评定。最后对气载流出物取样监测系统的质量保证要求和实施步骤进行了说明。
王一川,盛青,熊小伟,魏新渝,魏国良,商照荣[6]（2016）在《高低层风向差异对核电厂长期大气弥散因子计算的影响》文中指出为比较风场上下不一致时计算大气弥散因子的差异,使用CAirDos模式计算福建某沿海核电厂的长期大气弥散因子,并与CEIRA模式的计算结果进行对比,结果显示两种模式计算出的最大长期弥散因子出现的方位相同,均对应于低层最多风向（东北东,23.2%）的下风向,而次大值出现的方位不同。其中,CAirDos计算的长期大气弥散因子的次大值出现在低层（10 m）次多风向（北东,10.4%）的下风向;而CEIRA模式计算的长期大气弥散因子的次大值出现在高层（80 m）主导风向（北,16.5%）的下风向。CAirDos使用的是单层风速数据,高层风速经风廓线修正得到,风向保持不变,保证了高、低层风向的一致,而CEIRA需要使用高层及低层两层的风速数据,当高层及低层风向不一致时,将影响长期大气弥散因子的计算结果。
张琼,陈晓秋,王博,张春明,郭瑞萍[7]（2016）在《CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算》文中指出CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万k W的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。
吕晓雯[8]（2016）在《2MW液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物辐射环境影响分析》文中研究指明熔盐堆在第四代反应堆中是唯一一个采用液态燃料的堆型,具有安全性、良好的经济性、可持续性和防核扩散性等众多优点。中国科学院于2011年启动钍基熔盐核能系统战略性先导科技专项的研究,2MW液态钍基熔盐实验堆（TMSR-LF1）是研究的堆型之一。在反应堆运行时不可避免地会伴随着放射性流出物的释放,熔盐堆由于采用无水冷却,因此其流出物以气态放射性核素为主。气载放射性流出物在环境介质中进行扩散迁移并通过呼吸、浸没、食入等途径摄入到人体内,对人体产生辐射影响,因此需要开展核设施气载放射性流出物辐射影响分析的研究。根据第四代反应堆的先进性,并依据《研究堆安全分类（试行）》提出的功率在500kW10MW研究堆的安全特性,2MWth TMSR-LF1气载放射性辐射环境影响评价关注的区域侧重于近场范围内。结合上述2MWth TMSR-LF1的特点,本文首先计算了正常运行和假想事故情况下的环境释放量;其次基于环境释放量进行放射性活度浓度计算,其中分别采用计算流体力学（CFD）方法和高斯烟羽模型进行近场和远场的气载放射性流出物扩散模拟;最后根据ICRP推荐的各照射途径下的剂量计算模型评估工作人员以及公众的受照剂量。本研究可以为场址评价、辐射防护设计、核应急计划等提供参考依据。本文的结构以及主要内容如下:第一章,引言。首先介绍熔盐堆以及气载放射性流出物辐射环境影响分析的发展状况。着重介绍对比现有的大气扩散模型,并分析各扩散模型的适用范围及优缺点。第二章,气载放射性核素环境释放量分析。环境释放源项是进行环境影响分析的基础和前提,其准确性直接影响到计算结果的可靠性。针对熔盐堆可在线处理特点,根据TMSRLF1堆芯结构和物理参数建立堆芯模型,采用添加在线移除功能的SCALE 6.1软件计算了堆芯气载放射性核素产额;然后结合气载放射性核素在反应堆内的迁移行为,分析正常运行情况以及假想事故情况下的环境释放量。第三章,气载放射性流出物远场扩散数值计算。针对TMSR-LF1气载放射性流出物在场外的扩散迁移采用修正的高斯烟羽模型进行分析。分析不同参数及修正方式对高斯烟羽扩散模型的影响程度与范围,并选取源强耗损、指数风廓线、地面粗糙度等修正方式计算正常运行以及假想事故两种情况下的场外放射性核素活度浓度。为后续不同受照群体的辐射照射剂量评估提供依据。第四章,气载放射性流出物近场扩散数值计算。由于近场环境受建筑物、地形的影响,传统的高斯烟羽模型具有一定的局限性,因此借鉴城市街区污染物扩散模拟研究情况,采用CFD方法开展近场扩散数值模拟研究。对比CFD方法和高斯烟羽模型两种方法在没有建筑物情况下计算得到的大气弥散因子表明,受两种方式烟羽抬升高度和水平、垂直方向的扩散情况不同的影响,相同位置处高斯烟羽模型计算得到的结果均小于CFD方法,进一步验证了在近场范围内高斯烟羽模型的局限性。采用CFD方法分析了烟囱高度、风速、风向等因素对场区范围内大气弥散因子分布的影响,结果表明场区范围内地表附近的大气弥散因子随着风速增大而增大;放射性核素易在建筑物迎风侧以及背风侧出现浓度集聚现象,烟囱高度越低,集聚现象越显着。基于上述结果计算场区范围内不同运行工况下地表附近放射性核素活度浓度。第五章,气载放射性流出物的辐射照射剂量分析。基于上述计算得到正常以及事故情况下近场、远场放射性核素浓度分布情况,并根据ICRP推荐的各照射途径下的剂量计算模型评估工作人员和公众的受照剂量,分析主要受照途径以及照射核素。正常运行情况下工作人员考虑的受照途径有空气吸入、烟羽浸没以及地面沉积;公众的受照途径则在工作人员的基础上增加食入引起的内照射。事故情况考虑不同受照群体在空气吸入以及烟羽浸没两种照射途径下的累积照射剂量。第六章,总结与展望。总结本论文主要研究成果,并提出未来可以改进的地方。
姜文华,张文仲,王晓涛,宋培峰,张敏[9]（2015）在《放射性气体流出物对关键人群组的有效剂量估算》文中认为核与辐射设施正常运行条件下,可能会向环境排放气态放射性流出物。核与辐射实施的营运者在他们所负责的放射性物质排放到环境之前,应评价由计划排放引起的关键人群组所受的剂量[1]。基于核与辐射设施运行后气态流出物排放量监测进行的环境辐射剂量计算已有大量成果[2-3],而关于设计阶段排放限值的审定过程报道较少。本研究以一座小型核技术利用实验室为对象,估算流出物对周围公众所引起的辐射剂量,简要讨论排放限值的审定过程。
邵和松,夏媛媛,常宗民[10]（2013）在《小型核设施气载放射性核素大气扩散计算模式》文中研究说明本文从小型核设施环评项目的特点出发,对高斯烟羽模式进行了简化,建立了正常工况下气载放射性核素偏保守的大气扩散简单模式,该模式包括高架源模式和低架源模式。将大气扩散简单模式与高斯烟羽模式进行实例计算比较。通过计算和分析,大气扩散简单模式计算所需参数少,计算结果偏保守,并与高斯烟羽模式计算结果相近,能够反映下风向各处地面空气核素浓度的分布情况。
二、核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式（论文提纲范文）
（1）压水堆核电站流出物源项计算研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题背景及研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 不确定性分析的研究现状 |
| 1.2.2 排放源项的研究现状 |
| 1.3 论文的主要研究内容 |
| 第2章 流出物源项计算理论基础 |
| 2.1 核岛厂房通风系统 |
| 2.1.1 连续通风系统 |
| 2.1.2 反应堆厂房 |
| 2.2 废气处理系统 |
| 2.3 二回路系统 |
| 2.3.1 二回路冷却剂放射性核素浓度 |
| 2.3.2 二回路系统气态释放 |
| 2.3.3 二回路系统液态释放 |
| 2.4 硼回收系统 |
| 2.5 废液处理系统 |
| 2.6 硼回收处理系统和废液处理系统放射性废液释放计算修正 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 流出物源项程序开发及算例验证 |
| 3.1 程序编写语言 |
| 3.2 程序设计流程 |
| 3.3 算例验证 |
| 3.3.1 核岛厂房通风系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.3.2 废气处理系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.3.3 二回路系统流出物源项结果验证 |
| 3.3.4 硼回收系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.3.5 废液处理系统流出物源项计算结果验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 流出物源项计算不确定性分析 |
| 4.1 不确定性分析方法 |
| 4.1.1 抽样方法 |
| 4.1.2 非参数统计方法 |
| 4.1.3 基于相关系数的敏感性分析方法 |
| 4.2 不确定性传播计算 |
| 4.3 输入参数不确定性的量化分析 |
| 4.4 输出结果统计分析 |
| 4.4.1 输出结果不确定性分析 |
| 4.4.2 输入参数敏感性分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 厂址选址国内外研究综述 |
| 1.2.1 选址概述 |
| 1.2.2 国外研究发展及现状 |
| 1.2.3 国内研究发展及现状 |
| 1.3 本文研究的内容、方法和技术路线 |
| 1.3.1 选址研究的内容 |
| 1.3.2 选址研究的方法 |
| 1.3.3 选址研究的技术路线 |
| 第2章 核设施选址及新能源浅析 |
| 2.1 核设施选址技术要求 |
| 2.1.1 核电厂简介及选址技术要求 |
| 2.1.2 钍基熔盐堆等第四代堆简介 |
| 2.1.3 钍基熔盐堆与压水堆分析比较 |
| 2.2 低碳新能源特点及政策分析 |
| 2.2.1 低碳新能源与传统能源比较 |
| 2.2.2 低碳新能源相关政策分析 |
| 第3章 钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址评价指标选取 |
| 3.1 钍基熔盐堆新低碳能源示范基地选址背景介绍 |
| 3.2 钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址的原则 |
| 3.2.1 重视环境保护原则 |
| 3.2.2 重视钍基熔盐堆研发的原则 |
| 3.2.3 重视低碳新能源发展的原则 |
| 3.3 钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址评价因素 |
| 3.4 钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址评价指标分析 |
| 3.4.1 安全类指标分析 |
| 3.4.2 环境容量类指标分析 |
| 3.4.3 技术经济类指标分析 |
| 3.4.4 发展示范类指标分析 |
| 第4章 钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址模糊评价模型构建 |
| 4.1 层次分析法 |
| 4.1.1 AHP核心及步骤 |
| 4.1.2 构建层次结构模型 |
| 4.1.3 建立两两比较判断矩阵 |
| 4.1.4 各级指标权重的确定 |
| 4.2 模糊综合评价 |
| 4.2.1 模糊综合评价阶段及步骤 |
| 4.2.2 基于模糊综合评价法的候选厂址评价 |
| 第5章 选址方案实例 |
| 5.1 选址基本情况 |
| 5.1.1 格尔木厂址概况 |
| 5.1.2 酒泉金塔厂址概况 |
| 5.1.3 武威民勤厂址概况 |
| 5.1.4 兰州新区厂址概况 |
| 5.2 候选厂址评价分析 |
| 第6章 研究成果和结论 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间发表的学术论文 |
| 致谢 |
（3）核电厂大型自然通风冷却塔对气态污染物扩散影响研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 高斯模型在核电厂环境评价和事故应急中的应用 |
| 1.1.3 核电厂大型自然通风冷却塔 |
| 1.1.4 核电厂气态污染物 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 核电厂大气扩散模式应用现状 |
| 1.2.2 核电厂冷却塔对污染物扩散的影响研究现状 |
| 1.2.3 小结 |
| 1.3 本文研究目标与内容 |
| 1.3.1 研究目标 |
| 1.3.2 研究内容 |
| 1.3.3 技术路线 |
| 第二章 现场示踪试验和室内风洞实验 |
| 2.1 现场示踪试验和激光雷达测风试验 |
| 2.1.1 概况 |
| 2.1.2 试验设计 |
| 2.1.3 试验相似性分析 |
| 2.1.4 试验数据处理 |
| 2.1.5 试验不确定度分析 |
| 2.1.6 试验结果分析 |
| 2.2 室内风洞实验 |
| 2.2.1 概况 |
| 2.2.2 风洞实验的基本理论 |
| 2.2.3 相似准则数 |
| 2.2.4 实验设计 |
| 2.2.5 相似准则的处理 |
| 2.2.6 冷却塔热羽模拟技术 |
| 2.2.7 实验数据处理 |
| 2.2.8 实验不确定度分析 |
| 2.2.9 实验结果分析 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 湍流模型的实验验证 |
| 3.1 计算流体力学的基本理论 |
| 3.2 数值模拟软件和湍流模型的基本理论 |
| 3.2.1 数值模拟软件 |
| 3.2.2 湍流模型的基本理论 |
| 3.3 湍流模型的实验验证 |
| 3.3.1 概况 |
| 3.3.2 冷却塔的基本参数 |
| 3.3.3 边界条件的设置 |
| 3.3.4 网格无关性分析 |
| 3.3.5 模型比较和验证的基本理论 |
| 3.3.6 激光雷达测风试验验证 |
| 3.3.7 示踪试验与数值模拟结果对比分析 |
| 3.3.8 风洞实验与数值模拟比对分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 冷却塔大气扩散计算分析 |
| 4.1 冷却塔自然通风对气态污染物扩散的影响 |
| 4.2 释放点位置对污染物分布的影响 |
| 4.3 释放高度对污染物分布的影响 |
| 4.4 环境风速对污染物分布的影响 |
| 4.4.1 风速值的选取 |
| 4.4.2 计算分析 |
| 4.5 大气稳定度对污染物分布的影响 |
| 4.6 冷却塔湿热羽对污染物分布的影响 |
| 4.7 冷却塔群布置对大气扩散的影响 |
| 4.7.1 冷却塔布置方案 |
| 4.7.2 分析与讨论 |
| 4.8 本章小结 |
| 第五章 冷却塔大气扩散评估模型的建立及验证 |
| 5.1 高斯烟羽模型基本原理 |
| 5.2 大气扩散参数的基础理论 |
| 5.3 冷却塔大气扩散模型的建立 |
| 5.3.1 大气扩散参数修正方法的选择 |
| 5.3.2 大气扩散参数的计算 |
| 5.3.3 冷却塔大气扩散评估模型的建立 |
| 5.4 模型的验证 |
| 5.4.1 与风洞实验的验证比较 |
| 5.4.2 与传统高斯模型的验证比较 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 冷却塔大气扩散评估模型在核事故应急中的应用 |
| 6.1 计算方案 |
| 6.1.1 厂址的冷却塔布局 |
| 6.1.2 厂址构筑物基本尺寸 |
| 6.1.3 释放点参数 |
| 6.1.4 计算网格 |
| 6.1.5 计算源项 |
| 6.1.6 气象条件 |
| 6.2 剂量评价程序的基本理论 |
| 6.3 计算结果及讨论 |
| 6.3.1 大气弥散因子 |
| 6.3.2 事故剂量 |
| 6.4 本章小结 |
| 第七章 全文总结 |
| 7.1 主要结论 |
| 7.2 本文创新点 |
| 7.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 附录A 事故源项 |
| 附录B 不同冷却塔群布置下的大气扩散参数 |
| 附录C 核素的剂量转换因子 |
| 致谢 |
| 攻读博士学位期间的科技成果 |
（4）液态熔盐研究堆应急准备与响应的初步研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 熔盐堆发展状况 |
| 1.3 熔盐堆应急准备与响应发展状况 |
| 1.3.1 MSRE应急预案介绍 |
| 1.3.2 参考法规的发展 |
| 1.4 建立核事故应急准备与响应的研究方法 |
| 1.4.1 基本概念 |
| 1.4.2 事故分析方法 |
| 1.4.3 建立应急行动水平的方法 |
| 1.4.4 划分应急计划区的方法 |
| 1.5 本文研究目的和研究内容 |
| 第2章 事故分析与应急计划参考事故选取 |
| 2.1 TMSR-LF1 系统结构和参数 |
| 2.2 事故分析方法 |
| 2.2.1 事故分类和始发事件选取 |
| 2.2.2 安全限值 |
| 2.2.3 安全分析程序 |
| 2.3 TMSR-LF1 事故分类和始发事件清单 |
| 2.4 反应性事故 |
| 2.5 堆芯排热减少事故 |
| 2.6 排热增加事故 |
| 2.7 未能紧急停堆的预期瞬态 |
| 2.7.1 满功率下一根调节棒失控抽出未能紧急停堆 |
| 2.7.2 失去厂外电未能紧急停堆 |
| 2.8 设备泄漏事故 |
| 2.8.1 燃料盐泄漏 |
| 2.8.2 燃料盐覆盖气系统边界泄漏 |
| 2.8.3 尾气处理系统失效 |
| 2.8.4 冷却盐泄漏 |
| 2.9 应急计划参考事故选取 |
| 2.10 本章小结 |
| 第3章 应急计划参考事故辐射后果评价 |
| 3.1 应急计划参考事故源项估计 |
| 3.1.1 堆芯中产生的放射性 |
| 3.1.2 覆盖气中积存的放射性 |
| 3.1.3 应急计划参考事故释放源项 |
| 3.2 应急计划参考事故辐射剂量估算 |
| 3.2.1 剂量估算方法 |
| 3.2.2 大气弥散因子计算 |
| 3.2.3 剂量估算结果 |
| 3.3 应急计划参考事故辐射后果分析 |
| 3.3.1 覆盖气吹扫速率的影响 |
| 3.3.2 氚对剂量的影响 |
| 3.3.3 停堆过程对剂量的影响 |
| 3.3.4 不同照射途径对事故后果的影响 |
| 3.3.5 时间对剂量的影响 |
| 3.4 TMSR-LF1 的应急状态等级 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 初步建立TMSR-LF1的应急准备与响应 |
| 4.1 应急行动水平的建立 |
| 4.2 应急计划区的讨论 |
| 4.3 应急组织 |
| 4.3.1 组织构成和职责要求 |
| 4.3.2 TMSR-LF1 的应急组织设计 |
| 4.4 应急响应行动 |
| 4.4.1 应急响应能力配置 |
| 4.4.2 应急计划参考事故应急响应行动流程 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（5）ANSI N13.1-1999标准在三门核电厂中的工程应用及分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题的意义及国内外研究现状综述 |
| 1.1.1 课题的来源 |
| 1.1.2 课题研究的意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究情况 |
| 第二章 ANSI N13.1-1999标准要求分析 |
| 2.1 取样目的、方法及行动水平 |
| 2.2 取样位置要求 |
| 2.3 取样监测系统设计及验证要求 |
| 2.3.1 取样监测系统设计要求 |
| 2.3.2 取样监测系统性能验证要求 |
| 2.4 质量保证要求 |
| 2.5 标准应用步骤 |
| 第三章 烟囱取样位置验证试验方案及CFD分析 |
| 3.1 三门核电厂烟囱排风系统简介 |
| 3.2 取样位置试验方案 |
| 3.2.1 烟囱取样位置的初选 |
| 3.2.2 缩小比例的烟囱模型试验 |
| 3.2.3 烟囱取样位置现场验证试验 |
| 3.2.4 试验风险分析 |
| 3.2.5 取样位置验证试验方案评审 |
| 3.3 烟囱取样位置CFD分析 |
| 3.3.1 烟囱取样位置的预选 |
| 3.3.2 烟囱CFD计算建模 |
| 3.3.3 CFD网格设置及边界条件 |
| 3.3.4 CFD分析计算结果 |
| 3.3.4.1 正常通风工况CFD分析结果 |
| 3.3.4.2 最大通风工况CFD分析结果 |
| 3.3.4.3 结果分析 |
| 第四章 烟囱取样位置验证试验 |
| 4.1 总体介绍 |
| 4.2 比例模型试验 |
| 4.2.1 比例模型装置概况 |
| 4.2.2 试验内容与方法 |
| 4.2.2.1 试验内容 |
| 4.2.2.2 测量点位的选取 |
| 4.2.3 烟囱模型C1截面试验测量及结果 |
| 4.2.3.1 C1截面气流速度测量 |
| 4.2.3.2 C1截面气旋角测量 |
| 4.2.3.3 C1截面示踪气体浓度测量 |
| 4.2.3.4 C1截面示踪气溶胶浓度测量 |
| 4.2.4 烟囱模型C2截面试验结果 |
| 4.2.4.1 C2截面气流速度测量 |
| 4.2.4.2 C2截面气旋角测量 |
| 4.2.4.3 C2截面示踪气体浓度测量 |
| 4.2.4.4 C2截面示踪气溶胶浓度测量 |
| 4.2.5 C1截面与C2截面烟囱模型试验验证结果分析 |
| 4.3 现场试验 |
| 4.3.1 现场试验内容 |
| 4.3.2 现场测量点位的选取 |
| 4.3.3 现场烟囱气体流速测量 |
| 4.3.3.1 现场试验参考指标 |
| 4.3.3.2 现场试验测量结果 |
| 4.4 C1和C2截面CFD计算及试验验证结果分析 |
| 第五章 放射性气溶胶和碘传输效率分析 |
| 5.1 基本介绍 |
| 5.1.1 三门核电厂烟囱气载流出物取样监测系统概述 |
| 5.1.2 烟囱气载流出物取样监测设备 |
| 5.1.2.1 流量计 |
| 5.1.2.2 取样头和取样管线 |
| 5.1.2.3 放射性监测仪表设备 |
| 5.2 取样监测系统气溶胶穿透率分析 |
| 5.2.1 气溶胶沉积机理 |
| 5.2.1.1 取样嘴气溶胶沉积机理 |
| 5.2.1.2 取样管线直管段气溶胶沉积机理 |
| 5.2.1.3 取样管线弯头气溶胶沉积机理 |
| 5.2.2 10μm气溶胶穿透率分析计算 |
| 5.3 放射性碘的传输效率和收集效率 |
| 5.3.1 放射性碘的传输及沉积分析 |
| 5.3.1.1 放射性碘的存在形态 |
| 5.3.1.2 放射性碘传输管线 |
| 5.3.1.3 放射性碘传输过程中的沉积机理 |
| 5.3.2 放射性碘传输效率的计算 |
| 5.3.2.1 放射性碘传输效率的计算方法 |
| 5.3.2.2 放射性碘传输效率计算结果 |
| 5.3.3 放射性碘的收集效率 |
| 第六章 烟囱流出物取样监测系统不确定度评定 |
| 6.1 系统不确定度评定的目的及要求 |
| 6.2 系统不确度评定分析方法 |
| 6.2.1 与偏差相关的不确定度 |
| 6.2.2 烟囱取样测量中合成不确定度的描述 |
| 6.3 烟囱流出物测量不确定度评定 |
| 6.3.1 烟囱流出物测量的数学模型 |
| 6.3.2 流量计和烟囱截面测量参数的不确定度 |
| 6.3.3 取样管线传输效率的不确定度 |
| 6.3.4 放射性监测设备不确定度 |
| 6.3.5 烟囱取样监测系统不确定度的计算 |
| 第七章 烟囱流出物取样监测系统的质量保证 |
| 7.1 烟囱流出物取样监测质量保证的重要性 |
| 7.2 质量保证大纲程序文件的制定 |
| 7.3 系统的维护、标定和现场检查 |
| 第八章 总结与展望 |
| 8.1 总结 |
| 8.2 不足与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
（6）高低层风向差异对核电厂长期大气弥散因子计算的影响（论文提纲范文）
| 1 材料与方法 |
| 2 结果与分析 |
| 3 结论 |
（7）CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算（论文提纲范文）
| 1 大气弥散模式及其修正 |
| 1. 1 高斯烟羽模型 |
| 1. 2 源高的修正 |
| 1. 3 烟羽损耗 |
| 1. 3. 1 干沉积及其修正 |
| 1. 3. 2 湿沉积及其修正 |
| 1. 3. 3 放射性衰变修正 |
| 1. 4 地表沉积 |
| 1. 4. 1 干沉积 |
| 1. 4. 2 湿沉积 |
| 2 气象数据和扩散参数的应用 |
| 2. 1 大气稳定度 |
| 2. 2 混合层高度 |
| 2. 3 扩散参数的选取 |
| 3 计算结果及分析 |
| 3. 1133Xe、131I、60Co、137Cs和14C的大气弥散因子 |
| 3. 23H和14C的地面空气活度浓度 |
| 3. 3气溶胶空气活度浓度和地面沉积活度浓度 |
| 3. 4 元素碘的地面沉积活度浓度 |
| 3. 5137Cs的地面沉积 |
| 4 结论 |
（8）2MW液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物辐射环境影响分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 引言 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 熔盐堆发展状况 |
| 1.3 气载放射性流出物环境影响评价发展状况 |
| 1.3.1 污染物扩散模拟方法介绍 |
| 1.3.2 气载放射性流出物对人体的辐射照射 |
| 1.4 研究目的及研究内容 |
| 2 气载放射性流出物环境释放量分析 |
| 2.1 TMSR-LF1堆芯物理参数 |
| 2.2 堆芯模型建立 |
| 2.3 堆芯裂变产物产额分析 |
| 2.3.1 原理及计算工具 |
| 2.3.2 堆芯内主要裂变产物产额 |
| 2.3.3 堆芯内氚产额分析 |
| 2.4 气载放射性流出物环境释放量初步分析 |
| 2.4.1 TMSR-LF1系统布局 |
| 2.4.2 正常工况下气载放射性流出物环境释放量 |
| 2.4.3 假想事故情况下气载放射性流出物的环境释放量 |
| 2.5 本章小节 |
| 3 气载放射性流出物远场扩散数值计算 |
| 3.1 软件介绍 |
| 3.2 大气扩散模拟 |
| 3.2.1 扩散模型 |
| 3.2.2 大气扩散参数 |
| 3.2.3 源强耗损 |
| 3.3 模型参数敏感性分析 |
| 3.3.1 静风修正 |
| 3.3.2 地面粗糙度 |
| 3.3.3 再悬浮 |
| 3.3.4 混合层高度 |
| 3.4 远场放射性活度浓度分布 |
| 3.4.1 正常运行情况下远场放射性活度浓度分布 |
| 3.4.2 假想事故情况下远场大气弥散因子 |
| 3.5 本章小节 |
| 4 气载放射性流出物近场扩散数值计算 |
| 4.1 方法及建模 |
| 4.1.1 控制方程 |
| 4.1.2 控制方程组求解 |
| 4.1.3 几何建模及网格划分 |
| 4.1.4 边界条件设置 |
| 4.2 CFD方法与高斯模型计算结果对比 |
| 4.2.1 大气弥散因子分布对比 |
| 4.2.2 垂直方向扩散对比分析 |
| 4.2.3 侧风向扩散对比分析 |
| 4.3 参数影响分析 |
| 4.3.1 风速 |
| 4.3.2 风向 |
| 4.3.3 烟囱高度 |
| 4.4 近场区域的放射性活度浓度 |
| 4.4.1 正常运行情况下放射性活度浓度 |
| 4.4.2 假想事故情况下放射性活度浓度 |
| 4.5 本章小节 |
| 5 气载放射性流出物辐射照射剂量分析 |
| 5.1 正常运行情况下气载放射性流出物照射剂量分析 |
| 5.1.1 正常运行情况下剂量评估方法 |
| 5.1.2 工作人员受照剂量计算 |
| 5.1.3 公众受照剂量计算 |
| 5.2 假想事故情况下气载放射性流出物照射剂量分析 |
| 5.2.1 事故早期剂量评估方法 |
| 5.2.2 工作人员受照剂量计算 |
| 5.2.3 公众受照剂量计算 |
| 5.3 本章小节 |
| 6 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 论文发表情况 |
| 致谢 |
四、核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式（论文参考文献）
- [1]压水堆核电站流出物源项计算研究[D]. 梁秋莹. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]钍基熔盐堆低碳新能源示范基地选址研究[D]. 李超. 东华大学, 2019(05)
- [3]核电厂大型自然通风冷却塔对气态污染物扩散影响研究[D]. 王炫. 上海交通大学, 2020(01)
- [4]液态熔盐研究堆应急准备与响应的初步研究[D]. 陈畅其. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2019(07)
- [5]ANSI N13.1-1999标准在三门核电厂中的工程应用及分析[D]. 高兴兵. 上海交通大学, 2017(05)
- [6]高低层风向差异对核电厂长期大气弥散因子计算的影响[J]. 王一川,盛青,熊小伟,魏新渝,魏国良,商照荣. 科技导报, 2016(15)
- [7]CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算[J]. 张琼,陈晓秋,王博,张春明,郭瑞萍. 辐射防护, 2016(03)
- [8]2MW液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物辐射环境影响分析[D]. 吕晓雯. 中国科学院研究生院(上海应用物理研究所), 2016(08)
- [9]放射性气体流出物对关键人群组的有效剂量估算[J]. 姜文华,张文仲,王晓涛,宋培峰,张敏. 中华放射医学与防护杂志, 2015(10)
- [10]小型核设施气载放射性核素大气扩散计算模式[A]. 邵和松,夏媛媛,常宗民. 四川省环境科学学会2013年学术年会论文集, 2013