压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

某压水堆核电厂辐射控制区氚化水蒸汽监测

压水堆核电厂一回路冷却剂中的部分氚会通过废液和废气排放系统排放至工作环境中。本文报道某压水堆核电厂辐射控制区气态氚的监测结果:运行期间气态氚浓度范围为<LLD～9.21×10² Bq/m³;大修期间为<LLD～3.14×10³ Bq/m³。监测结果显示,压水堆核电厂运行初期工作环境中氚浓度较低,工作人员在现场工作无需采取额外的防护措施以及进行氚内照射剂量监测。     

压水堆核电厂放射性固体废物处理系统监测道优化方案

核电厂运行期间会产生一定量的放射性废物.在放射性废物处理和暂存期间需实施有效的在线剂量监测,以确保核电厂放射性管控的有效性.本文以国内主流的M310型压水堆核电厂放射性固体废物处理系统的放射性监测通道为对象,通过辐射剂量计算软件(Microshield)对监测通道阈值设定进行了模拟计算,提出了优化设计压水堆核电厂放射性...     

第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例, 比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点, 对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。     

典型事故工况下压水堆核电厂内工作人员辐射风险分析方法研究

基于概率论和确定论分析方法建立了事故工况下场内工作人员辐射剂量控制的体系。针对典型三代压水堆核电厂，建立了事故工况下场内工作人员辐射风险分析的方法论，并采用典型事故进行验证。验证结果表明，对于选取的堆外放射性系统相关典型事故，建立的辐射风险控制体系和分析方法可很好地评估并控制事故工况下场内工作人员的辐射风险。该方法可进一步扩展至堆芯相关事故以及其他堆外放射性系统相关事故，从而提升压水堆核电厂辐射防护最优化水平。     

线性趋势外推法测算核电厂辐射基准点中子剂量率

基于压水堆核电厂核功率与堆芯平均热中子注量率成正比的物理原理,提出线性趋势外推测算辐射基准点中子剂量率的方法,给出了外推原则。用线性趋势外推法分析了两座CPR1000核电厂部分高中子剂量率辐射基准点历史数据,该方法外推数据可靠性优于历史外推数据,且可用于检查实测数据的可靠性。对某三代技术路线压水堆核电厂辐射基准点中子剂量率外推方法进行了简要分析。     

压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C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。     

CEPR核电厂辐射防护最优化设计

从第3代中国先进压水堆(CEPR)机组的辐射工作场所分区、源项控制、维修优化和厂房设计等方面,介绍了台山核电厂CEPR机组的辐射防护最优化设计。分析表明,该CEPR机组的辐射防护最优化设计是合理可行的,其预期的年平均集体剂量相较于现运行的压水堆核电厂处于较先进的水平。     

压水堆活化腐蚀产物源项~(58)Co和~(60)Co敏感性研究

以某压水堆核电厂为例,采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明:通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降低活化腐蚀产物的活度浓度,为压水堆核电厂辐射剂量控制提供参考。     

压水堆核电厂辐射工作分级标准优化改进及应用

介绍了某压水堆核电厂辐射工作分级标准的优化改进及实践应用情况。通过实践证明,优化改进后的辐射工作分级标准是合理的,对控制压水堆核电厂集体剂量和其他辐射风险是有效的。     

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。     

压水堆燃料元件包壳破损在线监测系统研制

针对压水堆核电厂运行工况下燃料元件包壳发生破损的情况,通过以机理性定量分析方法为基础的诊断物理模型和在线监测系统设计,给出完整的包壳破损在线监测解决方案。同时,通过理论模拟计算、原理样机带源实验以及电厂实测运行数据验证,多方面验证了系统设计的正确性。该套系统能够改进中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组现有燃料破损监测手段的不足,提高压水核电机组运行的安全性能。     

先进压水堆核电厂运行模式设计思路研究

对压水堆核电厂运行模式设计进行全盘统筹考虑,提出先进压水堆核电厂运行模式的一种设计思路。这种设计思路明确了设计运行模式时需要统筹考虑的各个方面,安排各个方面的设计次序,对各个设计方面提出了需要特别关注的环节;研究了3种运行模式,即:基负荷、调硼负荷跟踪及不调硼负荷跟踪运行模式,给出各自的特点及设计思路,最后给出了本设计思路指导下的调硼负荷跟踪和不调硼负荷跟踪运行模式的设计结果,这些设计结果已应用于CPR1000和第三代核电站,表明本文所研究的压水堆核电厂运行模式设计思路是切实可行的。     

压水堆核电机组应急柴油发电机安注泵加载程序分析和优化研究

压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能。我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动的理念,相比于只采用能动理念的二代压水堆核电机组,厂外电源丧失时需要由厂内电源(应急柴油发电机组)供电的设备数量和重新加载时间有很大不同。为了保证应急柴油发电机组安全功能有效实现,需对相关负载设备运行特性进行分析和优化,本文以安注泵为例阐述了压水堆核电厂应急柴油发电机组加载负荷优化分析。     

压水堆核电厂压力容器开盖时刻主冷却剂放射性浓度控制要求研究

压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析,建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法,并采用欧洲第三代压水堆技术方案(EPR)堆型核电厂的设计参数对建立的方法进行了验证。验证结果表明:基于此方法得出的停堆开盖限值与EPR堆型核电厂原设计较接近。     

标准导读

正NB/T20142-2012《压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污》。本标准规定了压水堆核电厂一回路系统及设备化学去污的去污剂、去污方法、去污实施、效果评估等方面的技术要求。本标准适用于压水堆核电厂一回路系统及设备表面在线或离线化学去污,其他系统或设备表面的放射性污染去除,亦可参照执行。定价:30.00元NB/T 20001—2013《压水堆核电厂核岛机械设备制造规范》。本标准给出了GB/T16702规定范围内的压水堆核电厂核岛机械设备制造过程中的标识、切割和不作焊补的修     

三代压水堆核电厂仪控总体设计介绍

本文介绍三代压水堆核电厂仪控总体设计的内容及实践经验,重点说明仪控总体设计的各个组成部分及在三代压水堆核电厂实践的情况,各个阶段的具体考虑及具体实施。     

压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。     

压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率计算的优化

一回路冷却剂的泄漏率是压水堆核电厂放射性控制相关的一个重要物理量,需要定期进行监测.但由于目前国内核电厂对其研究较少,其测量和计算中存在一些不足.本文立足于现场运行实际,通过对秦山第二核电厂一回路泄漏率的分析计算,总结和完善了压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的计算方法.     

负荷跟踪运行下反应堆一回路控制系统仿真与验证

随着核电厂负荷跟踪运行研究的不断深入,开发针对负荷跟踪过程的仿真模型也势在必行。本文以CNP600压水堆核电厂一回路主系统为研究对象,基于RELAP5/MOD3.4程序建立系统模型,并在此基础上进行控制系统仿真。以典型日负荷跟踪运行模式、负荷线性变化以及负荷阶跃变化等工况瞬态测试对仿真系统进行验证。结果表明,瞬态过程中各参数变化范围和趋势与电厂实际运行值相符,准确反映了负荷跟踪下CNP600压水堆核电厂一回路的运行过程。仿真模型对后续的安全分析具有一定的适用性。