源项调查技术在某核电站源项异常分析中的应用实践

源项调查技术已经在国内外核电站广泛应用,源项调查所获得的核素种类、表面活度、核素剂量率贡献占比等信息是重要的源项基础数据。这些数据为源项控制策略制定、源项异常分析、辐射屏蔽设计、机组源项信息建档等工作提供了重要支撑。文章介绍了某CPR1000机组使用碲锌镉γ谱测量系统开展源项调查的情况,以及通过源项调查结果辅助确定机组源项异常原因的实践经验。     

岭澳核电站二期18个月换料燃料管理研究

对岭澳核电站二期从首循环开始向18个月换料过渡,并于第四循环达到平衡循环的燃料管理策略进行了研究,包括对燃料循环长度的计算、可燃毒物的使用、堆芯装载方式的布置、主要中子学参数计算等。从燃料管理的角度论证了岭澳核电站二期18个月换料的可行性,为最终的燃料管理方案的确定提供一定的理论依据。     

红沿河核电厂1号机组首次18个月换料启动物理试验分析

红沿河核电厂1号机组首次实施了18个月换料后启动物理试验。结果表明:18个月换料理论预计值与实测结果符合良好,验证了堆芯换料设计的准确性。将18个月换料与年度换料启动物理试验结果进行了比较,指出18个月换料后堆芯特性的变化并进行了分析。     

退役源项刍议

本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

压水堆核电站热力分析研究

应用的概念对压水堆核电站热力系统进行热力分析，指出系统中能量损失的部位、数量及造成损失的主要原因，提出并分析了提高压水堆核电站经济性的可能途径。     

压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨

材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

核电站工程建设阶段不符合项管理

本文对国家现行的核安全法规HAF003（1991）《核电厂质量保证安全规定》和国际原子能机构发布的IAEA 50-C/SG-Q（1996）《核电厂和其它核设施安全的质量保证》中对不符合项的管理要求进行了深入的比较和分析,并在此基础上对核电站工程建设阶段的不符合项管理措施的制定提出了建设性意见。     

核电站食入应急计划区的划分研究

借助于欧共体的核事故后果评价程序包ＰＣ ＣＯＳＹＭＡ,以我国广东大亚湾核电站为参考厂址,分析了源项和剂量干预水平对食入应急计划区大小的影响。分析表明：对Ｓ３源项而言如果采用确定论的研究方法,并以我国食入有效剂量干预水平的下限值作为食入应急计划区划分的剂量准则,则大亚湾核电站食入应急计划区划定为５０ｋｍ左右是合适的。     

非能动压水堆安全壳晚期失效严重事故源项模拟研究

利用MELCOR程序模拟大型先进非能动压水堆一回路系统热段中破口失水始发严重事故工况,探究安全壳晚期失效裂变产物的释放行为并进行敏感性分析。结果表明,当安全壳破裂后,94.51%的惰性气体快速从破口释放到环境中,一回路中原先积聚的CsI在余热作用下发生了再次气化,进入安全壳和环境中的份额仅为5.02%和1.45%。热段破口尺寸对裂变产物在一回路和环境中的释放份额影响较大,安全壳破口面积对计算结果不敏感。     

双富集度18个月换料燃料管理可行性研究

针对核电厂18个月换料模式下组件批卸料燃耗不高、燃料利用率不高等问题,采用富集度分别为4.45%和4.95%的2种燃料组件进行燃料管理方案设计,给出了双富集度18个月换料的主要计算结果。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物进行合理化布置,双富集度18个月换料方案可以满足18个月换料周期运行的设计准则要求。在相同的循环长度下,堆芯平均卸料燃耗更高,组件使用费用更少,经济性更好。     

核电站建设中的不符合项管理

通过对核安全法规HAF003(1991)、国际标准ISO9001(2000)以及核安全法规IAEA50—C—Q(1996)文件中不符合项定义的对比．阐述了其真实内涵．提出了在实行IAEA50—C—Q(1996)新法规的情况下对不符合项进行分层、分类、分级管理的思路．指出了核电建设单位在不符合项管理中应注意的问题。     

一例压水堆核电站对环境的辐射影响的初步分析

核能是能源的一个重要组成部分。目前它主要用于发电——核电站。它一方面提供了强大的电力,另一方面也对环境造成一定的有害影响。这种影响主要来自放射性:核电站在正常运行时将释放少量的放射性,还可能发生严重事故。根据国外的经验表明,它对环境的有害影响是微不足道的——常规排放的放射性很少;发生严重事故的概率极低。     

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。     

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。     

某院钴源院区退役项目源项调查

辐射安全研究部监测与评价研究室承接某院钴源院区退役源项调查，该院区的总面积约为4400m^2，其中，建筑面积约2450m^2，建于20世纪60年代初，曾进行过动物实验（辐照和食入）。20世纪80年代后主要用于各种医药消毒辐照，该院区内有废源库1间（约8m^2），     

某涉氚操作实验室源项调查活动对人员和环境的影响

在某涉氚实验室退役前期,为获得其中的放射性物质和其他有毒有害物质的信息,开展了源项调查。在源项调查活动中,根据该实验室的具体情况,采取了适当的辐射防护措施,并对从事该源项调查的工作人员和周围居民所受的放射性危害进行了监测和分析。结果表明：此次源项调查活动对该实验室所在的厂址环境有一定的影响,实验室外10 m范围内空气中的HTO略有升高,植物中氚含量明显提高,河水中的氚浓度均有一定程度的上升,但环境中的总α、总β仍处于当地本底水平范围;在进行源项调查期间,工作人员因氚所致的内照射最大值为0.111 mSv,公众所受的个人剂量为7.750×10^-5mSv。     

数字孪生技术在浮动核电站设计阶段中的应用研究

以浮动核电站换料作业为研究对象,提出数字孪生技术应用到浮动核电站的技术路线,整合设计数据并开发核燃料装卸舱的数字孪生系统,建立虚拟舱室模型并开发新燃料运输过程控制程序,采用基于过程控制中的对象链接与嵌入技术统一架构（OPC UA）的通讯协议实现虚拟舱室模型和控制系统的双向交互。结果表明,开发的数字孪生系统能够为换料作业操作设计过程的人员站位、操作流程设计优化提供依据。因此,本文提出的数字孪生技术应用方法能够服务于浮动核电站的设计阶段,并为其在浮动核电站全生命周期的应用提供参考。      

压水堆核电站应急源项的选定和应急计划区的划分

从我国已建压水准核电站的具体实例出发，结合国外的先进经验，对核电站应急源项的选定及应急计划区的划分工作进行研究和总结，对新建核电站的应急源项的选定和应急计划区的划分提出一些个人的看法。