压水堆核电厂控制区人员进出管理浅析北大核心CSCD

梳理了核电厂控制区人员进出管理的要求,介绍了CPR1000压水堆核电厂控制区人员进出的流程及国际上控制区人员进出管理的先进模式——"珠峰"模式。CPR1000压水堆核电厂控制区人员进出管理以辐射分区为基础,进入控制区时需要先将自身衣物脱掉,再更换辐射防护衣物,控制区进出流程复杂。"珠峰"模式是指一种无需更换衣服直接进入核电厂控制区的人员进出管理方式,以污染分区概念为基础,对核电厂控制区内进行细致的污染分区,针对各污染分区制定不同的防护用品使用规则和进出流程,从而简化核电厂控制区人员进出流程。文章最后从进出控制区的时间、污染物水平、工器具管理、人员意识等几方面对两种人员进出控制区的优缺点进行了对比分析,并指出EVEREST是压水堆核电厂控制区人员进出管理发展的方向,能够适用于现役核电厂的改造。     

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。     

核电厂辐射控制区不同进出模式运行成本分析

本文从核电厂控制区两种进出模式在防护用品的使用量、清洗防护用品的废液产生量以及固废产生量方面对日常运行期间和大修期间进行了运行成本分析。分析可知,采用清洁控制区模式控制区进出模式无论在日常运行期间还是大修期间,其运行成本均低于传统“七件套”模式。尤其是日常运行期间,清洁控制区模式的运行成本仅占“七件套”模式的约三分之一。     

压水堆核电厂控制系统仿真研究

提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序ＮＣＳ对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。     

核电站控制区进出模式——EVEREST

介绍了一种新型的核电站控制区进出模式——EVEREST模式。这种新型模式有其独特的优势,也对污染分区管理提出了更高的要求。我国台山核电站将在国内首次采用这种新型模式。     

压水堆核电厂松动部件监测

一、引言 在核电站中,松动部件可能造成堆内部件损坏或减弱部件材料的性能;也可能引起部分流道堵塞,导致燃料包壳破损。在国外一些核电厂中曾多次发生该类严重事故。 松动部件早期探测可以避免或缓和与安全有关的损坏,并提供主系统部件发生故障的可能时间。此外,早期探测的信息还可用来选择最佳的设备维修时间和区域,以得到最佳的维修效益并减少电站维修人员不必要的辐照。所以,松动部件监测是评价反应堆主系统机械完整性和提高电站利用率的重     

压水堆核电厂事故监测仪表

本文论述了国家核安全法规和导则要求的压水堆事故测量仪表和它们在故事工况下测得有关的物理信息，以此，评价重要的安全功能，保持堆芯完整性，根据对一些试验的评价得出结论，堆芯出口温度的测量只能部分地保证堆芯不发生机械破坏或性能恶化，如果再补充一些参数，使用分析模拟概念支持电厂状态评价，应用可靠的电厂分析仪来综合得到的数据则是很有用处的。     

压水堆核电厂燃料管理工作及规程

压水堆核电厂的燃料管理工作包括核燃料采购及乏燃料处置；堆外燃料管理；堆内燃料管理；堆芯管理及燃料性能跟踪。为了保证燃料管理工作的质量及效率，核电厂应建立一套完整有效的燃料管理规程。规程分为四个层次：主规程；管理规程；执行规程及技术规程。本文简要介绍压水堆核电厂燃料管理的工作内容及规程结构，供有关方面参考。     

压水堆核电厂严重事故对策

描述了严重事故的过程和现象，分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团（WOG）严重事故管理技术基础和构成：严重事故管理导则（SAMG）的主控室导则、技术支持中心（TSC）使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑，并对我国开展严重事故对策研究提出建议。     

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...     

压水堆核电厂厂坪标高的确定

由于核电厂厂坪标高是与电厂设计、建造以及运行密切相关的一个重要技术参数。其确定的正确与否将直接影响电厂运行的安全性和建造的经济性，因而本文主要是针对厂坪标高确定的依据进行相关的分析论证，其目的是为今后核电厂的设计提供参考．     

压水堆核电厂过冷度显示的仿真

清华大学核电厂模拟培训中心模拟机的参考电厂是美国本屋公司设计的其模型中没有堆芯过冷度显示系统的模拟。根据三哩岛事故的教训，在该装置上增设过冷度显示的模拟是十分必要的。本文叙述了在原模拟机上增设过冷度显示所进行的软件设计、数据传输和显示线路设计。     

M310系列压水堆核电厂硼酸过滤器辐射热点成因研究及对策

M310系列压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统硼酸过滤器（REA011FI）因活化产物沉积而形成辐射热点,对在此区域开展巡检、检修等工作的作业人员集体剂量产生较大贡献。本文通过对方家山机组硼酸过滤器的辐射热点成因分析研究,找到了一种可以在机组功率运行期间消除此热点的方法。经方家山机组运行实践证明,该方法可有效避免REA011FI硼酸过滤器在机组功率运行期间形成辐射热点。另一方面,通过变更增加滑动开合式辐射屏蔽装置的方式,在大修期间极大程度降低了REA011FI硼酸过滤器辐射热点的剂量率水平。通过2种技术手段相结合,确保了REA011FI硼酸过滤器辐射热点无论在运行还是大修期间,对环境剂量率的影响均保持在0.01 mSv/h以下;从而将单台机组每年的集体剂量降低了约6.89人mSv,是辐射防护最优化的良好实践。     

小型压水堆核电厂蒸汽排放控制系统仿真研究

小型压水堆核电厂通常采用结构紧凑的直流蒸汽发生器,在甩负荷工况下,其蒸汽压力急剧升高。为防止蒸汽压力过高对设备造成损坏,本文在建立小型压水堆一、二回路设备模型以及控制系统的基础上,分别基于压力模式、温度-压力和功率-压力模式设计蒸汽排放控制系统,并在甩负荷工况下开展小型压水堆系统的仿真研究。结果表明,在甩负荷工况下,与压力模式相比,温度-压力和功率-压力模式能够有效减小蒸汽压力的超调量。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索

内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法进行水淹危害性分析。分析结果表明该房间内的水淹对电厂安全不构成威胁,验证了内部水淹危害性分析方法的合理性和有效性。     

压水堆核电厂负荷跟踪系统设计与特性研究

压水堆核电厂通过功率控制系统调节反应堆的反应性,以达到负荷跟踪的目的。本文设计的功率控制系统利用模糊控制器对棒速和硼浓度的联合控制做出最优选择,并利用功率补偿通道加快响应速度。MATLAB(Matrix Laboratory)的仿真结果证明该系统具有优良的负荷跟踪特性。利用电力系统分析综合程序(PSASP)的自定义模型功能,将该控制系统模块接入核电厂全系统模型,仿真结果表明压水堆核电厂的负荷跟踪能力可达到行业技术标准,并能满足电网的日负荷调峰要求。     

压水堆核电厂核岛蒸汽供应系统的设计

作者选择几个国内典型的压水堆核电厂——秦山二期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂和田湾核电厂，对其核岛蒸汽供应系统（包括主蒸汽系统和大气排放系统）进行比较和分析，希望能为主蒸汽系统和大气排放系统的设计提供帮助。