华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

CFG桩复合地基基坑开挖新方案的探讨

近年来,水泥粉煤灰碎石桩(简称CFG桩)以其低成本、高承载力、方便施工等优势广泛应用于高层住宅建筑中.但CFG桩在基坑开挖过程中,如开挖方法不当会造成桩身断裂等情况,直接影响成桩的质量和施工进度.本文结合某高层建筑CFG桩复合地基基坑开挖过程中产生的断桩情况,分析了在基坑开挖过程中影响桩体断裂的不确定因素和基坑开挖过程...     

日本福岛第一核电站事故源项及后果评价

根据已有的日本福岛第一核电站相关资料,利用美国核管理委员会《轻水堆核电厂事故源项》中的假设条件,计算出事故后安全壳内的放射性源项,综合考虑各种不确定性因素,得出较为保守的环境释放源项。采用美国核管理委员会RG 1.4中大气扩散模式的假设计算大气弥散因子,并应用ICRP 71号出版物F、GR 12号报告等资料中的剂量计算...     

乏燃料后处理厂强放区域退役初始源项调查研究

随着退役治理专项工作的有序推进,我国早期乏燃料后处理等设施现已转入退役关键阶段,获得放射性特性数据等是退役前必须做的重要工作。本文首次依据我国遗留后处理厂退役初始源项调查科研任务,以工程现状、退役对源项的需求和测量技术基础作为出发点,确定了强放区域的调查原则、调查要求,通过系统设计,集成开发了以无损测量方法作为主要调查手段、面向在线工艺系统的放射性特性调查成套测量技术,为后处理厂强放区域退役奠定了源项基础。本文重点论述了总体设计中遇到的关键技术问题,以及如何运用这些技术解决问题。该方法的总体设计思路具有示范作用,可以作为设计复杂退役调查技术决策的重要依据。     

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂41Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的⁴⁰Ar被中子活化,形成具有放射性的⁴¹Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作⁴⁰Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中⁴⁰Ar中子活化生成⁴¹Ar的生成率以及电厂⁴¹Ar的环境排放源项。文章给出的⁴¹Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定⁴¹Ar源项的最佳估算值的参考。     

“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计

辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一。本文结合国际原子能机构(IAEA)提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标、设计内容与评估、确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化、辐射分区优化、事故后辐射防护设计优化、职业照射剂量评价、环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍。辐射防护最优化原则在 “华龙一号”(HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行。