秦山第二核电厂换料大修期间反应堆厂房辐射分区调整分析

通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大大降低,大部分区域可降级为黄区或绿区。     

VVER机组燃料破损导致放射性碘危害的评估与防护探讨

压水堆核电厂运行过程中可能发生燃料棒破损。燃料棒一旦破损,所包容的高水平放射性碘等裂变气体将释放至一回路,并可能进一步释放到厂房导致较高的空气污染,增加工作人员受到内照射的风险。对VVER机组燃料棒破损可能导致的碘危害进行了估算和分析,结果表明:即使1根燃料棒破损也可导致大修期间堆厂房放射性碘空气污染水平高达84DAC(derived air concentration)。结合电厂实践从一回路净化除碘、控制碘向厂房空气释放和扩散、空气净化和个人防护等方面探讨了放射性碘危害的控制和防护措施,并提出了后续应对类似情况的建议。     

EPR机组反应堆厂房空气污染评估

为评估EPR机组功率运行和停堆期间反应堆厂房的空气污染水平,本文介绍了空气污染评估方法,并建立了H-3的空气浓度估算模型;估算了功率运行期间和停堆期间反应堆厂房设备间和工作间的空气污染水平。评估结果显示,在停堆期间,反应堆厂房空气污染的主要核素是H-3,大约为0.07 DAC,其导致的大修集体剂量可以达到56人·mSv。     

反应堆燃料棒~(131)I泄漏危害与防护

反应堆如发生燃料破损,~(131)I等裂变气体会通过破损包壳释放到厂房中增加人员内照射风险。以CPR1000机组为例分析表明:即使1根燃料棒破损也会对工作人员带来内照射风险,破损达运行限值0.25%时,即使投运净化系统,也需对人员采取防护措施。本文结合实际核电厂运行经验探讨了放射性碘危害的控制和防护措施。     

重水堆机组大修的核安全风险控制

重水堆机组大修期间核燃料仍保持在堆芯,同样存在反应堆意外临界、堆芯余热不能正常导出引起燃料元件损坏等核安全风险,而且这种风险还由于停堆大修期间核电站系统配置薄弱、交叉作业多等因素而增加.文章分析了秦山三厂典型的大修关键路径安排中存在较大核安全风险的几个阶段,并介绍了在历次大修中结合重水堆机组特点所采取的一系列核安全风险管控措施,以确保机组大修期间的核安全.     

乏燃料水池内转运燃料组件时现场剂量偏高原因分析及处置措施

秦山第二核电厂2台机组某次大修卸料期间,在燃料厂房乏燃料水池内转运燃料组件时,现场剂量偏高。通过燃料组件破损检查分析及活化腐蚀产物检测、燃料组件上方水屏蔽层厚度计算和水屏蔽能力测量、乏燃料水池部分区域辐射屏蔽能力检测等方面分析,找出了引起现场剂量偏高的原因:在机组大修卸料期间,装载井的水被排到燃料转运舱中,以符合卸料必备条件,由于失去了装载井中水的屏蔽作用,致使乏燃料水池靠近装载井区域屏蔽较弱,当燃料组件在此区域移动时,引起现场剂量偏高。针对此原因,采取了相应的处置措施,避免了这种现象的再次发生。     

核电厂大修期间一回路冷却剂中放射性指标监测与控制

核电厂大修期间,从机组降功率至卸料结束,由于一回路冷却剂温度和压力不断降低、pH和氧化还原环境的改变,冷却剂中裂变产物和活化腐蚀产物比活度会发生系列变化。结合海南核电三次大修经验,阐述了降功率期间存在小缺陷燃料元件的氙和碘释放规律、一回路冷却剂中活化腐蚀产物的释放与净化过程、稳压器开人孔阶段一回路冷却剂放射性指标反弹现象及原因分析、卸料结束后乏池放射性指标反弹现象及原因分析,为后续机组大修期间一回路冷却剂放射性指标监督与控制提供借鉴。     

换料期间发生燃料组件破损时的辐射剂量估算、相关系统控制要求和防护方案

在压水堆核电站换料的过程中存在燃料棒破损的可能.而一旦破损,燃料棒中所包容的高辐射水平裂变气体将可能导致反应堆厂房出现较高的空气污染和外照射剂量率,使相关工作人员受到较大剂量的内、外照射.本文对燃料破损可能导致的气载放射性浓度、场所内、外照射剂量率进行了估算,同时对通风系统的净化方式、净化时间进行了评估.     

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。     

反应堆事故中碘释放特征

论述了反应堆事故中碘从燃料元件释放出来的化学行为，液－气相中的分配系数以及事故中向环境释放的时间特征，提出了进一步开展碘释放的行为研究。     

Simple method for risk assessment of nuclear power plant refueling outages

This paper discusses the method used for probabilistic risk assessment (PRA) studies of the Monticello Nuclear Power Plant's 1993 and 1994 refueling outages. The method made full use of work already completed as part of the United States Nuclear Regulatory Commission's request for at-power risk studies known as Individual Plant Examinations (IPEs) and therefore required less resources than many other techniques for shut-down risk management. The four plant models used to examine various plant outage states are described and discussed. The models are (1) reactor during manual shut-down, (2) reactor in cold shut-down with head installed, (3) reactor with head off and (4) fuel storage pool.These models were manipulated before the refueling outage began using the computer programs and to simulate different decay heat levels and various components out of service during time segments of the outage. This was used to identify higher risk periods during the outage and to sensitize operators and other personnel to the important equipment and activities during the daily briefings during the outage.Several techniques are discussed in this paper, including (1) methods to modify an existing PRA model for lower decay heat conditions, (2) editing existing cutsets to simulate various equipment availability states and (3) the use of assumptions to simplify the analysis.     

核燃料组件导向翼损伤回堆复用的分析

2011年1月,中核核电运行管理有限公司二厂（简称二厂）换料大修,外观检查发现燃料组件A导向翼脱落。经国家核安全局（NNSA）审评批准后,将燃料组件A装入堆芯规定位置。2012年3月再次换料大修,将燃料组件A御出堆芯。经检查确认燃料组件A完整,无异常变化。此次实践为此类型的导向翼损伤,燃料组件回堆复用提供参考,为同类型燃料组件导向翼损伤后回堆复用的标准制定提供案例支持。     

燃料组件破损情况下压水堆核电站的辐射防护监测和控制

本文介绍了燃料组件破损情况下,核电站功率运行和换料大修期间气态裂变产物的控制方案和人员防护措施,以及这些防护措施在岭澳核电站2号机组第六次大修(L206)的实施情况,并对空气污染、α核素污染的监测数据进行了分析和评价。     

秦山第二核电厂燃料组件运行经验

本文介绍秦山第二核电厂（QSⅡ）使用的AFA2G／AFA3G17×17型燃料组件的制造质量控制、换料大修燃料管理、已辐照燃料组件检查、运行燃料组件完整性跟踪、乏燃料贮存等燃料组件运行经验。秦山第二核电厂通过一系列严格的燃料管理和遵循运行技术规格书运行燃料组件,到目前为止,已经入堆运行的600组燃料组件没有一组发生破损,一直保持“零破损堆芯”的良好业绩。     

堆芯辐照燃料严密性鉴定装置的研究和开发

为鉴定核电工程堆芯辐照燃料的严密性,研发了堆芯燃料的严密性鉴定装置,选用气体作检测介质、¹³³Xe作显示核素、装卸料机固定套筒为隔离体,在反应堆换料操作同时对辐照过的燃料做逐束定性破损检测。调试结果表明:本装置具有满意的性能、易于操作,可满足核电工程的需要。     

堆芯流量变化对压力容器水位测量影响分析

CPR1000核电厂在每次换料大修期间需执行CCMS(Core Cooling and Monitoring System)校验试验,以获得计算压力容器水位L_(VSL)所需的堆芯动态压头损失系数,完成该试验耗时较长。论文依据调试和换料大修期间一回路冷却剂流量的变化情况评估堆芯动态压头损失系数的变化,并定量评价对L_(VSL)测量的影响。分析结果表明,在回路水力特性未发生明显变化的情形下,对L_(VSL)测量引入的误差很小。建议在L_(VSL)测量不确定度评定时引入堆芯动态压头损失变化的影响,在换料大修时校验流量变化对堆芯动态压头损失的影响是否在允许范围之内,可简化CCMS校验试验,提升机组的经济性。     

A simplified refueling scheme for nuclear heating reactor

The nuclear heating reactor is a clean energy resource with high reliability and high economic benefits. Its basic design characteristics are different from those of big reactors. Some features, such as in-pressure vessel spent fuel storage, long refueling period, etc., provide the possibility to simplify the refueling system for economic purposes. After being stored in a pressure vessel for about 15 years, the spent fuel assemblies, with very low radioactivity and decay heat capacity, may be removed from the reactor pressure vessel to a storage pool by a simplified system including a shielded flask, reactor building crane, and some auxiliary tools. It is demonstrated that this ‘dry-method’ refueling scheme is safe and reliable.     

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一,能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而,现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此,本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块,开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS,实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明,MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。