核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。     

远距离输运填充式屏蔽装置设计

为了有效减少人员安装剂量,研发了一种可远距离安装的新型临时屏蔽装置。该屏蔽装置以流态型颗粒状钨粒或铅粒作为主要屏蔽物质,以空气作为输运介质,利用高压气载装置作为主要动力系统,实现了屏蔽物质颗粒的远距离输运填充。该屏蔽装置可为提高现场辐射防护水平提供参考。     

辽宁红沿河核电厂临时屏蔽装置屏蔽效果评估

在辐射热点处构建临时屏蔽装置以降低场所剂量率水平,是核电厂常见且必要的辐射防护工作。然而,目前现场辐射热点处的临时屏蔽装置以技术人员的经验或主观判断作为设计和构建依据,存在屏蔽装置构建前防护效果未知、构建后场所剂量率水平下降幅度难以评估等问题,不利于现场辐射防护最优化管理。本课题以红沿河某厂房内典型辐射热点区域处的临时屏蔽设计与构建作为研究对象,耦合蒙特卡洛方法和三维剂量场建立技术,对屏蔽装置防护效果及安装后场所剂量率分布水平进行了模拟和实测验证;为我国核电厂临时屏蔽装置防护效果的合理评估提供了参考方法,为现场辐射防护工程最优化构建提供了经验。     

可远距离安装的新型临时屏蔽装置设计与评价

为了有效减少人员在辐射热点处安装屏蔽装置时所受的剂量,研发了一种基于重载气力输运的可远距离安装的新型临时屏蔽装置。本文以高密度屏蔽颗粒的远距离气力输运技术为核心,集成了空心屏蔽壳体、屏蔽钨粒和屏蔽颗粒收纳与控制单元等部件,在国际上首次研制了一种可以远距离气力安装的新型临时屏蔽装置。该屏蔽装置一方面可以通过空心屏蔽壳体的定制化设计,有效减少屏蔽装置的无效屏蔽质量;另一方面通过远距离气力输运的方式,避免了人员在辐射热点处进行大质量屏蔽体的安装作业;从而有效降低人员在辐射热点处构建屏蔽工程的作业时间,达到减少辐射防护人员构建屏蔽体时所受的安装剂量、提高现场辐射防护最优化水平的目的。     

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。     

建立防中子和γ辐射材料屏蔽性能的测量装置

建立了１个用于测试材料防中子、γ辐射屏蔽性能，着重描述防中子辐射的物理实验室。采用１个１００μｇ２５２Ｃｆ裂变中子源并加准直，准直孔径可变，适用于不同尺寸材料的测量。测定了材料的衰减系数、周围物体对中子散射的贡献和中子场均匀性。给出的材料屏蔽性能与理论计算作了比较，两者符合较好。     

脉冲堆辐射监测与屏蔽试验

本文介绍了我国第一座脉冲堆辐射监测和屏蔽的测量结果,并与理论计算做了比较。测量证明本堆是安全的。     

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。     

加拿大核电站辐射环境影响管理方法探讨

对于核电站辐射环境监测，我国实行双轨制，而加拿大则全部由核电站承担，政府部门负责对监测方案的审批和监测工作的检查验收，其各有优缺点。通过对加拿大辐射环境影响管理方法的探讨，有助于克服我国重复测量的缺点，建立起一套地方政府与核电站协调一致的管理方法。     

我国核电厂辐射环境监督性监测技术要求

核电厂辐射环境监督性监测是我国双轨制放射性监测制度的重要体现。结合系统建设规范和监测方案编制要求,简述了我国核电厂辐射环境监督性监测系统的结构和功能框架,分析了监测项目、点位、频次和分析测量方法的技术要求,在运行核电厂监督性监测工作现状的基础上,提出加强气溶胶连续采样和测量、地下水采样评估以及稳步推进放射性流出物监督性监测的工作建议。     

核事故与国内现役核电机组核安全措施

根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出核电事故主要因素：人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危害程度降低至政府以及公众能够接受的水平。     

国内在役核电厂首例电气贯穿件更换改造

核电厂电气贯穿件作为安全壳上的关键设备,承担着核岛内外各种电力和信号传输以及保证安全壳压力边界完整性的重要功能。通过秦山核电厂一期工程30万千瓦机组第18次大修期间国产在役DDG-1型电气贯穿件更换改造项目的实施,分析了秦山核电厂一期工程在役电气贯穿件设备现状和改造的必要性;针对在役核电厂更换改造工期短和贯穿件密封性能验证难等问题,通过优化检验工序、制作专用检漏工装的方法,缩短了贯穿件改造的工期并验证了贯穿件密封性能。     

核电厂退役资金管理

核电厂退役资金问题是核电政策、核电管理、退役管理方面的重要问题之一。文章介绍了国外核电厂退役现状,对国外在核电厂退役费用估算、资金提取和管理、保证资金充分性等方面的实践进行了阐述;在简要分析我国核电厂退役资金管理现状的基础上,提出了当前在退役资金方面需要开展的工作。     

内陆核电厂发展状况与安全监管探讨

对国际上内陆核电厂的发展状况进行了分析,详细介绍了我国内陆核电厂厂址的特点和评价情况,进而对国内首批内陆核电项目的审查情况和监管要求进行了全面的论述。在总结沿海核电厂建设实践和审评经验的基础上,结合我国发展内陆核电厂的实际情况,研究并提出了建设内陆核电厂的审评重点和监管要求。     

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。      

关于轻水堆核电站辐射源项控制几项新技术的讨论

介绍了美国电力研究协会近年来在轻水堆核电站有关辐射源项控制技术所进行的一些创新、应用和发展情况,阐述了诸如一回路冷却剂稀有金属化学添加方法、锌注入技术、燃料超声波净化技术等的研究和应用,同时结合我国目前在役运行的大弧湾核电站、秦山核电站辐射源项的特点,提出了在国内核电站采用新技术尝试的建议。     

机组临时停机停堆期间的化学监督与控制

目前的化学与放射化学程序和措施,都是针对正常功率运行和按部就班有计划的大修状态而设置,如遇到机组跳堆、跳机或冷停堆等紧急情况,则没有相应的应急预案或相关程序进行提前或有目的地干预。基于这种情况,电厂化学人员经过多年的实践和不断经验反馈,总结并编写了专门针对紧急停机停堆的化学监督与控制应急预案。通过停堆过程和停堆后的不同状态,启机过程的化学与放射化学监测,监督燃料包壳状态,控制一回路的剂量水平,以防止设备腐蚀。