对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物减容处理的考虑

废物最少化是放射性废物管理的原则之一.针对秦山核电基地废物处理现状,分析了国家法规、标准对低、中水平放射性固体废物的管理要求和核电厂面临的相关问题,提出了对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物进行焚烧和超级压缩处理的考虑.     

秦山第二核电厂运行值班管理系统信息化实践

介绍了秦山第二核电厂＂运行值班管理系统＂的开发背景、实施过程、模块功能以及实际使用情况,探讨并总结了秦山第二核电厂在运行信息化管理方面可供借鉴的有益经验。     

秦山第三核电厂大修期间放射性固体废物管理实践

介绍了秦山第三核电厂机组大修期间放射性固体废物管理工作的实践.通过对大修期间废物的分类、收集、接收、处理、运输、暂存等环节的管理和加强对大修期间放射性固体废物风险的预防措施,提高核电厂大修期间放射性固体废物管理水平.     

核电运行人才的培养

以秦山第二核电厂为例,介绍了系统性培训方法SAT和运行人才培养体系、培训管理组织机构和责任、核电厂运行人才培养的逐级培训体系、在岗培训制度、运行处的岗位授权制度、人才培养的激励机制等,为核电厂运行人才培养提供参考。     

7 核电厂放射性液态流出物排放限值研究

2002年，在“秦山核电厂放射性液态流出物排放限值修改可行性研究”项目中，中国原子能科学研究院作为技术支持单位，针对秦山核电公司由于液态流出物排放浓度过低造成固体废物产生量过大、工作人员受照剂量增加、处理处置废物费用加大的情况，对秦山地区液态流出物的剂量管理目标值重新进行了优化分析，从而推导出秦山核电公司液态流出物的优化排放量限值，并根据新的优化排放量限值，对该核电厂运行的效益进行了估计。     

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。     

秦山核电基地外围环境中树轮14C水平分析

为了解秦山核电基地外围14C水平近年来的变化趋势,采用加速器质谱法对基地外围2 km内松树1980—2009年的年轮中α纤维素进行了14C活度分析。测量结果表明:秦山第一核电厂投入运行后树轮中14C水平变化趋势与本底相同;秦山第二核电厂、第三核电厂相继投入运行后,树轮中14C水平呈现偏高趋势,比活度比本底高出2.6~63.4 Bq/kg(C)。其中,2005年树轮中14C活度达到最大,比本底高25.8%;比较分析发现:第三核电厂的14C排放量与树轮中14C活度增量具有很好的相关性。改善第三核电厂的污染物排放管理措施后,树轮中14C活度逐渐降低,到2009年已经接近本底水平。     

信息荟萃

秦山第二核电厂一号机组例行核安全检查为确保秦山第二核电厂一号机组第五燃料循环的运行安全,国家核安全局于2006年4月4至5日对秦山第二核电厂一号机组进行了第四次换料后反应堆首次临界前例行核安全检查。检查组由国家核安全局、核安全中心、上海核安全监督站、机械院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心等单位的专家组成。     

谈谈有关低,中放固体废物包装容器安全要求的若干问题

谈谈有关低、中放固体废物包装容器安全要求的若干问题罗上庚（中国原子能科学研究院，北京，１０２４１３）关键词包装容器低，中放固体废物，安全要求低、中放废物占放射性废物总量的９５％以上，并且多数要转形为固体贮存、运输和最终处置，因此，低、中放固体废物包装...     

秦山第二核电厂控制棒检查、分析与优化管理

由于国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,为掌握控制棒包壳管状态,秦山第二核电厂通过超声、涡流等无损检测方法对在役的控制棒包壳进行了检查,得到控制棒运行可靠的技术数据,为调整和更换控制棒组件提供依据。本文通过控制棒组件典型缺陷机理分析与评价,提出了核电厂控制棒优化管理的几项措施,可以为其他核电厂控制棒管理提供重要的参考与借鉴。     

秦山二期联合泵房问题的分析及改进措施

本文根据秦山第二核电厂联合泵房(PX)SEC部分从调试至运行几年的实际情况出发，在机理上分析泥沙淤积引发的问题、原因及目前所采取的解决措施。同时提出秦山核电二期扩建工程的改进建议。     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

秦山第二核电厂场内医学应急救护计划

核电站发生核事故时的应急响应是一项十分复杂而庞大的系统工程,本文从医学应急救护的角度,参照《秦山第二核电厂场内应急计划》,并结合广东大亚湾核电站和秦山第一核电厂的经验反馈,探讨了秦山第二核电厂医学应急救护体系及其救护行动,并对做好场内医学应急救护准备工作提出了若干建议。     

低中放固体废物处置场选址规划环境影响评价方法研究

建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境的影响。为了减少规划实施后可能对环境产生的影响,需要对《我国低中水平放射性固体废物处置场所选址规划》进行环境影响评价。本文对如何开展这类规划的环境影响评价进行了探讨。     

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。     

秦山第三核电厂氚内照射辐射防护

重水堆核电站辐射防护的重点是氚内照射.秦山第三核电厂借鉴国外同类型电厂的经验,结合本厂运行和管理特点,初步建立了电厂的氚内照射辐射防护管理模式.本文从设计、运行过程、作业过程、工作人员防护等方面介绍秦山第三核电厂对氚的控制和防护措施,从场所监测、人员氚内照射剂量监测等方面介绍氚监测方法;给出了2003～2006年电站氚内照射剂量的监测结果,并与国外同类型电站进行了比较.     

秦山第二核电厂堆芯燃料管理方案的选择与优化

堆芯燃料管理方案直接影响商用核电厂的安全稳定运行和经济效益.秦山第二核电厂1号和2号机组在经历了AFA-2G/AFA-3G燃料组件混合堆芯及提高燃料富集度改进后,将再次对堆芯燃料管理策略进行改进.本文从长燃料循环堆芯燃料管理策略改进项目的目标出发,阐述了堆芯燃料管理方案的选择与优化.     

放射性废物处理与处置“三废”设施治理工程进展

我院已落实的“三废”设施治理专项工程共有6个项目，它们分别是含氚废水空气载带排放站、放射性固体废物回取与整备处理示范设施、放射性排风中心治理工程、163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造。     

群堆运行模式下核电厂的控制区出入监测及其系统联网改造

探讨了核电厂群堆运行模式下的辐射控制区出入监测及其防护管理,分析了群堆模式下控制区进出人员授权、个人剂量、污染监测与控制等辐射防护实践中面临的新需求;以秦山第二核电厂为例,介绍了其为实现群堆模式下控制区出入监测的统一管理而进行的联网技术改造,同时阐述了技术改造方案及实施过程中遇到的问题和解决方法。     

秦山第二核电厂堆芯损伤评价软件升版

秦山第二核电厂正对应急系统进行改造,这对堆芯损伤评价程序提出了新的要求。现有的堆芯损伤评价程序（CDA2）主要依赖事故后取样系统（PASS）,其分析评价存在着巨大的时间滞后性,致使其分析结果难以为核电厂的事故应急决策提供有效的支持,而且CDA2不具备分析向环境释放的源项数据的能力。鉴于上述原因,应秦山第二核电厂的要求,中国原子能科学研究院对目前秦山第二核电厂采用的堆芯损伤评价程序CDA2进行升版。