核电厂换料水池304L不锈钢覆面开裂原因分析

为查明某核电厂换料水池304L不锈钢覆面开裂的原因,对其宏微观组织、化学成分、力学性能、断口形貌、腐蚀产物进行分析。结果表明:该304L不锈钢覆面的开裂属于典型的Cl-导致的应力腐蚀开裂。换料水池背部混凝土施工中使用的氯-偏共聚乳液是Cl-的主要来源。建议后续不锈钢覆面修复时必须彻底清除含氯—偏共聚乳液的混凝土层,其他类似混凝土施工中应加强水质控制和混凝土添加剂管理。     

泡沫去污技术在反应堆水池去污中的应用

介绍了某压水堆核电厂换料水池应用泡沫去污技术的工作情况, 通过与传统的去污工艺进行对比, 验证泡沫去污技术在换料水池去污中的效果。     

高压水射流技术在反应堆水池去污中的应用

介绍了某压水堆核电厂反应堆换料水池应用高压水射流去污的工作情况。通过对比去污前后的放射性污染水平,验证了高压水射流技术在反应堆换料水池清洗去污中的效果。     

压水堆核电厂堆芯换料模式研究及管理系统实现

压水堆堆芯换料系统是压水堆核电厂普遍采用的核燃料组件管理系统,该系统通过直观的图形化界面向燃料管理员展示核燃料厂房装载情况,并通过优化的算法生成堆芯换料组件移动步序,打印出组件移动单,用于现场实施.文章介绍了堆芯换料业务流程以及信息系统实现方案.     

压水堆核电厂装换料操作参数化建模研究

为了优化压水堆核电厂装换料工艺流程,提高装换料效率,分别建立了装卸料机、水下燃料运输系统、燃料抓取机等设备的运动学模型,并根据模型推导出计算装换料操作总时间的初步方程,形成反应堆装换料操作流程参数化分析的方法。通过对某典型堆型进行参数验证,证明了该模型和方法的正确性和有效性。     

大型压水堆核电站换料机的强度分析

压水堆核电站换料机对保障核电站安全运行具有重要的作用,对其主要结构的动力计算和强度评定具有重要的意义。本文应用有限元分析软件ANSYS 12对1 000 MW核电站大型换料机进行了有限元建模,并分别在正常工况(启动、制动)、异常工况(OBE)和事故工况(SSE)下进行了动力计算;采用SRSS方法对3个不同方向地震反应谱下的结构响应(内力、应力)进行了工况组合,并进一步考虑了自重条件的不利影响。根据RCCM规范对换料机主要结构、螺栓、焊缝的强度和辅吊支腿的稳定性进行了评定,并在此基础上对抓取燃料组件的指形钩进行了局部强度分析。评定结果表明换料机的强度在不同工况下均满足规范要求。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

压力容器外部冷却系统冷却水池温度场的实验研究及分析

压力容器外部非能动冷却系统采用换料水池作为冷却水源。在浮升力驱动的自然循环流动作用下,冷却水池内会逐渐出现热分层现象。本实验基于先进压水堆压力容器外部冷却系统模拟装置REPEC实验回路,通过测量实验系统内冷却水箱的温度场空间分布,对冷却水池的热分层与混合现象、发展规律和主要影响因素进行了实验分析。结果表明：实验水箱内温度场分布差异主要表现在高度方向;循环流量是影响热分层的重要参数,而水箱工质初始温度的影响非常微弱;针对本实验的无量纲一维瞬态温度场方程分析表明,水箱内温度场的发展规律主要受对流传热控制。     

压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨

本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。     

压水堆核电厂水池边防异物风险分析及水下异物打捞方案

核电厂大修或日常期间,水池区域可能会产生异物,由于核电厂结构复杂,又兼具了辐射、水下、高温、高压等特点,给水下异物打捞工作带来了极大的困难。本文对异物落入水池进行了风险分析,并结合秦山压水堆核电厂的水下异物打捞经验,阐述了不同情况下打捞异物的方法,总结了目前采取的防异物措施,为国内外压水堆核电厂水池边防异物措施和水下异物打捞提供指导和借鉴。     

核电厂辐射控制区出入控制模式优化

电子剂量计系统是核电厂辐射控制区人员出入许可控制环节中最重要的手段,目前我国核电厂中广泛使用法国MGP公司的电子剂量系统。本文探讨核电厂在电子剂量计系统与出入控制联动的基础上实现人员指纹识别的可行性和识别系统的初步设计。     

CEPR核电厂辐射防护最优化设计

从第3代中国先进压水堆(CEPR)机组的辐射工作场所分区、源项控制、维修优化和厂房设计等方面,介绍了台山核电厂CEPR机组的辐射防护最优化设计。分析表明,该CEPR机组的辐射防护最优化设计是合理可行的,其预期的年平均集体剂量相较于现运行的压水堆核电厂处于较先进的水平。     

三门核电辐射防护模拟培训设计

结合三门核电开展辐射防护模拟培训的经验,探讨核电厂辐射防护培训的开展模式,分析辐射防护模拟培训开展的必要性与可行性。按模块化、标准化、多样化的设计理念,构建了核电厂辐射防护模拟培训设计模型。     

AP1000核电厂设计中的辐射防护最优化

介绍了AP1000机组在设计阶段所采取的辐射防护最优化措施,包括辐射分区、设备部件、设施布置、工艺控制等方面的内容,较为全面地总结了AP1000核电厂已经实施的辐射防护设计方案。     

三门核电厂辐射工作管理初步探讨

阐述了核电厂辐射防护人员的职责定位,从工作场所环境剂量率数据的获取、辐射工作分类、辐射防护用品选取、防异物工作的融合、高人流量通道污染调查和管理、辐射工作许可证办理以及辐射剂量控制点等方面对三门核电厂即将建立的辐射工作方法进行了一些探讨。     

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

AP1000核电机组辐射分区设计调整

就三门核电厂AP1000核电机组正常运行工况下辐射分区设计原则和设计方案进行分析,提出辐射分区的调整方案,并对分区调整所带来的影响进行说明。     

核电站大修卸料前反应堆水池水质浑浊原因分析

介绍了某核电站大修卸料前反应堆水池浑浊事件,从反应堆水池浑浊前操作、引起水质浑浊的物质来源、污染过程等方面对浑浊原因进行了分析,介绍了处理措施。     

压水堆核电站检修过程中气载放射性源项及防护

介绍了压水堆核电站检修过程中的气载放射性源项:放射性气溶胶、放射性碘和放射性惰性气体,对3种源项的特点及其辐射防护分别进行了说明。     

宁德核电厂蒸汽发生器装拆堵板的辐射防护最优化管理

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是压水堆核电站大修的一项重要工作,具有较大的辐射风险。本文主要介绍了宁德核电站在安装和拆卸堵板工作中,实施辐射防护最优化的方法及效果。