面向核电应用的1E级隔离放大器的研制与验证

提出了核电厂安全停堆系统核1E级隔离放大器设计技术方案.该方案采用开关电源技术+模拟电源技术设计电源模块.从抗干扰、器件降额和抗震3个方面详细论述了提高隔离放大器稳定性和可靠性的设计方法.经性能验证,该产品各项技术指标及可靠性均达到或超过了国外同类产品水平,并通过了所有核1E级认证测试.     

秦山核电二期工程核辅助厂房通风系统负压设计的体会

核电站通风系统的设计有两项功能：一是提供并维持厂房内设备正常运行所需的温湿度环境条件，并同时满足工作人员安全、卫生和舒适的要求；二是在正常运行或事故工况时，保证人员操作间和控制室的正压、放射性污染区的负压，并控制与限制污染空气的排放。上述功能表明，通风系统在保证设备尤其是核安全级设备的正常运行、操作人员的安全及辐射防护方面起着重要的作用。核辅助厂房通风系统DVN就是通风系统中控制负压以防止人员受污染、保证气流正确流向的典型例子。     

学习贯彻放射性污染防治法,保障核事业的健康发展

为了建立和完善我国核与辐射安全法律制度 ,强化对放射性污染的防治 ,保障人民健康和环境安全 ,促进核能与核技术的开发和利用 ,在总结我国放射性污染防治的实践经验 ,借鉴国际核与辐射安全监督管理制度的基础上 ,全国人民代表大会常务委员会 2 0 0 3年6月 2 8日通过了《中华人民共和国放射性污染防治法》 ,2 0 0 3年 1 0月 1日起实施。这部法律的颁布实施 ,标志着我国放射性污染防治工作纳入了法制化管理轨道 ,结束了我国在核与辐射安全监督管理方面没有法律的历史 ,是我国放射性污染防治管理工作的一件大事。《放射性污染防治法》的发布实…     

某废弃铀矿区环境放射性污染现状调查

介绍了在我国某废弃铀矿区开展的环境放射性污染调查,对γ辐射空气吸收剂量率、固体样(含铀矿渣)、土壤、水、底泥和生物中放射性核素及空气中氡等根据国家标准方法进行监测分析,同时对铀矿区居民所受年辐射剂量影响进行了评估.调查结果表明,该区域的放射性污染治理工作刻不容缓.最后根据该铀矿区污染源的特点,提出合理的辐射防护和治理手...     

瑞典核能立法与监管体制

本文调研并分析了瑞典核能发展历程和现状,以及放射性污染防治监管法律文件体系和重要核活动的监管流程,归纳总结了其发展的四个特点,其在污染防治监管方面以及相关经验与教训均对我国《放射性污染防治法》的修订有重要的借鉴意义。     

环境污染事故放射性气溶胶扩散的应急控制及消除方法

本文以消除环境事故释放到空气中的放射性污染物为目标,分析比较了自然干沉降、湿沉降的作用及隐患,以人工降水冲刷洗消为基础,提出了治理空气中放射性污染的吸附沉降法,总结了吸附沉降法在消除空气中放射性气溶胶方面的作用及其作业流程.     

法国核监管部门同意启动世界上最大功率的核动力堆

[美国《核子周刊》1996年7月25日刊报道] 法国核管理部门主任Andre-clauoleLacoste于7月24日表示,同意启动世界上最大的核动力堆,这座堆是法国电力公司(EDF)的舒兹B1号1400 MW级压水堆。舒兹核电站发言人Robert Cotel 7月24日说,该堆在一回路冷却剂稀释16—20个小时以后大概于7月25日早上达临界,并在6周内并网发电。 7月4日,由于安全壳喷淋系统无意中地被放射性污染,法国核监管部门(DSIN)将舒兹B1号堆的启动推迟了几天。     

可剥离膜技术在红沿河核电站放射性污染防护中的探索

为探索新型放射性污染防护工艺,寻找更加高效、环保、实用的放射性污染防护方法,红沿河核电站在AC放射性热机修厂房控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面作为试验对象,采用英国Spraylat International Limited公司生产的Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为模拟试验涂料,选用岩田株式会社生产的W-71-3S小型空气喷枪作为模拟试验喷涂喷枪,采用人工调压喷枪喷涂的方法开展了可剥离膜放射性污染防护试验。试验结果表明,Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为红沿河核电站AC厂房放射性控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面的放射性污染防护介质,能够起到较好的放射性污染防护作用。     

机械通风冷却塔在内陆核电厂中的应用

介绍了如何将核电厂相关设计规范应用于内陆核电厂最终热阱输热系统的机械通风冷却塔的等级划分,分析和总结了核级机械通风冷却塔的特殊设计和建造要求,并提出了核级机械通风冷却塔的设备鉴定过程,为我国自行设计和开发核级机械通风冷却塔提供借鉴和指导作用.     

放射性污染土壤修复技术筛选方法研究

介绍了放射性污染土壤修复技术筛选方法。研究建立了放射性污染土壤修复技术筛选流程,提出采用层次分析方法和混合型级别高于方法计算初步筛选和二次筛选的重要度和偏离度。通过该方法可利用构建的放射性污染土壤修复技术筛选系统计算得到最终筛选结果,为放射性污染土壤的修复技术选取提供参考。     

空气污染排放视角下中国核电的健康效益

核电在改善空气质量方面具有重要的作用。本文对比了核电与煤电的空气污染物排放系数,根据空气污染物引起的死亡率与人均燃煤发电量的负指数幂关系,评估了中国通过发展核电在改善空气质量方面对居民的健康效益,并对未来的健康效益进行了分析。结果显示,发展核电能够避免的死亡人数在增加。据估算,1995—2018年,中国核电累计可避免约4.7万人因空气污染物死亡,可避免约22.6万人因空气污染物患病。2020—2030年,预计会避免8.3万~9.4万人死亡,避免39.7万~45.1万人患病。     

Results of environmental radiation monitoring at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories,JAEA, following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

In response to the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, emergency monitoring of the environmental radiation was performed at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories (NCL), Japan Atomic Energy Agency (JAEA). This article describes the results of the monitoring, including air absorbed dose rate and radionuclide concentration in air and fallout. The air absorbed dose rate began to increase from about 1 am on 15 March 2011 and varied over time, with three peaks: 4.8 μGy/h, 2.1 μGy/h and 3.1 μGy/h at 8 am on 15 March, 5 am on 16 March and 4 am on 21 March, respectively. The increase in the radionuclide concentrations in air and fallout showed a tendency similar to that in the case of the dose rate. The ¹³¹I/¹³⁷Cs concentration ratio in air varied considerably every day, and the maximum was about 100. The ¹³⁷Cs amount in the fallout for a month from 15 March to April 15 was about 120 times higher than that after the Chernobyl accident in May 1986 and about 30 times higher than that in Tokyo in June 1963 during the atmospheric nuclear weapon tests. The committed effective dose due to inhalation was estimated from the observed radionuclide concentration in air.     

核电厂一回路压力边界止回阀在线密封性能测试

320 MW压水堆一回路压力边界止回阀为核Ⅰ级关键设备,严密性要求非常高,直接关系到主系统的内泄漏率.焊接式止回阀维修后常采用密封面色印检查的方式,对其密封性能进行判断.如果管道内有存水或者湿热水汽,会影响到色印检查的准确度.针对在线止回阀密封性试验的特殊性,有的核电厂采用水压压降法试验设计过在线检测装置,但存在一些缺点和使用上的限制.文章采用低压气密封试验流量测定法,设计出可靠、便携的试验装置,对压力边界止回阀检修后密封性做出准确、定量的判断.     

Tory II-C Nuclear Instrumentation System

The design of the nuclear instrumentation system for the Pluto series of nuclear ramjet test reactors is an attempt to provide a very flexible nuclear sensing system that will be adequate for Tory II-C and following test reactors. The nuclear detectors will be exposed to the leakage neutron flux from the reactor during operation. Since the leakage flux is proportional to reactor power, the neutron detectors will give a measure of reactor power. A difficulty in providing nuclear instruments for this reactor is the uncertainty in the neutron energy spectrum of the leakage flux at the detectors. Since detector response varies with neutron energy, a large margin of flexibility is desirable. A difficulty which may be encountered is a significant shift in neutron energy spectrum at high power and temperature. This would make indicated nuclear power nonlinear with calorimetric power. A difficulty in insufficient instrument overlap was encountered with the Tory II-A experiment where a large margin of flexibility would have been useful. The detector placement for the Tory II-A experiment had the power range detectors in line with the reactor and main air pipe. At high air flows there was a much greater mass of air between the detectors and the reactor, allowing fewer neutrons to reach the detectors per unit reactor power. This is the reason for the power range detectors being placed off to the side of the Tory II-C test vehicle. Not all difficulties can be foreseen, but provision is made where possible to overcome them.     

Non-contact Air Holding Mechanism for Inspection of Pipe Inner Walls

Inspection of pipe inner wall is the most important problem for nuclear power plant. At present there are no non-contact holding technique for the inspection system. For that purpose, we are developing a non-contact inspection system. This paper describes a “first” prototype model of the holder using air pressure, and results of preliminary experiment on air pressure distribution, holding attitude and static holding stiffness. In prototype mechanisms, when the supplied air pressure was 1.2MPa the angle of inclination was within 1', and the holding stiffness was 2 N/μm(air film thickness 100 μm).     

中国核承压设备活动的安全监督管理

核承压设备执行核安全功能,是安全防护实体屏障的核心。要实现我国核电的更大发展及自主化战略,核承压设备国产化仍然存在着技术能力不足和准备不充分的问题;与技术基础相比,管理方面的问题也不容忽视。针对存在的问题,国家核安全局采取了加强核安全文化的宣传和普及,调整核承压设备活动资格许可证审批政策,提高管理要求、强化核承压设备活动的监督、加强内部管理,提高核承压设备监管效率等措施。同时以国务院《核安全重要设备监督管理条例》的编写和实施为契机,全面完善我国核承压设备及其他核设备管理。     

基于安全围壁的浮动堆旁路泄漏设计研究

基于陆上核电厂二次安全壳的概念,引入了浮动堆安全围壁的构想,提出了“安全壳+安全壳围壁+堆舱”的放射性包容模式。研究了评价安全围壁的旁路泄漏设计思路,提出识别旁路泄漏途径和确定旁路泄漏率的方法。给出了安全围壁负压的设计依据,为后期浮动堆通风系统的设计提供参考。      

放射性污染气管去污方法实践探索

核电站放射性污染设备及在场地的检修作业中会产生大量放射性污染气管。因气管结构复杂导致其放射性去污难度较大,业内多作为放射性固体废物处理。辐射控制区专用供气气管作为高价值专用工具,因大量放射性污染报废给核电站成本管控、放射性废物最小化和辐射防护最优化带来了较大的压力。针对上述问题,核电站开展了多项放射性污染气管去污试验,...     

脉冲萃取柱下澄清段的吹气法管道设计原则

本工作实验考察吹气管道体积对吹气法在线测量脉冲萃取柱真实振幅的影响。实验结果表明：当吹气管道总体积与吹气杯体积之比不大于4时,吹气法在线测量的真实振幅与表观振幅呈线性关系。同时,就满足乏燃料后处理中脉冲萃取柱下澄清段压降在线测量的吹气管道的要求进行了讨论。根据这一要求,确定了吹气系统的设计原则。     

应急柴油机充气冷却水系统典型故障的处理

以福清核电应急柴油发电机组为研究对象,结合国内某运行核电厂应急柴油发电机组的相关检修经验,通过分析应急柴油发电机组充气冷却水系统压力波动过大、最低压力低于限值的典型故障事例,阐述了运行中出现故障的各种可能原因,介绍了排查方法。通过对典型故障处理过程的论述,为今后同类事件提供了借鉴和思路。