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。     

秦山核电站首炉燃料组件生产对辐射环境影响的初步分析

本文对秦山 30万 k W核电站首炉燃料组件生产所致环境影响进行了初步分析。结果表明 ,在正常运行工况下 ,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量当量为 2 .96× 10 -7Sv,关键核素是 2 34 U,关键居民组是正东方位 1km处的少年 ,关键照射途径是吸入。气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占 89.7% ,半径为 80 km范围内的集体有效剂量当量为 1.73× 10 -2人·Sv/a     

水堆燃料元件的破损监测、定位和处理（续）

4在燃料组件内鉴别破损的燃料棒 一旦某束燃料组件用上述方法己判定为破损组件，如果条件不具备可将其放入专门容器贮存。在正常情况下就要从这束燃料组件中找出破损的燃料棒，然后抽出换上新棒。鉴别破损燃料棒的第一项技术就是外观检查超声检验。     

快堆严重事故工况下燃料组件盒破损机理的研究

在钠冷快增殖堆安全性分析中,六角形不锈钢燃料组件盒的破损时间和位置是一个重要的问题.对于严重的局部事故而言,钢盒破损的可能性基本上等同于事故向邻近燃料组件蔓延的可能性.本文以SCARABEE-N系列实验和SIMBATH系列实验为基础,对快堆严重事故工况下六角形钢组件盒的破损机理进行了研究.对于冷却状况良好的组件盒,提出了一种新的熔穿机理:局部热侵蚀进而诱发钠侧局部烧干,随后发生熔穿.在此基础上,对中国实验快堆(CEFR)在单个燃料组件瞬间完全堵流事故工况下组件盒破损的时间进行了预测.预测结果为,相邻燃料组件的六角形钢盒应该在堵流后7.2～8 s发生熔穿,随后事故开始向相邻的燃料组件蔓延.     

破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析

以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%~0.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。     

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。     

我国大型核电站燃料组件生产线运行对辐射环境的影响

本文对我国大型核电站燃料组件生产线运行8年来的辐射环境影响进行综合分析和评价。结果表明,在正常运行工况下,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量为7.26×10-4mSv;半径为80 km范围内的集体有效剂量8年来累积为156.4人.mSv,年平均为19.5人.mSv;气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占98.5%。     

秦山核电厂反应堆燃料组件的流量平衡试验研究

本文描述了对我国第一台自己设计建造的三十万千瓦压水堆核电站采用的燃料组件之间的流量平衡进行了一系列的水力特性试验研究,合理地解决了燃料组件上方四种不同结构部件间的阻力匹配,把燃料组件之间的冷却剂流量偏差调整在1％以内。同时,通过实验改进了阻力塞部件的结构设计,确定了反应堆堆芯上栅格板的开孔尺寸,测定了各种不同形式燃料组件的出口阻力系数,为秦山核电厂反应堆的热工设计和结构设计提供了可靠的实验依据。     

燃料破损在线系统计算机监控系统硬件的安装和调试

中国实验快堆燃料破损在线系统的计算机监控系统是快堆控制系统的组成部分，系统通过监测反应堆气腔内裂变产物比活度的变化，判断在反应堆活性区是否存在燃料棒包壳破损，并按给定的报警阈值在控制室发出声光报警信号。     

压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 ,仍有许多工程技术问题亟待解决     

对ICRP,BSS和现行国标中有关职业照射的控制和管理规定的比较和分析

本文介绍了ＩＣＲＰ６０、新的ＢＳＳ和现行国标中有职业照射射控制和管理方面的规定，并在综合，比较，分析的基础上，对国标的修改提出一些意见和建议。     

北京市民用燃气中的~(222)Rn浓度及对居民所致内照射剂量

本文报道了用α闪烁罐法对北京市民用气体燃料(包括天然气、焦炉煤气、重油裂解气、液化石油气和农家沼气)中~(222)Rn 浓度的测量结果。结果表明,上述气体中。~(222)Rn 浓度的平均值分别为73、87、24、10和233Bq·m~(-3)。根据民用燃气日消耗量估算了北京市由于民用燃烧的气体每年向环境释放~(222)Rn 的总量为3.5×10~(10)Bq,其中焦炉煤气占85%,重油裂解气占9%,液化石油气的贡献甚微。同时估算了不同气体燃料对室内~(222)Rn 浓度的贞献及对居民所致的年有效剂量当量。     

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计,模式,参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式，外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式，该评价系统可在输入数据后约１