压水堆核电厂松动部件监测

一、引言 在核电站中,松动部件可能造成堆内部件损坏或减弱部件材料的性能;也可能引起部分流道堵塞,导致燃料包壳破损。在国外一些核电厂中曾多次发生该类严重事故。 松动部件早期探测可以避免或缓和与安全有关的损坏,并提供主系统部件发生故障的可能时间。此外,早期探测的信息还可用来选择最佳的设备维修时间和区域,以得到最佳的维修效益并减少电站维修人员不必要的辐照。所以,松动部件监测是评价反应堆主系统机械完整性和提高电站利用率的重     

压水堆核电厂事故监测仪表

本文论述了国家核安全法规和导则要求的压水堆事故测量仪表和它们在故事工况下测得有关的物理信息，以此，评价重要的安全功能，保持堆芯完整性，根据对一些试验的评价得出结论，堆芯出口温度的测量只能部分地保证堆芯不发生机械破坏或性能恶化，如果再补充一些参数，使用分析模拟概念支持电厂状态评价，应用可靠的电厂分析仪来综合得到的数据则是很有用处的。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

压水堆核电站安全壳惰性气体监测通道报警阈值研究

分析了影响安全壳空气中惰性气体活度浓度变化的各种核素,并结合一回路冷却剂向安全壳的泄漏过程建立了泄漏模型,分别针对安全壳中惰性气体本底活度浓度值以及不同运行工况下安全壳中惰性气体活度浓度值进行建模计算,得到了不同运行工况下安全壳空气中惰性气体活度浓度的计算值,以此作为惰性气体监测通道两级报警阈值的设置依据,最终提出针对本监测通道的报警阈值设置建议,设置的两级报警阈值均与现役电站运行阈值相当,可作为相应电站报警阈值设置的参考.     

压水堆核电厂液态流出物排放量统计方法研究

本文主要针对压水堆核电厂液态流出物排放的除³H和¹⁴C外的其余核素,从监测核素的种类、核素的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析我国与欧美国家的取样监测和统计要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映我国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状。     

压水堆核电厂严重事故对策

描述了严重事故的过程和现象，分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团（WOG）严重事故管理技术基础和构成：严重事故管理导则（SAMG）的主控室导则、技术支持中心（TSC）使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑，并对我国开展严重事故对策研究提出建议。     

压水堆核电厂放射性源项的估算方法研究

给出了通过安全壳大气取样分析结果估算核事故情况下压水堆核电厂向环境释放的放射性源项的方法，对相关因素进行了讨论，并与核事故辐射后果评价软件RASCAL4.2的评价结果进行了比对，验证了方法的有效性。发现了软件RASCAL4.2的不足，并提出了相应的改进建议。      

压水堆核电厂超压分析探讨

本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.     

应用焚烧技术处理核电厂放射性固体废物的技术经济分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性固体废物的来源和当前放射性固体废物处理系统,并以含4台CPR1000机组的厂址为例,对当前废物处理工艺和使用焚烧技术的处理工艺进行了比较分析。结果表明,焚烧技术在核电厂低、中水平放射性固体废物减容和废物处理经济性方面具有明显的优势。     

某核电厂放射性固体废物处理最小化实践

介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩。     

红沿河核电站大修放射性固体废物管理

介绍了红沿河核电站大修放射性固体废物的来源、组成及管理现状,分析了固体废物量较多的原因,并提出了改进措施。     

核电厂新型放射性气体监测系统构建

为加强核电厂大气环境中放射性气体的监测,构建了一套配置β灵敏闪烁体探测器的新型放射性气体监测系统。该系统可对核电厂大气环境中的放射性气体活度浓度进行实时在线监测,可及时发现放射性排出流含量超标的气体。测试结果表明:该系统的测量结果的变异系数为2.44%;测量结果与标称值的偏差不大于5%;探测装置探测效率为7.64%。     

运行核电厂放射性固体废物管理实践与探讨

我国核电事业的快速发展导致中、低水平放射性固体废物的产生迅速增加,本文通过对运行核电厂放射性固体废物管理现状及问题进行分析,提出了持续推进放射性固体废物最小化、加快处置场建设、改善放废运输条件、提升固体废物处理效能,专业运作强化监督等对策建议。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

压水堆核电厂堆芯燃料管理优化研究

本文简述了用线性规划方法迭代求解优化问题的数学模型和以此为基础研制的堆芯燃料管理优化设计程序FMOP,并给出了对600MW核电厂压水堆所作的优化计算结果与分析。     

地下核电厂放射性废水迁移防护系统研究

根据地下与地面核电厂放射性废水迁移防护条件,充分考虑放射性废水地下迁移的影响因素,确定地下核电厂放射性废水迁移的防护措施。完全保留地面核电厂对放射性废水的所有安全防护措施,充分利用地下核电厂岩体的天然防护性能,通过在地下洞室周围岩体内增设封闭、疏干等工程措施,阻断放射性废水地下迁移的通道,同时设置收集、处置、监测系统。经数值计算分析,上述防护措施效果显著,地下核电厂严重事故工况下可能产生的放射性废水处于受控状态。