反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值     

大亚湾核电站控制棒落棒时间超差问题的安全分析和审评

大亚湾核电站控制棒落棒时间超差事件是由法马通的导向筒设计错误引起的。在调查根本原因的过程中，先后实施了三种临时运行方案，并找到解决问题的长期方案。本文扼要介绍了各阶段的不同方案和事件的根本原因，重点评述了不同方案的安全分析及其审评。并针对重要的安全事项总结了经验教训。     

压水堆上腔室流场的实验研究

ＰＷＲ作为核电发展的主要堆型，在全世界范围内得到了广泛的应用，也是我国的主要发展堆型。但是对关系到反应堆安全运行的、直接作用在控制棒导向筒上的上腔室流场的分析研究，长期以来由于紊流流动机制的复杂性和上腔室中控制棒导向筒组件布置的密集性，这方面的研究一直没有深入下去。在压水堆运行期间，作用在上腔室构件上的作用力与冷却剂的流动特性有很大的关系，通过模拟实验弄清上腔室的流速分布，对了解作用在控制棒上的水力载荷，以及控制棒能否按指令在导向筒内自由升降和快速下插具有十分重要的意义。本文在３００ＭＷｅ核电站ＰＷＲ上腔室１：４可视化模拟体中，以水为介质进行了上腔室流场的可视化实验研究。采用激光多普勒测速仪（ＬＤＶ）和Ｎ－Ｊ型应变片式测速仪测得了上腔室模拟体中的流速，并用归一化的数据处理方法，显示了整个流场的流速分布规律，找出了整个流速的最大区和最大值。从而为控制棒导向筒的结构力学分析和ＰＷＲ上腔室的数值模拟分析提供实验依据。     

压水堆上腔室芯部结构改进的流场研究

为了缓解对控制棒导向筒的横向水力载荷，确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插，结合服役中控制棒导向筒的结构，对上腔室芯部作了如下２种情况的改进：１对原ＰＷＲ靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒组件（对称的４组：０２２６，０３２５，１１２９，１２２８）加设了保护套。２改用３３组控制棒导向筒组件的芯部，且对全部３３组控制棒导向筒组件分别加设保护套。在相同实验条件下，对以上２种改进情况的实验结果与原上腔室的实验结果作了比较分析，得到了这２种改进结构均能缓解流场对控制棒导向筒的水力载荷作用的结论。     

广东大亚湾核电站放射性固体废物处理及暂存措施

核电站产生的放射性废物的处理与处置是核电发展中必须解决的重要问题之一。广东大亚湾核电站对运行中产生的放射性废物有一套较为完善的处理与暂存系统，本文介绍该系统的功能、设备、工艺流程及参数等。     

AP1000机组安全壳吊索吊装法最优吊耳位置研究

AP1000机组安全壳采用模块化建造，基于吊索吊装法提出将筒体由四段改为三段吊装，着重研究了安全壳模块吊装时的最优吊耳位置，对安全壳模块吊装时的吊车的负载能力、安全距离等进行了复核，验证了筒体三段吊装的可行性。本文提出的筒体三段吊装方案有利于减小吊装和安装风险，提高安全壳的安装质量；最优吊耳位置的研究对安全壳的设计改进、优化吊装方案有直接指导作用。      

一些国家高放废物地质处置安全评价介绍

本文介绍了高放废物地质处置的安全目标及其准则，并介绍了比利时ＢＯＯＭ粘土高放废物处置性能和安全评价，以及美国玄武岩高放废物处置安全评价的方法和瑞典花岗岩高放废物ＷＰＣ处置方案的安全分析。对我国高放废物地质处置安全评价工作提出了一些建议     

秦山核电二期工程堆芯应急冷却系统论证

秦山核电二期工程为两环路600MW,不同于国内已有的秦山核电一期工程(自主设计的两环路300MW)和广东大亚湾核电站(法国引进的三环路900MW),没有现成的经验可以借鉴;为了使秦山二期的设计达到国际先进水平,参照从法国引进的广东大亚湾核电站的设计,利用从法国引进的分析方法,结合秦山二期核电站的特点,对秦山二期安全注入系统、辅助给水系统和安全壳喷淋系统进行了论证,为系统设计和设备采购提供了重要的依据.     

放射性废物处置安全若干进展

结合2005年放射性废物处置安全国际大会反映出来的放射性废物处置安全领域的最新进展,介绍了全球放射性废物安全框架、废物处置安全战略、安全方案、地质处置设施安全、近地表处置设施安全、中等深度废物处置方案和公众沟通等方面的若干新进展和新观点。     

中低放废物的安全处置与评价

本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展；结合我国中低放废处置前期工作的需要，着重讨论了有关含长寿命核素的固体废物分类，在处置场选址和设计中灵活应用多重屏障原理，安全评价模式和计算机程序的选择，以及废物包质量跟踪系统的建立等问题，并提出了相应的建议。     

大亚湾核电站延伸运行与长期低功率运行

延伸运行和长期低功率运行是核电生产所采用的两种比较特殊的运行模式。着重阐述了大亚湾核电站的延伸运行和长期低功率运行模式，相关的设计论证一安全分析、运行的影响与控制以及成功的实践经验。设计论证的结果以及现场实践的经验证明。这两种运行模式都是可行的。     

大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供了依据。     

大亚湾核电站核燃料的采购管理

本文介绍核电站核燃料采购各循环市场状况和主要特点 ,并结合广东大亚湾核电站的实例阐述核电站核燃料采购的合同模式和管理要点     

大亚湾核电站执照运行事件原因趋势分析

对大亚湾核电站1993/2003年所有人因相关执照运行事件进行了原因分类、趋势分析,并重点分析了电站人员在遵守和执行规定与规程方面的不足,为核电站改善人的行为提供方向性参考。     

铀溶液核临界安全实验装置

硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据，中国原子能科学研究院设计，建造了铀溶液核临界安全实验装置，实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子吸收体或不含中子吸收体，活性区可有反射层或没有反射层，在以上四种条件下，可对不同硝酸铀酰溶液浓度进行临界试验研究，该实验装置具有多种安全保护措施，但运行方式简便，启动，停止容易，单次误操作不危及实验装置的特点，该装置还具有可视性定量，限量自动加料系统，高精度全程液位测量计以及采用多操作步骤才能完成‘一次注量’的控制方式等特点，安全分析认为该装置造成核临界事故的概率为10^-8。     

大亚湾核电站应急给水系统设计规范修改的分析论证

在广东大亚湾核电站最终安全分析报告（FSAR）的基础上，对主给水管道破裂事故重新进行计算，并评价应急给水流量降低对电厂安全裕量的影响。结果表明，在应急给水系统提供的流量降低至41.8m^3/h时，主给水管道破裂事故仍然能满足验收准则的要求，并且尚具备一定的安全裕量。     

潮汐对大亚湾核电站液态排出物3H扩散的影响

本文用ADI（隐式方向交替）法计算出核电站液态排放时刻的潮流场和西大亚湾海水监测点位从排放时刻至采样时刻的平均流速。通过比较分析发现大潮与小潮对^3H扩散有明显差异（即大潮时一天的扩散效果要大于小潮时一天的扩散效果）,进而引入等效时间间隔对原有模型进行修正,从而获得更为完善的西大亚湾海水中^3H的平均浓度在核电站液态^3H排放后随时间的衰减关系。     

核电厂乏燃料贮存中燃耗效应的反应性余量研究

以秦山、大亚湾核电厂乏燃料贮存水池为模型，研究了燃料组件燃耗后，裂变产物积累所产生的中子附加吸收及燃料中易裂变材料的消耗对反应性的影响。     

核电站维修的三维数字化动态管理

详细介绍了数字电厂技术在大亚湾核电站反应堆厂房内设备的转运和空间布置动态管理中应用的全过程,论述了大亚湾三维数字化动态管理的建立及其在核电站维修项目中应用的方法和主要步骤。本项目利用外部数据库对电厂维修的模型状态进行保存,避免了对原有三维竣工模型的破坏和变动;紧密结合核电厂维修工作的主要进度步骤,对核电厂维修工作的空间布置和进度计划进行了全过程的仿真和优化,在核电厂维修工作中,较好地解决了在有限空间内进行维修空间计划安排和布置的仿真和优化问题。并在大亚湾核电厂2号机组更换反应堆顶盖中成功地进行了应用,缩短关键路径工期16小时,总工期缩短92．5小时。     

氚内照射剂量评价方法在核电站的应用

应用氚监测及内照射剂量的估算与评价方法对田湾核电站大修期间的工作人员氚内照射剂量进行评价,并与大亚湾核电站的监测结果进行比较。结果表明,两个核电站氚监测结果有差异,通过分析认为引致差异的原因主要是两个电站冷却剂中氚产量的差异。