M310系列压水堆核电厂硼酸过滤器辐射热点成因研究及对策

M310系列压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统硼酸过滤器（REA011FI）因活化产物沉积而形成辐射热点,对在此区域开展巡检、检修等工作的作业人员集体剂量产生较大贡献。本文通过对方家山机组硼酸过滤器的辐射热点成因分析研究,找到了一种可以在机组功率运行期间消除此热点的方法。经方家山机组运行实践证明,该方法可有效避免REA011FI硼酸过滤器在机组功率运行期间形成辐射热点。另一方面,通过变更增加滑动开合式辐射屏蔽装置的方式,在大修期间极大程度降低了REA011FI硼酸过滤器辐射热点的剂量率水平。通过2种技术手段相结合,确保了REA011FI硼酸过滤器辐射热点无论在运行还是大修期间,对环境剂量率的影响均保持在0.01 mSv/h以下;从而将单台机组每年的集体剂量降低了约6.89人mSv,是辐射防护最优化的良好实践。     

压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究

简要分析了M310/CPR1000、EPR和AP1000三种堆型正常运行裂变产物源项计算中存在的问题,结合法规标准的要求,以及近年国内核电厂的运行实践、源项审评和研究成果,从源项应用目的出发,研究提出了一套适用于我国压水堆核电厂裂变产物源项计算的框架。该框架理顺了核电厂裂变产物源项的计算流程,规范了不同堆型核电厂裂变产物源项的计算方法,为解决国内核电厂裂变产物源项计算中长期存在的问题提供了基础,可供核电厂源项计算时参考。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

压水堆核电厂选址假想事故初步研究

简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程,比较了基于RG 1.183和RG 1.195选址假想事故源项的计算假设,结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项,同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明:1)参照RG 1.183计算假设,AP1000和CPR1000核电厂公众受照剂量最大的两小时分别为事故后1.25~3.25 h和0.7~2.7 h;2)无论参考RG 1.183还是RG1.195计算假设,CPR1000对公众造成的辐射后果要小于AP1000;3)无论是AP1000还是CPR1000,参照RG 1.183比RG 1.195计算得出的选址假想事故源项对公众造成的辐射后果均较小。     

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...     

百万千瓦级压水堆核电厂二级PSA源项分析与研究

为解决源项分析中存在的问题,使用严重事故一体化软件进行详细的计算分析,给出百万千瓦级压水堆核电机组各释放类的源项释放结果。针对代表性事故序列选取这一关键技术问题,进行敏感性分析,结果表明,代表性事故序列的选取方法应尽可能从概率代表性的角度,选取释放类中发生概率最高的事故序列。此外,释放途径模拟、水洗对放射性产物的去除作用对计算结果影响较大,应进行详细模拟。     

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。      

压水堆核电厂辐射工作分级标准优化改进及应用

介绍了某压水堆核电厂辐射工作分级标准的优化改进及实践应用情况。通过实践证明,优化改进后的辐射工作分级标准是合理的,对控制压水堆核电厂集体剂量和其他辐射风险是有效的。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

压水堆核电厂生产准备期间辐射源项控制实践

集体剂量是核电厂辐射安全的重要指标。影响集体剂量的因素很多,但最根本的是机组辐射源项水平的高低。辐射源项与反应堆堆型、环路数量、运行周期、机组运行时间、一回路设备材质、化学控制工艺、净化单元能力、燃料状态等诸多因素相关。由于经验不足以及重视程度不够,多数机组在设计阶段、建造安装阶段、调试阶段往往容易忽略很多可以改善源项的因素。国内某电厂在生产准备阶段从净化能力提升、专项冲洗、清洁去污、专项试验跟踪、屏蔽改进、综合提升等6个方面开展了相关工作以尽量降低机组源项水平,使得机组功率运行后的辐射水平明显降低,这些工作也为核电厂生产准备阶段的源项控制工作积累了大量宝贵的数据和经验。     

压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性分析

压水堆核电厂通常采用天然硼进行反应性的化学补偿控制,研究表明采用富集硼替代天然硼,可以优化一回路水化学,降低一回路结构材料腐蚀风险和堆芯沉积风险,降低职业照射剂量。本文分析压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性,介绍国内外核电厂富集硼的应用情况。最后对我国华龙一号堆型和在役压水堆核电厂富集硼的应用提出建议。     

某压水堆核电厂辐射控制区氚化水蒸汽监测

压水堆核电厂一回路冷却剂中的部分氚会通过废液和废气排放系统排放至工作环境中。本文报道某压水堆核电厂辐射控制区气态氚的监测结果:运行期间气态氚浓度范围为<LLD～9.21×10² Bq/m³;大修期间为<LLD～3.14×10³ Bq/m³。监测结果显示,压水堆核电厂运行初期工作环境中氚浓度较低,工作人员在现场工作无需采取额外的防护措施以及进行氚内照射剂量监测。     

压水堆核电厂环境γ辐射实时监测系统的辐射特性及温度效应

本文主要介绍设置在秦山核电厂周围的环境γ辐射实时监测系统设计中有关高压电离室辐射特性的一些考虑，包括能量响应、灵敏度、量程范围和高辐射水平下电离电流的收集效率等问题；还介绍了为减小监测系统的温度效应而采取的措施。     

非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究

非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。     

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及"华龙一号"堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上,从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展4个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗(MC)方法的要求。MC方法在"华龙一号"辐射屏蔽优化设计的应用实践表明,基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。     

压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究

本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

严重事故下安全壳内水池pH值分析模型开发与验证

为解决事故后核电厂安全壳内水池pH值计算工具缺失的问题,研究开发了可直接建模和实时模拟的pH值计算模型。基于牛顿拉夫森方法,通过建立关键物项物性及反应数据库,构建气-液两相化学平衡计算模型,开发了数据库完整、具备高辐照反应计算能力和事故进程耦合能力的pH值计算软件CalcpH。针对不同计算功能,CalcpH软件计算结果分别与事故分析软件ASTEC和化学平衡计算软件PHREEQC计算结果进行了对比。结果表明,对于非辐照反应,CalcpH软件计算结果与PHREEQC软件计算结果差距在1.3%以内;对于辐照反应,CalcpH软件计算结果与ASTEC软件计算结果差距在2.7%以内。同时,CalcpH软件计算结果与实验对比,其误差在1%以内。通过软件对比与实验对比2种方式充分证明了计算结果的可靠性。因此,CalcpH软件建立的数值计算模型可用于事故后安全壳内水池pH值的预测。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。