宁德核电厂液态流出物中14C测量

建立了一种测量核电厂液态流出物中¹⁴C的分析方法——使用1030 W总碳分析仪将样品中的碳酸化、氧化成CO₂,然后用NaOH溶液吸收,最后用3180液闪计数器对NaOH吸收液进行测量。该方法能够有效消除其他放射性核素的干扰,且能准确测定样品中¹⁴C的活度。实验结果表明,方法的加标回收率平均为96.91%,探测限为2.07 Bq/L,测定结果的精密度(相对标准偏差)小于±5%,准确度(相对误差)小于±5%。     

压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨

研究分析了压水堆核电厂中¹⁴C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中¹⁴C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放¹⁴C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的¹⁴C排放限值管理带来的挑战,提出了¹⁴C的减排和资源化利用建议。     

核电厂放射性流出物碳-14检测方法的参数优化

核电厂流出物¹⁴C的活度浓度测量值是评价核电厂流出物对环境影响的重要参数。目前所使用的方法存在测量体系混浊且分层,仪器校准体系与样品测量体系组成不一致,暗静置时间不足导致样品复测偏差大等问题。通过实验,确定样品与闪烁液采用6+14 mol/L的组合,仪器刻度时采用与样品组成一致的放射源,待测样品暗静置6 h以上再测量,可提高核电厂¹⁴C测量的准确性。     

核电厂流出物放射性核素监测项目探讨

针对核电厂流出物放射性核素监测项目,从国际原子能机构通用要求、我国各运行核电厂放射性核素常规测量项目以及流出物低水平放射性核素实验研究成果等三方面进行了对比与分析,总结了核电厂流出物放射性核素监测中的必要性项目和推荐性项目,为各核电厂流出物放射性监测活动的开展以及审管部门的监管提供参考。     

重水堆核电站14C的产生、释放和控制措施

本文依据加拿大已运行的CANDU堆型核电站对^14C排放的管理策略,简要介绍了重水堆核电站^14C的来源,向环境的释放量以及异常释放的原因和控制释放的经验并着重介绍了秦山三期(重水堆)核电站对^14C排放的管理所采取的控制措施。     

秦山三期CANDU核电厂的控制系统

秦山三期ＣＡＤＮＵ核电厂全厂控制系统使用双重冗余数字计算机,自动完成监测,控制、运行信息管理和诊断等功能。采用变量数字控制算法实现对反应堆功率,蒸汽发生器液位和压力。热传输系统压力和装置。慢化剂温度、汽轮机负荷和转速、发电机功率输出以及不停堆换料的控制,保证电厂安全,经济地运行。     

压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件编制

介绍了压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件的编制。该软件分别基于AP1000、CAP1400和EPR三种堆型,设计了19道计算例题对软件进行了测试和验证。将测试结果与美国核管理委员会的PWR-GALE软件及EPR设计参数进行了对比。测试结果表明:该软件适用于我国压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算,并具有较强的拓展性,可为我国多种新堆型的气液态流出物源项审评提供参考。     

内陆厂址压水堆核电厂液态流出物复用研究

实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8 400 m³,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×10⁵ Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9 %。     

中国大陆核电厂放射性流出物释放所致的公众剂量

基于历年的流出物监测资料,对2005年前中国大陆核电运行所致公众剂量进行分析和评价。结果表明：（1）秦山核电基地放射性流出物年平均释放所致公众（成人）的个人有效剂量为1.69μSv,几乎全部来自重水堆机组释放的剂量,约为UNSCEAR2000年报告的典型场址重水堆年平均个人有效剂量（10μSv）的16%;大亚湾核电基地...     

内陆压水堆核电站放射性液态流出物对水环境的影响

根据IAEA推荐的河流放射性核素浓度计算模式,对内陆核电厂在正常和事故工况下放射性液态流出物对下游公众可能造成的剂量进行初步的分析与评价.结果表明,不论正常或事故工况,在加强放射性废液排放管理、确保放射性废液达标排放的前提下,放射性废液排放对下游公众造成的有效剂量都在可接受的范围内.     

On-line neuro-expert monitoring system for Borssele Nuclear Power Plant

A new method for an on-line monitoring system for the nuclear power plants has been developed utilizing the neural networks and the expert system. The integration of them is expected to enhance a substantial potential of the functionality as operators support.

The recurrent neural network and the feed-forward neural network with adaptive learning are selected for the plant modeling and anomaly detection because of the high capability of modeling for dynamic behavior. The expert system is used as a decision agent, which works on the information space of both the neural networks and the human operators. The information of other sensory signals is also fed to the expert system, together with the outputs that the neural networks generate from the measured plant signals. The expert system can treat almost all known correlation between plant status patterns and operation modes as a priori set of rules.

From the off-line test at Borssele Nuclear Power Plant (PWR 480 MWe) in the Netherlands, it was shown that the neuro-expert system successfully monitored the plant status. The expert system worked satisfactorily in diagnosing the system status by using the outputs of the neural networks and a priori knowledge base from the PWR simulator. The electric power coefficient is simultaneously monitored from the measured reactive and active electric power signals.     

秦山核电基地外围水体环境中~(14)C水平和分布

为了解和评价运行20余年的秦山核电基地外围环境水体中14 C的水平和分布,本文研制了水体中溶解态无机碳提取装置,并结合加速器质谱法对秦山核电基地外围环境中采集的水体样品进行了14 C活度的测量。测量结果表明,距排放口5km内的海水样品14 C比活度为(203.4±5.6)Bq/kg,分布范围为196.8~206.5Bq/kg,与参照点(本底)处于同一水平,未观察到显著的浓度分布规律。另外,也未观察到地表水、井水及地下水样品中14 C浓度与参照点相比有显著增高。本次水体采样调查结果表明,核电站排放的冷却水未引起近海岸海水中14 C浓度增高,无14 C富集现象。     

核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨

简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求,结合我省多年来对核电厂环境监测的实际经验,分析了环境保护主管部门监督性监测工作中存在的问题,并提出尽快制订放射性流出物监督性监测技术导则和流出物浓度排放标准,建设放射性流出物监测实验室、海水连续监测系统等建议,进而规范核电厂放射性流出物监督性监测工作,为政府监督和环境管理提供技术支持,保障核电厂厂址周边环境和公众安全。     

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析

研究了1000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1）堆芯温度1500～2100K;2）堆芯温度2500～2800K;3）从形成由硬壳包容的熔融池（2800K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。     

压水堆核电厂控制系统仿真研究

提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序ＮＣＳ对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。     

核电厂设备鉴定的过程控制与管理

核安全级设备的设备鉴定是核电厂的一项重要安全措施,也是核安全文化的重要体现。随着我国核电厂建设的不断发展,如何通过规范的设备鉴定过程控制与管理,完成有效的设备鉴定的建立,并为后续设备鉴定的维持提供充分的技术准备,已成为核电厂工程公司和设备供应商的重要课题。总结了设备鉴定的3个过程:设计输入、设备鉴定的建立和设备鉴定的维持,然后重点针对在核电厂建设期间设备鉴定的建立与维持,提出了相应的过程控制与管理方法和要点,并介绍了贯穿于设备鉴定全过程的文件管理。     

压水堆核电厂过冷度显示的仿真

清华大学核电厂模拟培训中心模拟机的参考电厂是美国本屋公司设计的其模型中没有堆芯过冷度显示系统的模拟。根据三哩岛事故的教训，在该装置上增设过冷度显示的模拟是十分必要的。本文叙述了在原模拟机上增设过冷度显示所进行的软件设计、数据传输和显示线路设计。     

用于AMS测量的~(14)C样品制备方法

为了开展基于加速器质谱(accelerator mass spectrometry,AMS)的14 C测量和14 C样品制备系统的研究,深入分析样品制备原理和样品制备过程,设计并优化样品制备系统,建立14 C的样品制备方法及一套集成的14 C样品制备系统。利用AMS测量技术对制备的样品进行了测量和分析,结果显示,建立的样品制备方法所制备的样品已满足AMS测量的要求。     

核电站功率控制的问题探讨

核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。