核电厂事故条件下内部泄漏途径对主控室可居留性剂量影响研究

为充分考虑事故条件下内部泄漏途径对核电厂主控室可居留区内工作人员的辐射安全影响,建立了考虑内部泄漏途径的放射性物质迁移模型,改进了舱室模型,分析了事故工况下主控室可居留区及周围非居留区厂房内放射性物质活度,开展了国内某核电厂主控室可居留性剂量计算分析,并对贯穿件泄漏率进行了敏感性分析。分析结果表明:考虑了内部泄漏途径的方法计算所得主控室可居留区内工作人员的甲状腺当量剂量分别是未考虑内部泄漏途径的8.704倍和120.749倍,其中以吸入内照射途径引起的有效剂量增加及甲状腺当量剂量增加尤为显著,有效剂量达到0.628 mSv,甲状腺当量剂量达到6.32 mSv,低于HAD 002/01-2019中的限值。贯穿件泄漏率的敏感性分析表明,在核电厂事故工况下,主控室可居留区内工作人员的有效剂量和甲状腺剂量与贯穿件泄漏率呈现出较为明显的线性正比关系。根据本文的研究结果对我国核电厂主控室及贯穿件的辐射防护设计提出了改进建议。     

核电厂主控室可居留性内漏剂量模型的研究

核电厂主控室无过滤渗漏风（内漏）的放射性影响是可居留性评价的重要部分,目前针对该部分的剂量模型过于简化,不符合实际工程设计。本研究结合核电厂实际设计特征,对内漏源项迁移机理进行研究,推导放射性活度微分方程,建立主控室可居留性内漏剂量模型,选取典型设计基准失水事故（LOCA）和发生堆熔的大破口失水事故（LB-LOCA）开展模型应用,并与目前常用的简化模型进行对比。结果表明,采用简化模型在LB-LOCA工况下的剂量结果小于采用本研究模型的结果,简化模型无法包络所有事故情景。经分析,本研究建立的内漏剂量模型更符合实际场景,适用于主控室可居留区域的内漏影响评价,并可用于内漏试验结果的验证以及工程项目设计。      

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。     

核电厂主控室可居留系统的优化

文章介绍了核电厂主控室可居留系统的优化设计,阐述了以往核电厂主控室在可居留方面的设计缺陷,通过优化改进,确保了主控室应急区域环境的条件满足人员一定期限的驻留要求,保证主控人员顺利采取事故干预措施,将事故损失及对环境的放射性污染降到最低。     

基于ALOHA的有毒有害气体泄漏对主控室可居留性影响研究

以国内某核电项目为依托，根据美国核安全管理导则Regulatory Guide 1.78-Evaluating the Habitability of a?Nuclear Power Plant Control Room During a?Postulated Hazardous Chemical Release（RG1.78）评估原则，梳理并筛选核电厂中符合要求的化学品，利用ALOHA软件计算发生泄漏后进入主控室的有毒有害气体浓度，评估泄漏后对主控室可居留性影响。从模拟结果看，由于核电厂核岛厂房为封闭设计，主控室通风口位于核岛厂房内部，当发生有毒有害气体泄漏时，主控室通风口处的有毒气体浓度低于毒性限值，不会对主控室可居留性造成重大影响。      

新风量对主控室可居留性的影响分析及优化

主控室是对核电厂正常运行和事故状态实施控制的重要场所,应当采取适当措施和提供足够的信息保护室内的工作人员。就核事故而言,目前的可居留性评价通常考虑相对固定的新风量,没有考虑非过滤渗入途径与新风量的相互影响和制约。本文首先对主控室内人员受照剂量的计算方法进行了讨论,分别分析了事故源项以惰性气体为主、以气溶胶和碘为主以及两者并存时人员受照剂量随新风量的变化。在此基础上结合典型的主控室设计参数和LOCA事故源项,对主控室可居留性系统的新风量进行了敏感性分析,尝试确定最优新风量。此外分析了非过滤渗入与新风量相互制约、非过滤渗入相对固定等多种情形下对主控室人员受照剂量的影响,并初步讨论了动态调整循环回风过滤对降低事故后主控室工作人员剂量的可行性。通过本研究,可以为不同的核电厂主控室可居留系统设计方案的改进和优化提供参考。     

华龙一号主控室可居留区气密性试验研究

基于恒定流量法,对主控室可居留区气密性试验从试验方法选择、示踪气体注入及取样方法、平衡浓度、试验结果计算等多个维度展开了研究,并在卡拉奇核电项目K2/K3机组进行了改进及应用。结果表明,通过研究正压与风量差值的关系,得出了执行试验的理想正压区间为35～50 Pa;通过研究示踪气体混合均匀性影响因素,确定了正压与内漏量的关系,并得出了执行试验的理想正压值约为50 Pa;通过研究正压与风量差值的关系,得出了执行试验的理想正压区间为35～50 Pa;在此基础上,通过示踪气体浓度数据对比分析,分析了浓度的波动幅度及规律,提出了促进示踪剂平衡的有效措施,即增加混流设备可以使示踪气体浓度充分均匀,减小浓度的波动幅度。     

ARCON96在核电站主控室可居留性评价中的应用及其与组合尾流模式的对比

ARCON96是目前NRC推荐用于核电站设计基准情况下主控室可居留性评价的大气弥散因子的计算程序。基于国内某核电站厂址实测气象数据,用ARCON96程序对大气弥散因子进行了计算和分析,并将ARCON96计算结果与国内目前采用的组合尾流模式进行了对比。结果表明,ARCON96程序对于主控室可居留性评价中的大气弥散因子计算具有很好的适用性,其计算结果比组合尾流模式略为保守。     

秦山核电二期工程应急指挥中心可居留性分析

根据国家有关核安全法规的要求，当发生严重事故后，核设施营运单位要保证其重要的核事故应急设施工作场所的可居留性，应急指挥中心作为秦山核电二期工程重要的应急设施，在反应堆发生严重事故的情况下，要保证在设施内工作人员的可居留性。本文的论证目的为验证和评估在严重事故情况下应急指挥中心的可居留性，通过对已确定的秦山核电二期工程严重事故情况下的源项，采用合理保守的模型及假设，计算出应急指挥中心的个人有效剂量和甲状腺当量剂量，并分析其是否满足可居留性的要求。     

关于控制室可居留性若干问题的讨论

从控制室包络(CRE)边界的完整性、控制室可居留性分析所用源项以及影响控制室剂量后果的其他因素等几个方面,结合美国及我国在控制室可居留性方面的管理规定及我国核设施在控制室可居留性方面的研究现状进行讨论,建议我国核设施应考虑通过进行CRE完整性测试来获取CRE渗入量的数据,为控制室可居留性分析提供输入参数,此外,在控制室人员后果计算中应考虑不同事故及可能的不同路径作系统的分析。     

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析（PSA）应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。      

压水堆核电站集体剂量控制策略

集体剂量是核电运行业绩重要指标之一,需要通过管理措施和技术手段促使其呈良好的下降趋势。降低集体剂量是遵循辐射防护最优化原则的重要体现。影响集体剂量的因素是全流程的,包括核电站的设计、设备制造和安装、机组调试和运行阶段的控制等;影响集体剂量的因素也是全方位的,包括辐射源项的控制情况、年度检修工作量的多少、检修工作效率的高低等。本文通过对集体剂量影响因素的梳理分析,总结出降低核电站集体剂量主要从辐射源项控制(例如通过实施一回路设备易活化材料的替代换型、水化学控制减少一回路设备腐蚀、一回路水过滤器滤芯升级提高净化效率等措施,控制辐射源项)与放射性作业人工时控制(例如通过维修大纲的优化调整,优化延长设备的检修周期;提高设备可靠性,降低故障率,以减少检修工作量;通过提升工作人员技能、通过机械化和智能化技术的应用,提高工作效率等)两个方面开展工作。同时,不论是控制辐射源项,还是控制放射性作业人工时,均需要从组织管理上足够重视和给予管理政策的支持。     

核电厂控制室的设计

核电厂控制室设计的目标是通过人机接口的改善,提高核电厂的安全性和可用性,降低建造和维护等费用。本文应用人因工程方法。论述了控制室的设计,以改善人机接口。     

核电厂主控室通信系统可靠性改进技术方案

介绍了大亚湾、岭澳核电站主控室通信系统现状.根据核电厂通信系统的设计原则,深入研究了核电厂主控室通信系统的可靠性,提出了将各通信系统有机整合在一起的核电厂主控室通信系统优化设计技术方案.     

核电厂热释光个人剂量监测环境本底扣除修正

介绍了热释光(TLD)个人剂量监测中环境本底剂量监测的常用方法和核电厂普遍采用的本底扣除方法。核电厂TLD监测具有监测人数多、使用数量大、测读/退火耗时长的特点,而目前核电厂普遍采用的TLD本底扣除方法,忽略了大批量TLD测量和退火时间不同造成的本底剂量差异,对监测结果准确性形成大的影响。针对上述问题,本文尝试使用时间累积本底,针对每个剂量计的测读和退火时间,进行本底扣除,消除TLD退火和测读时间差异形成的剂量误差,提高核电厂职业外照射个人剂量监测的准确性。     

核电厂控制室控制功能切换方案研究

核电厂为运行人员提供了主控制室（MCR）作为电厂集中监控中心,并提供了与MCR实体隔离和电气隔离的远程停堆站（RSS）作为辅助控制室,以在MCR不可用时投入使用,对电厂实施监控,并将电厂带入停堆状态和导出余热。根据核安全法规、导则及标准要求,来自MCR和来自RSS的电厂控制功能须相互闭锁,不能同时执行。本文通过比较分析,研究CPR1000、EPR及AP1000堆型核电厂控制室操作模式切换方案的特点与不足,在详细研究的基础上给出控制室切换功能设计的几个基本原则,供新的核电厂控制室功能切换方案设计时参考,以设计出更为实用、简洁、安全、便利的方案。     

核电厂主控制室进风γ监测报警阈值确定

从不同的角度分析了正常工况和事故工况下核电厂主控室进风γ辐射水平报警阈值方案。采用MCNP程序模拟测量点的γ剂量率,针对两种布置方案,对S3、DBA-LOCA和LOCA 3类典型事故进行了计算。结果表明,改进后主控室内的探测器报警阈值维持原报警阈值是合适的。