核电厂离堆放射性废物处理方案浅析

根据核电厂对处理后"废物体积最小化"的原则,核电厂离堆废物处理方案在核电厂群堆建设和专业化运营模式下已经具有很大的应用潜力。通过AP1000核电机组离堆放射性废物处理方案与CPR1000处理方案的比较,对在当前群堆建设模式下实现合理可行的核电厂离堆放射性废物处理方案进行探讨,给出了核电厂离堆放射性废物处理优化方案。     

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。     

三种压水堆核电厂的放射性环境影响比较

本文简要介绍和比较了AP1000、EPR、CPR1000三种压水堆核电厂的放射性三废处理系统,并将放射性源项和GB6249-1986的排放量控制值进行了比较。然后,在一个假设的内陆厂址条件下评价和比较了三种机型两台机组核电厂的放射性环境影响。研究表明,三种机型的环境影响都是可以接受的。     

核电厂放射性废气活性炭延滞处理工艺参数分析

核电厂放射性废气活性炭延滞处理工艺中活性炭吸附系数受多种因素影响,基于活性炭延滞处理工艺,分析温度、湿度、气体浓度和气体流速等参数对放射性气体(氪和氙)吸附系数的影响,重点分析探讨AP1000核电厂放射性废气处理系统工艺参数的合理性,并提出优化设计建议。分析表明:AP1000核电厂放射性废气处理工艺活性炭选型需兼顾吸附容量、吸附选择性和使用寿命等因素;通过将吹扫气流速控制在0.1~0.7 cm/s,适当降低气体冷却器的冷冻水温度,确保气体相对湿度低于25%以及适度增加系统操作压力等方式,可以提高废气处理系统对放射性废气的处理效果。     

核电厂放射性废气处理系统专用活性炭的性能研究

本文从AP1000废气活性炭延迟处理技术出发,以科研试验为依托,结合在役核电厂的运行经验,获得了一套可应用于各核电厂废气延迟处理系统的专用活性炭选型指标,为今后的工程设计、运行、改进提供了指导.     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。     

核电厂安全壳超压失效概率及过滤排放系统启动压力分析

根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量.结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR100...     

海阳核电厂(AP1000机组)放射性废物管理系统建设探讨

本文通过分析海阳核电厂AP1000机组放射性废物源项和放射性废物管理系统设计特点,并结合海阳核电厂放射性废物管理工作实际,探讨AP1000核电厂放射性废物管理策略、厂址废物处理设施的工艺技术路线、运行管理模式等,为后续AP1000核电厂采用合理的放射性废物管理系统建设模式提供参考,有利于实现放射性废物最小化。     

地下核电厂三废处理方案研究

根据放射性废物源项及地下核电厂房布置特点,对放射性废物处理厂房进行初步规划。在核辅助厂房内布置放射性废气和废液的处理单元,在地面建立厂址废物处理设施处理固体废物和浓缩液。制定了放射性废物的处理技术方案。介绍了严重事故下放射性废液和废气的封堵、隔离和处理措施以及移动式废液处理装置和移动式废气处理装置的单元构成。严重事故下释放的放射性废气和废液能得到有效的封堵、隔离和处理。     

压水堆核电站废液处理系统的比较

本文从源项、系统主要处理流程及装置和处理结果三方面对AP1000、EPR和CPR1000三种压水堆核电机组的废液处理系统进行比较,分析了废液处理系统工艺流程及装置的改进和发展趋势。     

VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算

田湾3、4号机组采用俄方设计制造的VVER-1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一。以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况。     

核电站滞留床用活性炭的性能研究和选择

建立可模拟核电站不同气流参数条件下的活性炭吸附剂性能评价系统,对不同活性炭样品分别进行了物理性能表征测试和放射性氪与氙滞留性能实验。同时针对不同影响因素条件下活性炭滞留惰性气体性能的影响进行了研究,包括系统气流压力、温度、气流比速及辐照强度。试验结果显示系统气流压力越高、温度越低,氪动态吸附系数越大;一定范围的气流比速、辐照强度对活性炭动态吸附系数的影响可以忽略。得到的活性炭吸附剂样品具有良好的物理性能与惰性气体滞留性能,可应用于核电站废气处理系统活性炭滞留单元。     

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算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的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项.     

浅析AP1000放射性气体废物系统的先进性

第三代核电AP1000因非能动理念的引入,使安全系统设计有了重大创新,机组安全性和经济性得到了大大提高.但是非能动理念并非局限于安全系统,非安全系统设计中同样也引入了非能动理念.通过对放射性气体废物系统的详细介绍,以及与传统压水堆废气处理方式的对比可以看出,非能动理念的引入,使放射性气体废物系统相比传统工艺有了很大改进,摆脱了对能动设备的依赖,处理方式由原来的压缩贮存衰变转变为活性碳滞留衰变,简化了工艺流程,提高了运行安全性.     

对AP1000核电厂简化应急计划的探讨

本文介绍了AP1000核电厂的非能动安全系统设计特性和美国核管理委员会对先进轻水堆简化应急计划的见解。针对AP1000的事故预防和缓解的主要特点,对其场外应急计划的简化问题进行探讨,提出了简化应急计划需要关注的三个主要问题：（1）缓解应急响应的紧迫性,（2）适当缩小应急计划区,（3）修订场外应急防护措施。     

AP1000依托项目的质量管理特点

AP1000电站属于目前尚无建设经验的先进的第三代压水堆核电机组,具有一些不同于第二代核电机组的全新的设计理念.文章归纳了我国AP1000依托项目在质量管理要求方面的特点.     

中国核电项目应用美国核电质保法规和标准的探讨

分析归纳中美二国所采用的核电质保法规和标准的异同,并结合中国从美国引入的AP1000国产化依托项目的质保实践,探讨如何在实施中国核安全法规的本土核电项目中纳入美国核电质保法规和标准的要求.     

非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。     

AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析

应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明：自动卸压系统（ADS1～4）的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。