乏燃料贮存舱通风方式对气载放射性排出的数值模拟研究

为保障乏燃料贮存舱内作业人员免受内照射伤害，需控制乏燃料贮存舱内的气载放射性浓度，气载放射性的排出主要通过通风系统实现。本文针对乏燃料贮存舱的特点设计了4种通风方式，利用Airpak软件对乏燃料贮存舱4种通风方式进行了模拟仿真，通过对比分析污染蒸汽浓度场、流场以及污染蒸汽轨迹图，研究4种通风方式对气载放射性排出的影响:结果表明，分层送风方式Ⅱ对气载放射性排出效果较好，并且在此通风方式下，人员作 业平台上的气载放射性浓度较其他3种通风方式低。      

放射性排风中心治理工程

111—2通风中心是替代现有111、111-1通风中心并满足部分新建设施的废气处理设施。新建111—2通风中心烟囱高60m，设计排风量为每小时二十余万立方米。     

核燃料后处理厂送风中心若干技术问题的研究

核燃料后处理厂通风系统用于保护公众和设备运行人员免受空气中含有的放射性粒子和放射性气体的危害。本文通过对核燃料后处理厂通风系统的特点和对送风处理要求的论述，确定了送风处理工艺，并阐述了在实施送风工艺流程中可能遇到的问题和解决方案。     

秦山核电二期工程核辅助厂房通风系统负压设计的体会

核电站通风系统的设计有两项功能：一是提供并维持厂房内设备正常运行所需的温湿度环境条件，并同时满足工作人员安全、卫生和舒适的要求；二是在正常运行或事故工况时，保证人员操作间和控制室的正压、放射性污染区的负压，并控制与限制污染空气的排放。上述功能表明，通风系统在保证设备尤其是核安全级设备的正常运行、操作人员的安全及辐射防护方面起着重要的作用。核辅助厂房通风系统DVN就是通风系统中控制负压以防止人员受污染、保证气流正确流向的典型例子。     

实验室通风空调设计浅谈

核电厂作为一个大型的工业体系，其实验室的功能与民用类建筑迥异，为了保障实验人员的安全与健康。使科研人员有良好的操作条件，以促进研究工作的顺利开展，必须合理地设计实验室通风空调系统。本文根据核电厂中实验室通风空调设计的特点，详细论述了设计目标和方法，从而为未来核电厂中实验室通风空调设计提供了参考。     

放射性核素在花岗岩处置库中迁移的天然类似物模拟研究

花岗岩是放射性废弃物处置库的优选围岩类型之一，天然类似物的研究可为在花岗岩中建设处置库的选址、评价和设计提供在实验条件下无法获得的重要参考资料，主要研究断裂体系与流体循环途径，热液蚀变，热液演化，Ｕ、Ｔｈ和ＲＥＥ等元素的地球化学行为，次生矿物及其对有关放射性核素的阻滞作用和物质转移模拟。     

放射性废物信息化管理系统

根据我国放射性废物处理处置与管理工作的需求，结合我国当前放射性废物管理的实际情况，研究设计了我国放射性核废物信息管理数据结构，建立了基于计算机网络的桶装放射性废物信息自动跟踪管理系统。该系统可为主管部门和核设施提供有效的实时管理。与此同时，完成了桶装放射性废物非破坏γ分类快速检测装置研制。     

多用途放射性废物焚烧系统工程验证试验

对建立的多用途放射性废物焚烧系统，进行了工程验证试验。试验主要包括固体废物（包括树脂）和废油焚烧及烟气净化时系统的性能测定、非放示踪试验、72h连续运行考验等。经过共计500多小时的试验，验证了工艺流程、主要设备结构、仪表测控及系统安全等设计的可行性和可靠性；系统运行平稳，设备及仪表工作正常。本系统可一炉多用，其处理能力、减容系数、焚烧灰中残炭率以及系统总去污系数等指标，均达到了设计要求。     

严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究

核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。     

低温核供热堆事故放射性释放量的计算方法及其应用

本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料组件操作事故；控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效。根据低温核供热堆的安全特点推导出这些事故放射性释放量的计算方法。结合拟建的大庆２００ＭＷ低温核供热堆具体给出了重要的事故假设和这些事故放射性释放量的计算结果及其对公众成员的辐射剂量，其中对环境影响最大的是控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效事故。在离排放口２５０ｍ处公众成员受到的全身剂量为２．６×１０－２ｍＳｖ、甲状腺剂量为４．５ｍＳｖ。     

核设施烟囱和管道气载放射性排放物的取样监测--美国新标准介绍(一)

对于核设施烟囱和管道的气裁放射性排放物的取样监测，美国发布了新的标准。该标准对烟囱的取样位置和烟囱取样系统给出了有关的性能标准；对取样入口、传输管道(取样管)、取样收集介质、样品测且仪器以及流量测定方法提供了技术规范，同时，该标准对取样程序、质量保证、取样系统的优化更新以及系统的捡测维修等问题也给予了论证。美国的这一新标准将可能是修订目前一直沿用着的ISO2889-1975标准的蓝本，因此，对该标准有一正确了解将是有益的。     

政泉花园暖通设计

介绍政泉花园的暖通设计，采暖系统、通风系统、人防通风系统、防排烟系统的设计情况     

WWER-1000堆型安全壳通风放射性监测

介绍了田湾核电站WWER-1000堆型安全壳通风系统放射陛监测的通道设置及相应的功能。通过蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警的实例,表NWWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测具有及时警报、准确定位报警区域、方便确认报警的真实性、便于维护监测通道的特点。     

研究堆放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺设计方案研究

通过对核电站放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺参数的比较，介绍了研究堆放射性湿废物处理系统废物桶内处理工艺设计方案以及在湿废物桶内处理工艺设计中遇到的重点、难点，并对这些重点、难点的解决方案进行了探讨。该方案在保证工作人员人身安全的前提下，更能适合研究堆的湿度物处理。     

~(241)Am标准溶液研制及比对测量

本文系统地研究了~(241)Am的分离、纯化、溶液组成及其稳定性、制源技术和放射性活度绝对测量等问题。由此建立了生产~(241)Am放射性标准溶液的方法,并于1975年起向计量、科研、生产、环保和学校等有关部门提供产品,使用情况良好。1983年又提供国防科工委系统和计量分院进行了比对测量,我们的测量结果在0.2%误差范围内同各单位测量结果平均值相一致。这些都表明本文提供的方法是正确的,由此得到的~(241)Am标准溶液是准确可靠和稳定的。完全符合放射性计量标准的要求。     

HTR-10安全负压通风系统的设计

由于高温气冷堆具有固有安全性，因此在高温气冷堆的设计中采用通风式包容体替代了密封承压式安全壳，在供暖，通风与空调（HVAC）系统中相应采用了安全负压通风系统，以保证包容体在正常工况或事故工况下都能满足与安全相关的一切功能，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）安全负压通风系统的设计与评价。     

CPR1000核电机组二回路系统稳态运行期间的放射性源项计算

本文在CPR1000核电机组二回路系统放射性物质产生、转移、去除等机理的基础上确定了二回路系统放射性源项的计算模型。计算结果表明,与根据法国的假定和相关设计参数取值得到的结果相比,本文所得源项计算结果要比法国提供的同类机组的源项结果更为保守;而按单台0.5kg/h稳定泄漏率假定得到的计算结果则远小于法国提供的同类机组的源项计算结果。     

压水堆核电站安全壳的通风

本文介绍压水堆核电站安全壳的通风要求、通风系统的设计准则和系统功能说明。     

示范快堆堆坑通风冷却三维数值模拟

为详细研究示范快堆堆坑内空气流动状态和温度分布情况,检验现行堆坑通风系统布置合理性与冷却效果,本文利用CFD软件对正常运行工况下的示范快堆堆坑空气流域进行三维数值模拟。结果表明,通风系统冷却效果满足设计要求,堆坑混凝土内壁最高温度为50.7℃,但堆坑内部流场复杂,温度分布的不均匀性较高,通风系统进出口排布方式需进一步优化。计算结果为主容器及贯穿件支承热工计算提供了更为准确的边界条件,为示范快堆一回路设计提供参考。     

严重事故下气载放射性排放控制研究

为评价"华龙一号"核电厂严重事故下气载放射性排放控制措施的有效性和先进性,开展了"华龙一号"严重事故下气载放射性排放控制研究。首先,介绍了核电厂中放射性物质的产生及放射性物质向环境释放的4个途径。其次,阐述了放射性物质的主要去除机制,包括自然沉积、池式洗涤、过滤和喷淋等,以及各去除机制所涉及的气溶胶行为如气溶胶凝聚、气溶胶沉积和吸湿效应、碘化学反应等,和各去除机制所应用的设备或系统。然后,梳理了"华龙一号"在严重事故工况下所采用的几种放射性释放控制和管理措施,包括双层安全壳与环形空间通风系统、安全壳喷淋系统、安全壳过滤排放系统和严重事故管理导则中针对安全壳旁通释放的管理策略,并对不同措施控制放射性释放的效果进行计算分析。计算结果显示采用相关放射性释放控制措施比未采用时向环境的放射性物质释放能够降低1～3个数量级,说明"华龙一号"的设计及严重事故管理措施,能够有效减少事故下的放射性后果,从而减少气载放射性排放对公众和环境的影响。