连云港核电厂SF_6示踪实验研究

描述了1997年8月在连云港核电厂厂址复杂地形上为求取复杂地形烟羽轨迹和扩散参数而成功进行的10次SF_6示踪实验。SF_6从100m高气象铁塔顶部释放;取样点采用居民区面源与可能的弧线布点相结合的方法;每次采取约50个样品;分析采用气相色谱-电子捕获检测(GC-ECD)方法;天气分类若按P-G方法,C,D类天气各5次,若按ΔT-U方法分类,10次全为D类天气;采用最小二乘法求解每次示踪实验的扩散参数;并对取样时间对扩散参数的影响作了实验测定。     

SF_6大气扩散示踪实验初步研究

一、引言 大气扩散示踪实验是直接模拟污染物的输送、扩散和沉降以测定大气扩散特征的方法。它对于验证和发展大气扩散理论、建立某特定地区大气污染予报模式都有重要的作用。 大气扩散示踪实验使用的示踪剂主要分气溶胶和气体两类。以往应用较多的是ZnS、ZnS(Cd)、荧光素钠和油雾等气溶胶示踪剂,也有少量采用二氧化硫以及氩-41、氪-85氙-133一类放射性示踪气体的。通过实验,人们发现上述示踪剂都存在一些不足之处。例如:气溶胶示踪剂因沉积、碰并和雨淋而损失,在离源70公里处CdS粒子已沉积损失     

AP1000核电厂主控室内漏示踪气体试验研究

基于AP1000核电厂主控室(MCR)的密封性设计及非能动应急通风设计特点,探讨适合于AP1000主控室内漏示踪气体试验的方法和理论,并对试验结果和难点进行分析。结果表明:恒定注入法作为AP1000主控室内漏示踪气体试验的优选方案,其试验理论成熟、可操作性强、计算精度高,可以较好地满足AP1000非能动设计的验证要求。     

我国核电厂操纵员可靠性实验研究

在核电厂全范围模拟机具采用人机交互作用（ＨＩ）分类的综合法及数据处理方法，研究操纵员在核电厂异常事件中的诊断与决策的可靠性，着重分析反应时间与方差所包含的信息，结果表明，在目前的条件下，我国核电厂操纵员的行为以规则型为主，诊断，决策过程中的不响应概率与规范化时间密切相关。     

核电厂操纵员可靠性理论模型与实验研究

采用核电厂模拟器作为研究平台,以人的认知可靠性模型为参考,运用两参数威布尔分布对原有理论模型进行改造,建立了中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型。应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行研究,并与国外同类研究成果进行了比较,得到了一致的结果。     

田湾核电厂址大气弥散风洞实验研究

介绍了田湾核电工程复杂地形厂址地区山体对流动和扩散影响的风洞模拟实验研究方法和结果。该实验以厂址为中心应用X型热线探头探测了不同风向下的平均流和湍流结构。用乙烯示踪扩散实验法研究复杂地形污染物扩散的规律。根据实验结果建立了估算复杂地形扩散参数的经验方法,还给出了一个估算复杂地形大气扩散的模式,该模式预测结果与现场实验数据相吻合。     

油田水力压裂裂缝的放射性示踪实验研究

针对目前油田主要的增产措施——水力压裂的效果进行评价,使用放射性示踪技术,对压裂裂缝进行示踪实验研究。首先制备了三种示踪砂,在压裂过程中注入到裂缝中,再经过能谱测井,跟踪地层中示踪砂能区伽玛计数率的变化,可以直观清晰的确定裂缝的深度和高度,清楚的判断裂缝是否处于压裂目标地层,实验过程中使用三种示踪砂跟踪压裂过程,反映裂缝是否在压裂过程中持续发育,进而评价压裂效果。研究结果表明,压裂裂缝放射性示踪可以完善裂缝参数,为压后评价和相同油区块压裂施工设计提供有效依据。     

油田水力压裂裂缝的放射性示踪实验研究

针对目前油田主要的增产措施--水力压裂的效果进行评价,使用放射性示踪技术,对压裂裂缝进行示踪实验研究。首先制备了三种示踪砂,在压裂过程中注入到裂缝中,再经过能谱测井,跟踪地层中示踪砂能区伽玛计数率的变化,可以直观清晰的确定裂缝的深度和高度,清楚的判断裂缝是否处于压裂目标地层,实验过程中使用三种示踪砂跟踪压裂过程,反映裂缝是否在压裂过程中持续发育,进而评价压裂效果。研究结果表明,压裂裂缝放射性示踪可以完善裂缝参数,为压后评价和相同油区块压裂施工设计提供有效依据。     

数字化核电厂班组SSA测度方法与实验研究

情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识(SSA)水平及行为形成因子(PSF)对班组SSA的影响,基于情景意识全面评估技术(SAGAT)建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明,个体SA(ISA)水平与SSA水平有关,ISA级别越高,SSA级别越高;ISA和班组SSA都受到PSF的影响,PSF的状态水平越高,ISA和SSA的水平越高;对于不同的实验场景,操纵员的ISA水平和班组SSA水平不同,这表明风险场景的症状越明显及知识经验水平越好,ISA和SSA水平就越高。最后,通过被试的自评价识别当前PSF的状态水平,主要不良的PSF是班组沟通和合作水平、压力水平、人-机界面等。这些评估结果为提高数字化核电厂人因可靠性和安全水平提供了理论支持。     

核电厂辐照计量实验室内散射剂量率计算研究

采用蒙特卡罗方法计算核电厂辐照计量实验室的γ射线辐照装置中准直器、刻度小车、刻度盘和四周墙壁散射辐射的剂量率。结果表明,参考点处散射剂量率贡献最大的是准直器的散射射线,散射射线产生的剂量率不超过总辐射剂量率的3%,满足ISO4037-1-1996和GB/T12162-1-2001的规定和要求。     

超临界水氧化处理核电厂润滑油的实验研究

放射性废油主要来自核电厂主泵、汽轮机等设备的运行维护,是一种典型的放射性有机废液.由于没有适宜的处理技术,只能进行贮存,长期贮存具有泄漏和着火的安全隐患.为解决放射性废油的处理难题,开展了超临界水氧化处理核电厂润滑油的实验研究.考察了不同反应温度、反应时间、过氧系数对VG 32润滑油COD(Chemical Oxyge...     

数字化核电厂班组SSA测度方法与实验研究

情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识（SSA）水平及行为形成因子（PSF）对班组SSA的影响,基于情景意识全面评估技术（SAGAT）建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明,个体SA（ISA）水平与SSA水平有关,ISA级别越高,SSA级别越高;ISA和班组SSA都受到PSF的影响,PSF的状态水平越高,ISA和SSA的水平越高;对于不同的实验场景,操纵员的ISA水平和班组SSA水平不同,这表明风险场景的症状越明显及知识经验水平越好,ISA和SSA水平就越高。最后,通过被试的自评价识别当前PSF的状态水平,主要不良的PSF是班组沟通和合作水平、压力水平、人-机界面等。这些评估结果为提高数字化核电厂人因可靠性和安全水平提供了理论支持。     

核电厂流出物低水平放射性核素排放量统计方法实验研究

我国国家标准规定,运行核电厂在流出物放射性排放量统计中,对低于探测限的相关测量结果应通过实验分析进行合理估算,确实无法估算的,在排放量统计时按探测限的1/2取值。现有运行核电厂均采取了这种取值方法。针对合理估算低水平放射性核素含量问题,国家核与辐射安全监管部门组织运行核电厂以降低低水平放射性核素探测限方式开展了实验研究。实验结果显示,实验研究中探测限降低幅度达到常规监测探测限的1/20~1/2时,常规未检出的放射性核素仍未检出,常规监测检测出的少量低水平放射性核素检出率略有增加,检出值均略高于探测限。     

CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究

CANDU6核电厂早期设计未考虑严重事故对策,在严重事故下,CANDU6核电厂的安全壳容易失效。为了解决这一问题,本文研究了无过滤安全壳通风模式对CANDU6核电厂安全壳的影响。本文选取典型的全厂断电严重事故,利用重水蒸气回收系统作为无过滤安全壳通风的路径,初步研究了该通风模式下对安全壳完整性的保持和对裂变产物源项的滞留能力。研究表明:该通风模式可以有效保持安全壳的完整性,同时,对裂变产物源项也有一定的滞留能力。     

AP1000型核电厂主控室内漏示踪气体试验方法简析

本文针对AP1000型核电厂主控室内漏示踪气体试验,在调查了美国相关标准及从事内漏示踪气体试验的公司的技术水平基础上,对浓度衰减法和恒量注入法在AP1000型核电厂应用时各自的优缺点进行了分析,并提出了相应的改进建议。     

复杂地形条件下大气扩散六氟化硫示踪实验研究

介绍了在复杂地形条件下为求限烟羽轨迹和扩散参数而进行的ＳＦ６示踪实验。ＳＦ６从塔顶处释放,采用居民区面源布点与可能的弧线布点相结合的方法确定取样点,气相色谱－电子捕获检测法分析样品,并用最小二乘法计算每次实验的散参数。     

田湾核电厂址污染气象与扩散特征实验研究

描述了1997-08至1999-08在田湾核电厂址进行的污染气象与扩散特征的实验观测和研究在百米气象铁塔的10m,30m,70m,100m四个高度安装了风、温探头,进行了两年的逐时观测;分析了中尺度风场的一般特征、海陆风个例及其出现频率;对热内边界层进行了实验观测并给出了热内边界层高度拟合公式;描述了风洞模拟及其主要结果,应用1997年夏、冬两次的塔层湍流测量数据资料和1997年度10次中性天气的示踪实验结果,给出了该地区的各类天气的扩散参数σy和σz。应用上述实测资料估算了该地区的年均大气扩散因子和非居住区边界事故概率大气扩散因子。     

核电厂操纵员认知可靠性研究模型的选择与实验

本文采用核电厂模拟器作为研究平台 ,利用国际上流行的人的认知可靠性模型作为参考 ,运用两参数威布尔分布对三参数威布尔分布进行改造 ,建立了具有特色的中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型 ,并应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行了深入研究 ,与国外同类研究成果进行了比较 ,得到了一致的结果 ,该研究的进行可对核电厂的安全运行起到有益作用。