CPR1000放射性废气处理系统改进的可行性分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性废气处理系统的工艺流程,并与第三代核电技术放射性废气处理工艺进行了比较,对当前CPR1000放射性废气处理系统提出了改造设想。经初步分析,认为对CPR1000放射性废气处理系统改造具有可行性,其技术方案在后续核电厂设计改进或在役核电厂改造中也具有很大的应用潜力。     

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。     

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。     

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。     

某内陆核电厂正常工况下放射性液态流出物排放的适应性分析

介绍了国家重新修订并即将颁布的GB 6249和GB 14587新标准对核电厂液态流出物排放的新要求,通过一个内陆滨河电厂初可研阶段AP1000机组放射性液态流出物排放的环境影响评价实例,分析了内陆核电厂选址过程中放射性液态流出物排放对相关法规的适应性,并提出在AP1000机组设计过程中需要关注的问题。     

俄罗斯新沃罗涅日核电厂将建设2台新机组

【美国《核新闻》2007年7月刊报道】英国能源公司（BE）已经与ACR1000（加拿大原子能工业公司）、EPR（法国阿海珐集团）、ESBWR（美国通用电气公司）和AP1000（美国西屋电气公司）的设计者进行了初步磋商。为了获得在英国建设新核电厂的许可，上述4种设计将接受英国卫生安全局的通用设计评估（GDA）程序，以便对其安全性、可靠性和对包括核废物与放射性排放在内的环境影响进行评估。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别（安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效）,分别选取典型的严重事故序列（蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂）,使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。     

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...     

AP1000核电机组辐射控制区出入口设计改进

介绍了AP1000核电机组辐射控制区出入口的组成、功能和主要设备,分析了设计方案存在的问题,结合我国已运行核电机组管理经验,提出AP1000核电机组辐射控制区出入口布置的改进方案。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

探讨改进AP1000标准设计

引进美国西屋公司的AP1000先进非能动压水堆项目已经在浙江三门和山东海阳逐步展开。我国将以两个本土化依托项目为基础,通过消化、吸收、再创新,创造出中国自主品牌的大型先进压水堆核电站。简要介绍了AP1000机组标准设计的特点,并分析了其有待完善优化的原因。通过分析AP1000的标准设计,将其与其他压水堆型比较,指出其在堆芯设计、冷却剂流量匹配、反应堆冷却剂泵(主泵)等方面存在的可以优化的设计,对改善安全性和经济性提出了参考建议。最后对我国大型先进压水堆研发专项提出几点建议。     

华龙一号核电厂公众辐射剂量优化设计目标值研究

基于我国新建三代压水堆核电机组华龙一号运行状态下的流出物设计与现实排放源项,结合机型的排放特点、沿海与内陆厂址的不同环境和气象等条件,对新建核电厂公众剂量优化设计目标值进行了研究。研究结果表明,在我国华龙一号的设计方案下,对于滨海厂址条件所能够达到的公众剂量优化设计目标值可以达到与欧美国家体系相当的水平。但由于厂址环境条件的差异,对内陆核电厂还需要结合工艺系统的改进开展进一步深入研究工作。对流出物中氚和C-14的排放还需要进一步开展经验反馈积累,在此基础上给出更符合未来运行状态的辐射剂量评价结果。本研究还对华龙一号后续的排放源项和评价方法等方面给出了建议,对进一步加强华龙一号的环境友好性和先进性具有积极作用。     

压水堆核电厂燃料循环前端经济性分析

选取压水堆处于动态平衡状态下的一个换料批次,建立其燃料循环前端经济性分析的计算模型,并结合AP1000实际案例得出分析结果,最后对循环前端的几个单价进行了敏感性分析。天然铀单价是影响燃料循环前端成本非常重要的参数,因此,保证铀资源的稳定供给才能为我国核工业的可持续发展提供可靠的资源保障。     

第二代改进型核电站职业照射集体剂量在设计上的考虑

参照IAEA的工作流程和国外核电站的经验,结合大亚湾核电站、岭澳核电站以及秦山第二核电厂的运行资料统计,给出了国家核安全局相关文件要求的第二代改进型核电站运行时职业照射集体剂量的设计值,并从设计角度给出了一些降低集体剂量的方法.     

压水堆核电站放射性废液水泥固化技术分析

目前,除台湾地区外,国内的所有压水堆核电站都采用水泥固化技术处理放射性废液及其他湿废物.用钢桶作为包装容器与使用混凝土桶作包装容器相比较,可以使最终废物的体积减少50%以上,且钢桶的制造成本及运输成本都比混凝土桶低得多,但对于放射性水平较高的废物需要增设附加屏蔽.选择合适的搅拌桨在桶内混合-固化废液,可以提高废物装桶率;桶外搅拌装置将不可避免地产生二次废物.用小车作为废物桶的运输工具,可以使运输设备及地面的去污更加容易,且小车的制造成本和维修成本也比传统的辊道低得多.合理选择废液的固化配方,尽量避免加入其他物质,可提高废物的包容率.     

压水堆核电站应急源项的选定和应急计划区的划分

从我国已建压水准核电站的具体实例出发，结合国外的先进经验，对核电站应急源项的选定及应急计划区的划分工作进行研究和总结，对新建核电站的应急源项的选定和应急计划区的划分提出一些个人的看法。     

HEXTRAN–SMABRE calculation of the VVER-1000 coolant transient-1 benchmark

The VVER-1000 coolant transient benchmark is intended for validation of couplings of the thermal hydraulic codes and three-dimensional neutron kinetic core models. It concerns switching on a main coolant pump when the other three main coolant pumps are in operation. The problem is based on an experiment performed in Kozloduy NPP in Bulgaria. In addition to the real plant transient, an extreme scenario concerning a control rod ejection after switching on a main coolant pump was calculated. At VTT the three-dimensional advanced nodal code HEXTRAN is used for the core dynamics, and the system code SMABRE as a thermal hydraulic model for the primary and secondary loop. The parallelly coupled HEXTRAN–SMABRE code has been in production use since early 1990s, and it has been extensively used for analyses of VVER NPPs. The SMABRE input model is based on the standard VVER-1000 input used at VTT. The whole core calculation is performed with HEXTRAN. Also the core model is based on earlier VVER-1000 models. Nuclear data for the calculation were specified in the benchmark. The paper outlines the input models used for both codes. Calculated results are introduced both for the coupled core system with inlet and outlet boundary conditions and for the whole plant model. Parametric studies have been performed for selected parameters.     

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂41Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的⁴⁰Ar被中子活化,形成具有放射性的⁴¹Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作⁴⁰Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中⁴⁰Ar中子活化生成⁴¹Ar的生成率以及电厂⁴¹Ar的环境排放源项。文章给出的⁴¹Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定⁴¹Ar源项的最佳估算值的参考。