核电厂排放气体中β放射性气体监测装置设计

基于塑料闪烁体的放射性惰性气体探测技术,应用接近4π的灵敏辐射测量技术,设计了核电厂排放气体中β放射性气体监测装置。采用MCNP软件对β放射性气体监测装置主要参数进行模拟计算,结果表明:该监测装置有助于深入了解探测装置的探测机理及过程,可为放射性惰性气体活度浓度探测装置的设计提供理论数据。     

核电厂TEP排放监测装置设计

针对核电厂硼回收系统大修期间放射性气体排放高放、易爆情况,提出了一种氮吹扫在线监测装置设计,结合核电厂大修期间硼回收系统放射性排放试验,给出了氮吹扫在线监测装置的排放阈值及排放时间。对监测装置的探测效率、可靠性、稳定性进行了测试并分析了测试结果。将所设计的监测装置用于核电厂硼回收系统实际测量,有效避免KRT通道误报警。     

美国内陆核电厂液态放射性流出物排放环境辐射监测与评估

系统分析了2005—2012年美国38个内陆核电厂液态放射性流出物在受纳水体介质中的活度浓度水平,包括沉积物、地表水、饮用水和水生生物。结果表明,除个别核电厂受纳水体(地表水)中的氚活度浓度较高外,其它受纳水体介质(包括沉积物和鱼类)中来自核电厂排放的放射性物质的活度浓度一般处于正常水平。个别内陆核电厂由于受纳水体环境条件的限制,氚的活度浓度水平偏高,但均低于美国环保署(EPA)规定的饮用水中氚的指导水平。核电厂受纳水体排放放射性核素对公众造成的辐射剂量评估表明,美国内陆核电厂运行因液态放射性流出物排放对公众造成的辐射剂量很小。通过分析美国核管会(NRC)规定的监测探测下限和报告水平的要求和内陆核电厂2005—2012年间监测结果,反映了NRC认可的美国内陆核电厂受纳水体受到核电厂液态放射性流出物排放的影响很小。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析

对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间,应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释放迁移的情况,给出了主要隔间内的放射性活度.根据安全壳内喷淋系统能否正常启用对各个隔间内的放射性活度进行了比较.结算结果表明,喷淋能否启用,对Xe、Kr等惰性气体在各隔间内分布几乎无影响;但可以大大降低I、Br等易生成气溶胶、水溶性较好的裂变产物的浓度.对其他主要以气溶胶形态存在于安全壳气空间中的裂变产物也有很强的去除作用.喷淋的成功启用,将大部分放射性裂变产物冲刷入下部的地坑区,使得安全壳内上部空间的放射性活度有了明显的降低,但裂变产物聚积在地坑,使地坑的活度大大提高.     

用气体符合测量装置测量~(133)Xe活度

正为解决裂变燃耗诊断、核燃料元件破损监测以及反应堆排出物监测等放射性气体测量中对~(133)Xeγ射线81keV低能点的效率刻度问题,建立了放射性惰性气体活度符合测量装置,并开展了气体活度测量以及~(133)Xe气体模拟源研究。测量装置采用β-γ符合方法,测量~(133)Xe气体活度。探测     

利用薄板塑闪测量水中总β放射性

在一些特定的情况下,需要一种能快速监测水中放射性活度变化的方法和装置。当前水中总β放射性测量主要采用取样测量的方法,取样测量的结果精确却耗时,这就需要采用新的仪器和设备对水中的放射性进行就地测量。研制了一套基于塑料闪烁体的水中放射性在线监测装置,对该装置的性能进行了模拟计算和初步测试。模拟计算结果表明,装置对40K探测效率为4.9×10-5cps/[(Bq/L)cm2]。通过实际测量,本装置对40K探测效率为3.0×10-5cps/[(Bq/L)cm2],模拟结果与实测结果的差异可能是闪烁光在传输过程中的损失造成的。对该装置进行测试,装置对水中的40K的最小可探测活度浓度约为500 Bq/L。     

海水放射性监测装置研制及初步测试结果

日本福岛核事故向海洋释放了大量的放射性核素,海洋放射性监测开始受到关注.研制了一套基于NaI(T1)闪烁体的海水放射性监测装置,对此装置的性能进行了模拟计算和初步测试.模拟计算结果表明,装置对137 Cs全能峰探测效率为2.17×10-5cps/ (Bq·m-3).通过实际刻度实验,本装置对137Cs全能峰探测效率为2.27×10-5cps/(Bq·m-3),与模拟结果符合较好.用该装置在福建沿海海域进行了水下测试,测量得到海水本底谱,利用该本底谱计算得到本装置对海水中的137C8的最小可探测活度约为580 Bq/m3.实验结果表明本装置可有效地应用于海洋放射性日常监测和事故状态下的核污染监测,并给出了本装置的后续改进方法.     

核电厂流出物低水平放射性核素监测问题的探讨

核电厂流出物低水平放射性核素监测能力是评价核电厂放射性流出物排放量的保证。为了探讨我国核电厂流出物监测管理存在的问题,通过改变运行核电厂常规采样、测量方式,实验研究了核电厂流出物低水平放射性核素活度水平及其探测限,并探讨了核电厂现行数据处理的计算结果与实际排放之间的差距。研究结果表明,流出物中低水平放射性核素的实际水平远低于其现阶段排放量统计水平,确实成为了我国核电厂统计排放量偏高的因素之一。在此基础上给出了建立核电厂流出物监测探测限指标监管要求和低水平监测结果数据处理的建议。     

核电厂惰性气体排放活度浓度的估算

核电厂正常运行时,气态流出物中惰性气体的排放活度浓度通常低于取样监测方法的探测限。目前我国核电厂根据探测限的1/2统计的排放量可能会高于实际排放量,甚至高于国外同类电厂的排放量,进而影响我国核电厂流出物排放评价的科学性。对于核电厂惰性气体的实际排放活度浓度水平,目前少有报道。本文根据一回路源项,采用机理模型估算核电厂惰性气体的排放浓度水平,并通过与在线监测和实验室取样监测方法探测限的比较,评价核电厂对气态流出物中惰性气体的定量监测能力,最后对流出物监测和气态流出物排放量的统计提出建议。     

核电厂严重事故后安全壳压力的测量方法

在核电厂设计早期,安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比,在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长,现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策,需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下,在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进,可推迟严重事故时安全壳的排放时间,提高核电厂的安全水平。经论证,这种方案是安全和可行的。     

混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨

核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验（CTT）,验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明：筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483 MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。     

氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果

在严重事故条件下,安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性,必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳,以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故,计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果,及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气,但对于极其快速的氢气释放,它的消氢能力受到一定限制。     

核电厂智能操纵员支持系统的设计与开发

为了减轻核电厂操纵员在处理异常或事故工况时的工作压力和心理负担,以避免误判或误操作,本研究针对核电厂反应堆一回路系统及其关键辅助系统设计并开发了一套集数据采集与存储、在线监测、故障检测与诊断、关键参数趋势预测等功能于一体的核电厂智能操纵员支持系统（NPPIOSS）,仿真验证结果表明NPPIOSS能够准确检测并识别核电厂的典型故障,从而帮助操纵员准确判断核电厂状态,以减少人因失误。因此,NPPIOSS能够在核电厂故障后辅助操纵员进行后续的决策处理,达到提高核电厂运行安全性的目的。     

Direct containment heating experiments for Vandellos and ASCo nuclear power plants

The ongoing IPE studies for the Vandellos and ASCo nuclear power plants require evaluation of accident phenomena that have been perceived to potentially challenge containment integrity including direct containment heating (DCH). Analyses and scaled experiments performed to date indicated that the lower containment structures play a substantial role in mitigating the extent of DCH given a high pressure melt ejection. Since the geometry is judged to be of major importance, linearly scaled experiments were conceived and conducted to evaluate the role of such structures in the Vandellos and ASCo specific configurations. The Vandellos test configuration with an initally dry cavity and significant exhaust area for the instrument tunnel resulted in the dispersal of a majority of the debris from the instrument tunnel into the lower compartment. The test of the ASCo configuration with an initially wet reactor cavity and limited exhaust area from the instrument tunnel exhibited the retention of the majority of the debris within the instrument tunnel and reactor cavity. The observed pressure responses in these scaled experiments for the seal table room, lower containment vessel, and upper containment vessel were all less than the containment design basis pressure. These test results contribute to the existing technical basis for concluding that direct containment heating would not represent a challenge to the integrity of these containments.     

应用比例分析方法分析安全壳内液滴传热传质特性

在核电厂的安全壳分析中,安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例,应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析,量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压力变化率（RPC）的影响。通过本比例分析,可确定具体安全壳冷却系统对安全壳压力响应的影响程度。     

Study of leaktightness integrity of containment wall without liner in high performance concrete under accidental conditions—I. Experimentation

When a partially saturated concrete wall is subjected to accidental conditions (high temperature and steam water pressure, as a LOCA or more severe conditions), water vapour penetrates the containment wall until saturation level of the containment atmosphere is achieved. The rate of penetration of water vapour through concrete is progressively reduced, leading to improvement of the leaktightness integrity of the concrete wall. In this paper, experimental studies involving the measurement of temperature, moisture propagation and pore pressures in a concrete containment wall are presented. The tests have been carried out on cylindrical specimens, made of high performance concrete (HPC) and having 1.3 m thickness (same thickness as a containment wall of a nuclear power plant). A finite element analysis is used to study the heat and mass transfer through the concrete wall. The results of this numerical modelling technique are presented in the second part of this study.     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

AP1000安全壳子隔间压力响应分析

用TMD程序建立了AP1000核电厂安全壳子隔间73节点模型，选取3种典型的破口尺寸和类型，计算了不同位置破口导致的子隔间压力响应。同时分析了程序模型和输入参数对结果的影响，得到极限工况计算结果，并识别出安全壳隔间薄弱环节。结果表明，增大薄弱节点的流通面积可明显降低隔间最大压差，提高安全裕量。     

基于ANSYS的核电厂安全壳结构非线性有限元分析

对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析.详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析；同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算.结果表明,15 m至30 m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25 m左右径向位移最大；内压加至0.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求.分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考.