压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。     

内陆核电厂对水体的辐射环境影响及环境风险控制

核电厂运行排放的液态流出物问题是内陆核电面临的重要环境制约因素之一。本文首先介绍了我国关于核电厂液态流出物排放管理的框架体系和具体管理规定,然后在分析国内外运行核电厂液态流出物排放实际监测数据的基础上,阐述了内陆核电厂正常运行时对水体环境造成的辐射环境影响和可能事故工况下的潜在环境风险,最后对可采取的辐射环境风险控制措施进行了初步探讨并提出建议。     

AP1000核电机组液态流出物复用与排放

基于目前国内外核电厂对液态流出物处理的技术,流出物中的除氚和~(14)C外的其他核素经一定的工艺净化后可达到近零排放,但是氚不能被有效处理,因此氚浓度的高低是决定液态流出物能否复用的决定性因素。本文借鉴国内已运行核电厂的实践经验,从液态流出物中氚浓度的高低研究AP1000核电机组液态流出物复用和排放的原则:含氚高的废液处理后排放;含氚低的废液处理后尽可能复用,不平衡的部分进行排放。源项计算结果表明,放射性废液经处理后废水的活度(除氚和~(14)C外)不超过50 Bq/L,可满足排放或复用要求。     

华龙一号安全壳厂房排放源项估算模式的构建思考

研究了M310机组及AP1000的安全壳厂房的气载流出物排放源项模式,分析了华龙一号安全壳厂房空气净化系统、小扫气运行和大扫气运行及相关系统的运行方式,结合相似电厂的运行经验,给出了华龙一号安全壳厂房气态流出物排放源项的数学模式的构建方案及过程,依据虚拟电厂设计参数和经验参数,计算了三种模式下的排放源项估算结果,分析了不同模式的估算结果的差异原因,给出了模式选取建议和其他合理化建议。     

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。     

秦山核电站正常运行辐射环境影响评价系统研发

正为保证对秦山核电站9台机组在正常运行情况下放射性流出物对核电站周边80km×80km范围内环境和公众辐射的影响评价,基于秦山基地机组多厂多堆的分布特征,开发了一套适用于秦山核电站的辐射环境影响评价系统,该系统通过计算核电站在正常运行情况下气态和液态流出物浓度从而分析出放射性核素对人体造成的剂量影响。系统的理论模块分为气态流出物排放模块和液态流出物排放模块两部分。在气态流出物排放模块中,加入了不同下垫面类型对应的不同扩散参数的计算方法,并考虑了干湿沉降及多排放源     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

内陆厂址压水堆核电厂液态流出物复用研究

实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8 400 m³,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×10⁵ Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9 %。     

压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件编制

介绍了压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件的编制。该软件分别基于AP1000、CAP1400和EPR三种堆型,设计了19道计算例题对软件进行了测试和验证。将测试结果与美国核管理委员会的PWR-GALE软件及EPR设计参数进行了对比。测试结果表明:该软件适用于我国压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算,并具有较强的拓展性,可为我国多种新堆型的气液态流出物源项审评提供参考。     

田湾核电站14C和3H年产生量估算

介绍了压水堆核电站堆芯燃料和冷却剂中14^C和3^H产生量的计算方法,计算了田湾核电站每年在堆芯燃料和冷却剂中产生的14^C和3^H的总活度,将该计算结果与俄罗斯在田湾核电站最终安全分析报告中给出的数据进行了比较分析,并从减少这两种核素产生量的角度提出了一些设计建议。     

压水堆核岛系统16N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。     

田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析

分析了田湾核电站数字化反应堆保护系统的结构和基本功能,以故障树分析方法为基础,确定了数字化反应堆保护系统故障树的顶事件,建立了以反应堆停堆子系统失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM程序,对所建的故障树进行了定量分析和计算,得到了系统故障树的失效概率和最小割集,为田湾核电站运行和维修提供了有益的指导.     

WWER-1000/428与WWER-1000/320型燃料组件及其相关组件比较

田湾核电站2台1000MW核电机组采用的是俄罗斯WWER－1000／428（即AES－91）型，它是基于正在运行中的WWER－1000／320系列机组并加以优化设计而成。本文主要从堆内燃料的角度，论述了V－428型燃料组件及其相关组件与V－320型的主要区别及其优越性。     

田湾核电站失去厂外电源事故处理

考虑到核电站在安全方面的重要性,在核电站的厂用负荷电源的设计中,通常设计为多电源的冗余配置,以保证在事故工况下维持核反应堆的安全和放射性的包容。因此,在田湾核电站的设计中,厂外电源就包括了从500kV侧引入的主电源和从220kV侧引入的备用电源。如果两路外电源同时失去的情况下,将只能依靠电站本身的安全系统柴油机来维持反应堆堆芯的安全,将对机组的安全系数产生较大的影响。针对2009年10月31日田湾核电站1号机组满功率情况下发生的同时失去所有厂外电源的事故隋况,阐述运行人员应如何应对和处理这种事故,以达到反应堆安全停堆的效果;并针对实际过程中发生的异常,探讨系统改进及操作方面的优化。     

田湾核电厂自动功率控制器(APC)功能分析

介绍了田湾核电厂自动功率控制器(APC)软硬件设计的主要特点,并对系统的原理和功能实现进行了详细分析,结果证明了田湾核电厂自动功率控制器(APC)系统工作的有效性和可靠性.为数字化自动功率控制器的国产化提供了思路.     

APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证

为验证APA-H(ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H)程序系统应用于田湾核电站1号机组(VVER1000)堆芯物理参数计算的可行性,针对田湾核电站1号机组第6~9燃料循环的燃料管理开展计算研究。对临界硼酸浓度、组件相对功率分布以及启动物理试验进行模拟计算,并与试验测量数据进行比对。结果表明,计算值与试验测量数据符合良好,满足验收准则。APA-H程序系统可用于田湾核电站1号机组的堆芯物理参数计算。     

田湾核电站核应急环境监测车及车载系统

核应急期间的辐射环境监测是核应急工作的重要组成部分。福岛核事故后,田湾核电站根据国家提出的安全改进要求,为确保核事故情况下能迅速有效地开展场外应急辐射监测,对核应急监测车及车载系统进行了升级,升级后的车载系统主要功能有实时数据采集、数据趋势分析、车辆实时轨迹跟踪、应急计划区展示、车载谱仪、微波数据传送等功能。文章介绍田湾核电站核应急环境监测车及车载系统的基本功能。     

田湾核电厂TXP/TXS系统的数据通信

介绍了田湾核电厂TXP/TXS系统数据通信软硬件设计的主要特点.对数据通信软硬件结构的详细分析表明,田湾核电厂TXP/TXS系统数据通信具有单一故障容错、高度的可靠性和可利用性等优点,满足了核电厂对数据通信高度可靠的要求.     

田湾核电站安全仪控系统(TXS系统)失效概率估算

介绍了田湾核电厂安全仪控系统(TXS系统)失效概率的估算方法,推导了用于反应堆停堆系统和ESFAS系统失效概率估算的一般性公式。并以主给水/主蒸汽系统故障停堆和触发应急给水系统启动两个仪控功能为例进行计算,结果证明田核电站TXS系统失效概率满足可靠性要求。