压水堆核电厂辐射控制技术的研究与应用

介绍了压水堆核电厂辐射控制的总体思路,并根据国内外大量现场实践经验,从机组辐射源项控制、各类放射性去污技术的开发和应用、辐射屏蔽的设计和安装,以及辐射热点的去除和管理等方面提出了具体的优化及改进措施。辐射控制是一项系统工程,每一种辐射降低技术都具有其独特优势同时也有着一定的局限性,因此有必要根据机组特点,将各类技术进行策略性组合,以实现对辐射场的持续管控和综合治理。     

压水堆核电厂一回路硼浓度偏差分析与10B丰度变化研究

运用理论推导的方法分别对考虑与不考虑硼化2种情况下的10B丰度的变化进行计算分析,给出压水堆一个循环内的10B丰度变化规律,并将10B丰度计算值与实测值进行对比。对比显示在考虑硼化之后的丰度表达式是精确的。以此为基础,可以对燃料管理软件给出的理论硼浓度进行修正,并进行实验验证。通过所给出的公式与分析方法,可对硼浓度偏差进行修正。     

反应堆硼和水补给系统硼酸箱安全液位相关的设计分析和改进

反应堆硼和水补给系统的硼酸贮存箱主要用于贮存向化学与容积控制系统等补给用的硼酸.其硼酸贮存量需要保证反应堆达到冷停堆时保持在次临界状态,最不利情况为从热备用返回冷停堆.设计将此容量作为硼酸箱的安全准则值.与M310的反应堆硼和水补给系统部分设备是两台机组共用不同,"华龙一号"为每台机组一个完整的反应堆硼和水系统.其安全...     

硼中子俘获疗法在医疗船上的应用与可行性设计研究

硼中子俘获疗法（BNCT）是一种能选择性地阻击癌细胞的生物靶向放射治疗方法,该治疗方法在医疗船上的应用设想是基于IAEA癌症关怀项目,旨为非洲等发展中国家提供癌症医疗援助及其他医疗服务。本文介绍了医疗船的中子照射治疗模块,该模块以国内已建成的医院中子照射器-1型（IHNI-1）为设计原型,根据船用反应堆的特殊环境和工况要求,对反应堆水池的外形、屏蔽材料的选型、堆本体系统和设备的结构以及中子照射治疗模块的总体布置进行设计优化。分析表明该设计理念和方案具备一定的开发价值和应用可行性。     

压水堆核电厂厂房内气载放射性活度的分析与评价

介绍压水堆核电厂厂房内气载放射性活度计算的基本方法。根据相关1000 MW级压水堆核电厂的设计经验,分析正常功率运行、停堆余热排出和反应堆压力容器顶盖打开的各阶段惰性气体、裂变产物、活化腐蚀产物和氚的气载活度浓度。由燃料包壳破损和氧化操作导致的主回路碘峰及活化腐蚀产物急速增加,特别对余热排出阶段引起气载活度浓度升高的现象进行了详细计算。最后,基于核电厂各运行阶段的气载放射性活度变化趋势,就运行人员的内照射防护措施和通风排气设计提出改进意见。     

某厂工人外周血染色体畸变的分析

本文报告了某铀加工厂工人外周血染色体畸变第五次观察结果,结果表明受照射组的染色体畸变率明显高于对照组,且有显著或非常显著的统计学意义,两个照射组的总畸变细胞率与累积剂量,以5伦为组距进行回归分析,结果它们都适合配直线方程:y=a+bD。用本实验室建立的剂量效应曲线,对6名事故受照射人员进行剂量估算,结果估算剂量近似物理剂量。     

采用化学方法分析和计算压水堆核电厂调试阶段蒸汽发生器的泄漏量

压水堆核电厂蒸汽发生器作为反应堆冷却剂系统的关键设备,能够将一回路冷却剂的热量传递给二回路给水并产生饱和蒸汽供汽轮机做功,同时它也是构成第二道安全屏障的重要设备之一。在核电机组调试阶段,堆芯未装载核燃料的热态功能试验期间,将一回路压力升压并维持在设计的最高值,通过检测分析蒸汽发生器二次侧的硼浓度并计算一次侧向二次侧泄漏量的化学方法,能有效验证蒸汽发生器一、二次侧之间的密封性,从而确保核电厂在正常运行期间的放射性外泄剂量控制在可接受的范围内。     

关于修订《压水堆核电厂安全停堆设计准则》的技术分析与研究(上)

通过调研核电厂安全停堆设计国内外标准化现状、国内设计改进和运行核电厂安全停堆实际,对标准技术内容进行全面梳理分析和探讨,提出了标准术语定义、反应性控制、堆芯排热、反应堆压力边界完整性等方面存在的问题并给出了具体可行的修订建议.     

关于修订《压水堆核电厂安全停堆设计准则》的技术分析与研究(下)

文章通过调研核电厂安全停堆设计国内外标准化现状、国内设计改进和运行核电厂安全停堆实际,对标准技术内容进行全面梳理分析和探讨,提出了标准术语定义、反应性控制、堆芯排热、反应堆压力边界完整性等方面存在的问题并给出了具体可行的修订建议。     

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。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

内陆核电厂硼的排放控制

通过比较二代加压水堆核电厂(CPR1000)和第三代压水堆核电厂(AP1000)的工艺废液处理系统的设计,估算了核电厂硼的排放浓度和排放总量,探讨了内陆核电厂废液处理系统的设计改进思路,并以污水硼排放限值、硼环境质量标准为评价依据,分析了硼排放对受纳水体的影响,最后对内陆核电厂硼的排放控制提出建议.     

高温高压电化学测量系统在核电厂中的应用研究进展

针对压水堆核电厂一、二回路水化学及腐蚀的监测情况,综述了高温高压电化学测量系统的模拟研究现状,探讨了在线电化学测量的三种研究方案,并以实时电化学腐蚀电位(ECP)的测量为例说明了其在核电厂评价及运行工况优化过程中的作用,指出在线电化学测量技术在核电厂具有很大应用潜力.     

含有可燃毒物的压水堆核电站堆芯装料设计优化研究

含可燃毒物的压水堆装料优化是燃料管理优化研究中的难点,应用通常的脱耦方法和优化算法效率低、全局性差。研究提出局部脱耦方法用以简化问题规模、缩小搜索空间,选择特征统计算法进行优化方案的搜索。利用局部脱耦方法结合特征统计算法研制出压水堆核电站堆芯LP和BP耦合装料优化程序CSALPBP。使用该程序对大亚湾第10循环和第12循环进行了装料优化计算。结果表明CSALPBP程序在求解含可燃毒物的压水堆装料优化问题方面具有很高的搜索效率和很好的全局性,能够较好地解决含可燃毒物的压水堆堆芯装料优化难题。     

三代核电气、液态流出物计算及在内陆厂址条件下环境影响优化

内陆核电是我国将来核电发展的一个重要选择,与滨海厂址相比内陆厂址的环境条件有着自己的特点。本文介绍了以华龙一号和AP1000为代表的三代核电气、液态流出物的计算流程和典型计算结果,阐述了流出物环境影响的分析过程,对比分析了内陆核电厂址和滨海核电厂址在大气扩散条件和受纳水体条件的差异和法规标准的不同要求,总结了现行法规和国家标准对内陆厂址气、液态流出物的特殊监管要求。在此基础上,基于合理可行尽可能低的原则,从工艺设备、排放策略、排放方案等方面提出了三代核电在内陆厂址条件下减少气、液态流出物排放总量、降低环境影响和适应缺少受纳水体厂址的方法。     

利用固体核径迹探测器研究豌豆和苜蓿植株中硼的分布

本文采用SSNTD测定豌豆和苜蓿植株体内微量硼的分布,结果表明,叶片硼含量最高,并且下部叶片硼含量高于上部叶片,在花组织中以花萼中硼含量最高。     

OSL剂量计的性能研究与测量不确定度评定

光致发光(OSL)剂量计是一种被动式累积个人剂量计,用于外照射个人剂量监测。与热释光剂量计(TLD)相比,它具有可重复测量、环境稳定性好、使用寿命长、信号衰退慢等优点。本文结合在个人剂量监测中应用OSL剂量计的工作经验,以OSL剂量计性能实验研究结果为基础,评价了OSL剂量计的最低可探测水平、角响应、能量响应、线性响应,并对OSL个人剂量测量系统的测量不确定度进行了评价。评价结果表明,在中国原子能科学研究院场区,OSL剂量计在1个月监测周期内的最低可探测水平(MDL)为0.04 mSv,角响应、能量响应、线性响应引起的偏差分别是1%、-14%、-4%。在95%的置信水平下,相对扩展不确定度为11.4%。     

A dose constraint proposal for members of the public taking into account multi-unit nuclear power plants in Korea

In the 2007 recommendations, the International Commission on Radiological Protection (ICRP) changed from a process-based system of practices and intervention to a system based on the characteristics of the radiation exposure situation. In addition, the ICRP now recommends the application of source-related dose constraints under a planned exposure situation as a tool for the optimization of measures to protect the workers and members of the public. In this study, an analysis of radioactive effluents from Korean nuclear power plants and a public dose assessment were conducted using these source-related dose constraints. As a result, this analysis suggests appropriate dose constraints for members of the public taking into account the operation of multi-unit nuclear reactors at a single site in Korea.