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。     

华龙一号操作干预水平研究北大核心CSCD

操作干预水平(OIL)的制定是核动力厂应急准备的重要内容。为使华龙一号核电机型符合国际核应急管理的先进规范,基于国际原子能机构(IAEA)最新的OIL分类和制定方法,采用华龙一号核电机型二级概率安全分析(PSA)严重事故源项,开展OIL的制定研究,分析IAEA OIL默认值对华龙一号的适用性。结果显示:华龙一号二级PSA事故在停堆前10天内的OIL2γ值低至60μSv/h,是IAEA默认值的3/5;其余OIL类别的计算值均能被IAEA默认值所包络。对华龙一号核电机型,建议停堆前10天的OIL2γ设定值不大于60μSv/h,OIL4γ设定值依据厂址放射性自然本底和监测仪表性质取1~4μSv/h,其余OIL可取为IAEA默认值。     

华龙一号核电厂辐射监测系统国产化情况与发展建议

辐射监测系统作为“华龙一号”核电装备的重要组成部分,不仅能够保障核电站安全运行,同时也能够保障工作人员、公众和环境的安全。本文分析了“华龙一号”全球首堆福清核电5号机组的辐射监测系统的配置,分别从传感器和设备层面对国产化情况进行了探讨。本文从产品线、技术指标、资质等方面论述了国产厂家与进口厂家之间的差距,并阐述了差距产生的原因。本文对后续核电厂辐射监测设备的国产化路径和趋势进行了探讨,可为辐射监测系统的设计和研发提供参考思路。     

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。     

环境辐射影响评价方法讨论—公众照射源相关剂量负担模式基础

本文从原理上论述了公众照射控制方法和公众照射源相关剂量负担模式基础，重点从数学上严格证明了稳定持续实践一年实践的剂量负担与公众年剂量的关系。     

华龙一号反应堆事故后不干预时间研究及设计

介绍了美国用户要求文件(URD)和欧洲核电用户要求文件(EUR)中对于事故后操纵员不干预时间的相关要求,对三代核电设计和安全分析中操纵员不干预时间的相关概念迚行深入讨论。在此基础上,确定了华龙一号反应堆关于操纵员不干预时间的设计原则,并说明华龙一号反应堆为满足不干预时间设计目标所考虑的设计方案。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学（CFD）技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响：功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。     

核电厂的辐射剂量仅为天然本底的万分之一

【美国《核子周刊》1988年6月23日第5页报道】据联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)报告,目前,全世界核电厂的年发电量为170吉瓦,每年使全世界接受的集体剂量为1400人·希沃特,为天然放射源剂量的0.01％。     

“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计

辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一。本文结合国际原子能机构(IAEA)提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标、设计内容与评估、确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化、辐射分区优化、事故后辐射防护设计优化、职业照射剂量评价、环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍。辐射防护最优化原则在 “华龙一号”(HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行。     

压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性分析

压水堆核电厂通常采用天然硼进行反应性的化学补偿控制,研究表明采用富集硼替代天然硼,可以优化一回路水化学,降低一回路结构材料腐蚀风险和堆芯沉积风险,降低职业照射剂量。本文分析压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性,介绍国内外核电厂富集硼的应用情况。最后对我国华龙一号堆型和在役压水堆核电厂富集硼的应用提出建议。     

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。     

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.     

华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究

华龙一号的非能动安全壳冷却系统（PCS）对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析存在不足。本文将PCS模块与一体化程序耦合,研究严重事故工况下安全壳的瞬态响应特性。计算结果显示：有PCS时安全壳内温度比无PCS时低约20 K;有PCS的压力比无PCS时低约7×104 Pa;有PCS时大空间的蒸汽质量份额比无PCS时约低01。PCS模块与严重事故一体化分析程序耦合,弥补了一体化软件用于华龙一号时在事故分析中存在的不足,对事故分析有重要意义。同时初步论证了PCS能在很大程度上缓解安全壳内的温度和压力,有利于保证安全壳的完整性。     

某涉氚操作实验室源项调查活动对人员和环境的影响

在某涉氚实验室退役前期,为获得其中的放射性物质和其他有毒有害物质的信息,开展了源项调查。在源项调查活动中,根据该实验室的具体情况,采取了适当的辐射防护措施,并对从事该源项调查的工作人员和周围居民所受的放射性危害进行了监测和分析。结果表明：此次源项调查活动对该实验室所在的厂址环境有一定的影响,实验室外10 m范围内空气中的HTO略有升高,植物中氚含量明显提高,河水中的氚浓度均有一定程度的上升,但环境中的总α、总β仍处于当地本底水平范围;在进行源项调查期间,工作人员因氚所致的内照射最大值为0.111 mSv,公众所受的个人剂量为7.750×10^-5mSv。     

核电机组电气设计分析

近年来,我国核电事业得到快速发展,一大批核电项目陆续开工建设,其中大部分为引进技术的二代改进型和三代核电机组。由于技术输出国的标准规范与我国现有的核电设计标准不一致,以及考虑厂址适应性等问题,我国对引进的核电机组存在逐步消化、吸收并改进的过程。本文对核电机组的电气设计进行探讨,希望对今后同类工程具有参考作用。