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核电站运行和检修作业具有一定的体表放射性沾污风险。本文从污染源控制,隔离,工作过程管理,人员培训和经验反馈等几个方面,介绍了广东大亚湾核电站对工作人员体表放射性污染的控制和防护,并通过核电站大修中发生的几起体表沾污事件的分析,对防护措施进行了讨论。 相似文献
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介绍了某核电站1号机组首次大修期间不同工作岗位通用服务人员集体剂量分布,分析剂量来源及产生的原因,提出了相应的改进措施,并将改进措施应用到该核电站2号机组首次大修中,通过两次大修人员集体剂量比对,验证改进措施的可执行性,最终达到降低人员剂量的目的。 相似文献
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压水堆核电厂运行过程中可能发生燃料棒破损。燃料棒一旦破损,所包容的高水平放射性碘等裂变气体将释放至一回路,并可能进一步释放到厂房导致较高的空气污染,增加工作人员受到内照射的风险。对VVER机组燃料棒破损可能导致的碘危害进行了估算和分析,结果表明:即使1根燃料棒破损也可导致大修期间堆厂房放射性碘空气污染水平高达84DAC(derived air concentration)。结合电厂实践从一回路净化除碘、控制碘向厂房空气释放和扩散、空气净化和个人防护等方面探讨了放射性碘危害的控制和防护措施,并提出了后续应对类似情况的建议。 相似文献
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秦山核电厂大修期间辐射源项分析 总被引:1,自引:0,他引:1
本文介绍了秦山核电厂大修期间主要系统设备辐射源项的特点,分析了辐射源项的主要核素及影响因素,提出了降低大修作业现场辐射源项的措施。 相似文献
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重水堆机组大修期间核燃料仍保持在堆芯,同样存在反应堆意外临界、堆芯余热不能正常导出引起燃料元件损坏等核安全风险,而且这种风险还由于停堆大修期间核电站系统配置薄弱、交叉作业多等因素而增加.文章分析了秦山三厂典型的大修关键路径安排中存在较大核安全风险的几个阶段,并介绍了在历次大修中结合重水堆机组特点所采取的一系列核安全风险管控措施,以确保机组大修期间的核安全. 相似文献
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换料报告是营运单位在换料停堆前向国家核安全局提交的综合报告,主要描述换料停堆期间将要进行的所有维修,试验,在役检查,装卸料等活动。通过对该报告的审评来验证营运单位所计划的活动是否满足核安全规范的要求及核电厂安全运行的需要。本文介绍了国家核安全局对大亚湾核电站两台机组第三次停堆换料报告审评时所采用的方法及审评中发现的问题。 相似文献
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This paper discusses the method used for probabilistic risk assessment (PRA) studies of the Monticello Nuclear Power Plant's 1993 and 1994 refueling outages. The method made full use of work already completed as part of the United States Nuclear Regulatory Commission's request for at-power risk studies known as Individual Plant Examinations (IPEs) and therefore required less resources than many other techniques for shut-down risk management. The four plant models used to examine various plant outage states are described and discussed. The models are (1) reactor during manual shut-down, (2) reactor in cold shut-down with head installed, (3) reactor with head off and (4) fuel storage pool.These models were manipulated before the refueling outage began using the computer programs
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to simulate different decay heat levels and various components out of service during time segments of the outage. This was used to identify higher risk periods during the outage and to sensitize operators and other personnel to the important equipment and activities during the daily briefings during the outage.Several techniques are discussed in this paper, including (1) methods to modify an existing PRA model for lower decay heat conditions, (2) editing existing cutsets to simulate various equipment availability states and (3) the use of assumptions to simplify the analysis. 相似文献
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重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期.通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩.本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议. 相似文献
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A huge number of components are typically scheduled for maintenance when a nuclear power plant is shut down for its planned outage. Among these components, a number of them are risk significant so that their operability as well as reliability is of prime concern. Lack of proper maintenance for such components during the outage would impose substantial risk on the nuclear power plant (NPP) operation. 相似文献
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对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。 相似文献
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蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作 ,具有较大的辐射风险。本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中 ,实施辐射防护最优化 (ALARA)的方法和效果。通过风险分析、简化工作内容 (采用假堵板 )、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备 ,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制 ,大大地提高了工作效率 ,缩短了作业时间 ,使装拆堵板工作 (按照三台蒸汽发生器 ,6个一次侧水室统计 )的集体剂量约降低至原来的 1 / 5 ,最大个人受照剂量约降低至原来的 1 / 3 相似文献
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CPR1000核电厂在每次换料大修期间需执行CCMS(Core Cooling and Monitoring System)校验试验,以获得计算压力容器水位L_(VSL)所需的堆芯动态压头损失系数,完成该试验耗时较长。论文依据调试和换料大修期间一回路冷却剂流量的变化情况评估堆芯动态压头损失系数的变化,并定量评价对L_(VSL)测量的影响。分析结果表明,在回路水力特性未发生明显变化的情形下,对L_(VSL)测量引入的误差很小。建议在L_(VSL)测量不确定度评定时引入堆芯动态压头损失变化的影响,在换料大修时校验流量变化对堆芯动态压头损失的影响是否在允许范围之内,可简化CCMS校验试验,提升机组的经济性。 相似文献