核设施的设计地震反应谱

通过将IAEA技术文件TECDOC 1347推荐的核设施标准设计反应谱与RG 1.60标准设计反应谱及GB 50011-2001规范中推荐的设计反应谱进行对比,分析说明各设计反应谱的特点.本文分析结果为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考.     

核安全审评中的竖向地震反应谱

介绍了民用核设施抗震设计的基本要求.从地震反应谱的基本概念入手,分析了核安全审评中应该关注的厂址地震反应谱和设计地震反应谱.从区分绝对反应谱和相对反应谱入手,剖析了竖向地震反应谱和水平地震反应谱之间的区别及联系,并就我国目前实际情况,对厂址竖向地震反应谱的确定提出了建议.     

基于TMSR-LF1的Ⅱ类研究堆抗震设计方法研究

抗震设计是核设施为满足安全与经济综合要求进行设计时的重要内容,目前研究堆的抗震设计缺乏相应的规范与研究,尚未发现较为完善的方法体系。本文推荐了一个匹配结构与设备的Ⅱ类研究堆抗震设计方法,以50 a超越概率2%地震动作为安全停堆地震（SSE）,并以2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-LF1）为例,对比分析了采用该方法与采用其他相关规范方法得到的设计反应谱（DRS）,并将其应用于结构和设备的抗震设计计算中。结果表明：推荐方法在满足结构与设备的抗震设计匹配性的前提下,相比核电规范具有较好的经济性,相比民用规范具有较好的保守性,更加合理。     

核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式

为了核设施环境影响评价工作的规范化，节省前期工作中大量的观测和调查，我们推荐一套“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价的模式和缺省参数“。本文介绍推荐模式中的物理模式。     

我国核电厂抗震设计反应谱和RG 1.60设计反应谱的比较分析

设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG 1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。     

基于统计数据的非基岩核电厂抗震设计谱研究

为获取更为准确的抗震设计谱,统计分析了美国NGA-West2数据库中2661条强震动加速度记录数据,研究了相关地震参数对地震动反应谱的中长周期的影响,并建立了基岩（I类）与非基岩（II类、III类）场地上水平向归一化加速度反应谱。结果表明,地震动反应谱受场地条件和矩震级的影响十分显著,受震源距离参数的影响较弱;与RG1.60谱、GB50267-97谱相比,本文获得的地震动反应谱能够更加可靠地估计场地覆盖层特性以及矩震级对地震动反应谱的中长周期的影响。最后,本文确定了考虑场地条件与地震构造环境影响的抗震设计谱,可作为非基岩核电厂选址及抗震设计的地震动输入。      

AP1000设计地震反应谱在具体厂址评价中的应用

分析AP1000设计地震反应谱（CSDRS）与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱（SRS）和AP1000 CSDRS。基于5种设计场地模型将AP1000 CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算得到设计基岩处和结构基础底部的AP1000设计谱。计算结果表明,AP1000 CSDRS不能包络已有核电厂核岛结构抗震设计采用的0.2g标定的RG1.60的设计反应谱;若在非硬质基岩场地建造AP1000核岛结构,应进行AP1000 CSDRS的保守性分析。     

核设备抗震鉴定试验中功率谱密度检验方法分析评估

为满足核设备抗震鉴定试验中输入运动的功率谱密度（PSD）要求,基于对规范背景和目标PSD算法的调研以及典型算例的对比分析,对PSD的检验方法进行分析评估。结果表明,检验PSD最为直观的方法即对比输入运动PSD与目标PSD;根据各类目标PSD算法的结果精度、保守性及其规范依据,推荐使用2014版美国核管理委员会标准审查大纲（SRP）3.7.1节附录B中人工合成时程的方式来计算目标PSD:虽然该算法通常适用于核电厂的厂址设计反应谱,但对于设备抗震鉴定反应谱,仅需将人工合成时程的目标反应谱替换为鉴定反应谱即可;采用本文推荐方法计算目标PSD时,设备抗震鉴定输入运动的PSD检验应与SRP 3.7.1保持一致,即在0.3 Hz到目标反应谱的最高截断频率范围内包络目标PSD的70%。      

西安脉冲堆抗震设计计算

简述了西安脉冲堆抗震设计遵守的核安全法规、安全导则和设计规范，核设施的分级，地震载荷的确定，计算内容，计算程序、计算方法，计算结果及其综合评定等方面的内容。根据核设施各抗震设计物项自身的结构特性的不同，分别选用较合适的计算方法计算地震响应结果，按相关的设计规范和设计要求对计算结果完成综合评定。评定结果表明：西安脉冲堆核设施抗震设计性能良好，在设计地震烈度水平下能够维持抗震设计物项本身的结构完整性和正常功能。     

放射性气溶胶连续监测仪设计

本系统实现了放射性气溶胶的连续在线监测,并详细论述了放射性气溶胶连续监测仪的装置结构、硬件电路、执行流程及异常处理等方面的设计。系统采用IPC+ARM的控制结构,并嵌入数据库SQLite存储海量核数据等信息,提高了系统稳定性和执行效率。将多道能量甄别获得的数据用α/β比值法处理后,合理地嵌入ISO 11929-5推荐的多种方法,提高了浓度测量精度及响应时间。该监测仪已在核设施场所中长期稳定地运行。     

核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析

RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同.在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平...     

Review of tritium confinement and atmosphere detritiation system in hot cells complex

The tritium confinement strategy adopted during the past years in the ITER hot cell building is compared to the safety requirements given by the standard ISO-17873 “Nuclear facilities - criteria for the design and operation of ventilation systems for nuclear installations other than nuclear reactors”. In fact, this is the reference safety guideline recommended by French licensing authorities.Several features of the considered design of the hot cell building are not in agreement with these guidelines. Main discrepancies concern the zoning of the hot cell complex, the flow rates of ventilation, and the possibility to recycle the room atmosphere and to detritiate the effluent air. These aspects are discussed together with some proposed modifications of the design.     

核设施烟囱气态流出物取样代表性验证的技术要求研究

核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。     

放射性废物近地表处置设施的应急管理研究北大核心CSCD

放射性废物近地表处置设施是放射性废物处置设施的一种。根据核安全法,该类设施内发生的放射性事故属于核事故范畴,考虑到该类事故具有辐射事故特征,建议其场内应急预案参照核设施核事故应急预案进行编制,其中应急体系按照核设施核事故进行管理,如应急组织体系、应急报告制度、应急设施等,但在事故分级上采用辐射事故分级原则。     

A proposal for an aseismic design method of equipment and piping for NPPs in a low seismicity area

Recently a regulatory code for an aseismic design of high-pressure gas facilities became effective by the order of the Ministry of International Trade and Industry (MITI) in Japan. This order includes details of the aseismic design of vessels whose “factor of importance” are relatively lower than Class A (Class I) items in nuclear power plants.The author develops his idea on an aseismic design method of equipment and piping of nuclear power plants in a Low Seismicity Area (LSA) based on his experience of the new code for petro-chemical industries and oil refinaries pertaining to high pressure gas facilities mentioned above.The definition of LSA is usually the area whose maximum intensity has never exceeded MMI VI or VII. However, there are two types of LSA, one is really such a low seismicity area, and the other type is the area which has the possibility of stronger earthquake occurrence than those mentioned above, even though it is low. One of the typical examples is the area subjected to “New Madrid Earthquake-1812”. The author develops his concept along these two lines.He briefly describes the new code for high-pressure gas facilities in Japan. This code describes the design methodology of both types of aseismic design analysis, that is, rather sophisticated dynamic methods for facilities whose potential hazard is as high as those in a nuclear power plant, such as liquified chlorine gas storage, and simplified dynamic and static methods for most of the equipment and vessels in those plants. One of the features of this code is the use of design formulae and charts to simplify their design procedure as well as the set of specific computer codes by the MITI. These computer codes are prepared by the MITI or approved by the MITI for providing equivalent capability to the practice designated in the MITI order.The author's philosophy for the code of equipment and pipings in LSA is that they must be as simple as possible, and most of the analytical work for the design should be eliminated, or at least limit the use of simplified methods, such as the static seismic coefficient method or the modified seismic coefficient method with a simplified response spectrum. The use of general design criteria or a guideline of structural details may be better than a sophisticated design analysis as a result.     

核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。     

碘吸附器用吸附介质的国内外标准差异对比与分析

国家能源局标准NB/T20039.15—2012《核空气和气体处理规范 通风、空调与空气净化 第15部分:吸附介质》规定了用于核设施空气和气体净化系统中吸附介质的性能、设计、验收试验和质量保证等内容的最低要求,是保证核设施安全运行的重要文件。本文对该行业标准与国外标准各版本的差异进行了比较,并对差异的原因进行了分析,也对相关于此类吸附介质的导则或标准的立场进行了综合说明,便于专业技术人员充分了解核设施对于该类吸附介质的相关要求及其背景。     

中国核工业三十年辐射环境质量评价

本文主要介绍我国核工业三十年环境辐射影响评价的内容、方法及其主要结果。总的来说,我国核工业对环境的辐射影响是很小的。各单位关键居民组所受剂量均小于5mSv/a;且在关键居民组所受剂量中,有77.1%的单位·年低于0.25mSv/a;核工业对其厂址周围半径80km范围内居民所致的集体有效剂量当量低于天然辐射的万分之一。但矿山、水冶厂产生的集体剂量占整个核燃料循环中总集体剂量的比例较高,达91.5%。     

震后核设施性能综合检查与评价

5.12汶川大地震后,为及时评价地震对中国核动力研究设计院所属核设施造成的影响,采用检查(射线探伤、超声探伤、渗透探伤及水下视频检查等)、试验(功能、性能试验)、分析(抗震分析、断裂分析)以及审查确认等多种方法和手段对中国核动力研究设计院所属核设施进行了综合检查与评价,这是国内首次对民用核设施进行地震后的综合评价.主要的检查、评价结果及结论为:在检查范围内未发现汶川大地震对中国核动力研究设计院所属研究堆和临界装置造成损害,各研究堆和临界装置的安全停堆、冷却及限制放射性释放的三大基本安全功能仍得到保证.同时,建议继续开展厂址地震动研究工作,确定厂址地震设计基准;对应急计划进行修订,增加专项地震应急预案等.