秦山一厂换料大修的集体剂量分布及降低措施

介绍了中核运行管理有限公司一厂换料大修期间集体剂量按项目、按照人群(单位、部门)、按大修各阶段的分布情况;分析了换料大修的辐射源项;针对源项特点,提出了降低换料大修集体剂量的具体措施;简要分析讨论了今后电站辐射防护工作的改进方向。     

VVER机组大修辐射源项控制体系研究和实践

基于VVER机组停机过程中辐射源项的释放和迁移原理，本文结合系统的设计功能建立了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制方法，提出了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制体系。该体系经某VVER核电机组验证，通过一回路pH和溶氢等水化学控制措施，可以降低设备的腐蚀速率和腐蚀产物被活化的几率。使用一回路冷却剂净化系统（KBE）、冷却剂贮存系统（KBB）树脂床对一回路介质可以实现对放射性核素的有效净化，其中一回路贮存水箱的净化效率可以达到90%以上；系统介质或者外接冲洗设备对高剂量率系统设备进行冲洗、净化，净化效率可以达到50%以上。结合VVER机组辐射源项控制经验和最新的源项控制技术，提出了后续VVER机组辐射源项控制的优化和研究方向。     

核电站某起源项异常事件调查研究

国内某电厂大修机组辐射水平偏高、大修累积集体剂量偏高,下行至热停平台时RCP系统辐射指数很高,以放射性核素Co-60为主,氧化净化后整体辐射指数偏高,对比另外3台机组及该机组大修数据,机组整体辐射情况处于最高水平。本文主要介绍该机组辐射源项偏高原因及调查过程。     

核电站主泵停运控制核素的选择

主泵是核电站必不可少的设备,除维系机组的安全运行外,它还对辐射源项的控制起着不可替代的作用。选用合适的放射性核素控制主泵的停运对于压水堆机组大修时解决工期进度和减少辐射源项这一矛盾有着重要指导意义。本文结合大亚湾核电站的运行经验,指出＾１１０ｍＡｇ是对反应堆换料水池表面辐射水平有主要贡献的核素,并给出了停运主泵时＾１１０ｍＡｇ比活度的建议限值。     

核电站氧化运行及效果分析

本文根据秦山核电厂第一次（没有实施氧化运行）和实施氧化运行的第二、三、四次换料大修期间主冷却剂放射性水平、现场辐射水平的测量结果的分析，就停堆过程中实施氧化运行对降低大修现场辐射水平的效果进行分析研究。分析表明，在停堆过程中实施氧化运行能有效地降低辐射源项，降低大修现场的辐射水平，是降低大修集体剂量、实现辐射防护最优化的有效手段之一。     

压水堆核电站一回路系统的辐射源项及其测量

控制集体剂量是核电厂辐射防护管理工作的目标,辐射源项是核电厂集体剂量的主要来源。本文介绍压水堆核电厂沉积的辐射源项的种类及产生机理,国内外核电厂沉积辐射源项测量现状,讨论核电站检修期间沉积辐射源项测量工作对剂量降低及辐射防护最优化的意义。     

核电厂辐射安全风险管控分析与建议

核电厂在建造、运行和换料大修期间需要使用大量的放射源和射线装置等辐射源进行探伤、检测活动。核电厂放射源和射线装置的管理使用单位众多、工作环境复杂且辐射防护条件受限,其辐射安全风险不容忽视。在现状分析讨论基础上提出了对高风险源实施全过程管控、创新核电厂辐射安全许可证发证模式等建议。     

日本将在放射性同位素工业应用方面向东南亚国家提供援助

【《日本原子》1981年11号第25页报道】日本原子能研究所已向科技所提出了一套钴-60食品辐照装置的概念性设计。该项目是国际原子能机构有关放射性同位素工业应用地区性协作的一项重要内容。日本原子能研究所设计的辐照装置的辐射源强度为300,000居里,主要用来对天然橡胶的浆液进行辐照,也可作为一般的辐射源加以应用。     

关于轻水堆核电站辐射源项控制几项新技术的讨论

介绍了美国电力研究协会近年来在轻水堆核电站有关辐射源项控制技术所进行的一些创新、应用和发展情况,阐述了诸如一回路冷却剂稀有金属化学添加方法、锌注入技术、燃料超声波净化技术等的研究和应用,同时结合我国目前在役运行的大弧湾核电站、秦山核电站辐射源项的特点,提出了在国内核电站采用新技术尝试的建议。     

我国辐射源数据管理现状及探讨

我国已经在辐射安全许可证行政审批、监督检查等方面积累了大量的数据、资料,辐射源数据管理是辐射源安全管理的重要内容。本文介绍了我国辐射源数据管理的主要内容、环节和现状,当前使用的RAIS系统的优缺点,分析和探讨我国建立网络化辐射源监管信息系统的途径。     

VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算

本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算是合理的,可以有效指导该类型机组大修期间的燃料缺陷的辐射风险控制。     

堆芯流量变化对压力容器水位测量影响分析

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。     

百万千瓦级压水堆核电厂停堆PSA研究

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。     

燃料操作区域气载放射性浓度分析

本文建立了燃料操作区域气载放射性浓度计算模型,对典型核素气载放射性浓度的变化趋势进行了分析。利用该模型研究了核素类型、通风流量等因素对燃料操作区域气载放射性浓度的影响,最后分析了燃料操作区域气载放射性的主要来源。结果表明,不同核素达到气载放射性浓度最大值的时刻不同,应取各核素燃料操作期间气载放射性浓度最大值作为设计值;燃料操作区域排风量与其净空间体积比值λ_h与气载放射性浓度成反比,反应堆冷却剂中放射性活度是气载放射性的主要来源,可以通过调节排风量、降低冷却剂放射性活度、降低蒸发量将气载放射性控制在一定水平。     

燃料组件破损情况下压水堆核电站的辐射防护监测和控制

本文介绍了燃料组件破损情况下,核电站功率运行和换料大修期间气态裂变产物的控制方案和人员防护措施,以及这些防护措施在岭澳核电站2号机组第六次大修(L206)的实施情况,并对空气污染、α核素污染的监测数据进行了分析和评价。     

Simple method for risk assessment of nuclear power plant refueling outages

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 and 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.     

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。     

核燃料组件导向翼损伤回堆复用的分析

2011年1月,中核核电运行管理有限公司二厂（简称二厂）换料大修,外观检查发现燃料组件A导向翼脱落。经国家核安全局（NNSA）审评批准后,将燃料组件A装入堆芯规定位置。2012年3月再次换料大修,将燃料组件A御出堆芯。经检查确认燃料组件A完整,无异常变化。此次实践为此类型的导向翼损伤,燃料组件回堆复用提供参考,为同类型燃料组件导向翼损伤后回堆复用的标准制定提供案例支持。     

压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨

本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。     

浅谈核电厂换料大修经验反馈

根据核电厂换料大修的特点,介绍大修经验反馈的可行性和必要性,同时按照时间节点,将大修经验反馈分成大修前、大修中和大修后3个阶段分别进行详细说明和讨论,并分别对其反馈方式、可行性等方面内容进行研究。最后总结了目前大修经验反馈工作中存在的主要问题和不足,并提出了改进方法的建议。