基于改进AFAL分析法的核电厂仪表校验周期延长研究

通过对仪表漂移特性(AFAL)分析法的改进,特别是对数据统计算法的改进,提出了一种改进AFAL分析法。实例结果表明,本文所建议的改进方法是有效和完善的,能直观描述仪表的漂移特性,对分析仪表校验周期延长后仪表性能的可靠性有较大提高。     

AFAL分析方法在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用

介绍核电厂的仪表漂移特性(AFAL)分析法以及在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用,以及AFAL的主要技术手段和实施过程。通过对AFAL的研究,论证仪表标定周期延长的可行性。在确保核安全的前提下,实现核电厂机组换料大修周期的延长。     

秦山CANDU核电厂大修周期延长的初步研究

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.     

田湾核电站气态流出物对环境γ剂量率的影响

对田湾核电站2号机组压力容器开盖期间气态流出物释放导致电站周边环境γ剂量率的变化从实测值和理论计算值进行比较分析。分析结果表明,实测值和理论计算值基本上是吻合的;同时验证了核电站正常运行期间排放的气态流出物对于环境γ剂量率的影响基本在天然本底波动范围之内。即使在低风速的情况下,气态流出物对于环境γ剂量率的影响也主要在下风向,随距离的增加迅速减小;对于上风向和侧风向的影响则小的多。     

X-γ辐射剂量率仪在辐射监测中的选用探讨

比较了在X-γ辐射监测中常用的核探测器的探测原理、方法和优缺点,简要介绍了X-γ辐射剂量率仪的不同应用范围和选购要点,以期能对监测人员在核探测器的选购、使用和维护等方面提供一定的参考.     

核电厂定期试验周期延长论证

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。     

1999年～2001年上海市区环境γ辐射剂量率水平监测

介绍1999年至2001年本所对上海市区环境γ辐射剂量率监测的方法、结果和初步分析。测量结果表明，上海市区环境γ辐射剂量率范围为40-113nGy/h，环境γ辐射剂量率在正常本底水平上波动。     

福岛核事故期间浙江地区环境γ辐射剂量率监测

福岛核事故期间,浙江省辐射环境监测站在秦山核电基地周围、杭州和舟山等地区开展了环境γ辐射剂量率的连续监测和瞬时巡测工作.连续监测和瞬时巡测结果表明,日本地震引发的核泄漏事故对浙江地区的环境γ辐射剂量率水平未造成可监测到的影响.     

全国辐射环境监测网络环境γ辐射剂量率测量比对

2013年12月,环境保护部辐射环境监测技术中心在四川省凉山彝族自治州组织了全国辐射监测网络的环境γ辐射剂量率和宇宙射线响应测量比对。共有32家成员单位的47台仪器设备参与了7个环境测点的比对测量,比对结果统一到γ空气吸收剂量率,采用Z比分数值分别对不同型号仪器的测量结果进行评价。比对结果显示,闪烁计数器测量数据的离散性较高压电离室大。除宇宙射线响应测点外,两类仪器的测量结果保持着较好的线性。     

P300核电站辐射监测仪表及其系统的抗干扰设计

本文介绍了Ｐ３００核电站辐射监测仪表及其系统的抗干扰技术理论分析，设计和应用。从电源噪声干扰的来源，种类和危害方面的分析入手，进一步找到抗电源噪声干扰的元器件和其它干扰技术，从而采用了插入损耗曲线符合要求的元器件，较好的接地技术，屏蔽技术民磁兼容性设计，新研制的ＮＤ２０３４型抗干扰插件的电磁兼容性性能符合ＩＥＣ８０１－４快速瞬变干扰标准的要求。     

核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

在核电厂电气仪表设备（简称电仪设备）环境鉴定研究成果的基础上,开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件（EPA）为研究对象,根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则,在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案,并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故（DBA）条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验,试验后状态完好,表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标,可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。      

RPV Surveillance of Tianwan Nuclear Power Plant

<正>The RPV is the key component of the reactor,which plays an important role in the safety and life of the nuclear power plant.But it has long been exposed to high temperature,high pressure and high dose high-energy neutron irradiation,which will lead to the increasing risk of brittle fracture.Therefore,for the safe operation of the nuclear power plant,it is necessary to     

从系统设计分析核电站辐射监测仪表的特点和发展趋势

基于核电站辐射监测系统设计,从辐射监测仪表的类型范围、功能、工程应用以及质量、价格和售后服务角度,对工作中接触较多的国内外主要辐射监测仪表供货商提供的连续辐射监测仪表的现状进行了比较.结合工程设计经验,分析了辐射监测仪表的特点和设计选型原则,探讨了辐射监测仪表的发展趋势和辐射监测仪表国产化应对策略,为新建核电工程辐射监测系统设计选用辐射监测仪表,实现辐射监测仪表制造国产化提供建议和参考.     

田湾核电站堆芯换料模式研究及应用

以田湾核电站的1#、2#机组第3循环堆芯装载图为例,介绍全进全出、堆内倒换和边进边出3种换料方法的操作过程,计算这3种换料方法的时间效率,分析比较3种换料方法的优缺点和适用场景。经田湾核电站实际换料验证,堆内倒换和边进边出换料方法是可行的,能显著提高换料效率。     

田湾核电基地废物最小化

田湾核电基地目前有4台WWER核电机组和两台M310改进型核电机组。为了降低待处置固体废物包产生量,满足废物最小化管理目标,田湾核电基地在从源头减少放射性废物的同时,建造了6台机组共用的放射性废物处理中心。采用烘干、超级压实和水泥固定工艺处理放射性废物,配合采用混凝土高完整性容器,在废物包满足近地表处置要求的前提下,各机组每年需要处置的废物量不超过50 m³。具有良好的经济效益和社会效益,对多堆核电厂址的废物最小化有一定的借鉴意义。     

田湾核电站物项的安全分级

核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则．物项安全分级的;基本方法,一般是根据物项（部件）的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000／428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准：电气和仪控设备采用IEEE-308（80）标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB／T15474—1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级,田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求．     

核电厂负反应性校刻方法研究

在压水堆核电厂物理试验中,反应性仪每次使用前均需用周期法进行校刻。然而由于周期法未考虑瞬态项的影响,在实施较大负反应性的校刻试验时,试验结果偏差较大。采用数值计算方法对点堆中子动力学方程进行了精确求解,对得到的中子密度与周期法结果进行了对比和分析,从而设计了修正系数K方法。该方法考虑并可简化处理瞬态项的影响,使得周期法对负反应性校刻同样适用。     

核电厂放射性监测系统仿真软件设计

本文较详细地介绍了在核电厂培训模拟器上建立放射性监测系统的软件设计工作。简述了ＲＮＳ仿真的建模工作，以及按照软件工程学原则，自顶向下设计结构化的仿真计算软件的过程，并具体介绍了该程序模块与模拟器主仿真软件的关系以及实现该程序模拟实时仿真运行的方法。     

田湾核电站长周期换料大破口失水事故分析

田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。