氡析出率快速测量的不确定度评定

氡析出率测量受外界环境因素影响较大,为科学合理地评定氡析出率快速测量结果的准确性。结合不确定度原理,建立氡析出率快速测量方法的理论分析模型,分析其不确定度来源,评定其不确定度。结果表明,快速测量方法在氡析出率0.39-2.62 Bq·m~(-2)·s~(-1)的标准装置上,105 min快速测量的结果其相对合成标准不确定度在12%以内。研究结果为氡析出率快速测量方法的置信程度评定提出了新的评价方法。     

外照射个人剂量监测的测量不确定度评定

外照射个人剂量监测数据可作为放射性工作人员受到的职业照射剂量证明,具有法律效力,因此监测数据的准确可靠尤为重要。中核核电运行管理有限公司个人剂量监测中心于2017年先后取得中国计量认证(CMA)认证和放射卫生技术服务机构资质认证双资质,除了中心内部质量保证措施外,还定期参加年度全国放射卫生技术机构检测能力考核。文章基于2019年考核实验结果(合格)进行了数据分析以及测量不确定度评定,各实验组测量结果的相对扩展不确定度均在10%以内,中心外照射监测系统性能良好,确保了监测数据的准确性和可靠性。     

堆芯温度分布对压力容器液位测量影响分析

对堆芯温度不均匀分布而导致CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS压力容器液位测量误差进行了量化计算。结果表明,停堆后主泵保持运行,由该物理现象引入的误差可以忽略。对失去全部给水情形下引入较大的高估误差,结合状态导向法事故运行程序SOP,对该误差对操纵员安全重要操作的影响进行了分析。     

环境水中氚测量不确定度评定

介绍了环境水中氚的测量不确定度评定方法.在测量之前对水样品进行蒸馏,再进行电解浓集,采用液闪测量.测量不确定度的评定中,主要考虑计数率、本底、修正因子、蒸馏和电解浓集过程不确定度分量.结果表明:对于低水平氚的测量,不确定度的主要来源为测量计数;对于高水平氚的测量,不确定度的主要来源为浓集因子.     

核电厂RPS测量通道的不确定度评估

针对目前核电厂RPS测量通道精度在设计早期无法预估的问题,根据相关标准提出了RPS测量通道不确定度评估的方法,用于早期对RPS测量通道的精度进行预估。该方法已用于福清核电厂5号和6号机组RPS项目早期设计过程中,获得了较好的效果。     

分光光度法测量水中磷酸盐含量的不确定度评定

针对核电厂常用的分光光度法测量水中磷酸盐的方法,详细描述其实验过程各步骤引入的不确定度分量,并对测量不确定度进行评定,最终得出测量报告与扩展不确定度。结果表明,影响核电厂磷酸盐测量不确定度的主要来源为标准曲线线性拟合以及配制磷酸盐工作标准系列溶液的过程,其次来自样品稀释过程。该研究为提高分光光度法测量水中磷酸盐的分析准确度提供了理论支撑与依据。     

核测井伽马能谱探测器的测量不确定度评定

对核测井伽马能谱探测器的测量不确定度进行评定,建立了数学模型,找出构成测量不确定度的要素和分量组成,分析得出探测器的能量分辨率为8.958%,相对合成标准不确定度为1.065%,k=1。按照评定结果判断,探测器可以保证伽马能谱测井仪的正常使用。     

水中~(90)Sr测量的不确定度评定

依据水中锶-90放射化学分析方法(GB 6766-1986),分析了水中~(90)Sr计算公式中的有关参数和分析过程中的影响因素,确定了水中~(90)Sr测量的不确定度分量,并对这些分量进行评定。给出水中~(90)Sr分析不确定度主要是由样品测量计数和仪器探测效率引入的,可以通过适度地增加测量时间来减小样品计数不确定度,但测量时间不宜超过24 h。     

水中氚活度浓度测量不确定度评定

为验证和提高测量可靠性,利用数学模型,对校准曲线法测量水中氚活度浓度的不确定度进行评定.分析测量过程中的不确定度来源,计算了样品净计数率、探测效率和移取水样的体积等因素的不确定度,最后计算出扩展不确定度.结果表明,对于低活度水平的样品,样品计数不确定度是水中氚活度浓度测量的主要不确定度来源.平行双样中的测量结果为(5....     

中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。     

Model Studies of Coolant Flow Hydrodynamics at VVER-1000 Core Entry

Atomic Energy - The results of experimental studies of the hydrodynamics of the model coolant flow at the entrance to the VVER-1000 core support grid are presented. A 1:17 scale model of the...     

CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影响计算结果的输入参数进行了抽样,并对计算结果进行统计分析,得到95%95%值(95%置信度下95%概率值)。结果表明,在采用上述两种改进措施后,CPR1000核电厂的LBLOCA安全裕量提升了6.5%。     

AP1000与CPR1000堆芯核测仪表差异分析

A P1000作为第3代核电技术的典型堆型,运用了很多先进的设计理念,简化了设计,减少了设备数量,提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量,从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异,通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点,为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握A P1000技术提供方便,同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。     

快堆功率和堆芯冷却剂出口温度的线性自抗扰控制

针对快堆控制器具有更快的响应速度和更高的控制精度的需求,分别设计了堆功率和堆芯冷却剂出口温度线性自抗扰控制器（LADRC）。基于快堆中子动力学模型和堆芯热传输模型分别导出了用于控制器设计的相对功率和冷却剂出口温度的2阶非线性模型,并基于导出的模型设计了对应的加入模型信息的线性扩张状态观测器（LESO）。采用所导出的2阶模型的时间尺度参数确定了LESO带宽范围,采用偏差和执行机构动作速度允许范围确定了比例-微分（PD）控制器带宽范围,并据此进行了LADRC参数整定。仿真结果表明,加入模型信息的LESO具有更好的总扰动估计效果,所设计的LADRC均具有较快的响应速度和较高的控制精度,而采用加入模型信息的LESO的LADRC控制性能更优。      

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。     

CRP1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IV)是一种重要的核电站严重事故缓解措施.本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响.通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性.结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性.     

CPR1000反应堆压力容器水压试验应变测试及分析

文章介绍了国产CPRI000反应堆压力容器的水压试验应变测试,给出了具体的测试方案和手段,以及测点的应力、应变测试结果,同时采用有限元分析手段对设备本体进行了应力分析,通过对比分析和实测数据,大部分测点均较为符合,表明了该应变测试的可靠性,同时也验证了设备具有较高的强度安全裕度,对后续反应堆压力容器的水压试验和强度分析有较好的参考价值.     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

CPR1000停堆开盖一回路冷却剂中58Co放射性浓度分析

沉积于一回路系统设备内壁的活化腐蚀产物是压水堆核电厂停堆工况下的主要放射性来源.文中选择CPR1000停堆换料期间放射性浓度较高的活化腐蚀产物58Co作为研究对象,分析该核素在停堆开盖过程中放射性浓度变化的影响因素,并建立相应的放射性浓度计算模型.计算结果表明,一回路净化流量和附着于设备内壁的58Co释放率是影响停堆期间一回路冷却剂58Co放射性浓度变化的主要因素,同时从理论上得出了CPR1000机组停堆净化工序能够使得一回路冷却剂内58Co放射性浓度降至相关停堆放化控制限值内的结论.