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梳理了核电厂控制区人员进出管理的要求,介绍了CPR1000压水堆核电厂控制区人员进出的流程及国际上控制区人员进出管理的先进模式——"珠峰"模式。CPR1000压水堆核电厂控制区人员进出管理以辐射分区为基础,进入控制区时需要先将自身衣物脱掉,再更换辐射防护衣物,控制区进出流程复杂。"珠峰"模式是指一种无需更换衣服直接进入核电厂控制区的人员进出管理方式,以污染分区概念为基础,对核电厂控制区内进行细致的污染分区,针对各污染分区制定不同的防护用品使用规则和进出流程,从而简化核电厂控制区人员进出流程。文章最后从进出控制区的时间、污染物水平、工器具管理、人员意识等几方面对两种人员进出控制区的优缺点进行了对比分析,并指出EVEREST是压水堆核电厂控制区人员进出管理发展的方向,能够适用于现役核电厂的改造。 相似文献
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通过物理化学的方法分析了水中氚的浓度、水温及空气中氚的平衡浓度的关系,并得到了三者之间的理论关系式。空气中氚的平衡浓度随水温和水中氚的浓度的升高而升高。分析表明,当水温为30℃时,只有当水中的氚的浓度高达28GBq/m^3时,达到平衡后空气中氚的浓度才接近1DAC(导出空气浓度)的水平。而由于厂房通风系统的运行,进风中湿度的存在,空气中氚的实际浓度要远低于其平衡浓度。加上压水堆核电站开放性系统水中 相似文献
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梳理了核电厂控制区人员进出管理的要求,介绍了CPR1000压水堆核电厂控制区人员进出的流程及国际上控制区人员进出管理的先进模式——"珠峰"模式。CPR1000压水堆核电厂控制区人员进出管理以辐射分区为基础,进入控制区时需要先将自身衣物脱掉,再更换辐射防护衣物,控制区进出流程复杂。"珠峰"模式是指一种无需更换衣服直接进入核电厂控制区的人员进出管理方式,以污染分区概念为基础,对核电厂控制区内进行细致的污染分区,针对各污染分区制定不同的防护用品使用规则和进出流程,从而简化核电厂控制区人员进出流程。文章最后从进出控制区的时间、污染物水平、工器具管理、人员意识等几方面对两种人员进出控制区的优缺点进行了对比分析,并指出EVEREST是压水堆核电厂控制区人员进出管理发展的方向,能够适用于现役核电厂的改造。 相似文献
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压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界,系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统,考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现,通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量,可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计,若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t-1提高到44 000 MBq·t-1,氚排放量设计值可以降低3%~13%,若进一步增加复用系统水装量到10 000 t,氚排放量设计值可降低46%。 相似文献
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辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统... 相似文献
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压水堆核电厂松动部件监测 总被引:2,自引:1,他引:1
一、引言 在核电站中,松动部件可能造成堆内部件损坏或减弱部件材料的性能;也可能引起部分流道堵塞,导致燃料包壳破损。在国外一些核电厂中曾多次发生该类严重事故。 松动部件早期探测可以避免或缓和与安全有关的损坏,并提供主系统部件发生故障的可能时间。此外,早期探测的信息还可用来选择最佳的设备维修时间和区域,以得到最佳的维修效益并减少电站维修人员不必要的辐照。所以,松动部件监测是评价反应堆主系统机械完整性和提高电站利用率的重 相似文献
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本文论述了国家核安全法规和导则要求的压水堆事故测量仪表和它们在故事工况下测得有关的物理信息,以此,评价重要的安全功能,保持堆芯完整性,根据对一些试验的评价得出结论,堆芯出口温度的测量只能部分地保证堆芯不发生机械破坏或性能恶化,如果再补充一些参数,使用分析模拟概念支持电厂状态评价,应用可靠的电厂分析仪来综合得到的数据则是很有用处的。 相似文献
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M310系列压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统硼酸过滤器(REA011FI)因活化产物沉积而形成辐射热点,对在此区域开展巡检、检修等工作的作业人员集体剂量产生较大贡献。本文通过对方家山机组硼酸过滤器的辐射热点成因分析研究,找到了一种可以在机组功率运行期间消除此热点的方法。经方家山机组运行实践证明,该方法可有效避免REA011FI硼酸过滤器在机组功率运行期间形成辐射热点。另一方面,通过变更增加滑动开合式辐射屏蔽装置的方式,在大修期间极大程度降低了REA011FI硼酸过滤器辐射热点的剂量率水平。通过2种技术手段相结合,确保了REA011FI硼酸过滤器辐射热点无论在运行还是大修期间,对环境剂量率的影响均保持在0.01 mSv/h以下;从而将单台机组每年的集体剂量降低了约6.89人mSv,是辐射防护最优化的良好实践。 相似文献
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清华大学核电厂模拟培训中心模拟机的参考电厂是美国本屋公司设计的其模型中没有堆芯过冷度显示系统的模拟。根据三哩岛事故的教训,在该装置上增设过冷度显示的模拟是十分必要的。本文叙述了在原模拟机上增设过冷度显示所进行的软件设计、数据传输和显示线路设计。 相似文献
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提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序NCS对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。 相似文献
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本文综合介绍世界各地区压水堆核电站启动及初期运行中的经验教训。其范围涉及管理、堆芯及核燃料、电气、控制、仪表、回路、机械及水化学等专业。文中结合我国情况,提出了应注意的问题及建议。 相似文献
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以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆•年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆•年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。 相似文献
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压水堆核电站不锈钢主管道铸造 总被引:1,自引:0,他引:1
用电弧炉和AOD双联冶炼核电站主管道Z3CN20-09M,并根据Shaeffler图计算结果调整Z3CN20-09M的铁素体含量。在离心铸管工艺中,用加大型筒壁厚,减小挡枝内孔直径,选大的重力加速度g值,增加内孔加工余量等措施铸造出主管道样件,测试结果表明,主管道样件各项性能指标均满足RCG-M的要求。 相似文献
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压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。 相似文献