保加利亚一台核电机组因冷却剂泵故障而停堆

【本刊2006年4月综合报道】美国分别位于3个州的5座核电厂因设备老化最近陆续发生氚意外泄漏,从而导致人们担忧地下水受到氚污染。为此,美国核管会(NRC)将组建一个12人工作组对美国商业核电厂未受监控的意外氚泄漏事件进行调查。最近发生意外氚泄漏的核电厂是伊利诺斯州的布雷德伍德、德累斯顿和拜伦等3座核电厂,纽约州的印第安角核电厂以及亚利桑那州的帕洛弗迪核电厂。这些泄漏未对公众或动植物造成健康风险。氚向地下水的泄漏量也未达到NRC和环保署设定的限值。在印第安角核电厂,氚通过乏燃料水池混凝土支持壁上的裂缝发生泄漏,从而导…     

所有Exelon核电厂均未发生计划外的放射性氚泄漏

[美通社美国伊里诺斯州沃伦威尔2006年9月28日电]对Exelon公司11座核电厂进行的环境研究证实,没有核电厂发生放射性氚泄漏。除了伊利诺斯州布雷德伍德核电厂的已知历史排放外,研究未在电厂边界以外发现除许可排放之外的可检出氚。     

重水堆核电厂在线测氚系统抽气方式的改进

重水堆核电厂利用电离室分析技术进行氚浓度监测。为解决其在线实时氚测量系统不能连续对多个区域进行测量的不足,提高测氚系统可靠性,对测氚系统抽气方式进行了改进。在线按序测氚改进后的测量结果,提高了氚浓度测量的准确性和实时性,为核电厂反应堆厂房内的氚泄漏定位和人员辐射防护提供了重要依据。      

美国内陆核电厂液态放射性流出物排放环境辐射监测与评估

系统分析了2005—2012年美国38个内陆核电厂液态放射性流出物在受纳水体介质中的活度浓度水平,包括沉积物、地表水、饮用水和水生生物。结果表明,除个别核电厂受纳水体(地表水)中的氚活度浓度较高外,其它受纳水体介质(包括沉积物和鱼类)中来自核电厂排放的放射性物质的活度浓度一般处于正常水平。个别内陆核电厂由于受纳水体环境条件的限制,氚的活度浓度水平偏高,但均低于美国环保署(EPA)规定的饮用水中氚的指导水平。核电厂受纳水体排放放射性核素对公众造成的辐射剂量评估表明,美国内陆核电厂运行因液态放射性流出物排放对公众造成的辐射剂量很小。通过分析美国核管会(NRC)规定的监测探测下限和报告水平的要求和内陆核电厂2005—2012年间监测结果,反映了NRC认可的美国内陆核电厂受纳水体受到核电厂液态放射性流出物排放的影响很小。     

核电厂反应堆冷却剂小支管泄漏的分析与改进

核电厂压力边界的泄漏事件属于重要的安全运行事件,如何应对和处理是核电厂安全管理控制的重点。本文针对秦山核电厂300 MW核电机组压力边界的延伸支管上一个泄漏点的处理,结合机组工艺参数的演变,分析了查找泄漏点的思路和原则,以及对核电厂类似泄漏发生后的应对和处理;同时,根据根本原因分析的方法,结合美国机械工程师协会(ASME)规范的要求,分析了处理该问题的方案、依据和要点,并从设计方面和电厂日常在役检查方面提出了后续的改进建议,特别是在保证核电厂安全性的基础上,如何有效地管理小支管,提出了具体的方法,这对于现有国内外核电厂在压力边界小支管方面的管理,具有良好的借鉴应用价值。     

我国核电厂运行中的氚排放

对2005年底以前我国已运行核电厂的气载和液态氚排放状况进行了总结,并对不同堆型电厂的氚排放差异进行了分析。结果表明,我国压水堆核电厂,氚的排放得到了有效的管理和控制,均在国家规定的限值之内。我国重水堆核电厂,在运行初期的氚的归一化排放量平均值在全球平均值的10%以下。压水堆核电厂氚的排放水平以液态排放途径为主,而重水堆核电厂液态氚与气载氚的排放水平相当。重水堆核电厂气载氚的排放水平明显高于压水堆核电厂。     

内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价

介绍了核电厂正常运行时以气态和液态形式排放的氚在环境中的迁移转化模型,提出内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价的方法,模型中考虑了氚的两种化学形态,即氚化水(HTO)和有机结合氚(OBT),同时计算了氚通过饮水、食入、吸入、皮肤吸收等途径对公众造成的辐射剂量。采用该模型估算了内陆核电厂液态排放氚在环境中的传输以及对公众受照剂量的贡献,基于IAEA TRS 472号报告提供的参数,在保守的大气弥散和水弥散条件下,内陆核电厂排放氚对公众造成的年辐射剂量为5.16μSv,其中核电厂液态排放氚对公众造成的辐射剂量约占四分之三,气态排放氚对公众造成的辐射剂量仅占四分之一。在氚的两种形态中,HTO是对公众造成辐射的主要化学形态,对公众造成的辐射剂量份额占80%以上。因此,在内陆核电厂排放氚的公众剂量评价时,应多关注液态氚排放途径。     

内陆核电厂液态流出物排放口设计及环境影响评价初探

对美国内陆核电厂液态流出物的扩散器工程实践进行了概括和总结,根据《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)的要求,在分析我国内陆核电厂液态氚排放面临较高的排放要求的基础上,对我国内陆核电厂液态流出物的排放设计及环境影响模拟进行了归纳和总结,并提出建议。成果可为内陆核电厂的扩散器研究提供参考。     

印度一座核电站近期发生2起氚泄漏事件

【本刊2012年8月综合报道】位于印度北部的拉贾斯坦核电站近期发生了2起氚泄漏事件,导致超过40名电站员工受到了低于限值的氚辐射照射。但这2起事件未对环境和公众产生影响。     

核电厂氚的产生和排放分析

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。     

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

核事故与国内现役核电机组核安全措施

根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出核电事故主要因素：人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危害程度降低至政府以及公众能够接受的水平。     

核电厂对环境的放射性污染及其防治

本文调查研究了世界范围内和我国正在运行的核电厂放射性污染物向环境的排放及其对公众的照射，历史上发生的核电厂严重事故对环境的放射性污染及其后果，我国对核电厂放射性污染防治的管理和国际组织、美国、德国等对放射性污染防治的立法情况，并对我国在核电厂放射性污染防治方面尚存在的一些问题提出了意见，建议进一步加强相关的法制建设和加强核电厂环境放射性污染防治的监督。     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

基于安全围壁的浮动堆旁路泄漏设计研究

基于陆上核电厂二次安全壳的概念,引入了浮动堆安全围壁的构想,提出了“安全壳+安全壳围壁+堆舱”的放射性包容模式。研究了评价安全围壁的旁路泄漏设计思路,提出识别旁路泄漏途径和确定旁路泄漏率的方法。给出了安全围壁负压的设计依据,为后期浮动堆通风系统的设计提供参考。      

核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证

介绍VVER-1000型核电厂声学泄漏监测系统的设计基准和功能,给出判断泄漏过程、确定泄漏量和泄漏位置的系统算法。建立主回路声模型结构图,计算得到环路背景噪声分布,并和实际机组上的试验结果进行对比。建立管道模型的试验台架,并对管道模型进行了试验验证。根据试验数据得到用于计算泄漏量大小和泄漏位置的相关系数。通过核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证,为开发田湾核电厂1、2号机组在线的核电厂声学泄漏监测系统奠定了基础。      

设备冷却水系统放射性异常的响应分析

对于具有中间冷却系统的核电厂,当发生热交换器破损导致冷却剂泄漏时,需要及时判明放射性升高原因,采取有效措施控制和消除故障。文章通过回顾大亚湾核电站D2REN002RF热交换器泄漏和D1REN004RF传热管泄漏两次设备冷却水核岛热交换器泄漏的处理过程,分析具体故障原因和相应故障现象,并依据设备冷却水系统放射性的监测及行动要求,可归纳总结出设备冷却水系统放射性异常时的通用响应措施,并在故障原因确认和机组状态控制以及各阶段行动方面给出具体建议步骤,在其他具有中间冷却系统的核电站再次发生此类事件时可据此快速查找及隔离故障热交换器,以控制故障发展,减小热交换器泄漏事件后果。     

核电厂及设备的寿期和剩余寿期预测分析方法的研究

截至目前,全世界已有450多座在运核电厂,其中相当一部分核电厂是70年代建造的,这些核电厂已达到或接近预定寿期,在这种情况下,不对其设备进行寿期预测、评估而继续运行,对安全是极为不利的。而对于还没有到预定寿期的核电厂,为了安全管理的需要,其设备的寿期及剩余寿期也应预测。同时,也应对设备运行及核电厂运行的经济性如何这些人们普遍关心的问题进行预测。该文的目的是给出核电厂及其设备寿期与剩余寿期的预测方法。其方法是:通过对核电厂运行的经济性分析,给出预测核电厂寿期的方法;通过损坏计算法和概率统计法及设备运行费用经济性分析的方法给出核电厂的设备寿期与剩余寿期的预测方法;结果是:正确地给出了核电厂及其设备寿期与剩余寿期的预测方法;结论是:该方法适用于核电厂及设备,也适用于其他行业如化工行业的设施及设备。     

对日本柏崎·刈羽核电厂地震事故的思考

柏崎·刈羽核电厂在超设计基准地震发生后未造成严重事故，证明了日本核电厂具备抵御超设计基准地震的能力；日本在地震后如何检查、修复和恢复核电厂的运行值得密切关注；文中对一址多堆、地震与应急、业主与责任和地质地震调查提出了见解。     

Risk-informed decision-making related to the on-line maintenance

On-line maintenance (OLM) represents the term, which includes testing and maintenance that is performed when the main generator of the nuclear power plant is connected to the grid. OLM on one side helps to decrease the number of activities, which would be performed during the scheduled outage, but on the other side it may contribute to a different level of risk, if the activity is performed when the plant is operating. If the risk of OLM during the power operation is much larger than the risk of similar activity performed during the shutdown the OLM may not be the desired strategy. Additionally, if the risk of OLM during the power operation is not larger than the risk of similar activity performed during the shutdown, the OLM would be the preferred strategy.The objective of the paper is to show risk evaluations of selected OLM activities of selected real plants and to examine if the current practices are suitable for the new nuclear power plants.The results of risk evaluations of OLM and their comparison show that the criteria or guidelines developed for existing plants are not completely suitable for new plants. The new power plants with expected lower risk measures, which can be lower for more than couple of orders of magnitude compared to existing plants, would be able to deal with OLM in plant configurations which would increase the risk for orders of magnitude, but would still be acceptable in terms of risk, if the existing criteria or guidelines are used. Results suggest that the risk guidelines for the OLM should be updated for their use in the case of new nuclear power plants.