华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

秦山第二核电厂大修期间场所弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂多次大修期间,对泵类设备、反应堆换料水池、蒸汽发生器、阀门类设备的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。这些设备表面主要沉积的是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、¹²⁴Sb、⁵⁹Fe、⁵⁷Co和^110mAg等放射性核素,发射的β射线能量主要在100 keV~500 keV范围内。给出了所监测设备表面的$\dot{H}$·^*(10)、$\dot{H}$·′(0.07)和$\dot{H}$·′(3)值,3种泵类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.31±0.09,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为7.8±0.4;蒸汽发生器热端衬板和冷端衬板的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.40±0.20,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为15.1±3.2;4种阀门类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.32±0.17,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)的平均值为14.6±3.5;堆芯水池和换料水池的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.29±0.10,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为8.5±1.1。所有弱贯穿调查设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为1.32±0.12,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为11.4±4.1。结合测量结果,建议主泵、余排泵、蒸汽发生器检修人员和换料水池去污人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

双层连续组合梁弹塑性状态的界面滑移

考虑了上层混凝土开裂及钢筋与混凝土之间滑移对梁变形的影响.根据剪力连接件的实际力学特性,采用简化后的线弹性弹簧来模拟钢筋 混凝土界面以及钢梁 混凝土界面的剪切滑移,并结合内力-变形关系推导出双层钢 混凝土组合梁的上下层界面滑移微分方程.在分析过程中偏保守地假设负弯矩截面上缘混凝土板抗拉刚度降为零.为验证该解析法的合理性,采用非线性较强的有限元软件Abaqus建立了空间模型,模型考虑了剪力连接件和材料的非线性.有限元计算结果表明,通过2种方法所得的界面滑移数值和趋势比较吻合,该解析法用于分析双层连续组合梁的滑移变形是可行的.     

关于职业照射个人剂量监测范围与源相关监测的讨论

对个人剂量监测管理中的监测范围、剂量监测的源相关评价问题进行了讨论,分析了这些问题的来源、问题的核心并探讨了解决这类问题的途径。     

马氏体不锈钢上充泵的去污研究

本文介绍了某核电站在换料大修期间进行的马氏体不锈钢上充泵去污工作。针对马氏体不锈钢在常规去污过程中出现的沉积现象,分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性,通过改进去污工艺,调整去污工艺的pH值,缩短反应时间,以及降低反应温度,防止了马氏体不锈钢的沉积现象,同时又保证了工艺的整体氧化还原能力。本文总结了此次上充泵去污工作的经验,希望对未来马氏体不锈钢的去污工作提供借鉴。     

核电厂典型放射性热点的管理控制与优化

放射性热点的管理是核电厂辐射防护管理核心项目之一。基于秦二厂多年的实践经验,本文从放射性热点的清单建立、分析和处理制度、协作管控机制等方面进行了阐述,并总结建立了一套有效的压水堆核电厂放射性热点管控优化体系。这套体系在秦二厂进行了应用,有效地提升了电厂对热点的管控能力,降低了热点管控的成本,提高了辐射防护运行业绩。相关方法和措施可为其他核电厂的放射性热点管理提升提供参考。