压水堆核电厂控制区人员进出管理浅析北大核心CSCD

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。     

某核电厂潜在表面污染风险管理探讨

某核电厂采用了国际上比较先进的 “EVEREST”进出控制区模式,人员可以穿着普通劳保服进出辐射控制区。为避免或减少辐射控制区内因设备意外泄漏导致的污染扩散和人员沾污,该核电厂控制区采用潜在污染风险管理方式,包括通过分析反应堆回路主要设备的放射性介质包容可靠性以及已发生的污染事件原因,识别潜在污染区域,对控制区进行污染分区,并对潜在污染区和实际污染区设置边界,对进入的人员进行相应的防护。     

压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。     

压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究

简要分析了M310/CPR1000、EPR和AP1000三种堆型正常运行裂变产物源项计算中存在的问题,结合法规标准的要求,以及近年国内核电厂的运行实践、源项审评和研究成果,从源项应用目的出发,研究提出了一套适用于我国压水堆核电厂裂变产物源项计算的框架。该框架理顺了核电厂裂变产物源项的计算流程,规范了不同堆型核电厂裂变产物源项的计算方法,为解决国内核电厂裂变产物源项计算中长期存在的问题提供了基础,可供核电厂源项计算时参考。     

群堆运行模式下核电厂的控制区出入监测及其系统联网改造

探讨了核电厂群堆运行模式下的辐射控制区出入监测及其防护管理,分析了群堆模式下控制区进出人员授权、个人剂量、污染监测与控制等辐射防护实践中面临的新需求;以秦山第二核电厂为例,介绍了其为实现群堆模式下控制区出入监测的统一管理而进行的联网技术改造,同时阐述了技术改造方案及实施过程中遇到的问题和解决方法。     

线性趋势外推法测算核电厂辐射基准点中子剂量率

基于压水堆核电厂核功率与堆芯平均热中子注量率成正比的物理原理,提出线性趋势外推测算辐射基准点中子剂量率的方法,给出了外推原则。用线性趋势外推法分析了两座CPR1000核电厂部分高中子剂量率辐射基准点历史数据,该方法外推数据可靠性优于历史外推数据,且可用于检查实测数据的可靠性。对某三代技术路线压水堆核电厂辐射基准点中子剂量率外推方法进行了简要分析。     

基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。      

CPR1000放射性废气处理系统改进的可行性分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性废气处理系统的工艺流程,并与第三代核电技术放射性废气处理工艺进行了比较,对当前CPR1000放射性废气处理系统提出了改造设想。经初步分析,认为对CPR1000放射性废气处理系统改造具有可行性,其技术方案在后续核电厂设计改进或在役核电厂改造中也具有很大的应用潜力。     

先进压水堆核电厂运行模式设计思路研究

对压水堆核电厂运行模式设计进行全盘统筹考虑,提出先进压水堆核电厂运行模式的一种设计思路。这种设计思路明确了设计运行模式时需要统筹考虑的各个方面,安排各个方面的设计次序,对各个设计方面提出了需要特别关注的环节;研究了3种运行模式,即:基负荷、调硼负荷跟踪及不调硼负荷跟踪运行模式,给出各自的特点及设计思路,最后给出了本设计思路指导下的调硼负荷跟踪和不调硼负荷跟踪运行模式的设计结果,这些设计结果已应用于CPR1000和第三代核电站,表明本文所研究的压水堆核电厂运行模式设计思路是切实可行的。     

国产先进压水堆核电厂通用调试导则的设计方法

通用调试导则作为核电厂调试的基础性技术指导文件之一,其作用是针对核电厂中同类型设备、部件或某种给定类型试验给出通用试验方法。基于国内外核电厂调试相关法规和标准的要求,分析国产先进压水堆核电厂的设计特点和调试工作的实际需求,制定了一种国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件的设计方法。通过核电厂主要设备和功能梳理、导则试验项目筛选、标准化分析等关键步骤,同时结合国产二代压水堆核电厂调试经验,设计了一套具有自主知识产权、标准化和规范化的国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件体系,并在此基础上确定了一种新的文件分类和编码形式,降低文件被错误使用和引用的风险,一定程度上减轻了调试人员的工作负担,同时满足文件的使用、管理和归档要求。      

核电站控制区进出模式——EVEREST

介绍了一种新型的核电站控制区进出模式——EVEREST模式。这种新型模式有其独特的优势,也对污染分区管理提出了更高的要求。我国台山核电站将在国内首次采用这种新型模式。     

基于PDMS平台的模块三维设计系统研究开发

在核电厂建造过程中,采用模块化建造技术是缩短建造工期和降低造价的有效方式之一.二代加百万千瓦级压水堆( CPR1000),作为国内主要的二代加核电堆型,其建造技术已相当成熟,在国内已形成批量化建造,但是在缩短工期、降低造价方面还有潜力可挖,因此,积极推进CPR1000模块化技术开发与应用研究意义重大.本研究以CPR 1...     

压水堆核电厂冷却剂碘同位素活度比值131I/133I与燃料完整性关系研究

压水堆核电厂正常运行期间燃料元件破损会造成一回路裂变产物活度升高,碘同位素活度比值131I/133I是行业内最常用的判断燃料破损情况的指标之一。本文介绍了压水堆正常运行期间冷却剂131I和133I的产生来源和迁移过程,建立模型估算了燃料完整、小破口和大破口情况下131I/133I范围,并通过在运CPR1000型压水堆核电厂的运行监测数据对计算模型进行了验证,两者符合得较好。     

CPR核电厂半速汽轮机调速系统模型参数仿真试验的应用与研究

岭澳核电站二期为国内首次采用百万千瓦级中国改进型压水堆核电技术(CPR1000)的核电半速汽轮机组,如何通过仿真试验获取汽轮机调节系统的模型参数,对于核电厂和电网的安全稳定运行都有着重要的意义。通过分析岭澳核电站二期ALSTOM半速汽轮机调节系统的特性,提出了半速汽轮机调节系统的仿真试验方法。通过对仿真试验结果的分析和参数辨识,获得了ALSTOM半速汽轮机调节系统的静态模型参数,这对岭澳核电站二期和后续CPR1000核电厂的长期稳定运行有着重要的意义。     

DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究

简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式.分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点.给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围.     

Mode-C运行与控制模式设计技术研究

本文基于运行与控制模式设计,结合核电厂的运行需求,针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点,首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计、核电厂运行范围设计等设计步骤,研究Mode-C运行与控制模式的设计技术。结果表明：采用Mode-C模式的压水堆核电厂能根据负荷变化需求选择执行单变量自动控制模式或双变量自动控制模式,实现了设定的控制策略,Mode-C运行与控制模式的设计技术在反应堆物理专业方面是可行的。     

主泵提升装置在核电厂NCC&CFT的应用

简要介绍中国改进型三环路压水堆(CPR100)核电厂一回路冲洗试验(NCC)和冷态功能试验(CFT)中主泵的安装调试现状。在核电厂主泵电机缺位的情况下,对主泵转子提升装置进行了使用试验,结果表明该提升装置安全可靠、性能优异,可推广至CPR100及欧洲先进压水堆(EPR)核电厂项目建设,以降低施工风险。     

核电厂安全壳超压失效概率及过滤排放系统启动压力分析

根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量.结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR100...     

压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨

研究分析了压水堆核电厂中¹⁴C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中¹⁴C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放¹⁴C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的¹⁴C排放限值管理带来的挑战,提出了¹⁴C的减排和资源化利用建议。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

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...