海上小型核动力厂设计中若干安全问题

随着海洋建设的大力发展,海上核能利用逐渐成为核工程及船舶工程领域的前沿热点。作为兼有核电厂与核动力船舶特征的创新产物,海上小型核动力厂在设计中考虑的制约因素将更为复杂。为促进制定满足通用核安全要求的总体设计方案、逐步建立配套的安全设计准则,以现行核电厂设计安全规定及安全审评原则为参考,结合核动力船舶的设计规范要求,就监管部门重点关注的若干安全问题进行探讨,并提出针对性的见解。相关内容对于海上小型核动力厂的工程设计与安全评价具有一定的参考意义。     

格架损伤燃料组件再入堆审评的思考

本文对岭澳核电厂和秦山第二核电厂格架损伤燃料组件再入堆的审评进行了探讨,根据相应法规、标准和国际国内相关经验,给出了相关问题的审评结论,并对格架损伤燃料组件再入堆问题进行了初步的探讨。     

核电厂应急柴油发电机组1E级励磁系统设计探究

核电厂应急柴油发电机组可在核电厂失去厂外电源的情况下,提供充足、可靠的电力。在设计基准事件出现以后,应急柴油发电机组也可以在保证核反应堆安全停堆的基础上,减轻事故后果。现阶段核电站应急交流电源系统为1E级系统。该文对核电厂应急柴油发电机组励磁系统的设计总体要求与具体设计措施进行了探究。     

浅谈核电厂通风空调系统的安全审评

该文以核电厂发电过程中通风空调系统的使用为例,分析了空调通风系统的安全审评过程。核电厂运行复杂,空调系统在整个系统中又占据重要地位,因此通风空调系统的安全审核就成为了核电厂的重要课题。     

核电厂化学和容积控制系统压力测量仪表检验周期延长论证分析

在核电厂长燃料循环周期的论证过程中,仪表标定周期延长的论证是很重要的一个部分。通过对化学和容积控制系统典型的压力测量仪表数据收集和统计分析,采用AFAL方法论证其周期延长的可行性。研究表明:该类仪表具有较好的稳定性,将检验周期延长到18个月后,其安全功能不低于原周期情况下的安全水平,周期延长可行。     

核电厂计量管理体系研究

核电厂将在国内进入一个高速发展的时期,而核电厂在生产过程中由于利用核能带来的放射性问题,在生产管理上有不同于常规电厂的特点。计量管理活动作为核电厂生产活动的重要组成部分,有其与常规电厂不同的任务和要求。本文分析了核电厂计量管理工作的特点与现状,对比了国内有代表性的两种核电厂计量管理体系的运作方式,对核电计量管理体系的建立从目标、内容、实施途径、关键工作等方面进行了探讨。     

福岛核事故后核电厂安全改进行动分析

在福岛发生了核事故之后,世界上各大核电国家对其核电厂相继展开了安全改进行动。中国、美国和法国等一些核电国家分别提出,在福岛核事故之后对核电厂的安全要求、建议还有行动进行了改进,并且制定了详细的工程措施:提高外部极端事件的防护,对严重事故预防与缓解制定策略,对通风、电、水等实体进行加强,限制发生严重事故下放射性物质的释放与应急手段。该文主要对福岛核事故后,核电厂安全改进行动进行了简要分析,并对其未来安全技术发展进行展望。     

工业探伤机安全距离判定及照射剂量水平研究

本文通过现场对探伤机放射性水平的监测,对工作场所划定一定的安全范围并通过计算得出工作人员年受照射计量,保证职业人员年受照射剂量达到国家标准要求限值,为今后的职业人员的安全工作十分有益,具有一定的指导意义,可作为今后工作的重要参考。     

10MW高温气冷实验堆建造许可证的安全审评(英文)

清华大学核能技术设计研究院目前正在设计建造我国第一座高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０），功率为１０ＭＷ。ＨＴＲ－１０的设计，体现了模块式高温气冷堆的先进特征，其中最主要的是固有安全特性。ＨＴＲ－１０的安全审评也是一个新的课题。本文阐述了ＨＴＲ－１０建造许可证审评中所遵循的依据和原则以及审评的主要过程和活动，讨论了审评过程中的主要安全问题，包括燃料元件、源项计算、事故分析、安全分级、包容体设计等。     

AP1000核电厂放射性废液处理工艺研究

随着我国核电的发展,AP1000作为第三代核电的代表,首次提出了非能动的理念,其放射性废物处理也有其自身的特点。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂单堆放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的放射性废液处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。     

中美新药申请制度之比较

FDA在新药研究申请和新药申请中所积淀的成功监管经验值得借鉴,我国相对宽泛的“新药申请”不利于行政监管资源的优化配置,可将“三改药品”改为“仿制药申请”程序或取消其市场定价权;从新药申请的安全性和有效性应优先于经济行政的角度,“形式审查”、“现场核查”可统一由国家药监局统一行使,同时要加强技术审评队伍建设,增加国家级评审人员和财政投入;在行政许可法框架内,建立评审机构与申请人之间的合作、交流、沟通的具体技术审评制度,加强对新药审评的行政指导和“过程性”监督,在确保新药上市的安全有效性的前提下缩短其上市周期。     

压水堆核电厂控制棒寿命分析

核电厂控制棒组件在反应堆堆芯承担功率调整和安全停堆重要功能.良好状态下的控制棒组件是核电厂安全运行的基本保障.近年来,国内外核电厂控制棒组件落棒试验超差,卡棒和破损等事件时有发生,严重影响到了反应堆安全和电厂可靠性.国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,这使得对控制棒寿命分析尤为重要.该文通过对压水堆核电厂控制棒在反应堆运行过程中的主要缺陷分析,以及对控制棒在各循环棒价值测量数据分析,提出了压水堆核电厂控制棒使用寿命建议.     

核电厂DCS设备监造与质量控制

集散控制系统DCS(Distributed Control System)作为核电厂的神经中枢,对保证核电厂的安全运行具有重要作用。本文根据设备采购与监造工程实践经验和相关法规要求,浅谈DCS设备质量计划的设定及在设计阶段、集成阶段和测试阶段的质量控制,为保证DCS设备质量提供参考。     

压水堆核电厂双层安全壳的施工进度优化研究

随着对核电厂安全要求的逐步提高,作为压水堆核电厂最后一道安全屏障的安全壳在过去的半个世纪内也发生着变化,自法国在上世纪七十年代在P4核电厂上首先使用双层混凝土安全壳至今,世界上越来越多的核电厂都采用了双层混凝土安全壳。一般情况下安全壳的建造位于核电厂土建工期的关键路径上,与安全壳相毗邻的厂房都受反应堆厂房施工进度的影响,由于双层安全壳的施工涉及内外两层安全壳,在进度计划中如何控制安全壳的建造工期,在核电厂的建设过程中具有重要的意义。文章以我国已建和在建的采用双层安全壳的核电厂为例,探讨了影响双层安全壳核电厂施工进度的若干问题,为下一阶段有效优化我国自主设计的装备双层安全壳的三代核电厂的土建工期提供了参考。     

核电厂培训大纲开发项目管理

确保核电厂安全、可靠的必要条件是要使核电厂的运行、检修、管理和技术支持人员获得并保持规定的资格和工作能力,实现核电厂安全和可靠地运行的目标不能仅靠设备和硬件的质量,更重要的是还取决于具有规定资格和工作能力并且能够履行其职责的足够数量的人员。根据国际原子能机构(IAEA)推荐,国际上已普遍认为系统培训法(SAT)是获得并保持核电厂人员资格和工作能力、保证人员培训质量的最好的培训方法。电站人员特别是生产领域关键岗位人员必须按照SAT方法开展培训以满足运行期对电站人员资格的要求,为此需要按照SAT方法开展岗位任务分析和岗位培训大纲开发工作。本文对核电厂生产领域关键岗位培训大纲开发项目的目的、意义及管理方法进行分析,为今后同类型项目开发总结经验。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

烟丝膨胀生产线焚烧炉燃气互换性应用分析

焚烧炉是烟丝膨胀生产线的关键设备,为保证安全生产的需要,需要用管道油制气取代液化石油气作为焚烧炉的燃料。通过对液化石油气和管道油制气的特性分析,并且经过理论计算,根据其华白指数和燃烧速度指数进行互换性的分析。此外还针对实际运行时两种燃料的燃烧效果差异,对焚烧炉做出相应的调整以满足各项工艺参数的要求。根据上述的理论和实际运行的分析,论证了管道油制气作为焚烧炉燃料的可行性。     

宁德核电厂外围环境土壤中放射性水平监测

为掌握环境介质土壤中重要γ核素放射性核素的活度浓度,将宁德核电厂运行前后环境土壤中γ核素放射性状况进行对比。经监测,与2009—2011年土壤中的γ核素本底水平相比,2016—2017年,宁德核电厂外围环境土壤中的54Mn、58Co、60Co、134Cs核素的活度浓度均低于探测下限,未检出。40K、137Cs核素的活度浓度水平无明显变化。这表明,宁德核电厂运行至今,其外围环境土壤中的放射性水平未见明显变化,在本底范围之内。     

303热室的辐射防护管理

303热室是从事反应堆材料、燃料辐照后检验的甲级放射性实验室。为确保303热室的运行和使用满足辐射防护的要求,经过安全技术改造,303热室在原有基础上形成了一套较为完善、有效的辐射防护系统。该文主要介绍了303热室的辐射防护系统,包括辐射工作场所的分区、辐射监测系统、剂量控制和三废管理等。