东部区域核事故核素大气扩散特征研究

为分析核事故时东部不同地区放射性核素大气扩散特征的差异性,通过利用区域尺度天气预报模式WRF和高斯大气扩散模式研究了东部区域尺度以及部分核电厂周边的大气弥散因子分布特征。结果表明:东部区域尺度计算网格中心点周边500 m和5000 m处大气弥散因子的最大值分别为10-3 s·m-3量级和10-4 s·m-3量级;不同核电厂距离中心点500 m处的大气弥散因子最大值在10-4 s·m-3量级,距离区域中心点5000 m处的大气弥散因子最大值在10-6～10-4 s·m-3量级之间;针对不同核电厂距离中心点500 m处和5000 m处大气弥散因子比较发现,前者昌江核电厂大气弥散因子最大值最高;后者秦山核电厂大气弥散因子最大值最高。可见不同地区的核电厂受气象场影响其大气扩散特征存在差异。     

福建漳州沿海大气扩散特性的数值分析与模拟

用福建漳州地区的实测气象资料, 结合风场诊断、轨迹分析和随机游走模拟方法, 分析漳州核电厂所在地小尺度( 40 km ×40 km) 范围内的大气扩散特性, 并与现场扩散示踪实验数据比较。结果表明, 该地区的扩散输送总体受天气系统和海陆风环流二因子影响。研究范围内的风场在水平方向的空间变化不大, 扩散烟流基本平直。海陆风环流因子所致的风场时间变化和风向摆动对当地扩散有重要意义。随机游走模拟方法较好地反映出当地大气扩散的定量特征, 但复杂地形与海岸气象条件的联合作用, 仍使模拟结果与示踪实验结果的统计比较显得离散。     

全堆芯格林函数方法的格林函数库的建立

提出了利用微扰正向扩散计算方法的思想,建立了全堆芯格林函数方法（ＣＧＦＭ）中的格林函数库。利用格林函数库取消了内迭代,从而大大提高了中子扩散方程的求解速度。针对我国秦山核电厂的外－内和低泄漏两种布料方案进行了校核计算。结果表明,计算精度与格林函数节块方法（ＮＧＦＭ）相当,计算速度提高近９倍。     

动态故障树在主蒸汽管道破裂事故风险评价中的初步应用研究

冗余设计使核电厂系统广泛存在复杂时序失效行为,而基于静态故障树(Static fault tree, SFT)的事故风险评价无法对时序失效行为进行准确模拟。为解决这一问题,本工作提出一种基于事件树+动态故障树(Dynamic Fault Tree, DFT)的事故风险分析框架,并以典型三代压水堆主蒸汽管道破裂事故为例,开展动态事故风险案例分析。首先,建立主蒸汽管道破裂事故的事件树模型以及相关系统的DFT模型;其次,将系统故障树分为DFT模块和SFT模块,并将DFT树模块替换为超级事件参与后续计算;最后,采用割集法计算案例结果,并在相同条件下与传统SFT方法进行对比。案例分析结果表明：(1)相较于SFT方法,所提方法更为贴近系统的真实失效场景;(2)针对文中案例所提方法可以降低相关系统失效概率与部分事故序列的发生频率、有助于释放保守风险。     

浅谈石料生产线二级破碎设备选型的有关问题

石料生产线设备的选型对于满足施工现场需求、石料级配、针片状含量等影响很大,讨论研究石料生产线设备的选型工作对于石料生产施工而言意义重大。本文总结在台山核电厂淡水水源工程中使用的石料生产线二级破碎设备选型的认识,为今后类似工程提供借鉴和参考。     

宁德核电厂外围环境γ辐射连续监测系统

该文主要介绍宁德核电厂外围环境γ辐射连续监测系统,讨论建设时应关注的问题、监测点位和监测项目以及监测系统组成。采用性能稳定、灵敏度高的高压电离室和能够识别核素的碘化钠谱仪,利用计算机和网络传输技术,实现监测系统自动化,满足监督监测要求。     

核电厂营运单位应急响应能力评估方法研究

结合核电厂营运单位的应急准备工作和核安全监管部门的监管机制与日常监督检查工作,同时充分考虑应急响应能力的构成要素及其特点,建立了一套核电厂营运单位应急响应能力评估方法。该评估方法包括定量化的性能指标的评价体系和定性的检查发现的评价体系,以及两体系在显著度确定程序的辅助下形成综合评价结果。评估方法可协助发现核电厂营运单位在应急响应能力方面存在的问题,合理分配职责及监管资源,指导和规划营运单位和监管部门的响应行动。     

CPR1000核电厂主给水泵备用泵启泵逻辑优化

核电厂的安全运行越来越受到人们的关注,首先介绍了CPR1000核电厂主给水系统的特点及功能,针对核电厂调试过程中出现的主给水泵备用泵无法正确联锁启动的问题进行了分析,充分考虑核电厂主给水泵运行的各种工况,对主给水泵备用泵启泵逻辑进行了优化,增强了核电厂运行的安全可靠性。     

核电厂人的可靠性研究及其数据库的建立

本文描述了我国开展核电厂人的可靠性研究的状况及人的可靠性数据库的研制和建立,着重就人的可靠性分析的三个方面以及数据库的设计目标、系统配置、数据库的结构设计等方面作了阐述,为我国核电厂ＰＳＡ中的ＨＲＡ打下了初步基础．     

秦山第二核电厂1#与2#环吊控制系统改造

秦山第二核电厂1#与2#环吊自机组投运以来,已经使用了近10年.电控设备老化严重,并且由于部分设备型号陈旧,生产厂家已经不再生产,备品备件采购不到.导致设备的故障率逐年升高,检修时间逐年增加.通过对环吊控制系统进行升级改造,环吊的故障率明显降低.环吊控制系统改造的顺利实施对秦山第二核电厂其他系统的改造有一定的指导意义,所获得的经验也可供其它核电厂参考.