简介:日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了.提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要.毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行.本文的建议符合此原则并在文中说明了原因和根据.
简介:文章介绍了该实验室标准医用放射性活度测量装置的计量特性与控制,其各项性能指标均优于国家标准级活度测量仪检定规程所限定的要求。测量总不确定度小于±4%,经检定10种常用核素活度测量总不确定度均在±3.8%以内,57Co、241Am、137Cs、60Co4种核素,参加了全国核素活度计量比对,利用该装置测量提供的数据均在标准均值的±1.0%以内。多年来对装置进行严格地质量控制,连续3年用137Cs监督源监测,并建立了长期稳定性监控图,连续6年稳定性均控制在±0.6%以内;连续近两年对3种核素标准源进行测量准确度监测,其测量准确度的复现性137Cs和60Co小于1.0%,241Am小于1.6%。
简介:本文从AP1000废气活性炭延迟处理技术出发,以科研试验为依托,结合在役核电厂的运行经验,获得了一套可应用于各核电厂废气延迟处理系统的专用活性炭选型指标,为今后的工程设计、运行、改进提供了指导.
简介:压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。
简介:2004年1月6日至8日,国家环境保护总局在北京召开了全国核与辐射安全监督管理工作会议。这次会议是在全国核与辐射安全监管工作进入新的发展时期的一次重要会议。会议主要任务是:深入学习贯彻《放射性污染防治法》,回顾总结全国核与辐射安全监管工作的成果和经验.分析研究当前面临的新形势和新任务,研究部署今后核与辐射安全监管工作.在挑战和机遇面前,更新观念,理清思路,统一思想,齐心协力,努力开创全国核与辐射安全监管工作新局面。
简介:反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素(如壁面油污和锈斑)对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁面油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明:事故发生后1000s内,壁面油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。