核电厂反应堆水池覆面焊缝的阵列涡流检测

核电厂反应堆水池普遍采用不锈钢覆面结构,在建造和运行期间均发生过泄漏现象。从覆面结构特点出发,开展了覆面焊缝的阵列涡流检测试验,主要探讨平面对接焊缝中人工刻槽和孔型缺陷的可检出性。结果验证了阵列涡流用于反应堆水池焊缝缺陷检测的可行性。通过对某电厂在役检测期间的反应堆水池焊缝进行阵列涡流检测,总结了其特点及存在的问题,可为核电厂在役期间水池查漏提供参考建议。

核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险控制

核电厂反应堆水池异物在打捞过程中存在放射性污染扩散及外照射风险,尤其是被中子活化后的金属异物,打捞过程中存在人员超剂量照射风险。本文讨论了一回路异物出水的辐射风险控制,对一回路异物来源、分类、出水风险等内容进行了分析,通过相关软件建模计算不同辐射水平的一回路异物出水对工作场所的影响,并根据影响程度制定相应的辐射风险防护与控制措施,为相关工作的开展提供了防护方案。

M310型压水堆机组换料大修反应堆水池水质浑浊研究与处理

核电机组换料大修装、卸料前反应堆水池充满水后水质浑浊将导致无法正常执行装、卸料工作,从而延误大修主线,延长大修工期,给核电厂带来较大经济损失。本文根据M310型压水堆机组换料大修期间一回路冷却剂及反应堆水池水质变化情况进行全面分析,识别出可能导致反应堆水池充水后水质浑浊的主要因素,并结合机组大修期间相关系统实际运行工况综合考虑分别制定对应的改进策略,经实际验证效果显著,能够有效改善反应堆水池充水后水质浑浊度,可供同行电厂参考。

核电站大修卸料前反应堆水池水质浑浊原因分析

介绍了某核电站大修卸料前反应堆水池浑浊事件,从反应堆水池浑浊前操作、引起水质浑浊的物质来源、污染过程等方面对浑浊原因进行了分析,介绍了处理措施。

核电站大修反应堆水池充水后水质浑浊原因分析

介绍了核电站机组大修过程中反应堆水池水质浑浊现象,分析了产生反应堆水池浑浊的可能原因,提出了处理措施。

浅谈AP1000反应堆堆腔水池楼梯布置方案

AP1000反应堆堆腔水池上下楼梯布置为竖直爬梯,且中间无休息平台。调试和大修期间存在极大的坠落安全风险和体表沾污风险,而CPR1000反应堆堆腔水池楼梯采用的是45°斜爬梯布置。论文重点就AP1000反应堆堆腔水池楼梯布置可行性方案进行研究分析,并提出相应的优化布置方案。

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100keV-500keV范围内。给出了所监测设备表面的H*(10)、H'(0.07)和H'(3)值,3种泵类设备的H'(3)/H*(10)平均值为1.31±0.09,H'(0.07)/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H'(3)/H*(10)平均值为1.40±0.20,H'(0.07)/H*(10)平均值为15.1±3.2;4种阀门类设备的H'(3)/H*(10)平均值为1.32±0,17,H'(0.07)/H*(10)W平均值为14.6±3,5;堆芯水池和换料水池的H'(3)/H*(10)平均值为1.29±0.10,H'(0.07)/H*(10)平均值为8.5±1.1.所有弱贯穿调查设备的H'(3)/H*(10)总体平均值为1.32±0.12,H'(0.07)/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。

深水池低温供热堆的研究进展

新的深水池低温供热堆堆芯在一个大而深的水池之中，利用水的静压力提高堆芯出口温度，从而满足区域供热系统的需要，这种供热堆结构简单，技术现实可行，当设计功率达到１２０ＭＷ或２００ＭＷ的规模时，投资和供热成本都比较低，采用深水池３型（ＤＰＲ－３）的天津核供热项目，已完成概念设计，初步选址及初步环境影响评价，并通过了中国有关部门的批准。目前，该项目正在准备展开工程实施工作。关键词：