田湾核电站配置风险管理体系

本文介绍了田湾核电站1-4号机组配置风险管理的适用范围、程序体系、组织机构和职责,说明了田湾核电站瞬时风险和累积风险阈值的设置方法以及阈值修订的管理流程,进入和退出风险管理矩阵的条件以及风险管理矩阵修订的管理流程,详细阐述了配置风险管理的实施方案,包括运行和维修配置风险管理流程、风险管理措施的制订和实施等。

田湾核电站西边坡抗震稳定性研究

田湾核电站西边坡为核安全相关边坡,在进行边坡的稳定性评价时,地震作用应根据核电厂的极限安全地震动(万年一遇)确定,且边坡稳定性系数需满足核电厂抗震设计规范要求。在深入研究核电站西边坡工程地质条件的基础上,考虑多种计算工况,采用极限平衡法和有限差分法对边坡的稳定性进行了综合评价。计算结果表明,原田湾核电站西边坡整体是稳定的,但在罕见强震作用下存在局部滑移的风险;经削方治理后的田湾核电站西边坡无论处于天然状态还是罕见强震工况下,边坡都是稳定的,不会对核安全相关建筑构成威胁。

田湾核电站海域潮流泥沙数值模拟研究

建立了基于不规则三角形网格的考虑波浪及其破碎作用的潮流泥沙数学模型,在对模型进行充分验证的基础上,对田湾核电站海域的潮流泥沙进行了数值模拟,对潮流场泥沙场特征进行了分析;对连云港港口扩建(旗台港区建设)规划方案对田湾核电站已建取水工程的影响进行了数值模拟研究,计算了取水明渠口门附近岸滩的冲淤变化及取水口设计水深等深线的位移。研究结果表明:连云港港口扩建后,已建的田湾核电站取水明渠口门附近水域变成泥沙淤积环境,滩面将会淤高,设计的取水口门水深等深线将会外移,核电站正常取水将会受到影响。

田湾核电站周边土壤及植物中^137Cs含量调查及人群内辐射风险评价

为了调查田湾核电站运行后土壤环境中核素137Cs放射性水平的变化及评估其对当地居民的健康风险,采用现场采样测定的方法,分析了田湾核电站装料2年后周边土壤及植物中137Cs的放射性水平,并与运行前的本底调查结果进行了比较,同时利用放射性核素对人群内辐射风险评价模型结合田湾地区居民饮食情况对人群辐射风险进行了评估.结果表明,核电站运行2年后周边土壤中137Cs的放射性水平与运行前相比总体上没有明显变化,但个别村镇点位的137Cs放射性水平升高;核电站周边植物中137Cs的放射性水平均远低于我国相关国家标准(GB14882-1994)和运行前的本底值;田湾地区高公岛居民核素137Cs的年总摄入量为18.62Bq·a-1,远低于我国国标成人限值(GB14882-1994).通过摄入137Cs引起的人群内辐射总致癌风险较低,为1.51×10-7a-1,其中超过50%的风险来源于摄入鱼类海产品.

田湾核电站18个月换料燃料管理策略

为实现田湾核电站1、2号机组长周期换料项目,制定了过渡到18个月换料的燃料管理策略。参考俄罗斯核电站管理经验,长周期换料项目需采用TVS-2M新型燃料组件。在正式向长周期燃料循环过渡前通过TVS-2M先导组件运行验证了混合堆芯相容性。TVS-2M组件入堆替换AFA组件将分成两个阶段,即前两个过渡循环装入带有包覆层的TVS-2M组件,后继循环装入不带包覆层的TVS-2M组件。田湾核电站两台机组经历4个过渡循环,逐步延长运行时间,最终达到480EFPD的循环长度。过渡循环和平衡循环均采用部分低泄漏堆芯装载,降低了对反应堆压力容器的中子辐照。田湾核电站18个月换料燃料管理策略提高了机组能力因子和经济性并具有灵活的循环长度。

田湾核电站1号机组第6循环堆芯装载策略及验证

田湾核电站1号机组第5次换料大修期间,根据燃料组件检查结果,开展了紧急换料设计。1号机组第6循环堆芯装载策略具有不同于正常换料的特点,例如燃料装载不对称、部分辐照过的燃料组件移动到对称象限、堆芯功率分布不对称等。另外,堆芯装载策略考虑了TVS-2M先导燃料组件的位置要求。经第6循环寿期初物理试验和堆内测量系统验证,堆芯装载方案设计结果满足各项测量准则要求,且堆芯运行参数符合设计预期。

连云港港扩建对田湾核电站取水影响及措施研究

基于TK-2D软件建立了连云港港和田湾核电站海域的潮流泥沙数学模型,在对模型进行验证的基础上,对连云港港口扩建(旗台港区3.5 km规划)方案对田湾核电站已建取排水工程的影响进行了数值模拟研究,计算了取排水明渠口门附近岸滩的冲淤变化及取水口设计水深等深线的位移。针对连云港港扩建造成的影响,对田湾核电站取水工程2种措施方案(即取水明渠向东延长方案和取水明渠及拦沙防波堤同时向东延长方案)的泥沙冲淤进行了研究,并采用常用的经验公式进行了校核。研究结果表明:(1)连云港港口扩建后,己建的田湾核电站取水明渠口门附近水域形成了泥沙淤积环境,滩面将会淤高,设计的取水口门水深等深线将会外移1402 m,核电站正常取水将会受到影响,必须采取工程措施;(2)取水明渠向外延长方案延伸段会发生明显淤积,取水明渠及拦沙防波堤同时向东延长1500 m可保证取水明渠口门设计水深,取水明渠内的泥沙淤积明显减少。

对田湾核电站首次装料前场内应急综合演习主要经验的讨论

本文对田湾核电站(TNPS)首次装料前场内应急综合演习准备过程中的实际做法和取得的主要经验进行了较为详细的说明和讨论,以便从中得到有益的启示。

田湾核电站取水头部总体布置中考虑的几个问题

结合田湾核电站取水头部总体布置,叙述了根据当地自然条件,遵循核电工程标准,进行海上取水构筑物平面设计时考虑的几个重点问题。

田湾核电站生物中^(137)Cs和^(90)Sr水平及公众内照射剂量评估

对田湾核电站1、2号机组周围15种生物中^(137)Cs、^(90)Sr放射性水平进行监测,并对所致的内照射剂量进行估算。结果表明:生物中^(137)Cs、^(90)Sr活度浓度范围分别为0.008~0.208 Bq/kg和0.007~1.010 Bq/kg。依据测定的数据,估算出核电站周围由膳食摄入^(137)Cs、^(90)Sr所致公众年待积有效剂量为:0.67μSv,其中贡献相对较大的是粮食和蔬菜。

港口开发建设对田湾核电站取水工程的影响

建立了基于不规则三角形网格潮流泥沙数学模型,在对模型进行充分验证的基础上,对连云港港口扩建(旗台港区建设)规划方案和埒子口港区规划对田湾核电站已建取水工程的影响进行了数值模拟研究,计算了取水口附近滩面的冲淤变化和等深线位移。研究结果表明:连云港港口扩建及埒子口港区规划实施后,已建的田湾核电站取水明渠口门附近水域变成泥沙淤积环境,滩面将会淤高,设计的取水口门水深等深线将会外移,核电站正常取水将会受到影响。

田湾核电站监督试样运输容器组件研制

为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结果表明,设计的监督试样运输容器组件满足GB 11806—2004的要求。目前,研制的监督试样运输容器组件已完成第1批监督试样的运输任务。

田湾核电站全范围仿真机综述

介绍田湾核电站全范围仿真机软、硬件构成,仿真范围,仿真机主要用途及其控制系统的仿真重点介绍了全数字一体化仿真控制室的特点。

田湾核电站长周期换料大破口失水事故分析

田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。

田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析

田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含58Co、60Co、95Nb、95Zr、51Cr、124Sb、54Mn、110mAg、59Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H’(3)/H^*(10)最大值为2.08,H’(0.07)/H^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H’(3)/H^*(10)最大值为2.58,H’(0.07)/H^*(10)最大值为10.7;堆本体H’(3)/H^*(10)最大值为1.25,H’(0.07)/H^*(10)最大值为26.4;主泵之外其他泵类设备H’(3)/H^*(10)最大值为3.80,H’(0.07)/H^*(10)最大值为55.6;阀门类设备H’(3)/H^*(10)最大值为1.15,H’(0.07)/H^*(10)最大值为4.18;其他物项H’(3)/H^*(10)最大值为1.53,H’(0.07)/H^*(10)最大值为2.16。检修人员弱贯穿剂量监测结果表明,Hp(0.07)/Hp(10)和Hp(3)/Hp(10)最大值分别为7.66和3.73,大修监测期间的个人剂量当量Hp(10)都在0.35 mSv以下,且这几次大修所有人员的个人剂量当量Hp(10)都小于2 mSv,由此可知Hp(0.07)和Hp(3)分别超过国家标准规定的个人剂量限值500 mSv/a及IAEA新限值20 mSv/a的可能性较小。根据弱贯穿测量结果,建议对主泵可抽取部件检修、反应堆水池清洁、KBA系统泵阀检修、放射性废物分拣等专项检修人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。

田湾核电站堆芯捕集器的设计简介

在田湾核电站堆芯捕集器的设计中,综合采用了压力容器外包容装置、非能动供水冷却堆芯熔融物包容体金属表面以及用"牺牲性"材料改善熔融物特性和降低热流密度等项技术;利用SCDAP/RELAP和MELCOR两个独立的程序包分析了压力容器内堆芯的损坏、碎片的分布、熔池的形成、压力容器熔穿和熔融物转移到堆芯捕集器等的动态过程,并对堆芯熔融物、"牺牲性"材料、金属材料等之间的物理、化学反应和热交换器的热工水力特性进行了实验研究。

田湾核电站附近海域海水中^(137)Cs活度浓度分析与评价

介绍了田湾核电站附近海域海水中^(137)Cs的监测方案以及质量保证措施,给出了电站投运后^(137)Cs通过气态途径与液态途径的排放量以及2004—2015年的监测结果,并将监测结果与本底调查结果及海水水质标准规定的数值进行了比较。监测结果表明,电站运行前后海水中^(137)Cs活度浓度与本底调查结果有明显差异;监测结果远小于海水水质标准规定的数值。

田湾核电站职业健康监护体系

简要介绍了江苏核电有限公司(田湾核电站)职业健康监护体系的目的、任务、医学监督组织、人员资格和实施办法,希望在不远的将来、在国内核电站之间,建立统一的、标准化的职业健康监护体系,加强技术交流和经验反馈,从职业健康角度为核电厂的安全运行提供有力保障。

堆内换料监测系统安装及拆卸方法优化

田湾核电站堆内换料监测系统(RMS)的探测器安装在堆芯围板中,作为堆外核测系统源量程的补充,用于堆芯换料期间中子的监测。本文对RMS系统进行简要介绍,针对俄罗斯原设计的系统安装和拆卸方法存在的问题,比如机械化程度低、占用大修主线时间长和工作风险高等,田湾核电站进行了深入研究和优化,在应用中取得了良好效果,文中对优化过程及应用效果进行了详细介绍。