简介:福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南(SAMG)的制订已经成为国内核安全监管要求.核电厂制定了应急运行规程(EOP)用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题.本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考.
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: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%。