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2001海峡两岸核能学术交流研讨会

2001海峡两岸核能学术交流研讨会

  • 召开年:2001
  • 召开地:浙江海岩
  • 出版时间: 2001-11-04

主办单位:中国核学会

会议文集:2001海峡两岸核能学术交流研讨会论文集

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  • 摘要:运转中轻水式核能电厂的被动系统、结构与组件(以下简称SSCs),在刚开始运转时的高可靠度随着电厂老化而劣化.尤其较老核能电厂逐渐遭受到材料老化机制劣化效应的挑战,若干老化机制及影响甚至已引起相关SSCs损坏,这些损坏对于较老核能电厂构成持续运转安全上潜在的威胁,故如何进行老化管理及在良好的老化管理下进行机组延寿是进入中老化年期核电机组最重要的课题.美国核能电厂发电量在公元2006年以后若不进行延寿将以每年约1﹪的装置容量退减,若能就核电厂材料老化提出有效的管理,进而能通过多数机组额外20年的持照期之延寿(即共有60年之持照期),则可减缓美国能源因核能机组届龄40年除役造成装置容量急速减少的隐患.美国核能管制委员会(NRC)在1995年发布推动以发展逾20年成熟之安全度评估(PRA)技术应用于风险告知管制或运转的政策说明,并希望能借助PRA技术,协助核安的决策并增进管制的效率.此系基于PRA方法可整合其他方面科技,并透过量测春风险度,选择可接受的风险度供作决策依据.本文叙述如何以PRA技术整合核能电厂材料老化效应,并就若干老化机制原先未纳入建厂初期设计上考量,却造成后来在运转上实质对电厂设备损坏的动机,进而提出核能电厂之SSCs在寿命期内遭受流动加速腐蚀(FAC)老化效应并导致碳钢管路薄化对炉心熔损机率的影响评估,以及藉由PRA量化结果提供核电营运者在进行申请持照延寿决策时于老化管理上的参考.
  • 摘要:镍与铁在氧化物溶解度在运转温度中会受到冷却水pH<,T>之变化而改变,通常一次系统冷却水运转区间被控制于6.8于7.4之间,较高的pH<,T>运转有利于降低炉心外之辐射场强度,因此近年来各国大都朝较高的pH<,T>运转,自pH<,T>=6.9之调和式水化学改为修正式水化学,甚至为了提升式水化学之运转方式,使pH<,T>达7.4而大幅降低辐射场强度.本文以核三厂近年来数个燃料周期运转之pH<,T>变化,探讨蒸汽产生器通道与各区域辐射剂量率之演变趋势,提供今后采行不同硼/锂控制模式之参考.
  • 摘要:本文简要讨论了秦山三期重水堆核电厂的辐射防护准备工作.包括辐射防护程序体系、组织机构、剂量监测控制、放射性废物管理等.
  • 摘要:本文以实验动物作为实验对象,探讨了不同剂量照射下生物体的影响及不同剂量放射线对生殖机能影响的研究.
  • 摘要:世界核能的发展面临的最大挑战是公众接受性的问题.它源于公众对核能安全和废物处理的担心,但是不完全取决于技术因素.美国公众对核能的未来前景比较有信心,近年来公众对核能的好感也有所恢复,但还需要做出不懈的努力.日本核能的公众接受性在短短的几年间出现了转折,对政府发展核电的计划产生了很大的影响.德国的情况说明了核能问题的复杂性.和其他技术相比,公众容易过高估计了核能的风险.改善核能公众接受性的关键在于改变核能的风险特征,可以从宣传和限制核事故的后果范围等入手.
  • 摘要:本文介绍了秦山核电公司开展核电公众宣传的具体做法及工作中的几点体会.
  • 摘要:大陆高放废物地质处置将采用“三步曲”式的技术路线,即处置库选址和场址评价—特定场址地下实验室—处置库.即以处置库选址和场址评价为龙头,从地表调查和深钻孔勘查入手,评价场址的适宜性;此后建造“特定场址地下实验室”,评价深部地质环境,开展工程规模实验,进行示范处置;最后最终建成处置库.大陆的高放废物深地质处置研究从1985年开始,计划目标是于2030-2040年前后建成大陆的高放废物地质处置库,处置的对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料,处置库为竖井—坑道型,候选围岩为花岗石,位于饱和带中.经过全国筛选对比,已初步选定甘肃北山地区为重点预选区,该区地处戈壁、地壳结构完整、地壳稳定、人烟稀少、地质条件和水文地质条件均有利.2001年已施工完毕2口深钻孔(北山1号和2号孔),开展了地质研究、水文地质实验、地应力测量、钻孔电视测量、钻孔雷达测量等实验,获得了大量深部地质环境参数.已确定使用膨润土作为处置库的回填材料.已获得一批放射性核素在花岗岩和膨润土上的吸附、扩散数据、建立了模拟处置库温度、压力和氧化还原条件的实验装置.高放废物地质处置场址评价、放射性核素地球化学行为、回填材料研究和环境评价研究正在深入进行,并与联合国国际原子能机构等开展了卓有成效的合作.
  • 摘要:核能研究所所开发成功之PWR浓缩废液高效率固化技术(PWRHEST)已在台电公司马鞍山核电厂使用,新建的PWRHEST系统已经于1999年取代该厂原有的水泥固化系统纳入例行运转.PWRHEST系统包含一套浓缩废液的超浓缩系统与一套固化系统.超浓缩系统可将硼酸废液的硼浓度浓缩至110,000ppm以上以供固化,而获得高减容效果;固化系统由粉体进料单元,混合单元,以及输送单元组成,以PLC操控,可以全自动操作,亦可以视需要而转换为手动操作.该PWRHEST系统纳入例行运转已经将近三年,运转十分顺利,其高度的减容功能加上马鞍山核电厂的减废努力,已使其固化废料年产量,由1997年之356桶,陆续降为1999年之34桶及2000年之24桶;造就了奇迹式的减容效果.为了进一步发挥PWRHEST的功能,目前马鞍山核电厂正委托该核能研究所进行扩大固化废料项目这研究.PWRHEST已经与日立公司与法马通公司合作进行国外市场推广,日立公司并在核研所协助下,于日本日立市建立一座PWRHEST示范系统,积极推广日本市场.本文将就以上事项详加说明.
  • 摘要:本文简介绍了大陆在放射性废物法规建设方面的现状和成绩,并就各核设施运行、退役期间产生的放射性废物(包括不同放射性水平的废液、固体废物等)的处理、整备、贮存、处置现状作了较为详细的介绍,并提出了目前所面临的问题和一些科研工作的进展.
  • 摘要:为符合放射性物料管理局于1997年7月17日函发(低放射性废料分类补充规定),核电厂、核能研究、医、农、工等所产生低放射性废料内核种活度资料必须提报与A、B、C及超C类分类.本研究工作在组合一套货柜屋式整桶放射性废料计测系统,将计测系统置于货柜屋内,展开建立使用先进仪器计测废料桶内加马核种活度的方法.日、英、法、瑞士等核能先进国家近15年皆采用整桶废料分析仪(Whole drum waste assay system)进行Co-60、Cs-137等加马核种活度扫描,并以Co-60、Cs137核种为关键核种(Key nuclides),再利用比例因数(Scaling factor)计算难测α、β核种活度.本整桶废料分析仪含两台锗侦检器、Genie-PC分析软体、高压电源供应器等核仪模组系购自美国Canberra公司,另自行制作组合铅屏、旋转台、剂量计、地磅、控制界面模组、电脑等.亦灌制水泥、柏油固化体标准桶各一,以六支Eu-152标准线射源置放其中,作为锗侦检器效率校正之用.以整桶全量计测方式,配合Genie-PC Gamma Waste Assay Software(简称GWAS)分析软体,进行水泥/柏油固化体废料整桶加马核种计测.计测系统具有重废料、侦测桶表面剂量率及量测加马核种活度功能,均为废料最终处置必须基本资料.基于核种活度对于剂量这贡献,亦利用计测数据进行废料桶表面剂量率(D)对核种活度与能量(CE)建立函数经验关系式,将可为整桶废料加马核种活度计算的依据.
  • 摘要:中核清原公司作为中核集团授权的专门从事放射性废物处置工作的专业公司,目前有两个处置场分别在建和已投入运行.由于种种原因,这两个处置场没有配备无损检测设备.为此,经过广泛的调研,制订了一套适合我国国情的中低放废物包的质量控制方案.通过对废物产生单位废物管理的质量保证体系和技术规范的有效性和执行情况进行验证,结合对原始废物取样分析,对废物包进行随机破坏取样检测和接收监测等,达到控制送处的废物包满足处置场的接收标准的目的.
  • 摘要:台湾核能发电已将近20年光景,无可避免的都会产生放射性废料.为妥善处理放射性废料,确保人类健康与环境品质,而加强法规的研订、废料的减量措施、废料贮存与运送之管制及最终处置之规划.在健全放射性物料管理法制方面,原能会推动放射性物料管理法之立法工作,内容包括总则、核子原料及核子燃料之管制、放射性废料之管制、原则及附则等5章,并依据该法,授权研制11项子法草案.在推动放射性废料减容减量方面,2000年3座核能电厂低放射性固化废料产量为1,081桶,低于世界各核能机组之平均值.其中核三厂采来源减量与高减容技术,全年产量仅为24桶,已挤入压水式电厂世界优良排名前3名.在贮存安全管制方面,核一、二厂内已分别建立1座现代化贮存库.为提早蘭屿贮存场废料贮存安全,督促台电公司加速执行蘭屿贮存场锈蚀废料桶的检整重装作业,截至2000年年底,已完成3,200桶的检整重装工作.在运送管制方面,已依国际原子能总署1985及1990版运送规则,于2000年底修订完成(放射性物质安全运送规则).在低放射性废料最终处置方面,台电公司已于2000年10月完成(优先调查候选场址)乌丘乡小丘屿之(低放射性废料最终处置场址开发计量环境影响说明书),并将进行第二阶段环境影响评估,且将寻觅二处其他选场址之替代方案.台电公司并于2001年6月提出(小丘低放射性废料最终处置场开发计量投资可行性研究报告),送经济部审查.在用过核子燃料最终处置方面,原能会于2000年9月邀集学、业界代表,完成最终处置技术发展中程规划,将据以推动相关处置技术之研究发展.并要求台电公司依国际发展趋势及国内最新法规,修正(用过核子燃料长程处置计量全程工作规划书),将要求台电公司逐年月提出进度报告,以确保计量顺利推动.
  • 摘要:本文介绍了秦山核电厂完成定期安全审查的准备工作,包括审查范围、审查方法、组织管理、实施要点及经验与体会,对确保电厂今后的安全稳定运行有很大帮助.
  • 摘要:台湾电力公司为确保核能安全及核能电厂商用运转期间核能级蓄压组件结构之完整性和可运转性,从1988年开始即聘请了美国顾问公司依据美国机械工程师学会锅炉与压力容器法夫第十一部(ASME BOILER AND PRESSURE VESSEL CODE SEC.XI)分别规划了营运期间检测/测试计量及执行监查作业.依据台湾核能主管机关于1993年11月15日颁布之(核能电厂营运期间检测及测试之监查作业技术规范)及参照美国机械工程师学会锅炉与压力容器法规第十一部(核能电厂组件营运期间监查规则(Rules for Inspection of Nuclear Power Plant Components))规定,针对台湾电力公司三座核能电厂六部机组商用运转期间,核能一、二、三级蓄压组件所执行之焊道与蒸气产生管(或冷凝管)非破坏检测(Examination)及功能测试(Test)与不合格件之法规修理与更换作业,由台湾电力公司聘请主管机关认可之监查机构(AIA,The Authorized Inspection Agency)-核能研究所,指派授权监查督导员(ANIIS)及监查员(ANII)担任第三者监查(Inspection)查证以确认其作业符合有关法规、规章及品质保证之要求.本项工作自1995年7月1日迄今执行已逾越六年,期间在主管机关督导及台湾电力公司核能安全处、核能发电处及核电厂全力配合与协助下,已共同完成营运中三座核能电厂共二十五次机组大修相关核能级组件之监查作业,用作向主管机关申请机组再启动之依据,本文旨在介绍台湾核电厂之监查作业制度及报告核能研究所执行该项作业之心得.
  • 摘要:秦山核电厂已运行10年需开展定期安全审查(PSR)工作,由于这10年中安全标准、技术以及作为基础的科学知识和分析方法可能有显著变化,因此根据IAEA和国家核安全局关于核电厂定期安全审查要求,需应用和遵照现行新的安全法规、规范、标准和导则来开展审查工作.为此本文在结合秦山核电厂PSA的三个重要因素审查中对部分新的关键安全法规、规范的应用方面作简要论述.
  • 摘要:本文简要介绍了“电离辐射防护与辐射源安全基本标准”的主要内容及需要解决的主要问题.
  • 摘要:本文介绍了秦山核电公司参加WANO组织活动及参与WANO的各种交流中得到的经验.
  • 摘要:本文介绍了秦山三期重水堆核电厂放射性废物设计状况及国家环保部门对核电厂放射性废物处理和处置要求.
  • 摘要:(深地层处置)是目前公认处置(用过核燃料)较佳的方法.(深地层)特性之探勘、调查及量测等工作,经常需要特殊规格或设计的仪器,以克服其稀有并严苛的调查环境.(深地层)水样在取样至地表的过程中,因环境的变化对其水质的代表性,具有相当程度的影响.(深层地下水通井采样器)的研发与制作目标为:采样器本身需可承受50kg/cm<’2>(约500公尺水深的水压)的压力,并可于HQ尺寸(96mm)之地质钻井内的定点深度开启其入水口,以进行深层地下水的水样与溶解性气体的取样工作.根据一连串的测试结果揭示:(深层地下水通井采样器)的研发成果,完全符合设计要求.除了采样器本身的设计规格及量测理论的背景说明外,本文将以其对地下水溶解性气体(CH<,4>及CO<,2>)的取样及分析结果,来说明本研究的研发成果.
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