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沉积于一回路系统设备内壁的活化腐蚀产物是压水堆核电厂停堆工况下的主要放射性来源.文中选择CPR1000停堆换料期间放射性浓度较高的活化腐蚀产物58Co作为研究对象,分析该核素在停堆开盖过程中放射性浓度变化的影响因素,并建立相应的放射性浓度计算模型.计算结果表明,一回路净化流量和附着于设备内壁的58Co释放率是影响停堆期间一回路冷却剂58Co放射性浓度变化的主要因素,同时从理论上得出了CPR1000机组停堆净化工序能够使得一回路冷却剂内58Co放射性浓度降至相关停堆放化控制限值内的结论. 相似文献
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基于VVER机组停机过程中辐射源项的释放和迁移原理,本文结合系统的设计功能建立了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制方法,提出了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制体系。该体系经某VVER核电机组验证,通过一回路pH和溶氢等水化学控制措施,可以降低设备的腐蚀速率和腐蚀产物被活化的几率。使用一回路冷却剂净化系统(KBE)、冷却剂贮存系统(KBB)树脂床对一回路介质可以实现对放射性核素的有效净化,其中一回路贮存水箱的净化效率可以达到90%以上;系统介质或者外接冲洗设备对高剂量率系统设备进行冲洗、净化,净化效率可以达到50%以上。结合VVER机组辐射源项控制经验和最新的源项控制技术,提出了后续VVER机组辐射源项控制的优化和研究方向。 相似文献
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有效降低压水堆机组反应堆冷却剂系统(RCP)材料腐蚀速率的同时有效去除活化腐蚀产物,可降低堆芯外辐射场、减少工作人员受照剂量,从而确保核电机组大修工作的顺利展开。某三代PWR机组采用富集硼酸(EBA)进行反应性控制的同时,利用其在功率运行期间对RCP系统冷却剂实施水化学控制的显著优势,同时在机组首次大修期间对停堆水化学控制工艺采取的改进措施(包括碱性环境向酸性环境转换、还原环境向氧化环境转换、强制氧化期间多次向一回路添加双氧水维持氧化性、化学和容积系统混床最大流量净化等),在机组停堆下行阶段实现了降低机组辐射剂量并减少工作人员受照剂量的目的。 相似文献
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为了定量分析反应堆冷却剂加锌工艺对一回路系统堆芯外放射性水平的影响,本文结合描述材料微观腐蚀过程的混合传导模型(MCM)和描述腐蚀产物活化、迁移及沉积的宏观输运模型,形成了能够系统性描述一回路结构材料腐蚀-活化-迁移的联合模型,并通过遗传算法分析及文献调研确定模型各主要参数。经校验表明该模型能够有效计算正常运行工况下一回路中结构材料的均匀腐蚀程度,同时也能给出结构材料表面沉积层的放射性活度分布。使用该模型对加锌前后系统内不同分区的活度分别进行了计算,结果表明加锌工艺能显著降低一回路堆芯外放射性水平。 相似文献
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水冷聚变堆中结构材料活化腐蚀产物和冷却剂活化产物是正常运行工况下的最主要放射性来源,也是反应堆运行及维护过程中工作人员辐照剂量的直接来源。本文使用CATE V2.1程序对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)LIM-OBB(Limiter-Out-Board Baffle)冷却回路的活化腐蚀产物和水活化产物进行模拟计算,并根据CATE模拟得到的放射性活度通过点核积分程序分别计算正常运行1.2 a及停堆15 d的剂量率。计算结果表明,反应堆运行期间冷却剂活化产物比活度和剂量率远大于结构材料活化腐蚀产物,而停堆后冷却剂活化产物迅速衰变完,结构材料的活化腐蚀产物成为比活度和剂量率的主要来源。 相似文献
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58Co是压水堆核电厂活化腐蚀产物的核心γ源项核素,受pH值和温度变化影响,含58Co的活化腐蚀产物溶解度将持续发生变化。福清核电厂在执行某次机组调停小修过程中,一回路冷却剂中的58Co活度浓度,随冷却剂温度下降而持续上升;在完成某次换料大修卸料工作后,乏燃料水池水温上升,池内58Co活度浓度也随之升高,导致乏池表面最高γ剂量率达到了设计值的10倍左右。通过分析两个案例中,58Co活度浓度、γ剂量率水平和温度变化趋势,对比工艺系统的运行记录,可以确认:两次58Co活度浓度的升高,均与溶液温度密切相关。分析结果表明,在酸性环境下,含58Co的活化腐蚀产物,其溶解度在一定温度范围内具有正温度系数,溶解度将随温度上升而增大;达到最大值后,溶解度表现出负温度系数,溶解度随温度上升而减小。根据该结论,通过启动乏燃料水池备用冷却回路,降低乏池温度,成功减小了池内的58Co活度浓度,乏池表面γ剂量率迅速恢复至正常水平,避免了后续燃料操作人员的额外剂量照射。该实践的成功,对抑制和去除压水堆核电厂活化腐蚀产物中的58Co,提供了新的思路。 相似文献
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中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放,对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆,在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中,并随冷却剂迁移到非辐照区,使非辐照区的设备也带有放射性。本文研究了反冲释放在反应堆内的作用方式,建立了反冲释放的计算模型和程序模块,并集成到活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,利用改进后的CATE程序,计算分析了堆芯与蒸汽发生器中主要的活化腐蚀产物核素58Co与60Co在考虑反冲释放前后的数值,明确了反冲释放效应的影响程度。计算结果表明:考虑反冲释放前后堆芯处58Co与60Co活度的比值有所下降,而在蒸汽发生器中的比值则有所上升;反冲释放的总作用概率与腐蚀产物层厚度相关,会随着反应堆的运行而逐渐降低,反应堆运行初期作用概率的数量级在10-1,对活化腐蚀产物的迁移有显著影响,100 d后作用概率的数量级下降到10-3,对活化腐蚀产物源项的影响较小。 相似文献
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为尽量减少秦山核电厂一回路系统设备的腐蚀,以及减少冷却剂循环污染和降低一回路系统的放射性,在冷态试验和热态功能试验阶段,堆装料、启动和功率运行试验阶段,都进行了一回路水质控制。本文介绍了一回路水质控制方法,并着重介绍了冷却剂的pH值、氯离子、溶解氧、溶解氢的控制以及硼与锂的协调。秦山核电厂的调试获得令人满意的成功,一回路水质控制也是卓有成效的。 相似文献
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聚变堆水冷回路中结构材料与冷却剂接触后产生的腐蚀产物随冷却剂流经堆芯辐照区时,极易被中子活化,活化后的腐蚀产物形成一个辐射场,在反应堆维护及检修过程中会对工作人员产生较大的职业照射剂量。在活化腐蚀产物源项分析程序CATE V2.1的基础上,对计算模型进行改进,开发出基于四物相三节点模型的活化腐蚀产物源项分析程序CATE V3.0,全面考虑了活化腐蚀产物的多种物质形态(氧化层、沉积层、离子、颗粒)在水冷回路中的主要行为,从而可以更加准确地评估活化腐蚀产物导致的迁移源项。使用活化腐蚀产物源项程序CATE V3.0对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的偏滤器水冷回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在偏滤器水冷回路中的分布以及随时间的变化规律,并将CATE V3.0模拟得到的放射性活度通过点核积分程序计算出反应堆正常运行1.2 a的剂量率。结果表明:辐照区的放射性活度主要来自氧化层,非辐照区的放射性活度主要来自沉积层;在反应堆运行期间,放射性活度主要来自短寿命核素64Cu和60Com,但剂量率主要来自长寿命核素58Co和60Co;停堆后,短寿命核素会迅速衰变消失,长寿命核素成为水冷回路中的放射性活度和剂量率主要贡献者。 相似文献
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本文分析了福清核电厂1号机组停堆沉积源项调查发现的一回路管道内壁58Co和60Co表面活度水平、剂量率贡献以及随机组运行时间发生的变化情况,并介绍了压水堆核电厂活化腐蚀产物的形成、沉积及存在形式。通过分析201大修主泵停运对氧化运行效果及蒸汽发生器(SG)下封头辐射水平的影响,结合酸性氧化环境下腐蚀产物溶解度变化的特点,提出改进主泵停运时机以提高氧化运行效果的建议。另外,还分析了阀门密封面维修导致向一回路系统引入含钴金属颗粒对机组源项的影响,建议严格控制阀门维修过程以减少59Co进入一回路系统。 相似文献
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介绍了压水堆核电厂一回路冷却剂中主要活化腐蚀产物钴、银、锑源项的产生和对于停堆机组剂量大幅增加的影响。研究这些核素在反应堆运行和停堆期间的行为并尽早探知这些污染物的出现,以便确定相应的解决办法。它包括:从源头做起,与一回路冷却剂系统接触的设备和部件尽量不采用含有钴、银、锑的材料;制定严格的水化学和停堆程序,使得对这些核素污染的净化能力最佳化和对过度污染最小化;根据具体情况改进净化工艺,限制污染带来的影响。实践证明,这些措施对减少或限制钴、银、锑的污染是行之有效的。 相似文献
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为提升核电站的经济效益和满足高燃耗的需要,越来越多先进高效的核燃料组件被研究制造,并采用与原有组件混合布置的方式进行性能评估,从而形成混合堆芯。燃料污垢(CRUD,Chalk RiversUnidentifiedDeposit)的沉积及一回路冷却剂中源项水平对于大修人员辐射防护有着重要影响,由于两种组件结构和材料上的差异,造成混合堆芯热工水力条件的变化,可能会对一回路腐蚀产物沉积和一回路放射性水平造成一定影响。本文针对某压水堆引入改进型AFA-3G燃料组件的过渡循环,对比计算了不同混合堆芯方案下的冷却剂源项和主管道停堆沉积源项(dose rate)水平。计算结果表明,不同混合堆芯方案下一回路冷却剂源项变化较小,引入改进型AFA-3G燃料组件对于降低主管道dose rate具有积极作用。 相似文献
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压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3 165天由主回路结构材料产生的活化腐蚀产物,并计算其对职业照射的贡献。计算结果表明反应堆运行期间短寿命核素60Com是放射性活度的主要贡献者,但58Co、60Co等长寿命核素却是剂量率的主要来源。而停堆后,短寿命核素迅速衰变消失,长寿命核素成为放射性活度及剂量率的主要来源。 相似文献
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针对核电厂大修期间一回路硫酸根异常升高的问题,首先对一回路和乏燃料水池可能产生硫酸根的物项成分进行分析,排除了给水、硼酸、氢氧化钾等添加试剂是造成硫酸根的主要来源。在对大修期间一回路硫酸根的变化趋势分析时发现,一回路硫酸根的变化和净化系统有关。通过试验确认乏燃料水池中的硼酸溶液在放射性和富氧条件下生成了氧化物质,当乏燃料水池和硼箱净化系统在净化乏燃料水池时,阳树脂中的磺酸基被氧化脱落进而分解生成硫酸根是导致一回路硫酸根升高的主要原因。根据研究成果通过减少阳床的运行时间有效解决了VVER机组中普遍存在的问题。 相似文献