电感耦合等离子体质谱法测定有机相中镎

建立了电感耦合等离子体质谱法（ICP-MS）测定30%（体积分数，下同）磷酸三丁酯（TBP）/煤油和0.5 mol/L 2-噻吩甲酰三氟丙酮（TTA）/二甲苯中镎的分析方法。样品经异丙醇适当稀释或直接进入ICP-MS分析，在有机进样条件下对仪器和操作参数进行优化和选择，研究了有机相和大量238U在有机基体中引起的基体和质谱干扰，以钍为内标消除基体干扰。研究结果表明：方法的检出限为1×10^-8 g/L（3s，n=10）；相对标准偏差（sr）为0.8%（n=10）（镎质量浓度为2.02 μg/L）；加标回收率为95.5%～115%。该法适用于动力堆乏燃料后处理流程以及预处理后0.5 mol/L TTA/二甲苯中镎的分析。     

处理放射性废料的方法及装置

本发明涉及处理从带有加压水反应堆和硼的反应性调节的核电站操作中所产生的放射性废料的方法及装置，从而制备如下物质：放射性同位素含量是环境允许的且仅含有最大总浓度为800Bq／kg硼砂的铯同位素的硼砂；放射性同位素含量是环境允许的钙、镁或钙镁硼酸盐；放射性同位素含量是环境允许的硼酸溶液；仅含有最大总浓度为800Bq／kg氢氧化钠的铯同位素的氢氧化钠溶液；含有小于5g／L的硼酸的放射性废料。     

ACPR1000主回路与稳压器硼浓度差仿真分析

为了解决中国改进型百万千瓦级压水堆核电站（ACPR1000）在正常稀释与硼化过程中可能产生的主回路与稳压器硼浓度差过大的问题，防止意外违反机组运行技术规范，对硼浓度差的产生原因进行了理论分析，并使用三维瞬态物理热工耦合程序（RELAP5-3D）对反应堆冷却剂系统进行堆芯物理和热工水力建模，应用仿真平台模拟了核岛辅助及相关控制系统，使用由这些系统模型组成的全范围模拟机综合分析了各因素的影响，定量计算在快速硼化瞬态下的硼浓度差。结合机组运行规程与实验数据进行分析，结果表明:硼浓度差的幅度受瞬态过程的喷淋及补水流量影响较大；依据当前运行规程执行仍可能导致机组超出运行规范要求，对此提出了改进建议。      

某核电厂在线式硼表测量准确度超标原因分析及改造研究

为查明AREVA NP GmbH供货的在线式硼表（BCMS）测量准确度超标原因，研究提高BCMS测量准确度的方案。根据BCMS工作原理，从中子测量和总硼浓度计算环节对影响BCMS测量准确度的因素进行了分析，并统计分析了BCMS的测量数据；选择测量准确度高于BCMS的离线式硼表（OFBM）为对标对象，在同等统计误差分析条件下对二者的测量准确度进行了对比；以中国核动力研究设计院研制的在线式硼表（ONBM）为参考，量化分析了被测管道尺寸对BCMS中子计数率的影响。结果表明:BCMS在制造厂测试和在核电厂运行期间均存在测量准确度超标问题；BCMS测量准确度超标是由其中子测量装置在固定计数时长内测得的累积中子计数率过低所致；BCMS中子源与中子探测器之间有聚乙烯损耗中子的缺陷。提出了通过切削聚乙烯屏蔽层，同时更换高热中子灵敏度探测器提高BCMS测量准确度的改造方案。      

多谱线技术测定核电厂硼酸介质中Na、Al、Si含量的应用

核电厂一回路硼酸介质中Na、Al、Si的含量是监督反应堆水化学工况的重要参数,通常使用ICP-AES测量。由于硼基体的影响,使用ICP-AES时分析结果易受光谱干扰,测量误差较大。本文采用MSF技术有效校正了硼酸介质中硼基体对Na、Al、Si检测的干扰。当样品中Na或Al浓度为10～40μg/kg,硼浓度为200～2 500mg/kg时,测量误差不大于14.2%;当Si的浓度以SiO_2计为100～400μg/kg,硼浓度为0～2 500mg/kg时,测量误差不大于6.0%;所有测量结果RSD不大于3.24%(n=3)。MSF模型稳定性能良好,可较长时间用于分析检测。     

应用微波消解-ICP-MS法分析环境水样中的钍

采用微波消解对环境水样进行前处理、应用电感耦合等离子体质谱法(ICP-MS)快速测定环境水样中钍含量，对测量条件和微波消解条件进行了优化，并从内标的选择、检出限、精密度、准确度、回收率以及实际样品测量等方面对结果进行分析。结果表明：以209Bi为内标分析水中钍时，测量结果的相对偏差最小，为0.2%～1.3%；该方法检出限为0.003 μg/L；考察了4个浓度水平下的方法精密度，相对标准偏差（s_r）均小于6.0%(n=6)；进行了3个不同浓度水平下的标准物质测量和加标回收率实验，测定值与标准值基本吻合，加标回收率为93.4%～106.2%；对20个实际环境水样中钍质量浓度进行了测量，测定结果在2016年测量值范围之内，验证了该法测量环境水样中钍含量的实用性。     

1BP中铀钚价态及其含量的分析方法

建立了1BP工艺点铀钚价态及其含量的分析方法。通过研究不同价态铀钚的可见吸收光谱，采用多点斜率法拟合了不同价态铀钚在414、480、600、659 nm波长下的摩尔吸光系数ε。利用摩尔吸光系数ε结合多元线性回归法（MLR），建立了1BP中Pu(Ⅲ)、U(Ⅳ)、U(Ⅵ)及Pu(Ⅳ)分析的数学模型。该方法测量了1BP模拟样品：在工艺正常情况下，Pu(Ⅲ)的质量浓度范围为0.50～8.00 g/L，测量精密度优于3.0%(n=6)，回收率为94.5%～103.9%；U(Ⅳ)的质量浓度范围为0.45～38.15 g/L，测量精密度优于3.0%（n=6），回收率为95.3%～104.7%；U(Ⅵ)的质量浓度范围为0.45～38.59 g/L，测量精密度优于3.0%（n=6），回收率为96.5%～103.0%；Pu总量的回收率为87.2%～100.6%。方法简单快速，精密度高，属于无损分析。     

1BP中铀钚价态及其含量的分析方法

建立了1BP工艺点铀钚价态及其含量的分析方法。通过研究不同价态铀钚的可见吸收光谱，采用多点斜率法拟合了不同价态铀钚在414、480、600、659 nm波长下的摩尔吸光系数ε。利用摩尔吸光系数ε结合多元线性回归法（MLR），建立了1BP中Pu(Ⅲ)、U(Ⅳ)、U(Ⅵ)及Pu(Ⅳ)分析的数学模型。该方法测量了1BP模拟样品：在工艺正常情况下，Pu(Ⅲ)的质量浓度范围为0.50～8.00 g/L，测量精密度优于3.0%(n=6)，回收率为94.5%～103.9%；U(Ⅳ)的质量浓度范围为0.45～38.15 g/L，测量精密度优于3.0%（n=6），回收率为95.3%～104.7%；U(Ⅵ)的质量浓度范围为0.45～38.59 g/L，测量精密度优于3.0%（n=6），回收率为96.5%～103.0%；Pu总量的回收率为87.2%～100.6%。方法简单快速，精密度高，属于无损分析。     

硼浓度和不凝气体对压力容器液位测量影响分析

对硼浓度和不凝气体给堆芯冷却监测系统CCMS(Core Cooling and Monitoring System)压力容器液位L VSL测量引入的误差进行了量化计算。计算结果表明,2 000 ppm的硼浓度对L VSL测量引入的误差可以忽略,对40 000 ppm的硼浓度对L VSL测量引入的误差可达13%。对压力容器内充满不凝气体的极端情形,对L VSL测量引入的误差不超过2%。这些误差不会阻碍事故处理安全重要操作的执行。     

β2-微球蛋白酶联免疫分析试剂盒的研制

以β₂-微球蛋白（β₂-MG）抗体包被微孔板，四甲基联苯胺（TMB）为底物，用辣根过氧化物酶标记β₂-MG，建立了β₂-微球蛋白酶联免疫分析试剂盒，并对该方法进行了方法学分析。结果显示：本方法分析灵敏度为0.15 mg/L，批内、批间变异系数分别为4.1％～11.2%和14.1％～16.0％，回收率为93.3%～115.9%，高浓度β₂-MG样品系列倍比稀释后，测定值与稀释度呈线性相关，相关系数为r=0.997 4。特异性结果显示：本试剂盒与铁蛋白基本无交叉反应，与白蛋白及甲胎蛋白在浓度分别低于10 mg/L及5 mg/L时有交叉反应，但反应很小。与放射免疫分析法（RIA）同时测定人血清样品，方法间有良好的相关性，相关方程为y_ELIA=1.006x_RIA+0.406，r=0.900(n=59)。以上参数均符合临床免疫分析的要求。本试剂盒操作简便、快速，适用于临床检测和科研应用。     

负荷跟踪机械补偿运行策略研究

经济、灵活及与电网匹配的运行控制是先进核电厂的设计目标之一。本文对核电厂典型的控制模式和机械补偿运行控制策略进行了介绍,进一步以机械补偿设计理念为基础,研究分析了其在各种负荷跟踪模式下的运行特性。分析结果表明,采用机械补偿运行策略可实现多种模式下的负荷跟踪运行,并且在绝大部分寿期内可实现URD要求的50%额定功率以上不调硼日间负荷跟踪运行。且在满足功率负荷变化及能量输出需求的前提下,功率峰因子还具有足够的裕量。由此说明机械补偿运行策略可以较大幅度地提升电厂的运行灵活性、经济性以及与电网匹配的适应性。     

CAP1400控制棒提升极限分析方法研究

控制棒提升极限用于限定控制棒组棒位和可溶硼浓度的范围,以防止慢化剂温度系数突破限值。CAP1400核电厂采用机械补偿运行策略,使控制棒及硼浓度运行范围大为扩展,同时功能独立的M棒组和AO棒组同时插入堆芯使得插棒情况更为复杂,因此与传统核电厂相比,CAP1400核电厂的控制棒提升极限更难界定。本文建立了适用于CAP1400核电厂的控制棒提升极限分析方法,并给出计算结果。本文提出的方法合理地解决了复杂的控制棒运行情况给提升极限造成的影响,并充分地利用了电厂实测数据对提升极限进行修正。基于本文方法得到的提升极限精确且具备一定的保守性,所以便于电厂实际运行时使用。     

Advanced operational strategy for the IRIS reactor: Load follow through mechanical shim (MSHIM)

The renaissance of nuclear power brings more attention to advanced reactor designs and their improved performance and flexibility, including their enhanced load follow capability. Reactor control strategy used to perform transients including power changes has impact on the overall control system design. In particular, as the power change is performed within a load follow maneuver, several modifications occur in the core from a neutronic view point: the fuel and moderator temperature change, the xenon concentration and distribution are modified, the power distribution skewed axially, etc. These changes need to be adequately counterbalanced to keep both the core critical and the power distribution acceptable. The traditional approach in PWRs is to compensate for the reactivity change due to the power variation by adjusting the soluble boron concentration and moving a limited number of control rod banks. However, advanced reactors may adopt a different strategy for a variety of reasons. For example, water-cooled reactors that do not use soluble boron in coolant obviously cannot use its adjustment for this purpose. Moreover, Integral Primary System Reactors (IPSRs) using soluble boron, due to their integral design, have a large inventory of primary coolant. Therefore dilution/boration strategy, while in principle an option, becomes expensive for short time changes and leads to large volume of liquid effluent, in particular toward the end of cycle. Therefore, a capability to perform load follow without changing soluble boron concentration is very desirable for a range of reactor designs.International Reactor Innovative and Secure (IRIS) is an advanced medium-size IPSR that has been selected as the reference reactor for the purpose of this study. A capability to perform load follow maneuvers without changing soluble boron concentration has been examined and demonstrated through implementation of the Westinghouse Mechanical Shim (MSHIM) control strategy. A control bank design suited for MSHIM operation has been devised. Nine load follow scenarios covering a wide range of possible operating requirements, including Westinghouse design basis plus others proposed by EPRI for Advanced LWRs, have been successfully performed through the control rod banks movement only, without soluble boron adjustment, and maintaining power peaking factors within the acceptable range. Thus, IRIS provides improved operation by enabling load follow through MSHIM.     

核电厂化学生产经营自动化、智能化管理探讨

核电厂化学生产经营工作涉及面广、接口部门多、工作量大、操作流程要求精细,对分析准确度、精确度要求高,各项工作相互关联、相互衔接、相互影响。核电厂化学生产经营自动化、智能化管理体系,以化学智能管理系统为核心,强化人工智能专家诊断,减少人工干预,标准化、流程化、平台化、智能化操作管控,满足核电厂化学生产经营管理的实际需求,实现核电厂化学生产经营的自动化、智能化管理。     

基于Bamboo-C软件的压水堆10B丰度计算方法研究

在压水堆功率运行过程中，由于燃耗效应和硼化效应的原因，一回路硼酸溶液中10B的丰度会随时间不断地发生变化，而核电厂又无法提供10B丰度的实时测量值，从而导致核设计程序对临界硼浓度的计算值在循环中期低于实测值。因此，为了降低堆芯一回路临界硼浓度计算值与实测值之间的偏差，本文基于西安交通大学核工程计算物理实验室（NECP）自主研发的Bamboo-C软件给出了10B丰度的计算方法，该方法能够同时考虑燃耗效应和硼化效应对临界硼浓度的影响。采用本文10B丰度计算方法，对福清核电厂M310机组功率运行历史进行跟踪模拟，并且将一回路临界硼浓度和10B丰度的计算值与实测值进行对比验证。验证结果表明，本文10B丰度计算方法能够改善堆芯临界硼浓度的数值计算结果，具备工业应用的条件。      

核电厂核取样系统取样屏蔽桥不适用问题分析和处理

核电厂核取样系统(REN)事故后取样管线可保证在事故后工况下,用注射器从配有橡皮塞的铅屏蔽桥中抽取少量样品,用于放射性分析测量。福建福清核电厂4台机组自商运以来,REN事故后取样管线取样一直是一个难点,原因在于该操作本身具有时限性,需将REN在线硼表断开。若无法在规定的时间内完工,将影响一回路冷却剂硼浓度的连续监测,产生运行事件。再加上屏蔽桥操作难度较大,无法保证在事故后工况下,能够快速投运取样管线。文章分析了福清核电4台机组屏蔽桥不适用的主要原因,并给出了应对措施。此问题普遍存在于M310型压水堆核电机组,供其他同类型核电厂参考。     

慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础,也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内,启动阶段的低功率状态下,存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值,以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与硼浓度关系的研究,提出慢硼系数这一概念,并研究了慢硼系数与功率、燃耗、硼浓度的关系,进而得到了慢硼系数修正公式。最后给出了保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值的计算公式及速算公式,并验证了速算公式的保守性和适用性。     

Development of a boron concentration prediction model using multi-cell simulation of the automatic load follow operation

Load follow operations have been performed by manually changing the boron concentration in the reactor core and moving Control Element Assemblies (CEAs) for controlling the power and the power distribution. The manual operation of load follow requires experience and predictions related to core behavior following power changes because CEA movements distort the power distribution and a boron concentration control is also inaccurate and difficult due to the long time delay in boration/dilution operations. A boron concentration prediction model, accurately predict boron concentration in the reactor coolant system, including the chemical and volume control system (CVCS) following boration or dilution, was developed in order to enhance the boron concentration control during load follow operation. The model was developed using a multi-cell concept and integrated with the KOPEC Integrated Systems Performance Analysis Code (KISPAC), which is a system code used for design purposes. Boron concentration behavior was analyzed to verify the model for both direct and indirect injection using SKN 3&4 data. The load follow operation was simulated and the results were compared with the measured data obtained during the startup period. The developed model accurately predicted boron concentration behavior for all subsystems in the reactor control system and CVCS.     

硼表硼浓度算法设计与仿真验证

为解决压水堆核电厂离线式硼表（OFBM）测量的核岛一回路冷却剂总硼浓度相对化学滴定硼浓度的偏差超标问题,对OFBM的硼浓度算法进行了分析,并对硼浓度偏差的影响因素和产生的原因进行了分析。分析结果表明:硼浓度偏差的主要影响因素是核岛一回路冷却剂中的10B浓度和10B丰度;OFBM硼浓度算法忽略了核岛一回路冷却剂的10B丰度变化是造成硼浓度偏差的主要原因。同时设计了一种能够跟踪核岛一回路冷却剂10B丰度的新硼浓度算法,新算法实现了10B浓度计算功能。最后建立了新硼浓度算法的仿真模型,并基于2台M310核电机组OFBM的标定数据对新硼浓度算法的计算准确度进行了验证,仿真结果表明,新硼浓度算法的计算准确度满足OFBM设计规格要求。