压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨

材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。     

调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。     

核动力一回路系统双目标优化设计

本文编制了一回路系统数学模型评价程序,讨论了热工及结构参数的变化对一回路系统重量、体积的影响,利用自主开发的混合粒子群算法对一回路系统的重量、体积进行双目标优化。计算结果显示,采用优化策略后,一回路系统总重量和总体积分别减小了12.75%与13.69%,优化结果显著。     

根据水化学和职业辐射照射剂量进行先进压水堆材料选择

一回路材料选择准则是根据降低反应堆运行期间及完成使用寿命以后的职业照射剂量和形成的放射性废物量来评定的，原因分析涉及到最佳一回路水化学环境选择、材料的耐腐蚀性及一回路内表面预处理几个方面。捷克斯洛伐克就一回路材料成份对核电站辐射情况的影响进行了讨论，并将实验结果与对腐蚀产物在一回路的迁移建立的数学模型得出的计算结果进行了对比。     

核电厂反应堆水池异物打捞的辐射风险控制

核电厂反应堆水池异物在打捞过程中存在放射性污染扩散及外照射风险,尤其是被中子活化后的金属异物,打捞过程中存在人员超剂量照射风险。本文讨论了一回路异物出水的辐射风险控制,对一回路异物来源、分类、出水风险等内容进行了分析,通过相关软件建模计算不同辐射水平的一回路异物出水对工作场所的影响,并根据影响程度制定相应的辐射风险防护与控制措施,为相关工作的开展提供了防护方案。     

自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移

蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一，对铅冷快堆而言，该事故发生后，二回路的高压水迅速进入一回路，会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆，对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究，基于ANSYS FLUENT，利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪，并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明，破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响，当一回路液态铅含有较多杂质时，蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积，从而对反应堆的正常运行产生显著影响。     

二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究

一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行敏感性分析,比较不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考。     

压水堆核电厂自然循环对一回路卸压策略的影响

以我国秦山二期核电厂为研究对象,使用SCDAP/RELAP5程序建立了核电厂的自然循环模型.选取高压溶堆严重事故(TMLB'事故)为基准事故序列,分析了高压熔堆严重事故中自然循环的机理现象.通过计算在有无自然循环情况下一回路卸压措施的实施情况,对比分析了自然循环对一回路卸压策略的影响.结果表明,自然循环能有效延缓一回路卸压的启动时间和整体事故进程,但对一回路卸压的效果影响较小.     

起伏对强制循环和自然循环的影响

建立了起伏影响核动力装置一回路自然循环能力的数学模型。计算比较了起伏对强制循环和自然循环的不同影响。结果表明：起伏对强制循环下一回路冷却剂的流量和反应堆输出功率的影响较小，而对自然循环能力的影响很大。     

离子交换树脂在线分离-原子吸收光谱法测定核电厂一回路含硼酸水中的锂

压水堆核电厂一回路水化学监督采用硼 锂协调曲线控制。一回路水质含有一定量的硼酸,采用原子吸收光谱法测量一回路水质中的锂时,硼酸对锂的测量干扰显著,测量回收率明显偏低。本文采用变色强碱性阴离子交换树脂在线分离-原子吸收光谱法联用系统,利用变色阴离子交换树脂在线去除一回路水质中的硼酸,消除硼酸对锂浓度测量的影响,实现锂浓度的准确分析。结果表明,其锂浓度测量加标回收率达101.0%,相对标准偏差为0.47%（n=6）,有效消除了硼酸对锂测量的影响。本文所用系统具有结构简单、操作方便、成本低、能有效避免火焰燃烧头硼酸结晶问题等优点。     

AP1000化容系统离子交换树脂辐照稳定性研究

本研究针对 AP1000化学和容积控制系统选型的树脂，在模拟电厂运行18个月的辐照总剂量后，对辐照前后的树脂样品进行了基本性能指标和应用性能全面分析。从辐照影响的角度预测了树脂降解对树脂自身交换能力、树脂物理稳定性、系统出水水质和运行周期的影响等，得出了：由于辐照降解，阴阳树脂可发挥交换能力的下降百分比，降解产物对主回路系统水化学品质的影响，辐照降解对树脂外观和机械强度以及阴树脂动力学性的影响。为AP1000工程实际应用评估辐照对CVS树脂运行周期和去污效率的影响提供了参考依据。     

AP1000化容系统离子交换树脂辐照稳定性研究

本研究针对AP1000化学和容积控制系统选型的树脂,在模拟电厂运行18个月的辐照总剂量后,对辐照前后的树脂样品进行了基本性能指标和应用性能全面分析。从辐照影响的角度预测了树脂降解对树脂自身交换能力、树脂物理稳定性、系统出水水质和运行周期的影响等,得出了:由于辐照降解,阴阳树脂可发挥交换能力的下降百分比,降解产物对主回路系统水化学品质的影响,辐照降解对树脂外观和机械强度以及阴树脂动力学性的影响。为AP1000工程实际应用评估辐照对CVS树脂运行周期和去污效率的影响提供了参考依据。     

5MW低功率堆厂房屏蔽设计和安全分析

本文给出了5MW 低功率堆厂房屏蔽的设计准则和设计要求,给出了正常和事故工况的源项和相应的辐射剂量场,给出了单晶硅吊运的辐射剂量场,论证了事故工况下主控室的可停留性,发现原设计中主回路设备间和堆厅的屏蔽能力不足,通过恰当的辐射分区和严格的管理措施可以保证工作人员和附近居民的辐射剂量安全。     

压水堆核电厂源项控制实践与改进

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。     

台山EPR核电厂一回路16N比活度校核

16N是压水堆核电厂正常运行辐射屏蔽考虑的主要放射性核素之一.本文根据16N核子个数守恒,考虑辐照生成和衰变消耗,推导得到16N比活度计算模型,并通过校核台山核电厂1、2号机组初步安全分析报告中的16N比活度验证了计算模型的正确性.堆芯及下降段的快中子注量率,快中子能谱内的16O(n,p)16N反应微观截面平均值和一回...     

蒸汽发生器焊接堵管堵头的设计与评价

蒸汽发生器传热管是一回路承压边界中最薄弱的环节,当传热管发生严重降质时,通常采用堵管方式来避免二次侧流体受到放射污染。为克服现行堵管方法带来的高应力和塑性变形,或近程操作带来的人员受高剂量辐照问题,设计了一种新型蒸汽发生器自熔焊焊接堵管堵头,采用数值模拟方法进行了焊接残余应力研究和应力分析评价。结果表明该焊接堵管堵头是安全可靠的。     

基于3 Keymaster平台的压水堆核电站系统回路放射性仿真研究

核电站一、二回路放射性水平的分析和仿真,是实现核电站辐射监测系统仿真的重要组成部分。本文对放射性源项进行分析和简化、建立核素释放和输运模型,并基于3Keymaster仿真平台对一、二回路的放射性水平进行仿真。给出在 SGTR、燃料棒破损事故条件下的系统回路内的放射性仿真结果,以验证放射性核素释放及输运模型的合理性和适用性。     

基于3Keymaster平台的压水堆核电站系统回路放射性仿真研究

核电站一、二回路放射性水平的分析和仿真,是实现核电站辐射监测系统仿真的重要组成部分。本文对放射性源项进行分析和简化、建立核素释放和输运模型,并基于3Keymaster仿真平台对一、二回路的放射性水平进行仿真。给出在SGTR、燃料棒破损事故条件下的系统回路内的放射性仿真结果,以验证放射性核素释放及输运模型的合理性和适用性。     

Experiments on the Heat Transfer and Natural Circulation Characteristics of the Passive Residual Heat Removal System for an Advanced Integral Type Reactor

Experiments on the heat transfer characteristics and natural circulation performance of the passive residual heat removal system (PRHRS) for the SMART-P have been performed by using the high temperature/high pressure thermal-hydraulic test facility (VISTA). The VISTA facility consists of the primary loop, the secondary loop, the PRHRS loop, and the auxiliary systems to simulate the SMART-P, a pilot plant of the SMART. The primary loop is composed of the steam generator (SG) primary side, a simulated core, a main coolant pump, and the loop piping, and the PRHRS loop consists of the SG secondary side, a PRHRS heat exchanger, and the loop piping. The natural circulation performance of the PRHRS, the heat transfer characteristics of the PRHRS heat exchangers and the emergency cooldown tank (ECT), and the thermal-hydraulic behavior of the primary loop are intensively investigated. The experimental results show that the coolant flows steadily into the PRHRS loop and that the heat transfers through the PRHRS heat exchanger and the emergency cooldown tank are sufficient enough to enable a natural circulation of the coolant. The results also show that the core decay heat can be sufficiently removed from the primary loop with an operation of the PRHRS.     

核电厂一回路系统模拟实验设计与分析

研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行;模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下,一回路各系统间传热流动相互影响规律。