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。     

“华龙一号”堆型一回路系统58Co和60Co源项分析方法研究

压水堆核电厂一回路活化腐蚀产物源项是确定集体剂量和进行辐射防护优化的重要基础，也是反应堆审查取证的重要环节。本文阐述了“华龙一号”反应堆的设计特点，对比了与参考反应堆型的设计改进。通过分析中广核集团在运CPR1000/M310机组数十个循环的运行反馈数据特点及长期趋势，获得了冷却剂58Co和60Co源项的对数正态分布，以此为基础确定了“华龙一号”反应堆在稳态、瞬态和冷停堆工况下的一回路冷却剂⁵⁸Co和⁶⁰Co源项以及主管道的58Co和60Co沉积源项。结合反应堆的设计特点，使用中广核集团自主开发的CAMPSIS程序分别计算了“华龙一号”和CPR1000的一回路⁵⁸Co和⁶⁰Co源项，进而得到了调节系数对运行反馈统计结果进行了修正。本研究确定的以同类机组的源项运行数据反馈和机理分析相结合的方法，为新型反应堆研发中源项分析提供了重要参考价值。     

压水堆核电厂乏燃料水池γ剂量率变化分析

⁵⁸Co是压水堆核电厂活化腐蚀产物的核心γ源项核素,受p H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...     

田湾核电厂一回路水化学优化与辐射源项控制

压水堆核电厂一回路辐射场的影响因素众多,主要有两个方面,一是系统设备的材料,二是一回路水化学参数。本文对田湾核电厂溶解H₂、硼碱协调曲线控制、注Zn技术、停堆氧化对辐射源项的影响进行探讨,最后提出建议。     

压水堆核电机组停堆氧化过程中溶解氢控制策略优化

在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作.在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径.福清核电...     

CPR1000停堆开盖一回路冷却剂中58Co放射性浓度分析

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.     

一回路注锌对腐蚀产物的影响分析

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的影响。理论计算表明：注锌能明显降低基体金属中镍和钴的溶解;随着运行时间的增加,注锌对一回路冷却剂中的⁵⁸Co和⁶⁰Co呈现出抑制作用;注锌实验结果与理论计算分析的比值在0.5～2.0范围内,符合情况良好。本研究能为核电厂合理地采取注锌技术提供理论支撑。     

发展无严重事故风险核电站的曙光具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站

本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统.这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力.在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱.在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑.实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目.立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献.     

压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨

研究分析了压水堆核电厂中¹⁴C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中¹⁴C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放¹⁴C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的¹⁴C排放限值管理带来的挑战,提出了¹⁴C的减排和资源化利用建议。     

模拟Co胶体在压水堆停堆氧化运行期间的溶解行为研究

Co是压水堆核电站最主要的集体剂量贡献核素,大修时Co胶体活化腐蚀产物可能在一回路和辅助系统表面沉积,对集体剂量产生重要贡献。停堆氧化运行期间的水化学条件决定了Co胶体的净化效果,为获取对Co胶体溶解去除最有利的水化学条件,首先在实验室条件下制备了粒径为40～50 nm的模拟Co胶体,使用TEM、SEM、EDS进行了表征,其主要成分为CoO和Co单质。然后模拟了停堆氧化运行期间的水质与水化学条件,研究了温度、Li浓度（pH值）、H₂O₂浓度以及反应时间对Co胶体溶解行为的影响。结果表明,Co胶体的溶解反应速率很快,0.5～1 h即达到平衡,对Co胶体溶解和去除最有利的水化学条件为：温度70 ℃、Li 浓度接近0 mg/kg、H₂O₂浓度约10 mg/kg。     

Cobalt cross sections for 14 MeV neutrons

14 MeV cross sections for the reactions ⁵⁹Co(n,2n) ^58m+gCo, ⁵⁹Co(n,p) ⁵⁹Fe and ⁵⁹Co(n,) ⁵⁶Mn were measured relative to the ⁵⁶Fe(n,p) ⁵⁶Mn reaction employing the activation technique. Accuracies of about 1% were achieved for the (n,) reaction and 2% for the others. The isomeric cross section ratio was measured for the ⁵⁹Co(n,2n) reactions.

Nuclear reactions – ⁵⁹Co(n,2n) ^58m+gCo, ⁵⁹Co(n,p) ⁵⁹Fe, ⁵⁹Co(n,) ⁵⁶Mn, E_n = 14.3, 14.7 MeV: measured activation cross sections relative to ⁵⁶Fe(n,p) ⁵⁶Mn.

⁵⁹Co(n,2n) ^58m,gCo, E_n = 14.3 MeV; measured isomeric cross section ratio. Natural targets. Ge, NaI and 4πβ detectors.     

压水堆主冷却剂中氚源项计算分析

压水堆主回路冷却剂流经堆芯时,水中固有及特加核素受中子辐照后会产生氚,氚几乎全部以气体和液体的形式排入环境,造成氚污染。因此,氚是压水堆辐射环境影响评价的主要关注内容之一。本文以AP1000为例,根据压水堆主回路冷却剂中氚的产生途径及其随时间的变化情况建立详细的计算模型,计算压水堆主回路冷却剂中的氚活度并分析各产氚途径对氚产生量的贡献。计算结果表明：主回路冷却剂中的氚主要来源于可溶性硼的中子活化和铀裂变,对氚产生量的贡献达80%以上;在⁷Li纯度为99.9%时,AP1000主回路中的年产氚量为5.23×10¹³ Bq,锂产氚量占总量的14.01%,随⁷Li纯度的增加,锂产氚量的贡献呈线性减小,在⁷Li纯度为99.99%时,锂产氚量占总量的3.18%。其他途径对氚的产生量贡献很小,可忽略。根据以上结果,可通过控制主回路冷却剂中添加的初始硼浓度、提高燃料包壳质量、增加LiOH中⁷Li的纯度等多种途径来降低主冷却剂中氚的产生量,从而减少氚对环境的放射性污染。     

中国实验快堆生产同位素~(60)Co的优化设计研究

中国实验快堆(CEFR)是我国建设的第一座金属钠冷却快中子反应堆,其特点是比功率高、中子注量率高。由于CEFR能谱硬、中子泄漏多,本工作对利用这部分泄漏中子在快堆反射层生产~(60)Co同位素进行了可行性研究,并通过引入慢化剂设计适合的几何结构、选择合理的辐照位置和辐照时间等一系列措施对同位素生产进行优化,以提高~(60)Co比活度。优化中采用MCNP和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明,通过优化设计,~(60)Co比活度有显著提高,说明利用快堆反射层的泄漏中子生产~(60)Co是可行的。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时,流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下,堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

核电站氧化运行及效果分析

本文根据秦山核电厂第一次（没有实施氧化运行）和实施氧化运行的第二、三、四次换料大修期间主冷却剂放射性水平、现场辐射水平的测量结果的分析，就停堆过程中实施氧化运行对降低大修现场辐射水平的效果进行分析研究。分析表明，在停堆过程中实施氧化运行能有效地降低辐射源项，降低大修现场的辐射水平，是降低大修集体剂量、实现辐射防护最优化的有效手段之一。     

便携式γ谱仪对137Cs、131I液样探测效率的刻度

便携式γ谱仪主要用于主冷却剂水样中典型核素的现场辅助识别及其活度浓度的测量分析。为确定典型核素特征峰净面积和水样中该核素活度浓度的关系,必须进行源峰效率刻度。本文通过测量¹³³Ba、¹³⁷Cs、⁶⁰Co 3种核素的混合溶液得到效率刻度曲线,然后对不同活度浓度的¹³⁷Cs标准溶液、¹³¹I标准模拟溶液进行测量。结果表明,谱仪均能正确识别¹³⁷Cs、¹³¹I核素,活度浓度测量的相对误差均<10%,初步满足元件破损监测精度和灵敏度的需求。