压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法研究和改进

分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题，从燃料棒破损数量、破损尺寸和燃耗3个方面对压水堆核电厂燃料包壳破损的诊断方法进行了改进，并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。应用我国在役核电厂实际的运行数据对诊断方法进行了验证，结果表明，改进后的燃料包壳破损诊断方法可准确地诊断燃料包壳破损情况，且有更广泛的适用性。      

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。     

智能化核电厂燃料包壳破损在线监测装置研制

研制一套智能化核电厂燃料包壳破损在线监测装置，采用高纯锗反康谱顿散射探测系统在线测量一回路冷却水特征放射性核素的活度，采用多核素组耦合的分析方法实现燃料包壳破损的在线诊断。通过检定校准试验，实测57Co、137Cs和60Co的相对标准偏差的绝对值小于3%；20 mL样品的可探测活度最小可达到6.5 Bq。      

锆合金包壳二次氢化破损模拟方法研究

压水堆燃料锆包壳管一旦出现破口，流入包壳内的水会在内外壁压差的作用下闪蒸为水蒸汽，在包壳管内壁引发锆水反应，使包壳管内壁由于大量吸氢而产生破损，称为二次氢脆。为了模拟压水堆一回路运行工况与锆包壳管的二次氢脆发生过程，通过理论强度计算与热工验证，自主设计锆合金包壳管二次氢脆实验堆外模拟装置，并针对ZIRLO合金包壳管开展双热源模拟实验。该装置实现了在一回路工况水平下的长期稳定运行，模拟结果显示ZIRLO合金管内外壁氧化并生成沿轴向自下而上浓度增加的氢化物。表明该装置解决了窄缝空间热分层现象带来的影响，可模拟包壳管二次氢脆过程中的一次破口失水、冷却水闪蒸及间隙蒸汽腐蚀行为，验证了该装置技术手段可行性。     

燃料破损在线系统计算机监控系统硬件的安装和调试

中国实验快堆燃料破损在线系统的计算机监控系统是快堆控制系统的组成部分，系统通过监测反应堆气腔内裂变产物比活度的变化，判断在反应堆活性区是否存在燃料棒包壳破损，并按给定的报警阈值在控制室发出声光报警信号。     

基于浮动报警阈值的燃料元件包壳破损监测方法的分析与研究

针对燃料元件包壳破损监测报警阈值设置为固定阈值的不足,利用数理统计与概率分析理论提出浮动报警阈值的概念,对浮动报警阈值的设置进行了初步探讨。分析表明,在燃料元件包壳破损监测中,浮动报警阈值可较真实、快速地判定燃料元件包壳破损情况并及时报警。     

压水堆核电站燃料包壳破损状态下主系统氚的测量方法

福清核电站2号机组首循环期间燃料包壳发生了破损,释放到冷却剂中的裂变产物是造成氚测量结果波动较大的主要原因。本文给出了压水堆核电站燃料包壳破损状态下氚的建议测量方法,减少了主系统样品中裂变产物对氚测量的影响,提高了氚的分析准确性。     

压水堆核电厂冷却剂碘同位素活度比值131I/133I与燃料完整性关系研究

压水堆核电厂正常运行期间燃料元件破损会造成一回路裂变产物活度升高,碘同位素活度比值131I/133I是行业内最常用的判断燃料破损情况的指标之一。本文介绍了压水堆正常运行期间冷却剂131I和133I的产生来源和迁移过程,建立模型估算了燃料完整、小破口和大破口情况下131I/133I范围,并通过在运CPR1000型压水堆核电厂的运行监测数据对计算模型进行了验证,两者符合得较好。     

反应堆冷却剂部分丧失时燃料包壳完整性分析方法

本文介绍了冷却剂部分丧失时压水堆燃料包壳完整性分析方法,提出了关于包壳腐蚀与吸氢、包壳强度、包壳瞬时坍塌与蠕变坍塌的判定准则与分析模型,并给出了后两个分析模型的验证结果。     

福清核电站1、2号机组首循环燃料组件破口当量判断

福清核电站1、2号机组首循环均出现燃料包壳破损,通过在线啜吸装置和离线啜吸装置,查找出了破损燃料组件,并给出了破损燃料组件的破口当量。针对破损燃料组件的破口当量计算,福清核电站摸索出了一套标准化的判断方法,该方法以法国原子能委员会卡达拉什中心(CEA Cadarache)编制的简易解释指南(下文简称S.I.G.,简易解释指南是法国原子能委员会卡达拉什中心实际试验的总结,给出了一系列133 Xe释放动力学曲线,该曲线适用于微米级别破口当量的判断)。为基础开发,适用于M310和"华龙一号"等采用AFA-3G及其改进型燃料组件的压水堆核电厂。本文结合福清核电站1、2号机组首循环破损燃料破口当量判断的经验,介绍破损燃料组件破口当量的判断方法。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.