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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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核电厂大修期间,从机组降功率至卸料结束,由于一回路冷却剂温度和压力不断降低、pH和氧化还原环境的改变,冷却剂中裂变产物和活化腐蚀产物比活度会发生系列变化。结合海南核电三次大修经验,阐述了降功率期间存在小缺陷燃料元件的氙和碘释放规律、一回路冷却剂中活化腐蚀产物的释放与净化过程、稳压器开人孔阶段一回路冷却剂放射性指标反弹现象及原因分析、卸料结束后乏池放射性指标反弹现象及原因分析,为后续机组大修期间一回路冷却剂放射性指标监督与控制提供借鉴。 相似文献
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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。 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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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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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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《核技术》2018,(12)
氧化运行期间,通过化学连续取样测定冷却剂中~(58)Co的活度浓度峰值和达到氧化运行结束条件的时间(活度浓度25 GBq·t-1)时,会产生大量放射性废液。为减少取样产生的放射性废液,设计利用高纯锗就地γ测量系统在管道外进行γ谱测量,获得~(58)Co特征峰净计数率随停堆时间实时变化数据,藉此预判~(58)Co活度浓度达到峰值时间和氧化运行结束时间,然后进行取样分析。在某核电站氧化运行期间,利用系统进行γ谱连续测量,判断~(58)Co活度浓度峰值时间是停堆后33h39min(±10min),氧化运行结束时间是停堆后57h(±10 min);连续取样数据测量判断~(58)Co活度浓度峰值时间是停堆后33 h 34 min,氧化运行结束时间是停堆后57 h 9 min。两种方法判断达到峰值和氧化运行结束时间误差都在10 min以内。 相似文献