M310机组蒸汽发生器传热管泄漏率与监测报警阈值的匹配分析

蒸汽发生器排污水γ活度监测通道和蒸汽发生器中16N和总γ活度监测通道都属于PAMS辐射监测通道,并符合冗余及多样性的考虑,即采用不同的测量方法,分别监测蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏。本文通过分别计算现实工况和保守工况下,蒸汽发生器一二次侧不同泄漏率下的二回路核素浓度,研究两种监测通道之间的匹配关系,并给出了操作规程上的建议。     

核电厂安全壳内13N输运和浓度分布特性模拟

安全壳内~(13)N气体浓度的精确测量是核电厂一回路压力边界泄漏监测的关键问题,利用计算流体力学软件FLUENT,初步研究了一回路中子活化产物~(13)N泄漏后在安全壳内的输运过程,获得安全壳内不同区域的浓度大小。计算结果表明:在~(13)N气体泄漏700 s后,各代表区域浓度以700～750 s时间段平均浓度值为基准在1.70%范围内保持稳定,不同区域~(13)N气体具体浓度有助于~(13)N辐射监测仪器获取准确度更高的一回路泄漏量。     

百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析

对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间,应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释放迁移的情况,给出了主要隔间内的放射性活度.根据安全壳内喷淋系统能否正常启用对各个隔间内的放射性活度进行了比较.结算结果表明,喷淋能否启用,对Xe、Kr等惰性气体在各隔间内分布几乎无影响;但可以大大降低I、Br等易生成气溶胶、水溶性较好的裂变产物的浓度.对其他主要以气溶胶形态存在于安全壳气空间中的裂变产物也有很强的去除作用.喷淋的成功启用,将大部分放射性裂变产物冲刷入下部的地坑区,使得安全壳内上部空间的放射性活度有了明显的降低,但裂变产物聚积在地坑,使地坑的活度大大提高.     

核电厂主控室取风口监测仪表设置研究

核电厂主控室取风口监测仪表是为了监测取风口处的放射性核素浓度或环境剂量率,并与通风系统联动,进行取风口的切换。在事故后根据正常取风口处的剂量率监测仪表的监测数据可从正常通风系统切换至带过滤功能的应急通风系统,根据两个应急取风口处的β活度监测仪表的监测数据选择污染物浓度较低的应急取风口。因此取风口处监测仪表的设置对事故后保证主控室区域的可居留性至关重要。本文针对主控室通风系统正常取风口和应急取风口的监测仪表的设置进行研究,利用某厂址一整年气象数据,根据华龙一号机型典型事故源项、通风系统设计性能及主控室建筑结构特征对事故情况下从正常通风系统切换到应急通风系统的报警阈值进行分析计算,并结合监测仪表的响应特征,针对大气释放阀释放、安全壳释放和高架释放3种释放类型,分析了相应事故工况下主控室双取风口在不同的切换间隔条件下主控室工作人员所受剂量,最后给出推荐的主控室双取风口最短切换时间间隔。本文对取风口监测仪表设置方法的探索和研究为未来同类主控室通风系统监测的设计和优化提供了参考。     

核电厂惰性气体β活度监测通道设计优化

针对某核电厂惰性气体β活度监测通道在运行中频繁出现低电流故障报警,通过对故障现象分析、现场测试,发现采样气体在湿度及压力这两个条件发生改变时,测量电流变化明显,由其造成的影响与通道故障现象一致,确定是影响探测器测量电流稳定性的主要因素。通过在测量设备中增加除湿装置对采样气体湿度进行控制,在冷凝罐进气与排空管线增加流量调节阀稳定压力的改造措施,提升了通道运行的稳定性,解决了频繁出现低电流故障报警的问题。     

正常运行工况下核电厂气态流出物中~(85)Kr与~(133)Xe的关系

核电厂正常运行工况下,气态流出物中惰性气体监测结果一般均低于探测限。如按标准以探测限的1/2统计,可能会过高统计年排放量。本文通过确定气态流出物中85Kr与133Xe活度浓度的关系,当惰性气体源项中半衰期最大的85Kr低于探测限时,间接估算其活度浓度,以便能准确地对85Kr进行年排放量统计。     

安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。     

WWER-1000堆型安全壳通风放射性监测

介绍了田湾核电站WWER-1000堆型安全壳通风系统放射陛监测的通道设置及相应的功能。通过蒸汽发生器间循环冷却系统监测通道1KLA20CR002报警的实例,表NWWER-1000堆型安全壳通风系统放射性监测具有及时警报、准确定位报警区域、方便确认报警的真实性、便于维护监测通道的特点。     

广州核素台站惰性气体氙监测数据的统计规律研究

在分析广州核素台站惰性气体氙日常监测数据的基础上,分析了广州核素台站惰性气体监测数据的有效性,初步研究了4种惰性气体氙同位素131Xem、133Xe、133Xem和135Xe的活度浓度和最小可探测浓度的统计规律。结果表明：4种惰性气体氙同位素的最小可探测浓度和活度浓度均呈高斯分布。该研究可为评估放射性核素台站4种惰性气体氙同位素监测阈值和惰性气体样品的分级提供参考。     

压水堆事故工况下放射性裂变产物向环境转移和释放的理论计算

本文建立了分析压水堆事故工况下惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶粒子等气载裂变产物由安全壳向环境转移和释放的多仓室安全壳模型——FIPREA 模型。此模型考虑了单层、双层和半双层三种型式的安全壳中堆芯源项、自然沉积、过滤器捕集、喷淋液吸附及泄漏等因素对气载裂变产物浓度变化的影响。根据此模型编制了分析裂变产物去除及对环境释放情况的计算程序。本程序可用于核电站设计或安全评审时事故释放量的分析计算。     

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.