压水堆核电站氧化停堆过程一回路冷却剂中58Co活度浓度分析

压水堆核电站氧化停堆过程中,一回路冷却剂中⁵⁸Co的停堆释放峰值可达上百个GBq/t,对工作人员的职业照射剂量及停堆进程都有很大影响。本文介绍了压水堆核电站氧化停堆过程,分析了对⁵⁸Co活度浓度变化有显著影响的因素,如一回路水化学、蒸汽发生器传热管材料、循环中停堆、化学和容积控制系统的净化等,同时提出了相关建议。     

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.     

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。     

压水堆一回路冷却剂活化腐蚀产物钴银锑

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。     

某三代压水堆机组停堆水化学控制工艺改进与应用

有效降低压水堆机组反应堆冷却剂系统（RCP）材料腐蚀速率的同时有效去除活化腐蚀产物,可降低堆芯外辐射场、减少工作人员受照剂量,从而确保核电机组大修工作的顺利展开。某三代PWR机组采用富集硼酸（EBA）进行反应性控制的同时,利用其在功率运行期间对RCP系统冷却剂实施水化学控制的显著优势,同时在机组首次大修期间对停堆水化学控制工艺采取的改进措施（包括碱性环境向酸性环境转换、还原环境向氧化环境转换、强制氧化期间多次向一回路添加双氧水维持氧化性、化学和容积系统混床最大流量净化等）,在机组停堆下行阶段实现了降低机组辐射剂量并减少工作人员受照剂量的目的。      

高温高压回路加氢试验

一、前言 目前,国外绝大多数压水堆,一回路载热剂水都带氢运行。因此回路系统设置相应的加氢系统,用高压或低压加氢方式,保证水中氢含量维持在水质指标范围内。 压水堆运行期间,由于一回路水有泄漏,氢浓度将随运行时间逐渐降低,为控制一回路水中氢浓度,需了解氢损失的规律。据现有文献报道,仅有希平港反应堆上试验和测定了主冷却剂水中的氢分布和泄漏速率。故进行堆外回路试验研究之。     

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。     

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.     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

“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。