核电厂氚的产生和排放分析

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。     

压水堆活化腐蚀产物源项~(58)Co和~(60)Co敏感性研究

以某压水堆核电厂为例,采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明:通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降低活化腐蚀产物的活度浓度,为压水堆核电厂辐射剂量控制提供参考。     

某压水堆核电厂辐射控制区氚化水蒸汽监测

压水堆核电厂一回路冷却剂中的部分氚会通过废液和废气排放系统排放至工作环境中。本文报道某压水堆核电厂辐射控制区气态氚的监测结果:运行期间气态氚浓度范围为<LLD～9.21×10² Bq/m³;大修期间为<LLD～3.14×10³ Bq/m³。监测结果显示,压水堆核电厂运行初期工作环境中氚浓度较低,工作人员在现场工作无需采取额外的防护措施以及进行氚内照射剂量监测。     

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。     

AP1000核电厂放射性废液复用与排放研究

AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水、洗手废液、化学废液四类放射性废液的特性,包括废液产生量、放射性活度浓度、氚浓度等与废液复用潜在用户化学和容积控制系统、乏燃料池冷却系统用水关键指标的匹配程度。结果表明,反应堆冷却剂流出液、洗手废液和化学废液不具备复用可行性,建议处理后排放;地面疏水和设备疏水具备复用至乏燃料池冷却系统的可行性,建议经过处理后,复用做乏燃料池蒸发补给水。采用该复用方案后,单机组放射性废液排放量减少了1 660 m3/a,占放射性废液产生总量的55%,对实现内陆核电厂放射性废液"近零排放"具有重要意义。     

内陆厂址压水堆核电厂液态流出物复用研究

实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8 400 m³,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×10⁵ Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9 %。     

压水堆核电厂一回路抽真空排气方法和装置研究

介绍了压水堆核电厂反应堆一回路抽真空排气方法,以及由带密封环反应堆压力容器临时顶盖、抽真空排气台架组成的抽真空排气装置设计方案和应用过程。利用该装置,在国内首次实现核电厂大修低低水位期间的反应堆一回路抽真空排气,取消了原有动排气过程,可缩短大修关键路径时间10余小时,降低反应堆冷却剂系统主泵损坏风险,提高电厂运行经济性和安全性。     

压水堆一回路应用富集硼酸对堆芯CIPS影响的研究

反应堆冷却剂系统(RCS)内的腐蚀积垢物(又称污垢)在燃料棒表面沉积导致轴向功率峰值向堆芯入口处偏移(堆芯CIPS现象)会影响核电厂运行,它可能导致反应堆降功率时反应堆轴向功率分布控制困难、临界工况评估出现偏差等问题。在压水堆核电厂一回路中采用富集硼酸替代天然硼酸可以降低冷却剂中的硼酸浓度,有利于控制冷却剂pH与降低锂浓度,改善水化学环境与降低材料腐蚀。本文研究压水堆一回路应用采用富集硼酸替代天然硼酸对堆芯CIPS现象的改善作用,参考美国核电厂运行研究所(INPO)发布的CIPS风险评价准则,通过堆芯硼酸沉积量评估堆芯CIPS风险程度。文章以CAP1000的前三循环为例,采用BOA程序研究不同10 B丰度下、堆芯不同时刻的硼酸沉积质量变化规律。结果表明:采用富集硼酸替代天然硼酸可以降低冷却剂中硼酸浓度,硼酸沉积质量因此大幅减少。相对于采用天然丰度硼酸,CAP1000采用40.0%10B丰度硼酸后堆芯最大沉积硼酸质量降低约80%,CIPS风险等级将由中高风险降为低风险。因此,在压水堆核电厂一回路冷却剂中采用富集10B的硼酸对堆芯CIPS现象有良好的抑制效果,有助于提升堆芯运行性能。     

AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。     

小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明：对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10^-6(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。     

采用化学方法分析和计算压水堆核电厂调试阶段蒸汽发生器的泄漏量

压水堆核电厂蒸汽发生器作为反应堆冷却剂系统的关键设备,能够将一回路冷却剂的热量传递给二回路给水并产生饱和蒸汽供汽轮机做功,同时它也是构成第二道安全屏障的重要设备之一。在核电机组调试阶段,堆芯未装载核燃料的热态功能试验期间,将一回路压力升压并维持在设计的最高值,通过检测分析蒸汽发生器二次侧的硼浓度并计算一次侧向二次侧泄漏量的化学方法,能有效验证蒸汽发生器一、二次侧之间的密封性,从而确保核电厂在正常运行期间的放射性外泄剂量控制在可接受的范围内。     

一回路系统中冷却剂流动形阻分析

核电厂一回路系统中冷却剂流动阻力是反应堆一回路系统设计的重要依据。通过典型突扩流道的算例研究,阐明流体流动产生"形阻"的原因;并通过在突扩管下游加设均匀孔板和突缩管2种阻力件结构,研究下游阻力件对总流阻的影响,获得总流阻增大和减小的结果。因此,在核电厂流体系统的流阻分析过程中,应对上下游阻力件之间的耦合影响效应作详细的分析。对于具体问题,能否采用流阻分段求和的方法计算总的流阻,必须进行具体分析和论证,避免出现差错。     

CPY核电厂低温超压保护改进的研究

法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(RRA)正常运行时由RRA安全阀提供低温超压保护,在RRA因破口或误操作隔离时,则由降低了开启/关闭压力整定值的稳压器安全阀提供低温超压保护。低温超压的瞬态模拟和应力分析的结果显示降低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值能够在低温冷停堆状态下为反应堆冷却剂系统(RCP)提供有效的超压保护,避免反应堆压力容器出现脆性断裂,确保一回路压力边界的结构完整性。     

LaBr_3(Ce)γ谱仪在燃料元件破损监测中的应用研究

为了实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测压水堆燃料元件的破损,对该谱仪系统在燃料元件破损监测中的几个关键问题进行了研究。通过实验测试与蒙特卡罗(MC)模拟计算,提出了使用LaBr_3(Ce)γ谱仪测量一回路冷却剂中裂变产物~(135)Xe和~(88)Kr的活度浓度来判断燃料元件是否发生破损的方法,并对该方法进行了验证。对某反应堆一回路冷却剂进行测量的结果表明,基于LaBr_3(Ce)γ谱仪的燃料元件破损监测方法可有效避免监测中的干扰因素的影响,降低了定量测量中的不确定度。     

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。      

氖中微量组分气相色谱测量分析方法与验证

为测量聚变堆固态氚增殖剂堆内辐照氚增殖剂的产氚速率，除用常规电离室之外，本研究建立了Ne载气的高精度气相色谱在线检测分析方法，通过测量产氚回路中的氦产生量，验证系统中产生的氚量，从而为聚变堆固态包层产氚包层增殖剂材料辐照产氚性能提供一种新的产氚速率测量验证方法。本工作通过研制含有三个检测器、五个色谱柱的气相色谱分析系统，建立了Ne中微量⁴He、H₂及杂质组分的色谱检测分析方法，并完成了实时在线检测的验证实验。结果表明，研发的色谱分析系统可实现高纯Ne中4He、H₂及杂质组分的检测分析，H₂、⁴He检测限可分别达到1.0×10^-6、5.9×10^-6，各组分含量及峰面积的相对标准偏差(sr)均小于5.0%(n=6)，线性相关系数(r²)均大于0.99，说明检测方法重复性好。根据Ne中多组分气体的在线检测验证实验可知，单时段和多时段内的测量重复性均较好，可为辐照产氚考核系统中的产氚速率验证提供分析手段，进而为正式入堆得到辐照数据和氚衡算提供技术支持。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。     

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pH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,避免了后续燃料操作人员的额外剂量照射。该实践的成功,对抑制和去除压水堆核电厂活化腐蚀产物中的⁵⁸Co,提供了新的思路。     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。