日本普贤堆发生放射性冷却剂泄漏

【国际原子能机构《报刊文摘》 1 999年第 1 6 4期报道】　日本核循环开发研究所说 ,日本普贤的一座先进热转换堆从给水泵泄漏出约 50 0升放射性冷却水。然而研究所官员说 ,冷却水没有逸出这台泵所在的汽轮机大厅 ,冷却水的放射性水平低到探测不出来。在确定了这起事故没有对环境造成损害后 ,研究所决定恢复反应堆的运行 ,这座反应堆装机容量为 1 6 5MW。冷却水被认为是在 8月 2 0日晚上 1 0点30分发生泄漏的 ,技术人员正在为恢复运行对反应堆进行调试日本普贤堆发生放射性冷却剂泄漏     

压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率计算的优化

一回路冷却剂的泄漏率是压水堆核电厂放射性控制相关的一个重要物理量,需要定期进行监测.但由于目前国内核电厂对其研究较少,其测量和计算中存在一些不足.本文立足于现场运行实际,通过对秦山第二核电厂一回路泄漏率的分析计算,总结和完善了压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的计算方法.     

一回路冷却剂净化系统的优化运行

介绍了一回路冷却剂净化系统（KBE）的结构及陛能特点,研究分析了氨对硼酸型态及阴阳树脂的影响,冷却剂贮存系统（KBB）的设计缺陷。整理绘制了机组运行过程中碱金属、溶解氢的趋势图,结合机组在实际运行中出现的阴棚旨排带造成冷却剂氯离子超标、总碱金属偏离、溶解氢浓度下降等实际案例,总结优化了阳树脂氨钾饱和的开始时间、加钾量和氨浓度的控制;以及在不改变KBE初始设计的基础上增加KBE除碱金属功能,优化碱金属偏离的纠正措施。并根据实际运行结果对PUROLITE和BAYER两家公司生产的核级树脂性能进行了对比。     

连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法

介绍了一种新的探测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的方法——~(16)N测量法。在中国原子能科学研究院重水堆一回路取样管上的试验表明,这种方法探测灵敏度比目前常用的总γ方法高,其探测器能在2.58×10~(-10)C/(kg·s)级的γ场中正常工作,系统破损事故发生后,其定位性能好。这种方法可用来监测水堆(轻水堆或重水堆)的一回路冷却剂向二回路系统泄漏,特别适合核供热堆以及其它中间回路系统容量较小的堆型。     

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.     

富集硼酸在核电厂一回路冷却剂中的应用研究

随着压水堆核电厂逐渐向长周期燃料循环转变,堆芯功率密度不断提高,燃耗不断加深,一回路冷却剂水化学控制也变得更为复杂和困难。对核电厂一回路富集硼水化学进行计算分析,结果表明富集硼酸的使用,可降低冷却剂硼浓度,提高p H值;10B富集度在40%以上的富集硼酸能维持堆芯运行于p H值7.2~7.4。     

核电站一回路泄漏检测技术研究

对核电站反应堆一回路采用湿敏法进行泄漏事故监测,以便尽快给出泄漏规模及位置。采用专门研制的湿敏元件,并以此组合设计成监测探头。测量数据采集、处理及报警系统采用单板机进行巡回监测,并进行本系统所定义的A、B、C参量处理。B、C值同时超过预先设置的限值后,系统发出泄漏报警。参量设置考虑环境湿度及温度的影响。在320℃、12.2MPa下,水的泄漏率为0.3g/min时,5s内发出报警。     

压水堆一回路冷却剂环境中痕量锌的测定研究

建立用石墨炉原子吸收法测定压水堆一回路冷却剂环境中痕量锌的方法。研究了仪器的工作条件、空白的选择、锌溶液稳定性及硼酸、氢氧化锂的影响。本方法的回收率在96.7%~105.0%之间,2.0μg/L锌的相对标准偏差为3.7%,检出限为0.12μg/L。用本方法为某压水堆实验回路中进行了锌的测定,取得了满意的结果。     

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。     

快堆一回路钠的放射性监测技术研究

快堆一回路钠具有高放射性,无法使用γ谱仪直接测量其中的放射性核素,本文介绍了一种在线监测放射性核素的技术。设计了可组合和拆分的分段准直器,通过拆分准直器可以提高探测效率,而通过组合准直器可以降低死时间效应。采用点源模拟法对γ谱仪进行效率刻度,6种标准点源的能量区间包括了所有待测核素的能量范围。采用本技术对中国实验快堆一回路钠的监测结果表明,现阶段监测到的放射性核素为~(24)Na、~(22)Na以及~(124)Sb,由本研究中的效率刻度计算,~(124)Sb的放射性活度为104 Bq/g量级。     

和平堆重水泄漏到二次冷却剂监测系统的改造方案

针对阿尔及利亚比林核研究中心和平堆现有重水泄漏到二次冷却剂监测系统存在的响应时间慢且无法给出重水泄漏量的问题,提出了该系统的改造方案。对于¹⁶N监测系统用MCNP程序对探测器效率进行了模拟计算。该改造方案具有响应速度快,能有效判断重水泄漏量等优点,可提升和平堆的安全性。     

先进非能动核电机组一回路冷却剂流量系统化测量方法

压水堆一回路冷却剂流量是防止偏离泡核沸腾的重要参数。三代先进非能动（Advanced Passive,AP）技术核电机组采用低泄漏堆芯装料模式,因堆芯出口温度温差梯度加大,导致量热平衡法流量测量计算的不确定度增加。为了保证核电机组一回路冷却剂流量精准测量,验证其满足设计与监管要求,提出了以伯努利方程为基础模型的系统化测量计算方法。在调试不同阶段,分别执行一回路主设备压差测量、冷热段弯管流量计压差测量;在首次50%、75%、90%、100%的功率平台,进行量热平衡试验计算。通过热试和满功率阶段的实体工艺流体测量值,对冷热管的弯管流量系数进行计算标定。围绕不确定度最小化,权重计算一回路冷却剂总体积流量。本方法测量计算的一回路冷却剂流量值相对误差小于4%,装料后总流量介于最佳预期流量的95.8%～104%之间;NAPs计算体积流量值不确定度低于1.9%,该方法为其他机型冷却剂流量的精准测量提供了一种示范思路。     

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。     

美国最大的一座商用核电站因一回路系统泄漏而停堆

美联社阿拉巴马5月22日至23日电,美国田纳西州地区管理局经营的布朗兹弗里商用核电站3号堆,因一回路系统泄漏停堆,泄漏率为每分钟80公升。该核电站由三座反应堆组成,总装机容量为330万千瓦(电)。     

LOCA事故时一回路冷却剂管肘部回流流动极限研究

在压水堆发生LOCA事故时,需要依靠回流流动来进行堆芯的冷却,而存在着回流流动极限(Counter-Current Flow Limiting,CCFL),即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,导致冷却剂流速不能再增大,从而限制了传热效果。使用RELAP5对LOCA事故时弯头肘部的CCFL现象进行分析,分别研究管长L、管径D以及倾斜角θ对CCFL的影响,研究表明管长L越小,管径D越大,CCFL的安全裕度越高,而倾斜角θ对该条件下CCFL现象的影响不明显。     

低温堆一回路主换热器优化设计

由于现有小型堆的主换热器存在传热温压损失大、不能实现在役检查、制造比较困难、无法有效防止管流振动等问题,对低温核供热堆主换热器在总体结构、流道设计等方面进行了改进,详细阐述了新方案与现有反应堆换热器方案对比及优化,并对主换热器每种工况进行了结构应力分析和内筒的外压屈曲分析。通过研究表明,低温堆主换热器新方案具有结构简单、经济性高、能够实现在役检查、易于制造等优点,值得在该堆型内推广应用。     

压水堆一回路冷却剂氚源计算影响因素分析

根据氚在反应堆一回路系统的产生和消减过程,建立氚源计算模型,采用保守计算方法和基于硼锂协调曲线的计算方法,对比硼、锂产氚量的差异,并分析释放份额、初始硼浓度、硼去除率、初始锂浓度对一回路氚源计算的影响。结果表明:两种计算方法对硼、锂产氚量的影响很大,保守方法和基于硼锂协调曲线的计算方法得到的硼、锂产氚量比值分别为1.39和2.04。氚活度随释放份额、初始硼浓度、锂浓度的增大而增大,随硼去除率的增大而减小。     

中国先进研究堆一次冷却剂回路密封垫破损事件分析与处理

本文介绍了中国先进研究堆（CARR）一次冷却剂回路密封垫破损事件以及运行人员对事件的处理过程,剖析了事件发生的根本原因即管路法兰原安装的缺陷,分析了事件后果影响,即造成冷却剂泄漏,指出该事件未对工作人员辐射安全造成影响,未对反应堆及关键系统设备造成影响,泄漏水均在厂房内,对环境无影响,反应堆各项参数均未超出技术规格书中规定的运行限值与条件。本文对事件的过程数据与安全分析报告的内容进行了分析比较,针对事件发生的原因以及处理过程中遇到的一些问题,按照纵深防御的原则,分别从密封垫选型更换、增设法兰防护套、增设渗漏信号以及加强控制技术等方面阐述了系统的改进及优化。