压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

核电厂大修期间一回路冷却剂中放射性指标监测与控制

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。     

三门核电厂高压加氢系统改进

核电厂运行期间,一回路内的冷却剂会在辐照条件下分解为氢气和氧气。氧气会加剧一回路不锈钢材料腐蚀,降低设备可靠性的同时增加放射性活化产物。国内核电厂普遍使用一回路加氢技术抑制一回路冷却剂的辐照分解。传统核电厂采用容积控制箱(容控箱)对一回路冷却剂降压,然后使用低压加氢技术为一回路冷却剂加氢。由于非能动百万千瓦级先进压水堆AP1000核电厂一回路取消容控箱,需要采用高压加氢技术为一回路冷却剂加氢。本文介绍了AP1000核电厂目前使用的高压加氢方案,对其在运行过程中可能出现的问题进行分析,并提出了改进方法。     

WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究

一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。     

反应堆燃料元件破损当量诊断方法

破损当量是衡量反应堆燃料元件破损严重程度的重要指标,但破损当量无法直接测量,在决策应用中不具有可操作性,需要建立与破损当量对应的可监测指标。本文结合实践经验,分析确定了可用于燃料元件破损诊断的典型核素,建立了反应堆一回路冷却剂中裂变产物核素活度浓度与燃料元件破损当量之间的传递关系;给出了一回路冷却剂取样分析实验方法,并指出实验过程中应注意的问题;建立了采用监测一回路冷却剂中典型裂变产物核素活度浓度诊断破损当量的方法,并分析了诊断中不确定度的主要影响因素。本研究为反应堆燃料元件破损当量诊断提供了技术方法。     

压水堆核电厂冷却剂碘同位素活度比值131I/133I与燃料完整性关系研究

压水堆核电厂正常运行期间燃料元件破损会造成一回路裂变产物活度升高,碘同位素活度比值131I/133I是行业内最常用的判断燃料破损情况的指标之一。本文介绍了压水堆正常运行期间冷却剂131I和133I的产生来源和迁移过程,建立模型估算了燃料完整、小破口和大破口情况下131I/133I范围,并通过在运CPR1000型压水堆核电厂的运行监测数据对计算模型进行了验证,两者符合得较好。     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。      

对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。     

基于MCNPX的HFETR典型裂变产物逃脱率系数分析

本文采用MCNPX程序对某一炉段的堆芯布置进行建模,计算出了整个运行炉段不同时刻元件芯体内典型裂变产物的累积量,结合该炉段实际运行期间监测的一回路水质数据,通过数值计算得到HFETR典型裂变产物的逃脱率系数,并与核电厂辐射屏蔽设计标准进行比较.结果表明:HFETR典型裂变产物的逃脱率系数与核电厂标准存在数量级上的差距....     

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.     

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。     

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。     

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。     

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。     

一回路同位素碘监测偏差几率大的分析与处理

一回路冷却剂中同位素碘的放射性活度大小是核电厂重要安全限值之一,是判断燃料元件的安全性能提供最直接的依据,因此对它的准确监测尤为关键.通过质量管理(QC)小组活动程序对一回路同位素碘监测偏差几率大的原因进行了调查与分析,通过对策实施将偏差几率由15.44％降低到5.44％,更有效低为核电站的安全稳定运行服务.     

缓发中子计算燃料元件破损方法研究

当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。     

18 秦山三期破损燃料棒束公路运输

秦山三期两台机组投入运行以来，陆续出现了燃料破损，为了保证反应堆安全稳定运行，进一步减少裂变产物向一回路的释放，将燃料破损率减少到最小程度，需要将两只破损的燃料棒束运输到中国原子能科学研究院进行破损燃料热室检验和分析。     

瑞典破损燃料棒探测系统的可靠性高达99.99%

轻水堆燃料组件的可靠性已经相当高了,但是运行经验表明,核燃料棒的缺陷还没有完全排除掉。万一这些缺陷属于穿透包壳壁的,那就有可能导致裂变产物的释放,从而污染一回路循环系统。为了避免一回路冷却水的持久性污染,必须及时地探测到泄漏的燃料棒,并把它从堆芯中换掉。     

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。