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一回路材料选择准则是根据降低反应堆运行期间及完成使用寿命以后的职业照射剂量和形成的放射性废物量来评定的,原因分析涉及到最佳一回路水化学环境选择、材料的耐腐蚀性及一回路内表面预处理几个方面。捷克斯洛伐克就一回路材料成份对核电站辐射情况的影响进行了讨论,并将实验结果与对腐蚀产物在一回路的迁移建立的数学模型得出的计算结果进行了对比。 相似文献
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基于VVER机组停机过程中辐射源项的释放和迁移原理,本文结合系统的设计功能建立了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制方法,提出了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制体系。该体系经某VVER核电机组验证,通过一回路pH和溶氢等水化学控制措施,可以降低设备的腐蚀速率和腐蚀产物被活化的几率。使用一回路冷却剂净化系统(KBE)、冷却剂贮存系统(KBB)树脂床对一回路介质可以实现对放射性核素的有效净化,其中一回路贮存水箱的净化效率可以达到90%以上;系统介质或者外接冲洗设备对高剂量率系统设备进行冲洗、净化,净化效率可以达到50%以上。结合VVER机组辐射源项控制经验和最新的源项控制技术,提出了后续VVER机组辐射源项控制的优化和研究方向。 相似文献
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压水堆核电厂一般采用天然硼来控制反应性。在核电厂实施长循环燃料管理后,寿期初硼浓度较高,增加了水化学控制的压力。本文开展了富集硼酸(EBA)在一回路水化学中的应用可行性及其对相关水质处理系统的影响分析。研究表明一回路采用EBA有助于降低结构材料的腐蚀和堆外辐射场,提高在役核电厂的经济性。 相似文献
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Co是压水堆核电站最主要的集体剂量贡献核素,大修时Co胶体活化腐蚀产物可能在一回路和辅助系统表面沉积,对集体剂量产生重要贡献。停堆氧化运行期间的水化学条件决定了Co胶体的净化效果,为获取对Co胶体溶解去除最有利的水化学条件,首先在实验室条件下制备了粒径为40~50 nm的模拟Co胶体,使用TEM、SEM、EDS进行了表征,其主要成分为CoO和Co单质。然后模拟了停堆氧化运行期间的水质与水化学条件,研究了温度、Li浓度(pH值)、H2O2浓度以及反应时间对Co胶体溶解行为的影响。结果表明,Co胶体的溶解反应速率很快,0.5~1 h即达到平衡,对Co胶体溶解和去除最有利的水化学条件为:温度70 ℃、Li 浓度接近0 mg/kg、H2O2浓度约10 mg/kg。 相似文献
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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。 相似文献
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实验研究了5MW核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆,测量了一回路冷却水水质的化学成分,如溶解氧、pH值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。 相似文献
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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。 相似文献
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通过调整压水堆(PWR,Pressurized Water Reactor)运行期间各种水化学参数,能够有效控制一回路水质。作为影响燃料性能的重要因素,污垢(CRUD,Chalk Rivers Unidentified Deposits)在燃料表面的沉积行为会随水化学参数调整而改变。本文研究了溶解氢气(DH,Dissolved Hydrogen)浓度、pH、注锌和超声波清洗(UFC,Ultrasonic Fuel Cleaning)对某PWR功率运行期间CRUD沉积过程的影响,结果表明DH浓度对CRUD沉积影响较小,提高pH、注锌和应用UFC能够抑制CRUD沉积。研究成果为从水化学控制角度提高PWR安全性和经济性提供了理论依据和数据支撑。 相似文献