VVER机组一回路加氨量化控制方法的研究

通过对一回路净化和除气流程的深入研究,针对一回路中各主要物质及产物的相互关系,经过物料衡算,总结出不同工况下一回路连续加氨的量化控制方法,降低了功率运行时因加氨量不平衡导致的溶氢、总碱金属（钾、钠、锂的物质的量的总和）等一回路水化学控制指标偏离的风险,优化了一回路水化学工况,为今后的工作提供了理论指导.     

VVER机组大修辐射源项控制体系研究和实践

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。     

压水堆核电机组停堆氧化过程中溶解氢控制策略优化

在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作.在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径.福清核电...     

CPR1000机组定期试验优化方法研究

针对中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组安全系统定期试验存在的问题，结合机组安全分析、定期试验设计方法，提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统（RRA）未隔离且反应堆冷却剂系统高压（RRA 504KA）]定期试验，分析了该定期试验存在的问题；基于本文提出的优化方法，提出了优化方案，并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。      

某新建华龙机组设计阶段辐射防护最优化

通过对核电厂放射性物质产生机理的研究,并结合国内核电厂运行经验和辐射防护最优化实践,从辐射源项设计优化、主系统注锌技术的应用、提高冷却剂过滤净化能力、减少腐蚀产物沉积量以及运行机组经验反馈筛选和应用等方面提出了某华龙核电辐射防护设计的最优化方案。从核电厂设计期间就充分考虑辐射防护最优化,以确保新建华龙机组年平均集体剂量处于先进的水平,为机组后续投运取得良好的运行业绩打下坚实的基础。     

一回路动态排气剩余空气体积标准值提升后冷却剂流动特性研究

针对动态排气后提升一回路剩余空气体积标准值的改进方案,提出含高溶解度空气的冷却剂在主泵启动瞬态下的压力预测方法和是否释放为两相分离流动的判断方法,对一回路及其辅助系统进行热工水力建模,空气体积标准值提升为24标准立方米（1标准立方米=1.293 kg）后,对主泵启动的瞬态过程进行了仿真,得到了一回路主要节点压力变化规律;结合冷却剂中气体溶解-释放模型,得到饱和氮气溶解度、氧气溶解度变化规律。结果表明,主泵启动瞬态过程中,一回路主要节点压力均在机组运行正常范围内,一回路中溶解的氮气、氧气不会释放成为两相流动。因此,就流动特性而言,空气体积标准值提升到24标准立方米可行。      

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制设计参考了大亚湾核电站的设计,但作了冷却剂系统三环路改二环路的适应性修改.本文总结了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设计、重要仪表控制设备的研制.具体介绍了反应堆保护系统保护变量的选取、反应堆控制系统对堆芯的控制和监测以及提高核电厂可利用率的设计,并着重介绍了重要仪表控制设备的国产化研制过程.1号机组的成功运行证明设计和研制是非常成功的.     

便携式氢表在核电站中的应用

核电站功率运行期间和换料大修前,需监测反应堆冷却剂系统的氢含量。本文介绍了用ORBISPHERE3654型便携式氢表快速测量反应堆冷却剂中氢含量的实验过程及便携式氢表在宁德核电站的应用情况。结果表明,便携式氢表能快速准确地测量RCP中的氢含量,测量的最佳水流量为270~310 m L/min。     

镍铁对压水堆锆合金表面污垢形成及硼析出的影响研究

压水堆（Pressurized Water Reactor,PWR）腐蚀产物会在锆合金表面形成污垢（Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD），冷却剂中硼在CRUD中的析出会造成轴向功率分布异常，影响堆芯安全性。镍铁作为CRUD的主要成份，对CRUD形成及硼析出具有较大影响。在高温高压动水循环实验回路中模拟了PWR锆合金表面CRUD的形成过程，采用X射线光电子能谱仪（X-ray Photoelectric Spectroscopy,XPS）和扫描电子显微镜（Scanning Electric Microscope,SEM）等方法研究了镍铁对CRUD形成及硼析出的作用机理。调整镍铁注入顺序和溶解氢（Dissolved Hydrogen,DH）浓度的检测结果显示：DH浓度分别为40 cm³·kg^-1和0 cm³·kg^-1，对应的CRUD最大厚度为5μm和15μm；镍铁比分别为1.06、0.48和0.11时，对应的CRUD中硼摩尔百分数为19.8%、4.5%和0.3%。...     

傅里叶变换红外光谱法测定重水含量

高浓重水既是反应堆的冷却剂又是减速剂,为确保反应堆的安全运行,必须严格监控重水浓度。在反应堆运行期间,净化系统中树脂的氘化、脱氘工艺的控制分析以及重水电解浓缩工艺的控制分析,均需测定D2O浓度。     

离子交换树脂在线分离-原子吸收光谱法测定核电厂一回路含硼酸水中的锂

压水堆核电厂一回路水化学监督采用硼 锂协调曲线控制。一回路水质含有一定量的硼酸,采用原子吸收光谱法测量一回路水质中的锂时,硼酸对锂的测量干扰显著,测量回收率明显偏低。本文采用变色强碱性阴离子交换树脂在线分离-原子吸收光谱法联用系统,利用变色阴离子交换树脂在线去除一回路水质中的硼酸,消除硼酸对锂浓度测量的影响,实现锂浓度的准确分析。结果表明,其锂浓度测量加标回收率达101.0%,相对标准偏差为0.47%（n=6）,有效消除了硼酸对锂测量的影响。本文所用系统具有结构简单、操作方便、成本低、能有效避免火焰燃烧头硼酸结晶问题等优点。     

秦山核电厂调试期间一回路的水质控制

为尽量减少秦山核电厂一回路系统设备的腐蚀,以及减少冷却剂循环污染和降低一回路系统的放射性,在冷态试验和热态功能试验阶段,堆装料、启动和功率运行试验阶段,都进行了一回路水质控制。本文介绍了一回路水质控制方法,并着重介绍了冷却剂的pH值、氯离子、溶解氧、溶解氢的控制以及硼与锂的协调。秦山核电厂的调试获得令人满意的成功,一回路水质控制也是卓有成效的。     

核级阴树脂在PWR主回路冷却剂中的氯离子释放行为研究

利用国产树脂制备出核级低氯树脂，并对不同残余氯的该树脂在模拟ＰＷＲ核电站一回路水质条件下的氯离子释放行为进行了研究。研究了树脂残余量含量，溶液硼浓度和锂浓度等对氯离子释放量的影响。     

硼表硼浓度算法设计与仿真验证

为解决压水堆核电厂离线式硼表（OFBM）测量的核岛一回路冷却剂总硼浓度相对化学滴定硼浓度的偏差超标问题,对OFBM的硼浓度算法进行了分析,并对硼浓度偏差的影响因素和产生的原因进行了分析。分析结果表明:硼浓度偏差的主要影响因素是核岛一回路冷却剂中的10B浓度和10B丰度;OFBM硼浓度算法忽略了核岛一回路冷却剂的10B丰度变化是造成硼浓度偏差的主要原因。同时设计了一种能够跟踪核岛一回路冷却剂10B丰度的新硼浓度算法,新算法实现了10B浓度计算功能。最后建立了新硼浓度算法的仿真模型,并基于2台M310核电机组OFBM的标定数据对新硼浓度算法的计算准确度进行了验证,仿真结果表明,新硼浓度算法的计算准确度满足OFBM设计规格要求。      

Optimization of Dissolved Hydrogen Concentration for Control of Primary Coolant Radiolysis in Pressurized Water Reactors

Optimization of the dissolved hydrogen concentration in primary coolant of pressurized water reactors has several potential advantages in material integrity and dose reduction. To assess the threshold value of dissolved hydrogen for reducing condition, in-pile loop experiments and radiolysis model calculations were performed. Both experiments and model calculations indicate that the threshold value of dissolved hydrogen for radiolysis is much less than the present control level in pressurized water reactors, and the in-core region is more easily affected by reduced dissolved hydrogen level than the out-of-core region. The measurement of electrochemical corrosion potential of structural material, while varying dissolved hydrogen levels, is desirable in the future to compensate for the uncertainty of the model calculation. For this purpose, electrochemical corrosion potential of stainless steel at the top-of-core, in which the reference electrode could be inserted, was estimated based on the correlation between the experiments and the modeling for the loop.     

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。      

Radiolysis of ammonia in the first-loop coolant of reactors in floating power-generating units

Experimental data on the kinetics of the radiolysis of ammonia in the water coolant of the first loop of real reactors used in floating power-generating units are presented. Empirical equitions governing the kinetics of the decomposition of ammonia in the first loop of these plants and the dependence of the stationary ammonia concentration on the hydrogen content are obtained. An equation is derived for the material balance of radiolysis in a vessel with no free volume of the ammonia solution, initially containing dissolved nitrogen. It is shown that the water-chemical regime of the first-loop coolant in reactors in floating power-generating units is self-regulating. 2 figures, 2 tables, 6 references. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 88, No. 5, pp. 353–358, May, 2000.     

Effect of boric acid on the severity of vapor explosions in pure water and surfactant solutions

Four different dilute aqueous solutions of boric acid and surfactant/boric acid were tested to determine the impact of these coolant additives on the severity of vapor explosions in small-scale experiments with molten tin. Twelve grams of molten tin at 800°C were dropped into 6 l of coolant solution at room temperature; for each solution, the experiment was repeated 20 times. The coolants examined were pure water, 500 wppm boric acid solution, 2000 wppm boric acid solution, 5 wppm of a non-ionic surfactant (nonylphenol polyethylene glycol ether) in a 500 wppm boric acid solution, and 5 wppm of an ionic surfactant (dodecylbenzene sulfonate sodium salt) in a 500 wppm boric acid solution. Pressure and impulse data suggest that the presence of boric acid up to 2000 wppm concentration did not significantly affect the severity of the interactions. Particle size analysis, however, indicates that enhanced fragmentation took place at the higher concentration (2000 wppm). The data indicate that the presence of boric acid negates the potentially mitigating effects of the surfactant additives previously reported in experiments where the surfactants were added to pure water.