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。     

核电厂常规运行工况下放射性惰性气体和碘的释放源项计算

本文对核素在反应堆内部的产生、转移和释放过程进行了分析研究,计算了一回路冷却剂中放射性核素的浓度。并考虑了一回路系统中放射性核素向安全壳及其辅助厂房的泄漏,计算了由此带来的气载放射性核素活度的变化。同时,对秦山二期核电厂常规运行工况下气载流出物释放源项进行了计算,并与设计值和实际测量值进行了比较分析。从结果来看,本文计算值比实测值和设计值约大一个量级,本文计算方法可为核电厂气载流出物释放源项提供一个上限值。     

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。     

基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~(16)N源项计算分析

在反应堆功率运行期间,一回路冷却剂水中的~(16)O受高能中子照射,活化生成~(16)N。~(16)N衰变会释放出高能γ射线,是反应堆内冷却剂系统放射性的主要来源。对一回路冷却剂中~(16)N源项进行计算可为反应堆屏蔽设计提供依据。~(16)N活度浓度及其在一回路中的分布是安全审评中的关键参数。为了精确计算~(16)N源项,本文首先使用JSNT程序计算了堆芯及其相邻区域的高能快中子注量率分布,然后考虑冷却剂在反应堆压力容器内的流动和照射情况,以及其在一回路中的流动和衰变情况,编制了~(16)N源项计算程序,在计算过程中考虑了快中子注量率的三维分布。以某三代压水堆核电厂为例计算了~(16)N源项在一回路中的分布。计算结果表明,使用三维中子注量率分布可以得到更精细的~(16)N源项分布;上下腔室内中子注量率对一回路中~(16)N源项分布影响很小,可以不予考虑。     

基于RELWWER程序的WWER型核电厂燃料棒破损分析

裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。     

核电厂一回路源项和排放源项框架体系研究

我国核电机组堆型众多,来源广泛,这些引进堆型的源项在我国应用中还存在一些问题。源项设计是否合理,直接影响到排放源项的准确性和环境影响评价源项的合理性。本文通过分析不同堆型源项在我国应用中存在的问题,研究如何构建我国核电厂通用的一回路源项和排放源项框架体系,为解决国内核电厂源项计算中长期存在的问题,也为我国华龙一号和CAP1400堆型的源项计算提供技术基础。     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

“华龙一号”堆型一回路系统58Co和60Co源项分析方法研究

压水堆核电厂一回路活化腐蚀产物源项是确定集体剂量和进行辐射防护优化的重要基础，也是反应堆审查取证的重要环节。本文阐述了“华龙一号”反应堆的设计特点，对比了与参考反应堆型的设计改进。通过分析中广核集团在运CPR1000/M310机组数十个循环的运行反馈数据特点及长期趋势，获得了冷却剂58Co和60Co源项的对数正态分布，以此为基础确定了“华龙一号”反应堆在稳态、瞬态和冷停堆工况下的一回路冷却剂⁵⁸Co和⁶⁰Co源项以及主管道的58Co和60Co沉积源项。结合反应堆的设计特点，使用中广核集团自主开发的CAMPSIS程序分别计算了“华龙一号”和CPR1000的一回路⁵⁸Co和⁶⁰Co源项，进而得到了调节系数对运行反馈统计结果进行了修正。本研究确定的以同类机组的源项运行数据反馈和机理分析相结合的方法，为新型反应堆研发中源项分析提供了重要参考价值。     

燃料破损情况下压水堆一回路冷却剂外漏源项分析

对压水堆核电站在燃料破损情况下、一回路冷却剂发生外漏时,反应堆厂房内的气载放射性源项进行讨论,并介绍两种放射性惰性气体源项的计算方法。     

AP1000核电站~(106)Ru正常运行源项研究

AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。     

LOCA水力载荷分析软件HLPS的开发与验证

为分析核电厂反应堆一回路系统发生假想断裂时冷却剂从破口喷放以及卸压波在一回路系统中传播引起的水力载荷特性,采用C++程序开发语言,自主研发了压水堆一回路冷却剂丧失事故（LOCA）水力载荷计算软件HLPS。以M310反应堆冷却剂系统为对象,将HLPS软件计算结果与工程数据进行对比验证,结果表明:HLPS软件的计算结果与工程数据符合良好,载荷力峰值基本包络工程数据;同时HLPS软件采取隐式求解以及更高的收敛标准,计算结果更加准确,可用于一回路系统LOCA分析。      

压水堆核岛系统16N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。     

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.     

华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

余热排出系统安全壳外破口事故源项分析

当余热排出(RHR)系统入口管道在安全壳贯穿件下游发生断裂时,放射性核素随一回路冷却剂的排放直接释放到环境中。本文根据RHR系统安全壳外破口事故的特点,提出了一套评估放射性后果的计算方法。同时,评估了在不同的RHR系统隔离时间下的放射性后果。根据计算结果和GB 6249—2011的要求,选择300s作为发生该类事故后隔离RHR系统的限值,为我国自主化第三代核电厂RHR系统隔离方案设计提供一个设计基准。     

熔盐堆选址源项确定方法评价研究

选址源项的种类成分、形态、数量、释放方式和释放时间、影响范围等参数是反映反应堆安全的重要指标。我国现行核安全法规对于反应堆选址源项仅有原则性规定,且多基于压水堆,不能完全适用于固态燃料熔盐堆。熔盐堆采用了不同于压水堆的设计、燃料、冷却剂和系统结构,因此,固态燃料熔盐堆的选址源项及其确定方法也与压水堆有很大不同。本文将结合核电厂选址相关的法规标准和核安全审评要求,对固态熔盐堆所采用的新设计理念、新燃料和结构系统特点进行分析,并对其选址源项及确定方法进行评价,为将来固态熔盐堆核电厂选址评价及有关核安全法规标准修订完善提供建议和参考。     

压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析

压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界,系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统,考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现,通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量,可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计,若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t^-1提高到44 000 MBq·t^-1,氚排放量设计值可以降低3%～13%,若进一步增加复用系统水装量到10 000 t,氚排放量设计值可降低46%。     

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。     

主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆（EPR）堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内,与EPR堆型核电站的工程数据基本一致。      

压水堆3H源项计算分析

对压水堆中氚的产生和消减机理进行了研究。根据一回路冷却剂中氚的代谢机制建立氚计算模型,分析了压水堆各途径对氚的产生量贡献及⁷Li纯度对锂产氚量的影响。结果表明：计算模型详细考虑了产生氚的核素随时间的衰减变化,计算的氚产生量为52.08 TBq/a。压水堆一回路冷却剂中的氚主要来源于可溶硼的中子活化反应、铀核的三元裂变,对氚产生量的贡献达90%以上,⁷Li纯度为99.9%时锂产氚量占总量的7.45%,其他途径对氚的产生量贡献很小,可忽略。锂产氚量的贡献随着⁷Li纯度的升高而线性减小。研究结果可为压水堆氚源项的计算提供参考。