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。     

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.     

压水堆核电厂乏燃料水池γ剂量率变化分析

⁵⁸Co是压水堆核电厂活化腐蚀产物的核心γ源项核素,受pH值和温度变化影响,含⁵⁸Co的活化腐蚀产物溶解度将持续发生变化。福清核电厂在执行某次机组调停小修过程中,一回路冷却剂中的⁵⁸Co活度浓度,随冷却剂温度下降而持续上升;在完成某次换料大修卸料工作后,乏燃料水池水温上升,池内⁵⁸Co活度浓度也随之升高,导致乏池表面最高γ剂量率达到了设计值的10倍左右。通过分析两个案例中,⁵⁸Co活度浓度、γ剂量率水平和温度变化趋势,对比工艺系统的运行记录,可以确认:两次⁵⁸Co活度浓度的升高,均与溶液温度密切相关。分析结果表明,在酸性环境下,含⁵⁸Co的活化腐蚀产物,其溶解度在一定温度范围内具有正温度系数,溶解度将随温度上升而增大;达到最大值后,溶解度表现出负温度系数,溶解度随温度上升而减小。根据该结论,通过启动乏燃料水池备用冷却回路,降低乏池温度,成功减小了池内的⁵⁸Co活度浓度,乏池表面γ剂量率迅速恢复至正常水平,避免了后续燃料操作人员的额外剂量照射。该实践的成功,对抑制和去除压水堆核电厂活化腐蚀产物中的⁵⁸Co,提供了新的思路。     

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%。     

压水堆一回路冷却剂活化腐蚀产物钴银锑

介绍了压水堆核电厂一回路冷却剂中主要活化腐蚀产物钴、银、锑源项的产生和对于停堆机组剂量大幅增加的影响。研究这些核素在反应堆运行和停堆期间的行为并尽早探知这些污染物的出现,以便确定相应的解决办法。它包括：从源头做起,与一回路冷却剂系统接触的设备和部件尽量不采用含有钴、银、锑的材料;制定严格的水化学和停堆程序,使得对这些核素污染的净化能力最佳化和对过度污染最小化;根据具体情况改进净化工艺,限制污染带来的影响。实践证明,这些措施对减少或限制钴、银、锑的污染是行之有效的。     

压水堆一回路颗粒性腐蚀产物沉积机理的实验研究

一回路腐蚀产物在传热管内表面的沉积对压水堆核电厂安全运行和放射性产物屏蔽有非常不利的影响。为研究一回路腐蚀产物在传热管中的沉积机理,搭建了一回路腐蚀产物沉积机理研究实验系统。实验研究了颗粒性腐蚀产物Fe_3O_4在传热管内的沉积分布,并对比分析了不同弯管半径、pH值和粒径对颗粒沉积的影响。实验得到了颗粒状腐蚀产物在管内分布的规律,给出了最大沉积量所对应的pH值和粒径范围,可为压水堆化学控制提供参考。     

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。     

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。     

压水堆核电厂源项控制实践与改进

本文分析了福清核电厂1号机组停堆沉积源项调查发现的一回路管道内壁⁵⁸Co和⁶⁰Co表面活度水平、剂量率贡献以及随机组运行时间发生的变化情况,并介绍了压水堆核电厂活化腐蚀产物的形成、沉积及存在形式。通过分析201大修主泵停运对氧化运行效果及蒸汽发生器(SG)下封头辐射水平的影响,结合酸性氧化环境下腐蚀产物溶解度变化的特点,提出改进主泵停运时机以提高氧化运行效果的建议。另外,还分析了阀门密封面维修导致向一回路系统引入含钴金属颗粒对机组源项的影响,建议严格控制阀门维修过程以减少⁵⁹Co进入一回路系统。     

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。     

含~(60)Co和~(152)Eu放射性废液的水泥固化配方研究

针对含60 Co 3 8× 10 5Bq/L、152 Eu 6 67× 10 5Bq/L、总放射性活度为 2× 10 7Bq的放射性废液进行了水泥固化配方及工艺试验研究。结果表明 :水泥浆流动度和初凝时间随水灰比增大而增大 ,而固化体的抗压强度则随其增大而降低。优选配方的水泥固化体各种性能均满足中低放废液固化体性能要求 :水泥浆流动度≥ 130mm ;水泥固化体 2 8d抗压强度 >7MPa ;4 2d浸出率60 Co为1 84× 10 - 4cm/d、152 Eu为 2 76× 10 - 5cm/d(剂灰比 0 15 ) ,60 Co为 5 4 7× 10 - 4cm/d、152 Eu为1 5 5× 10 - 4cm/d(无添加剂 ) ;总 β的累积浸出分数 (4 2d)分别为 1 7× 10 - 2 cm(剂灰比 0 15 )和3 5× 10 - 2 cm(无添加剂 )     

海洋环境样品中^60Co和^65Zn的联合测定

利用一份样品同时测定~(60)Co和~(65)Zn,一般可用仪器分析法和放化分离法。前者由于所用仪器昂贵且受灵敏度限制,故目前仍常用放化分离法。本文通过实验研究,建立了海水、海洋生物和沉积物中~(60)Co和~(65)Zn的放化联合分析法。     

~(85)Sr、~(134)Cs和~(60)Co在黄土中吸附和迁移的研究

本文通过静态实验和动态实验 ,研究了85Sr、13 4Cs和60 Co在黄土中的吸附和迁移行为以及核素浓度、p H和温度对分配系数的影响。静态实验结果表明 ,16个样品测定的85Sr、13 4Cs和60 Co的分配系数的均值分别为 82、7.4× 10 3 和 5.4× 10 3 m L/g;p H值的变化对三种核素的分配系数有较大影响。动态实验结果表明 ,三种核素的绝大部分滞留在土柱中 ,只有少部分从土柱中流出来 ;三种核素在土柱中的迁移速度从快到慢的顺序为85Sr>13 4Cs≈60 Co     

~(60)Co.~(85)Sr和~(137)Cs在黄土包气带中迁移的模拟实验

从野外试验场用专门研制的原状土柱采样装置采得未扰动土柱 ,以60 Co、85Sr和 13 7Cs三种核素为示踪剂 ,在人工喷淋条件下研究核素在土柱中的迁移行为。采用直接测量和解体测量两种方法测定了核素在土柱中的垂向浓度分布。实验结果表明 ,在日均喷淋强度为 7.96 mm/d的喷淋条件下 ,近一年时间内 85Sr浓度峰在实验土柱中的下移距离 ,按直接测量和解体测量分别约为 6 .0和 8.0 cm;60 Co和 13 7Cs浓度峰基本仍在原位。此结果与野外现场核素迁移示踪试验结果基本一致     

~(60)Co水下辐照试验装置

近年来辐射研究的领域不断扩大,要求设立更多的辐照装置。关于γ辐照装置,N.Tam-ura曾归纳了五种类型。其中第二类为辐照与贮藏采用同一口水井,故命为水下辐照装置。该类装置结构简单、造价低,曾被用于食品和高聚物研究,笔者以为此类装置至今对很多研究工作仍具采用价值。我国目前建造的γ辐照装置一律采用水泥防护室,但因耗资多而     

毫居里级~(60)Co标准源的制备

本文详细介绍一种制备 mCi 级钴标准源的方法。将一根约13mCi 的钴丝分成三段,并用高压电离室精确测定其相对强度;取其放射性最弱的一段为参考样;溶于盐酸,经定量稀释制成~(60)Co参考样溶液,绝对测量参考样溶液的比活度;结合稀释比和相对强度,分别测定参考样和另二段钴丝的绝对活度,得到二个标准钴源的活度为7.747_3±0.055mCi 和3.056_2±0.022mCi(参考日期1983.11.3)。参考样溶液比活度的绝对测量,采用4πβ-γ符合法和液体闪烁法两种方法,两者在0.3%范围内一致。     

从回旋加速器上照过的镍靶中分离~(57)Co

制作穆斯堡尔源~(57)Co的纯度要求很高,杂质含量应小于0.12μg/mCi~(57)Co。稳定性钴含量的增加,使源的线宽加宽甚至发生劈裂现象。降低稳定性钴含量的办法,即可在照射前对靶材料进行纯化,也可在照射后利用核衰变特性和放化分离法相结合,进行钴的同位素分离。本文报导了采用α-粒子轰击镍试制~(57)Co的实验结果。 1.照射靶的制作 天然镍有五种同位素,其中~(58)Ni的丰度最高(67.88％)。α轰击天然镍除得到~(57)Co外,还可生成十多种其     

从回旋加速器上照过的铁靶中分离~(57)Co

穆斯堡尔效应在许多方面得到广泛应用后,~(57)Co的生产引起了人们的重视。本文报导了从回旋加速器上照过的铁靶中分离出~(57)Co的实验结果。     

CANDU-6型重水堆生产~(60)Co技术研究

从堆芯核设计、调节棒组件结构设计及安全分析等方面,论证了CANDU-6(CANadian Deuterium Uranium reactor)型重水反应堆反应性控制系统用钴调节棒组件代替不锈钢调节棒组件后,具有与原不锈钢调节棒组件相同的功能,即钴调节棒组件结构分类、堆内布置和运行方式与不锈钢调节棒组件相同,并且堆芯物理特性保持不变,也能确保堆芯安全运行及产钴过程中的辐射安全。     

伪随机模拟~(60)Co双参数能谱发生器

本文描述了一个模拟~(60)Co放射源的电子学线路,具有~(60)Co的能谱特性。它分两路输出,能模拟光电峰1.33MeV与1.17MeV的瞬时符合以及光电峰之间、光电峰与康普顿散射之间的偶然符合,因而用于双参数多道分析器以及其他核电子仪器的调试等。