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。     

反冲释放对反应堆活化腐蚀产物源项的影响研究

中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放，对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆，在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中，并随冷却剂迁移到非辐照区，使非辐照区的设备也带有放射性。本文研究了反冲释放在反应堆内的作用方式，建立了反冲释放的计算模型和程序模块，并集成到活化腐蚀产物源项分析程序CATE中，利用改进后的CATE程序，计算分析了堆芯与蒸汽发生器中主要的活化腐蚀产物核素⁵⁸Co与⁶⁰Co在考虑反冲释放前后的数值，明确了反冲释放效应的影响程度。计算结果表明：考虑反冲释放前后堆芯处⁵⁸Co与⁶⁰Co活度的比值有所下降，而在蒸汽发生器中的比值则有所上升；反冲释放的总作用概率与腐蚀产物层厚度相关，会随着反应堆的运行而逐渐降低，反应堆运行初期作用概率的数量级在10^-1，对活化腐蚀产物的迁移有显著影响，100 d后作用概率的数量级下降到10^-3，对活化腐蚀产物源项的影响较小。     

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。     

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.     

一回路注锌对腐蚀产物的影响分析

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的影响。理论计算表明：注锌能明显降低基体金属中镍和钴的溶解;随着运行时间的增加,注锌对一回路冷却剂中的⁵⁸Co和⁶⁰Co呈现出抑制作用;注锌实验结果与理论计算分析的比值在0.5～2.0范围内,符合情况良好。本研究能为核电厂合理地采取注锌技术提供理论支撑。     

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。     

60Co双投影辐射成像系统中的辐射信息处理与实现

针对清华大学研制成功的⁶⁰Co双投影数字辐射成像系统中两个⁶⁰Co放射源之间存在γ光子散射影响的问题,本文提出一种综合的辐射信息处理方法,包括使用散射校正算法和物理隔离对两源之间的散射进行校正,对辐射图像处理算法进行改进,并设计建造了辐射信息处理和分析平台。该方法有效降低了两个放射源之间的散射影响,获得了更加清晰的辐射图像,并开发了专用的辐射信息处理平台。本工作已应用在某核设施出入口,运行两年多时间里,联调稳定可靠,实现了同类检测系统的应用创新。     

二次中子源破损诊断方法研究与验证

压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将¹²²Sb和¹²⁴Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中¹²²Sb和¹²⁴Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的¹²²Sb和¹²⁴Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。     

AP1000剂量等效131I比活度运行限值优化研究

AP1000技术规格书中一回路剂量等效¹³¹I比活度运行限值是基于事故分析假设确定的,同时影响到放射性流出物的排放。根据AP1000原技术规格书中一回路剂量等效¹³¹I比活度运行限值计算出的SGTR事故厂外剂量和气态放射性流出物的排放都不满足GB6249—2011的要求。针对该问题,从碘尖峰释放机理、碘尖峰现实倍率、运行限值和条件以及放射性废物处理系统处理能力等方面进行了研究。计算结果表明,可将一回路剂量等效¹³¹I比活度的碘尖峰运行限值优化到1.11×106 Bq/g以满足GB 6249—2011的要求,同时不会对核电厂运行造成制约。     

反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型，根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型，结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估，还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。     

压水堆活化腐蚀产物源项~(58)Co和~(60)Co敏感性研究

以某压水堆核电厂为例,采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明:通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降低活化腐蚀产物的活度浓度,为压水堆核电厂辐射剂量控制提供参考。     

“华龙一号”反应堆冷却剂系统调试研究与设计

本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验,可以验证"华龙一号"反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。     

湖南辐照中心60Co辐照装置辐射监测与预测分析

开展辐射监测是保障核技术利用装置安全稳定可靠运行的重要手段。本研究对湖南辐照中心⁶⁰Co辐照装置近5 a运行期间的工作场所、个人职业照射和贮源水井的辐射水平状况开展了监测与分析。结果表明：各场所及人员接受的辐射水平远低于国家的规定限值,贮源水井各项指标符合要求,未出现放射性活度超标的情况。引入用灰色GM(1,1)预测模型以5 a历史辐射监测数据为基础开展预测分析,结果显示,未来3 a的辐射水平变化较为稳定,且远低于规定限值,不会对周边环境与人员身体造成辐射危害。     

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。     

CPR1000核电站堆芯出口冷却剂过冷度测量不确定度评定

中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确定度区间边界随一回路压力变化的曲线,给出了用于判断堆芯冷却状态的堆芯出口冷却剂过冷度测量的误差ε曲线的确定方法,该方法已在CPR1000核电站中得到实际应用。     

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。     

反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究

本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。     

秦山第二核电厂阀门类设备弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂8次大修期间,对反应堆冷却剂系统(RCP)、余热排出系统(RRA)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)4个系统主要阀门的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。测得RCV系统阀门沉积的放射性核素主要是^110mAg,RCP、RRA和PTR系统阀门内沉积的主要是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr等放射性核素,伴随的β射线能量主要在500 keV范围内。测量给出了4类阀门的公式′(0.07)和H·′(3)值,测得H·′(3) /H·^*(10)值在1.24左右,H·′(0.07) /H·^*(10)值在14左右。结合测量结果,给出了部分阀门需要对检修人员开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测的建议。     

电网频率下降时CPR1000反应堆主泵和电机瞬态分析

本文根据电机学原理,用RETRAN-02程序模拟电网频率下降时电动机的运行特性。同时模拟了CPR1000主冷却剂泵的水力特性和反应堆冷却剂系统的阻力特性。完整地研究主冷却剂泵和电机在电网频率下降时的运行瞬态。最后分析电网频率以4 Hz/s下降时CPR1000主冷却剂泵和电机的瞬态行为。     

252Cf、238Pu与237Np三种核素的生产供应

²⁵²Cf、²³⁸Pu、²³⁷Np三种核素是用于深空探测和核能发电等领域的重要放射性同位素,国内主要依靠进口,来源有限。了解这三种核素的生产供应情况,对国内开展相关研究工作有重要参考价值。本文分别介绍了²⁵²Cf、²³⁸Pu、²³⁷Np的特性和用途,并概述了其生产供应情况。目前²⁵²Cf主要在美国橡树岭国家实验室（ORNL）和俄罗斯原子反应堆研究所（RIAR）的高中子通量反应堆辐照生产。冷战结束之后,²³⁸Pu两大生产国——美国和俄罗斯的生产能力逐渐丧失,随着深空探测任务对同位素电池的需求,近些年美俄两国正在陆续恢复生产。²³⁷Np作为²³⁸Pu生产的原材料,主要存在于裂变产物或高放废物中,通过后处理流程分离提取。为保障国内反应堆的稳定运行和深空探测任务的开展,建议尽快实现上述三种战略核素的自主供应能力。