华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。      

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。     

华龙一号核电厂公众辐射剂量优化设计目标值研究

基于我国新建三代压水堆核电机组华龙一号运行状态下的流出物设计与现实排放源项,结合机型的排放特点、沿海与内陆厂址的不同环境和气象等条件,对新建核电厂公众剂量优化设计目标值进行了研究。研究结果表明,在我国华龙一号的设计方案下,对于滨海厂址条件所能够达到的公众剂量优化设计目标值可以达到与欧美国家体系相当的水平。但由于厂址环境条件的差异,对内陆核电厂还需要结合工艺系统的改进开展进一步深入研究工作。对流出物中氚和C-14的排放还需要进一步开展经验反馈积累,在此基础上给出更符合未来运行状态的辐射剂量评价结果。本研究还对华龙一号后续的排放源项和评价方法等方面给出了建议,对进一步加强华龙一号的环境友好性和先进性具有积极作用。     

压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨

材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。      

华龙一号核电机组燃料组件研发

为满足华龙一号核电机组自主知识产权的要求,需要研发出适用于华龙一号核电机组的燃料组件。本文介绍了华龙一号核电机组燃料组件设计及性能分析等研发情况,幵采用堆内及堆外试验的方式对所研发燃料组件进行了验证。试验结果表明,华龙一号核电机组燃料组件各方面性能均达到了预期水平,满足华龙一号反应堆系统的使用要求。     

华龙一号安全壳厂房排放源项估算模式的构建思考

研究了M310机组及AP1000的安全壳厂房的气载流出物排放源项模式,分析了华龙一号安全壳厂房空气净化系统、小扫气运行和大扫气运行及相关系统的运行方式,结合相似电厂的运行经验,给出了华龙一号安全壳厂房气态流出物排放源项的数学模式的构建方案及过程,依据虚拟电厂设计参数和经验参数,计算了三种模式下的排放源项估算结果,分析了不同模式的估算结果的差异原因,给出了模式选取建议和其他合理化建议。     

华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理

在华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理的工程设计实践中,采用设计计划、设计接口和设计采购一体化管理方法,并通过实施开口项、风险管理等创新机制,按期完成每一项设备设计任务,确保了华龙一号核电机组首堆工程按期施工。      

华龙一号反应堆及一回路系统研制

华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。     

压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究

简要分析了M310/CPR1000、EPR和AP1000三种堆型正常运行裂变产物源项计算中存在的问题,结合法规标准的要求,以及近年国内核电厂的运行实践、源项审评和研究成果,从源项应用目的出发,研究提出了一套适用于我国压水堆核电厂裂变产物源项计算的框架。该框架理顺了核电厂裂变产物源项的计算流程,规范了不同堆型核电厂裂变产物源项的计算方法,为解决国内核电厂裂变产物源项计算中长期存在的问题提供了基础,可供核电厂源项计算时参考。     

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。     

A review of corrosion product transport and radiation field buildup in boiling water reactors

Cobalt-60 is the major radiation source in the boiling water reactor (BWR) for personnel exposure during shutdown maintenance. The Co-60 activity is produced by neutron activation of cobalt with other corrosion products deposit on fuel surfaces, and is released into the coolant and deposited on primary system piping walls in the system. The transport phenomena of corrosion products in the primary system and radiation field buildup are reviewed separately in three different areas: the behavior of corrosion products in the BWR coolant, including the chemistry of corrosion products and formation of mixed metal oxides; the transport of corrosion products on fuel cladding surfaces, and the mechanisms of deposition and release are discussed; and the transport of Co-60 and radiation field buildup on out-of-core surfaces under various chemistry conditions, including normal water chemistry, hydrogen water chemistry and with chemical additives. It is concluded that with understanding the mechanisms of transport, the radiation field buildup in most operating BWRs has been considerably reduced in recent years. The major factors are reduction of cobalt source reduction, control of Co-60 release from fuel surfaces with zinc addition and improvement in water quality to minimize the corrosion product input and the material corrosion.     

氟盐冷却高温堆主冷却剂放射性源项研究

针对氟盐冷却高温堆(FHR)正常运行时主冷却剂放射性源项进行了研究。对主回路源项主要贡献来源及产生原理进行了分析,基于三维蒙特卡罗输运程序KENOⅥ、燃耗分析模块ORIGEN-S及Mathematica程序,对堆芯中子能谱、堆芯源项及主回路源项扩散及活化进行了分析。应用该方法对FHR的一种设计堆型进行了定量分析,结果表明:主回路氚源项相对其他堆的较高,其产生率为5.16×1014 Bq·GWth~(-1)·d~(-1),应采取有效措施限制其向环境的释放。本文结果可为FHR的工程设计、辐射防护设计、氚源项控制、三废处理系统设计等提供参考。     

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。     

基于偏离效应核素筛选方法的水冷聚变堆源项计算

活化腐蚀产物是水冷聚变堆正常运行过程中主要的放射性源项，一般采用解析方法求解，但解析方法无法在满足精度要求的同时提高计算效率。本文提出一种基于定量化偏离效应分析的核素筛选方法，以放射性活度和剂量率2个参数定义偏离效应指标，通过分析偏离效应指标，筛选出满足接收准则的核素，以确定计算所需要的目标核素，这种分析方法既能满足精度需求，又能提高计算效率。将该核素筛选方法应用于国际热核聚变实验堆（ITER） 限制器-外包层水冷回路 （LIM-OBB）的活化腐蚀产物源项分析，并与此问题下的高精度基准解进行对比。结果表明，57Co、58Co、55Fe、51Cr等主要活化腐蚀产物核素的比活度计算结果相对于基准解的偏差均控制在1.5%以内；应用核素筛选方法后的计算效率相对于基准解的计算效率提高了279倍。      

用于乏燃料组件上下端部活化源项分析的截面库研究北大核心CSCD

基于乏燃料组件上下端部活化源项精细化分析的需求,自制精细化问题相关截面库,并通过对比分析,研究不同截面库应用特点:活性区截面库和热中子截面库应用于活化源项计算时均存在较大的计算误差;组合截面库对共振群和快群截面的处理偏保守,当程序应用于上下端头活化源项计算时,分析结果偏保守;基于问题相关中子能谱自制的反应截面更加接近真实情况,基于此的计算结果也最接近真实情况。     

华龙一号应急工况评价系统初步开发

为了满足华龙一号(HPR1000)事故条件下的应急响应,需要开发一套应急工况评价系统,用于基于征兆的堆芯损伤评价和释放源项估算。本文给出了华龙一号应急工况评价系统(ECAS-HPR1000)的总体设计,包括软件框架、评价模块、平台和接口开发等,该系统采用跨平台的JAVA语言开发,以MySQL数据库作为数据存储,支持Windows 和Linux操作系统。该系统包括五个子系统,分别是基础数据采集和管理子系统、堆芯损伤评价子系统、释放源项计算子系统、评价结果展示子系统和用户权限管理子系统。该系统可以基于实时工况数据,评价堆芯损伤状态和程度,并计算出堆芯释放到一回路、安全壳和环境的放射性核素的量,并考虑了华龙一号双层安全壳对计算结果的影响。     

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。