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。     

“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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究

中国实验快堆（CEFR）不仅能进行各种燃料、材料辐照实验,也是放射性同位素生产的优良平台。本文对CEFR的辐照性能进行了描述,并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素³²P、³³P、³⁵S、⁸⁹Sr、¹⁴C、⁶⁰Co进行理论计算,得到了产量和比活度等参数。计算结果表明,在CEFR堆芯辐照可得到纯度极高的³²P、³³P、³⁵S,利用快中子的（n,p）反应可得到无载体的⁸⁹Sr,在CEFR反射层布置慢化材料可得到比活度较高的¹⁴C、⁶⁰Co。以上结果表明,在CEFR上生产同位素是可行的。     

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。     

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。     

γ射线闪烁体探测器响应函数模型研究

建立了一种可用于γ射线能谱分析的CsI(Tl)闪烁体探测器响应函数(DRF)模型,并对0.05~1.5 MeVγ射线能谱进行了拟合。描述γ射线能谱特征的每个函数均是基于对射线作用机制的分析,采用权重最小二乘法实现了22 Na、60 Co、137 Cs、238Pu实验能谱的拟合,并同时得到了函数中与射线能量相关的非线性参数。最后利用该DRF模型对CsI(Tl)探测器测量152 Eu源的γ射线能谱进行了拟合,结果表明,此DRF模型可较好地应用于γ射线能谱的分析。     

The Radioactive Source Distribution Calculation and Gauging Nonlinear Correction of Multi-point Source Nuclear Gauge Based on the Numeric Analysis Method

In order to realize the linear output of the nuclear gauge, the multi-point source and single detector scheme was used, proposing three methods for calculating the distribution of multi-point source activity. Calculations were did respectively based on the design scheme, and the material level-cps graphs were drew out by using ⁶⁰Co source. The numeric calculation and residual analysis was completed to correcte the gauging nonlinearity and realize the oretical linear output.     

Cobalt cross sections for 14 MeV neutrons

14 MeV cross sections for the reactions ⁵⁹Co(n,2n) ^58m+gCo, ⁵⁹Co(n,p) ⁵⁹Fe and ⁵⁹Co(n,) ⁵⁶Mn were measured relative to the ⁵⁶Fe(n,p) ⁵⁶Mn reaction employing the activation technique. Accuracies of about 1% were achieved for the (n,) reaction and 2% for the others. The isomeric cross section ratio was measured for the ⁵⁹Co(n,2n) reactions.

Nuclear reactions – ⁵⁹Co(n,2n) ^58m+gCo, ⁵⁹Co(n,p) ⁵⁹Fe, ⁵⁹Co(n,) ⁵⁶Mn, E_n = 14.3, 14.7 MeV: measured activation cross sections relative to ⁵⁶Fe(n,p) ⁵⁶Mn.

⁵⁹Co(n,2n) ^58m,gCo, E_n = 14.3 MeV; measured isomeric cross section ratio. Natural targets. Ge, NaI and 4πβ detectors.     

放射性核素从废物体中向外释放行为初步研究

以去离子水为初始释放环境,考察了1年释放周期内,两类典型低、中水平放射性废物固化体在被水完全浸泡情景下,3种关键核素⁶⁰Co、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr的向外释放行为。使用平均有效扩散系数作为表征参数。多个样品的测试结果表明：3种核素向外释放表现出规律性的趋势,即¹³⁷Cs最快,⁶⁰Co最慢, ⁹⁰Sr相比居中。对于不同的核素,起始活度对释放行为的影响是不同的。借助SEM探讨了废物体微观结构对核素释放的影响。     

基于EJ299-33A探测器的核材料时间关联测量系统的时间分辨

n-γ的时间关联测量可提取核材料的质量、增殖因数,其中时间分辨是表征关联精度的1个重要指标。本文基于数字化数据获取与处理方法,对具有n-γ甄别能力的塑料闪烁体EJ299-33A探测器组成的核材料时间关联测量系统的时间分辨进行研究,采用⁶⁰Co与²²Na γ源进行了对比测量,分析了源对本征时间分辨的影响,进一步通过离线的条件加载反演,给出时间分辨的等效电子能量阈值依赖关系。通过对²⁵²Cf自发裂变时间关联谱的测量和解耦,讨论了时间分辨对不同符合事件的影响。结果表明：系统时间分辨随阈值增加而减少,在阈值为230 keVee时采用⁶⁰Co测量的结果约为560 ps,可满足核材料快时间符合测量的精度要求,而在相同条件下,由于正电子湮没位置的不确定性和延迟符合的影响,²²Na源测量的时间分辨展宽至816 ps;裂变事件时间关联测量中n-n符合受时间分辨的相对影响小于γ-γ符合。     

基于石墨圆饼电离室的~(60)Co γ射线空气比释动能的绝对测量研究

本文研制了一套以圆饼电离室为测量单元的60 Coγ射线空气比释动能测量装置,电离室高压极及收集极均采用石墨材料,空腔体积为6.981 6cm3。实验装置由微弱电流采集系统收集电流信号,采用实验和蒙特卡罗模拟相结合的方法获得装置各物理参数及修正项。在50TBq 60 Co辐照场中,空气比释动能绝对测量的合成标准不确定度为0.24%。该套装置所复现量值与60 Coγ射线空气比释动能国家基准的比值为0.998 7,合成标准不确定度为0.23%。