压水堆核电厂燃料棒破损诊断分析研究

燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电厂功率运行期间冷却剂内裂变产物的来源,分析了裂变产物通过反冲和扩散方式的产生机理,通过求解迁移方程得到稳态情况下裂变产物活度的解析解。基于最小二乘法对反冲释放和扩散释放的裂变产物释放产生比进行解谱,建立了诊断压水堆燃料棒破损时间、破口程度、锕系核素泄漏、燃耗和燃料批次的定量分析模型。采用某百万千瓦压水堆运行中发生二次氢化的燃料循环的冷却剂裂变产物监测数据进行了验证,理论模型的分析结果也与机组停堆后啜漏检查和热室检查结果相符。

CPR1000型压水堆^(14)C产生量研究

本文阐述了压水堆中14 C的主要产生机理,利用蒙特卡罗程序MCNP5建立了精确的三维堆芯模型,计算了堆芯各辐照区的47群中子注量率,计算得到一回路冷却剂、燃料芯块和包壳及堆芯上下反射层的14 C产生率和年产生量。结果表明,计算模型、参数及计算假设具有一定的代表性,计算结果适用于CPR1000型压水堆核电机组。

探测器信号波形离散序列的多项式与双指数曲线拟合及其在数字化核能谱中的应用

对NaI(Tl)探测器输出的信号进行波形采样,获得信号幅度随时间变化的离散时间序列。基于非线性最小二乘原理,采用多项式和双指数拟合方法,对信号波形离散时间序列进行拟合,根据拟合曲线提取信号幅度。获得了137Csγ射线的数字化γ能谱。分别对多项式拟合和双指数拟合方法获得的数字化能谱与传统模拟多道系统的能谱进行了比较,结果表明,在50 MHzAD采样率下,数字化能谱的能量分辨与传统多道系统能量分辨相当甚至更优。

“华龙一号”堆型一回路系统^(58)Co和^(60)Co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^(58)Co和^(60)Co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^(58)Co和^(60)Co源项以及主管道的^(58)Co和^(60)Co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^(58)Co和^(60)Co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。

压水堆中燃料污垢的辐照时间分析研究

压水堆燃料污垢除了可能引起堆芯轴向功率偏移异常(CIPS)和燃料包壳局部腐蚀(CILC)之外,还与一回路活化腐蚀产物及其形成的辐射场密切相关。不同的燃料污垢辐照程度会导致一回路活化腐蚀产物源项水平的差异。本文建立了通过特征比活度法确定燃料污垢辐照行为的分析模型,得到燃料污垢中的母子核数量比及54Mn/59Fe活度比与辐照时间的单调关系。通过分析得到,在测量数据充足的前提下,应建议优先使用54Mn/Fe核素进行辐照时间分析。对CPR1000机组的分析结果表明,通过54Mn/59Fe和58Co/Ni比值法得到燃料污垢在堆芯的辐照时间约为100天,且54Mn/59Fe方法更可靠。分析还得到停堆期间燃料污垢中Ni的释放速度比58Co释放更快。本文提供的燃料污垢辐照时间评价方法和结果可为燃料污垢及活化腐蚀产物模型提供基准,为运行电厂进行燃料污垢数据测量提供比对和参考,同时也为核电厂集体剂量优化提供一种思路。

中子诱发TNT中轻核素反应的混合γ能谱模拟

用MCNP模拟了Am-Be中子源诱发土壤环境中爆炸物各组成核素形成的瞬发γ射线在NaI(Tl)和BGO探测器中的能谱,得到H、C、N、O核素特征峰计数随爆炸物质量的变化关系,研究了土壤湿度对γ能谱的影响。通过对中子诱发爆炸物的瞬发γ能谱分析,发现N、C核素特征γ射线全能峰计数之比能较好识别含水环境下的爆炸物。

基于运行反馈的压水堆氚排放量研究

以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础,结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析,识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源,其中对中国广核集团运行机组,锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%,而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施,通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。

基于压水堆运行反馈的^(14)C源项研究

本文阐述了压水堆中^(14)C产生机理,建立了^(14)C产生量的计算模型和方法。通过对德国和法国大量压水堆的气相^(14)C排放量进行统计分析,得到法国和德国压水堆的气相^(14)C年排放量平均值为217GBq/(GWe·a),提出气相^(14)C最大排放量可取平均值的1.4~1.7倍的经验方法。结合理论计算,指出固相和液相^(14)C可能占^(14)C总产生量的20%以上。研究表明,引起同类压水堆中气相^(14) C年排放量在较大范围变化的主要原因是机组运行中放射性废气排放管理的不确定性,而不是由于冷却剂氮浓度变化。本文的研究方法和结论对于压水堆设计具有普遍适用性,可用于三代压水堆的放射性流出物设计和工程评审。

压水堆核电厂冷却剂碘同位素活度比值^(131)I/^(133)I与燃料完整性关系研究

压水堆核电厂正常运行期间燃料元件破损会造成一回路裂变产物活度升高,碘同位素活度比值^(131)I/^(133)I是行业内最常用的判断燃料破损情况的指标之一。本文介绍了压水堆正常运行期间冷却剂^(131)I和^(133)I的产生来源和迁移过程,建立模型估算了燃料完整、小破口和大破口情况下^(131)I/^(133)I范围,并通过在运CPR1000型压水堆核电厂的运行监测数据对计算模型进行了验证,两者符合得较好。

压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性分析

压水堆核电厂通常采用天然硼进行反应性的化学补偿控制,研究表明采用富集硼替代天然硼,可以优化一回路水化学,降低一回路结构材料腐蚀风险和堆芯沉积风险,降低职业照射剂量。本文分析压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性,介绍国内外核电厂富集硼的应用情况。最后对我国华龙一号堆型和在役压水堆核电厂富集硼的应用提出建议。

中广核自主污垢行为分析软件CAMPSIS1.0研发与验证

压水堆污垢行为涉及材料、化学、热工、中子学等多个学科,包含了较为复杂的物理过程,可能引发污垢导致功率偏移(CIPS)、污垢导致局部腐蚀(CILC)等潜在运行风险,也会影响一回路冷却剂及金属表面的放射性剂量。自2018年开始,历时3年中广核开发了自主污垢行为分析软件CAMPSIS1.0,它包含腐蚀释放、水化学、核素活化、污垢沉积等污垢行为模拟所需的核心模型,同时具备了CIPS、CILC风险分析和一回路腐蚀产物活化源项分析的能力。通过实验数据、电厂正常运行和停堆期间的测量数据对软件进行了系统验证。结果表明,CAMPSIS1.0初步具备了在工程上进行污垢行为分析的能力。

美国西屋3400 MW_(th)压水堆氚排放研究

本研究较为系统地分析了美国3 400MW_(th)压水堆的运行数据,为AP1000氚源项的研究提供了重要的技术支持。通过统计分析得到现实和保守的AP1000机组氚排放量推荐值分别为25.1TBq/a和44.4TBq/a,气氚和液氚的平均释放比例为12%和88%,发现美国压水堆机组的液氚排放量的极大值集中出现在大修所在季度。另外,本研究初步分析了同一厂址规划6台AP1000机组的可行性。本研究为传统的基于理论模型计算的AP1000机组的氚源项设计方法提供了新思路,同时也为AP1000工程项目的源项评审提供了重要依据。

瑞利散射法研究超声喷流二氧化碳团簇尺度轴向分布

针对特定尺度的小锥喷嘴,用瑞利散射方法研究了超声喷流二氧化碳团簇的瑞利散射信号S和团簇尺度N的轴向分布.实验发现,散射信号强度的对数ln(S)随着轴向距离Z的平方根的增大线性减小,团簇尺度最大位置出现在距喷嘴轴向距离4mm附近,在背压6—17bar范围内散射信号S与背压P满足S∝P3.6—4.2,测量到最大的团簇约为1.6×104分子/团簇.

EPR堆型的^(14)C源项优化设计研究

以欧洲先进压水堆(EPR)压水堆中^(14)C的产生机理为基础,建立理论模型计算得到^(14)C年产生量。通过对西门子压水堆中大量气相^(14)C排放量的统计分析得到了气相^(14)C归一化排放量范围,结合理论模型评估得到^(14)C在液相排放量和固相废物中的总量。结果表明,EPR反应堆的气相^(14)C的预期排放量和最大排放量范围分别为331 GBq/a和660～700 GBq/a,液相^(14)C排放量的预期值和最大值为30 GBq/a和60 GBq/a,固相废物的预期值和最大值为64 GBq/a和130 GBq/a。此外,冷却剂氮浓度为10 ppm(1 ppm=10-6)对得到的气相^(14)C的理论计算值与西门子压水堆的气相^(14)C排放量符合得较好,这说明传统设计中计算^(14)C最大排放量采用的溶解氮含量过于保守。本文采用的研究方法和研究结果对EPR和华龙一号的^(14)C源项分析具有重要价值。

我国核电厂放射性核素源项体系构建及应用

核电厂放射性核素源项是核电厂产生和排放的放射性物质的表征,包括放射性核素的种类、形态、活度浓度和总量等,主要用于核电厂系统设计、辐射防护、放射性废物管理和环境影响评价等.科学地评估源项对保护核电厂工作人员、公众和环境免受电离辐射危害具有重要意义.