秦山三期重水堆核电站流出物氚排放的比较分析

本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。通过对秦山三期电站运行以来氚的实际产生情况及其与国外重水堆核电站的比较,表明秦山三期为减少氚排放的控制措施是有效的。

内陆三代压水堆氚排放方式及处理技术探讨

以某内陆核电厂址为例,研究发现其受纳水体条件能够满足两台机组的氚排放,但不能满足四台机组的氚排放。为探索该厂址四台机组氚排放问题的解决方案,分析了包括异地排放、部分液态氚转换为气态氚排放以及采用氚的富集浓缩技术等方案,以期为将来内陆弱环境流速水域核电厂提供氚排放的解决方案。研究发现:异地排放方案面临审管部门、泄漏后处置以及环境评价等诸多问题;液转气排放方案能够满足另一台机组氚排放;缺乏适合三代压水堆含氚废液特点的成熟除氚技术方案。

AP1000型核电机组运行期间的预期氚排放

AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。

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%。

核电厂氚的产生和排放分析

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法

近年来,随着国外先进技术的引进,我国对氚监测技术进行了深入地分析和研究,使核电站氚排放监测设备、标准和方法得到了进一步完善。本文主要介绍了不同场合氚的取样和测定,以期能为相关从业人员提供参考。

反应堆无二次中子源装料和启动

二次中子源在反应堆装料和启动时提供中子,使得源量程获得区别于噪声水平的有效计数,用于反应堆的临界监督。随着反应堆通量的提升,在多普勒点出现时,二次中子源对反应堆通量的影响可以忽略。乏燃料组件中锕系核素的自发裂变能够产生大量中子,低泄露装载模式下堆芯外围燃耗较深的乏组件提供的中子源强,也能够使得源量程获得有效计数。大亚湾核电厂的实践经验表明,取消二次中子源是可行的。取消二次中子源能够显著的降低核电厂的氚排放量,并节省大修关键路径。

取消二次中子源技术的效益分析

自2016年开始秦山核电基地7台压水堆机组已陆续开始取消二次中子源技术改造,目前已完成4台机组的改造。本文简要介绍了无源技术的原理和实际应用,详细介绍了压水堆无源技术应用带来的各项效益。通过研发无源技术,突破了650 MW机组特有的厚反射层带来的技术挑战,具有很有的创新意义和示范意义,同时这项技术具有良好的经济效益、安全效益和环保效益。