一回路管道活化腐蚀产物放射性活度计算方法

对不同理论模型、模型方程及其优缺点等方面进行了综述,结合一回路活化腐蚀产物的迁移特性,推导出一种计算方法,对压水堆一回路管道活化腐蚀产物60Co、58Co的放射性活度进行了评估,通过Pactole计算结果对比论证了该方法的可靠性。

聚变堆活化腐蚀产物多尺度可视分析方法研究

聚变能被认为是人类的终极清洁能源,而安全是聚变能发展的生命线。聚变堆冷却管道中的活化腐蚀产物是聚变堆的主要放射性源项,对聚变堆的屏蔽设计、人员防护和事故后果等都有重要影响。随着时间的推移,活化腐蚀产物不断累积,研究活化腐蚀产物在冷却管道中的分布特征对聚变安全有重要意义。现阶段,该领域的专家缺乏一种能够快速有效地分析活化腐蚀产物分布特征的方法。考虑到在研究过程中,根据不同的特性对聚变堆冷却管道的各个部分进行了分类,获得了大量的部件,因此,活化腐蚀产物广泛分布在部件中,由Co57、Co60、Mn54等多种放射性物质组成,活化腐蚀产物的组成和分布随着时间的推移而演变,因此活化腐蚀产物数据是多变量时序数据。针对活化腐蚀产物数据的特点和领域专家的分析需求,设计开发了一套可视分析系统,其主要特点包括:①针对冷却管道部件过多的问题,提出基于多层次聚类分析,以快速选出代表性部件进行深入分析,避免逐一查看所有部件;②针对时间跨度大的问题,基于多粒度划分方法自动提取潜在关键时间段,以聚焦关键时间段;③设计一套多视图联动可视分析系统,通过灵活交互快速得到活化腐蚀产物的整体分布特征。根据上述特点,最终设计了一个基于Web的系统,可以对聚变堆活化腐蚀产物进行多尺度、多粒度分析。国际热核聚变实验堆(ITER)是目前世界上最大的国际合作项目,以ITER反应堆2013—2020年活化腐蚀产物数据为例验证该方法的有效性,表明了该工具有助于选出代表性部件和关键时间段,能大幅度提高工作效率。

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^(58)Co与^(60)Co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^(58)Co与^(60)Co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。

VVER机组寿期末降低一回路溶氢减少活化腐蚀产物的效果研究及应用

本文探讨从VVER机组从源项控制角度出发减少活化腐蚀产物的方法。实行寿期末低溶氢控制思路,减少腐蚀产物的活化几率,经过数十次的实践,功率运行期间活化腐蚀产物的总活度下降了70%,维修冷停期间Co-58占比呈下降趋势,在一定程度上实现了活化腐蚀产物源项的控制,对于同类型的VVER机组具有较好的借鉴意义。

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。

停堆氧化运行中主回路活化腐蚀产物的迁移与控制

核电站主回路中腐蚀产物的氧化净化是核电站大修的源项控制中最重要的一环。本文综合分析氧化净化过程中pH值、H2O2和溶解氢浓度对主回路活化腐蚀产物迁移的影响,结合大亚湾核电站的实践经验,提出了低pH值、低H2和集中引入适量氧的控制手段。

水冷聚变堆活化腐蚀产物源项分析程序开发

对于采用水冷方式的聚变堆,主要的放射性源项是水冷回路中的活化腐蚀产物,它会对反应堆的屏蔽设计、人员防护以及事故后果产生重要影响。本文为水冷聚变堆开发活化腐蚀产物源项分析程序CATE,该程序基于两项均匀模型构建浓度平衡方程组,全面考虑了活化腐蚀产物在水冷回路中的主要行为,包括腐蚀、释放、溶解、沉积、活化、衰变、净化等,并采用Runge-Kutta方法对浓度平衡方程组进行数值求解。使用CATE程序对国际热核聚变实验堆(ITER)的偏滤器冷却回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在冷却剂中和管壁上的分布以及随时间的变化规律。与国际上同类程序PACTITER和TRACT相比,CATE程序的计算结果无论是在数值上还是趋势上都是合理的,可为ITER和CFETR(中国聚变工程实验堆)等的技术评审提供源项数据支持,在增加相应数据库后,还可应用于液态金属冷却反应堆的源项分析。

典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析

压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3 165天由主回路结构材料产生的活化腐蚀产物,并计算其对职业照射的贡献。计算结果表明反应堆运行期间短寿命核素60Com是放射性活度的主要贡献者,但58Co、60Co等长寿命核素却是剂量率的主要来源。而停堆后,短寿命核素迅速衰变消失,长寿命核素成为放射性活度及剂量率的主要来源。

聚变堆水冷回路中多物相活化腐蚀产物计算分析

聚变堆水冷回路中结构材料与冷却剂接触后产生的腐蚀产物随冷却剂流经堆芯辐照区时,极易被中子活化,活化后的腐蚀产物形成一个辐射场,在反应堆维护及检修过程中会对工作人员产生较大的职业照射剂量。在活化腐蚀产物源项分析程序CATE V2.1的基础上,对计算模型进行改进,开发出基于四物相三节点模型的活化腐蚀产物源项分析程序CATE V3.0,全面考虑了活化腐蚀产物的多种物质形态(氧化层、沉积层、离子、颗粒)在水冷回路中的主要行为,从而可以更加准确地评估活化腐蚀产物导致的迁移源项。使用活化腐蚀产物源项程序CATE V3.0对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的偏滤器水冷回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在偏滤器水冷回路中的分布以及随时间的变化规律,并将CATE V3.0模拟得到的放射性活度通过点核积分程序计算出反应堆正常运行1.2 a的剂量率。结果表明:辐照区的放射性活度主要来自氧化层,非辐照区的放射性活度主要来自沉积层;在反应堆运行期间,放射性活度主要来自短寿命核素64Cu和60Com,但剂量率主要来自长寿命核素58Co和60Co;停堆后,短寿命核素会迅速衰变消失,长寿命核素成为水冷回路中的放射性活度和剂量率主要贡献者。

减少反应堆内活化腐蚀产物进入保存水池的方案研究

为了解决减少反应堆压力容器内活化腐蚀产物进入保存水池的问题,本文给出了活化腐蚀产物移除和收集的基本研究思路。打开压力容器端盖前,借助高速水流使活化腐蚀产物松动,并采用机械过滤的方式去除部分腐蚀产物,随后将取出的堆内构件放入内置活化产物去除装置的过渡水池,待出水悬浮物指标达到预设数值后,将堆内构件转移至堆内构件暂存保存水池中。该研究方案基于工程需求,已成功应用于反应堆退役工作中。

pH值对反应堆活化腐蚀产物源项影响研究

活化腐蚀产物是压水堆一回路重要的放射性源项,对于反应堆的屏蔽设计、人员防护和事故安全有重要影响。pH值作为压水堆冷却剂的关键参数,在材料腐蚀和腐蚀产物溶解、沉淀过程中扮演着重要角色。通过协调冷却剂中硼-锂浓度来调节pH值,可控制压水堆冷却剂中腐蚀产物溶解度和材料腐蚀速率等参数,从而达到控制活化腐蚀产物源项的目的。为从模拟的角度系统研究pH值对放射性源项的影响,本文计算了不同pH值条件下的腐蚀产物溶解度以及材料腐蚀速率,并将其代入自主研发的活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,计算不同pH值条件下压水堆一回路各区域的放射性活度。结果表明:pH=5.6~7.4范围内,随着pH值的增大,腐蚀产物溶解度和材料腐蚀速率均持续减小;将pH值控制在7.2~7.4,对减少反应堆一回路活化腐蚀产物、降低堆内放射性活度的效果最佳。

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。

“华龙一号”压水堆冷却剂活化腐蚀产物源项分析

活化腐蚀产物是压水堆核电厂运行期间的重要辐射源。但由于其产生和迁移过程的复杂性,目前很难建立精确的机理模型进行准确计算。本研究从反应堆堆芯设计、结构材料使用、水化学、机组运行等方面分析了“华龙一号”和CPR1000机组的相似性和可参考性,以CPR1000系列核电厂近年来48个循环的冷却剂活化腐蚀产物运行数据为基础,经研究分析给出了“华龙一号”机组压水堆活化腐蚀产物的稳态现实源项和设计源项,并和三代压水堆EPR、AP1000的源项进行了对比,分析了方法及结果的合理性。

核电厂停堆过程中活化腐蚀产物的迁移与控制

针对核电厂一回路活化腐蚀产物的来源、迁移影响因素和去除技术进行了分析和讨论,得出停堆过程中活化腐蚀产物控制策略,并对有关要点进行了分析,以达到降低辐射场、减少设备检修人员受照剂量的目的。

压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施

压水堆核电站在未发生燃料包壳破损的情况下,85%的堆芯外辐射场是由活化腐蚀产物造成的。本论文分析讨论了一回路冷却剂中主要的活化腐蚀产物及其产生的原理,提出了通过水化学控制来降低活化腐蚀产物的几种主要措施,包括pH控制、氧化运行以及注锌技术等。核电站相关分析数据表明,这些水化学控制措施对于控制活化腐蚀产物均取得了良好的效果。

金属硫化物吸附去除水中活化腐蚀产物锰的特性及机理

制备新型K/Zn/Sn/S金属硫化物纳米片(KZTS-NS)作为吸附剂,探讨其对水体中活化腐蚀产物锰(Mn(Ⅱ))的去除特性,并深入剖析去污机理。结果表明,KZTS-NS对Mn(Ⅱ)具有优异的动力学特性,吸附平衡时间仅10 min,吸附过程遵循Langmuir模型,最大吸附容量达32.41 mg·g^(-1),且是个自发、吸热且熵增的过程。KZTS-NS还具有良好环境适应性,在pH=3~8范围内可高效去除Mn(Ⅱ);吸附受K(Ⅰ)和Na(Ⅰ)影响较小,但受Ca(Ⅱ)和Mg(Ⅱ)影响较大。表征结果证实,KZTS-NS通过离子交换机制去除水溶液中的Mn(Ⅱ)。总之,KZTS-NS能够快速、高效地去除水体中活化腐蚀产物锰核素,具有较大应用潜力。该研究将为水体放射性污染控制提供新型吸附材料和基础数据支撑。

水冷聚变堆主回路活化产物源项计算分析

水冷聚变堆中结构材料活化腐蚀产物和冷却剂活化产物是正常运行工况下的最主要放射性来源,也是反应堆运行及维护过程中工作人员辐照剂量的直接来源。本文使用CATE V2.1程序对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)LIM-OBB(Limiter-Out-Board Baffle)冷却回路的活化腐蚀产物和水活化产物进行模拟计算,并根据CATE模拟得到的放射性活度通过点核积分程序分别计算正常运行1.2 a及停堆15 d的剂量率。计算结果表明,反应堆运行期间冷却剂活化产物比活度和剂量率远大于结构材料活化腐蚀产物,而停堆后冷却剂活化产物迅速衰变完,结构材料的活化腐蚀产物成为比活度和剂量率的主要来源。

VVER机组大修辐射源项控制体系研究和实践

基于VVER机组停机过程中辐射源项的释放和迁移原理,本文结合系统的设计功能建立了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制方法,提出了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制体系。该体系经某VVER核电机组验证,通过一回路pH和溶氢等水化学控制措施,可以降低设备的腐蚀速率和腐蚀产物被活化的几率。使用一回路冷却剂净化系统(KBE)、冷却剂贮存系统(KBB)树脂床对一回路介质可以实现对放射性核素的有效净化,其中一回路贮存水箱的净化效率可以达到90%以上;系统介质或者外接冲洗设备对高剂量率系统设备进行冲洗、净化,净化效率可以达到50%以上。结合VVER机组辐射源项控制经验和最新的源项控制技术,提出了后续VVER机组辐射源项控制的优化和研究方向。

大亚湾核电站辐射源项控制的实践

大亚湾核电站 (GNPS)投产运行以来 ,在辐射源项控制方面进行了一些有益的尝试 ,取得了明显的效果 ,其中一些方法来自国外的经验反馈 ,但更多的是通过自身的经验总结而形成的良好实践。最主要的控制措施有 :气态放射性和腐蚀活化产物的控制与去除 ,110mAg的跟踪与控制 ,一回路冷却剂pH值的提高 ,加大停主泵后一回路的净化流量和减小净化回路过滤器的孔径等。

基于高纯锗探测器的核电厂一回路系统辐射源项就地γ谱测量

针对核电厂一回路系统管道内壁沉积的腐蚀活化产物,开展γ辐射源项就地测量技术研究。基于高纯锗探测器开发了辐射源项就地测量系统(Sterm-HPGe),利用蒙特卡罗软件进行了无源效率刻度,并开展了实验室效率验证工作。在300~1 408 ke V能量范围内,HPGe探测器在无准直器屏蔽和有准直器屏蔽情况下,点源全能峰效率计算值与测量值的相对偏差分别在±5%和±10%以内。测量系统在我国压水堆核电厂进行了现场应用,能够较准确地测量出管道内60Co、58Co、110mAg等典型沉积核素的源项活度,管道表面剂量率的计算值与测量值的相对偏差一般在±40%以内。