连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法

介绍了一种新的探测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的方法——~(16)N测量法。在中国原子能科学研究院重水堆一回路取样管上的试验表明,这种方法探测灵敏度比目前常用的总γ方法高,其探测器能在2.58×10~(-10)C/(kg·s)级的γ场中正常工作,系统破损事故发生后,其定位性能好。这种方法可用来监测水堆(轻水堆或重水堆)的一回路冷却剂向二回路系统泄漏,特别适合核供热堆以及其它中间回路系统容量较小的堆型。     

研究性重水反应堆重水回路去污因子的测定及辐射监测

我国第一座实验性重水反应堆,自1958年投入运行到1978年停堆改建,二十年的运行过程中,大量的磨损物(如~(59)Co)和腐蚀物混入重水回路,在活性区经中子照射后,形成~(60)Co等放射性元素;同时,堆在运行期间曾发生过元件熔烧事故和元件破损事故,致使裂变产物和金属铀进入重水回路。造成回路系统各房间中的γ照射量率很高,因此有必要对回     

研究性重水反应堆改建的辐射防护评价

本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结     

ACPR50S小型堆直流蒸汽发生器的屏蔽计算分析

直流蒸汽发生器(OTSG)是ACPR50S小型堆的主要设备之一,OTSG内部高注量率中子会使OTSG主蒸汽出口处的水蒸汽产生活化,从而污染整个二回路系统。基于目前OTSG设计的屏蔽方案,本文对~(16)N的产生与传输进行了初步计算分析。结果表明,OTSG内部的中子注量率量级与蒸汽出口~(16)N放射性活度结果已经降低至较低水平,目前OTSG外壁的屏蔽材料与厚度可以满足正常运行工况下初步屏蔽设计的目标。     

基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~(16)N源项计算分析

在反应堆功率运行期间,一回路冷却剂水中的~(16)O受高能中子照射,活化生成~(16)N。~(16)N衰变会释放出高能γ射线,是反应堆内冷却剂系统放射性的主要来源。对一回路冷却剂中~(16)N源项进行计算可为反应堆屏蔽设计提供依据。~(16)N活度浓度及其在一回路中的分布是安全审评中的关键参数。为了精确计算~(16)N源项,本文首先使用JSNT程序计算了堆芯及其相邻区域的高能快中子注量率分布,然后考虑冷却剂在反应堆压力容器内的流动和照射情况,以及其在一回路中的流动和衰变情况,编制了~(16)N源项计算程序,在计算过程中考虑了快中子注量率的三维分布。以某三代压水堆核电厂为例计算了~(16)N源项在一回路中的分布。计算结果表明,使用三维中子注量率分布可以得到更精细的~(16)N源项分布;上下腔室内中子注量率对一回路中~(16)N源项分布影响很小,可以不予考虑。     

某反应堆放射性存留量实验测定

采用实验室取样分析方法确定某反应堆(压水堆)退役后堆内部件、压力容器和一次屏蔽等活化部件中放射性存留量活度。给出了活化样品中主要放射性核素和辐射特点,介绍了实验中采用的仪器设备和测量方法,以及采用样品活度推导各部件总活度的方法,并给出了反应堆停堆8年各部件中的放射性活度。取样分析表明,反应堆运行终止时放射性存留量主要集中在堆内部件中,占总存留量的94%,压力容器放射性存留量占6%,与之相比,一次屏蔽中的放射性存留量可忽略。     

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。     

催化极谱法测定反应堆回路清洗液中微量钴、镍

本工作采用0.5MNH_4OH 0.7MNH_4ClO_4 0.01M酒石酸钠 0.04％丁二酮肟乙醇溶液为底液,直接测定重水堆内壳活性区沉积物、反应堆主冷却回路中各种清洗液中的微量钴、镍。测定浓度范围:钴5—250ppb;镍:7—380ppb。反应堆内壳沉积物、裂变产物、~3H、清洗液各体系及杂质元素(Si,Al,Ti,Mg,Cu,B等)不影响测定。方法精密度为±7％。经十一种体系的不同放射性强度的样品分析,证明本方法具有灵敏、简便、快速、经济、易防护等优点。     

研究性重水堆(HWRR)UO_2堆芯工程启动

研究性重水反应堆于1983年4月改为UO_2堆芯。UO_2堆芯的工程启动实验只进行了与堆芯变更有关的项目,主要是:1.工艺管流通试验;2.主回路特性试验;3.提升功率及高功率连续考验。一、工艺管流通试验反应堆主回路入堆重水除大部分进入工艺管外,还有一部分重水从工艺管与内壳底部插座之间的缝隙中漏出。漏流率η按设计要求约为6%。随着反应堆运行以及装卸料次数     

重水回路的大修和改建

一、前言 重水反应堆改建中的一项主要任务是改善一回路的冷却能力,以提高堆功率和按比例地提高堆内中子通量。 经热工水力计算,要求将重水总流量从原来400米~3/时提高到582米~3/时,并保持入堆水温不变,则可使新堆功率由10兆瓦提高到15兆瓦。     

研究性重水反应堆排出~(41)Ar 的测量分析

本文详细介绍了重水堆运行时~(41)Ar 的来源和其排放率的研究结果。为监督排出~(41)Ar 对环境的影响,反应堆厂房内设有监测系统,以测量烟囱和工艺房间空气中的放射性气体。从烟囱取出的空气样可连续通过用~(41)Ar 进行标定的电离室。最后指出了降低~(41)Ar 排放量的途径。     

固态钍基熔盐堆中~(14)C的产生及释放探讨

熔盐堆作为第四代反应堆论坛推荐的6种候选堆型之一,具有输出温度高、能量密度高、无水冷却等特点。固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF1)堆芯大部分结构材料为石墨,冷却剂杂质及石墨材料中的13C和杂质N、O易被活化产生14C。14C半衰期较长,同其他稳态核素12C、13C一样广泛参与各种复杂的生物循环,在反应堆中受到关注。TMSR-SF1中的14C广泛分布于冷却剂、堆芯石墨结构材料和燃料元件。本文采用输运燃耗耦合方法,应用SCALE6.1的TRITION控制模块对反应堆各区域的14C放射性活度进行计算分析,结果表明,反应堆在正常运行工况下一回路每年产生的14C放射性活度为0.34 TBq,满足现有的压水堆、重水堆管理限值要求。向环境释放的14C主要来自于一回路熔盐中N杂质的活化。     

重水研究堆光激中子强度——停闭时间特性研究

本文利用ORIGEN-ARP程序计算得到重水堆停堆后堆内γ源强,通过D(γ,n) H反应率与γ源强关系计算出重水堆停堆后光激中子源强水平变化。研究结果表明,重水堆停闭1 900 d后光激中子源强水平约为7.2×106n/s,比首次临界外加的Am-Be源强度高,物理启动无需添加外加中子源。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰(或硫酸铀酰)水溶液为核燃料,主要生产医用同位素~(99)Mo和~(131)I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了"正压卸料"和"负压卸料"停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,"正压卸料"应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;"负压卸料"应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。"正压卸料"的燃料排出速度比"负压卸料"快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

热工水力设计

众所周知,提高堆的运行功率,可以成正比地提高堆内中子通量。在研究性重水反应堆的改建中,本设计的目的是在物理设计中提高单位功率下的中子通量的同时,充分利用一、二回路的设备,提高堆的允许功率。     

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。     

高通量堆16N在线监测仪MC模拟研究

本文提出一种基于NaI(Tl)探测器与BGO探测器进行反符合测量~(16)Nγ散射能谱,以实现对高通量工程试验堆一次水~(16)N比活度在线监测的方案。采用MCNP5程序与GEANT4工具包对~(16)N监测仪测量装置的屏蔽体、过滤器与BGO晶体尺寸优化及~(16)N散射谱测量进行蒙特卡罗模拟,并选择实验测量~(137)Csγ源散射谱进行对比验证。模拟分析表明:在选择合适厚度的铅屏蔽体、锡过滤器以及BGO厚度下可以提高~(16)Nγ谱峰康比。     

研究性重水反应堆改建中的辐射剂量监测

一、引言 研究性重水反应堆的改建,不仅需要工作人员在强γ辐射场下操作,而且需要操作高强度开放性放射性物质,这些放射性物质主要是~(60)Co等活化产物。由于1977年5月9日发生了考验元件熔化事故,烧穿了辐照管,使大量裂变产物进入堆内,虽然对重水进行了净化处理,但仍然有相当数量的裂变产物沉积在一回路中,这些放射性物质还包括~(137)Cs和~(90)Sr等裂变产物。     

热态反应性实时监测及重水堆光激中子本底源的确定

在反应堆运行过程中,实时监测堆内反应性的大小,对于保证反应堆的安全具有十分重要的意义。为此,我们发展了一用于实时监测热态反应性大小的FORTRAN程序,并在重水研究性反应堆(HWRR)上进行了实验。实验证明该程序能够实现热态反应性的实时监测。此外,我们还从对正常运行状态下的实时反应性值的统计分析得到了光激中子源本底的大小,为确定重水堆光激中子源大小提供了一个新的方法。实验结果表明,在正常闭环运行状态(11000kW)下,重水研究性反应堆(HWRR)的光激中子源本底的反应性当量为 1.09×10~(-3)＄。     

基于密度法的重水浓度在线监测技术研究

重水作为重水反应堆的慢化材料,其浓度直接影响反应堆的性能。重水浓度分析一般在反应堆长时间停堆剂量下降后进行。本工作通过离线式密度仪对不同浓度重水标准样品进行密度测量,建立密度法测量高浓度重水的工作曲线,设计重水在线监测初步方案,在反应堆运行时监测重水浓度。