压水堆主冷却剂中氚源项计算分析

压水堆主回路冷却剂流经堆芯时，水中固有及特加核素受中子辐照后会产生氚，氚几乎全部以气体和液体的形式排入环境，造成氚污染。因此，氚是压水堆辐射环境影响评价的主要关注内容之一。本文以AP1000为例，根据压水堆主回路冷却剂中氚的产生途径及其随时间的变化情况建立详细的计算模型，计算压水堆主回路冷却剂中的氚活度并分析各产氚途径对氚产生量的贡献。计算结果表明：主回路冷却剂中的氚主要来源于可溶性硼的中子活化和铀裂变，对氚产生量的贡献达80%以上；在⁷Li纯度为99.9%时，AP1000主回路中的年产氚量为5.23×10¹³ Bq，锂产氚量占总量的14.01%，随⁷Li纯度的增加，锂产氚量的贡献呈线性减小，在⁷Li纯度为99.99%时，锂产氚量占总量的3.18%。其他途径对氚的产生量贡献很小，可忽略。根据以上结果，可通过控制主回路冷却剂中添加的初始硼浓度、提高燃料包壳质量、增加LiOH中⁷Li的纯度等多种途径来降低主冷却剂中氚的产生量，从而减少氚对环境的放射性污染。     

基于偏离效应核素筛选方法的水冷聚变堆源项计算

活化腐蚀产物是水冷聚变堆正常运行过程中主要的放射性源项，一般采用解析方法求解，但解析方法无法在满足精度要求的同时提高计算效率。本文提出一种基于定量化偏离效应分析的核素筛选方法，以放射性活度和剂量率2个参数定义偏离效应指标，通过分析偏离效应指标，筛选出满足接收准则的核素，以确定计算所需要的目标核素，这种分析方法既能满足精度需求，又能提高计算效率。将该核素筛选方法应用于国际热核聚变实验堆（ITER） 限制器-外包层水冷回路 （LIM-OBB）的活化腐蚀产物源项分析，并与此问题下的高精度基准解进行对比。结果表明，57Co、58Co、55Fe、51Cr等主要活化腐蚀产物核素的比活度计算结果相对于基准解的偏差均控制在1.5%以内；应用核素筛选方法后的计算效率相对于基准解的计算效率提高了279倍。      

悬浊物含量测定装置介绍与应用

到目前为止,国内还没有一种既简便又快捷的方法能够对施工所产生在悬浊液中悬浊物的沉淀厚度进行准确测量.新研究的悬浊物含量测定装置,能够在施工过程中,将悬浊液分层或全部深度的样品取出,并及时换算出分层或全部深度的悬浊物沉淀厚度.经过应用,具有操作简单、方便、直观、快捷、宜清洗、测算准确等特点.     

新型清淤施工工艺在海河清淤工程中的适用性分析

海河清淤工程采用"三位一体"环保型城市内河清淤施工工艺,在我国城市内河清淤工程中首次采用.通过绩效分析,本工艺在施工质量、施工安全、环境保护等方面均满足有关规范及标准的要求,取得了良好的效果,具有很高的推广价值.     

浅谈特高温大风气候地区沥青路面施工技术控制

主要对沥青混合料的材料选择、配合比设计及现场施工工艺加以研究,针对探索出的特高温大风气候下沥青混合料配合比及施工工艺进行了详细的描述,并在G30连霍高速吐小项目沥青路面施工中得以验证,为国家西部大开发战略及"一带一路"倡议类似特殊地区的公路建设,起一定的借鉴作用。     

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。     

水辐解对反应堆材料SS316腐蚀速率的影响研究

水作为反应堆的主要冷却剂之一,在经过堆芯的辐照区时会产生辐解,生成具有强氧化性的O_2、H_2O_2等产物,这些产物会对材料的腐蚀速率造成影响,进而影响反应堆的活化腐蚀产物源项。在已有理论和模型的基础上,将水辐照分解计算和材料腐蚀速率计算结合起来,以评估水辐照分解对反应堆材料腐蚀速率的影响。根据反应堆的运行工况,计算出冷却回路中水辐解的主要产物O_2和H_2O_2的产额在0.1～10μmol·L~(-1)之间,结合电化学中的混合电位理论,进一步计算得出SS316材料的电化学腐蚀速率在0.012～0.026 g·m~(-2)·h~(-1)范围内。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。     

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。