秦山第二核电厂辐照燃料组件替代中子源的可行性分析-论文

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核电燃料元件发展现状和趋势

核电燃料元件发展现状和趋势全文共四篇示例，供读者参考第一篇示例：目前，核电燃料元件主要以浓缩铀（U235）和钚（Pu239）作为燃料，通过核分裂反应释放出巨大的能量。

随着技术的不断进步，燃料元件的设计和制造也在不断优化。

传统的核电燃料元件采用铀棒或MOX燃料棒作为燃料，但是这种燃料的利用率较低，同时产生的放射性废物也比较多。

人们开始研究和开发新型的核电燃料元件，希望能够提高燃料利用率、减少放射性废物的产生，以及提高核反应堆的安全性。

目前，随着快中子反应堆的发展，钍（Th232）等转变燃料开始受到关注。

钍可以通过中子照射转变成钚，从而实现核燃料的再生利用，提高燃料的利用率。

钍还具有较高的丰度且不易核扩散，可以减少核材料的非法使用和扩散的风险。

由于钍转变燃料的放射性生产物周期较长，可以减少放射性废物的产生。

除了钍转变燃料，人们还在研究和开发新型的核燃料元件，如核聚变燃料、核裂变裂变燃料等。

核聚变燃料利用氘和氚等轻核素进行核聚变反应，释放出更高的能量，且产生的放射性废物几乎为零。

目前，核聚变技术仍处于实验阶段，但是其在未来能源发展中具有巨大的潜力。

值得注意的是，新型核电燃料元件的发展离不开材料科学的支持。

新型核燃料元件需要具有耐辐照、高温等特殊环境下的性能，因此材料的选择至关重要。

材料科学领域的发展为新型核电燃料元件的研究和开发提供了重要的支持。

核电燃料元件的发展现状和趋势是多样化和创新化的。

人们在不断寻求更高效、更安全、更清洁的核燃料形式，同时也在不断优化核燃料元件的设计和制造。

随着技术的不断进步和对环保的关注，相信未来核电燃料元件会实现更大的突破，为人类提供更加清洁高效的能源形式。

第二篇示例：一、核电燃料元件的发展现状1. 传统燃料元件传统的核电燃料元件通常采用铀-铀氧化物（UO2）作为燃料，以铀-铀铌合金作为包壳材料。

这种燃料元件具有成熟的生产工艺和可靠的性能，被广泛应用于各国的核电站。

传统燃料元件存在能量利用率低、寿命短、放射性废物产生量大等问题，迫切需要新型燃料元件的发展。

核岛内燃料元件自主化关键制造技术及应用

核岛内燃料元件自主化关键制造技术及应用随着核能在能源领域的广泛应用，核岛内燃料元件的制造技术变得日益重要。

自主化关键制造技术的研发和应用对于提高核能自给自足能力、保障国家核能安全具有重要意义。

本文将对核岛内燃料元件自主化关键制造技术及其应用进行探讨。

一、自主化关键制造技术的重要性核岛内燃料元件作为核反应堆的核心部件，直接关系到核电站的运行安全、燃料的利用效率和经济性。

目前，国际上少数发达国家掌握了核岛内燃料元件的关键制造技术，而我国仍然受限于外部技术，面临核能自主可控的难题。

自主化关键制造技术的研发对于提高我国的核能发展水平、保障国家核能安全意义重大。

二、关键制造技术研发方向1. 燃料元件材料技术燃料元件的材料是制约其性能和寿命的关键因素。

研发具有高熔点、辐照稳定性好、耐腐蚀能力强的材料，如铀、钍等材料，对燃料元件的长期稳定运行至关重要。

2. 燃料元件结构设计技术燃料元件的结构设计应考虑到热工力学性能、辐照损伤及腐蚀等多重因素。

研发先进的结构设计技术，实现元件的寿命延长和性能提升，对于核电站的安全运行至关重要。

3. 燃料元件加工制造技术燃料元件的加工制造技术直接关系到其质量和稳定性。

需要研发精密的加工设备和工艺，提高燃料元件的加工精度和表面质量，确保其在高温、高压、高辐照环境下的可靠性。

三、自主化关键制造技术的应用1. 保障国家核能安全自主化关键制造技术的应用，可以降低对外部技术的依赖，提高核电站的自给自足能力，降低因外部原因而导致的风险，从而保障国家核能安全。

2. 促进核能技术的国际交流与合作通过自主化关键制造技术的研发和应用，我国在核能技术领域的实力将得到增强，从而更好地参与国际核能技术的交流与合作，推动全球核能技术的发展。

3. 为核岛内燃料元件出口提供支撑通过自主化关键制造技术的应用，我国可以生产更多更先进的燃料元件，提高出口产品的水平和竞争力，从而促进我国核能技术的国际化发展。

核岛内燃料元件自主化关键制造技术的研发和应用对于提高我国核能自给自足能力、保障国家核能安全具有重要意义。

反应堆无二次中子源装料和启动

（3）
124Sb 的半衰期约为 60 d。为了维持二次中
子源的源强，必须对其进行重复照射。
1.2 法规及核电厂技术要求
我国相关的核安全监管法规和标准中[1]，对
中子源的描述是为了实现堆芯的有效监督，并
没有强制要求在反应堆装料和启动时，堆芯中
必须装入中子源。例如《核动力厂运行限制和
条件及运行规程》（HAD103/01—2004）中描述：
键路径。
关键词：取消二次中子源；源量程计数；反应堆装料和启动；中子通量；氚排放
中图分类号：TL32
文章标志码：A
文章编号：0258-0918（2019）03-0345-05
Reactor Reloading and Startup Without Secondary Neutron Source
ZHANG Anlong
______________________ 收稿日期：2018-09-26 作者简介：章安龙（1988—），男，江苏宿迁人，工程师，学士，现从事核电厂燃料管理方面研究
345
核电厂装料时，堆芯处于深度的次临界状态，反应堆的中子通量水平由中子的次临界增值决定。源量程是反应堆临界监督的重要方法，在国内 M310 压水堆的原始设计中，装料时需要在堆芯装入外加二次中子源，使源量程获得区别于本底噪声的有效计数。乏燃料组件中的锕系核素自发裂变能够产生大量的中子，具备一定燃耗的乏燃料组件放置在堆芯外围靠近源量程的位置时，也能够使源量程获得有效计数。低泄露装载模式下，堆芯外围的燃料组件燃耗较深，为取消二次中子源提供了可能。由于二次中子源的作用仅是反应堆低通量时的临界监督，取消二次中子源不影响反应堆事故分析和物理计算。
为了在反应堆各种功率水平下（包括启动和停

秦山第二核电厂仪控系统的老化管理

秦山第二核电厂仪控系统的老化管理张兵【摘要】After a brief introduction of the instrument control systems,this paper mainly focuses on the running situation of the equipment,the analysis of the aging problem of the instrument and control system,and points out that their exist some problems such as the instrument control equipment spare parts' missing,technology ageing and equipment function deterioration.It presents some aging tactics of the equipment management methods to solve the technology problem of aging in Qinshan nuclear power plant phase II,in order to improve the reliability of the nuclear power plant instrument control system equipment,to ensure long term stable operation.% 在简单介绍秦山第二核电厂仪控系统状况的基础上，本文分析了仪控系统设备老化情况，指出秦山第二核电厂仪控设备存在备件缺失、技术老化和设备功能劣化的问题。

通过物项替代、设备改造和部件维修等手段解决设备技术老化问题，提高核电厂仪控系统设备的可用率，保障核电厂的长期稳定运行。

【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2013(000)003【总页数】3页(P64-66)【关键词】仪控;设备;老化;管理【作者】张兵【作者单位】中核核电运行管理有限公司，海盐 314300【正文语种】中文【中图分类】TK380 引言秦山第二核电厂1、2号机组分别于2002年4月和2004年5月投入商业运行，是国家“九五”期间唯一采用“以我为主、中外合作”的方式建设的国产化核电项目。

2023年核燃料元件及组件项目情况报告

核燃料元件及组件项目情况报告目录前言 (4)一、核燃料元件及组件项目基本情况 (4)(一)、核燃料元件及组件项目名称及建设性质 (4)(二)、核燃料元件及组件项目承办单位 (5)(三)、战略合作单位 (5)(四)、核燃料元件及组件项目提出的理由 (5)(五)、原材料供应 (6)(六)、核燃料元件及组件项目能耗分析 (7)(七)、环境保护 (8)(八)、核燃料元件及组件项目建设符合性 (9)(九)、核燃料元件及组件项目进度规划 (10)(十)、投资估算及经济效益分析 (11)(十一)、报告说明 (12)(十二)、核燃料元件及组件项目评价 (14)二、工艺分析 (15)(一)、技术管理特点 (15)(二)、核燃料元件及组件项目工艺技术设计方案 (16)(三)、设备选型方案 (17)三、土建工程设计 (18)(一)、建筑工程设计原则 (18)(二)、土建工程设计年限及安全等级 (19)(三)、建筑工程设计总体要求 (20)(四)、土建工程建设指标 (22)四、建设规划 (24)(一)、产品规划 (24)(二)、建设规模 (26)五、员工福利与企业文化 (28)(一)、员工福利政策 (28)(二)、团队建设与员工培训 (29)(三)、企业文化建设 (31)(四)、员工健康与工作平衡 (33)六、核燃料元件及组件项目投资可行性分析 (34)(一)、核燃料元件及组件项目估算说明 (34)(二)、核燃料元件及组件项目总投资估算 (36)(三)、资金筹措 (37)七、核燃料元件及组件项目运营管理 (39)(一)、运营管理机构设置 (39)(二)、运营管理流程 (42)(三)、人员配备及培训 (46)(四)、质量管理体系 (48)(五)、安全生产管理 (50)(六)、环境管理 (52)(七)、设备维护与保养 (55)(八)、应急预案与处置 (57)(九)、绩效评估 (59)八、核燃料元件及组件项目风险评估 (60)(一)、政策风险分析 (60)(二)、社会风险分析 (62)(三)、市场风险分析 (64)(四)、资金风险分析 (66)(五)、技术风险分析 (68)(六)、财务风险分析 (70)(七)、管理风险分析 (71)(八)、其它风险分析 (73)(九)、社会影响评估 (75)九、市场趋势与竞争分析 (76)(一)、行业市场趋势分析 (76)(二)、竞争对手动态监测 (78)(三)、新兴技术与创新趋势 (80)(四)、市场机会与威胁评估 (82)十、风险管理与应对策略 (84)(一)、风险管理流程 (84)(二)、风险识别与评估 (88)(三)、风险控制与应对策略 (89)(四)、危机管理与应急预案 (91)十一、核燃料元件及组件项目环境保护 (94)(一)、核燃料元件及组件项目环境影响评估 (94)(二)、环境保护措施与方案 (95)(三)、生态恢复与补偿措施 (97)(四)、环境保护监测与评估 (100)十二、未来发展战略 (102)(一)、未来市场定位与业务拓展 (102)(二)、技术创新与研发方向 (104)(三)、国际化战略与全球市场 (105)(四)、可持续发展战略 (107)十三、市场营销策略 (109)(一)、市场定位与目标客户群 (109)(二)、竞争对手分析 (111)(三)、营销策略与推广计划 (113)(四)、产品定价与销售渠道 (114)(五)、售后服务体系 (116)前言随着核燃料元件及组件项目复杂性日益增加，全面而科学的核燃料元件及组件项目管理方法论对于确保核燃料元件及组件项目成功至关重要。

某三代堆初级中子源容器性能分析及设计优化改进

调整到改进 4 型为最优,同时满足行业标准要求。
接触剂量率达到 6. 6 μSv / h,远低于行业标准中
25 μSv / h 的要求。
1. 3 技术性能指标
在含硼聚乙烯屏蔽厚度达到 16. 8 cm 同时,
增加 5 cm 铅,对 γ 射线额外加以屏蔽。可以把接
触剂量率降低 6. 6 μSv / h,相当于原厂的 0. 53%。
5. 00
10. 00
类型
原厂
含硼聚乙烯( cm)
0. 80
高密聚乙烯( cm)
42. 25
42. 25
42. 25
42. 25
123. 2
65. 8
35. 2
4. 6
3. 4
4. 77%
0. 53%
铅( cm)
5. 00
增加含硼聚乙烯尺寸( cm)
接触剂量率( μSv / h)
与原厂相比降幅
中子
伽马
大幅降低了屏蔽容器外部辐射水平,满足行业标
准。可有效控制运输和安装转运期间的辐射剂
10. 80
244. 9
22. 51%
20. 80
20
54. 8
16. 80
42. 25
21
3. 2
量,降低了安全风险。于此同时,考虑到含硼聚乙
烯和铅的材料价格并不高,并且体积没有大幅增
大的情况下,成本非常有限。本次设计改进一定
规定 “ 为了容易运输和装卸,运输
求更高,也存在 KRT 设备的异常报警或联动风
某三代改进型压水堆的初级中子源使用的是
随着三代技术国产化的推进,造价昂贵的初
499—2004)
[3]
三组中子源棒,每颗出厂含量为 1 387 μg,在启动

秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

Ａｂｓｔｒａｃｔ：ＲＢＧＳＳｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｍａｙｐｒｏｖｉｄｅａｎｏｔｈｅｒｗａｙｔｏａｐｐｒｏａｃｈｇｕａｒａｎｔｅｅｄ
ｓｈｕｔｄｏｗｎｓｔａｔｅｆｏｒＣＡＮＤＵ６ｒｅａｃｔｏｒ．ＴｈｉｓｐａｐｅｒｉｎｔｒｏｄｕｃｅｓｔｈｅｔｅｃｈｎｉｃａｌｓｃｈｅｍｅｏｆＲＢＧＳＳ，ａｓｓｅｓｔｈｅａｄｖａｎｔａｇｅｓｏｆＲＢＧＳＳ．Ｃｏｍｂｉｎｉｎｇｗｉｔｈｏｐｅｒａｔｉｎｇｐｒａｃｔｉｃｅｓｏｆ
ｓｔａｔｅ）的方法一般是通过将高浓度硝酸钆溶液注入慢化剂使之过度中毒实现的，简称ＯＰＧＳＳ（ＯｖｅｒＰｏｉｓｏｎｅｄＧＳＳ）。在反应堆启动阶段，通过慢化剂净化系统的净化树脂除去慢化剂的毒物，逐步使反应堆达到临界状态。
ＬＩＵＺｈｏｎｇ～ｇｕｏ，ＷＡＮＧＷｅｎ — ｃｏｎｇ，ＳＨＩＸｉｎｇ — ｊｉｎ，ＦＥＮＧＪｉｎ — ｊｕｎ。
（１．ＣＮＮＰＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＯｐｅｒａｔｉｏｎｓＭａｎａｇｅｍｅｎｔＣｏ．Ｌｔｄ．，Ｚｈｅｊｉａｎｇ３１４３００，Ｃｈｉｎａ２．Ｎｕｃｌｅａｒｓａｆｅｔｙｃｅｎｔｅｒ，ＭＥＰ。Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００８２，Ｃｈｉｎａ）

秦二厂硼伴热系统功率能力提升改进

Science & Technology Vision
科技视界
秦二厂硼伴热系统功率能力提升改进
王勇智 (中核核电运行管理有限公司袁浙江海盐 314300)
揖摘要铱秦山第二核电厂实施长燃料循环管理策略后袁硼注箱渊 BIT 冤和硼酸贮存箱的硼浓度提高至 17000mg / kg ~ 19000mg / kg 袁相应的 RRB 系统渊硼伴热系统冤正常回路和备用回路的温度定值需要调高袁以适应更高的硼浓度袁防止发生硼结晶遥为此电厂对 RRB 系统的功率能力做了测试袁并结合设备厂家的核算结论袁需要对 RRB 相关管线的功率能力进行提升袁通过增加的伴热电缆电压来增加伴热功率袁改进后系统运行效果良好遥
揖关键词铱 650MW 机组曰 RRB 系统曰温度整定值
中图分类号院 TM623
文献标识码院 A
文章编号院 2095 - 2457 渊2018冤06-0128-002
0 前言
RRB 系统渊硼伴热系统冤的作用是为浓硼酸溶液流经的管道尧阀门和泵进行伴热袁通常设定正常回路和备用回路的温度报警定值和投用尧退出的温度定值袁低起高停袁同时保证足够的系统伴热回路有足够的加热能力袁能防止流经的浓硼酸因为温度降低而结晶或者长时间连续加热导致伴热电缆烧坏袁影响机组运行遥
2 伴热系统功率能力核算
2.1 核算内容为了进一步确认伴热系统的功率能力满足长燃料

环境保护部关于秦山第二核电厂3、4号机组长燃料循环项目环境影响报告表的批复

环境保护部关于秦山第二核电厂3、4号机组长燃料循环项目环境影响报告表的批复
文章属性
•【制定机关】环境保护部(已撤销)
•【公布日期】2014.02.17
•【文号】环审[2014]27号
•【施行日期】2014.02.17
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】环境保护综合规定
正文
环境保护部关于秦山第二核电厂3、4号机组长燃料循环项目
环境影响报告表的批复
（环审[2014]27号）
中核核电运行管理有限公司，核电秦山联营有限公司：
你公司《关于报送〈秦山第二核电厂3&4号机组长燃料循环项目环境影响报告表〉的报告》（中核运行安发〔2013〕255号）收悉。

经研究，批复如下：秦山第二核电厂3、4号机组位于浙江省嘉兴市海盐县的秦山核电基地内，秦山核电基地有秦山核电厂一台机组，秦山第二核电厂1、2、3、4号机组以及秦山第三核电厂1、2号机组共七台机组运行。

目前秦山第二核电厂3、4号机组采用年度换料方案。

为进一步提高秦山第二核电厂3、4号机组运行的经济性、安全性和环境效益，秦山第二核电厂拟将目前的年度换料变更为长周期燃料循环。

你公司提交的《秦山第二核电厂3&4号机组长燃料循环项目环境影响报告表》格式与内容满足秦山第二核电厂3、4号机组设计上进行重大变更后对环境辐射影
响进行评价的要求。

专题报告对项目实施后放射性源项的变化特征分析，对环境保护设施性能、流出物监测和环境监测的考虑，以及对正常运行和设计基准事故条件下的环境影响分析、评价模式和参数是可以接受的。

环境保护部
2014年2月17日。

核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项

㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护监测㊃核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项顾景智(中广核核电运营有限公司,广东深圳518130)㊀摘㊀要:放射性惰性气体是核电厂在运行过程中产生的一种放射性物质㊂由于其存在的物理形态和特性,以及对这类放射性辐射监测技术的限制和在特定工况下对核电厂工作人员可能会产生相应的辐射照射风险缺乏认知等因素,使得目前在运的核电厂基本上都还没有关注到该辐射源项的存在,也没有对该源项采取系统性的控制和防护措施㊂本文主要介绍了核电厂及反应堆厂房的放射性惰性气体源项,以及对工作人员的辐射影响,最后提出了降低核电厂放射性惰性气体照射风险的建议㊂关键词:放射性惰性气体;反应堆厂房;特定工况;源项辨识;源项控制中图分类号:TL75文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-10-17作者简介:顾景智(1959 ),男,1988年毕业于四川电视大学电子专业,高级工程师㊂E -mail:gjz316@㊀㊀我国第一座核电厂投入运行已过去了约30年㊂在此期间,我国的核电事业发展迅猛,核电厂运行技术和管理也已达到了世界先进水平㊂其中辐射防护专业的业绩也是令世人有目共睹,有效保证了核电厂工作人员的辐射安全,有利支撑了我国在运核电厂的持续安全㊁稳定运行㊂受专业测量技术和核电厂设计上的限制,也因在运核电厂对个别辐射源项的存在及其对应的辐射照射风险缺乏关注和深入了解,如没有系统性地关注和记录反应堆厂房内放射性惰性气体的浓度值,也没有发现和研究放射性惰性气体在核电机组特定工况下可能会对部分工作人员产生不必要的辐射照射,使得对这些辐射源项及其风险没有被系统性地纳入到核电厂的辐射安全管理范畴之中㊂特别是在核电机组出现燃料组件破损的运行工况下,放射性惰性气体源项在核电厂的一回路冷却剂中和反应堆厂房内的浓度会显著升高,而且在机组特定期间里有工作人员会暴露在此环境中,进而会对他们产生相应的辐射照射,有时集体剂量值甚至可达到机组大修总剂量的20%~30%㊂因此必须对核电厂放射性惰性气体加以关注㊂1　核电厂的放射性惰性气体源项㊀㊀对于核电厂辐射源项设计和核安全审评的专业人员来说,对放射性惰性气体的产生及其存在并不陌生,核电厂安全和环评报告的内容之一就包含了这类源项,它们是影响核电厂周边环境与公众的辐射照射源项之一㊂核电厂的放射性惰性气体主要来自机组核燃料的裂变反应过程,因此它们也主要存在于核燃料组件里㊂由于燃料组件的相对不完整性以及燃料组件表面可能的铀污染等因素,致使一回路冷却剂中始终存在有放射性惰性气体,然后它们随着冷却剂的流动和一回路边界的相对不完整性 ,外溢㊁扩散并存在于核电厂的一部分区域和房间里,最后它们当中的大部分随着厂房的通风系统被稀释和释放到大气环境中,成为核电厂对周边公众的辐射源项之一㊂这类源项中的大部分放射性核素的寿命都很短,且被大气扩散和稀释,使得它们对公众的辐射影响是很微小的,甚至可以忽略不计㊂存在于核电厂相关厂房内的惰性气体放射性源项,尽管总量相对比较大,但大都被厂房内足够强大的通风系统稀释后使其放射性浓度相对很低,正常情况下还不足以对核电厂的工作人员产生明显的辐射照射影响㊂放射性惰性气体产生的辐射照射方式,与核电厂内常见的外㊁内辐射照射源项的性质有所不同㊂其照射方式更类似于外照射,但这类辐射源㊃834㊃顾景智:核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项㊀的照射对象主要是受照者人体内的各重要器官和组织㊂受照射的人员一旦离开辐射场后,照射源很快就不会对工作人员产生辐射影响了,不像内照射源那样会对相应的组织与器官产生长期㊁持续的辐射照射㊂目前世界上还没有专门监测和记录放射性惰性气体对受照者所产生的辐射照射剂量的技术与仪表,使得核电厂从设计上就没有考虑配置相应的辐射剂量测量装置㊂对于在运的核电厂,也基本上没有注意到放射性惰性气体及其辐射风险的存在,因此也基本上没有建立对这类辐射源项所产生的个人照射剂量进行系统性监测与风险评估的制度㊂2　反应堆厂房内的放射性惰性气体源项㊀㊀反应堆厂房是核电厂的核心建筑物之一,它容纳着核电机组的一回路系统和与其相关系统的大部分带有放射性的设备㊂从核电厂核安全设计角度考虑,即便是核电机组发生严重事故,也会确保绝大部分放射性物质被包容在反应堆厂房内,从而避免和减少了对环境和公众的辐射影响㊂核电机组运行期间,一回路冷却剂中始终会存在有一定量的放射性惰性气体㊂它既是核电厂监督和评价燃料组件完整性的指示剂,也会因一回路边界的相对不完整性 ,通过泄漏/渗漏等方式进入到反应堆厂房㊂由于反应堆厂房在机组运行期间始终保持在相对密闭的状态,使得放射性惰性气体会在厂房内不断积累,直到放射性惰性气体的产生率㊁燃料包壳释放到一回路冷却剂的泄漏率㊁一回路边界的泄漏率和主要放射性惰性气体的核素寿命,以及反应堆厂房的容积等因素使得反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度达到一个暂时平衡的状态,只有在上述各因素发生变化时才会使得厂房内放射性惰性气体的浓度值也随之发生相应地变化,并会重新稳定在一个新的平衡浓度状态㊂根据国内各百万千瓦级压水堆核电厂的设计源项数据[1],反应堆冷却剂中的放射性惰性气体主要是133Xe㊁133m Xe㊁135Xe和85K等核素,其中133Xe 的浓度约占总惰性气体放射性浓度的60%,因此通过泄漏/渗漏等方式进入到反应堆厂房的放射性惰性气体核素及其浓度也基本上服从于此比例关系㊂在核电机组正常运行状态下,一回路冷却剂中133Xe的设计浓度值约在109~1011Bq/t的范围[1],如有燃料组件破损的情况(程度低于机组设计的停堆值),一回路冷却剂和反应堆厂房里的惰性气体的放射性浓度也会随之升高㊂当反应堆厂房内的惰性气体放射性达到平衡浓度时,基本上可以认为该浓度值是一回路冷却剂中惰性气体放射性浓度除以反应堆厂房容积后所得到的结果,这一点可以通过在运核电厂的实际运行数据得到印证㊂国内大部分百万千瓦级压水堆核电机组正常运行工况下实际测得的反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度约在105Bq/m3的水平㊂除了上述因核反应裂变而产生的放射性惰性气体,反应堆厂房里还存在着另外一种放射性惰性气体核素,即41Ar㊂41Ar来自于机组运行期间穿透出反应堆的中子对反应堆本体外周边空气的辐照过程,是一种活化产物的放射性物质㊂根据M310型机组的相关设计资料,该机型反应堆厂房内41Ar平衡浓度可达104Bq/m3的水平㊂除此之外,还有一种放射性惰性气体也存在于反应堆厂房内,它就是220Rn㊂220Rn是一种天然放射性核素,来自于反应堆厂房建筑材料之一的混凝土㊂鉴于其在该厂房里的放射性浓度及其对工作人员的辐射风险远低于前面提及的133Xe 和41Ar,从辐射防护角度考虑,可忽略其辐射影响[2]㊂不管是通过裂变还是活化等过程产生的放射性惰性气体,均是放射性物质,都能够对在反应堆厂房内的工作人员产生辐射照射,只是41Ar的放射性浓度值基本上是固定不变的(在恒定反应堆功率下),而由核燃料裂变过程产生的惰性气体浓度会随着燃料组件的相对密封性的变化而变化㊂根据GB18871 2002[3]的相关数据,放射性核素133Xe和41Ar对浸没在放射性惰性气体环境中的人员所产生的辐射照射剂量转换因子分别为1.2ˑ10-10和5.3ˑ10-9(Sv㊃d-1)/(Bq㊃m-3),由此可推导出反应堆厂房特定放射性惰性气体浓度下的辐射照射剂量率㊂综上所述,当核电机组出现燃料组件破损情况时,即反应堆厂房内的放射性惰性气体总浓度值大于105Bq/m3,厂房里放射性惰性气体对工作人员产生辐射照射剂量的贡献主要还是来自裂变㊃934㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期的放射性惰性气体,特别是核素133Xe㊂3　放射性惰性气体对工作人员的辐射照射㊀㊀核电机组正常运行期间,反应堆厂房通常是处于封闭状态的,并对厂房外界保持微负压,以避免放射性物质对环境产生不必要的释放㊂机组换料大修时,一旦反应堆停止运行,因裂变和活化过程而产生的放射性惰性气体就都失去了源头,一回路冷却剂中的放射性惰性气体浓度也就会开始随着放射性惰性气体各核素的半衰期而逐渐降低,同样反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度也会以相同的趋势下降㊂对于M310(包括CPR1000和CPN1000)型核电机组,从核安全角度考虑,只有当核电机组一回路冷却剂的压力和温度降低到一定程度后,才会允许反应堆厂房对外开放并进行通风换气,反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度才有可能快速地降低,甚至彻底被清除(暂时忽略放射性惰性气体的自然衰减)㊂以M310型核电机组为例,从机组停堆到反应堆厂房开放和厂房通风系统投运,通常有3~4天的时间㊂而这段时间又处于机组停堆换料大修的关键路径上,准备工作量十分巨大,尽管这期间单次进入反应堆厂房的人数受控且有限,但反应堆厂房内基本上始终保持有20多人㊂也就是说,在这段时间里一直有20多人处在放射性惰性气体的浸没照射环境之中㊂据估算,如果这期间反应堆厂房内放射性惰性气体133Xe和41Ar 分别保持在105Bq/m3和104Bq m3的浓度水平,受放射性惰性气体照射产生的集体剂量不会超过10人㊃mSv㊂而当核电机组的燃料组件出现破损(未达到设计的停堆标准)时,释放到反应堆冷却剂中的放射性惰性气体浓度将会明显增加,随之反应堆厂房内的放射性惰性气体的浓度也会相应地大幅升高㊂如国内某核电厂的一台机组,在某一运行周期中出现了燃料组件破损的情况,大修停堆时测得其反应堆厂房内总放射性惰性气体浓度值为2ˑ106Bq/m3,再根据其记录的在反应堆厂房内的总人工时数,计算得出受放射性惰性气体照射的集体剂量值约有30人㊃mSv㊂如果按国内运行机组曾出现过的反应堆厂房内总放射性惰性气体浓度达到1ˑ107Bq/m3以上的情况估算,这期间因放射性惰性气体产生的辐射照射剂量将会超过100人㊃mSv,而目前国内大部分核电机组的大修集体剂量值大都低于500人㊃mSv㊂因此可见,在这种情况下由放射性惰性气体对核电厂工作人员产生的这部分辐射照射剂量是不应该被忽视的,特别是在核电机组出现较明显燃料组件破损的情况下㊂国内外目前在运的核电厂基本上都还没有意识到放射性惰性气体在特定工况下可能会对反应堆厂房内的工作人员产生辐射照射,因此也一直没有制定和采取有针对性和系统性的防控措施,甚至这部分工作人员受放射性惰性气体照射的剂量也没有被统计到核电厂的总集体剂量值中去,这应该是辐射安全管理上的一个明显缺陷㊂AP1000/1400和EPR为代表的三代核电机组设计上与M310机组有所不同,它们可以在任何机组运行工况下对反应堆厂房实施通风和吹扫,进而能够在短时间内降低厂房内的放射性惰性气体的浓度,减少放射性惰性气体辐射源项对工作人员的照射影响㊂据了解,这些机型的核电厂基本上都采取了人员进入反应堆厂房之前对厂房进行了不同时长的小流量通风吹扫措施,但其出发点是为了降低和减少反应堆厂房内的放射性气溶胶和碘的辐射风险,而并没有真正从控制放射性惰性气体这一辐射源项的角度去考虑㊂值得一提的是,为了进一步缩短大修工期,提高核电机组的可利用率与发电量,近年来国内有些核电厂已开始尝试优化机组大修关键路径的实践,使得从机组停堆到开放反应堆厂房和厂房的通风系统的投运时间间隔得以大幅缩短,这样可以使工作人员在有放射性惰性气体存在的环境中滞留的时间缩短,进而达到减少工作人员受放射性惰性气体照射的效果㊂还有个别的M310机组核电厂,为了改善其反应堆厂房内的空气卫生质量,降低厂房内一氧化碳(CO)和甲醛的水平,采用了在停堆前几天投运机组反应堆大气监测系统(ETY)[4]的措施,同样也间接地获得了降低反应堆厂房内放射性惰性气体浓度的效果,从而减少了工作人员受其照射的风险㊂尽管这些实践活动都能够降低,甚至基本上会消除反应堆厂房内的放射性惰性气体的辐射风险,但它们的根本出发点并不是专门针对减少放射性惰性气体这一辐射源项的辐射防护措施,可能无法从根本上消除该㊃044㊃顾景智:核电厂不应被忽视的一个辐射照射源项㊀辐射源项对核电厂工作人员的辐射影响㊂4　降低放射性惰性气体照射风险的建议㊀㊀从辐射防护角度考虑,最有效的防护措施应该是彻底清/消除辐射源项,次之是在符合辐射防护最优化原则的前提下减少或降低辐射源项,然后再结合组织管理等手段,减少工作人员受源项照射的时间,从而实现尽可能地降低放射性辐射源项对工作人员的辐射照射剂量㊂考虑到这期间在反应堆厂房内从事各项生产活动的正当性,最现实的辐射防护措施应该是尽可能地减少放射性惰性气体这一辐射源项,也即降低反应堆厂房内放射性惰性气体的浓度㊂1)确认惰性气体源项及其风险的存在如果能够准确辨识出放射性惰性气体这一辐射源项的存在及其可能产生的职业照射风险,相信核电厂辐射安全管理部门会对其采取相应的防护措施㊂受技术所限,世界上目前还没有成熟的监测和度量放射性惰性气体对人产生辐射照射的剂量计,这就需要核电厂能够充分重视和利用已有的放射性惰性气体监测设备/仪表,记录和分析反应堆厂房内放射性惰性气体的相关数据,再根据在核电厂特定工况下反应堆厂房内生产活动的工时数,就能够估算出对工作人员可能受到该辐射源项照射的辐射剂量,并据此可以设立相应的行动阈值㊂当核电机组出现燃料组件破损且反应堆厂房内放射性惰性气体浓度达到或超过该阈值时,就应在机组停堆前采取相应的措施,增强和加大对一回路冷却剂的除(惰性)气(体)力度,尽可能地降低冷却剂和反应堆厂房中放射性惰性气体(平衡)浓度,从而达到降低工作人员照射剂量的目的㊂2)加强对源项源头的控制目前核电厂的放化控制规程里只有对机组停堆后相关节点的放射性气体控制限值,而没有停堆前的要求㊂虽然前面曾提到,有些核电机组在出现核燃料组件破损时,会采取临时性对一回路冷却剂进行除气的措施,但没有建立系统性和量化的控制限值㊂在发生燃料组件破损但程度还没有达到机组停堆要求的时候,结合前面提及的针对反应堆厂房中放射性惰性气体浓度的行动阈值 ,也应在机组的运行放化规程中设立相应的量化控制值,使得核电厂能够系统性地降低机组冷却剂中的放射性惰性气体的浓度㊂设置该控制值时可以参考冷却剂与反应堆厂房中放射性气体浓度之间的比例关系㊂3)建立对反应堆厂房系统性吹扫的制度对于那些已配置有专门的反应堆厂房通风系统且允许在核电机组正常运行期间可以投入运行的核电厂,在设置了降低反应堆厂房内放射性惰性气体源项的阈值后,还应确保对反应堆厂房的通风吹扫质量 ,即要将反应堆厂房内的放射性惰性气体浓度确实降低至事先设定的阈值水平以下㊂对于M310型核电机组,以及其他没有配置专门的通风系统且无法在核电机组正常运行期间被允许投运的核电机组,应考虑是否可以应用机组已有的其他通风系统对反应堆厂房进行通风㊁吹扫,如前面提及的ETY系统㊂必要时可以向国家核安全监管部门申请临时投运的时间窗口与时长,或申请修改核电厂安全分析报告中的相关内容,使得核电厂能够建立系统性的在机组运行期间对反应堆进行通风吹扫的制度㊂前面提到过,有的核电厂就曾专门向国家核安全监管部门提出临时申请,利用其机组的ETY 的小流量吹扫功能对其反应堆厂房进行了通风㊁吹扫,以降低厂房内的CO和甲醛的浓度,吹扫时长约为5天㊂ETY系统的设计通风流量约为1500m3,如果利用该系统对反应堆厂房内的放射性惰性气体进行5天时长的吹扫,则可以使反应堆厂房内的放射惰性气体浓度降低1个数量级㊂4)记录惰性气体产生的照射剂量目前国内在运的核电机组的类型比较多,要求所有核电厂短时间内都能够做到建立统一㊁系统性的降低或消除反应堆厂房内放射性惰性气体辐射源项的制度不大现实㊂但在确认放射性惰性气体这一辐射源项后,首先应该考虑的是记录和统计工作人员可能受此源项照射的剂量,包括个人剂量与集体剂量,这属于辐射安全管理的基础性工作内容㊂当核电厂采取了系统性的降低或消除放射性㊃144㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期惰性气体辐射源项措施,并能够确保工作人员的照射剂量低于记录水平后,自然就不用再统计和记录这部分照射剂量了㊂5㊀结束语㊀㊀核电厂在设计中没有专门识别放射性惰性气体辐射源项及其在特定工况条件下可能对核电厂工作人员产生辐射照射的影响,此外目前世界上也还没有成熟的对放射性惰性气体对人员所产生的辐射照射剂量进行监测与记录的技术和仪表,同时核电厂对此辐射源项及其辐射风险也并没有给予足够的重视等因素,使得在运的核电厂基本上都没有采取有针对性和系统性降低或消除反应堆厂房内放射性惰性气体的辐射防护措施,特别是在核电机组出现核燃料组件破损的情况下,这类辐射源项将可能会显著地增加对工作人员产生不可忽视的辐射照射风险㊂对于在运核电厂,了解㊁辨识㊁确认反应堆厂房内存在的放射性惰性气体辐射源项,及其对工作人员可能产生的辐射照射风险现状是解决本文提及问题的首要前提㊂其次,建立系统性的辐射防护措施是消除该辐射风险的根本保障㊂鉴于核电厂工作人员在反应堆厂房内从事的相关生产活动符合辐射防护的正当性,减少厂房内的放射性惰性气体源项将是减少工作人员照射剂量唯一有效的辐射防护措施㊂希望本文的内容能够对核电厂辐射安全管理部门的专业人员有所启迪,以进一步提升对核电厂内特殊辐射风险的认知与辨识能力,并尽可能地采取有效措施,减少或消除这些特殊辐射源项对核电厂工作人员的职业照射风险,确保他们的辐射安全㊂参考文献:[1]㊀刘新华.核电厂一回路源项和排放源项[M].北京:科学出版社,2019:31-94.[2]㊀顾景智.大亚湾核电站反应堆厂房内氡浓度的测量与分析[J].辐射防护通讯,1999,19(1):37-39.[3]㊀核工业标准化研究所.电离辐射防护与辐射源安全基本标准:GB 18871 2002[S].北京:中国标准出版社,2002.[4]㊀陈济东.大亚湾核电站系统及运行[M].北京:原子能出版社,1994:496.An ignored radiation exposure source termin nuclear power plantsGU Jingzhi(Nuclear Power Operation Co.Ltd.,of CGN,Guangdong Shenzhen 518130)Abstract :Noble gas is a kind of radioactive material produced in nuclear fission processes of a nuclear powerunit.Nevertheless such radiation source term and its exposure risk to workers of nuclear power plants duringspecific conditions has been neglected,due to its physical form and charachteristics as well as the difficulties of exposure dose measurement technology.This paper calls for attention to the professional radiation staffs of nuclear power plants to make further efforts to identify those specific radiation risks existed inside the nuclearpower plant and then to control and reduce the source terms and their exposure risks.Key words :radioactive noble gases,reactor building;source term identification;specific unit condition,source term control㊃244㊃。

核电发展的必要性毕业论文

核电发展的必要性摘要：核电是高效能源，核电在优化能源结构、改善大气环境、缓解交通运输紧张、填补能源供需矛盾等方面都将发挥重要的作用。

但是核电行业的特殊性、专业性和复杂性决定了我们必须对核电高度重视。

这就要求我们必须从多方面思考核电的利弊。

关键词：中国核电核电的必要性日本福岛核泄漏第四代核电技术正文：引言我国煤炭量非常丰富，居世界第三位，但如果以人均占有量来计算，却只接近于世界平均水平，相当于煤炭资源中等的国家。

如果再考虑到人口众多，那就是人均占有有效资源相当紧缺。

因此，中国有必要积极改善能源利用结构和实现能源的多元化供给。

发展核电是改善能源供应的最为有效的一条途径。

然而俄罗斯核泄漏事件又一次为人们敲响警钟，中国核电产业到底要不要继续发展？因此，本文从中国发展核电的背影，必要性，优缺点比较等方面出发，对我国核电产业进行探讨。

一．我国核电发展背影（1）核电发展的必要性党的十六大提出，到2020年我国将全面建成小康社会。

保证能源供应充足和安全是实现这一目标的基本条件。

核电是安全、可靠、清洁的能源，积极发展核电是保证能源可持续发展的重要途径之一。

发展核电，对于我国满足电力需求，优化能源结构，保障能源安全，促进经济持续发展，具有十分重要的战略性意义。

同时，是减少环境污染，实现经济和生态环境协调发展的有效途径；是保持核工业体系完整能力、促进我国装备制造产业升级的重要措施；也是顺从世界能源利用趋势的必然选择。

（2）发展核电带来的好处1 防止温室效应，保护环境。

从环保角度讲，核能无疑是应对地球温室效应的最佳手段。

2 经济和技术角度上的诸多优势，从技术和经济的角度看，核电则具有容量大、运行小时数高、发电波动性小，经济成本低等诸多优点，能满足工业化大规模使用，可有效取代煤电，具备产业化发展的条件。

3发展核电是战略需求，是提高我国核科技竞争力，保障国家安全的战略需要，也是保持与核大国地位相适应的一支高科技核力量所在。

关于秦山核电厂抽气器改真空泵的问题浅析

图1近期当地日最高温度与2#主抽日最高水位的关系图这可能是随着气温上升,海水循环水温度随之上升,造成凝汽器汽侧冷却效率下降,从而导致主抽从凝汽器抽取的汽气混合物中的汽含量升高,在抽气器冷却器中的冷凝水含量增加,进而导致水位升高。

2.2抽气器对人因方面的影响根据状态报告ZTBG201201018【1#主抽试车过程中凝汽器掉真空事件】,可以发现,当时检修人员在处理PW061529【1#主抽沙眼处理】缺陷时,发现主抽的1、2、3级蒸汽进汽阀压力较高,在线紧固有难度,因此提出运行操作员关小进汽阀的要求。

由于当时抽气系统设备的现场环境复杂(高温、高噪音、且搭设了脚手架),检修人员随即在运行操作员的允许下关小了3级进汽阀开度,随即触发了主控“凝汽器水位A高“报警,DEH真空1从753mmHg→711.7mmHg,发电机电功率从327MW→309MW,阀门参考由103.4%→112.7% (阀限115%)。

由于抽气器在常规岛各系统中属于较特殊的大型设备,在日常功率运行过程中,涉及到的定期切换、相关试验等运行操作非常少。

再加上该系统设备的工作于大气,排入大气。

如图2所示。

图2启抽的结构主抽的结构和原理图3主抽的结构汽器建立一定真空后,需采用三级真空。

所示,它是一个由三个独立的喷器,再加上壳体和相应的连接管道质可以回收,主要功能是在汽轮机系统的非凝结气体,从而维持正常3.1.3水环式真空泵工作原理图4NASH双级TC111真空泵的主要零件图程,从而实现抽送气体的目的。

如下图5所示。

图5双级真空泵的第一级工作液和空气流工作原理示意图3.2水环式真空泵的性能优点相比于抽气器,水环式真空泵具有以下几个性能优点:(1)启机时间缩短如果继续使用抽气器来建立启动真空,需等到蒸汽供应之后,而采用真空泵来建立启动真空则不需要,这就加快了大修节点进度,并且有利于运行人员尽早发现真空系统可能遗留的缺陷。

(2)瞬态响应迅速在运行过程中,如果遇到凝汽器真空下降,若在主控室立即启动备用真空泵即可维持真空的稳定。

秦山核电二期扩建工程( 物项分级手册-正式版)第一版

秦山核电二期扩建工程（第1版）核电秦山联营有限公司二00六年七月目录1.汇编说明 (2)2.核电厂安全功能和设备分级 (3)2.1 分级说明 (4)2.2 核蒸汽供给系统（NSSS）机械设备分级表 (14)2.3 核岛配套系统（BNI）机械设备分级表 (77)2.4 核蒸汽供给系统（NSSS）电气设备分级表 (127)2.5 核岛配套系统（BNI）电气设备分级表 (167)2.6 土建构筑物的分级表 (199)3.常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级 (206)4.物项和服务的质量保证分级要求 (216)汇编说明核电厂的物项数量庞大、种类繁多，为进行有效的科学管理，达到保证物项安全、质量和节约成本的目标，应对物项进行分级管理。

以满足核安全法规“对物项、服务和工艺必须规定相应的控制和验证的方法和水平”的要求，也是业主追求核电厂可利用率和控制质量成本的需要。

这种分级原则上是以物项对核电厂的安全性和可利用率的重要程度为主要依据，但也考虑了该物项在设计、制造中的复杂程度。

为满足秦山核电二期扩建工程的需要，我们将核二院编制的《物项的安全功能和设备分级》（0401XNI-ZHS04），以及我处编制的《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》汇编成册，以供大家查阅使用。

本手册基本包括了核电厂核岛、常规岛和BOP中的主要物项和建构筑物。

其中《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》是在我处于1、2号机组所编《物项的安全、抗震、规范、质保等级》（QAM102005，1995年第一版）等有关资料的基础上，吸收1、2号机组建造和生产运行的经验，组织相关人员认真讨论，对部分物项的分级进行调整和补充后汇编而成。

本手册中物项分级的内容主要有安全级别、抗震类别、设计和制造规范级别、质量保证等级等。

本手册适用于参加扩建工程建设的各个单位和所有工程技术人员。

借助本手册，可以全面了解扩建工程的物项分级状况。

核电厂辐射危险分析

核电厂辐射危险分析摘要：核能已经成为世界上多数发达国家所需能源的重要组成部分。

一个运行中的1000MW的反应堆含有约2×108TBq（～5000MCi）的放射性物质。

另外，由于冷却剂本身以及它含有的杂质和它携带的腐蚀产物流经堆芯时被活化，它连续不断地将在堆芯产生的放射性物质带到相关的系统和设备中去。

因此，在核电站工作的人员除与其它电力部门的工作人员一样可能遭遇到一般工业安全的危险外，还可能遭遇到辐射照射的危险。

关键词：放射性；裂变产物；活化产物1. 核电站的放射性来源1.1 辐射源1.1.1 中子源反应堆运行时主要的中子来源是裂变产生的中子。

裂变中子有两个特点：一是裂变中子只限于堆内，一是只产生于反应堆运行时。

U-235一次裂变大约平均放出2.5个快中子。

从堆芯通过生物屏蔽层泄漏出来的中子已经受到不同程度的减速，所以屏蔽层外，从热中子到快中子都会有。

反应堆停运后，裂变反应已停止，几乎没有中子辐射。

1.1.2 辐射源反应堆运行时存在着多种辐射源，其中最主要的是核裂变时产生的射线，裂变产物衰变放出的射线和活化产物衰变放出的射线。

U-235一次裂变大约平均放出8个光子，光子的能量从高到低都有。

当反应堆停堆时伴随着裂变中子的消失，裂变也即消失。

U-235的裂变产物有300种，这些裂变产物多数都是不稳定的，衰变产生的光子，其能量从低到高都有。

裂变产物的半衰期从不足1秒到几百万年都有。

尽管光子的数量和总能量都比前两项小，但在防护时亦不可忽视。

反应堆停运后，辐射源主要是裂变产物和活化产物衰变放出的射线。

反应堆在运行期间，堆内的结构材料、冷却剂本身以及冷却剂中携带的杂质和腐蚀产物由于中子辐照会感生出大量的放射性物质。

这些放射性质通常称为活化产物。

活化产物主要包括冷却剂活化产物和活化腐蚀产物。

活化产物衰变时几乎都要放出的射线。

反应堆停运后，凡是与一回路相关的系统和设备，离堆芯较近的地方，都存在较高的辐射场。

核电厂一回路硼碱曲线的研究

第43卷㊀第6期2023年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.6㊀㊀Nov.2023㊃综㊀述㊃核电厂一回路硼碱曲线的研究于㊀淼,顾㊀钰,曾晓敏,柴庆竹,武㊀铜,万维进(上海核工程研究设计院股份有限公司,上海200233)㊀摘㊀要:硼碱曲线是核电厂一回路水化学的重要控制依据,选择科学合理的硼碱曲线,对于减少一回路腐蚀产物的沉积和放射性源项具有重要的意义㊂本文分析了一回路水化学控制的目的及一回路pH T 选择需考虑的因素,回顾了硼碱曲线的发展历史,重点对国内不同堆型硼碱曲线的特点进行了总结,最后对国内核电厂硼碱曲线的应用给出建议㊂关键词:硼碱曲线;核电厂;化学控制;放射性源项中图分类号:TL353+.5文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-10-25作者简介:于淼(1983 ),男,2006年本科毕业于长沙理工大学应用化学专业,2014年在职攻读长沙理工大学工程硕士,高级工程师㊂E -mail:274416088@㊀㊀一回路水化学控制的目的主要有三个:一是保证一回路压力边界的完整,即最小化一回路结构材料的腐蚀;二是保证燃料包壳的完整性和燃料设计性能,减少锆包壳的腐蚀及避免一回路腐蚀产物的沉积;三是最小化堆芯外辐射场,降低运行及大修期间人员受照剂量㊂化学控制主要是控制反应性㊁pH T 范围㊁溶解氧浓度和杂质浓度㊂冷却剂pH T 值是指在机组功率运行期间,在一回路冷却剂温度下溶液的pH 值,该值大小与冷却剂中含有的酸㊁碱物质及浓度有关㊂pH T 是反应堆冷却剂最主要的水化学参数[1],目前通过硼与碱金属(VVER 机组为氢氧化钾,其他机组为氢氧化锂)协调控制,即硼碱曲线㊂国内对硼碱曲线的研究较少,刘新福等[2]在文中分析了秦二核电厂长周期换料后的硼碱曲线控制方案,提出采用4段的硼-锂(B -Li)协调方案控制最高锂浓度,对不同燃料循环腐蚀活化产物进行跟踪分析,结果表明在混合堆芯运行期间,采用优化的B -Li 协调水化学控制对抑制一回路结构材料腐蚀和降低一回路辐射场是有效的㊂王海平等[3]在文中分析了硼碱曲线对一回路辐射源项的影响,反应堆运行时,如果pH T 值偏离最佳pH 值ʃ0.1,会使回路中的沉积物质量平均增加20%㊂王柱[4]在文中介绍了EPR 机组一回路冷却剂pH T 控制要点,允许在最大锂含量为4mg /kg 下运行,并定期分析B -10富集度㊂本文主要分析讨论了硼碱曲线与pH T ,回顾了硼碱曲线的发展历史,重点分析了国内不同堆型硼碱曲线的特点,并对国内核电厂硼碱曲线的应用给出建议㊂1㊀pH T 范围选择㊀㊀水的电离随温度的升高而增加,温度升高,H+浓度增加,pH T 降低,一般情况下一回路系统的平均温度为300ħ,中性水的pH T 为5.6㊂不同温度㊁相同浓度的碱化剂pH T 值不同㊂美国核电厂的pH T 值是以堆芯平均温度(T avg )计算的,欧洲pH T 的计算不考虑核电厂的运行温度而采用恒定300ħ时的pH T 值,国内大多采用欧洲的方法㊂一回路的金属材料主要有锆合金㊁镍基合金和不锈钢,因pH T 值的选择㊁pH T 控制方案的确定需满足监管部门的燃料供应商的要求,制定pH T 值的范围主要考虑以下几个因素:(1)燃料元件的完整性pH 值在1~12范围内,锆合金的腐蚀没有明显的变化,pH 值超过12,或Li 浓度超过7mg /L 时,锆合金腐蚀速度加快㊂当Li 浓度超过35mg /L 时,锆合金的腐蚀速度呈倍数增大[5]㊂所以,从燃㊀辐射防护第43卷㊀第6期料元件完整性的角度考虑,pH值可选择的范围为1~12㊂(2)结构材料的完整性pH T值为7.3或Li浓度2.2mg/L附近时,镍基合金应力腐蚀敏感性最小㊂将pH T值从7.4升高至7.8,应力腐蚀没有明显增加㊂将Li浓度从0.7mg/L升高至3.5mg/L可以明显降低应力腐蚀[5-6]㊂在弱碱性条件下,不锈钢的应力腐蚀较低,但在pH T值大于10的溶液中,不锈钢会发生苛性应力腐蚀㊂所以,从结构材料的完整性角度,pH T值可选择的范围应小于10㊂(3)腐蚀产物在堆芯的沉积与迁移研究表明[4],高温水pH值从中性到微碱性范围内(6.5~8.5),镍氧化物㊁磁性氧化铁㊁镍铁酸盐等的溶解度较低,当pH T值在6.9~7.4时,磁性氧化铁和镍铁酸盐的铁溶解度最小,pH T值低于6.9时,会造成严重的腐蚀产物沉积㊂因此,从腐蚀产物在堆芯的沉积与迁移角度,pH T值可选择的范围为6.9~7.4㊂2㊀一回路硼碱曲线的发展2.1㊀协调硼碱曲线㊀㊀初期PWR机组并不进行硼和锂的协调处理㊂Li浓度保持在0.7~2.2mg/L范围内㊂硼浓度在寿期初的1100mg/L到寿期末时的0mg/L之间变化㊂20世纪70年代和80年代初,电厂运行经验表明,寿期初的低pH T值导致腐蚀产物在燃料表面大量的沉积,从而产生很高的停堆剂量率㊂因此,美国专家提出硼碱曲线理论,认为腐蚀产物的主要成分是Fe3O4㊂腐蚀产物的溶解度温度系数(TCS)是腐蚀产物沉积在设备表面的推动力,倘若冷却剂的pH T值能维持TCS值接近 0 或很小的正值,则不存在推动力使表面腐蚀产物沉积在堆芯表面而被活化㊂Fe3O4的溶解度在pH T值为6.9时最小,且其TCS接近0,所以推荐pH T值为6.9㊂高Li浓度会引起不锈钢或镍基合金的苛性腐蚀,LiOH有局部浓缩和生成溶解度较低的LiBO2的可能性㊂为避免这两种现象发生,LiOH 浓度最大控制在2.2mg/L㊂控制冷却剂水的pH T 值为6.9,Li为2.2mg/L,称为协调硼碱曲线化学 (不同资料名称表述稍有区别)㊂图1为协调硼碱曲线,该曲线因为pH T值较低,一回路冷却剂系统腐蚀产物的迁移量大,导致活化率高与堆芯外辐射区域增加,同时,燃料包壳上沉积量增大㊂图1㊀协调硼碱曲线[7]Fig.1㊀Coordinated boron-alkali curve[7]2.2㊀改进硼碱曲线㊀㊀20世纪90年代,随着对腐蚀产物成分的进一步研究,表明镍铁氧化物是腐蚀产物的主要成分㊂pH T值为7.4时,镍铁氧化物的溶解度最小㊂由于2.2mg/L锂浓度是规定的上限,寿期初的pH T值不到7.4,为了防止燃料元件包壳的锂诱发腐蚀,在循环的前三分之二,锂保持在2.2mg/L,直到pH T值达到7.4,然后调整锂/硼比使pH T值保持在7.4,直到循环结束㊂对于一些初始硼浓度超过1200mg/L的电站来说,2.2mg/L的锂浓度保持恒定,BOC(燃料循环初期)阶段会导致pH T值小于6.9㊂因此启动时硼锂浓度协调维持pH T值大于6.9,直到需要的锂浓度降低到2.2mg/L㊂到达这一点时,pH T值允许增加,直到pH T值为7.4㊂pH T值从6.9增加至7.4,腐蚀速度降低不大于10%(约为7%)㊂因此,在寿期末,也有电厂将pH T值调整为7.4之外的其他值㊂同时,随着燃料材料的发展,锆合金燃料包壳允许的最高锂浓度值为2.2mg/L,锆铌合金和M5等优异燃料包壳允许的最大锂浓度为3.5mg/L,因此,也有电厂将锂浓度调整为3.5mg/L㊂图2为改进硼碱曲线,该曲线提高了Li的浓度,减小了堆芯外辐射区域,减少镍铁酸盐在堆芯内的沉积[6]㊂2.3㊀高pHT值硼碱曲线㊀㊀蒸汽发生器传热管如ALLOY690的腐蚀产物于㊀淼等:核电厂一回路硼碱曲线的研究㊀图2㊀改进硼碱曲线[7]Fig.2㊀Modified boron-alkali curve[7]释放速率与pH T值有关㊂一般会在寿期初时略高,腐蚀产物释放速率随着系统材料腐蚀产物膜的稳定而减少㊂改进型pH T值控制策略,腐蚀产物的产生和转移预期会在燃料寿期初最大㊂为了解决这一问题,2000年后提出采用高pH值硼碱曲线策略㊂pH T值为7.4时,腐蚀产物的溶解度温度系数接近0,腐蚀产物的沉积受pH T值变化的影响较小,将pH T值从6.9提高到7.4,有利于减少腐蚀产物在堆芯的沉积㊂为此,在整个循环中pH T值维持7.2或者7.4㊂pH T值的提高可降低停堆剂量率㊂在高pH T 值条件下,镍和铁氧化物的溶解度降低,堆芯沉积物的来源减少㊂同时,当水流经堆芯时,铁的溶解度增加,堆芯的沉积减少,Ni的沉积物也减少㊂随着锂浓度对燃料包壳影响的运行数据及实验室试验的增加,锂浓度限值也会发生改变㊂从电厂的应用看,现在多采用在寿期中pH T 值保持在7.1~7.4(恒定目标),且尽可能的保持高pH T值㊂同时用提高Li浓度来提高寿期初的pH T值㊂如AP1000机组,在采用西屋燃料组件的情况下,允许寿期初锂的浓度不超过5mg/L㊂2.4㊀VVER硼碱曲线㊀㊀VVER起初,碱化剂采用KOH,所以最初20世纪80年代硼碱曲线只考虑K对碱性的影响,如图3所示,硼碱曲线以K的质量浓度为纵坐标,采用恒定pH T值控制方式,将pH T值控制7.1~7.2㊂后因补水会引入微量的Na,硼的中子反应会生成Li,这些碱金属都对碱性有贡献,所以硼碱曲线采用K+Li+Na的摩尔浓度为纵坐标,同时采用改进型pH T值控制方式㊂寿期初总碱金属控制在0.40~0.50mmol/L,到pH T值达到7.08时,维持恒定㊂图3㊀20世纪80年代硼碱曲线Fig.3㊀Boron-alkali curve in1980s2.5㊀小结㊀㊀通过上述分析,硼碱曲线实为pH T值的表征㊂由于pH值对温度较为敏感,在运行期间,应尽量减少pH值的波动㊂运行时应保证系统pH T值ȡ6.9,以尽量减少腐蚀产物在燃料包壳上的沉积和防止包壳锆合金氧化性的增强㊂此外,一回路材料的腐蚀与腐蚀产物的释放均在燃料循环开始时达到最大值,随着保护性氧化层在材料表明的形成㊁稳定而逐渐减小,因此在燃料循环初期,pH 值越低,生成的腐蚀产物及其迁移量就越大[6]㊂3㊀不同堆型核电厂一回路硼碱曲线选择3.1㊀不同堆型核电厂的硼锂曲线3.1.1㊀VVER硼碱曲线分析㊀㊀VVER机组在水化学控制方案上有别于其他机组㊂首先,为了避免氢爆炸的潜在风险,加入1%左右的氨水,通过辐照生成氢气的方式来抑制水的辐照分解㊂其次,燃料元件包壳不同于PWR 机组,包壳没有采用欧美Zr-Sn体系的锆合金,而采用Zr-Nb体系的锆合金,因该种材料的燃料包壳在钾溶液中具有较强的耐腐蚀性㊂选择KOH 作为pH T值控制剂,这种碱化剂可增加K-42的放射性源项㊂同时,化容系统阳树脂以氨钾形式运行,防止在注入KOH碱化剂的情况下K的快速增加㊂VVER机组采用改进型pH T值控制方式,并㊀辐射防护第43卷㊀第6期进行分区三级管理㊂如图4所示,pH T 值最佳值7.08,pH T 值控制在7.0~7.2区间[3]㊂功率运行期间,水化学参数控制在A 区范围内;当相应参数偏离至B㊁C 区时,意味活化腐蚀产物的产生和积累增加,会导致计划大修期间对人员造成较高的剂量负担;当相应参数偏离至D㊁E 区时,意味质量转移过程增大,堆芯燃料元件沉积的腐蚀产物增多,这种情况会对燃料包壳泄压带来较高风险,因为沉积物下方的温度升高会造成燃料包壳的局部腐蚀速度加快;当相应参数偏离至F 区时,意味水化学支持系统运行发生故障,可能不受控地注入药剂,这会过多浸出冷却剂,影响核安全㊂图4㊀VVER1000硼碱曲线(换料周期12个月)[3]Fig.4㊀VVER1000boron-alkali curve(12month refueling cycle )[3]反应堆运行时,如果pH T 值偏离计算最佳值ʃ0.1范围,会使回路中的沉积物质量平均增加20%[2]㊂以300ħ4g /L 硼酸和0.25mmol /L 总碱金属工况和300ħ9g /L 硼酸和0.55mmol /L 总碱金属工况(最优曲线上两个点)为例,计算在高温下加入不同量的氨对pH T 值的影响,结果列于表1和表2,可见高温下氨对pH T 值的影响并不大㊂3.1.2㊀M310硼碱曲线㊀㊀国内M310机组通过向一回路系统添加氢氧化锂,通过B -Li 协调控制冷却剂的pH T 值,同时,通过化学容积控制系统向一回路系统注入氢气,限制水的辐射分解和氧的产生㊂表1㊀300ħ4g /L 硼酸和0.25mmol /L 总碱金属工况Tab.1㊀Working conditions of 300ħ4g /L boric acidand 0.25mmol /L total alkali metal表2㊀300ħ9g /L 硼酸和0.55mmol /L 总碱金属工况Tab.2㊀Working conditions of 300ħ9g /L boricacid and 0.55mmol /L total alkalimetal㊀㊀目前普遍采用18个月长周期换料,硼碱曲线如图5所示,特点如下:寿期初Li 维持在3.5mg /L,直到pH T 值达到7.0,之后维持pH T 值7.0,Li 浓度达到2.2mg /L 后,维持此浓度直到pH T 值达到7.2,最后协调Li 和B 维持pH T 值7.2至停机㊂这种控制方式属于改进型硼碱曲线,与日本推荐的pH 值控制方式类似,Li 浓度为2.2mg /L 时,浓度偏差为0.3mg /L(日本电厂一般为0.4mg /L)㊂这种控制方式可以保证机组在临界后,反应堆冷却剂的pH T 值不低于6.9㊂在维持冷却剂最优pH 值的同时,减小了机组高锂浓度运行的总天数,降低了结构材料和燃料包壳的腐蚀几率㊂3.1.3㊀AP1000硼碱曲线㊀㊀AP1000机组为三代核电技术,一回路水化学控制方案类似,不同点在于高压41MPa 的氢气直接注入到化容系统,同时化容系统净化床采用交联度为16%的核级树脂,增加了树脂的抗辐照分解能力㊂燃料组件采用ZIRLO 包壳,ZIRLO 包壳抗腐蚀性能强㊂此外,机组采用18个月的燃料循环,停堆硼浓度约2500mg /L,首燃料循环临界硼浓度约1662mg /L,满功率运行硼浓度约1382mg /L㊂在热态零功率临界工况下,锂浓度可以大于3.5mg /L,但应小于或等于5mg /L㊂一旦在150MWD /MTU 燃烧(功率运行下大约3天)时达到氙平衡,在未经西屋批准前该循环的锂浓度不能超过3.5mg /Lʃ5%㊂为此,考虑到高锂浓度对燃料性能的影响,AP1000机组将加热阶段的最高锂浓度设置为4.5mg /L;同时为了实现目标pH T 值容易控制,并允许于㊀淼等:核电厂一回路硼碱曲线的研究㊀图5㊀M310机组硼碱曲线(换料周期18个月)Fig.5㊀Boron Alkali Curve of M310Unit (18months refueling cycle )有0.1ʃpH T 值的控制误差,将目标pH T 值设置为7.3㊂此目标的pH T 值为国内核电的最高值,同时启动初期Li 离子也为国内核电机组的最高值,如图6所示㊂图6㊀AP1000机组硼碱协调曲线Fig.6㊀Boron Alkali CoordinationCurve of AP1000Unit3.1.4㊀EPR 硼碱曲线㊀㊀EPR 机组为三代核电技术,电功率1750MW㊂与其他PWR 一回路水化学控制方案基本类似,不同点在于功率运行期间采用富集硼(丰度约为37%)控制反应性㊂此外在材料的选择上,燃料包壳采用M5材料,一回路阀门减少了斯特莱合金的使用,钴含量大大减少㊂由于选择了10B 富集度为37%的硼酸用于反应性控制,EPR 一回路冷却剂的总硼酸浓度大幅度降低,寿期初仅为1200mg /kg,这使得提高冷却剂pH 值并在整个寿期内维持其恒定成为可能㊂硼碱曲线采用高pH T 值协调化学[4],目标pH T 值为7.2,功率运行期间,B 与Li 协调降低㊂此外,尽量在循环初期甚至更早的热停阶段调节到目标值pH T 7.2,并允许在最大锂含量为4mg /L 下运行㊂此种控制方案避免了寿期初腐蚀产物的沉积及放射性活化产物的增加㊂3.2㊀硼锂和硼碱曲线的分析比较㊀㊀通过以上分析,国内各堆型硼锂或硼碱对比列于表3㊂EPRI 导则[7]中建议采用改进型硼碱曲线,目标pH 300ħ=7.2时,硼锂浓度变化时pH T 值的变化㊀辐射防护第43卷㊀第6期㊀㊀㊀㊀㊀表3㊀国内各堆型硼碱曲线对比偏差范围:[Li]ȡ3.0mg/L时,偏差为ʃ5%;3.0 mg/L>[Li]ȡ1.25mg/L时,偏差为ʃ0.15 mg/L;[Li]<1.25mg/L时,偏差为ʃ12%㊂同时也对三种硼碱曲线在不同电厂中的应用进行了调研,对于降低源项的效果尚无明确结论㊂国内文献表明[1],在高钴基合金电厂,采用改进硼碱曲线的电厂剂量率较之于协调硼碱曲线明显降低;在低钴基合金电厂中,采用改进硼碱曲线的电厂剂量率也明显低于协调硼碱曲线㊂4㊀结论与建议(1)美国核电厂pH T值控制是以堆芯平均温度(T avg)计算的,欧洲pH T值的计算采用恒定的300ħ,国内大多采用恒定的300ħ的pH T值㊂温度波动如降功率期间,运营方需关注温度对pH T值的影响,及时调整水化学策略㊂(2)虽然有电厂的运行经验表明3.5~6.0 mg/kg的锂浓度范围不会对机组产生不利影响,但迄今为止采取最大锂浓度高于3.5mg/kg的在役电厂仍然较少,运行经验尚不充足,提高锂浓度对于电厂运行的长期影响仍有待验证,可能存在氢氧化锂浓缩影响包壳性能或诱发一回路结构材料PWSCC的风险㊂(3)VVER机组硼碱曲线采用K+Na+Li的摩尔浓度为纵坐标,考虑了补水中Na对碱性的影响㊂建议其他堆型积累运行经验,结合实际运行中一回路Na的含量,考虑Na对碱性的影响㊂(4)对于碱化剂与燃料元件包壳的相容性,按设计文件,锆铌合金的燃料包壳,KOH的浓度可达21.45mg/L,锆锡合金的燃料包壳,LiOH的浓度可达5mg/L,国内缺少相应的基础研究,建议进行实验室的基础验证㊂(5)核电厂在机组启动期间需要加联氨除氧,有的电厂为节省时间联氨添加的较为集中,联氨作为除氧剂,对碱性也有贡献,目前相关研究较少,建议机组启动期间考虑联氨对碱性的影响㊂参考文献:[1]㊀陈超,王争光,谢恩飞.反应堆冷却剂pH值控制策略研究[J].核动力工程,2013,34(S2):47-50.[2]㊀刘新福,张乐福,高明华.秦山第二核电厂混合堆芯水化学控制技术探讨[J].核动力工程,2008,29(5):138-141.LIU Xinfu,ZHANG Lefu,GAO Minghua.Discussion about primary water chemistry control method in Qinshan phase II[J].Nuclear Power Engineering,2008,29(5):138-141.[3]㊀王海平,于淼,任丽娟.田湾核电厂一回路水化学优化与辐射源项控制[J].辐射防护,2018,38(5):415-421.WANG Haiping,YU Miao,REN Lijuan.Chemical optimization and radiation source term control of primary circuit water in Tianwan nuclear power plant[J].Radiation Protection,2018,38(5):415-421.[4]㊀王柱.三代压水堆一回路冷却剂pH T调节[C]//2015(第六届)火电行业化学专业技术交流会.2015:367-373.[5]㊀秦山核电公司.300MW压水堆核电站培训系列教材:电厂化学[Z].秦山核电公司培训中心,1998.[6]㊀朱志平.压水堆核电厂水化学工况及优化[M].北京:原子能出版社,2010:55.[7]㊀Electric Power Research Institute(EPRI).Pressurized water reactor primary water chemistry[R].Guidelines Volume1,Revision7.2014.于㊀淼等:核电厂一回路硼碱曲线的研究㊀Study of boron alkali curve in primary loop of nuclear power plant YU Miao,GU Yu,ZENG Xiaomin,CHAI Qingzhu,WU Tong,WAN Weijin(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.Ltd.,Shanghai200233) Abstract:Boron alkali curve is an important control basis for water chemistry in the primary loop of nuclear power plant.Selecting a scientific and reasonable boron alkali curve is of great significance to reduce the deposition of corrosion products in the primary loop and the reduction of radioactive source terms.This paper first analyzes the purpose of primary loop water chemistry control,and analyzes the factors considered in the selection of primary loop pHT;secondly,this paper reviews the development history of boron alkali curves, focusing on the analysis of the characteristics of boron alkali curves of different reactor types in China;and finally,suggestions for the application of boron alkali curves in domestic nuclear power plants is put forward in this paper.Key words:boron alkali curve;nuclear power plant;chemical control;radioactive source term㊃消㊀息㊃到2035年我国核电发电量占比有望达到10%左右㊀㊀中国核能行业协会核能公众沟通委员会主任王炳华25日表示,到2035年,我国核电发电量占比有望达到10%左右,相应减排二氧化碳约9.2亿吨㊂王炳华是当日在2023年(第六届)核能公众沟通交流大会上作出上述表述的㊂本次会议由中国核能行业协会主办,中国广核集团有限公司支持承办㊂据王炳华介绍,当前我国核能事业已迎来发展新局面㊂进入十四五时期以来,我国已核准建设21台核电机组,核电建设稳步推进㊂目前,我国大陆地区在运核电机组55台,装机容量约5700万千瓦;在建核电机组24台,装机容量约2780万千瓦;在运在建核电机组合计79台,位居世界第二㊂截至8月,我国今年已核准建设山东石岛湾㊁福建宁德㊁辽宁徐大堡项目共计6台核电机组㊂展望未来,王炳华在会上说,到2060年,为实现碳中和目标,我国核电装机规模预计可达到约4亿千瓦,发电量占比18%左右,接近目前全球发达国家平均水平㊂同时综合考虑核能供暖㊁供汽等综合利用,核能碳减排贡献度有望达到1/4左右㊂我们必须深刻认识到核能产业在国家经济社会发展中的重要作用㊂王炳华表示,核能在发电及综合利用的过程中,减碳减排效益显著;以核电为代表的核能利用,基本不受自然条件约束,能够持续稳定提供高品质电量,平衡其他形式清洁能源给电网带来的扰动风险,保障电网安全稳定;核能还可以大规模替代燃煤㊁燃气供热,与当前供热体系有效衔接㊂在既要实现双碳目标又要保经济增长的多目标约束下,核能显示出不可替代的优势,将为我国经济社会发展提供重要战略支撑㊂做好核能公众沟通工作,是核能行业实现高质量发展的前提㊂王炳华建议,建立核能行业公众沟通合作机制,积极扩大核能公众沟通的朋友圈,加强与国际有核电国家核能公众沟通领域的交流与合作㊂核能公众沟通工作是一项伴随我国核能发展过程的长期而重要的工作㊂王炳华表示,中国核能行业协会作为推动行业交流合作㊁促进行业发展的社会组织,希望能够汇聚全行业智慧㊁整合全行业资源,以不断提升全行业核能公众沟通水平为抓手支持核能项目建设,助力新时代核能事业取得新发展㊂(来源:中国核能行业协会网站)。

浅析乏燃料转运容器制造过程中的设计改进

随着我国核电事业的快速发展，核安全问题已成为备受社会关注的焦点话题，而核电产品的质量与核安全紧密相连。

质量分为符合性和适用性两个层次［1］。

符合性质量是指质量符合规范或要求的程度，这些规范或要求涉及国际标准、国家标准和行业标准等。

质量管理学家劳伦斯认为，质量并不意味着卓越或者优秀，谈论质量只有相对于特定的规范或要求才有意义［2］。

因此，符合性质量要求可以指导质量检验、质量控制等具体工作，符合了规范标准也就意味着具有了质量。

区别于符合性质量，适用性质量是指产品满足顾客主观需求的程度，这一概念由美国质量管理专家朱兰提出。

适用性质量要求适用于一切产品或服务，是一种以顾客为中心的主观质量观。

我们在开展核电相关产品的科研设计工作时，为了保证核安全，应将产品的质量符合性置于首位，以使产品完全满足国家法规标准。

同时，伴随着近几年我国核电自主化和产业化的进程，我们也应注重核电产品的质量适用性，以提高设计与制造工艺、应用等多层面的配合度。

为了同时满足质量的符合性和适用性要求，我们应通过采用多种质量工具对设计进行不断改进。

1乏燃料转运容器设计改进背景为了解决秦山地区乏燃料贮存问题，秦山第一核电厂和秦山第二核电厂拟采用“干法贮存”方案对乏燃料进行贮存以保证核电厂各机组的正常换料能力。

乏燃料转运容器（如图1所示，以下简称“转运容器”）是秦山乏燃料干法贮存项目中的主要设备之一。

在进行干法贮存工作过程中，转运容器用于将装有乏燃料组件的密封贮存罐转运到混凝土贮存模块中。

转运容器在转运操作时为密封贮存罐提供辐射屏蔽、结构保护和乏燃料的散热等功能。

转运容器筒体为顶部开口底部封闭的圆柱形结构。

该部件由同心的内筒体、外筒体与底部的法兰焊接而成。

内、外筒体之间为铅屏蔽层。

容器筒体外侧为中子屏蔽层，由钢壳与沿周向均匀分布的散热片组成，钢壳与散热片组成的腔室内部通过灌装中子屏蔽材料进行中子屏蔽。

转运容器主要参数见表1。

浅析乏燃料转运容器制造过程中的设计改进刘帅*，唐兴龄，姚琳（中国核电工程有限公司，北京100840）摘要：乏燃料转运容器是核电站乏燃料离堆干法贮存工程中的主要设备之一，用于将装载有乏燃料组件的密封贮存罐转运至混凝土贮存系统中，为整个转运操作提供辐射屏蔽和结构支撑。

压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验

压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验作者：朱元武来源：《科技视界》2015年第18期在核燃料组件装入堆芯的过程中，对堆芯必须进行有效地临界安全监督，以确保装料操作过程中，反应堆始终处于次临界状态，确保燃料组件在堆芯的位置和方向与经批准的设计堆芯装载图保持一致，同时避免燃料组件发生机械损伤。

1 装料前的准备（1）所有电厂系统均已达到堆芯装料所需的状态，装卸料机正常可用；（2）堆芯装载图和堆芯装料程序已经经主管领导和国家核安全局审批通过；（3）一回路硼浓度CB≥2100ppm；（4）压力容器水位>19.5m，水温为10℃～60℃，且水质良好；（5）RPN核仪表系统的两个源量程和音响装置都正常可用；（6）硼表、温度表可用；（7）源量程保护整定值按要求完成设定；（8）装料所需的临界安全监督控制台与RX反应堆厂房、KX燃料厂房之间的通讯已经建立，并保证装料过程中可以实时联络；（9）堆芯装料模拟板准备完毕并处于可用状态；（10）堆内临时增设的水下照明设备、取样装置和水温测量装置正常、可靠；（11）对于首次堆芯的装料，为了在整个装料过程中始终保证堆芯有可靠可信的临界安全监督，在堆芯可增加了3套临时计数装置。

这3套装置的工作特性已检验校正完毕，可投入使用。

2 临界安全监督的原理装料期间，堆芯应始终处于次临界状态。

此时如果堆内没有外中子源，则次临界堆内的中子密度将衰减至零。

如果堆内有一个外中子源，则中子密度将在一个与次临界度相关的通量水平上稳定。

假设外中子源发射的中子数是恒定的，即：中子源每θ秒（θ=中子代时间）发出一批中子，每批中子数为s个。

这样中子从第一代开始反应堆内中子数为s个，在第二代开始就有（s+skeff）个中子，第三代开始就有（s+skeff+skeff2）个中子，依此类推，到第n代时反应堆内的中子总数应为：N=s+skeff+skeff2+skeff3+……+skeffn-1 （1）因为次临界堆芯的keff值小于1，当n很大时，此等比级数之和为一有限值：N = s/（1-keff）（2）事实上，式（2）也可以从点堆动力学方程推导得到。

采用TVS-2M 组件的堆芯燃料管理及其经济性分析

采用TVS-2M 组件的堆芯燃料管理及其经济性分析徐敏;王红霞;李友谊【摘要】To improve the economic efficiency ,TVS-2M fuel assembly was considered to apply in Tianwan Nuclear Power Plant units 3 ,4 .Using KASKAD program package ,a preliminary research and design was carried out for the Tianwan Nuclear Power Plant loading TVS-2M fuel assembly from the first cycle to equilibrium cycle .An improved fuel management program was obtained , and the economic analysis of the two fuel management programs with or without TVS-2M assembly was studied . The analysis results show that T VS-2M fuel assembly can improve the economic efficiency of the plant remarkably .%田湾核电站3、4号机组正在考虑使用TVS-2M组件来提高经济性。

本文使用KASKAD程序包，对田湾核电站从首循环起使用T VS-2M组件进行研究设计，给出了改进型的燃料管理方案。

对采用和未采用T VS-2M组件的两种燃料管理方案进行了经济性分析。

分析结果显示，采用T VS-2M 组件可显著提高电站经济性。

【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)005【总页数】5页(P888-892)【关键词】TVS-2M组件;KASKAD;燃料管理;经济性分析【作者】徐敏;王红霞;李友谊【作者单位】中国核电工程有限公司，北京 100840;中国核电工程有限公司，北京 100840;江苏核电有限公司，江苏连云港 222042【正文语种】中文【中图分类】TL364.5田湾核电站1、2号机组将于2014年开始逐步向长周期燃料循环过渡，以提高年均能力因子和电站经济效益。

秦山一期核电厂乏燃料元件扫描测量

DOI：10.16661/ki.1672-3791.2104-5042-5669秦山一期核电厂乏燃料元件扫描测量①朱欣欣(中国原子能科学研究院北京 102413)摘要：乏燃料元件辐照后热室检查中，扫描测量作为无损检测手段之一，可以获得燃料辐照行为的相关信息，秦山一期核电厂乏燃料元件检验中，利用高纯锗谱仪完成了8根燃料元件棒扫描测量，元件燃耗分布在33 956～39 922 MWd/tU之间，获得了燃料元件轴向相对燃耗分布及燃料活性区堆积高度等数据。

结果显示，采用0.5 mm精细扫描下，芯块与芯块间隙位置清晰可辩；燃料元件轴向燃耗总体呈现为两端低、中间平坦式分布，这与堆内中子注量分布相关，燃料元件格架处燃耗略低；燃料堆积高度较名义高度均有不同程度的增加，高度增长率在0.31%～0.90%之间；可用134Cs/137Cs原子比表征其相对燃耗分布。

关键词：乏燃料元件扫描燃耗分布堆积高度中图分类号：TL-34 文献标识码：A文章编号：1672-3791(2021)03(c)-0049-04Gamma Scanning of Spent Fuel Elements from Qinshan NPPPhaseⅠZHU Xinxin(China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China)Abstract ：As one of non-destructive examination methods in hot cell, gamma scanning is used to provide data relevant to fuel behavior. 8 fuel elements from Qinshan NPP phase Ⅰ with burnup range of 33 956～39 922 MWd/tU were measured by gamma scanning, and the axial relative burnup distribution of fuel elements and the stack length of fuel active zone were obtained. The results show that the space position between the pellets can be identif ied by 0.5 mm f ine scanning. The axial burnup of the fuel element is generally low at both ends and f lat in the middle, which is related to the neutron f lux distribution in the reactor, and the burnup at the fuel element grid is slightly lower. The fuel stack height increases in varying degrees compared with the nominal height, and the height growth rate is between 0.31%～0.90%, and the relative burnup distribution can be characterized by the atom ratio of 134Cs/137Cs.Key Words : Spent fuel element; Gamma scanning; Burnup distribution; Stack height①作者简介：朱欣欣（1987—），男，硕士在读，助理研究员，研究方向为反应堆材料辐照后性能研究。

二次中子源在中国实验快堆上应用的初步可行性分析

二次中子源在中国实验快堆上应用的初步可行性分析赵阶成;李小华;喻宏;陈晓亮;陈效先【摘要】To improve economic efficiency during the physical start-up of China Experimental Fast Reactor (CEFR), the feasibility of using secondary neutron source to replace 252Cf source was studied.The secondary neutron source was designed based on the principle of neutron generation of secondary source and with reference to relevant CEFR parameters.123Sb (n, γ) reaction rate and 9Be single nucleon (γ, n) reaction rate in the secondary source assembly were calculated by using MCNP code, and source strengths in different exposure conditions were obtained.Then the feasibility of applying the secondary source in CEFR physical start-up was analyzed.The calculation results show that the designed secondary neuron source assembly can meet the requirements of CEFR start-up in most operating conditions.The secondary neutron source designed in this paper and the calculation results can provide useful data for the application of secondary neutron source in CEFR start-up.%为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的252Cf一次中子源的可行性.参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源.用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中123Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性.计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求.本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)005【总页数】6页(P811-816)【关键词】二次中子源;MCNP;可行性;源强【作者】赵阶成;李小华;喻宏;陈晓亮;陈效先【作者单位】南华大学核科学技术学院,湖南衡阳 421001;中国原子能科学研究院,北京 102413;南华大学核科学技术学院,湖南衡阳 421001;南华大学湖南省核燃料循环技术与装备协同创新中心,湖南衡阳 421001;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京 102413;中国原子能科学研究院,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL326在中国实验快堆(CEFR)的装料首次临界和低功率物理启动实验，以及换料后的重新开堆过程中，为提高堆芯中子通量水平、保证堆内外核测系统源量程的计数响应、避免可能出现探测“盲区”[1]，在堆芯中央位置布置了锎(252Cf)中子源。