燃料破损情况下大修停堆过程放射化学控制研究

发布时间：2021-06-15 00:56

　　反应堆停堆过程机组温度、压力急剧变化,导致破损元件内的裂变产物释放加速,加上氧化运行使腐蚀产物集中释放对放射化学参数的监测与控制带来很多的不确定性,同时对反应堆安全、人员辐射安全、机组净化能力、辐射屏蔽能力也带来一定的挑战,进行有效的放射化学监测与控制对降低大修现场辐射水平、缩短大修工期、减少大修集体剂量、提高换料大修核安全及经济效益有重要意义。文章通过某核电厂存在燃料破损情况下的首次大修机组停堆过程放射化学控制的实践分析,研究了破损燃料存在情况下的放射化学处理方式,并对出现的异常进行了深入分析,提出优化建议,为核电厂燃料破损情况下换料大修提供参考及借鉴。 

【文章来源】：中国核电. 2020,13(06)

【文章页数】：5 页

【部分图文】：

稳压器汽腔吹扫到稳压器汽腔淹没阶段133Xe与131I变化趋势

主要腐蚀活化产物为58Co。在加入双氧水进行氧化运行后,主系统中58Co的比活度约增至氧化前的10倍,加入18 L浓度30%的双氧水后35分钟,58Co出现峰值。随着净化的进行,58Co比活度逐渐下降,具体如图2所示。从图2看出,降温降压至加入双氧水除氢①阶段总伽马上升趋势明显,58Co基本稳定,说明破损燃料裂变产物的释放受温度、压力变化较腐蚀活化产物58Co明显;②处58Co和总γ出现一次阶跃,是由于溶解氢反弹后采取注入7 L双氧水进行化学除氢操作,溶解氢很快下降至3 ml/kg(STP),腐蚀产物被部分氧化释放。③处出现一个平台,建议若必需化学除氢,溶氢合格后尽快加入足量双氧水进行氧化,可以减小此平台,缩短大修工期。

此阶段的主要水化学参数为133Xe,主泵停运到稳压器人孔打开期间133Xe变化趋势如图3所示。从图3可以看出133Xe、131I出现回升及波动,主要是因为主系统压力的变化导致。还可以看出133Xe的波动幅度比131I大,说明主系统压力变化对133Xe的释放影响更大。图示133Xe每次反弹后133Xe下降斜率不同。主要是由化学和容积控制系统容控箱的吹扫流量不同所致,吹扫流量越大下降越快。131I的下降斜率仅受化学和容积控制系统净化流量的影响。

【参考文献】：
期刊论文
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[3]停堆氧化运行中主回路活化腐蚀产物的迁移与控制[J]. 高惠斌,张乐福,方军.  核动力工程. 2009(02)
[4]核电站大修停堆放射性控制[J]. 郑彬,张术勇,李鹏.  湖北电力. 2008(06)
[5]水化学对燃料元件包壳腐蚀行为的影响[J]. 周邦新.  核动力工程. 1998(04)



本文编号：3230576