压水堆主回路源项敏感性分析.doc

1、压水堆主回路源项敏感性分析摘 要：在核电厂的各种辐射源中，主回路源项在放射性废物形成和放射性物质释放等方面起着主导作用，对工作人员和公众造成的辐射危害也最大。因此，主回路源项计算和分析，对于核电厂设计和运行都具有重要的指导意义。为了保证主回路源项计算结果的可靠性，使用STCP 程序对主回路源项计算中的各种影响因素进行了敏感性分析，确定了各种因素对源项计算的重要程度。 关键词：压水堆 放射性源项 裂变产物 腐蚀产物 中图分类号：TL929 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）12（b）-0125-04 Abstract：Of all radioactive sources i

2、n nuclear power plant，the Source Terms in Primary Loop（STPL）play a dominant role in radioactive material release and spread，as well as in radiation hazards to workers and the public.Calculation and analysis on the STPL are significant for design and operation of nuclear power plants.For the sake of

3、dependableresult，some sensitivity analysis are doneusing STCP code aiming at several infections of source terms calculation， and establishessentiality of every infections. Key Words：PWR；Source terms；Corrosion product；Fission product 在核电厂的各种源项中，主回路系统内的源项放射性水平相对堆芯和乏燃料来说较低，但行为复杂，难以防护。主回路系统中的源项主要包括：燃料元件

4、包壳破损释放的裂变产物、冷却剂活化的腐蚀产物、冷却剂自身的活化产物、冷却剂中各种途径生成的氚以及冷却剂中杂质的活化产物等1。主回路源项对工作人员和公众造成的辐射危害也最大，对主回路系统内的源项进行计算分析，对核电厂设计和运行都有重要意义。 STCF2（Source Term Of Corrosion Product and Fission Product in primary system）是计算压水堆主回路腐蚀产物、裂变产物源项的程序。对主回路源项计算结果产生影响的因素主要有：冷却剂流速、结构材料核素成分、净化效率、燃耗深度和换料周期等。使用 STCF程序对主回路源项计算中的各种影响因素进行

5、敏感性分析，确定各种因素对源项计算的重要程度。使用 STCF 程序进行计算分析时，计算输入条件参考 1 000 MW 电功率的典型压水堆核电厂参数，如表 1 所示。 1 冷却剂流速对主回路源项的影响 在计算主回路裂变产物源项时，改变冷却剂流速，并假设认为冷却剂流速变化时，裂变产物的释放速率保持不变，其他输入参数也均保持不变。结果发现，随着冷却剂流速的增加，主回路中各裂变产物核素的比活度逐渐减少，以 I-131、Cs-134、Cs-137 为例，如图 1 所示。通过分析表明，由于净化回路并联在主回路上，随着主回路的流速增加，净化回路的净化流量也会相应增加，虽然净化系统的净化效率不变，但总体的净化

6、速率增加了。因此，在主回路冷却剂流速增加时，裂变产物进入主回路的速率没有增加，而净化效率却上升了，导致主回路中裂变产物源项的平衡浓度随着流速增加逐渐减小。 对不同流速下的腐蚀产物源项进行计算分析，结果是辐射产物核素的比活度随着流速的增加而缓慢增加。主回路冷却剂流速变化时，影响主回路中腐蚀产物源项的因素主要有两方面。一方面冷却剂流速增加时，主回路内壁结构材料的腐蚀速率会增加，导致主回路中放射性腐蚀产物源项增加。另一方面，主回路冷却剂流速增加，净化回路的流速也跟着增加，从而引起净化系统对腐蚀产物的净化速率增加，引起主回路中辐射产物核素减少。在一定范围内，这两方面作用方向相反，基本相互抵消，因此冷却

7、剂流速对腐蚀产物源项的影响较小。但当流速增加到一定程度时，腐蚀速率会随着流速增加呈指数增长，主回路腐蚀产物源项也会急剧增加，一般反应堆主回路系统也不会运行在这样的工况下，从而避免这种情况发生。 2 结构材料对源项的影响 压水堆主回路结构材料一般不会直接影响主回路内的裂变产物源项。结构材料对主回路腐蚀产物源项的影响4主要有两个方面，一是材料的耐腐蚀性能，材料的耐腐蚀性能直接决定了主回路中腐蚀产物的浓度，为了降低主回路的腐蚀产物源项，压水堆主回路中与水接触的材料都选用了耐腐蚀材料。二是材料的核素成分，一些核素的含量变化对腐蚀产物源项影响非常明显，例如 Co-60。 计算结果表明，随着堆芯结构材料中

8、 Co 的含量比重增加，水中 Co-60 的量以及模块表面沉积的 Co-60 活度都呈线性增加，如图 2 所示。因此在进行主回路设计时应尽量选用 Co 含量低的材料，从而降低主回路的放射性，进一步降低维修和操作人员所受的辐射剂量。 3 净化效率对主回路源项的影响 I-131 是在辐射防护中特别关心的裂变产物核素，选取核素 I-131 来分析净化效率对主回路裂变产物源项的影响。通过改变模型中 I 的净化效率，使用 STCF 程序计算分析主回路水中 I-131 比活度的变化情况，结果如图 3 所示。从图 3 中可以看出，随着净化效率的提高，水中 I-131的比活度逐渐减小。 Co-60 是腐蚀产物

9、源项中的重要核素，选取 Co-60 来分析净化效率对主回路腐蚀产物源项的影响。通过改变计算模型中净化模块对金属离子的净化效率，计算水中 Co-60 比活度，结果如图 4 所示。从图 4 中可以看出，随着主回路净化效率的提高，主回路水中 Co-60 比活度逐渐减小。分析表明，净化效率对主回路源项影响明显。因此主回路系统设计对控制主回路源项的辐射水平非常重要，在反应堆设计中应该对其进行优化设计。 4 燃耗对主回路源项的影响 为提高经济性，核电厂普遍采用加深燃料的燃耗深度、长周期换料的反应堆运行策略。随着换料周期的延长，堆内燃料的燃耗深度增加，燃料元件内裂变产物的积存量也会增多，使用 STCF 程序

10、可以计算不同燃耗深度下 Kr-85、Xe-133、I-131、Cs-137 等裂变产物在主回路中的比活度，结果如图 5 所示。可以看出，随着燃耗深度的增加，主回路水中 Kr-85 和 Cs-137 的比活度都明显增加，而 Xe-133、I-131 的比活度增加不明显，出现这种情况的原因与裂变产物的半衰期有关。I-131 的半衰期为8.04 d，Xe-133 的半衰期为 5.29 d，而反应堆的换料周期 1 年到一年半，在这样长的时间内，这些短寿命核素很容易达到饱和状态，因此它们在堆内的积存量主要与反应堆功率和裂变产额有关，基本不会随燃耗发生变化，所以燃耗深度对主回路内短寿命的裂变产物基本没有影

11、响。Kr-85的半衰期为 10.73 年，Cs-137 的半衰期为 30.17 年，这些长寿命核素在反应堆整个寿期内无法达到饱和状态，它们的积存量会随着燃耗增加逐渐累积，因此在高燃耗时发生燃料元件破损，主回路中这些长寿命裂变产物的活度必然会增加。 5 结语 为了验证各种因素对源项计算的重要程度，保证主回路源项计算结果的可靠性，使用 STCF 程序对主回路源项计算中的各种影响因素进行了敏感性分析。 敏感性分析表明：（1）冷却剂流速对主回路中的裂变产物和腐蚀产物源项的影响都较小；（2）主回路结构材料中的 Co 元素含量对主回路腐蚀产物源项影响显著；（3）主回路净化效率对控制主回路源项的辐射水平非常

12、重要；（4）燃耗深度和换料周期对主回路中长寿命裂变产物源项影响比较明显，对短寿命的裂变产物影响很小。 参考文献 1Rocher A，Berger M.Impact of Main Radiological Pollutants on Contamination Risks（ALARA ） Optimization of PhysicoChemical Environment and Retention Technics During Operation and ShutdownC/EDF，Pottoroz Workshop.Session 2，2004. 2徐治龙，吴晓春.压水堆主回路裂变产物

13、源项计算程序开发J.核动力工程，2014（35）：8-12.Xu Zhilong，Wu Xiaochun.Development of Calculation Code for Fission Product in PWRS Primary LoopJ.Nuclear Power Engineering，2014（35）：8-12. 3林诚格.非能动安全先进压水堆核电技术M.北京：原子能出版社，2010.Lin Chengge.The Dynamic Security Advanced Pressurized Water Reactor Nuclear Power TechnologyM.Beijing：Atmic Energy Science and Technology，2010. 4刘原中.轻水堆一回路中放射性核素浓度的计算方法及计算机程序J.辐射防护，1986，6（6）：409-424.Liu Yuanzhong.A method and computer code for caculating radionuclide concentration in primary coolant circuit of LWRsJ.Radiation Protection，1986，6（6）：409-424.