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二次中子源破损诊断方法研究与验证

郑军伟 刘航 李文海 柳继坤

郑军伟, 刘航, 李文海, 柳继坤. 二次中子源破损诊断方法研究与验证[J]. 核动力工程, 2023, 44(1): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0167
引用本文: 郑军伟, 刘航, 李文海, 柳继坤. 二次中子源破损诊断方法研究与验证[J]. 核动力工程, 2023, 44(1): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0167
Zheng Junwei, Liu Hang, Li Wenhai, Liu Jikun. Study and Verification of Diagnosis Method for Secondary Neutron Source Breakage[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(1): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0167
Citation: Zheng Junwei, Liu Hang, Li Wenhai, Liu Jikun. Study and Verification of Diagnosis Method for Secondary Neutron Source Breakage[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(1): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0167

二次中子源破损诊断方法研究与验证

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0167
详细信息
    作者简介:

    郑军伟(1984—),男,正高级工程师,现主要从事核电厂仪表与控制系统调试工作,E-mail: junweizheng2007@163.com

  • 中图分类号: TL364

Study and Verification of Diagnosis Method for Secondary Neutron Source Breakage

  • 摘要: 压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将122Sb和124Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中122Sb和124Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的122Sb和124Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。

     

  • 图  1  二次中子源破损诊断流程图

    Figure  1.  Diagnosis Flow Chart of Secondary Neutron Source Breakage

    图  2  一回路冷却剂γ放射性异常变化曲线

    Figure  2.  Abnormal Changing Curve of Primary Loop Coolant γ Radioactivity

    图  3  一回路冷却剂Sb的比活度异常变化曲线

    Figure  3.  Abnormal Changing Curve of Specific Activity of Sb in Primary Loop Coolant

    表  1  报警阈值

    Table  1.   Alarm Threshold

    通道编号 一级报警阈值/(Gy·h−1) 二级报警阈值/(Gy·h−1)
    KRT001MA 6.0×10−4 1.3×10−3
    KRT026MA 2.5×10−4 2.0×10−3
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出版历程
  • 收稿日期:  2022-02-16
  • 修回日期:  2022-06-09
  • 刊出日期:  2023-02-15

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