导读:本文包含了活化腐蚀产物论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:活化腐蚀产物,四物相叁节点模型,ITER,CATE,V3.0
活化腐蚀产物论文文献综述
郭庆洋,张竞宇,陈义学[1]（2019）在《聚变堆水冷回路中多物相活化腐蚀产物计算分析》一文中研究指出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,开发出基于四物相叁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。(本文来源于《核技术》期刊2019年06期）
张丽莹,李晓静,曾进忠,金卫阳,毛亚蔚[2]（2019）在《华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估》一文中研究指出根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际叁代核电机组进行对比,结果显示叁者均处于同一量级水平,华龙一号与国际叁代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。(本文来源于《辐射防护》期刊2019年03期）
孔飚[3]（2019）在《基于多核素多节点的活化腐蚀产物源项的数值计算研究》一文中研究指出在正常运行工况下,活化腐蚀产物(ACPs)是水冷反应堆主回路的重要放射性来源,对反应堆的屏蔽设计、人员保护和事故分析都有重要影响,因此准确计算活化腐蚀产物在主冷却回路中随时间的变化和空间分布具有重要的理论和实践意义。反应堆活化腐蚀产物在主回路中的产生和迁移是一个非常复杂的过程,相关源项计算分析涉及对多核素、多级核反应、多节点的耦合计算,其数学本质是求解大规模、强刚性、非线性常微分方程组,这是本文需要解决的核心问题。本文基于华北电力大学IRPS实验室开发的CATE程序开展研究,该程序应用的计算模型存在核素种类(100多种)、节点数目(3个节点)、计算方法(解析法)受限制的问题,计算精度和工程适用性有待提高。本文首先研究了活化腐蚀产物在反应堆主回路中的主要行为,包括腐蚀、溶解、沉积、活化、衰变等,明确相关系数的计算过程。然后通过前处理中EAF-2007数据库的读取和活化腐蚀矩阵的构建来实现多核素的计算,通过理论模型的分析研究,把一回路按照不同的条件分为更精细的区域来实现多节点计算。在考虑多核素和多节点后,活化腐蚀计算也就成了大规模、强刚性、非线性的常微分方程组求解问题,这是之前线性链解析方法无法计算的。因此,文章基于刚性稳定的GEAR方法,开发了数值求解器,并应用于CATE程序,从而实现了多核素、多节点的活化腐蚀产物源项计算。随后选取了 ITER LIM-OBB回路和秦山二期主回路例题,来验证多核素多节点数值计算的效果。结果表明:核素和核反应种类的增加,使得计算结果更加切近实际工况,CATE程序可以模拟的材料种类也更加广泛;多节点模型的实现,既有助于提高计算精度,也有助于满足工程设计时按照不同的材料、通量、温度等条件划分节点的需求;此外,从计算结果的精确度和效率来看,GEAR数值方法也是非常合适的。本文对于活化腐蚀产物多核素多节点模型的数值计算,具有一定的方法研究的价值,也提高了 CATE程序的工程适用性。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2019-03-01）
李璐,张君南,张竞宇,陈义学[4]（2018）在《典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析》一文中研究指出压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3 165天由主回路结构材料产生的活化腐蚀产物,并计算其对职业照射的贡献。计算结果表明反应堆运行期间短寿命核素60Com是放射性活度的主要贡献者,但58Co、60Co等长寿命核素却是剂量率的主要来源。而停堆后,短寿命核素迅速衰变消失,长寿命核素成为放射性活度及剂量率的主要来源。(本文来源于《核科学与工程》期刊2018年04期）
郑彬,卢盖[5]（2018）在《核电站活化腐蚀产物的来源与降低》一文中研究指出本文介绍了压水堆核电站一回路系统活化腐蚀产物的来源,分别为补给水和硼带入的腐蚀产物、化学添加剂中杂质和一回路系统腐蚀产物,其中一回路系统腐蚀产物为主要源头。从优化水化学控制、优化化学和容积控制系统运行、物理和化学去污和一回路系统材料替换四个方面总结了活化腐蚀产物的去除方法。(本文来源于《产业与科技论坛》期刊2018年06期）
胡文超,韩静茹,李铁萍,赵传奇,靖剑平[6]（2017）在《压水堆活化腐蚀产物源项~(58)Co和~(60)Co敏感性研究》一文中研究指出以某压水堆核电厂为例,采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明:通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降低活化腐蚀产物的活度浓度,为压水堆核电厂辐射剂量控制提供参考。(本文来源于《核动力工程》期刊2017年06期）
李璐[7]（2017）在《水冷反应堆主回路腐蚀产物活化及迁移模型的研究》一文中研究指出放射性源项关系反应堆系统运行、维修维护及退役等环节,对辐射防护、个人和集体剂量以及安全分析有重大影响。水冷反应堆中,结构材料与冷却剂接触发生腐蚀,生成了较稳定的氧化层,金属离子穿过氧化层释放进入冷却剂。辐照区的氧化层以及由冷却剂携带进入辐照区的金属离子受中子辐照发生活化反应成为放射性物质,冷却剂中的放射性物质在冷却剂的携带下沉积到非辐照区形成了γ辐射场,对电厂检修维护及运行人员构成辐照危害。正常运行工况下,压水堆堆芯外90%的集体剂量是由与一回路冷却剂接触的管壁上沉积的活化腐蚀产物ACPs(Activated Corrosion Products)引起的。对于水冷聚变堆,不存在裂变产物,ACPs成为放射性的主要来源。无论压水堆还是水冷聚变堆,ACPs对正常运行工况下的ORE以及事故工况下的潜在放射性释放都存在着重大影响,直接影响工作人员的照射剂量水平。对ACPs的研究是反应堆事故分析、剂量与辐射防护优化、放射性废物管理等的重要技术基础,是反应堆审查取证的重要环节。目前国内外计算ACPs多数使用的是经验模型和半经验模型,其应用范围非常有限,依赖于电厂运行数据或试验数据,模拟温度、pH值等参数限制在一定范围内的变化,只适用于特定的堆型和工况;对放射性核素的种类和核反应的种类有极大的限制,只能计算Co-58、Co-60、Fe-59、Cr-51、Mn-54等几种放射性核素的核反应,不能满足聚变堆高能中子辐照下多种材料的源项分析需求,也不能满足事故瞬态下短寿命核素的计算需求;聚变堆独有的脉冲运行特点也对计算提出了新的要求。本论文开发了基于经典的经验模型的水冷反应堆主回路ACPs计算程序。对水冷反应堆主回路ACPs的产生与迁移机理开展研究,建立基于浓度差驱动原理的机理模型,开发了基于机理模型的水冷反应堆主回路ACPs计算程序。脱离了对核电厂及试验回路的经验系数的依赖,结合溶解度的计算成功实现了物质迁移方向的自动匹配功能,突破了以往程序对堆型及运行工况的限制。借助课题组中的沉积试验及测量结果,根据对模型计算值和试验测量结果的分析,对沉积模块进行修正,成功实现了pH值对沉积行为的影响的模拟;对多种结构材料进行了不同运行环境下的腐蚀行为模拟试验,解决了聚变堆工况下腐蚀模型计算不准确的问题;引入EAF-2007数据库,为活化及衰变反应提供核数据,实现了计算任意放射性核素的功能;加入多种脉冲等效模块,满足不同计算需求及聚变堆型的要求,保证计算精度的同时可以大幅提高计算效率;添加点核积分模块计算相应的剂量率及职业照射ORE(Occupational Radiation Exposure),实现了活度浓度与剂量率的转换。通过上述工作,克服对pH值变化范围的限制,突破了以往程序对材料及工况、放射性核素种类的限制,直接给出γ剂量场使得计算结果更加直观。基于以上工作,开发了适用于压水堆和水冷聚变堆的ACPs计算分析程序CATE。为充分验证模型的正确性及程序的适用性,分别从试验验证和程序验证两个角度选取了试验回路MIT-PCCL回路、水冷聚变堆ITER LIM-OBB回路和压水堆秦山二期核电厂一回路进行了模拟分析,并与公开发表的文献结果进行了比对。计算结果均能与试验测量值和程序计算值保持在同一数量级,在源项计算领域内可以认为计算结果是吻合的,从试验和程序的角度验证了模型的准确性和结果的可靠性。水冷聚变堆的高温高压环境、产生的高能量中子会对结构材料产生较强的腐蚀、活化作用,水冷聚变堆对结构材料提出了更高的要求,结合我国已生产的多种低活化材料,应用CATE程序首次实现了国际热核聚变实验堆ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)环境下国产低活化材料及传统奥氏体不锈钢对水冷聚变堆ACPs影响的对比分析;当前中国聚变工程试验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)处于设计阶段,ACPs源项的水平是其颁证的关键影响因素,可能对聚变堆设计和运行有很大的影响,目前国内尚无对CFETR的ACPs水平计算分析的研究工作,本文应用CATE程序实现了对CFETR包层回路的ACPs进行计算分析。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2017-06-01）
宋文[8]（2016）在《聚变堆活化腐蚀产物源项数据库开发及参数灵敏性分析》一文中研究指出在聚变堆水冷回路中,高温的冷却剂会腐蚀回路中的金属材料,生成金属氧化物形式的腐蚀产物。部分腐蚀产物释放到冷却剂中,并随冷却剂流经中子辐照区,在高通量的中子辐照下被活化成活化腐蚀产物(ACPs)。部分ACPs经冷却剂携带进入堆外设备或管道,形成堆外辐射场。研究表明活化腐蚀产物是聚变堆正常运行、停堆维修和LOCA事故工况下重要的堆外辐射场来源,它会对人员辐射防护、环境影响评估、放射性废物管理等产生重要影响。根据文献调研的结果,目前国内外开发的聚变堆ACPs源项分析程序,大多仅支持对特定运行工况、特定材料、特定核素和核反应进行计算,主要原因是没有形成一个通用型的数据库。考虑到聚变堆的运行工况、备选材料、核反应的多样性,对其进行精细的ACPs源项分析需要建立专门的数据库。本课题定位于开发一套数据全面、用户友好的聚变堆ACPs源项数据库,为自主开发的聚变堆ACPs源项分析程序CATE的应用和验证以及中国聚变堆CFETR的工程设计和安全分析提供数据支持。本课题对聚变堆ACPs源项分析中涉及到的材料成分、核反应类型、腐蚀速率等数据进行收集、整理、分析和处理,形成了包含4个子库的聚变堆ACPs源项数据库。随后将该数据库应用到了CATE程序中,采用ITER偏滤器冷却回路基准题,将CATE程序和PACTITER的计算值进行了对比。结果表明CATE程序的计算结果在量级和趋势上都是合理的。随后,基于所开发的数据库,对ACPs源项分析模型中是否考虑ACPs由于吸收中子而消失进行了专门研究,结果表明ACPs由于吸收中子而消失的量对ACPs活度的贡献非常小,可以予以忽略,从而使模型得到简化。此外,由于ACPs源项数据库中存储的参数种类繁杂、来源广泛,且当前阶段某些参数还存在较大的不确定性,可能对计算结果产生重要影响,因此需要对这些参数的灵敏性进行分析。本课题对现有的灵敏性分析方法进行了调研和比较,采用直接解耦方法计算了输入参数对输出结果的灵敏性。结果表明：通过控制净化系统相关参数以及冷却剂流速和冷却回路温度可以减少排放到环境中的ACPs浓度和反应堆停堆维护的辐射剂量。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2016-03-01）
张竞宇,李璐,宋文,付玉,陈义学[9]（2015）在《水冷聚变堆活化腐蚀产物源项分析程序开发》一文中研究指出对于采用水冷方式的聚变堆,主要的放射性源项是水冷回路中的活化腐蚀产物,它会对反应堆的屏蔽设计、人员防护以及事故后果产生重要影响。本文为水冷聚变堆开发活化腐蚀产物源项分析程序CATE,该程序基于两项均匀模型构建浓度平衡方程组,全面考虑了活化腐蚀产物在水冷回路中的主要行为,包括腐蚀、释放、溶解、沉积、活化、衰变、净化等,并采用Runge-Kutta方法对浓度平衡方程组进行数值求解。使用CATE程序对国际热核聚变实验堆(ITER)的偏滤器冷却回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在冷却剂中和管壁上的分布以及随时间的变化规律。与国际上同类程序PACTITER和TRACT相比,CATE程序的计算结果无论是在数值上还是趋势上都是合理的,可为ITER和CFETR(中国聚变工程实验堆)等的技术评审提供源项数据支持,在增加相应数据库后,还可应用于液态金属冷却反应堆的源项分析。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2015年S1期）
许明霞[10]（2012）在《压水堆一回路冷却剂活化腐蚀产物钴银锑》一文中研究指出介绍了压水堆核电厂一回路冷却剂中主要活化腐蚀产物钴、银、锑源项的产生和对于停堆机组剂量大幅增加的影响。研究这些核素在反应堆运行和停堆期间的行为并尽早探知这些污染物的出现,以便确定相应的解决办法。它包括:从源头做起,与一回路冷却剂系统接触的设备和部件尽量不采用含有钴、银、锑的材料;制定严格的水化学和停堆程序,使得对这些核素污染的净化能力最佳化和对过度污染最小化;根据具体情况改进净化工艺,限制污染带来的影响。实践证明,这些措施对减少或限制钴、银、锑的污染是行之有效的。(本文来源于《核安全》期刊2012年01期）
活化腐蚀产物论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际叁代核电机组进行对比,结果显示叁者均处于同一量级水平,华龙一号与国际叁代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
活化腐蚀产物论文参考文献
[1].郭庆洋,张竞宇,陈义学.聚变堆水冷回路中多物相活化腐蚀产物计算分析[J].核技术.2019
[2].张丽莹,李晓静,曾进忠,金卫阳,毛亚蔚.华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估[J].辐射防护.2019
[3].孔飚.基于多核素多节点的活化腐蚀产物源项的数值计算研究[D].华北电力大学(北京).2019
[4].李璐,张君南,张竞宇,陈义学.典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析[J].核科学与工程.2018
[5].郑彬,卢盖.核电站活化腐蚀产物的来源与降低[J].产业与科技论坛.2018
[6].胡文超,韩静茹,李铁萍,赵传奇,靖剑平.压水堆活化腐蚀产物源项~(58)Co和~(60)Co敏感性研究[J].核动力工程.2017
[7].李璐.水冷反应堆主回路腐蚀产物活化及迁移模型的研究[D].华北电力大学(北京).2017
[8].宋文.聚变堆活化腐蚀产物源项数据库开发及参数灵敏性分析[D].华北电力大学(北京).2016
[9].张竞宇,李璐,宋文,付玉,陈义学.水冷聚变堆活化腐蚀产物源项分析程序开发[J].原子能科学技术.2015
[10].许明霞.压水堆一回路冷却剂活化腐蚀产物钴银锑[J].核安全.2012