Citation: | XING Lili, YU Tao, YAN Xuekun, LIU Cuihong, DUAN Zaiyu. 核动力装置回路水中氚监测用于传热管破损诊断的可行性分析[J]. Chinese Journal of Ship Research, 2012, 7(4): 105-107. doi: 10.3969/j.issn.1673-3185.2012.04.018 |
蒸汽发生器传热管易发生破损,对其破损进行监测是反应堆工艺监测的重要内容之一。分析了核动力装置回路水中氚的产生机理及事故情况下氚在回路水中的迁移过程,利用液体闪烁计数器测量了4个核动力装置一、二回路水中氚的放射性活度浓度。结果表明,一回路水净化后的氚放射性活度浓度与相应的二回路水相比高出2个数量级,分别为633,893,188和394倍,可见利用二回路水中氚的放射性活度浓度来监测蒸汽发生器传热管是否发生破损是可行的。后期,还需对氚的在线实时监测开展深入研究。
臧希年,阎术. 蒸汽发生器传热管断裂事件树分析 [J]. 核动力工程,1999,20(2):169-173. ZANG X N,YAN S. Event tree analysis for steam generator tube ruptures[J]. Nuclear power engineering, 1999,20(2):169-173.
|
谢海燕,蔡琦,于雷. 船用蒸汽发生器传热管破损事 故研究[J]. 海军工程大学学报,2006,18(2):104- 108. XIE H Y,CAI Q,YU L. On accident of marine steam generator tube rupture[J]. Journal of naval university of engineering,2006,18(2):104-108.
|
袁明豪,周拥辉,于雪良,等. CPR1000与AP1000核 电站蒸汽发生器传热管破裂事故分析研究[C]//中国核学会2009年学术年会论文集,北京,2009.
|
蒋国强,罗德礼,陆光达,等. 氚和氚的工程技术 [M]. 北京:国防工业出版社,2007.
|
朱继洲. 核反应堆安全分析[M]. 西安:西安交通大 学出版社,2004.
|
GARY J M,FORREST J W. Continuous aqueous tritium monitor:USA,4,835,395[P],1989.
|
MAZIR P K.Apparatus for tritium-in-water monitoring:USA,6,159,427[P],2000.
|