实验混合堆FEB设计放射性计算与环境安全分析(英文)

应用混合堆放射性计算程序FDKR和衰变链数据库AFDCDLIB,计算了托卡马克实验混合堆FEB (Fusion Experimental Beeder)概念设计中活化产物、裂变产物和锕系元素的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP值。计算的结果表明,对于FEB设计来说,在150MW聚变功率下运行一年,停堆时刻的总放射性、余热和BHP值分别为5.74×10~(20)Bq,8.34MW和4.08×10~8km~3(空气)。放射性核废物处置的计算结果还表明:FEB的结构材料在卸出后的短时间内,可满足美国联邦法规10CFR61的C级(近地浅埋)核废物处置标准。对混合堆包层中的重要锕系元素~(232)U,~(237)Np的含量也作了计算分析。结果表明:它们的浓度值均不超过环境安全要求的限制值。文章还就混合堆的环境安全问题,与其它的核能装置如PWR进行了比较分析,表明混合堆不存在突出的环境安全问题。     

聚变-裂变混合堆放射性计算

研制了聚变一裂变混合堆放射性计算程序FDKR和配套的衰变链数据库AF—DCDL—IB。应用该程序计算了磁镜混合堆(CHD)概念设计中活化产物、裂变产物和锕系元素的放射性、衰变功率和潜在生物危害因子BHP。本文简要介绍了该程序和数据库并给出了有关的计算结果。     

D-~3He聚变堆MOONCITY的放射性及核废物处置问题

研究了D-~3He聚变堆设计MOONCITY的放射性及核废物处置问题。计算了在停堆时刻的放射性,衰变功率,BHP以及核废物处置指标WDR,给出了有关的计算结果和停堆后的衰减曲线。结果表明,MOONCITY的放射性及有关危害比D-T纯聚变堆低1个量级,比裂变堆或聚变一裂变混合堆低60倍左右。     

聚变堆第一壁材料的活化特性研究

聚变堆结构材料的活化以及由此产生的环境、辐射安全和放射性废物处置问题是堆的工程可行性关键问题之一,尤其是第一壁材料。本文研究了五种第一壁材料的活化特性,给出了这些材料的放射性、衰变热、BHP值以及WDR、RMR指标的计算结果;同时给出了满足10CFR61规范的各材料的杂质控制指标。本文的结果为聚变堆第一壁材料的选择和研制提供了依据。     

AF—DCDLIB:活化产物、裂变产物和锕系元素衰变链数据库

一、引言 DKR是美国威斯康星大学T·Y·Sung等研制的应用于纯聚变堆放射性计算的程序,配套的数据库不含裂变产物和锕系元素的数据,因此,它不能计及裂变问题。 FDKR程序是以DKR为基础为聚变一裂变混合堆的放射性计算而研制的。在混合     

压水堆核电厂厂房内气载放射性活度的分析与评价

介绍压水堆核电厂厂房内气载放射性活度计算的基本方法。根据相关1000 MW级压水堆核电厂的设计经验,分析正常功率运行、停堆余热排出和反应堆压力容器顶盖打开的各阶段惰性气体、裂变产物、活化腐蚀产物和氚的气载活度浓度。由燃料包壳破损和氧化操作导致的主回路碘峰及活化腐蚀产物急速增加,特别对余热排出阶段引起气载活度浓度升高的现象进行了详细计算。最后,基于核电厂各运行阶段的气载放射性活度变化趋势,就运行人员的内照射防护措施和通风排气设计提出改进意见。     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

~(235)U核燃料反应堆内的裂变产物放射性计算

讨论~(235)U热中子核反直堆内裂变产物放射性计算,提供有益的公式和有用的基本数据。     

FEB-E3维中子学屏蔽分析和计算

FEB-E(Fusion Experimental Breeder)是聚变实验增殖堆的工程概要设计。FEB的主要目标是:(1)演示混合堆工程特性和裂变燃:抖和氚的增殖性能;(2)试验混合堆关键部件和聚变结构材料。环向场线圈TFC位于真空室及屏蔽层外侧,是FEB-E关键部件之一,其造价约占整个堆的40％。TFC由超导(Nb_3Sn)、绝缘体(聚酰亚胺)、稳定剂(Cu)和结构(316SS)等材料组成。由于TFC的超导、绝热和绝缘等材料易受来自堆芯聚变中子的辐照损伤,从而会严重影响混合堆的经济、稳定及安全运行,因此需要在等离子体堆芯与TFC之间设置一个屏蔽层把TFC所受的辐照损伤和核热沉积严格要求在允许范围以内。     

聚变—裂变混合堆安全性初探

对聚变－裂变混合堆的安全性进行了初步分析和探讨。主要利用改进后的混合堆放射性程序ＦＤＫＲ对混合堆产生的核废物及放射性进行计算，并将结果与压水堆、高温气冷堆和液态金属冷却快中子增殖堆进行了比较。结果表明，混合堆与裂变动力堆相比有较好的安全性。     

聚变－裂变混合堆安全性初探

对聚变－裂变混合堆的安全性进行了初步分析和探讨．主要利用改进后的混合堆放射性程序ＦＤＫＲ对混合堆产生的核废物及放射性进行计算，并将结果与压水堆、高温气冷堆和液态金属冷却快中子增殖堆进行了比较。结果表明，混合堆与裂变动力堆相比有较好的安全性。     

水冷聚变堆主回路活化产物源项计算分析

水冷聚变堆中结构材料活化腐蚀产物和冷却剂活化产物是正常运行工况下的最主要放射性来源,也是反应堆运行及维护过程中工作人员辐照剂量的直接来源。本文使用CATE V2.1程序对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)LIM-OBB(Limiter-Out-Board Baffle)冷却回路的活化腐蚀产物和水活化产物进行模拟计算,并根据CATE模拟得到的放射性活度通过点核积分程序分别计算正常运行1.2 a及停堆15 d的剂量率。计算结果表明,反应堆运行期间冷却剂活化产物比活度和剂量率远大于结构材料活化腐蚀产物,而停堆后冷却剂活化产物迅速衰变完,结构材料的活化腐蚀产物成为比活度和剂量率的主要来源。     

基于欧拉指数方法的活化计算程序开发及应用

材料活化产生的放射性不仅对反应堆系统安全产生重要的影响,还会使反应堆退役后存在大量核废料的后处理问题。本文基于欧拉指数方法,采用EAF数据库,自主开发了活化计算程序EuACT,对ZIRLO、Zr-4、M5、N18包壳材料的活化特性进行了计算与分析,并与欧洲活化程序FISPACT计算结果进行了对比。分别选取0.5、1.0和1.5a的辐照时间,计算3种情况下辐照停堆后不同包壳材料的放射性比活度以及衰变余热随停堆时间的变化,并对包壳材料活化特性进行初步分析。结果表明:EuACT与FISPACT的计算结果符合良好;仅从停堆后放射性比活度和衰变余热的角度分析,Zr-4相比其他3种材料具有一定优势。     

CPR1000停堆开盖一回路冷却剂中58Co放射性浓度分析

沉积于一回路系统设备内壁的活化腐蚀产物是压水堆核电厂停堆工况下的主要放射性来源.文中选择CPR1000停堆换料期间放射性浓度较高的活化腐蚀产物58Co作为研究对象,分析该核素在停堆开盖过程中放射性浓度变化的影响因素,并建立相应的放射性浓度计算模型.计算结果表明,一回路净化流量和附着于设备内壁的58Co释放率是影响停堆期间一回路冷却剂58Co放射性浓度变化的主要因素,同时从理论上得出了CPR1000机组停堆净化工序能够使得一回路冷却剂内58Co放射性浓度降至相关停堆放化控制限值内的结论.     

MOX乏燃料衰变热计算方法研究

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。     

混合堆FEB-E粒子抽除和氘氚回收系统的概要设计

实验混合堆FEB,依靠偏滤器排出粒子及其携带的能量。排出的粒子包括聚变反应产物α粒子、等离子体表面相互作用产物杂质以及没能产生聚变反应的氘氚燃料粒子等。FEB-E粒子抽除和燃料回收循环系统的任务是抽除上述氦灰、杂质以及大量的没能产生聚变反应的氘氚燃料粒子等燃烧废气,以能实现有效的堆芯等离子体纯度控制和密度控制;同时将排出废气     

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq，因此正确实施乏燃料元件的贮存，减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。     

西安脉冲堆氙、钐反应性分析

对西安脉冲堆裂变产物中毒进行了深入地分析研究。利用脉冲堆物理计算程序计算了西安脉冲堆在不同功率下停堆前后氙(135Xe)和钐(149Sm)反应性变化,得到氙毒和碘坑的计算值,并与实测值进行了比较。结果表明,理论计算值与实测值符合较好, 特别是碘坑值,二者只相差5.7×10-5。碘坑反应性值较小,不会影响启动,即西安脉冲堆停堆后,随时都可以安全启动。     

聚变堆水冷回路中多物相活化腐蚀产物计算分析

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,开发出基于四物相三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。     

大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算

大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度(CHF),表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。