小型动力堆核事故后放射性核素海洋大气扩散研究

应用于海洋的小型核反应堆技术日渐成熟,但目前核事故大气扩散研究主要针对于沿海或内陆情况。为使大气扩散计算模型适用于海洋环境,本文对高斯烟羽模型进行了修正,应用MACCS程序研究了小型动力堆严重事故所造成的后果。结果表明,若烟羽未抬升,可溶性核素积分浓度垂直分布受水体影响较大,低空的核素积分浓度明显降低;若烟羽被抬升,源项附近海面的核素积分浓度较低,水体对其产生的影响较小;整个扩散过程中,水体主要影响海面附近核素积分浓度大的区域。     

大气扩散模型ATSTEP在核应急决策支持系统中的应用研究

以广东大亚湾核电站为参考厂址，研究了欧洲核应急决策支持系统RODOS3．0中的大气摭用模型ATSTEP的适用性。研究结果表明，ATSTEP是一个计算速度快，适用于事故后快速评价的模型。另外，对模型中存在的若干缺陷和不足进行了修改和说明。     

船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。      

小型动力堆海上核事故后放射性核素在大气和海洋中扩散研究

为准确评估小型动力堆海上严重核事故后释放的气载核素造成的海洋放射性污染水平,以小型动力堆断电诱发的严重核事故为例,建立核素在大气和海洋中扩散的计算模型,计算事故后大气和海洋中¹³⁷Cs的放射性污染水平,并分析了气载核素释放高度、大气稳定度对沉降核素海洋扩散的影响。结果表明,在一定的释放高度下,源下风轴线上表层海水中核素的时间积分浓度随下风向距离的增大呈先升高后下降的变化规律;在离源一定距离内,释放位置越高,表层海水中核素的时间积分浓度越小;在离源一定距离外,大气越不稳定,表层海水中核素的时间积分浓度越小。     

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。     

小型堆应急计划区划分研究

利用一体化严重事故分析程序(MELCOR)对小型堆断电事故进行仿真分析,并将结果作为大气扩散计算软件MACCS的输入,计算分析某滨海地区放射性后果。结合建立的小型堆应急计划区划分准则,通过计算确定适用于小型堆的应急计划区大小。     

小型堆破口失水事故初步研究

为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04 m等效直径破口、冷管段0.2 m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。     

模块式小型核反应堆稳压器波动管破口事故分析研究

针对模块式小型核反应堆（SMR）稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表明:波动管破口尺寸为0.002 m2时,事故进程最为严重,该结果可为SMR的严重事故管理导则提供参考依据。      

小破口失水事故研究综述

对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备，对小破口失水事故的研究进行了总结。     

大气扩散模型验证与比对的工具和方法

大气扩散模型的验证和比对是核应急决策支持／事故后果评价系统的研究与开发工中的一个非常重要的方面,同时又是一项具有挑战性的课题。本文针对大气扩散模型验证工作中的主要难点和相应对策,重点介绍了两种进行模型验证和比对的软件工具及其验证和比对的方法,包括相关的数据集,并列举了一些模型验证与比对分析的实例。     

Development of Local-Scale High-Resolution Atmospheric Dispersion Model Using Large-Eddy Simulation Part 1: Turbulent Flow and Plume Dispersion over a Flat Terrain

We have developed a local-scale atmospheric dispersion model using large-eddy simulation (LES) to accurately predict the dispersion behavior of radioactive materials for the safety assessment of nuclear facilities and emergency responses against accidental release from nuclear facilities and intentional release by terrorist attack within a populated urban area. In this study, we validate LES basic performance on plume dispersion over a flat terrain within the atmospheric turbulent boundary layer, as a first step. When compared to previous experimental data, we have found that the LES model has successfully generated a spatially-developing turbulent boundary layer flow that has characteristics corresponding to those of atmospheric wind. Furthermore, the dispersion characteristics obtained by LES, such as mean concentrations, variances of concentration fluctuation, peak concentrations, and concentration fluxes, are similar to previous experimental results. Although the current numerical simulation model requires considerable CPU time statistics of concentrations, the LES model can be used as an effective tool for accurately assessing the spatial extent of contaminated areas in detail. We anticipate reducing the computational burden by using an advanced computational method, and, as a practical matter, using the LES model for emergency responses.     

内陆代表性厂址事故扩散因子不同估算方法的比较

针对内陆核电选址中小风、静风频率较高的厂址,分别采用美国核管会(NRC)导则推荐方法和运用三维客观诊断风场与Lagrangian烟团模型模拟整年8 760小时逐时排放方法,计算了湖南桃花江厂址事故工况下的大气扩散因子,探讨复杂条件下大气扩散模型的适宜性。研究表明:在非居住区边界概率论方法计算的最大小时事故扩散因子较烟团模型计算方法保守;Lagrangian烟团模型计算的小时事故扩散因子在某些方位大于概率论方法结果,某些远距离子区的扩散因子大于近距离子区;对于释放时间相对较长的情形,导则方法估算结果仍偏小。由此可见,导则推荐方法得到的扩散因子存在不保守的情形,建议在计算复杂地形、小静风频率较高的内陆厂址事故扩散因子时慎重选择扩散模型。     

分段烟羽模型和烟团模型在核事故应急中的应用比较

为了研究分段烟羽模型和烟团模型在核事故应急中的适用性 ,对不同流场条件下分段高斯烟羽模型和烟团模型的模拟结果进行了比较。在均匀稳定流场中 ,两种模型的模拟结果相近 ;而在非均匀稳定的流场中 ,分段烟羽模型的模拟结果呈现明显的不连续性。而且对于瞬时释放 ,烟团模型比分段烟羽模型更接近实际情况。通过对模型性能的对比 ,并考虑应急决策支持的要求和我国核电站的厂址条件 ,推荐采用烟团模型     

不同扩散参数与气象条件对核电厂年均大气扩散因子的影响

基于田湾核电厂厂址1997～1999年和福建惠安核电厂厂址1995～1997年百米逐时气象数据，对四组不同扩散参数(厂址实测、IAEA推荐值、Briggs以及Pasquill参数系)对两核电厂厂址的年均大气扩散因子计算值的影响作了估算，分析表明，采用IAEA和Briggs扩散参数与厂址实测值的偏差小于20％。同时估算了不同年份气象数据对年均大气扩散因子的影响。     

Development of an Atmospheric Dispersion Model for Accidental Discharge of Radionuclides with the Function of Simultaneous Prediction for Multiple Domains and its Evaluation by Application to the Chernobyl Nuclear Accident

A particle random-walk model GEARN for nuclear emergency response system, Worldwide version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information (WSPEEDI), was improved to predict the atmospheric dispersion of radionuclides in detail around a release point as well as on a regional scale for a transboundary nuclear accident. The main improvement is simultaneous atmospheric dispersion calculations of two nested domains, local and regional areas, achieved by exchanging particle information between the domains. In the application of the model to the Chernobyl accident, the distribution of surface deposition of ¹³⁷Cs was predicted well in the local area around Chernobyl and the European regional area. The improvements were mainly due to the consideration of the reentry of particles from the regional area to the local one and the enhancement of prediction accuracy for precipitation by the nesting calculation in the meteorological model MM5 combined with GEARN. It is concluded that the nesting model developed in this paper is appropriate for nuclear emergencies in which the prediction of both local and regional scale dispersions are required.     

放射性核素长距离迁移模拟研究进展

放射性核素在大气中的长距离迁移扩散问题,在核事故应急响应、突发事件应急响应、裂变材料生产、核厂址风险评价、源项反演等领域都倍受关注。本文概述了近二十年来长距离迁移模式的发展及特点,总结了模式有效性研究的方法,并对目前放射性核素长距离迁移模式的应用及今后的发展方向进行了综述。     

船用堆破口叠加全船断电事故进程及后果研究

采用MELCOR程序,对船用堆破口叠加全船断电事故进行建模计算,并对事故进程和源项释放进行了研究。计算结果表明:若应急电源无法投入,最终将导致压力容器下封头失效和舱底失效;所研究事故的惰性气体、碘释放量均在80%以上,且释放的I主要以CsI形式存在,滞留量大,气载量小。事故进展快慢取决于破口当量尺寸,但氢气的产量与堆芯温度、堆芯残余水量相关,与破口当量尺寸无直接关系,堆舱内发生氢爆可能性不大。本文计算结果可为应急抢修和应急决策提供技术支持。