非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

AP1000核电厂厂外剂量风险定量化分析

为了分析AP1000核电厂各种潜在的严重事故对周围公众的影响,采用MACCS程序模拟释入大气中气载放射性物质的弥散过程,对6种代表性释放类别进行剂量风险定量化分析。计算结果表明,事故后24 h内厂址边界附近公众的急性红骨髓剂量风险为1.96×10^-7 Sv/（堆•年）,该风险大部分来自安全壳旁通释放(BP);早期健康效应风险在10^-10~10^-9 Sv/(堆•年),且随着与反应堆距离的增大降幅明显;集体全身有效剂量风险为6.94×10^-4 人•Sv/（堆•年）,引发的癌症致死风险非常低。研究结果还表明,核事故后及时撤离将显著降低公众剂量风险。     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究

钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10^-8/(堆•年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。     

低能电子辐照对环氧树脂性能的影响

为了研究低能电子辐照对环氧树脂的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度和官能团结构的影响,本文在电子辐照能量为30 keV,注量率1×10¹¹ cm^-2•s^-1,总注量为1.6×10¹⁴ cm^-2,真空度10^-6 Pa条件下,结合国家标准对辐照前、后环氧树脂材料的机械性能和结构进行表征。结果表明,辐照后环氧树脂材料的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度等宏观物理性能均有下降。傅里叶红外光谱图显示环氧树脂主要官能团强度降低,产生的•H、•OH等自由基与聚合物分子上的羟基与氢结合。研究结果对环氧树脂材料在辐射环境中的使用具有重要意义。     

CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP 程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。     

HNO3介质中U(Ⅳ)还原Np(Ⅴ)的动力学

采用分光光度法研究了HNO₃溶液中U(Ⅳ)还原Np(Ⅴ)的反应,获得了动力学方程-dc (Np(Ⅴ))/dt=kc(Np(Ⅴ))c^0.7 (U(Ⅳ))c^1.9 (H⁺)c (NO^-₃),25℃时反应速率常数k=(6.37±0.49)×10^-3 L^3.6/(mol 3.6•min),反应活化能E_a=60.13 kJ/mol。结果表明,浓度为0~4.2×10^-2mol/L的U(Ⅵ) 对U(Ⅳ)还原Np(Ⅴ)的反应几乎没有影响,并探讨了可能的反应机理。     

30%TBP-煤油-HNO3体系的α辐解行为Ⅰ.溶剂辐解生成DBP/MBP的规律

用气相色谱法研究了²³⁸Pu为α源的30%TBP-煤油-HNO₃体系的辐解产物DBP和MBP的生成情况,研究了反萃剂、反萃条件和钚等因素对DBP/MBP分析的影响,考察了辐照累积剂量、剂量率和稀释剂等因素对DBP和MBP生成量的影响。结果表明：DBP和MBP生成量随吸收剂量、剂量率的增加而增大;在剂量率73.7Gy/min、累积剂量5×10⁵Gy时,DBP浓度达到7.09×10^-2mol/L,MBP浓度达到9.84×10^-3mol/L;在吸收剂量5×10⁵Gy时,加氢煤油、正十二烷和特种煤油中的DBP生成量分别为4.45×10^-2、4.44×10^-2 、4.35×10^-2mol/L,MBP生成量为3.52×10^-3、3.50×10^-3、3.52×10^-3mol/L,在吸收剂量5×10⁵Gy时,三种稀释剂的DBP和MBP的生成量近似相等;在吸收剂量5×10⁴Gy时,α辐照的DBP和MBP的生成量分别为5.57×10^-2mol/L和5.10×10^-3mol/L,对应的γ辐照的为2.50 ×10^-3mol/L和3.14×10^-4mol/L,α辐照产生的DBP和MBP的生成量明显大于γ辐照的。     

燃煤发电厂气态流出物辐射环境影响研究

目前,燃煤发电厂对环境和公众产生的辐射影响引起了广泛关注。本文选择长江沿岸具有代表性的三家燃煤发电厂为研究对象,基于电厂气态流出物中主要放射性核素的年排放量,采用烟囱直接排放和沉降进入水体两种途径的评价方法,评估燃煤发电厂气态流出物对周围环境造成的辐射影响。结果表明：三家燃煤发电厂气态流出物排放造成80 km范围内辐射影响很小,归一化最大个人年有效剂量分别为3.02×10^-4、4.32×10^-5、8.50×10^-5 Sv/GW;辐射剂量主要来自²¹⁰Po和²¹⁰Pb直接排放通过食入照射途径的贡献,远大于其进入水体及²²²Rn排放对剂量的贡献。由于²¹⁰Pb具有相对较长的半衰期,导致其在土壤中的比活度增加;基于文中²¹⁰Pb沉积浓度的分析,建议相关研究关注燃煤发电厂下风向30 km范围内²¹⁰Pb的长期辐射影响。本研究结果可为类似厂址的辐射影响评价提供技术支持,为内陆核电建设中公众沟通和技术研究工作提供基础数据,也为政府相关部门的决策提供参考。     

建材天然放射性对丹东市居民健康风险评价

为明确建筑材料对丹东市居民内外照射指数与年有效剂量贡献,采用高纯锗谱仪测试了丹东市主要建筑材料(红砖、空心砖、大理石、水泥、混凝土)²²⁶Ra、²³²Th和⁴⁰K的放射性比活度,通过计算其内外照射指数和年有效辐射剂量,并与相关标准比较,评价其对丹东市居民健康的安全性。结果表明,丹东市建筑材料天然放射性核素比活度⁴⁰K贡献最大,混凝土放射性比活度较低;建筑材料内照射指数为0.15～0.48,外照射指数为0.29-0.79,符合国家标准;某大理石厂生产的大理石样品年外照射有效剂量为1.23 mSv·a^-1,超过国际建议上限1 mSv·a^-1,应该慎重使用。其他建筑材料年照射有效剂量值为0.45～0.99 mSv·a^-1。总体上,丹东市建筑材料天然放射性对居民健康影响可以忽略。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

1985年前苏联核潜艇事故及对我国潜在辐射影响评价北大核心CSCD

1985年8月10日,前苏联E-2级核潜艇K-431号在换料过程中发生反应堆临界爆炸燃烧事故。事故导致10名工作人员死亡。本文基于事故当时的气象资料以及对我国不利的气象等两种条件,利用HYSPLIT程序,就此次事故源项对我国的潜在辐射影响进行了评价,结果显示两种气象条件下事故对我国境内产生的最大个人有效剂量均为10^(-5) mSv量级。虽然此次事故对我国的辐射影响较小,但是类似的威胁需要引起重视,相关的监测研判体系需要加强。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

New approach to evaluate lattice expansion of light water reactor fuel elements on criticality safety of transport packages under impact accidents

Abstract

In order to safely transport packages containing light water reactor fuel assemblies, it is essential to maintain the fuel assemblies in a subcritical state in accidents during transport. To evaluate nuclear criticality safety, an estimator is required to determine an absolutely safe level based not only on hypothetical accidents but also on practical accident levels which, to some extent, are based on actual accidents. The purpose of the present study is to suggest the arrangement of the deformation range of the fuel assembly after an actual accident, and to obtain the maximum value of the neutron effective multiplication factor based on the criticality safety assessment for the transport cask. In the present study, two kinds of criticality calculations for the package were considered: large scale pin pitch shift and small scale pin pitch shift. For the large scale pin pitch shift, a parameter which determines the location of each fuel pin which constitutes the fuel assembly was introduced so that the criticality calculation for the fuel assembly with non-uniform lattice pitch can be performed parametrically. The result of the criticality calculation using the parameter made it clear that the fuel pin pitch is sensitive to the neutron reactivity because each of the fuel pin pitches is related to a ratio of the fissile to the moderator, and that the relationship of the ratio to the neutron reactivity depends on the type of the fuel assembly involved, i.e. the type of a nuclear reactor in which a fuel assembly is used. For the small scale pin pitch shift, the study focused on the small displacement of each fuel pin. The small displacement of each fuel pin pitch can be described probabilistically using the stochastic geometry routine in MCNP code. Using the scheme in combination with the scheme for the large scale pin pitch shift, the maximum value of the neutron effective multiplication factor of the package after an accident can be obtained. This scheme is useful to determine the maximum neutron effective multiplication factor for the criticality safety evaluation.     

3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析北大核心CSCD

对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。     

西安脉冲堆定量安全目标初步研究

为了提高西安脉冲堆运行安全管理水平,结合西安脉冲堆纵深防御特点及现有运行安全水平,以概率安全分析结果为依据,分析提出了西安脉冲堆安全目标体系构成和安全目标定量化数值。研究表明,西安脉冲堆安全目标体系应补充概率安全目标和辐射防护定量约束目标,概率安全目标包含堆芯损伤频率值、少量放射性释放频率值。提出的定量化安全目标建议为:堆芯损伤频率限值1×10~(-5)/堆年,少量放射性释放频率限值1×10-~(7)/堆年;正常工况下,公众有效剂量不超过0.1 m Sv·a~(-1),工作人员有效剂量不超过2 m Sv·a~(-1);事故工况下的定量辐射防护目标还需要进一步的研究。     

Criticality risks during transportation of spent nuclear fuel

Abstract

A probabilistic risk assessment (PRA) quantifies the frequency of criticality accidents during railroad transport of spent nuclear fuel casks (SFCs) in the USA. It evaluates the likelihood that undetected errors in fuel selection and/or fuel handling could result in a misloaded SFC susceptible to a criticality event following an accident during rail transport of the cask. The PRA shows that existing fuel burnup records and formal procedures for loading a SFC make the likelihood of shipping a misloaded SFC on the order of 2·6 × 10^–6 per SFC. When combined with historical evidence regarding train accidents and an estimate of the likelihood that an accident could breach and submerge a SFC, the calculated frequency of criticality is below 2 × 10^–12 over the 11 000 shipments that would be required to ship the spent fuel inventory generated by the current US fleet of nuclear reactors, assuming that they each operate for 60 years.     

中国燃煤火电煤灰渣在主体墙材中利用所致居民剂量估算

本文通过分析1992—2010年期间中国燃煤火电发电量、煤灰渣中天然γ核素含量、煤灰渣综合利用情况及掺煤灰渣的主体墙材所建居室内的辐射照射情景,采用居室内墙体所致居民的内外照射剂量估算模式,评估了在主体墙材中利用燃煤火电煤灰渣引起的附加辐射剂量。结果表明:主体墙材中掺入煤灰渣后,所建居室内的居民受到的辐射剂量增加,这与类似的研究结论一致;我国掺燃煤火电煤灰渣的墙材相对于红砖所致居民的总附加年有效个人剂量为0.01～0.30 mSv/a,均值约0.22 mSv/a,其中内照射贡献占82%的份额;1992—2010年期间我国燃煤火电煤灰渣在主体墙材中的利用所致居民归一化附加集体剂量在1.92×10³ ～5.85×10³ 人·Sv/GWa之间;煤灰渣的利用对室内²²²Rn浓度升高的贡献份额均值为28%,范围为7%～38%。该研究结果可为燃煤火电煤灰渣利用政策的制定和燃煤火电放射性环境风险分析提供必要的基础数据。     

核临界事故的特征与后果

本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征,并分三方面：瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出,核燃料加工或处理工厂发生的核临界事故的放射性释放对环境和公众的影响较小,核临界事故的主要危险来自瞬发射线的外照射。本文可以使我们对核临界事故有一个正确的认识,有助于对可能发生的核临界事故作出恰当的应急响应。     

西安脉冲堆满功率运行工况内部始发事件一级概率安全评价

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定量分析。结果表明,XAPR内部事件导致的堆芯损伤频率(CDF)为4.14×10~(-6)/(堆·年),对CDF贡献最大的为堆水池堆芯高度处大破口失水事故,支配性事故序列是大破口失水事故后紧急排水系统失效。研究结果证明XAPR具有较高的安全性。