压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。     

压水堆事故工况下放射性裂变产物向环境转移和释放的理论计算

本文建立了分析压水堆事故工况下惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶粒子等气载裂变产物由安全壳向环境转移和释放的多仓室安全壳模型——FIPREA 模型。此模型考虑了单层、双层和半双层三种型式的安全壳中堆芯源项、自然沉积、过滤器捕集、喷淋液吸附及泄漏等因素对气载裂变产物浓度变化的影响。根据此模型编制了分析裂变产物去除及对环境释放情况的计算程序。本程序可用于核电站设计或安全评审时事故释放量的分析计算。     

智能化事故源项估算程序研制

为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体活度释放率随事故进展变化的智能化事故源项估算(BP-ASTE)程序。以蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,描述BP-ASTE程序的构建与实现。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

基于安全壳近程探测数据的事故源项反演方法

在发生核电厂严重事故时,为更加快速准确地估算释放至环境的气载放射性核素泄漏速率,提出了一种新的源项反演方法。该方法基于在安全壳附近主动布设的移动探测点所获取的γ能谱数据反演源项,研究了合适探测距离的选择、移动探测点的有效布设及准确反演单个核素泄漏速率的方法。根据研究结果,选择气载放射性核素中泄漏量及特征γ射线能量均相对高的⁸⁸Kr作为特征核素进行能谱分析;确定合适的探测距离范围为距离安全壳100 m以内;建立γ能谱数据与特征核素泄漏速率的关系,在数值上准确反演放射性核素的泄漏速率。     

小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析

弹棒事故作为压水堆设计基准事故,包括两种放射性向环境释放的途径:安全壳泄漏及汽轮机、安全阀释放。本文以小型动力堆为研究对象,参考APl000的最新事故源项分析思路,并与M310型核电厂的分析思路进行对比,得出小型动力堆弹棒事故的环境释放源项分析方法,计算了弹棒事故造成的环境释放源项。     

压水堆核电站检修过程中气载放射性源项及防护

介绍了压水堆核电站检修过程中的气载放射性源项:放射性气溶胶、放射性碘和放射性惰性气体,对3种源项的特点及其辐射防护分别进行了说明。     

核电厂常规运行工况下放射性惰性气体和碘的释放源项计算

本文对核素在反应堆内部的产生、转移和释放过程进行了分析研究,计算了一回路冷却剂中放射性核素的浓度。并考虑了一回路系统中放射性核素向安全壳及其辅助厂房的泄漏,计算了由此带来的气载放射性核素活度的变化。同时,对秦山二期核电厂常规运行工况下气载流出物释放源项进行了计算,并与设计值和实际测量值进行了比较分析。从结果来看,本文计算值比实测值和设计值约大一个量级,本文计算方法可为核电厂气载流出物释放源项提供一个上限值。     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。     

气载放射性碘监测仪参考响应测量方法

环境中气载放射性碘监测仪参考响应的测量标准为131I放射性参考源,以滤网、活性炭滤纸和活性炭滤盒集成组成的放射性碘采集器为源载体,采用Na131I放射性溶液与硫酸铁反应产生气态碘,并模拟环境采样流速采集气载131I;采用实验方法标定高纯锗?谱仪对以放射性碘采集器为源载体的131I放射源的探测效率,据此测定131I放射性参考源的活度,作为现场校准用的测量标准。初步的实验结果表明,气载碘放射性监测仪参考响应的校准是可行的。     

Research on Aerosol Deposition Efficiency under Bubbly Scrubbing Condition

Radioactive aerosols as one of the most important products in serious nuclear reactor accidents are generated from leakage of solid fission products and condensation of gaseous fission products. Bubbly scrubbing is an effective way to deposite radioactive aerosols. It is of great significance for post-accident source term control and accident analysis and evaluation to accurately grasp its filtration efficiency. In this paper, an in-depth basic research was carried out on the aerosol deposition characteristics in rising bubbles. With the help of advanced particle size spectrum analysis technology, the influence of parameters such as liquid submersion depth and apparent gas phase velocity on the deposition efficiency of submicron aerosols was studied to explore the deposition mechanism of aerosols in rising bubbles. The research results of this project can be used to verify the aerosol deposition efficiency model, so as to improve the uncertainty of the analysis results of source term concentration under severe accident conditions.     

池式鼓泡条件下气溶胶沉降效率研究

放射性气溶胶是核反应堆严重事故中最重要的产物之一，来源于固体裂变产物外漏和气体裂变产物的凝聚成核。池式鼓泡水洗是去除放射性气溶胶的有效途径，准确掌握其过滤效率，对于事故后源项控制和事故分析评价都具有重要意义。本文针对池式鼓泡条件下的气溶胶沉降特性展开深入的基础研究，借助先进的粒径谱分析技术，研究液相淹没深度、气相表观流速等参数对亚微米级气溶胶沉降效率的影响，探究气溶胶在上升气泡群内的沉降机理。本项目的研究成果可用于气溶胶沉降效率模型验证。     

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

设计扩展工况（DEC）分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。      

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。      

铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析

        为分析UF₆泄漏事故细节，包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为，基于UF₆容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡，建立了UF₆室内释放源项分析模型；采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF₆泄漏事故进行了分析，得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化；同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量；以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。      

载有钚-238放射源航天器发射事故放射性气溶胶高斯弥散模型分析

为了评估航天器发射事故中钚-238放射性气溶胶的影响,本文运用高斯弥散模型,计算了事故释放点周围人员受照的有效剂量、可吸入气溶胶的浓度和地面沉积浓度。计算结果表明,不同的气溶胶弥散状态所导致的放射性物质污染区域和范围有所区别。该结果将为发射事故的快速辐射应急响应提供依据。     

简化源项计算方法

利用程序包STCP估算核电厂在发生严重事故情况下释放到环境的放射性源项需要耗费大量计算机时间和费用。所以,对所有感兴趣的事故情景完成源项程序包的计算实际上是不可能的。为此,发展了一个简化源项计算方法。它的基本思想如下:首先利用STCP计算几个选择的序列,然后根据放射性释放和事故进程的特点处理和分析由STCP计算得到的结果,得出一些特定参数,其它事故序列的源项能够通过这些参数的重新组合得到。     

燃料操作区域气载放射性浓度分析

本文建立了燃料操作区域气载放射性浓度计算模型,对典型核素气载放射性浓度的变化趋势进行了分析。利用该模型研究了核素类型、通风流量等因素对燃料操作区域气载放射性浓度的影响,最后分析了燃料操作区域气载放射性的主要来源。结果表明,不同核素达到气载放射性浓度最大值的时刻不同,应取各核素燃料操作期间气载放射性浓度最大值作为设计值;燃料操作区域排风量与其净空间体积比值λ_h与气载放射性浓度成反比,反应堆冷却剂中放射性活度是气载放射性的主要来源,可以通过调节排风量、降低冷却剂放射性活度、降低蒸发量将气载放射性控制在一定水平。     

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%。