压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析

为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估.而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件.本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项.对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与APl000的设备鉴定源项进行了对比分析.本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义.     

日本福岛第一核电站事故源项及后果评价

根据已有的日本福岛第一核电站相关资料,利用美国核管理委员会《轻水堆核电厂事故源项》中的假设条件,计算出事故后安全壳内的放射性源项,综合考虑各种不确定性因素,得出较为保守的环境释放源项。采用美国核管理委员会RG 1.4中大气扩散模式的假设计算大气弥散因子,并应用ICRP 71号出版物F、GR 12号报告等资料中的剂量计算...     

轻水堆核电站堆芯熔化分析

本文阐述了开展轻水堆核电站堆芯熔化事故分析的必要性,介绍了堆芯熔化事故计算程序MARCH,并针对轻水堆核电站三种不同工况利用 MARCH 程序进行了计算,结合计算结果讨论了堆芯熔化事故的物理过程。     

池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用

针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题，分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径，研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故：1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故，开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明：6种事故的放射性后果均低于GB 6249-2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。     

秦山第二核电厂堆芯损伤评价软件升版

秦山第二核电厂正对应急系统进行改造，这对堆芯损伤评价程序提出了新的要求。现有的堆芯损伤评价程序（CDA2）主要依赖事故后取样系统（PASS），其分析评价存在着巨大的时间滞后性，致使其分析结果难以为核电厂的事故应急决策提供有效的支持，而且CDA2不具备分析向环境释放的源项数据的能力。鉴于上述原因，应秦山第二核电厂的要求，中国原子能科学研究院对目前秦山第二核电厂采用的堆芯损伤评价程序CDA2进行升版。     

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会（NRC）在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。     

核电站LOCA释放源项的模拟计算

文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0～8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1～2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。     

根据核电厂工况进行应急防护决策

介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平、事故期间评价堆芯损坏和估计源项的方法学     

GARR堆内超临界压水回路初步设计研究

基于现有轻水堆（LWRs）和超临界火力发电两项成熟的技术而建立起来的超临界压水堆（SCWR）是第4代最有前途的6种先进新型核反应堆之一，其主要运行参数为：压力，25MPa，堆芯进／出151冷却剂温度，280／500℃。它可使现行轻水堆的热效率由33％提高到约45％。目前SCWR正在处于的概念研究阶段，目标是评价SCWR技术的可行性，集中在概念设计、安全和可靠性评价及堆芯部件首选材料的确认和验证。     

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。     

严重事故下安全壳内裂变产物碘影响因素敏感性分析

反应堆发生事故最严重的后果是放射性裂变产物弥散到环境中,为了研究严重事故工况下放射性裂变产物碘在安全壳内的分布特点,本研究假设核电厂已经发生严重事故,一回路裂变产物碘释放到安全壳内。使用事故源项评估程序（ASTEC）构建核电厂安全壳结构模型,并设置边界条件,计算了裂变产物碘在不同pH值、有无金属银注入和气相辐照工况下的化学形态、化学特性、分布情况以及不同化合物的变化趋势。研究结果表明,碱性环境下可以降低安全壳内挥发性碘的生成;银的存在可以增加液相中碘的捕获和降低碘的挥发;气相辐照环境可以提高气相CH₃I 和IO_x的形成。本研究可以为严重事故工况下安全壳内放射性碘的去除提供支持。      

放射性物质的大气弥散

通过仿真计算，分析了核事故发生放射性物质泄漏期间，在各种大气稳定度条件下，相对于不同地理环境的烟羽弥散趋势，以及事故泄漏周围区域放射性物质的时间积分浓度分布情况。模拟的结果很好，符合放射性物质在近地面轴线上的浓度分布情况，为核事故应急提供了有利的依据。     

预估带法搜寻丢失放射源模拟研究

为了能快速高效的搜寻丢失的放射源,本文提出了一种预估带法丢失放射源搜寻方案,该方案具有操作简单,定位准确性高,实用性强,用时短,搜寻人员所受剂量低的优点。实验模拟了226Ra丢失情况下,采用BH3013B环境辐射剂量率仪进行搜寻,验证了该方案在无遮挡、单面遮挡和掩埋三种情况下搜寻丢失放射源的效率与定位准确性。实验结果表明,此搜寻方案能有效、快速、准确的确定丢失放射源的位置,为搜寻人员提供了依据,从而尽可能的减少损失。     

废放射源长期贮存现状

简单介绍了国际上对对废放射源的长期贮存方法一直接贮存、加外包装贮存和整备后贮存,分别介绍了英国、奥地利、白俄罗斯、捷克、比利时等国废放射源的贮存现状;介绍了我国对废放射源的贮存方法及北京城市放射性废物库、中国辐射防护研究院废放射源贮存库、核工业废放射源集中贮存库、国家废放射源集中贮存库对废放射源的贮存情况,以期对我国废放射源的长期贮存研究有所帮助。     

基于Cerenkov效应水下放射源搜寻技术的可行性分析研究

本文采用Geant4对水下放射源致Cerenkov光及Cerenkov光在水中的输运过程进行计算研究,获得Cerenkov光强及光子数在水平面上的分布规律,进而对该技术手段进行了理论验证和可行性分析。研究结果表明:当放射源出射粒子能量满足产生Cerenkov光的条件时,其在水面形成的Cerenkov光斑及Cerenkov光子数在水面的分布具有规律性,可以此来确定放射源的位置和深度。本工作为基于Cerenkov效应水下放射源搜寻技术的发展提供了理论依据和科学基础。     

金属化有机膜制备方法的研究

计算了真空蒸发制备薄膜时造成衬底温度升高的热量－蒸发源的辐射热和沉积时的冷凝热。总结了制备金属化有机膜时防止衬底软化的各种方法，包括提高蒸发距离，降低沉积率，减少蒸发源尺寸和采用挡板等。     

西安脉冲堆准单能γ源制备系统

γ射线及中子探测器的γ能谱响应曲线标定实验需用能量范围为100~2700keV的系列准单能γ射线源。本文主要介绍利用西安脉冲堆的跑兔辐照系统制备系列准单能γ射线源的方法,讨论样品辐照的影响因素,并给出样品活度测量中干扰核素影响的扣除方法。最后给出低、高强度源的HPGeγ谱仪和剂量仪活度测量方法。     

放射源安全管理现状及对策

本文通过介绍国外放射源管理动态，分析我国放射源管理的现状和存在的主要问题，提出了加强放射源管理的对策和建议。     

浅议废旧放射源的管理

本文阐述了废源的潜在风险,并简要地介绍了国内外废源安全处理与处置的技术现状;在分析我国废源安全管理所面临问题的基础上,提出了相关的监管策略和两个特殊问题的处理建议。     

退役密封放射源回收再利用现状及存在问题探讨

越来越多的退役放射源对环境造成了很大的压力，对可再利用密封放射源的回收再利用也越来越得到有关部门的重视。本文介绍了我国目前使用的常见密封放射源种类、拥有数量情况，退役或闲置密封放射源的处置及回收再利用现状；并分别就可回收再利用的退役^60Co远距离治疗源、^137Cs工业辐射源、^60Co伽马刀治疗源在本公司再利用的现状，对不能再利用的密封放射源整备收储做了简单介绍；同时针对在退役密封放射源回收再利用领域存在的问题提出建议。