事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。     

核电厂LOCA事故下衰变链对主控室内剂量计算影响研究

主控室是对核电厂正常运行和事故状态实施控制的场所,为了保护控制室内操作人员,法规要求对控制室进行可居留性分析。在一般计算模型中,为了简化模型,没有考虑衰变子核对于人员剂量的贡献。本文中,针对通用主控室模型在考虑了衰变链对人员剂量的影响的基础上,建立了核素平衡方程,并开发了主控室可居留性剂量评价程序CROSS进行计算。基于RG1.183规定的冷却剂丧失事故(LOCA)源项,使用CROSS程序分别在非放射性通风系统新风模式和应急可居留系统通风模式下对主控室可居留性进行了分析。计算中对比了是否考虑衰变子核对个人剂量的影响。计算结果表明,考虑衰变链后,对于非放射性通风系统新风模式:个人有效剂量增到了1.28倍,其中主要增加为内照射有效剂量,增到了1.64倍;对于应急可居留系统通风模式:个人有效剂量增到了1.27倍,其中主要增加为内照射有效剂量,增到了1.30倍。在核电厂事故工况下计算主控室人员剂量时,需要考虑衰变链对个人有效剂量的影响。     

核电厂主控室可居留系统的优化

文章介绍了核电厂主控室可居留系统的优化设计,阐述了以往核电厂主控室在可居留方面的设计缺陷,通过优化改进,确保了主控室应急区域环境的条件满足人员一定期限的驻留要求,保证主控人员顺利采取事故干预措施,将事故损失及对环境的放射性污染降到最低。     

核电厂事故条件下内部泄漏途径对主控室可居留性剂量影响研究

为充分考虑事故条件下内部泄漏途径对核电厂主控室可居留区内工作人员的辐射安全影响，建立了考虑内部泄漏途径的放射性物质迁移模型，改进了舱室模型，分析了事故工况下主控室可居留区及周围非居留区厂房内放射性物质活度，开展了国内某核电厂主控室可居留性剂量计算分析，并对贯穿件泄漏率进行了敏感性分析。分析结果表明:考虑了内部泄漏途径的方法计算所得主控室可居留区内工作人员的甲状腺当量剂量分别是未考虑内部泄漏途径的8.704倍和120.749倍，其中以吸入内照射途径引起的有效剂量增加及甲状腺当量剂量增加尤为显著，有效剂量达到0.628 mSv，甲状腺当量剂量达到6.32 mSv，低于HAD 002/01-2019中的限值。贯穿件泄漏率的敏感性分析表明，在核电厂事故工况下，主控室可居留区内工作人员的有效剂量和甲状腺剂量与贯穿件泄漏率呈现出较为明显的线性正比关系。根据本文的研究结果对我国核电厂主控室及贯穿件的辐射防护设计提出了改进建议。      

CARR辐射防护监测系统中的设计优化

辐射防护监测系统是中国先进研究堆(CARR)的一个重要辅助系统,对系统中燃料破损辐射监测、主控室可居留性辐射监测和烟囱排风辐射监测三方面进行了设计优化。设计优化后的结果是在满足系统功能,把握"安全可靠,经济适用"的原则下,使优化后设计更加符合CARR运行的实际需要。     

碘吸附器在核电厂通风系统中的应用

碘吸附器是核电厂通风系统中普遍使用的用于保障在事故工况下主控室可居留环境和减少排风放射性水平以满足排放限值要求的部件。它对核电厂事故产物中放射性碘元素的吸附效率或净化系数直接影响到相关安全分析的结论;碘吸附器在通风系统中的防火设计也是核电厂防火系统安全审评中关注的重要问题。本文阐述了碘吸附器在核电厂应用中需要考虑的问题...     

提升核电厂核空气净化系统可靠性的策略研究

核电厂核空气净化系统的性能关乎事故工况下主控室可居留性和电厂排气放射性水平,其运行的可靠性受系统管路的密封性、碘吸附器性能、高效过滤器性能、电加热器控制策略、火灾报警正确率等方面的影响.本文从系统可靠性相关的各个方面进行研究并提出改进策略,以期提高核电厂核空气净化系统的运行可靠性.     

核电厂主控室可居留性内漏剂量模型的研究

核电厂主控室无过滤渗漏风（内漏）的放射性影响是可居留性评价的重要部分,目前针对该部分的剂量模型过于简化,不符合实际工程设计。本研究结合核电厂实际设计特征,对内漏源项迁移机理进行研究,推导放射性活度微分方程,建立主控室可居留性内漏剂量模型,选取典型设计基准失水事故（LOCA）和发生堆熔的大破口失水事故（LB-LOCA）开展模型应用,并与目前常用的简化模型进行对比。结果表明,采用简化模型在LB-LOCA工况下的剂量结果小于采用本研究模型的结果,简化模型无法包络所有事故情景。经分析,本研究建立的内漏剂量模型更符合实际场景,适用于主控室可居留区域的内漏影响评价,并可用于内漏试验结果的验证以及工程项目设计。      

核电厂事故条件下主控室可居留性剂量评价方法

基于美国核管会(NRC)对核电厂主控室可居留性评价的技术要求,并结合我国二代改进型核电厂的设计特点,提出完整的主控室内可居留性人员剂量评价模型。相对于国内现有的计算方法,新模型可兼顾设计基准事故与严重事故情况,采用组合尾流模式计算短期大气扩散因子,结合可居留区域划分及通风系统的设计特点考虑建筑物及通风系统的未经过滤的泄漏对评价计算的影响。     

新风量对主控室可居留性的影响分析及优化

主控室是对核电厂正常运行和事故状态实施控制的重要场所,应当采取适当措施和提供足够的信息保护室内的工作人员。就核事故而言,目前的可居留性评价通常考虑相对固定的新风量,没有考虑非过滤渗入途径与新风量的相互影响和制约。本文首先对主控室内人员受照剂量的计算方法进行了讨论,分别分析了事故源项以惰性气体为主、以气溶胶和碘为主以及两者并存时人员受照剂量随新风量的变化。在此基础上结合典型的主控室设计参数和LOCA事故源项,对主控室可居留性系统的新风量进行了敏感性分析,尝试确定最优新风量。此外分析了非过滤渗入与新风量相互制约、非过滤渗入相对固定等多种情形下对主控室人员受照剂量的影响,并初步讨论了动态调整循环回风过滤对降低事故后主控室工作人员剂量的可行性。通过本研究,可以为不同的核电厂主控室可居留系统设计方案的改进和优化提供参考。     

含H2S天然气井事故与核电厂址适宜性评价

为评价含H2S天然气井潜在事故对其附近核电厂主控室可居留性的可能影响,假定了含H2S天然气井潜在的最大可信事故及其源项,保守选取污染气象条件,利用核电厂主控室可居留性毒性极限浓度阈值来初步评价含H2S天然气井外部人为事件对核电厂安全运行的潜在不利影响。工程实例计算结果表明,这种方法可供核电厂选址阶段外部人为事件初步评价参考。     

ARCON96程序理论模型分析

大气弥散因子是评价核电厂控制室可居留性的重要参数,美国核管理委员会采用ARCON96程序评估该参数。对ARCON96程序的基本原理及主要理论模型进行分析,并以安全壳表面释放情况为例,对程序中的面源释放扩散模型开展敏感性分析。为ARCON96程序的科学使用提供建议,保障计算的合理性。     

基于ALOHA的有毒有害气体泄漏对主控室可居留性影响研究

以国内某核电项目为依托，根据美国核安全管理导则Regulatory Guide 1.78-Evaluating the Habitability of a?Nuclear Power Plant Control Room During a?Postulated Hazardous Chemical Release（RG1.78）评估原则，梳理并筛选核电厂中符合要求的化学品，利用ALOHA软件计算发生泄漏后进入主控室的有毒有害气体浓度，评估泄漏后对主控室可居留性影响。从模拟结果看，由于核电厂核岛厂房为封闭设计，主控室通风口位于核岛厂房内部，当发生有毒有害气体泄漏时，主控室通风口处的有毒气体浓度低于毒性限值，不会对主控室可居留性造成重大影响。      

Assessment of control room habitability and unfiltered air inleakage test of the OPR 1000 NPP

The assessment of control room habitability for Hanbit unit 5 was performed based on GL 2003-01 and Regulatory Guide 1.197. The integrated control room envelope (CRE) test was performed utilizing ASTM E741. Four tests were performed using each of the control room HVAC subtrains. The control room heating, ventilating, and air conditioning (HVAC) system lineup of pressurization mode test was based upon a lineup that encompassed the design basis radiological analyses. The other control room HVAC system lineup of isolation mode test was based on an operation mode that considers toxic gas. The measured inleakage for the isolation test mode remains within the toxicity limit. Radiation effect analysis showed that the measured inleakage satisfied the regulatory criteria, and the inleakage would not result in control room operator dose exceeding 50 mSv whole body and 500 mSv thyroid except train A pressurization test mode. The thyroid dose due to maximum measured unfiltered inleakage of 8976 lpm for train A is corresponding to 700 mSv. Modifications to the CRE boundary and control room HVAC system should be done to demonstrate that the measured unfiltered inleakage for train A pressurization test mode is bounded by the regulatory criteria assumed in the design basis radiological analyses.     

5MW低功率堆控制保护系统

5MW低功率堆(5MW LPR)控制保护系统包括:反应堆核测量系统、反应堆保护系统,反应堆控制系统和主控制室等。本堆采用了国际或国内的标准结构形式,元器件和线路的选取注重可靠性和先进性,主要系统靠近标准化,在满足安全的条件下考虑了经济性和可用性。主控制室设计考虑了人因工程的要求,保证了反应堆运行环境等要求。