CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析

根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量。与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平。     

池式低温供热堆选址阶段的辐射影响评价撤回

为保障池式低温供热堆的顺利开展，对其选址阶段正常运行和事故工况可能造成的辐射影响进行评价，并对推进池式低温供热堆示范工程落地提出建议。根据现行的法规标准，结合池式低温供热堆的特点，选取适宜的评价准则。通过反应堆特性、工程设计方案、文献数据和运行经验，分析正常运行的排放源项。在池式低温供热堆的固有安全性、小型堆技术安全目标的基础上，确定事故源项。讨论评价中遇到的法规标准、核素筛选、参数取值等问题。正常运行工况下，放射性气载流出物的大气扩散及对公众的剂量采用高架连续点源模式估算。事故工况下，以全堆芯燃料包壳破损事故作为选址假想事故，采用USNRC RG1.194提供的ARCON96程序估算各时段的大气弥散因子。结果表明，正常运行工况下，气载流出物排放对公众的最大个人有效剂量为7.3×10^-7 Sv/a,小于剂量约束值0.1 mSv/a。事故工况下，厂址边界处公众个人(成人)的最大有效剂量为1.43 mSv,甲状腺当量剂量为4.3 mSv,均小于场址边界上公众个人的有效剂量控制值10 mSv和甲状腺当量剂量控制值100 mSv。池式低温供热堆在正常运行和事故工况下对公众...     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

快堆假想堆芯解体事故程序研发

钠冷快中子反应堆是以钠作为冷却剂的第4代核能系统之一,为保证快堆在严重事故下能够包容放射性物质,对快堆假想堆芯解体事故进行准确模拟计算是非常必要和迫切的。采用改进型B-T模型对快堆假想堆芯解体事故进行分析是目前国际上主要的分析方法,为能更好地分析快堆假想堆芯解体事故,在改进型B-T模型的基础上引入快堆实际的堆芯反应性系数分布函数。本工作与法国的EPIXCOPOS程序计算结果的对比验证表明,程序模型能对快堆假想堆芯解体事故进行保守分析。     

DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用

DINROS是应用于多环路、多回路快中子反应堆装置瞬态工况分析计算的系统程序,也可以用于快中子反应堆动态特性及安全性能的研究.给出了DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用.     

2 MW钍基熔盐堆覆盖气净化系统失效事件下的辐射剂量分析

覆盖气净化系统失效事件是2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt experimental ReactorLiquid Fueled,TMSR-LF1)可能导致放射性释放的典型假想事件之一。本文根据事件的释放模式和源项,在保守假设的情况下,使用ARCON96计算事件发生后厂房各边界处的大气弥散因子,估算事件发生后假设的烟囱下风向各厂房边界处的工作人员的个人有效剂量,然后分析事件发生后反应堆厂房内的可居留性。经过计算可以得出,覆盖气净化系统失效事件发生后,产生的有效剂量主要来源于浸没外照射途径。厂房边界处最大24 h全身累积剂量为3.04 mSv,低于国家核安全导则规定的场区应急行动水平,事件发生后TMSR-LF1将进入厂房应急状态,无需场外应急。     

反应堆卸料燃料组件吊运跌落事故辐射安全分析

在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于~(85)Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10~(-1)m Sv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15 m Sv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5 km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10~(-6)m Sv,10 km范围内公众集体有效剂量为3.75×10-2人·m Sv。     

压水堆核电厂选址假想事故初步研究

简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程,比较了基于RG 1.183和RG 1.195选址假想事故源项的计算假设,结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项,同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明:1)参照RG 1.183计算假设,AP1000和CPR1000核电厂公众受照剂量最大的两小时分别为事故后1.25~3.25 h和0.7~2.7 h;2)无论参考RG 1.183还是RG1.195计算假设,CPR1000对公众造成的辐射后果要小于AP1000;3)无论是AP1000还是CPR1000,参照RG 1.183比RG 1.195计算得出的选址假想事故源项对公众造成的辐射后果均较小。     

钠冷快堆固有安全性

一、引言安全性、经济性和增殖性是发展快堆的三大因素,其中安全性更是首先需要考虑的问题.用液态金属钠冷却的快中子增殖堆的主要安全特性列于表1,如果压水堆以失水事故作为主要研究对象,那么,钠冷快堆的安全应集中分析假想     

中国实验快堆气载放射性物质释放路径研究

中国实验快堆是我国建设的第一座钠冷快中子反应堆,2014年实现满功率运行。本文主要阐述中国实验快堆气载放射性物质的来源、堆内迁移以及向环境释放的路径,得出正常工况以及事故工况下放射性物质通过哪些路径向环境排放,目的是有助于了解中国实验快堆通过哪些路径对环境产生放射性影响,从而建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害,防止工作人员和公众接受超剂量的放射性照射。     

多堆事故近场区辐射剂量评价方法初步研究

多堆事故源项具有多点同时释放、直接照射更强、各厂房屏蔽效应及反射效应交织、放射性物质浓度计算更加复杂的特点。现有的辐射剂量评价方法及系统难以满足多堆事故近场区应急评估需求。研究表明近场区小尺度风场和大气扩散对应急人员受到的烟羽照射剂量影响较大,大气扩散模型不能忽略附近复杂地形、建筑物等因素影响。对我国主要核电基地反应堆分布情况及场址特点进行了分析研究,选取CFD作为多堆场址近场区流场计算模拟手段。"保守法"用于多堆剂量场叠加计算快捷,易于操作;"现实法"计算量相对较大,但精度更高。应根据应急需要,选取合理的剂量叠加计算方法。     

西安脉冲堆核事故下现场核应急人员剂量理论计算

为了快速评价核应急人员现场剂量,建立了核事故下西安脉冲堆核应急人员现场剂量理论计算方法,以西安脉冲堆厂址特征、事故源项参数为输入数据,计算了核事故下核应急响应人员现场受照个人有效剂量。计算结果表明:在设计基准事故下,厂内应急人员的所受事故个人有效剂量较低,仅为1.78 mSv左右;在极端假设事故下,以8 h工作时间计算时受照事故剂量为100 mSv以上。场区内应急监测人员受照剂量相对厂房内的小得多,在35 m、100 m边界所受个人有效剂量分别为7.97×10-6、9.95×10-2mSv。理论计算结果可以作为核事故应急的技术数据,所建立的评价方法程序可运用于实际的核事故应急剂量评价中。     

应急撤离模拟在核电厂道路方案优化中的应用北大核心CSCD

将概率风险评价方法应用于核电厂的应急撤离模拟,利用自主编写的简化撤离模拟程序,结合厂址事故源项、人口、道路、气象条件等特征,对多个核电厂应急撤离条件下公众与工作人员可能的受照剂量和风险进行了对比分析。在此基础上,结合霞浦厂址应急道路方案遇到的实际问题,在保证事故应急状态下公众和工作人员能够有效撤离的同时,对应急道路方案进行了比选,为工程的实施提供借鉴和参考。相关程序和方法也可为后续发展海岛核电、小型供热堆等提供技术支持,有助于更直观地开展核电公众沟通。     

HTR－10高温气冷实验堆事故放射性释放及对环境的影响

本文介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设，并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中，堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大，在离排放点２５０ｍ处公众个人受到的全身剂量为５．４４×１０￣（－１）ｍＳｖ，此剂量比核安全法规中规定的要采取隐蔽等场外应急措施的干预水平低１个量级。     

低温核供热堆事故放射性释放量的计算方法及其应用

本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料组件操作事故；控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效。根据低温核供热堆的安全特点推导出这些事故放射性释放量的计算方法。结合拟建的大庆２００ＭＷ低温核供热堆具体给出了重要的事故假设和这些事故放射性释放量的计算结果及其对公众成员的辐射剂量，其中对环境影响最大的是控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效事故。在离排放口２５０ｍ处公众成员受到的全身剂量为２．６×１０－２ｍＳｖ、甲状腺剂量为４．５ｍＳｖ。     

船用反应堆舱室剂量场分析

根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型。假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计算程序计算堆舱各参考点的剂量率,分析得出了船用反应堆舱室在不同运行工况和事故工况下的剂量分布特点,可以为船舰内人员的剂量评价提供参考。     

日本核电站选址剂量标准及其评价模式——赴日考察简讯之四

1.选址剂量标准日本原子力委员会于1964年颁布了“反应堆选址审查指南及其适用性判断标准”,其对核电站的安全保证,规定了下述三项基本目标:①发生重大事故时,对核电站周围公众不产生辐射损伤。②发生假想事故时,对周围公众不产生显著的辐射危害。③发生假想事故时,对国民遗传剂量的影响非常小。     

脉冲堆事故分析

本文介绍了脉冲堆两个最大假想事故——堆水池失水并使堆芯裸露和脉冲棒误发射事故分析结果。对于堆水池失水并使堆芯裸露事故,只要能及时停堆,无需采取任何其他措施,则能保证反应堆的安全。事故过程中,燃料芯体和包壳温度都不会超过840℃。在稳态额定功率下脉冲棒误发射事故过程中,反应堆峰功率达4800MW,燃料温度峰值为950℃,反应堆也是安全的。     

5MW低功率堆运行的环境影响

本文评价了5MW 低功率堆(5MW LPR)放射性流出物对环境的影响。应用厂址周围的人口与食谱调查资料,以及计算模式和参数,估算了该堆在正常运行时,厂址边界1km 处的最大个人有效剂量当量为8.89×10~(-8)Sv·a~(-1),80km 范围内的集体有效剂量当量为7.17×10~(-4)人·Sv·a~(-1)。调查数据说明,该堆正常运行和假想事故期间对本地区的环境影响都是可以接受的。     

PRC-Ⅱ脉冲反应堆事故分析

介绍了PRC-Ⅱ脉冲反应堆(中国第二座脉冲反应堆)事故分析中所使用的计算模型、计算机程序、瞬态结果、敏感性研究、设计改进和安全评价。该堆建在人口稠密的城市内,它的安全性格外令人瞩目。为此,对几种假想的事故(提棒事故、弹棒事故和失水事故)进行了详细的计算、分析和评价。针对每种事故工况的机理和过程分别建立了一套复杂的数