压水堆核电站活化产物源项计算程序CPAP的开发

活化产物为压水堆核电站中主要辐射源,有必要对其建立分析手段。分析了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的产生途径,建立了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的计算模型,并分别基于矩阵指数法和切比雪夫有理近似法求解所建立的计算模型。开发了具有良好人机界面的计算程序CPAP,并采用典型材料活化例题与国外同类软件进行了对比测试。测试结果表明:CPAP程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的偏差在工程可接受的范围内。CPAP程序具有人机界面友好以及求解器可选的优点,可广泛应用于压水堆核电站的设计、运行和退役阶段。     

压水堆主回路裂变产物源项计算程序开发

为了开发拥有自主知识产权的核电厂主回路源项计算程序,对裂变产物的生成、释放和迁移等各个过程进行深入研究,建立和完善各个过程的计算模型,形成了一套完整的压水堆主回路裂变产物源项计算方法,在此基础上开发了主回路裂变产物源项计算程序,并进行了初步验证。     

华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨

材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。     

核电厂反应堆构件的退役活化源项计算

介绍一种核电厂反应堆构件退役活化源项的计算方法和计算结果及其初步验证。在对ORIGEN2程序的一群核反应截面进行修改后,采用蒙特卡罗程序(MCNP)和ORIGEN2程序相结合方法计算反应堆构件的退役活化源项。计算结果表明:退役反应堆构件的活化源项包括6~7种主要核素,随着构件材料成分和与堆芯距离的不同,主要活化源项的核素种类和数量发生显著变化;计算辐照监督管活化样品比活度并与测量数据进行对比,结果显示修正截面后的计算值与测量值符合得很好(相对偏差在20%以内),而未修正截面的计算值与测量值符合得较差,从而验证了本文所述方法的适用性。     

主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆（EPR）堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内,与EPR堆型核电站的工程数据基本一致。      

反冲释放对反应堆活化腐蚀产物源项的影响研究

中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放,对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆,在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中,并随冷却剂迁移到非辐照区,使非辐照区的设备也带有放射性。本文研究了反冲释放在反应堆内的作用方式,建立了反冲释放的计算模型和程序模块,并集成到活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,利用改进后的CATE程序,计算分析了堆芯与蒸汽发生器中主要的活化腐蚀产物核素⁵⁸Co与⁶⁰Co在考虑反冲释放前后的数值,明确了反冲释放效应的影响程度。计算结果表明：考虑反冲释放前后堆芯处⁵⁸Co与⁶⁰Co活度的比值有所下降,而在蒸汽发生器中的比值则有所上升;反冲释放的总作用概率与腐蚀产物层厚度相关,会随着反应堆的运行而逐渐降低,反应堆运行初期作用概率的数量级在10^-1,对活化腐蚀产物的迁移有显著影响,100 d后作用概率的数量级下降到10^-3,对活化腐蚀产物源项的影响较小。     

压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究

简要分析了M310/CPR1000、EPR和AP1000三种堆型正常运行裂变产物源项计算中存在的问题,结合法规标准的要求,以及近年国内核电厂的运行实践、源项审评和研究成果,从源项应用目的出发,研究提出了一套适用于我国压水堆核电厂裂变产物源项计算的框架。该框架理顺了核电厂裂变产物源项的计算流程,规范了不同堆型核电厂裂变产物源项的计算方法,为解决国内核电厂裂变产物源项计算中长期存在的问题提供了基础,可供核电厂源项计算时参考。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

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...     

退役反应堆放射性活化源项计算

本文建立了退役反应堆活化源项的计算模型,通过临界计算验证了模型的正确性。介绍了对于距堆芯较远的区域采用分层计算和分步计算的重要意义,通过MCNP和ORIGEN程序相结合,计算了距堆芯较远处的支撑裙、铅支撑筒内侧和外侧钢板样品和一次水箱外筒的预留样品⁶⁰Co比活度,计算值与测量值的偏差满足退役工程设计需求,表明本文所建立的退役反应堆放射性活化源项计算方法和模型是适用的。     

核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析

基于LHS（拉丁超立方体抽样）方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电（SBO）严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明：压力容器内的氢气产量在239～424 kg范围内,相当于34.5%～61.2%锆 水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。     

UF_6气态泄漏与液态泄漏事故源项的计算与比较

UF_6泄漏是核燃料循环设施发生频率最高的事故,针对UF_6特性,本文分别对在高温高压下UF_6气态泄漏和液态泄漏的释放途径及源项进行了分析计算与比较,本文的分析计算对于深入理解UF_6泄漏现象,为事故后果评价提供准确事故源项具有重要意义。     

Verification of Source Term Estimation Method against Measured Data for Decommissioning Waste from a CANDU Reactor

The method for the establishment of an equilibrium core model proposed in the previous paper and the source term calculation method proposed in this paper for the characterization of decommissioning waste were verified by comparing the nuclide inventory estimated by MCNP/ORIGEN2 simulations with the measured nuclide inventory according to a chemical assay in an irradiated pressure tube discharged from Wolsong Unit 1 in 1994. At first, the time-average pseudoequilibrium full-core model of Wolsong Unit 1 was developed on the basis of the previously proposed modeling method for the activation of in-core and ex-core structural components. Then, the application level of the neutron flux and cross section in the radionuclide buildup calculation were compromised. Fourteen major actinides and fission products were considered to represent the irradiated fuel condition, and a geometry simplification was also introduced in the burned full-core model for MCNP simulation. The assumption of a constant neutron flux and capture cross section as a function of the irradiation time was applied in the radionuclide buildup calculation in ORIGEN2. As a result, the values estimated from the analysis system agreed with the measured data within a difference range of 30%. Therefore, it was found that the MCNP/ORIGEN system and source term characterization method proposed can be viable to estimate the source terms of the decommissioning waste from a CANDU reactor.     

Source Term and Mobilization Assessment in NSSR-1 of ITER

We describe the radioactive sources in the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). The most important sources are co-deposited tritium, tritiated water, tokamak dust, and corrosion products. The co-deposited tritium is limited to 1 kg-T; the total on-site tritium inventory in the Basic Performance Phase (BPP) is 4 kg-T. Tritiated water concentrations are kept below 0.2 g-T/m³ in the divertor; other coolant loops have lower tritium concentrations. The in-vessel dust inventory is up to 100 kg-W, 100 kg-Be, and 200 kg-C. The activated corrosion product inventory is kept below 10 kg per loop.     

秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。     

福岛第一核电厂事故源项估算及方法比较

本文参考日本福岛第一核电厂的部分资料,利用美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》（NUREG-1465）以及国际原子能机构发布的《为轻水堆设计估算参考源项所提供的简化方法》（IAEA-TECDOC-1127）两份技术文件中的假设条件,分别计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项。同时通过对堆芯积存量、抑压水池净化...     

压水堆严重事故过程中堆内氢气源项分析

采用一体化严重事故分析程序ASTEC,分别对丧失给水事故(LOFA)和全场断电事故(SBO)进行了模拟。结合丧失给水事故阐述了Zr、Fe、B4C与水氧化反应的机理,比较了Zr、Fe、B4C氧化反应释放的氢气的质量、速率和氧化反应开始的时间。结果表明,事故早期氢气主要来自Zr的氧化反应,Fe氧化反应产生的氢气约占氢气总产量的10%。另外,还比较了LOFA和SBO事故过程中氢气的释放。结果表明,同一反应堆在不同的严重事故进程中产生的氢气的质量、速率、氧化开始的时刻以及堆内氢气分布可能有很大的差别。因此,在进行事故早期氢气源项风险评价的时候要根据不同的事故进程,具体问题具体分析。