压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。     

基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。     

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%。     

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。      

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。     

压水堆核电厂厂房内气载放射性活度的分析与评价

介绍压水堆核电厂厂房内气载放射性活度计算的基本方法。根据相关1000 MW级压水堆核电厂的设计经验,分析正常功率运行、停堆余热排出和反应堆压力容器顶盖打开的各阶段惰性气体、裂变产物、活化腐蚀产物和氚的气载活度浓度。由燃料包壳破损和氧化操作导致的主回路碘峰及活化腐蚀产物急速增加,特别对余热排出阶段引起气载活度浓度升高的现象进行了详细计算。最后,基于核电厂各运行阶段的气载放射性活度变化趋势,就运行人员的内照射防护措施和通风排气设计提出改进意见。     

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。     

核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨

在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。     

非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究

非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。