ARCON96模型计算行为研究及其与高斯模型在大气弥散因子估计中的比较

ARCON96模型是NRC推荐用于核电站主控室可居留性评价的大气弥散因子计算模型。相比于以往的模型,ARCON96模型根据场地实验修正了近距离和静风条件下的扩散参数,使其估计结果更符合实际。本工作研究了ARCON96模型在大气弥散因子估计中的计算行为,并与经典高斯模型进行了比较。随着距离的增加,ARCON96模型估计的大气弥散因子与风速的函数关系逐渐由钟形曲线过渡到近似高斯模型的曲线。同时,随着距离的增加,大气弥散因子最大值所对应的气象条件也逐渐由非静风转变为静风。在各个距离下,ARCON96模型所估算大气弥散因子均小于高斯模型。     

ARCON96在核电站主控室可居留性评价中的应用及其与组合尾流模式的对比

ARCON96是目前NRC推荐用于核电站设计基准情况下主控室可居留性评价的大气弥散因子的计算程序。基于国内某核电站厂址实测气象数据,用ARCON96程序对大气弥散因子进行了计算和分析,并将ARCON96计算结果与国内目前采用的组合尾流模式进行了对比。结果表明,ARCON96程序对于主控室可居留性评价中的大气弥散因子计算具有很好的适用性,其计算结果比组合尾流模式略为保守。     

核电厂年均大气弥散因子估算中有关参数和修正方法的影响分析

本文通过对涉及排放条件、气象条件、下势面条件以及污染物性质等方面的有关参数和修正方法进行充分的分析,确定有关参数和修正方法对年均大气弥散因子的影响范围和程度。结果表明,各个模式参数和修正方法的影响程度和范围各不相同,其中混合释放方式和风随高度的变化等因素很显著,其他一些因素如复杂地形、扩散参数、稳定度分类方法、热内边界层等的影响基本上在2～3倍之内。而通常人们比较关注的因素（如扩散参数、气象资料获取率等）的影响并不显著,从工程项目环境影响分析与评价的角度来看,应合理制定或适当简化这方面的评价程序。     

小型堆非居住区和规划限制区计算模型对比分析

为明确小型堆非居住区和规划限制区的计算方法,选择合适的计算模型,减少审评过程中存在的问题,本研究首先介绍了小型堆的定义,并比较了我国和国际上对小型堆定义的差别。同时说明了我国对小型堆非居住区和规划限制区设置的剂量准则和计算要求。并基于美国NRC发布的RG4.28草案,对比分析了其推荐的现实模型ARCON96与保守模型PAVAN之间的差别。ARCON96模型相比于PAVAN模型能够很好地考虑静风和尾流的影响,更真实地模拟了设施近距离的扩散情景,可有效的缩小非居住区和规划限制区的范围,进而提升小型堆的经济性。     

RODOS系统中两种大气弥散模型链的比较

通过对RODOS系统中两种大气弥散模型链在均匀和非均匀气象条件情况下风场与大气扩散的计算结果进行比较，表明：在进行核事故后果评价中采用风场模式确定烟羽输送轨迹是非常重要的，特别是对于复杂地形厂址；分段烟羽模式的ATSTEP模型在整个评价区采用单点风资料，仅在乎坦均匀地形和稳定条件下是一种有用的近似，对于复杂地形厂址其适用性将受到限制；从对风场的处理方法和对大气扩散的模拟角度看，采用Lagrange移轨迹烟团模式的RIMPUFF模型模拟的结果相对要好。     

AIRDOS-EPA程序评述

AIRDOS-EPA 程序是 ORNL 为美国环保局(EPA)编制的,用于评价、审定核设施大气释放环境影响的 FORTRAN 语言程序.程序采用了修正的高斯烟柱方程和美国核管会管理导则 1.109的食物链模式.本文扼要介绍了程序模式和功能,并进行了简要评价。     

中性层结下核电厂烟羽弥散数值模型有效性分析

采用CFD方法建立核电厂烟羽大气弥散模型,计算中性大气层结条件下烟羽分布。该模型采用垂直风速廓线表征的速度和温度梯度方式分类大气稳定度,将烟羽弥散模拟计算结果与经典解析理论计算结果进行对比,分析烟羽弥散CFD计算结果的抬升规律、烟羽空间浓度分布和扩散参数,对模型进行有效性分析。所得结果与经典解析结论基本一致。研究表明,该烟羽大气弥散模型可用于核电厂烟羽大气弥散过程的研究。     

G类稳定度在PAVAN软件计算内陆厂址大气弥散因子应用中的探讨

本文探讨了在获取气象数据三维联合频率时,使用美国核管会导则RG 1.23中提供的大气稳定度划分方法,即包括G类极端稳定度,对PAVAN程序计算静风频率较高、平均风速较小的内陆厂址大气弥散因子的影响。分析表明,与采用HAD 101/02根据温度梯度和风速确定的大气稳定度的方法获取的计算输入相比,该方法处理计算输入,得到的大气弥散因子约减小了1/2。由于RG 1.23大气稳定度划分方法对于稳定类天气的划分更加精细,在利用PAVAN软件计算时,可充分考虑到小风情况下的风摆效应,得到适当保守且较为适用于内陆厂址条件的大气弥散因子。     

不同扩散参数与气象条件对核电厂年均大气扩散因子的影响

基于田湾核电厂厂址1997～1999年和福建惠安核电厂厂址1995～1997年百米逐时气象数据，对四组不同扩散参数(厂址实测、IAEA推荐值、Briggs以及Pasquill参数系)对两核电厂厂址的年均大气扩散因子计算值的影响作了估算，分析表明，采用IAEA和Briggs扩散参数与厂址实测值的偏差小于20％。同时估算了不同年份气象数据对年均大气扩散因子的影响。     

关于γ浸没外照射短期大气弥散因子的计算方法

关于γ浸没外照射短期大气弥散因子，以前通常使用半无限体源作近似计算，由于高源近距离的计算不合适，故本文对新的计算模式在烟羽轴线上给出它的计算方法。     

Radiological habitability evaluation of the control room of the high-temperature reactor pebble-bed module: post-accident dose assessment and sensitivity studies

The radiological habitability of a control room is important for nuclear emergency response, which is also a licensing prerequisite for nuclear power plants. It is determined by both atmospheric relative concentrations and doses received via different pathways. However, most recent studies have focused only on the former, which may not be adequate. The present study therefore investigates the radiological habitability and its sensitivity to different parameters in the high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module power plant. For three typical accidents, the study estimates the body, thyroid and skin doses received via different pathways using the Nuclear Regulatory Commission recommended ARCON96 and dose calculation method in RG 1.195. To make a realistic evaluation, the latest design and site-specific information, including the unique accidental source term, are collected and used as input parameters. The evaluation results reveal that the total dose of different pathways in the control room is far below the limit, which demonstrates the effectiveness of the current design. The inhalation exposure is the dominant pathway, and iodine and caesium are the primary contributors of the inhalation dose. The particle filter removal fraction is the most influential parameter in an accident which the activities of metal radionuclides are high.     

Measurement of keV-Neutron Capture Cross Section of 96Zr

The neutron capture cross section of ⁹⁶Zr at incident neutron energies from 15 to 100 keV has been measured by the time-of-flight method. Capture γ-rays were detected with an anti-Compton NaI(Tl) spectrometer, and the pulse-height weighting technique was applied to derive the neutron capture cross section. The present measurement provided the capture cross section as a function of incident neutron energy in the keV region. The results were compared with previous measurements and cross section data in the evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0, JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0, and ENDF/B-VI.8. The present results revealed considerable underestimation of the evaluated cross sections in the high-energy region of 35–100 keV.     

一维自然循环比例分析的理论模型

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。     

Computer Simulation Study of Transient Diffusion of Cesium through Granite with Unsteady-State Diffusion Model

A steady-state diffusion model has been used widely to determine the diffusivities of radionuclides in rocks. Buffer container at the source solution side is used to keep the concentration constant. It is suitable for non-sorptive species, but not for sorptive species. Some researchers proposed a unsteady-state diffusion model recently. It is possible to use simple experimental apparatus without buffer container to measure the diffusivity with this model. To obtain the diffusional information more easily according to the sorption properties of radionuclides, through- diffusion experiments were performed in granites. Methods of determining of diffusivities are discussed according to sorption properties of species. For the non-sorptive species, the steady- state diffusion model was effective to determine the diffusivity. For the sorptive species, the analytical solution of the unsteady-state diffusion model found to be more appropriate to determine the diffusivity. Surface diffusion of sorbed species on rock did important role in diffusive transport.     

Theoretical calculations and evaluations of n+23Na reaction

The data for neutron-induced reactions are indispensable in a lot of applications of nuclear science and technologies. All reaction cross sections, angular distributions, energy spectra, and double-differential cross sections of neutron, proton, deuteron, triton, and alpha-particle emissions are consistently calculated and analyzed for n+~(23)Na reactions at incident neutron energies below200 Me V, based on nuclear theoretical models. The calculated results are compared with the experimental data and the evaluated data in the ENDF/B-VII, JENDL-4.0,and JEFF-3.2 libraries. In most cases, the calculated results describe the corresponding experimental data well. At the resonance energy region, evaluated experimental data are adopted to fit to the resonance structures.     

关于引发持续裂变链概率的理论分析

对于具有弱源的裂变材料有限增殖系统,基于中子增殖随机理论,讨论分析了相关引发持续裂变链概率问题。在理论处理中,把常规点堆概念模型推广成为同中子位置、速度(x,v)的一种改进形式。加上使用扩散近似方法,给出了上述概率近似解及相关估算结果,还同前人工作的点堆概念模型结果做了比较,相应结果基本一致,但本模型方法能增添关于分布的细节内容。     

海基核动力装置自然循环数学模型的建立与运行特性研究

建立了适用于海基核动力装置自然循环运行分析的理论模型,主要包括两相不平衡态、五方程的漂移流模型;改进的混合物动量守恒方程来描述海洋条件引起的附加压降;采用多压力节点模型进行压力矩阵的求解;选择非等温模型计算两相摩擦因子,并考虑摇摆对摩擦因子的影响;对低雷诺数自然循环工况下阻力件的能量损失因子进行了修正;考虑摇摆与浮沉对换热系数的影响;建立了两群三维时空中子动力学模型,采用基于非线性迭代的半解析节块法来求解中子扩散方程.对海基核动力装置在横摇、纵摇、横倾、纵倾、浮沉、直线变速、回转等条件下的自然循环运行特性进行了研究.